从高放废液中提取锕系元素的研究—TRPO萃取体系的改进

观察了用ＴＲＰＯ萃取法直接处理我国生产堆高放废液产生第三相的情况，研究了稀释法和加入添加剂地形成三相及以镅为代表的锕系元素的萃取能力的影响，对ＴＢＰ－ＴＲＰＯ－煤油萃取系进行了辐照稳定性研究。     

从高放废液中分离锕系元素流程进展

本文评述了从高放废液中分离锕系元素的流程 ,简要讨论了世界上可能有应用前景的TRUEX、DIAMEX、DIDPA和TRPO流程 ,以及相关的An(Ⅲ ) Ln(Ⅲ )分离流程。     

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。     

利用D-T聚变中子源转化长寿命裂变产物的中子学可行性研究

从中子学角度研究长寿命裂变产物在Tokamak型D-T聚变堆包层中转化的可行性.提出了用可裂变Pu增殖中子的混合包层转化方案,研制了相应的燃耗计算程序及数据库,并对所提方案进行了计算和分析.结果表明,在可预见的聚变堆芯技术条件下,所研究的概念性包层可对长寿命裂变产物进行有效转化.     

压水堆嬗变长寿命裂变产物的弹棒事故安全性研究

为分析压水堆(PWR)嬗变长寿命裂变产物(LLFP)的堆芯瞬态安全性,基于CASMO-4、RSIM以及改进的NLSANMT/COBRA-4程序搭建了程序系统,并利用该系统研究了嬗变堆芯在弹棒事故下的安全特性,分析了寿期初和寿期末事故发生后的功率变化及燃料中心温度变化。数值结果表明:与参考PWR相比,装载99 Tc将会使温度系数变得更负,因此弹棒事故下峰值功率降低,而装载129I则相反;装载这两种裂变产物时,燃料中心温度最高可升高127~157℃,仍距UO2芯块熔化限值温度有较大裕量。     

用三烷基氧膦(TRPO)从高放废液中去除锕系元素——TRPO有机相中锕系元素的反萃

研究了含锕系元素的30％TRPO-煤油负载有机相在硝酸、草酸和碳酸钠溶液中的反萃行为,给出了钢系元素的反萃条件。5—6mol/1硝酸能有效地反萃镅和镧系元素,过高的硝酸浓度下体系形成三相。0.5mol/1草酸二次错流反萃可回收99％以上镎和钚。5％碳酸钠可反萃铀。3个分组之间交叉沾污很小。提出了TRPO从高放废液中去除锕系元素流程简图。     

利用沸水堆堆芯中有效过剩中子的长寿命裂变产物的转换

根据中子平衡的观点而研究了沸水堆（ＢＷＲ）中长寿命裂变产物转换的可行性，指出了象碘－１２９，碍－９９和锡－１２６这样的长寿命裂变产物（ＬＬＦＰ）和ＢＷＲ堆芯中３的均衡质量的量，中子平衡分析表明，通过对现有ＢＷＲ堆芯改进而产生的有效中对子用于ＬＬＦＰ转换而８言是足以满足所需的中子的量的。其次，分析了ＬＬＦＰ重复利用的ＢＷＲ垢堆芯性能，分析结果表明用目前的堆芯设计标准是能得到令人满足听结果。该结果证实     

我国核电站长寿命裂变产物及超铀核素累积量预测

根据我国能源需求和核电发展状况的研究结果。对未来50年核电总体装机容量和乏燃料增长趋势进行了预测,对乏燃料中次量锕系核素、钚和几种长寿命裂变产物进行了计算,获得了累积量的预测数据。     

用三烷基氧膦(TRPO)从高放废液中去除锕系元素—TRPO流程模拟料液串级实验

用改进的TRPO流程进行了从动力堆乏燃料后处理高放废液模拟料液中去除锕系元素的串级实验验证。流程中采用了模拟料液中镎的电解还原调价,以提高镎的去除效果。当料液酸度为1mol/l HNO_3时,经过几级萃取能有效地去除模拟料液中>99.9％的镅、钚、镎、铀。改进了早期采用氨羧络合剂络合反萃锕系元素的流程,采用高酸、草酸和碳酸钠分别反萃Am+RE,Np+Pu和U,使锕系元素分成三组,它们之间的交叉沾污很小。裂片元素在流程中的行为分成三类,除稀土、钯、锆、钼随锕系元素共萃外,其他裂片被部分萃取或不被萃取。文中给出了锕系元素和Tc在各级中的浓度剖面,也给出了它们和裂片元素在各物流中的分布。     

高浓铀快堆裂变产物的反应性效应及假想裂变产物的等效方法

本文利用高浓铀快堆燃耗近似计算方法对230种裂变产物进行了非均匀燃耗计算。以裂变产物的反应性效应为依据,研究了三种假想裂变产物的等效方法。我们推荐其中一种等效方法,它将所有裂变产物等效成两种假想裂变产物,其反应性效应在整个燃耗过程中的最大误差仅约2%。     

SLEGS嬗变长寿命裂变产物135Cs的模拟

结合激光康普顿散射模拟程序4D-MCLCSS和Geant4软件包,模拟基于上海激光电子γ源（SLEGS）的γ光产生及其对长寿命裂变产物¹³⁵Cs的光核嬗变过程,研究嬗变率随嬗变靶几何参数的依赖关系,并初步诊断基于SLEGS的光核嬗变产物分布,获得¹³⁵Cs嬗变靶的最佳靶厚和半径分别为55 cm和0.6 cm,对应的嬗变率为1.62×10⁶ s^-1。研究结果表明,基于SLEGS的光核嬗变率较强激光驱动的轫致辐射的高1个量级,SLEGS非常适用于开展¹³⁵Cs等长寿命裂变产物的光核嬗变研究。     

裂变产物衰变数据库

一、引言裂变产物核数据包括裂变产物产额、裂变产物衰变数据和裂变产物的中子截面数据。裂变产物核数据在反应堆方面主要用于计算衰变热。停堆后由放射性核素衰变而释放出的能量谓衰变热。衰变热的正确计算对控制动力堆的安全性有重要意义。如果冷却不     

气体裂变产物的动态计算方法

与利用导出公式得出裂变产物核数目随时间的变化关系不同,本文从放射性的几率衰变规律出发,对已知初始状态的衰变链,将时间推移矢量分为若干时间微元,在每一个时间微元以上一个时间微元为基础使用计算机程序计算衰变链上每个核素的动态数目,直至计算到目标时间点.最后模拟化学取样和物理测量的实际过程,得出一个可用于裂变发生数诊断的计算过程.     

锕系元素共沉淀的方法和锕系元素混合氧化物的制备方法

氧化态(Ⅳ)的锕系元素共沉淀的方法，在此方法中：往氧化态(Ⅳ)的锕系元素An-1的第一种水溶液中，添加只由氧原子、碳原子、氮原子和氢原子组成的，对锕系元素(Ⅳ)具有选择性的有机络合剂，形成氧化态(Ⅳ)的锕系元素An-1的络合物；在至少一种氧化态(Ⅳ)的锕系元素An-2的第二种水溶液中添加所述络合剂，     

从高放废液中分离回收锕—镧系元素工作的进展

概要介绍国内外从核燃料后处理高放废液中分离回收锕-镧系元素的工作进展,并对主要的流程进行评述。     

用TRPO从高放废液中去除锕系元素的研究──微型离心萃取器串级冷实验

采用微型离心萃取器进行了ＴＲＰＯ流程从模拟高放废液中去除锕系元素的冷实验。实验中用Ｎｄ代替Ａｍ，Ｚｒ代替Ｎｐ、Ｐｕ，在模拟高放废液稀释３倍、酸度为１．０ｍｏｌ／ｌ时，采用１２级萃取、４级洗涤能有效地去除模拟高放废液中９９．９％以上的Ｎｄ、Ｚｒ，满足了冷实验要求，并且萃取中不出现三相，可以使萃入的Ｆｅ洗下６０％，避免大量Ｆｅ进入后续流程。采用硝酸、草酸分别反萃Ｎｄ和Ｚｒ，使Ｎｄ和Ｚｒ分成二组，交叉污染很小。文中给出了硝酸、Ｎｄ、Ｚｒ等在各级的浓度剖面和它们在各物流中的分布。     

气体裂变产物的活度计算

从裂变产物的衰变规律出发，导出了利用HPGeγ谱仪测量的裂变产物γ峰计数计算裂变产物零时刻总核数的公式。利用该公式计算了^239Pu裂变产生的气体裂变产物。^85Kr^m,^87K4,^88Kr^88Kr,^133Xe^m,^133X3,^135Xe^m,^135Xe和^133Xe的核数目随时间的变化关系，并计算了距相对效率为60％的HPGe探测器表面25cm处各气体裂变产物γ峰计数率变化，为气体裂变产物的实验分析提供了参考。     

十年来强放废液中锕系元素去除的进展

从强放废液中去除锕系元素是核燃料后处理面临的一个重要课题。本文介绍了十年来国内外这方面的工作进展,着重介绍了若干可能的萃取体系和近年来开发的萃取流程,并做了适当的评论。