甲醛肟在Purex流程铀钚分离中的应用

为了进一步优化Purex流程,研究了甲醛肟（FO）的硝酸水溶液对30%TBP/煤油中Pu(Ⅳ)的还原反萃取行为,考察了FO浓度、两相接触时间、两相相比、反萃液硝酸浓度、NO₃^-浓度、有机相U浓度和温度对Pu(Ⅳ)的还原反萃的影响。结果表明：延长两相接触时间能显著提高Pu(Ⅳ)的反萃率,增加甲醛肟的浓度、降低反萃液酸度、降低NO₃^-浓度、增加有机相U浓度和升高温度也对Pu(Ⅳ)的反萃率有一定的提高。采用16级逆流反萃取实验（还原反萃段12级,补充萃取段4级）,模拟Purex流程1B槽U/Pu分离工艺,在相比（1BF∶1BX∶1BS）为4∶1∶1的条件下,U和Pu 的回收率均大于99.99%;铀中去钚的分离因子SF(Pu/U)＝1.0×10⁴;钚中去铀的分离因子SF(U/Pu)＝8.3×10⁴。FO作为新型络合 还原反萃取剂,可有效实现铀钚分离。     

氨基羟基脲在Purex流程铀钚分离中的应用

研究了氨基羟基脲（HSC）的硝酸水溶液对30%TBP/煤油中Pu(Ⅳ)的还原反萃取行为,考察了HSC浓度、两相接触时间、两相相比、反萃液硝酸浓度、NO₃^-浓度、有机相U浓度和温度对Pu(Ⅳ)还原反萃的影响。结果表明：延长两相接触时间能显著提高Pu(Ⅳ)的反萃率,增加氨基羟基脲的浓度、降低反萃液酸度、降低NO₃^-浓度、增加有机相U浓度和升高温度也对Pu(Ⅳ)的反萃率有一定的提高。采用16级逆流反萃取实验（还原反萃段10级,补充萃取段6级）,模拟Purex流程1B槽U/Pu分离工艺,在相比（1BF∶1BX∶1BS）为4∶1∶1的条件下,U的收率大于99.99%,Pu的收率大于99.99%;铀中去钚的分离因数SF_Pu/U＝2.8×10⁴;钚中去铀的分离因数SF_U/Pu＝5.9×10⁴。HSC作为还原反萃取剂,可有效实现铀钚分离。     

U(Ⅳ)对Pu(Ⅳ)的单级还原反萃实验和计算研究

正采用U(Ⅳ)为还原剂,研究了30%TBP/正十二烷中Pu(Ⅳ)的单级还原反萃取行为,考察了相接触时间、还原剂浓度、酸度、支持还原剂浓度对Pu(Ⅳ)反萃率的影响。单级反萃实验在玻璃离心管中进行,将有机相料液和U(Ⅳ)的还原反萃液按照1∶1相比加入离心管中,在室温下振荡器震荡至预定时间,快速离心分相,分相后分别取有机     

氨基羟基脲反萃TBP中的Np(Ⅳ)

为有效提高铀中除镎的分离效果,对氨基羟基脲反萃30%TBP-煤油中Np(Ⅳ)的性能进行了研究,探讨了反萃剂浓度、酸度、温度、反萃时间、相比、有机相铀浓度对Np(Ⅳ)反萃率的影响。单级研究结果表明,氨基羟基脲能有效反萃TBP中Np(Ⅳ)。使用氨基羟基脲为反萃剂的台架实验结果表明,6级反萃对1BU中Np的净化系数为20。     

短链羟肟酸对Pu(Ⅳ)的配位、还原及反萃

在λ-19分光光度计上观测了加入甲羟肟酸(FHA)前后Pu(Ⅳ)-硝酸溶液的吸收光谱随时间的变化，并进行了甲、乙羟肟酸(FHA，AHA)对含铀的30％TBP／0K中Pu(Ⅳ)的反萃实验。结果表明：在硝酸溶液中短链羟肟酸能与Pu(Ⅳ)形成比较稳定的配合物，随着溶液放置时间的延长，溶液中的Pu(Ⅳ)逐渐被还原到Pu(Ⅲ)，但该还原过程比较缓慢；在一定条件下，短链羟肟酸能有效地将有机相中的Pu(Ⅳ)反萃到水相，配位剂浓度的增加和反萃酸度的降低有利于短链羟肟酸对Pu(Ⅳ)的反萃。在同样条件下，AHA对Pu(Ⅳ)的反苯效果比FHA好。但这种差别随着配位剂浓度的增加和反萃酸度的降低而变小。     

N，N-乙基，羟乙基羟胺在PUREX流程铀钚分离中的应用

为了解N，N-乙基，羟乙基羟胺（EHEH）在PUREX流程铀钚分离中的作用，研究了EHEH对Pu(Ⅳ)的单级反萃取行为及其影响因素。结果表明，EHEH能够迅速地将有机相中的Pu(Ⅳ)还原反萃入水相，相比（o/a）为1∶1，接触时间5s时，钚的反萃取率接近99%；相比（o/a）为4∶1时，5s内钚的反萃取率可达到80%，相比增大，Pu的反萃取率降低。低酸、升温和提高EHEH浓度有利于钚的还原反萃取。采用14级逆流串级反萃取实验（还原反萃段8级，补充萃取段6级），模拟PUREX流程1B槽U/Pu分离工艺，在相比(1BX∶1BF∶1BS)为1∶4∶1的条件下，铀的收率大于99.999%，Pu的收率大于99.99%;铀中去钚的分离因数α(Pu/U)=1.1×104；钚中去铀的分离因数α(U/Pu)=3.2×105。EHEH作为还原反萃取剂，可以有效实现铀钚分离。     

2,2′-((4-乙氧基-1,2-亚苯基)双(氧基))双(N,N-双(2-乙基己基)乙酰胺)对U(Ⅵ)、Pu(Ⅳ)的萃取行为研究

为开发Pu(Ⅳ)的高选择性萃取剂,实现废液中微量钚的回收,以正十二烷作为稀释剂,研究2,2′-((4-乙氧基-1,2-亚苯基)双(氧基))双(N,N-双(2-乙基己基)乙酰胺)(4-EthoxyBenzoDODA)对U(Ⅵ)、Pu(Ⅳ)的萃取行为,以及两相混合振荡时间、水相硝酸浓度和有机相萃取剂浓度对U(Ⅵ)、Pu(Ⅳ)萃取分配比的影响。硝酸的萃取实验结果表明,4-EthoxyBenzoDODA(KH=0.14)比BenzoDODA(KH=0.44)碱性弱,更有利于选择萃取离子势较强的Pu(Ⅳ)。对U(Ⅵ)、Pu(Ⅳ)的萃取实验表明,Pu(Ⅳ)对U(Ⅵ)的分离因子最高可达6.9,Pu(Ⅳ)对Eu(Ⅲ)的分离因子最高可达223。采用斜率法分析了4.0 mol/L HNO₃浓度下U(Ⅵ)萃合物的组成,主要为UO₂(NO₃)₂·L)、Pu(Ⅳ)(Pu(NO₃)₄·L和Pu(NO₃)₄·L2共存。使用硝酸肼或者硝酸羟胺等还原反萃剂,可以将负载有机相中98%的Pu反萃至水相中。结果表明,4-EthoxyBenzoDODA对Pu(Ⅳ)具有一定的选择性。     

硝酸羟胺还原反萃高浓度钚

对硝酸羟胺(HAN)从30%TBP/煤油中还原反萃高浓度Pu(Ⅳ)的影响因素进行了研究。结果表明:延长两相接触时间、降低酸度、升高温度均有利于Pu(Ⅳ)的还原反萃;增大硝酸羟胺浓度虽然也有利于Pu(Ⅳ)的还原反萃,但是当HAN浓度大于0.4mol/L后,反萃率增加不明显;增加肼的浓度也有利于Pu(Ⅳ)的还原反萃,但当肼浓度大于0.2mol/L后,Pu(Ⅳ)的反萃率随肼浓度增加而降低;溶液中硝酸根浓度对Pu(Ⅳ)反萃率的影响明显;随着钚浓度增加,反萃率降低。钚在水相和有机相的分配对HAN还原反萃高浓度钚有显著影响。     

用分光光度法测定U(Ⅳ),U(Ⅵ),Pu(Ⅲ)和Pu(Ⅳ)含量的研究

本文用分光光度法研究了在硝酸介质中U(Ⅳ),U(Ⅵ),Pu(Ⅲ)和Pu(Ⅳ)的吸收光谱以及存在的杂质离子、酸度对吸收光谱的影响;在U(Ⅳ),U(Ⅵ),Pu(Ⅲ)和Pu(Ⅳ)的特征吸收峰位置,测量了铀、钚混合液的吸光度及其克分子吸光系数,计算出四种铀、钚离子的含量。结果表明,当铀加入量在10毫克/毫升,钚含量在0.6毫克/毫升以上时,测量误差不超过±5%,方法的精密度铀为±0.4%,钚为±0.5%,可信度为66%。     

氨基羟基脲应用于钚净化浓缩循环

进行了氨基羟基脲(HSC)的硝酸水溶液对30%(体积分数,下同)磷酸三丁酯（TBP）/煤油中高浓度四价钚(Pu(Ⅳ))的还原反萃行为研究,并采用试管串级实验对HSC在钚净化浓缩循环中反萃段工艺进行了验证。结果表明：HSC能有效地实现有机相中高浓Pu(Ⅳ)的反萃;采用13级逆流反萃试管串级实验(还原反萃段10级,补充萃取段3级),对PUREX流程钚净化浓缩反萃段工艺进行了验证,在相比(2BF∶2BX∶2BS)为1∶0.25∶0.15的条件下,Pu的收率为99.99%;钚中去铀的分离因子SF(U/Pu)=3.7×10⁵。HSC作为还原反萃剂,可以实现30%TBP/煤油中高浓度Pu(Ⅳ)的有效反萃,在钚净化浓缩循环工艺中有良好的应用前景。     

X射线荧光光谱分析法测定235U冶金炉渣中微量U

针对＾２３５Ｕ冶金炉查建立了微量Ｕ的分析方法。利用Ｘ射线荧光分析的薄试样制备技术,测定了＾２３５Ｕ冶金炉渣酸浸溶液中的Ｕ,用标准添加法对酸浸溶液余渣中的Ｕ进行了测定,给出了＾２３５Ｕ冶金炉渣中Ｕ的总量,并与流动注射法,高效液相色谱法的结果进行了比较,结果一致。     

U型机箱控制器

本文介绍了国内流行的8位微型计算机与CAMAC系统间的一种标准接口——U型机箱控制器的设计思想。比较了内存编址和I/O编址两种方案的优缺点,并论述了一些技术问题和细节。     

α能谱法测定土壤样品中的235U，238U

建立了α能谱法测定土壤样品中²³⁵U，²³⁸U含量的方法。方法主要包括分离、纯化、制源和测量等过程。采用阴离子交换树脂进行分离纯化，实现了铀与其他放射性核素的有效分离。实验结果表明，该方法具有稳定和较高的回收率。     

Fission Product Yields for 14 MeV Neutrons on U, U and Pu

We report cumulative fission product yields (FPY) measured at Los Alamos for 14 MeV neutrons on ²³⁵U, ²³⁸U and ²³⁹Pu. The results are from historical measurements made in the 1950s–1970s, not previously available in the peer reviewed literature, although an early version of the data was reported in the Ford and Norris review. The results are compared with other measurements and with the ENDF/B-VI England and Rider evaluation. Compared to the Laurec (CEA) data and to ENDF/B-VI evaluation, good agreement is seen for ²³⁵U and ²³⁸U, but our FPYs are generally higher for ²³⁹Pu. The reason for the higher plutonium FPYs compared to earlier Los Alamos assessments reported by Ford and Norris is that we update the measured values to use modern nuclear data, and in particular the 14 MeV ²³⁹Pu fission cross section is now known to be 15–20% lower than the value assumed in the 1950s, and therefore our assessed number of fissions in the plutonium sample is correspondingly lower. Our results are in excellent agreement with absolute FPY measurements by Nethaway (1971), although Nethaway later renormalized his data down by 9% having hypothesized that he had a normalization error. The new ENDF/B-VII.1 14 MeV FPY evaluation is in good agreement with our data.     

用产额比测量~(235)U/~(238)U同位素丰度比

用裂变产额比法测量了样品中235 U/238 U同位素丰度比。样品受14.8MeV中子短时间辐照后,用HPGe谱仪系统跟踪测量其γ能谱,从各自的特征峰分析得到不同裂变产物的加权平均产额,得到了若干对产物核素的产额比与丰度比的相关曲线。     

235U气溶胶粒度分布研究

采用固体径迹探测技术测量了235U气溶胶的粒度分布。将特定条件下产生的235U气溶胶粒子收集在金属采样板上,将固体径迹探测片覆盖在235U气溶胶样品上辐照成像,采用化学蚀刻技术使其显影成像并放大,利用光学显微镜进行有关参量测量。在特定条件下,235U气溶胶的粒度分布在1.6～8.9m范围内。     

235U富集度的检测

采用γ能谱法和PC/FRAM软件分析检测铀样品中²³⁵U的富集度。实验结果表明,随机抽样的2个铀样品中,²³⁵U富集度测定值与标称值间相对偏差均在3%以内。该方法可用于铀样品中²³⁵U富集度的测量,并为今后核材料的测量提供一定的参考。     

Theoretical cross sections of Bi,Th, U and U on deuteron-induced reactions

There are many application fields for fast neutrons. The main application fields of the fast neutrons are accelerator-driven sub-critical systems (ADS) and fusion–fission (hybrid) reactor systems for fission energy production. Thorium (Th) and uranium (U) are nuclear fuels in fusion–fission (hybrid) reactor systems and bismuth (Bi) is also the target nucleus in the ADS reactor systems. In this study, neutron production cross sections produced by (d, xn) reactions for spallation targets such as ²⁰⁹Bi, ²³²Th, ²³⁵U and ²³⁸U have been investigated. New evaluated hybrid model and geometry dependent hybrid model have been used to calculate the pre-equilibrium neutron production cross sections. For the reaction equilibrium component, Weisskopf–Ewing model calculations have been preferred. The obtained results have been discussed and compared with the available experimental data and found in agreement with each other.