含^60Co和^152Eu放射性废液的水泥固化配方研究

针对含60Co3.8×105Bq/L、152Eu6.67×105Bq/L、总放射性活度为2×107Bq的放射性废液进行了水泥固化配方及工艺试验研究。结果表明水泥浆流动度和初凝时间随水灰比增大而增大,而固化体的抗压强度则随其增大而降低。优选配方的水泥固化体各种性能均满足中低放废液固化体性能要求水泥浆流动度≥130mm;水泥固化体28d抗压强度＞7MPa;42d浸出率60Co为1.84×10-4cm/d、152Eu为2.76×10-5cm/d（剂灰比0.15）,60Co为5.47×10-4cm/d、152Eu为1.55×10-4cm/d（无添加剂）;总β的累积浸出分数（42d）分别为1.7×10-2cm（剂灰比0.15）和3.5×10-2cm（无添加剂）。     

泡沫去污废液水泥固化研究

报道了泡沫去污废液的水泥固化基础配方实验及其固化体性能研究的结果。通过水泥固化配方筛选试验 ,推荐固化体水灰比为 0 .3。其固化体物理性能和核素浸出性能分别为 :抗压强度 ,2 4 MPa;1 3 4 Cs、60 Co、2 3 8Pu在第 4 2 d的浸出率分别为 9.98× 1 0 - 4、4 .36× 1 0 - 6、1 .4 1× 1 0 - 7cm/ d。     

特种水泥固化放射性废离子交换树脂的初步研究

本文采用一种新型的 ASC特种水泥 ,研究了放射性废离子交换树脂的水泥固化技术。实验得到的最佳配方为 10 0 0 g水泥 + 5 0 0 g树脂 + 35 0～ 4 0 0 m L水 ,据此配方获得的固化体包容量为 4 2 %～4 8% ,其 2 8d抗压强度为 2 0± 2 MPa。第 4 2 d13 7Cs、90 Sr和60 Co的浸出率分别为 :7.92× 10 -5、5 .7× 10 -6和 1.19× 10 -8cm/ d。结果表明 ,该种水泥固化体的抗压强度、包容量及浸出率均明显优于普通水泥     

中放废液大体积浇注水泥固化配方研究

本文研究了后处理厂中放蒸残液和元件脱壳的偏铝酸钠废液大体积浇注水泥固化的特殊工艺配方。实验用525普通硅酸盐水泥,模拟废液中分别含~(134)Cs 和~(85)Sr,其放射性浓度均为3.7×10(?)Bq/L。实验结果表明,选用加 DH 型水泥添加剂的配方可满足大体积浇注固化池内水泥浆“自流式”流平的技术要求,水泥浆的流动度达0.19m 以上;近似绝热养护后的中放蒸残液和偏铝酸钠废液固化体的抗压强度分别大于7.8和10MPa,固化体性能良好,近似绝热养护28天,两种固化体42天时~(134)Cs 和~(85)Sr 的浸出率均低于1.0×10~(-2)cm/d。     

大体积浇注水泥固化有机废液的配方研究

本文报道了用于大体积浇注水泥固化后处理厂有机废液(30%TBP+70%OK)的基础配方的研究方法和结果。在乳化-固化工艺中以醚类表面活性剂 OUPE 为乳化剂,市售水泥外加剂 DH_(4A)为缓凝剂;在吸附-乳化-固化工艺中除上述试剂外又加入 DX-SL 或 ZX-SL 活性炭作为吸附剂。试验结果表明,二种不同固化工艺所得固化体中有机废液包容量分别为其总重量的15%和18%,固化体抗压强度均大于5MPa;第二种固化工艺所得固化体的核素浸出率低于第一种,后者在第42天的浸出率分别为:~(137)Cs,3.5×10~(-4)cm/d;~(90)Sr,3.2×10~(-4)cm/d;~(239)Pu,1.3×10~(-6)cm/d。     

焚烧灰造粒水泥玻璃固化体抗浸出性能研究

对焚烧灰造粒水泥玻璃固化体的抗浸出性能进行了研究,研究内容包括焚烧灰造粒水泥玻璃固化体的抗浸出性能和水泥玻璃净浆固化体的抗浸出性能。结果表明,在焚烧灰造粒水泥玻璃固化的基础配方(硬化剂,30%;水玻璃,66%;水泥,3%;外加剂,1%)上制备的焚烧灰造粒水泥玻璃固化体和净浆固化体的抗浸出性能好于水泥固化体的国家标准规定的要求,对于核素85Sr和134Cs,第42天的浸出率均≤1.5×10-4cm/d,累积浸出分数均小于6.23×10-2cm。     

模拟放射性含氟废液水泥固化配方的研究

本文以沸石、硅灰、石英砂为添加剂,按照质量比m（沸石）∶m(硅灰)∶m（石英砂）∶m（水泥）=1∶1∶3∶10配方对模拟放射性含氟废液进行水泥固化。由配方得到的水泥浆流动度和初、终凝时间满足桶内固化要求。测定了水泥固化体28 d的抗压强度、抗浸泡性和抗冻融性实验后的强度损失,进行了抗冲击性能测试和模拟核素浸出实验。结果表明,该配方可有效地固化模拟放射性含氟废液,固化体28 d抗压强度、各项实验强度损失和模拟核素浸出率均满足GB 14569.1-2011的要求。水泥固化体的F^-浸出率很低,XRD显示F^-以CaF₂形式存在。废液中F^-质量分数控制在1%较为合适,此时水泥固化体终凝时间为14 h,F^-的42 d浸出率为2.54×10^-3 cm/d。     

放射性化学沉淀泥浆水泥固化研究

本文探讨了用水泥同化放射性化学沉淀泥浆的可行性,研究了同化工艺配方和固化物的浸出性能。固化试验结果表明,固化体中添加20%斜发沸石可提高固化体的抗压强度,降低固化体中~(137)Cs 的浸出牢;固化体上表面复盖3mm 厚的沥青浸泡1066d,铯累积浸出分数仅6.87×10~(-2)cm;固化体外表面包复薄层沥青后,铯累积浸出分致更低,仅9.12×10~(-5)cm。     

模拟低中放废物水泥固化体在地下水中浸出性能的研究

本文采用国家标准方法 ,对硝酸钠、偏硼酸钠和阳离子交换树脂三种模拟低中放废物水泥固化体在浅地层处置环境地下水中的浸出性能进行了实验研究。实验结果表明 ,浸出实验第 42天时 ,硝酸钠、偏硼酸钠和阳离子交换树脂三种模拟废物水泥固化体中 90 Sr的浸出率分别为 1 .5× 1 0 - 6、8.9× 1 0 - 6和 6 .5× 1 0 - 6cm/d,1 37Cs的浸出率分别为 4.5× 1 0 - 6、1 .3× 1 0 - 6和 1 .4× 1 0 - 5cm/d,均优于标准要求。按浸出结果计算了三种模拟废物固化体中 90 Sr和 1 37Cs的扩散系数 ,可作为低中放废物浅地层处置安全评价研究的源项参数     

硅灰对硅酸盐水泥滞留铀(Ⅵ)性能的影响

在25℃下,通过浸出试验,用模拟地下水浸出42 d,比较不同硅灰掺量时硅酸盐水泥固化体对铀的滞留能力。结果表明随硅灰掺量的增加,水泥固化体对铀的滞留能力也在增加;硅灰掺量为15%时,水泥固化体的扩散系数为7×10-3cm3.d-1,仅为不掺硅灰时的5.5%。     

Isospin Distribution of Fragments in Reaction ~(96)Ru ~(96)Ru, ~(96)Ru ~(96)Zr,~(96)Zr ~(96)Ru,and ~(96)Zr ~(96)Zr at Beam Energy 400 AMeV

The isospin distribution of particles and fragments in collisions 96Ru 96Ru, 96Ru 96Zr, 96Zr 96Ru, and 96Zr 96Zr at beam energy 400 AMeV is studied with isospin dependent QMD model. We find the rapidity distribution of difference between neutron-proton number in neutron rich nucleus-nucleus collisions at intermediate energies is sensitive to the isospin dependent part of nuclear potential. The study of the N/Z ratio of nucleons, light charged particles (LCP) and intermediate mass fragments (IMF) shows that the isospin dependent part of nuclear potential drives IMF to be more isospin symmetric and emitted nucleons to be more neutron rich. We also study the time evolution of the isospin distribution     

Measurement of ~(25)Mg(~7Li,~6He)~(26)Al Angular Distribution

<正>In order to study the 58keV resonance in ~(25)Mg(p,γ)~(26)Al reaction,the measurement of the~(25)Mg(~7Li,~6 He)~(26) Al*_(6.364)reaction was carried out by using a 31.5 MeV ~7Li beam from the HI-13tandem accelerator,Beijing.The 200 enA 7Li beam impinged on ~(25)MgO,~(24)MgO and ~(12)C target,     

Investigation of production of medical ~(82)Sr and ~(68)Ge for ~(82)Sr/~(82)Rb and ~(68)Ge/~(68)Ga generators via proton accelerator

How to operate~(82)Sr/~(82)Rb and ~(68)Ge/~(68)Ga generators used in the positron emission tomography scan process is explained, and the importance of ~(82)Sr and ~(68)Ge radionuclides for these generators is revealed. To produce medical ~(82)Sr and ~(68)Ge by means of a proton accelerator in an irradiation time of 24 h, a proton beam current of250 l A, and an energy range E_(proton)= 100 →5 MeV, the cross sections and the neutron emission spectrum curves of(p,xn) reaction processes on Rb-85, Ga-69 and Ga-71 targets were calculated, and the activities and yields of the product were simulated for the reaction processes. Additionally, the integral yields of the reaction processes were determined via the calculated cross-sectional curves and the mass stopping power obtained from the X-PMSP program. Furthermore, based on the obtained results, the appropriate reaction processes for the production of ~(82)Sr and ~(68)Ge isotopes on Rb-85, Ga-69, and Ga-71 targets are discussed.     

Near-barrier Fusion Evaporation and Fission of ~(28)Si+~(174)Yb and ~(32)S+~(170)Er

<正>Heavy-ion induced fusion-fission reactions at energies around the Coulomb barrier have attracted much attention~([1-2]),due to many degrees of freedom involved in the interaction processes.It has been experimentally proved that the coupled interactions of some intrinsic motions and relative motion play a significant role in the process that     

Model-based cross section calculations on production of ~(43,34)Sc,~(45)Ti,~(51)Cr,~(54)Mn,and ~(55)Fe radioisotopes

A cross section database on excitation functions of reactions produced by charged particles is essential for many areas of nuclear research. Particularly, accurate knowledge on nuclear cross sections for the cyclotron production of radioisotopes is very important for nuclear medicine. In the present paper, the cross section calculations for the production of~(43),~(34)Sc,~(45)Ti,~(51)Cr,~(54)Mn, and~(55) Fe radioisotopes were carried out by the use of ALICE/ASH code using the Fermi gas model, Kataria Ramamurthy Fermi gas model, and superfluid nuclear model for nuclear level density. Thereby, these model calculations were compared with the available measured data.     

被动累积~(222)Rn-~(222)Rn探测器

本文采用 2只扩散杯 ,一只选择渗透率较大的滤膜 ,使2 2 2 Rn和2 2 0 Rn能很容易的进入。另一只选择渗透率较小的滤膜 ,该滤膜只允许2 2 2 Rn进入 ,半衰期较短的2 2 0 Rn被阻挡在外面。通过不同滤膜扩散率的差异 ,改变探测器的空气交换率 ,从而达到同时测量2 2 2 Rn和2 2 0 Rn的目的     

~(107)Ag(d,2n)~(107)Cd和~(109)Ag(d,2n)~(109)Cd反应的激发函数

用13.4MeV的氘束轰击天然银迭靶,银箔前后用铝箔作捕集减能膜。实验确定了~(107)Ag(d,2n)~(107)Cd和~(109)Ag(d,2n)~(109)Cd反应的激发函数,同时作了理论计算。由结果可见,实验值与理论值吻合得很好。     

我国膳食中~(90)Sr、~(137)Cs、~(226)Ra、~(228)Ra、~(210)Pb 和~(210)Po含量及其所致内照射剂量

作为1990年全国总膳食调查的放射性物质部分,本文报道了组成我国膳食的各类食品中~(90)Sr、~(137)Cs、~(226)Ra、~(228)Ra、~(210)Pb 和~(210)Po 含量的测定结果;按调查所得膳食组成和食品中核素含量,估算了我国居民(成年男子)当前这些核素经食入所致年摄入量和待积有效剂量当量。结果表明,每年食入所致总待积有效剂量当量约为0.24 mSv,贡献较大的食品是蔬菜、水产品和谷类,贡献较大的核素为~(210)Pb、~(210)Po 和~(228)Ra。这些结果更新了我国膳食中这些核素的资料,补充了来自饮水的数据。文中还讨论了我国膳食组成的地区差异及其对居民摄入量和所致内照射剂量的影响。     

^89Sr和^90Sr的同时定量测定

一、引言关于多组份的β源的同时定量测定,Biller曾提出用跟踪测量-图解法获得各组份的量,但是对于寿命较长的~(89)Sr和~(90)Sr-~(90)Y的测量则不适用。为了测量它们,一般采用选择适当的冷却和测量时间,使多组份β源简化为单组份的贡献。所以,有关~(89)Sr和~(90)Sr的同时定量测定尚未见文献中报道。~(90)Sr的半衰期较长(T_(1/2)=28.6a),其子体~(90)Y的β射线能量较高(2.284 MeV),是极毒物质。通过~(235)U裂变生产的口服或注射用的医用同位素(如~(99)Mo-~(99)Tc发生器)中的~(89)Sr和~(90)Sr的含量必须符合我国卫生部部颁标准(~(89)Sr为6×10~(-5)%,~(90)Sr为6×10~(-6)%)。这就需要有一个合适的定量测量方法。为此,本工作研究和建立了β发射核~(89)Sr,~(89)Sr-~(90)Y的分离和同时定量测定的方法。     

间位碘代苄胍硫酸盐的合成和快速标记

本文介绍了用碘代芳烷基溴与游离胍缩合,合成了肾上腺髓质显像剂——间位碘代苄胍硫酸盐(MIBG sulfate);同时介绍了放射性碘标记MIBG的快速标记方法——热液熔融法;探讨了标记的最佳条件,确定标记反应温度为170—180℃、反应时间为1h、溶液体积为20—25μl,标记率可达95％。