反应堆一回路冷却水中主要活化腐蚀产物的分离和测定

本文介绍了用离子交换法分离和测定反应堆一回路冷却水中主要活化腐蚀产物。被分离的主要核素是:~(59)Fe、~(58,60)Co、~(54,56)Mn、~(51)Cr、~(65)Zn、~(64)Cu、~(24)Na等。该方法的原理是利用各核素在树脂上的交换势不同和某些络合剂在一定pH下和核素的络合能力的差异来达到阳柱上组分离。然后,再用在不同浓度盐酸介质中各核素形成阴离子的能力的不同,通过阴柱分离,达到单个核素分离。方法回收率为83—95%,精度为1.6—6.0%。 用此方法对实际水样中的活化腐蚀产物进行分离和测定,结果是满意的。     

放射性核素迁移的实验室研究——Ⅱ.用混合裂变产物溶液研究核素在地质材料上的吸附

应用裂变产物混合物做为示踪剂研究了~(137)Cs,~(141,144)Ce,~(103,106)Ru,~(103,106)Ru,~(95)Zr,~(95)Nb,~(89,90)Sr在花岗岩、凝灰岩、页岩上的吸附行为。应用批式技术测定了吸附比。核素的γ放射性是用连有SCORPIO-3000多道计算机系统的Ce(Li)探测器测量的。β放射性~(89,90)Sr是放化分离后在G-M计数器上测量的。结果表明:凝灰岩、页岩能强烈吸附Ce,Nb,Zr;吸附Cs居中;吸附Sr,Ru较差;花岗岩的吸附性能都差。     

从裂变产物中快速放化分离~(144)La的方法研究

为测量短寿命核素~(144) La的衰变数据,需要制备出高丰度、高活度的~(144) La样品。本工作采用"两步延迟分离法"分离流程,以二(2-乙基己基)磷酸酯(HDEHP)萃取为手段,利用SISAK装置在10s内实现~(144 )Ba-~(144 )La的分离,放置20s后再采用P204萃取色层柱提取由~(144 )Ba新生长出来的~(144 )La。通过详细研究萃取时间、萃取剂浓度、介质条件等因素对萃取分配比的影响,确定了从新生裂变产物中快速放化分离~(144) La的流程。流程所需时间约50s,La的化学回收率约为75%。     

裂变产物中锑的色层分离方法研究

为测定127Sb的裂变产额及衰变γ射线分支比,需研究裂变产物中锑的放化分离方法。本文研究了盐酸及硝酸溶液中Sb(Ⅲ)及Sb(Ⅴ)在Dowex 1×4、TEVA、TRU、UTEVA、硅胶等5种固相分离材料上的吸附性能,探讨了主要干扰金属离子的吸附行为,随后优化了与相关上柱、洗涤、洗脱等操作的工艺条件。依据实验结果,提出了一个硅胶和TEVA树脂联用的色层分离流程,并采用辐照铀靶溶解液进行了流程检验。结果表明,该流程对锑的化学收率大于80%,对高产额核素及干扰127Sb γ能谱测量的主要核素的去污因子均在10×103以上。该流程便于实现远程自动化操作,避免了价态调节和介质转换,且无需大量同位素载体的加入,适用于127Sb裂变产额测定中锑的放化分离,以及放化纯级127Sb制备过程中锑的初步分离。     

从混合裂变产物中分离铪

进行了从短期冷却的混合裂变产物中分离铪的研究。测定了在不同Zr,Hf载体量时的分离因子α和分离度R_3值,推荐了一个分离放化纯~(181)Hf的流程。方法简单,对裂变产物的去污因子为10~8～10_9,对~(95)Zr的分离因子为～10_6,化学产率为60～70％。     

裂变产物中~(99)Mo的分离测定

本文叙述了用α-安息香肟-乙酸乙醇从裂变产物中萃取分离测定~(99)Mo的方法。研究了RCl、HNO_3、HF、H_2C_2O_4、H_2O_2的浓度和α-安息香肟与钼的克分子比对钼萃取率的影响。在不同酸度下α-安息香肟对Nb、Ru、Te的萃取情况,着重研究了Nb的去污方法。对用PbMoO_4沉淀形式测定钼的化学收率,做了必要的实验,以取代α-安息香肟钼灼烧制源的方法。用本文推荐的程序(两次α-安息香肟萃取,PbMo0_4制源)分离出的~(99)Mo经Ge(Li)γ谱仪鉴定、在25天内未发现放射性杂质,方法精密度为1.1%。     

Al_2O_3-阴离子交换双柱色层法分离高纯度的~(99)Mo(F.P.)

本文报道采用Al_2O_3-阴离子交换双柱色层法,从铀-235裂变产物中分离医用~(99)Mo(F.P.)的条件。在保证~(99)Mo(F.P.)具有较高纯度和收率情况下,重点研究了~(99)Mo的吸附、解吸以及杂质核素的洗涤条件。     

裂变产物中89Rb的分离

为将短寿命核素89Rb从裂变产物中分离出来,,考虑从其母核放射性惰性气体核素(Kr)开始分离.在已建立的低温冷阱分离装置上改造出双冷阱,以实现惰性气体核素的Kr-Xe的两步分离.结合气体同位素交换技术,成功地从复杂裂变产物中将89Rb与Xe、Cs等干扰核素分离,大部分γ核素的去污系数达到104以上.     

低温冷阱法分离裂变产物中138Cs

为将短寿命核素138Cs从裂变产物中分离出来,考虑从其母核放射性惰性气体核素(Xe)开始分离.利用不同气体的饱和蒸气压的不同,设计加工了一套低温冷阱分离装置来实现惰性气体核素的分离.结合气体反冲传输技术,该装置成功地应用于从复杂裂变产物中将138Cs与Kr、Rb等干扰核素分离,大部分Υ核素的去污系数达到104以上.     

^238U裂变产物传输效率的测定

用气喷咀反冲传输技术将14MeV中子引起~(288)U裂变的裂变产物从照射位置传输到15m远的实验区.氮气作传输气体,KCl作添加剂.活性炭和混合纤维素酯微孔滤膜作阻止、吸附材料.Ge(Li)探测器测得的12个核素的传输效率大都在40—70％之间。     

长寿命裂变产物核素核数据测量进展

文章对与高放废物深地层处置以及分离嬗变相关的半衰期大于10a、裂变产额高于0.01%的13种长寿命裂变产物核素的半衰期、裂变产额和热中子反应截面的测量研究、数据现状及其进展进行概要评述。就长寿命核素的分离纯化、原子数测定及放射性活度测量方法和技术进行了分析和论述。     

色层分离—原子吸收／火焰光度法测定UO2中痕量碱金属元素

色层分离-原子吸收/火焰光度法是为分析测定动力堆元件、UO_2粉末和芯块中痕量Li、Na、K和Cs而研究建立的标准分析方法。样品用HNO_3溶解后调成5.5 mol·l~(-1)HNO_3介质,通过TBP色层柱,将待测元素与U分离。分别用FAAS和TAES法测定淋洗液中的Li、Na、K和Cs。取样量为0.5g时,4个元素测定下限均为2×10~(-6)。K和Na含量为10×10~(-6)、Li和Cs为5×10~(-6)时,加入回收率为96%-106%。相对标准偏差在7%以内。     

包覆燃料颗粒裂变产物释放试验

在中国原子能科学研究院的重水研究堆上辐照了四组包覆颗粒燃料样品,每组分成两份,分别置于两个静态辐照罐中辐照到燃耗为0.394％fima和0.788％fima。辐照冷却后的样品进行了退火试验,测定了~(133)Xe和~(131)I的释放率,测量值都在10~(-6)～10~(-7)。在同样的条件下测定了裸核芯的裂变产物释放率。包覆燃料颗粒的和裸核芯的裂变产物释放率之比在10~(-5)～10~(-6)。     

HDEHP萃取法从裂变产物中分离~(142)La

用二 (2 乙基己基 )磷酸 (HDEHP)作萃取剂 ,二甲苯作稀释剂 ,在盐酸介质中 ,研究了从裂变产物中分离14 2 La的最佳条件 ,提出了“两步延迟分离法”的分离流程。流程所需时间约 1h ,14 2 La的化学回收率约80 % ,对主要γ核素的去污因子大于 1× 10 3 。     

球床氟盐冷却高温堆中~6Li摩尔浓度对冷却剂温度反应性系数影响的研究

球床氟盐冷却高温反应堆作为第四代反应堆,选用2LiF-BeF2做冷却剂。2LiF-BeF2中含有微观吸收截面很大6Li核素,其摩尔含量会对冷却剂的温度反应性系数造成影响,因此研究6Li摩尔含量对冷却剂温度反应性系数的影响十分必要。本文以无限球床为计算模型,利用SCALE6(Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation)对不同6Li摩尔含量的冷却剂温度反应性系数进行研究。分析结果表明,当冷却剂中6Li摩尔含量占Li元素总量的0.005%时,冷却剂中6Li和7Li的宏观吸收截面大致相当;随着6Li摩尔含量的增大,冷却剂的温度反应性系数由负向正转变,并逐渐增大;基于四因子公式的分析表明,引起冷却剂的温度反应性系数由负变正的主要因素为热中子利用系数的变化。     

包覆燃料颗粒裂变产物释放试验(英文)

在中国原子能科学研究院的重水研究堆上辐照了四组包覆颗粒燃料样品,每组分成两份,分别置于两个静态辐照罐中辐照到燃耗为0.394％fima和0.788％fima。辐照冷却后的样品进行了退火试验,测定了~(133)Xe和~(131)I的释放率,测量值都在10~(-6)～10~(-7)。在同样的条件下测定了裸核芯的裂变产物释放率。包覆燃料颗粒的和裸核芯的裂变产物释放率之比在10~(-5)～10~(-6)。     

应用1-苯基-3-甲基-4-苯甲酰基-吡唑啉酮-5萃取分离和测定裂变产物中Zr~(95)和Nb~(95)的研究

应用0.05M 1-苯基-3-甲基-4-苯甲酰基-吡唑啉酮-5(简称PMBP)的二甲苯溶液作萃取剂研究了HCl和HNO_3浓度对示踪量Zr~(95)和Nb~(95)萃取率的影响,以及从0.05M PMBP-二甲苯溶液中反萃取Zr~(95)和Nb~(95)的条件。提出了从裂变产物中萃取分离和测定Zr~(95)和Nb~(95)的推荐程序;对合成样品进行了分析。本法操作简单,适用于快速分离和测定裂变产物中的Zr~(95)和Nb~(95)。主要裂片的去污因数在10~4—10~6之间,而Zr~(95)和Nb~(95)的互相去污因数也在10~2以上(Zr~(95)对Nb~(95)的去污因数在10~3以上)。同时分离Zr~(95)和Nb~(95)时,四个样品可在一小时内完成;单独分离Zr~(95)时,四个样品可在15分钟内完成。     

环境土壤就地γ能谱分析

本文介绍用Ge(Li)或HPGe探测器,就地测量和分析环境土壤放射性的基本方法。一、引言使用能谱分析技术,就地测量环境土壤放射性的基本方法是Beck等人建立和发展起来的。用这种方法,可以测定土壤中的天然放射性核素~(238)U、~(232)Th和~(40)K,核试验或核设施产生的放射性沉降物~(137)Cs和~(95)Zr—~(95)Nb等核素;也用来直接测定核动力堆的气体排放物,结合高气压电离室,监视动力堆环境。测定土壤中的钚/镅污染,就地Ge(Li)或HPGe系统比传统的FIDLER系统具有更高的灵敏度。     

中国黄土对241Am吸附特性的实验研究

本文简要介绍超铀核素^241Am(Ⅲ)在中国黄土样品中吸附特性的初步研究结果。以^241Am(Ⅲ)溶液为示踪溶液，以黄土为实验介质，测定了^241Am(Ⅲ)在未处理黄土、去除CaCO3黄土、去除有机质黄土、以及去除CaCO3和有机质黄土等四种组分不同的黄土介质中的吸附-解吸等温线、平均吸附分配系数和平均解吸分配系数，分析讨论了^241Am(Ⅲ)在实验介质中的吸附-解吸机理。实验结果表明：在实验条件下，^241Am(Ⅲ)在四种黄土样品中的吸附-解吸等温线均近似为直线；固相成份CaCO3和有机质在黄土吸附^241Am(Ⅲ)的过程中起主要作用。     

强放射性溶液中微量铀的活化分析

本文是用比较法测定强放射性溶液中的微量铀,因常规的活化分析法不能消除样品中原存裂变产物的干扰,我们选择了~(92)Sr的子体~(92)Y作为测定核素。本法对其它裂变产物的去污系数除~(144)Ce-~(144)Pr为1×10~4外,其余都大于1×10~5。精密度为±7%。若有~(239)Pu存在时,会引起正误差。分析4～6个样品,全部分离操作时间需10个小时。