用放射化学方法测定钌

对于裂变产物混合溶液中的放射性钌的分析,应用得最广泛的是蒸馏法。方法的原理是将钌氧化为具有挥发性的四氧化物,从其他裂片中蒸馏出来。格兰德宁(Glendenin)提出了一个很优异的蒸馏法程序。他用铋酸钠作氧化剂,在磷酸和高氯酸的介质中蒸馏钌。由于铋酸钠有着很高的氧化势,能将卤素裂变产物(溴和碘)氧化成最高价含氧酸形式,它们不具有挥发性而消除了对钌的沾污。另外蒸馏介质中存在有磷酸,     

裂变产额法刻度浸于铀溶液中SSTD的效率因子

本文建立了裂变产额法用以刻度浸于铀溶液中的固体径迹探测器记录裂变碎片的效率因子.这个方法基于测量一些裂变产物核素的强度,并应用文献中准确已知的裂变产额值计算出铀溶液中发生的裂变数。测量的裂变产物为~(91)Sr,~(92)Sr,~(99)Mo.~(13)Te,~(130)Ba。~(140)Ba 6种核素,实验测定了聚碳酸酯记录裂变碎片的效率因子K_(wet)为(8.52±0.0j)×(10~-)_cm。这个值和应用?Cf自发裂变刻度的结果很好地符合.     

裂变产物中锑的色层分离方法研究

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10×103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。     

反应堆卸料硼钢管中~(10)B 燃耗质谱测定

本文介绍了用甲醇蒸馏法将反应堆卸料硼钢管中的硼与裂变产物~(60)Co 及其他元素进行分离;用 CH_5质谱计、热表面电离法测定该硼钢管中可燃毒物~(10)B 的燃耗。燃耗深度在80%以上时,测定值的相对标准偏差小于0.1%。     

同位素稀释质谱法测定动力堆卸料元件中裂变产物~(149)Sm的含量

同位素稀释质谱法测定裂变产物钐的绝对量时,国外通常用浓缩钐作为稀释剂。本报告介绍了以高纯的天然钐作稀释剂,用 MAT CH_5 质谱计测定了动力堆卸料元件中裂变产物~(149)Sm 的含量,并把它换算成每克铀燃料溶液中累积裂变产额~(149)Sm 绝对量,与理论计算符合。相对标准偏差为±1.6%(置信度95%),本报告对稀释剂选择,污染等问题作了认真的探讨。为评价物理计算提供了实验数据。     

核裂变产物对地表环境Ba同位素体系的影响

近年来,钡(Ba)同位素研究在地表生态环境领域的应用越来越广泛。然而,上世纪的核试验和核事故泄露在地表环境中释放了大量含有人工核素Ba的裂变产物,它们可能会改变地表自然样品的Ba同位素特征,从而不利于Ba同位素研究在该领域的发展和应用,因此需要评估其影响程度。本文根据Ba同位素最新研究进展和国际上已发表的数据,总结不同地表储库中Ba同位素的分布特征,利用核裂变理论计算核试验裂变产物的Ba同位素组成及裂变成因Ba的加入对环境样品Ba同位素组成的改变程度。结果显示,自然样品加入占其Ba含量0.01%的裂变成因Ba,能显著改变它的Ba同位素组成,因此需要引起重视。此外,基于计算结果发现,同时测量样品δ~(137/134)Ba和δ~(138/134)Ba值,根据其异常特征可以有效地排除受到沾染的样品。     

硫化铜载带法测定放射性钌—106

一、引言 ~(106)Ru是裂变产物之一,放射毒性高,主要是因它的短寿命子体~(106)Rh有高的β能量(3.53MeV)引起的。评价工作人员放射性沾污吋,必须有测定尿中~(106)Ru的方法;而且水中的放射性钌在辐射防护工作中也是必需监测的重要核素之一。放射性钌的测定,多数作者是将各种价态的钌氧化为RuO_4,然后用蒸馏法或四氯化碳萃取法把钉分离出来,最后用镁粉将钉还原为金属钌,而后称重及测量放     

由~(137)Cs,~(144)Ce和~(148)Nd为监测体测定燃耗中的辐照史校正方法

在通过测定~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Nd等裂变产物监测体浓度推算辐照燃料燃耗的方法中,需要裂变产物的平均裂变产额、(n,γ)俘获反应的修正量、放射性裂变产物的堆内衰变修正量,可裂变核素的平均裂变能量等参数。这些参数是同燃料的辐照历史密切相关的。本文介绍一种计算这些参数的方法、计算机程序概况和计算结果。本方法有下述特点:1.采用燃耗物理计算获得的可裂变核素核密度及裂变截面作为本程序的输入数据。2.采用燃耗值的初始实验结果反推燃料辐照期间的中子通量。3.精确计算了~(137)Cs和~(148)Nd两种监测体(n—1)衰变链和n衰变链中子俘获反应的修正量。从而提高了各种参数的精确度。对于浅燃耗天然铀辐照燃料的应用例,计算结果表明,~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Wd获得燃耗结果的修正量分别为 0.29%, 16.40%,-2.75%。本方法对燃耗结果可能引入的误差分别为±0.1%,±0.3%,±0.6%。     

沉淀法分离^132Te的研究

在^132I的核数据衰变测量中，需要得到放化纯的^132I的溶液。^132I的分离提取有直接法和间接法两种。直接法是从辐照后的^235U混合裂变产物中直接进行分离，但得到的^132I溶液中有^131I(T1／2=8．04d)、^131I(T1/2=21h)、^135I(T1／2=6．7h)存在，影响数据的测量；间接法则根据其前驱核相对容易分离的特性，从裂变产物中分离出^132Te(T1/2=78h)，然后将其放置一定时间。     

由~(137)Cs,~(144)Ce和~(148)Nd为监测体测定燃耗中的照射史校正方法

在通过测定~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Nd等裂变产物监测体浓度推算辐照燃料燃耗的方法中,需要裂变产物的平均裂变产额、(n,r)俘获反应的修正量、放射性裂变产物的堆内衰变修正量、可裂变核素的平均裂变能量等参数。这些参数是同燃料的辐照历史密切相关的。本文介绍一种计算这些参数的方法、计算机程序概况和计算结果。本方法有如下特点:1.采用燃耗物理计算获得的可裂变核素核密度及裂变截面作为本程序的输入数据。2.采用燃耗值的初始实验结果反推燃料辐照期间的中子通量。3.精确计算了~(137)Cs和~(148)Nd两种监测体(n—1)衰变链和n衰变链中俘获反应的修正量。从而提高了各种参数的精确度。对于浅燃耗天然铀辐照燃料的应用例,计算结果表明,~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Nd获得燃耗结果的修正量分别为+0.29%,+16.40%,-2.75%。本方法对燃耗结果可能引入的误差分别为±0.1%,±0.3%,±0.6%。     

季铵盐对亚硝酰钌亚硝酸基络合物的萃取

本文制备了~(103)Ru标记的Na_2[RuNO(NO_2)_4OH]络合物,研究了它在季铵-二甲苯中的萃取性能。分配系数D可达～10~3,萃合物中含2分子季铵。建立了以季铵盐为萃取剂从裂变产物中分离测定~(106)Ru-~(106)Rh的方法,结果与H_2SO_4-NaBiO_3蒸馏法相符。对HNO_3溶解的热铀溶液中钌的化学状态及行为作了初步探讨。     

萃取色层法测定UF_6中裂变产物总β和总γ放射性

文章研究了在含F~-和NO_3~-的溶液中,~(95)Zr,~(95)Nb,~(106)Ru,~(144)Ce,~(234)Th和U在CL-TBP柱上的淋洗行为。选择了~(95)Zr,~(95)Nb,~(106)Ru及~(144)Ce等主要裂变产物与~(234)Th及U分离的条件。建立了对UF_6样品中裂变产物的总β和总γ放射性的测定方法。对于总β放射性为天然铀β放射性7.8%的样品,标准偏差为±3.5%;对总γ放射性为天然铀γ放时性17%的样品,标准偏差为±3.1%。     

水合二氧化锰(HMD)和水合五氧化二锑(HAP)用于HNO_3溶液中Sr、Cs、Zr、Ru、Se、Ce和Sm的去除研究

研究了水合二氧化锰(HMD)和水合五氧化二锑(HAP)对铀的吸附性能,以及在HNO3溶液中对Sr、Cs、Zr、Ru、Se、Ce和Sm的吸附性能。HMD和HAP在硝酸铀酰溶液中不吸附铀。HMD在0.2 mol/LHNO3溶液中对Zr、Ru和Se的吸附性能较好,HAP在0.2 mol/L HNO3溶液中对Sr、Cs、Ce和Sm的吸附性能较好。含有Sr、Sm、Ru、Ce、Zr和Se混合元素的0.2 mol/L HNO3依次通过HMD和HAP柱吸附后,元素基本被全部吸附。研究结果表明,HMD和HAP可以用于HNO3溶液中Sr、Sm、Ru、Ce、Zr、Cs和Se等医用同位素生产堆燃料溶液中主要裂变产物元素的去除。     

应用季铵7402从含氟的辐照铀溶液中系统分离主要裂变产物

本文提出了一个从含氟的辐照铀溶液中系统分离主要裂变产物的方法,并给出了主要裂变产物在系统分离的各组分中的分布情况。     

纸上沉淀带载留法分离U与Cs,UX_1和Ce

裂变产物的分离中常用载体携带放射性同位素,从而将极稀薄的溶液(约10~(-11)—10~(-14)M)转为普通的浓度(10~(-3)—10~(-1)M),以便于化学操作,并可计算裂变产物在整个分离程序中的回收率。但这种操作往往冗长繁琐,载体消耗量也较大,所以,研究一些不用大量载体、分离手续简易而又可直接测量放射性的方法是很有意义的工作。     

强放射性溶液中微量铀的活化分析

本文是用比较法测定强放射性溶液中的微量铀,因常规的活化分析法不能消除样品中原存裂变产物的干扰,我们选择了~(92)Sr的子体~(92)Y作为测定核素。本法对其它裂变产物的去污系数除~(144)Ce-~(144)Pr为1×10~4外,其余都大于1×10~5。精密度为±7%。若有~(239)Pu存在时,会引起正误差。分析4～6个样品,全部分离操作时间需10个小时。     

若干核裂变产物的产额测定

引言放射化学的基本任务之一是研究裂变产物的分离与鉴定问题。核裂变的现象十分复杂,产物也很多,因此该项工作显得十分艰巨,最早对U~(235)裂变产物的集体研究工作,鉴定了189种不同的裂变产物与它们所组成的42个β衰变缝;此外,还测定了若干裂变产物的产额或裂变产额(Fission yield),从而发现产额-质量曲线呈马鞍形。     

裂变~(99)Mo生产工艺中~(131)I~-的去除

正当前,医用~(99) Mo主要从~(235)U裂变产物中提取。~(235)U裂变产物含有100多种核素,其中~(131)I(T_(1/2)=8.02d)裂变产额为2.84%,相对于~(99) Mo(T_(1/2)=2.747d),其半衰期较长。因而,在医用裂变~(99) Mo生产工艺研究中,~(131)I的去除是关键技术之一。中国原子能科学研究院正在进行低浓缩铀(LEU)生产裂变~(99) Mo的工艺研究,~(99) Mo的化学分离工艺为:用HNO_3溶解辐照过的铀靶件,首先采用α-安息香肟(α-BO)沉淀法从铀靶模拟溶解液中分离~(99) Mo,实现~(99) Mo与其他裂变杂质的分     

高效液相色谱分析Na~(125)I溶液

放射性碘化钠(Na~(125)I)溶液的放化纯度是指放射性核素(~(125)I)所标示的碘化钠(~(125)I)的放射性活度与溶液中碘化钠(~(125)I)和杂质碘酸根(~(125)I)等离子的总放射性活度之比。按中国药典(1977年版)推荐的鉴定方法是纸层法,该方法分析时间较长,分析过程中碘易挥发。文献[4,5]报道采用阴离子交换色谱法,在17分钟内能分离出~(123)I~-和~(123)IO_3~-。利用反相色谱法分析鉴定Na~(125)I的放化纯度目前在国内外文献中尚未发现同类工作报道。本文应用反相色谱法研究了I~-、IO_3~-和IO_4~-各组分的分离行为及Na~(125)I溶液中~(125)IO_3~-和~(125)I~-的分离行为。     

~(95)Y的分离流程

欲准确测量95Y的衰变数据,必须从新生成的裂变产物中将95Y提取出来。有关从裂变产物中提取Y的文献报道较多,本工作借鉴1976年Rengan(美国)的工作,设计了从裂变产物中快速分离95Y的如下萃取流程:1)将1mL UO2(NO3)2溶液经1×1013cm-2·s-1中子辐照30s;2)吸取溶液至含有1mg Ce3 载体、0.1mL30%H2O2和2mL0.5mol/L HCl的萃取管中,加入3mL0.75mol/L HDEHP-二甲苯溶液,手摇1min,离心分相,弃水相;3)用3mL含0.1mL30%H2O2的1mol/L HCl洗涤有机相,弃水相;4)再用3mL1mol/L HCl洗涤有机相,弃水相;5)用3mL8mol/L HCl反萃,弃有机相。该流程…