UO2核芯制备工艺中U的回收再利用研究

介绍了清华大学核能与新能源技术研究院制备高温气冷堆燃料元件UO₂核芯的溶胶凝胶工艺各种废料的产生情况。针对各种废料的特性,分别进行处理,实现回收再利用。对工艺中产生的含U废液先进行沉淀处理,经1次煅烧后溶解性差,必须将沉淀进行煅烧 还原 煅烧工序后才能实现再利用。对最终烧结球中的不合格品直接进行煅烧处理,将UO₂转化为U₃O₈,即可再利用。各种废料回收后均可作为原料生产UO₂核芯,综合回收率为99.98%。     

二(2-乙基己基)亚砜从硝酸介质中萃取铀(Ⅵ)的动力学研究

采用恒界面池法研究了二(2-乙基己基)亚砜(DEHSO)从稀硝酸介质中萃取铀(Ⅵ)的动力学行为。结果表明,在该条件下,DEHSO萃取铀(Ⅵ)的过程为扩散控制。硝酸根浓度是萃取过程重要动力学因子。萃取动力学方程为:R=K_fA[UO_2~+][H~+]~(-0.33)[NO_3~-]~(2·16)[DEH-SO]~(0.63)。萃取速率常数K_f为7.90×10~(-2)m·s~(-1)·l~(2.5)·mol~(-2.5)萃取表观活化能为0.9KJ·mol~(-1)。     

5-~(125)I-2''''-脱氧尿嘧啶核苷的制备

本文介绍了在加适量偏重亚硫酸钠的情况下,用稀硝酸氧化法制备5—~(125)I—2′—脱氧尿嘧啶核苷(简称~(125)I—UdR)。应用葡聚糖凝胶G—10柱分离、纯化,用聚酰胺薄层层析法测定标记率和放化纯度。在本实验条件下,使用不同批号国产的Na~(125)I溶液生产无载体的~(125)I-UdR,其标记率一般都高于95%,产品的放化纯度大于95%。     

榍石固溶体中钕的固溶量

以CaCO₃、H₂SiO₃、TiO₂、Nd₂O₃和Al₂O₃为原料,通过高温固相反应合成榍石固溶体,借助X射线衍射（XRD）、扫描电子显微镜（SEM）、能谱仪（EDS）等分析手段,研究钕在榍石固溶体中的固溶情况。结果表明,引入Al³⁺作为电价补偿时,Nd³⁺能较好地固溶在Ca_1-yNd_yTi_1-yAlySiO₅固溶体中,其固溶量为12.3%～13.56%;不引入电价补偿时,Nd较难在Ca缺位的Ca_1-3/2yNd_yTiSiO₅固溶体中固溶,其固溶量约为3.5%;合成掺Nd榍石固溶体的较佳温度为1270℃。     

Cs在碱硬锰矿固溶体中化学固溶量的研究

以cs2CO3、BaCO3、Al2O3和TiO2为原料,通过高温固相反应,合成了单相的固溶Cs的碱硬锰矿固溶体。借助于X射线衍射(XRD)、扫描电子显微镜(SEM)和波谱分析(WDS),研究了物相组成、Cs的化学固溶量等。结果表明:获得了单相的固溶Cs的碱硬锰矿固溶体,其Cs的最高化学固溶量约为0.26 mol,过量的Cs会生成Cs2Al2Ti2O8。     

铈在榍石固溶体中的固溶量

以CaCO3、SiO2、TiO2、Ce2C8O12·10H2O和Al2O3为原料,通过高温固相反应合成榍石固溶体,借助X射线衍射(XRD)、背散射二次电子像(BSE)、能谱(EDS)等分析手段,研究铈在榍石固溶体中的固溶情况。研究结果表明,引入Al3+作为电价补偿时,Ce4+固溶在Ca1-xCexTi1-2xAl2xSiO5固溶体中,其最大固溶量为12.61%;不引入电价补偿时,Ce4+固溶在Ca1-2xCexTiSiO5固溶体中,其最大固溶量为10.98%;合成掺Ce榍石固溶体的较佳温度为1260℃。     

UO_2-ZrO_2固溶体的形成机理和微观结构演变分析

采用XRD谱和SEM图像研究了UO_2-ZrO_2芯块固溶体形成过程的离子扩散和化学转变规律。结果表明,ZrO_2扩散至UO_2界面与之发生反应较UO_2扩散至ZrO_2界面与之发生反应更容易。ZrO_2斜方向四方的同素异构转变有利于UO_2固溶体的形成。芯块的结构演变依赖于离子在UO_2与ZrO_2界面(U_xZr_(1-x))O_2和(Zr_yU_(1-y))O_2层的扩散和反应。离子半径和晶体结构的差异使得ZrO_2固溶于UO_2优于UO_2固溶于ZrO_2,导致芯块中的UO_2固溶体长大和ZrO_2固溶体逐渐减小。UO_2固溶体的形成主要是通过schottky缺陷,使Zr~(4+)离子置换U~(4+)离子。     

镁固溶对钙钛锆石陶瓷固化体的影响北大核心CSCD

以CaTiO_(3)、ZrO_(2)、TiO_(2)和MgO为原料,经固相烧结法在1350℃下制备镁固溶钙钛锆石陶瓷固化体(Ca_(1-x)Zr_(1+x)Ti_(2-x)Mg_(x)O_(7),0≤x(固溶度)≤0.20),并研究Mg^(2+)固溶度对固化体物相组成、微观形貌和晶体结构的影响。X射线衍射结果表明:Ca_(1-x)Zr_(1+x)Ti_(2-x)Mg_(x)O_(7)结构中的Ti位可容纳固溶度x=0.05~0.15的Mg^(2+);并通过选区电子衍射实验进一步验证,固化体的主要晶体结构为单斜相钙钛锆石(2M,空间群C2/c)。当固溶度x=0.05~0.15时,钙钛锆石产物的相对质量分数高于97%,仅有微量的钙钛矿杂质相生成;随着Mg^(2+)固溶度的进一步增加(x=0.20时),Mg^(2+)浓度超过固溶度极限,使杂质相含量大幅增加。同时,扫描电子显微镜观察结果表明,固化体抛光面结构致密;在Mg^(2+)固溶度x≤0.15时,阳离子浓度符合所设计的化学计量比。     

Zr-4合金a-Zr固溶体中的Fe、Cr含量分析

将电化学分离Zr-4合金中Zr(Fe,Cr)2第二相粒子的技术和原子吸收光谱分析技术相结合,建立了一种分析Zr-4合金a-Zr固溶体中Fe、Cr含量的新方法,并用这种新方法分析了不同热处理状态下Zr-4合金a-Zr固溶体中的Fe、Cr含量。分析结果表明,随着淬火温度的增加,a-Zr固溶体中的Fe、Cr含量和Fe/Cr比值均增加,而Zr(Fe,Cr)2第二相粒子中的Fe/Cr比值则相应降低。结合以前的工作,可得结论:过饱和固溶在a-Zr固溶体中的Fe、Cr含量对Zr-4合金的耐水侧腐蚀性能有重要影响。     

热-水-力-化学耦合作用下Ca0.86Nd0.14Ti0.86Al0.14SiO5固溶体的化学稳定性

以CaCO₃、Nd₂O₃、TiO₂、SiO₂、Al₂O₃为原料,用固相法制备掺钕榍石固溶体（Ca_0.86Nd_0.14Ti_0.86Al_0.14SiO₅）。采用PCT法进行浸泡实验,借助X射线衍射（XRD）、扫描电镜（SEM）、电感耦合等离子体发射光谱（ICP-OES）等分析手段,研究掺钕榍石固溶体在热 水 力 化学（THMC）耦合作用下的化学稳定性。结果表明,在pH值为5～9、温度150～200 ℃、压强0.476～1.554 MPa的耦合作用下,Ca_0.86Nd_0.14Ti_0.86Al_0.14SiO₅固溶体具有良好的化学稳定性;pH值、温度（压力）对Ca_0.86Nd_0.14Ti_0.86Al_0.14SiO₅固溶体中Si⁴⁺、Al³⁺、Nd³⁺的归一化浸出率无明显影响;Ca²⁺在200 ℃（1 554 MPa）时的抗浸出性能较150 ℃时的好;在浸泡初期（1～21 d）Ca²⁺在pH值为9时的抗浸出性能优于pH值为5和7时的,浸泡后期（28、42 d）3种溶液中固溶体的Ca²⁺抗浸出性能趋于一致;Ti⁴⁺在pH值为9时的抗浸出性能较pH值为5和7时的好。     

镎-237放射性活度标准溶液的研制

为了给乏燃料后处理工艺和环境科学研究提供合适的237Np标准溶液,研制了以0.5 mol/L HNO3为介质的镎-237放射性活度标准溶液。以工厂的氧化镎作原料,经原料提纯→纯度鉴定→配成硝酸溶液→放置陈化→分装→火封→称重→均匀性检验→稳定性检验,最后进行定值。按取样规则取样品数,最小取样量为10 mg溶液,用4πα(PC)法测量,数据经方差检验法处理表明样品是均匀的。样品存放1 a,用4πα(PC)法测量和检查,证明样品是稳定的。定值是用4πα(PC)、4πα(LS)和2πα屏栅电离室等3种不同方法,经5个不同实验室测量比对,并经中国计量科学研究院检验测试后定值为:(1 702±35)Bq/g,(α=0.05)。     

硝酸铀酰溶液存放时浓度变化研究

研究了铀浓度分别为492g/L（硝酸根浓度285g/L)和246g/L(硝酸根浓度142g/L)的UO2（NO3）2均匀溶液在静止存放时铀浓度是否有浓度梯度变化。经过355天存放和5次取样分析,说明容器中UO2（NO3）2溶液铀浓度无梯度变化,仍然是均匀溶液。     

Chlorination of UO2 and (U,Zr)O2 solid solution using MoCl5

Conversion of UO₂ and (U_0.5Zr_0.5)O₂ solid solution into chlorides by MoCl₅ was performed in order to confirm the applicability of the chlorination by MoCl₅ to a pretreatment of fuel debris by pyrochemical methods. Chlorination of (U_0.5Zr_0.5)O₂ powders and dense pieces was successfully achieved at 573 and 773 K, respectively, based on the following chemical reaction: 2(U_0.5Zr_0.5)O₂ + 4MoCl₅ = UCl₄ + ZrCl₄ + 4MoOCl₃. Rough separation of MoCl₅, ZrCl₄ and MoOCl₃ from UCl₄ was achieved by volatilization under temperature gradient. From these results, fundamental feasibility of the chlorination method using MoCl₅ as a pretreatment of fuel debris was shown.