阴离子交换分离控制电位库仑法测定辐照后核燃料元件溶解液中的钚

本文提供了一个阴离子交换分离,控制电位库仑法测定辐照后核燃料元件溶解液大量铀中小量钚的方法。钚(Ⅳ)在7.5 NNO_3介质中吸附在711型树脂床上,用7.5N HNO_3洗涤铀、裂变产物和其它杂质元素后,用0.5N HNO_3-0.02M NH_2OH·HCI洗涤钚,最后以1 NHN0_3为支持电解质,金丝网作工作电极进行库仑测定。测定范围为1—4 mg钚。用化学校正方法,对辐照后核燃料元件溶解液样品7次平行测定的相对标准偏差为±0.33%。     

8 二次离子质谱测定二氧化钚微粒样品的钚同位素比值

含钚微粒中Pu的同位素组成分析是确定Pu的来源的重要信息，这对于核保障、反核走私具有重要意义。本工作研究利用二次离子质谱仪（SIMS）对PuO2微粒样品中的Pu同位素进行精确分析。     

核动力堆辐照后的核燃料元件中铀和钚的测定方法

本文概述了核动力堆辐照后的核燃料元件分析样品的特点、样品的溶解和样品中铀和钚的测定方法。在对这些测定方法进行比较的基础上,推荐了一种较好的测定方法——控制电位库仑法,并对此方法做了较详细的介绍     

γ能谱法测定铀、钚同位素丰度

简单介绍了特殊核材料铀、钚同位素丰度测定在核材料管理和衡算中的作用;着重描述了γ能谱法测定铀、钚同位素丰度的原理和实验方法.实验结果表明,使用高分辨率的高纯锗探测器,γ能谱法测定铀、钚同位素丰度的不确定度在2%以内.     

平均Quittner峰面积法

对于上述方法,Quittner参数L_l、L_h、K_l和K_h如何确定,是一个问题。尤其是对统计涨落较大的弱峰,i_l和i_h位置的变化(即L_l和L_h改变)对结果影响较大(如果K_l、K_h较小)。为此,我们提出了一种新的峰面积计算方法,称平均Quittner峰面积法。     

离子交换色谱流动注射分光光度法测定乏燃料元件溶解液中的钚

为测定乏燃料元件溶解液中钚含量,建立了一个新方法——离子交换色谱流动注射分光光度法。组装了一套仪器,用小颗料Y-701阴离子树脂,自动进样,流通池分光光度测量,采用了合适的洗脱液,获得了理想的钚峰。在Pu/U≈3×10~(-3)时,测定约3μg/ml的钚,相对标准偏差小于5％,25min可完成一次测量,方法简单,快速。     

分配色谱分离-光谱法测定二氧化钚中29种杂质元素

本文叙述了二氧化钚中29种杂质元素的分配色谱分离-光谱测定法。配制了一套带磁力搅拌的溶样装置。采用高沸点油浴溶样,对30mg二氧化钚约20分钟即可完全溶解。方法采用磷酸三丁酯和三异辛胺(1:1)混合萃取剂作固定相,聚三氟氯乙烯粉作支持体,3.5N硝酸作流动相的柱分配色谱法,从30mg二氧化钚中分离出待测杂质元素,使它们全部收集在1mL接收液中,其中含钚量甚低不干扰测定。采用铟作外加基体,铟和钇为内标元素。以高压火花溶液干渣法在NCП-28型和NCП-51型摄谱仪上联合测定镉、钡、铍、铁、钴、硅、硼、镓、钪、磷、锰、铬、钨、镁、钼、铅、镍、铝、钛、镧、钙、钒、铈、铜、银、锌、锂、钠、钾等29种杂质元素。各杂质的测定范围在3×10~(-6)～3×10~(-2)%之间不等,方法的回收率为83～120%,精密度在±28%以内。吸附在柱上的钚可用4N甲酸作解吸剂,30mg二氧化钚用2mL解吸即可定量解吸。     

分配色谱分离-光谱法测定二氧化钚中29种杂质元素

本文叙述了二氧化钚中29种杂质元素的分配色谱分离-光谱测定法。配制了一套带磁力搅拌的溶样装置。采用高沸点油浴溶样,对30毫克二氧化钚约20分钟即可完全溶解。 方法采用磷酸三丁醋和三异辛胺(1:1)混合萃取剂作固定相,聚三氟氯乙烯粉作支持体,3.5N硝酸作流动相的柱分配色谱法,从30毫克二氧化钚中分离出待测杂质元素,使它们全部收集在1毫升接收液中,其中含钚量甚低不干扰测定。采用铟作外加基体,铟和钇为内标元素。以高压火花溶液干渣法在ИСП-28型和ИСП-51型摄谱仪上联合测定镉、钡、铍、铁、钻、硅、硼、镓、钪、磷、锰、铬、钨、镁、钼、铅、镍、铝、钛、镧、钙、钒、铈、铜、银、锌、锂、钠、钾等29种杂质元素。各杂质的测定范围在3×10~(-6)—3×10~(-2)％之间不等,方法的回收率为83—120％,精密度在±28％以内。吸附在柱上的钚可用4N甲酸作解吸剂,30毫克二氧化钚用2毫升解吸即可定量解吸。     

控制电位库仑法测定四水硫酸钚中的钚含量

本文叙述了一个用控制电位库仑法测定四水硫酸钚中钚含量的方法.测定大约3毫克钚时,方法精密度好于0.1%.用这一方法的测定结果与其他方法进行了比对,证明这一方法是精密的、准确的.     

铀及其他金属离子对痕量钚同位素比质谱测量的影响

环境中大部分的钚来自于核武器爆炸试验、核设施事故和后处理活动，其同位素组成与其来源密切相关。准确测量环境样品中钚的同位素比值及其含量水平，是评估环境中钚对人体可能产生的危害、了解核设施的活动历史、为核保障提供依据的重要工作。由于环境样品中铀钚比约为10^6-7：1，对于痕量钚的分析，铀对钚同位素测量的影响不容忽视；     

Ion Exchange Technology in Spent Fuel Reprocessing

Solvent extraction is the major unit operation employed in spent nuclear fuel reprocessing. The operation yields three streams; fission product waste, uranium product and plutonium product. Ion exchange is primarily used in reprocessing as a tail-end method to concentrate and isolate the plutonium product stream. This review will describe the details of plutonium recovery and purification by both cation- and anion-exchange processing. A brief overview of miscellaneous uses of ion-exchange employed in reprocessing will also be given.     

后处理工艺中叠氮酸测定的离子色谱法

本工作研究肼及其衍生物与偏钒酸铵反应所生成的叠氮酸的单柱离子色谱测定法。首先用氢氧化钠中和样品中多余的酸，再采用VydacIC302柱、以1mmol/L邻苯二甲酸作淋洗液进行色谱分离，然后由电导检测器进行测定。该方法对N^-₃的检测下限为5μg/mL，N^-₃线性范围为5~201μg/mL，线性相关系数为0.9994。待测实际样品需稀释10倍，叠氮酸的检测下限随之升至51μg/mL。     

Pu600能窗钚丰度算法

美国LLNL提出了采用钚材料γ谱的Pu600能窗（630～670 keV）计算钚丰度,本文用此能窗建立了钚丰度算法,并对几个不同样品的谱数据进行了丰度计算。用PC/FRAM对这些谱数据进行了丰度计算验证,两者的计算结果吻合较好。     

Polarization Effects in the Molten Salt Electrorefining of Spent Nuclear Fuel

The effects of polarization in the electrorefining of spent nuclear fuel were analytically studied through electrotransport experiments with uranium. When the uranium concentration in molten salt was set at 0.5 wt%, polarization caused the measured cell resistance to increase from 0.16 to 0.33 Ω as the cell voltage was raised from 0.1 to 0.7 V. At 2.0 wt% uranium concentration in salt, on the other hand, the resistance was almost independent of cell voltage. A code named DEVON has been developed to estimate the effects of polarization on the electro- refiner operating condition. The Laplace equation is solved in the bulk salt region by finite element method. In the calculation, the effects of polarization are taken into account by adopting the diffusion layer model on defining the boundary conditions. The result of calculations agreed well with the measured resistance data at two sample concentrations for a diffusion layer thickness of 0.025 cm on the solid cathode. The calculations indicated that significant polarization at the cathode could be avoided by maintaining the uranium concentration in salt above 1 to 2 wt%. When it was held at 5 wt%, which is a typical level for normal operation, polarization proved to exert little influence on the cell resistance, but it was indicated to contribute appreciably toward flattering the current distribution along the cathode surface.     

乙异羟肟酸改善Purex流程铀产品中U-Pu的分离

研究采用新的无盐络合剂乙异羟肟酸（ＡＨＡ）来改善Ｐｕｒｅｘ流程铀线Ｕ－Ｐｕ分离。萃取及洗涤体系中Ｐｕ（Ⅳ）及Ｕ（Ⅵ）的分配实验结果表明：ＡＨＡ能够很好地络合Ｐｕ（Ⅳ）,它既能抑制水相中Ｐｕ（Ⅳ）被３０％ＴＢＰ／ＯＫ萃取,又能有效地把萃取到３０％ＴＢＰ／ＯＫ中的Ｐｕ（Ⅳ）洗涤到水相。同时,ＡＨＡ的存在不影响３０％ＴＢＰ／ＯＫ对Ｕ（Ⅵ）的萃取。     

西北太平洋表层海水中239+240Pu浓度及240Pu/239Pu同位素比

钚是与核工业密切相关的敏感元素,是来源于人类核活动、以痕量或超痕量水平存在于环境中的重要锕系元素。与陆地土壤中钚的环境行为不同,输入到海洋环境中的钚会随洋流路径进行远距离迁移扩散。因此,对于包括我国近海在内的西北太平洋区域海水,除受全球沉降影响外,还长期受到美国太平洋核试验场（PPG）所造成区域污染的显著影响。本文利用从相关报道中收集的数据,对西北太平洋表层海水中钚浓度及同位素比的分布特征进行了分析。结果表明,2000年至今,西北太平洋表层海水中^239+240Pu浓度和²⁴⁰Pu/²³⁹Pu同位素比分别在1.15~22.3 mBq/m³和0.184~0.31间变化,其中,^239+240Pu浓度分布与西北太平洋各区域的环境条件等密切相关,而²⁴⁰Pu/²³⁹Pu分布则相对均匀,后者在除中国南海以外的西北太平洋地区均值为0.247±0.025(1σ),据此估算得美国太平洋核试验场区域污染输入的钚对该海域表层海水中钚的贡献约占其总活度的45%。此外,本文还对福岛核电站附近海域中核事故前后钚的相关数据进行了分析对比,未观察到该事故对西北太平洋海域中钚分布的影响。     

使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆概念核设计

计算了使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆所需的组件数,分析了^135Xe,^149Sm和^241Pu对反应性的影响及乏燃料冷却时间与循环长度的关系,指出抽掉含钆棒能够增加循环长度。设计了使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆堆芯布置方案?从核设计的角度进一步阐明了这种堆型的可实现性。     

石墨晶体预衍射X射线荧光法同时测定工艺样品中的低浓铀和低浓钚

利用石墨晶体预衍射X射线荧光法同时测定后处理工艺料液中的低浓铀和钚,建立了测定工艺料液中低浓铀和钚的分析方法。采用Ag靶散射线校正基体效应,以I(U)/Ic(Ag)-ρ(U)和I(Pu)/Ic(Ag)-ρ(Pu)作校正曲线,铀和钚的质量浓度均在2.00～1 000.00mg/L时线性相关系数(r2)均大于0.9990。测定结果表明U和Pu的精密度(sr)均优于5%,U的相对误差小于3.0%,Pu的相对误差小于4.0%。     

铀属性测量中的时间关联符合法研究进展

综述了在铀属性测量中,时间关联符合法的研究进展情况,简要地介绍了铀、钚的属性,核材料的被动与主动探测方式、时间关联符合法的基本原理、起源和发展,详细地归纳了时间关联符合法在计算方法、数值模拟、实验研究和应用研究四个方面的国内外研究现状,并分析了发展趋势及需要解决的问题。     

比值法在热释光个人剂量计中的应用

目前广泛使用的个人剂量计不具有能量鉴别能力,在混合辐射环境、复杂辐射环境和未知能量的辐射环境中使用可能有较大的误差,为解决此问题,将比值法应用在了热释光个人剂量计。使用MCNP程序模拟计算能量响应、在标准辐射场进行实验验证并参加了全国比对。实验结果和比对结果表明,应用了比值法的剂量计能大幅度提高监测结果的质量。论文相关的剂量计设计合理、能够有效区分光子能量,在混合辐射场、复杂辐射场和未知能量辐射环境中的个人剂量监测工作中有很好的应用前景。