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描述了钚及其6种裂变产物钯、银、镉、锡、锑、锆的系统分离方法:在强碱性阴离子交换树脂柱上将盐酸介质的辐照靶溶解液中的这些元素分为5组,然后再针对各组目标元素进行分离和纯化,可简便快速地从同一份靶溶解液中分离以上7种元素。采用辐照铀靶对分离方法进行了验证,结果表明,分离流程对6种裂变产物的化学回收率均大于70%,对γ谱仪测量干扰的主要核素去污因子均大于1.0×103,可满足239Pu裂变谷区核素裂变产额测量对化学分离的要求。 相似文献
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236Pu的含量控制是钚热源的一项重要参数,通过α能谱准确测量镎靶溶解液中痕量236Pu,建立镎靶辐照靶件溶解液中钚的分离方法。根据杂质组成特点采用TBP-TEVA萃取色层双柱分离,用氨基磺酸亚铁以及亚硝酸钠对钚进行调价,对靶件溶解液中的Al、Fe、U、Th和Np等进行分离,去污系数均大于104,钚的回收率为90.7%。研究大量238Pu对α能谱测定236Pu的干扰,结果表明,大量238Pu会造成仪器本底升高,238Pu能谱峰分辨率降低;在7 500 Bq 238Pu干扰下,测量4.3 h 时,236Pu的最小可检测活度为1.20×10-2 Bq(当量质量为6.11×10-16 g)。计算结果表明,镎靶溶解液样品中钚的同位素比值n(236Pu)/n(238Pu) ≥4.63×10-8时,取合适的样品量使得电沉积源中238Pu 活度在 450~7 500 Bq范围内,均可测量其中的痕量236Pu,同时可准确测定同位素比值n(236Pu)/n(238Pu)。 相似文献
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用低浓缩铀靶代替高浓缩铀靶辐照进行99Mo、131I等医用放射性核素生产是一个必然的趋势。本文利用输运计算程序DRAGON研究了靶件235U富集度、中子注量率、辐照时间对99Mo、131I、90Sr、95Zr、239Pu等核素比活度变化的影响,以及不同235U富集度下裂变体系组成和总比活度的变化规律。计算结果表明,本文考察的10余种核素比活度的变化随辐照时间的不同而有所不同,其中99Mo、131I、147Nd和133Xe等核素的比活度可快速达到饱和,89Sr、103Ru、95Zr和141Ce等缓慢达到饱和,而99Tc、85Kr和90Sr、239Pu在计算时间内达不到饱和,但所有核素的比活度随时间的变化趋势与靶件235U富集度无关;99Mo、131I、90Sr、95Zr等核素的比活度均随靶件235U富集度提高而增加,而239Pu比活度则随着靶件富集度的减少而显著增加,提示改用低浓缩铀靶进行99Mo、131I等医用放射性核素生产时应特别关注239Pu带来的影响;核素比活度随中子注量率的增加而线性增加,且斜率基本相同;靶件辐照时间的改变不会明显影响裂变体系的组成,在低浓缩铀(235U含量≤20%)区域,靶件235U富集度对裂变体系的组成影响很小。 相似文献
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中子诱发239Pu裂变的85Krm、87Kr和88Kr的产额是重要的核参数,目前国外实验数据较少而国内尚未见实验报道。基于西安脉冲堆跑兔系统辐照Pu靶开展了热中子诱发239Pu裂变的85Krm、87Kr和88Kr的产额测量研究。纯化后的钚溶液通过滴定后阴干的方式制靶,靶辐照后结合γ无损分析和气-固分离制源测量等方式测量裂变产物。采用有机玻璃扁平面源等效石英管源、不锈钢大面源等效气体源,并结合蒙特卡罗模拟实现了3类实验样品的γ能峰探测效率曲线的等效法刻度。以相同方式制备的235U靶开展气-固分离制源实验验证了钚靶中85Krm、87Kr和88Kr气体释放率的一致性。根据实测目标产物与99Mo的相对产额,以ENDF/BⅧ.0评价数据库中... 相似文献
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医用同位素锝-99m(99mTc)被广泛应用于核医学领域,其主要来源于母体核素钼-99(99Mo)的衰变。但是目前国内99Mo基本依赖进口,通常出现99Mo不能稳定供应的现象。为解决这个重大问题,实现国内99Mo自主化生产具有重要意义。本文基于中国科学院近代物理研究所强流超导直线加速器(China ADS Front End, CAFE)提供的质子束流辐照天然铀靶件,主要开展铀裂变产物中医用同位素99Mo的高效化学分离、纯化及99Mo/99mTc发生器的制备。研究表明:通过α-安息香肟(α-BO)沉淀分离99Mo后,杂质核素去除率大于90%,99Mo的回收率大于90%。通过对99Mo沉淀进行纯化后,大部分杂质核素被去除。提取的99Mo被装配为99Mo/99mTc发生器,发生器淋洗曲线... 相似文献
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99Mo是一种重要的医用放射性同位素。采用低浓铀(LEU)靶件生产裂变99Mo是发展趋势。本工作进行了电沉积UO2靶件制备、靶件溶解以及99Mo化学分离等工艺研究,确定了电沉积LEU UO2靶件制备医用裂变99Mo的工艺流程。研究表明,于不锈钢管内壁上电沉积UO2,在pH=7、电流0.5~2 mA/cm2、温度75~90 ℃、镀液中U浓度5 mg/mL条件下,经过约210 h电沉积,不锈钢管内壁上UO2沉积层质量达到42 mg/cm2;采用6 mol/L HNO3溶解UO2镀层。采用α-安息香肟沉淀法实现99Mo与大量裂变产物的初步分离,采用阴离子交换法与活性炭色层法联用实现99Mo的纯化;纯化后的99Mo溶液中,杂质131I、90Sr、95Zr、103Ru、238U活度与99Mo活度比值分别为4.47×10-6%、7.40×10-7%、8.67×10-7%、2.57×10-6%、1.69×10-14%,均小于《欧洲药典》规定值,满足医用要求。本工作建立了电沉积LEU UO2靶件生产高纯医用裂变99Mo的工艺流程,为今后采用LEU技术生产医用裂变99Mo,进而实现其自主规模化生产打下了基础。 相似文献
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为提高中子诱发铀裂变时低产额裂变产物156Eu和161Tb产额测量的精度,需获得放化纯的156Eu和161Tb样品。本工作建立了氢氧化物共沉淀法除铝、氟化钙共沉淀法除铀、TRPO萃取法提取稀土元素、阳离子交换色谱法从混合稀土元素中分离Eu和Tb的流程,可用于大量铀、铝和裂变产物中微量Eu和Tb的分离。在待分离样品中含2 g铀、0.65 g铝和裂变产物的条件下,该流程对Eu、Tb的化学回收率均大于80%,对U、239Np、95Zr、103Ru、131I、132Te、140Ba、140La、141Ce、147Nd等主要干扰物质的去污因子达到106。该方法可满足中子诱发铀裂变时156Eu和161Tb产额精确测量的要求。 相似文献
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64Cu是目前应用十分广泛的放射性核素,主要用于PET诊断。本文基于C30加速器对64Cu核素的制备工艺进行研究。制靶靶片为金属铜材质,在靶片表面镀金膜,以保护铜基底。镀金完成后用HCl和H2O2浸泡镀金层以去除金属杂质,用脉冲电镀法电镀富集64Ni层。将靶片转移至C30加速器固体靶站进行辐照,束流能量为15.5 MeV。将辐照后的靶片转移至分离纯化热室。在溶靶槽中加入6 mol/L HCl和30%H2O2溶靶,使用AG1-X8阴离子交换树脂分离纯化,最终获得64Cu核素。分别测定64Cu的放射性核纯度、放射化学纯度、金属杂质含量等质量指标。待收集的64Ni溶液衰变完全后,使用AG1-X8树脂回收。检验结果显示,富集64Ni厚度约8.5~16.3 mg/cm2,64Cu产能大于37 GBq,产额可达180~250 MBq/(μA·h),放射性核纯度大于99.9%,放射化学纯度大于97.0%,金属杂质含量均小于0.5 μg/GBq。64Cu制备工艺稳定、质量可控,达到了规模化生产水平,为64Cu相关药物的研究与开发提供了稳定可靠的核素来源。 相似文献
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基于压水堆多燃料循环管理计算,进行长寿命裂变产物(LLFP)核素堆内嬗变分析。基于长寿命裂变产物核素在乏燃料中的比重及核素的放射毒性,129I和99Tc作为当前嬗变研究的主要裂变产物。为避免碘同位素分离,参照乏燃料中127I和129I的组分比例,设计当前的碘化物嬗变靶件。将嬗变核素均匀弥散在惰性慢化材料ZrH2中,放置在控制棒导向管内进行嬗变分析计算。基于该嬗变组件设计方案,对不同的换料方案进行评价和比较,进而搜索嬗变平衡循环。计算显示,当前带有靶件组件的布料方案可达到平衡循环,并能实现LLFP的嬗变。进一步嬗变优化方案设计受限于当前嬗变组件设计。 相似文献
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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10×103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。 相似文献
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长寿命裂变产物核素核数据测量进展 总被引:5,自引:1,他引:5
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。 相似文献
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为精确测量142La的衰变数据,需制备出高活度、高丰度、无载体的142La样品。为去除或降低混合裂片中放射性镧的其他同位素,依据母子体衰变关系和同一质量链上独立产额的差异,提出了“三步分离”的分离模式。以一次BaCl2•2H2O沉淀、两次HDEHP萃取色层分离为手段建立了快速分离142La的化学流程,并研制了批式快速化学分离装置。流程耗时约20 min,化学回收率约80%,对其他核素的去污因数大于103,产品中142La与141La活度比大于3.5。 相似文献
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Masaki Ozawa Tatsuya Suzuki Shin-ichi Koyama Hiroshi Akatsuka Hitoshi Mimura Yasuhiko Fujii 《Progress in Nuclear Energy》2008,50(2-6):476-482
To minimize the ecological burden originating in nuclear fuel recycling, a new R&D strategy, the Adv.-ORIENT (Advanced Optimization by Recycling Instructive Elements) cycle was set forth. In this context, mutual separation of f-elements, such as minor actinide (MA)/lanthanide (Ln) and Am/Cm, are essential to enhance the MA (particularly 241Am) burning. Isotope separation before transmutation is also inevitably required in the case of some long-lived fission products (LLFPs) like 126Sn, 135Cs, etc. The separation and utilization of rare metal fission products (RMFPs: Ru, Rh, Pd, Tc, Se, Te, etc.) are offering a new direction in the partitioning and transmutation (P&T) field. 99Tc and 106Ru, well-known interfering nuclides in reprocessing, should be removed prior to the actinide stream. Separation of exothermic nuclides 90Sr, 137Cs as well as MA will significantly help to mitigate the repository tasks.
A key separation tool is ion exchange chromatography (IXC) by a tertiary pyridine resin having soft donor nitrogen atoms. This method has provided individual recovery of pure Am and Cm products with a Pu/U/Np fraction from irradiated fuel in just a 3-step separation. A catalytic electrolytic extraction (CEE) method by Pdadatom has been employed to separate, purify and fabricate RMFP catalysts. Differently functioned ion exchangers, e.g., ammonium molybdophosphate (AMP), have been investigated for the separation of Cs+. Theoretical and laboratory studies on the isotope separation of LLFPs were begun for 79Se, 126Sn and 135Cs. 相似文献
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在核化学研究中,对稀土核素生成截面的资料是非常感兴趣的。因为在各种能量的轻粒子引起重核的裂变,或者在重离子引起的核反应中,稀土核素都构成了核反应产物中相当大的一部分。此外,处于大的核形变区的稀土核远离任何满核子壳层,因此测量稀土核的反应截面能够获得不受壳效应影响的核反应信息。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(8):326-332
An 8-quinolinol-extraction method has been applied to separate 95Zr-95Nb or 95Nb from fission product mixtures and/or irradiated uranium. Radiochemically pure nuclides can be separated simply and rapidly from either origin. In the separation of 95Zr-95Nb, the extraction is made from a solution of pH 4.5 to 5.5, containing acetate as masking agent. 95Nb is extracted from a solution of pH 4.8 to 5.2, containing fluoride as masking agent, in the presence of uranium. 95Nb can be saparated from 95Zr and other fission products by extraction from a solution of pH 5.3 to 8, containing EDTA as masking agent. In these cases, after the first extraction, the chloroform solution should be washed with water to remove any remaining extraneous uranium or fission products. The addition of a small quantity of sulfite is required to prevent the extraction of 103Ru. The method can be also used for the separation of the short-lived nuclides, 97Zr-97Nb or 97Nb, from irradiated uranium. 相似文献
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In the study of Self-Consistent Nuclear Energy System, the following 29 long-lived fission products (LLFPs) have been selected to be transmuted into stable or short-lived nuclides: 106Ru, 102Rh, 109Cd, 125Sb, 134Cs, 146,147Pm, 154,155Eu, 171Tm, 85Kr, 90Sr, 93mNb, 113mCd, 121mSn, 137Cs, 151Sm, 152Eu, 108mAg, 158Tb, 166mHo, 79Se, 93Zr, 94Nb, 99Tc, 107Pd, 126Sn, 129I, 135Cs. In the present study, the number of neutrons necessary for the transmutation of the 29 LLFPs with an FBR was evaluated, and the present status of the (n, γ) and (n,2n) cross section data of the 29 LLFPs in JENDL-3.2 and ENDF/B-VI was investigated. The main results of the present study are as follows: (1)only 0.25 neutron per fission is necessary for the transmutation of the 29 LLFPs with isotopic separation, whereas 6.8 neutrons are necessary with chemical separation, (2)the accuracy of the cross sections is 30 to 100% except for the (n, γ) cross sections of limited nuclides in limited incident neutron energy regions. 相似文献