铀-锆合金芯块的溶解及铀和锆在镉中的分布

采用直接溶解法,研究了时间、温度、芯块表面积及搅拌与否等参数对铀-锆合金在液态镉中的溶解影响。用JCXA-733电子显微分析仪测定了金属镉中U、Zr的浓度,采用元素特征X-射线面扫描方法分析了U、Zr在金属镉中的分布状态。实验结果表明,在400℃和500℃、搅拌速度约为150r/min时,铀在液态镉中的溶解度分别为0.4g和2.2g;初     

用电解精炼法回收和纯化铀和钚的研究Ⅰ．铀－锆合金芯块的直接溶解

采用直接溶解法，研究了时间、温度、搅拌与否及芯块表面积等参数对铀－锆合金在液态镉中的溶解影响。实验结果表明，在４００℃和５００℃、搅拌速度约为１５０ｒ／ｍｉｎ时，铀在液态镉中的溶解度分别为０．４ｇ和２．２ｇ；初始０．５ｈ时，铀溶解速度分别为０．３２ｇ／ｃｍ￣２·ｈ和０．０５ｇ／ｃｍ￣２·ｈ。Ｕ－１０Ｚｒ合金芯块在液态镉中（液态镉与Ｕ－１０Ｚｒ芯块质量比约为７）直接溶解的合适条件为：溶解温度约４８０℃，搅拌速度约１５０ｒ／ｍｉｎ，溶解时间约４ｈ。     

用电解精炼法回收和纯化铀和环的研究：I.铀—锆合金芯块的直接…

采用直接溶解法，研究了时间、温度、搅拌与否及芯块表面积等参数对铀－锆合金在液态镉中的溶解影响。实验结果表明，在４００℃和５００℃、搅拌速度约为１５０ｒ／ｍｉｎ时，铀在液态镉中的溶解度分别为０．４ｇ和２．２ｇ；初始０．５ｈ，铀溶解速度分别为０．３２ｇ／ｃｍ＾２．ｈ和０．０５ｇ／ｃｍ＾２．ｈ．Ｕ－１０Ｚｒ合金芯块在液态镉中（液态镉与Ｕ－１０Ｚｒ芯块质量比约为７）直接溶解的合适条件为：溶解温度约４８０℃     

铀氢化锆燃料特性（1）

本文评价了作为轻水堆燃料的两相氢化物U0.3ZrH1.6的相关特性。其中许多可用的数据来自于40多年前的空间核辅助动力源计划（SNAP）和过去30多年来为TRIGA研究堆储备的非常有限的数据。总结了其输运、力学、热传输和化学特性。氧化物燃料和氧化物燃料的一个主要区别是后者具有很高的热导率,这一特性显著降低了反应堆运行时的燃料温度,从而减少了反冲造成的裂变气体释放。但是,在氢化物燃料中观察到了铀原子周围形成空位所造成的早期异常肿胀。为了避免这种肿胀的产生,要求将燃料峰值温度限定在650℃左右（燃料开发者推荐的设计限值是750℃）。要满足此温度限值,需要用液态金属而不是氦气来填充燃料咆壳间隙。液态金属的热导率比氦气大100倍左右,因此前者对间隙厚度的限制不如后者严格,有可能通过选择足够大的初始间隙尺寸来有效推迟芯块与包壳的直接接触（PCMI）。填充液态金属使得燃料可以在现有的轻水堆线功率下使用而不会超过任何设计限值。氢化物燃料中的主元素氢在运行过程中的行为是发生氧化物燃料所没有的现象的根源。由于ZrHx中的氢有很强的热致传输能力（热扩散率）,燃料中氢在温度梯度下的再分配使H／Zr比发生变化,由最初的1．6变成了中心的1．45和边缘的1．70。因为氢化物的密度随H／Zr比的增加而降低,氢再分配的结果使得芯块内部为拉应力,而边缘为压应力。由此导致的燃料芯块边缘的压应力足以克服温度梯度造成的热膨胀引起的拉应力,从而防止了氧化物燃料中典型径向裂纹的出现。确定了数种辐照时H／Zr比的降低机制,第一种是燃料中的杂质氧从Zr向稀土元素氧化物裂变产物中的迁移;第二种是这些裂变产物金属氢化物的形成;第三种是作为H2逃逸到气腔中。对氢化物燃料制造方法的评估表明,即使是大规模地生产氢化物燃料,其制造费用也可能显著高于氧化物燃料。氢化物燃料的裂变产物肿胀率高（是氧化物燃料的3倍）,要求芯块包壳间的间隙要在300μm左右才能避免芯块与包壳的直接接触。     

U-Zr合金燃料与铅、铋及其合金静态相容性研究

U-Zr合金燃料与液态铅、铋及其合金静态相容性是铅铋冷却反应堆燃料论证及设计的重要依据。试验选取600oC,保温1 000 h范围内,开展了U-Zr合金燃料与铅、铋及其合金静态相容性的研究。采用扫描电镜(Scanning Electronic Microscopy,SEM)及X射线衍射(X-ray Diffraction,XRD)分析了U-Zr合金燃料与铅铋等合金的界面反应情况,试验结果表明:U-Zr合金样品在铅铋合金的长时间(1 000 h)作用下,产生了不同程度的侵蚀现象,侵蚀程度可达到mm级。纯铋、纯铅、铅铋、铅锡、铅铋锡等均对U-Zr芯块有一定程度的侵蚀,其侵蚀程度排序约为BiPb-BiPb-Bi-SnPb≈Pb-Sn。U-Zr芯块的腐蚀机理为溶解和共晶形成金属间化合物的综合过程,U和Pb、Bi分别能够形成金属间化合物UPb_3和UBi_2。U-Zr芯块的侵蚀程度取决于U和Zr在冷却剂成分中的固溶度和共晶反应速率。     

二氧化铀和锆-4合金高温化学相互作用

本文报导了在温度范围1000—1500℃,界面接触压力为2.7kg/cm~2,真空条件下UO_2和Zr-4金属的化学相互作用的研究结果。发现当实验温度低于1500℃时,化学相互作用的结果在两种材料界面附近生成一个具有α-Zr(o)_a,(U、Zr)合金α-Zr(o)_a三种不同金相区域的反应层。在更高的温度下生成的反应层可分为α-Zr(o)_c(U.Zr)_Ⅰ,α-Zr(o)_Ⅲ,(U.Zr)_Ⅱ四种不同的金相区域。物相分析发现,(U.Zr)合金区由δ-UZr_2,δ-U_(0.6)Zr_(2.4),α-U和另一种未知名称的(U.Zr)化合物组成。在1500℃以下,氧原子的扩散控制了化学相互作用过程,但在更高的温度下,铀原子在Zr-4合金中的扩散变得更为重要。     

UO_2芯块中铀(IV)、铀(VI)和铀总量的精密测定——恒电流库仑滴定法

研究了恒电流库仑滴定精密测定UO_2芯块中铀(Ⅳ)、铀(Ⅵ)和铀总量及氧铀比的分析方法。采用磷酸(加入少许氢氟酸)270±5℃的恒温搅拌回流溶样新技术,使样品溶解快而完全。用亚铁将铀(Ⅵ)还原为铀(Ⅳ),精确称量并加入略过量的重铬酸钾标准物质使铀(Ⅳ)氧化,过量的重铬酸钾由电解产生的铁(Ⅱ)进行恒电流库仑滴定。根据氧化铀(Ⅳ)所消耗的重铬酸钾的量计算铀总量。采用270±5℃磷酸在氮气气氛条件下的恒温搅拌回流溶样新技术,使样品溶解快而完全,并能保持铀的价态不变。除不加亚铁将铀(Ⅵ)还原为铀(Ⅳ)外,其它利用同测定铀总量的原理来测定铀(Ⅳ)含量。根据测定的铀总量和铀(Ⅳ)含量结果计算铀(Ⅵ)和氧铀比。测定铀总量的不确定度优于0.035％;测定铀(Ⅳ)的不确定度优于0.025％;测定铀(Ⅵ)的不确定度优于9.03％;测定氧铀比的不确定度优于0.0001 O/U单位。该方法适用于UO_2芯块和粉末及U_3O_8中铀(Ⅳ)、铀(Ⅵ)、铀总量和氧铀比的精密测定。     

表面铀污染量检测仪的研制

介绍了一台测量板形铀元件大面积低水平表面铀污染测量仪。该装置探头是大面积多丝正比计数器,计数器阴极由低本底材料不锈钢制成的,窗由厚6μm双面镀铝的聚脂膜制成。阳极丝是0.025mm镀金钨丝。计数器灵敏面积为1113mm×100mm。实验表明,计数器固有本底为0.002计数/(min·cm~2)(2计数/min)。对浓缩铀源,探测效率为67％,2π方向;24小时稳定度为0.84％(包括计数器、高压、电子学放大器、甄别器、微机、打印和显示系统)。该装置可探测的定量下限为(对20％~(235)U,0.13％~(234)U,79.64％~(238)U)4.6×10~(-10)g/cm~2。通过微机控制,该装置可预置定时,具有显示、自动报警、分类和打印功能。     

压水堆燃料棒UO2燃料芯块与锆合金包壳化学相互作用层研究

反应堆运行期间,锆合金包壳与燃料接触后不断氧化,与燃料结合形成牢固的化学相互作用层,影响燃料间隙热导、包壳力学性能和燃料包壳机械相互作用。本文以压水堆核电站燃耗45 GWd·t U-1完整燃料棒为研究对象,利用金相显微镜(Metallographic Microscope)、扫描电子显微镜及能谱分析(Scanning Electron Microscopy-Energy Dispersive Spectroscopy,SEM-EDS)和热室内拉曼光谱(Raman Spectroscopy)方法对其化学相互作用层形貌及结构进行分析,国内首次获得堆内辐照后包壳和芯块化学相互作用层相关分析数据。结果表明：运行至45 GWd·t U-1燃耗后,燃料芯块与包壳间隙形成14～19μm的化学相互作用层,不同位置机械接触的时间顺序差异,导致作用层的不连续形成与长大。SEM-EDS结果表明,相互作用层呈“蠕虫”状形貌,且由U、Zr、O三元素构成形成混合相(U,Zr)O_x化合物,并且发现化学相互作用层由化学黏附和机械作用共同作用的结果。拉曼光谱显示,化学相互作用层主要由四方相氧化锆(...     

ICP-AES法测定铀铌锆合金中的铌和锆

将铀铌锆合金试样用硝酸、过氧化氢和氢氟酸溶解,在JY-70Ⅱ改进型光电直读光谱仪上,用内标同步稀释法,快速、简便地测定了铀铌锆合金中的铌、锆含量.测量范围(质量分数)为铌,1%～10%;锆,0.33%～3.33%.其相对标准偏差分别为铌,优于3.2%;锆,优于2.5%.     

NP树脂的合成及其对铀吸附性能实验研究

用天冬酰胺对脲醛树脂进行改性,合成天冬酰胺改性类蛋白氨基螯合树脂(NP树脂),用于废水中铀的富集,以提高水中铀的监测速度。结果表明:在F/U摩尔比为0.8,天冬酰胺加入量为5%的前提下合成NP树脂,该树脂在25 ℃、pH值约为5、平衡时间为210 min时其吸附容量为46.98 mg/g。     

碳酸氢钠介质铀溶解温压条件制约模拟实验研究

成矿流体的温度、压力等物理条件变化影响铀溶解、沉淀能力,在热液型铀矿研究中对揭示铀富集沉淀机制具有重要意义。以沙子江铀矿床为主要研究对象,进行微量元素化学分析和物理化学条件模拟实验。变温实验和恒压变温实验结果表明在饱和蒸气压及6.89 MPa条件下,铀在0.5%NaHCO3介质中的优势溶解温度为80℃;在20 MPa条件下,相当于地下埋深约702～800 m, 150℃为铀的优势溶解温度; 200℃恒温条件下,随压力的增加,铀在0.5%NaHCO3介质中的溶解能力逐渐降低。研究表明来自地壳深部的含铀成矿流体随多期次的岩浆活动引起的温度波动有利于铀富集沉淀,减压作用中压力变化并非铀富集沉淀的直接因素。     

表面铀污染量检测仪的研制

介绍了一台测量板形铀元件大面积低水平表面铀污染测量仪。该装置探头是大面积多丝正比计数器,计数器阴极由低本底材料不锈钢制成的,窗由厚6μm双面镀铝的聚脂膜制成。阳极丝是0.025mm镀金钨丝。计数器灵敏面积为1113mm×100mm。实验表明,计数器固有本底为0.002计数/(min·Cm~2)(2计数/min)。对浓缩铀源,探测效率为67％,2 π方向;24小时稳定度为0.84％(包括计数器、高压、电子学放大器、甄别器、微机、打印和显示系统)。该装置可探测的定量下限为(对20％~(235)U,0.13％~(234)U,79.64％~(238)U)4.6×10~-10)g/cm~2。通过微机控制,该装置可预置定时,具有显示、自动报警、分类和打印功能。     

电感耦合等离子体质谱法测定核级海绵锆中痕量铀

为保障核级海绵Zr的质量，应用电感耦合等离子体质谱法（ICP-MS）测定海绵Zr中痕量U。样品经HNO3-HF快速溶解后，从同位素质量数的选择、内标同位素选择、基体的影响等方面进行分析。结果表明，以232Th作为内标，可有效校正基体效应及仪器漂移引起的干扰；在样品中加入浓度分别为0.20、1.00、1.50 μg/g的U标准储备溶液，其加标回收率均在94%~99%之间，相对标准偏差最大为5.1%，合成相对标准不确定度为5.9%，方法的检出限为0.001 μg/g。采用该方法对实际样品U含量进行测定，测定结果满足核级海绵Zr对U含量的控制要求。      

乳状液膜技术回收处理含铀溶液中铀的研究

采用乳状液膜技术对含铀溶液中的铀进行回收处理,研究了制乳原料的最佳体积比,制乳时的搅拌速度、温度等因素,及回收处理铀时的温度、pH值、铀初始质量浓度、提取时间等因素对乳状液膜技术提取回收含铀废液的影响;探讨了乳状液膜提取回收铀过程中铀的迁移机理;通过热力学对乳状液膜技术提取回收铀的液膜传输过程进行了分析。结果表明,当制乳原料中P₂₀₄和液体石蜡的体积分数为0.1和0.05,Span80、磺化煤油与P₂₀₄的体积比分别为0.06、0.79,搅拌速度为2000 r/min,内水相盐酸的浓度为4 mol/L时,可制得稳定的油包水型乳状液膜。在常温常压、pH值2.5、铀初始质量浓度小于100 mg/L、含铀废液与乳状液膜的体积比为5时,用乳状液膜对铀废液提取0.5 h,铀的回收率可达到99%以上,Gibbs自由能ΔG<0,说明外水相的铀可自发地向内水相富集。     

铀和锆在镉中的分布

对Ｕ－１０Ｚｒ合金在４７５、５００℃下Ｕ、Ｚｒ在液态Ｃｄ中的分布状态进行了研究。用ＪＣＸＡ－７３３电子显微分析仪测定了金属Ｃｄ中Ｕ、Ｚｒ的浓度，采用元素特征Ｘ射线面扫描法分析了Ｕ、Ｚｒ在金属Ｃｄ中的分布状态。结果表明：Ｕ、Ｚｒ在金属Ｃｄ中分布是均匀的；溶解了Ｕ－１０Ｚｒ合金的金属Ｃｄ中存在少量微小的颗粒（析出物），此类析出物中含有金属Ｃｄ原料中已存在的杂质元素Ｋ。     

人造岩石固化掺铀模拟放射性焚烧灰

以天然锆英石、模拟放射性焚烧灰、CaCO₃、TiO₂、UO₂为原料,采用高温固相反应,对人造岩石固化掺铀模拟放射性焚烧灰进行研究。借助XRD、SEM、抗浸出性能测试等分析测试方法,研究固化体的性能。结果表明：在空气气氛下烧结,固化体的晶相为CaZrTi₂O₇［Ca（Zr,U）Ti₂O₇］、CaTiSiO₅、CaTiO₃和CaUO₄,一部分U固溶于Ca（Zr,U）Ti₂O₇中;较多CaZrTi₂O₇的生成有利于Ca（Zr,U）Ti₂O₇固溶更多的U;模拟放射性焚烧灰掺量为60%、UO₂含量为6.88%的人造岩石固化体,1～35d铀的归一化浸出率为0.17~2.81μg/(cm²•d),42～192d铀的归一化浸出率为0.09～0.13μg/(cm²•d)。     

烧结Gd_2O_3-UO_2芯块吸湿性研究

用热重法测量加热Gd_2O_3-UO_2烧结芯块,研究其吸湿性。实验结果证明:高密度、低开口孔隙率(≤0.2％)的Gd_2O_3-UO_2芯块暴露在相对湿度为40％～90％空气中吸附的水是可以忽略不计的,并在室温真空条件下就很容易除去;具有特别高开口孔隙率(2％)的芯块中的吸附水可以通过线性升温至150℃保温1.5h以上除去;而芯块中“茶壶状”或称“墨水瓶状”深孔中的水及制备过程中带进的强力化学结合水要到400℃以上才能释放。除气后的Gd_2O_3-UO_2芯块中含水量远低于10μg/g,满足芯块含水量不超过15μg/S的技术要求。可以避免由于芯块水分含量超标致使锆合金包壳管氢脆所造成的燃料棒破损。     

U-Mo-Zr／Al-Si的互扩散行为

通过弥散体和扩散偶堆外退火试验，研究了Zr添加到U-Mo合金对U-Mo-Zr和Al-si反应的影响。Zr含量为1wt．％、2wt．％和4wt．％的U-7wt．％Mo合金锭由真空感应熔炼而成，采用离心雾化法制成粉末。对经γ相热处理过的U-7Mo-Zr合金进行高温退火试验，研究其γ相稳定性。X射线衍射分析结果表明：U-7Mo-Zr合金的γ相分解与U-7Mo合金类似。为研究互扩散行为，使用U-Mo-Zr粉末和Al-（0、0．4、2、5）wt．％Si合金粉末制备了弥散型样品。采用和弥散型样品化学成份相同的材料制备了扩散偶样品并进行了退火试验，以比较弥散型样品和扩散偶样品的互扩散行为。高Zr含量的弥散型样品在600℃时互扩散速度小幅增大，而扩散偶样品表明Zr添加到U-7Mo中降低了反应增长速度。Si能够减缓反应增长速度。U-Mo合金中添加的Zr没有在反应层中富集，而添加到～中的Si在反应层富集。U-Mo-Zr／Al-Si扩散偶中形成的反应产物为富Si的U（Si、Al）2。     

铀铌合金表面热氧化膜结构研究

采用X射线光电谱分析技术、结合Ar离子枪溅射,研究了大气环境、不同温度(室温、100、200和300℃)条件下铀铌合金样品表面氧化膜结构的变化情况。实验结果表明:随温度升高,氧化膜厚度增大,氧化膜结构发生明显变化。不同温度热氧化处理后,铀铌合金初始表面Nb主要以Nb2O5形式存在,在Nb2O5与金属Nb之间,总存在一定厚度的NbO及少量其他价态氧化物NbOx(0x1,1x2)的混合层。室温～200℃热氧化合金样品表面铀均以含间隙氧的UO2+x(P型)存在,其U4f7/2结合能较UO2低约0.7eV。室温条件下,氧化膜成分主要为UO2;100、200℃热氧化后,氧化膜中除UO2外,还含有少量P型UO2+x,其U4f5/2卫星峰的结合能为396.6eV。300℃热氧化后的合金样品表面为铀的高价氧化物(U3O8或UOx,2x3),U4f特征峰的结合能分别为381.8和392.2eV;氧化层为UO2和金属铀的混合物。热氧化过程中,温度对铀氧化的影响较对Nb的明显得多。