流通式氘化铀床室温回收氘的研究

研究了氢气经过流通式氘化铀床,利用气－固相之间的同位素交换反应回收床中的氘。用质谱分析测定交换过程中床内流出气体的各组分（Ｈ２,ＨＤ与Ｄ２）的体积百分含量。此外,还观察了床的入口氢气压力和床的温度对气－固交换反应的影响。结果表明：在优化条件下,从氘化铀床室温回收９８％的氘,而氘的同位素纯度不低于６０％是可能的。     

从矿水中回收铀

【美国《核子交易公司月报》1989年2月号第22页报道】铀极易以多种化学形式溶解,与铀矿床有关的水中通常都溶有铀。早在1952年,就开始回收这种铀;最近,美国和加拿大正在扩大其回收规模。估计目前全世界每年从矿水回收的铀为150万磅U_3O_8。     

回收铀分离级联计算

乏燃料中回收铀的再利用能节省天然铀资源.轻水堆回收铀的分离必须综合考虑铀235的浓缩、铀232的稀释及因铀236引起的燃耗深度损耗的补偿.基于多组分同位素分离级联理论,提出了分离回收铀的几种不同的级联方案.对各种级联方案进行了理论计算.计算结果表明,利用运载气体的双级联方案为最佳的级联方案.     

P204—TBP协萃体系用于乳状液膜提取铀（Ⅵ）的研究

介绍了Ｐ２０４－ＴＢＰ协萃体系用于乳状液膜法提取铀（Ⅵ）的研究。研究了在乳状液膜法中协萃载体ＴＢＰ的用量、乳状液膜制备条件、乳状液膜的膜相、膜内相和膜外相的组成对提取铀（Ⅵ）的影响。实验结果表明：（１）在硝酸铀酰体系中，膜相协萃载体ＴＢＰ占载体总量２０％—４０％时，铀（Ⅵ）的分配比是单一载体Ｐ２０４的３倍左右；在硫酸铀酰体系中，也有明显协同萃取效应。（２）当表面活性剂Ｓｐａｎ８０的体积分数为２％、膜内相Ｈ２ＳＯ４浓度为３—３．５ｍｏｌ／Ｌ时，可获得稳定的乳状液膜；膜外相ｐＨ控制在２左右，能获得满意的铀（Ⅵ）提取率；对铀（Ⅵ）含量较高的料液应该提高协萃载体浓度或适当增加乳状液与膜外相料液的体积比；料液中存在Ｆｅ３＋离子对液膜提取铀（Ⅵ）会产生不良影响，而ＳＯ２－４离子的影响并不明显。（３）Ｎａ２ＣＯ３溶液虽然也是铀（Ⅵ）的良好反萃剂，但它不能作乳状液膜法中提取铀（Ⅵ）的膜内相。膜内相的选择不仅考虑它是合适的常规反萃剂，而且要考虑膜内相与膜相的相容性。     

罗马尼亚磷酸盐中铀的回收

罗马尼亚一系列的研究工作在实验室中进行,并建立了中试工厂。根据这项工作,3个工业化工厂建立在靠近生产化肥的磷酸工厂附近。 本文所描述的过程采用溶剂萃取方法从磷酸(硫酸溶解)和磷硝酸(硝酸溶解)中回收铀。 萃取剂为DEPA+TBP或DEPA+TOPO混合物。 采用的方法为“单循环萃取-汽提过程。”而不同于OREL的“双循环萃取-汽提过程”。 在“单循环方法”中,铀和稀土元素两者都被萃取出来,然后汽提精选,同时沉淀下来。 通过汽提过程,可以直接以“绿色滤渣饼”(U~(4+)的氟化物)的形式得到铀,U~(4+)的氟化物极易被转换成高纯度的UF_0。 钇族稀土也在被汽提的同时沉淀下来。 本法获得的化肥不具放射性,排除了环境污染问题。 在磷酸厂附近,已建成3个铀回收的工厂,并且将很快投产。每个回收厂每年约生产30t的铀元素,即总产量为90—100tU/a元素。 同时完成了将“绿色滤渣饼”转变成核级重铀酸盐的技术和分离稀土元素所需的技术。 与“双过程”相比,“单循环萃取-汽提过程”投资成本低,生产成本为25—30美元/kgU元素。     

热铀溶液中铀的化学分离—TOPO—甲苯萃取法

本文介绍了由反应堆卸料元件热铀溶液中,分离铀的一种化学方法。此方法中铀的回收率达99%。     

硅胶吸附处理含高浓度硝酸根的含铀工艺废液

利用硅胶对铀的吸附作用,实现了对同时含高浓度硝酸根及微量铀的放射性废液中铀的回收。利用模拟废液进行静态实验,研究了溶液pH值、铀初始浓度、硝酸盐浓度及硅胶比表面积对吸附效果的影响。结果表明：溶液pH值增大有利于硅胶对铀的吸附;而溶液中铀初始浓度的升高会使铀在硅胶上的吸附效率降低;pH值为8.1时的吸附过程符合Freundlich等温吸附模型;硝酸根在硅胶上不吸附,且对铀的吸附几乎无影响;具有较大比表面积的硅胶有利于铀的吸附。利用实际工艺废液进行的动态柱实验结果表明,当pH值为8.1时,硅胶对铀的吸附容量可达22.3 mg/g。吸附在硅胶上的铀可被1 mol/L的硝酸溶液淋洗下来,解吸效率达近100%。     

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℃     

浓缩回收铀的M级联的近似算法

浓缩回收铀最有效的级联形式是带附加供料流的级联,它以天然铀为主供料,回收铀为附加供料。基于回收铀浓缩的特殊性,提供一种用于浓缩回收铀的带附加供料流的M级联的近似算法。数值计算表明,近似算法与工程优化算法得到的结果非常接近,最大相对偏差不超过0.1%。近似算法相对于工程优化算法更简单、方便和快速。     

DMHP乳状液膜富集U（Ⅵ）的动力学研究

以磷酸二异辛酯（ＤＭＨＰＡ）为流动载体,对Ｕ的乳状腺膜传质动力学进行了研究。测定了外相硝酸浓度,膜相载体浓度,温度等因素对传质速率的影响,实验结果表明,该体系在硝酸介质中对Ｕ的一次回收率达９６％以上。并求得初始传质速率方程,计算了表观传质反应热。对应用该乳状液膜富集的适宜条件也进行了讨论。     

Removal and Recovery of Uranium using Microorganisms Isolated from Japanese Uranium Deposits

Attempts were made to remove and to recover uranium present in nuclear fuel effluents and mine tailings using microorganisms isolated from a Japanese uranium mine. Hundreds strains of microorganisms were screened to establish which microorganisms removed the most uranium. Of the tested microorganism strains, an extremely high uranium removing ability was found in some bacteria, including Lactobacillus sp., which can remove about 2,200 μmol uranium per gram dry wt. of microbial cells within one hour. These microbial cells can remove uranium from the uranium refining wastewater with a high efficiency. Lactobacillus cells can remove more uranium from seawater than the other microorganisms which have superior uranium removing capacities from non-saline uranium solutions. The Lactobacillus cells immobilized with a polyacrylamide gel have excellent handling characteristics and can be repeatedly used in the adsorption-desorption cycles. The Lactobacillus cells can be used as an adsorbing agent for the removal and recovery of uranium present in nuclear fuel effluents, mine tailings, seawater, and other waste sources.     

离子交换法提取大量钍中微量铀

采用浓盐酸溶解ThO_2和U_3O_8、以Dowex1×8阴离子交换树脂和Dowex50×8阳离子交换树脂作离子交换剂,研究了从大量钍及微量裂变产物(FPs)中提取微量铀的方法。考察了裂变产物元素Cs、Sr、Y、Zr、Nb、Ru、Rh、La、Ce、Eu的去污效果。结果表明,用离子交换法可以实现从百克每升Th及FPs中分离出微量U。最优工艺条件是料液调至8mol/L HCl介质,大量Th和微量的FPs在8mol/L HCl-0.2mol/L NH4F洗涤条件下直接通过阴离子交换柱,而U吸附于树脂上,再用0.05mol/L HNO_3淋洗U。低HNO_3淋洗U后,直接过阳离子柱吸附微量Th,再用2mol/L HNO_3淋洗得到纯U。结果表明,U收率大于98%,产品中Th及FPs的含量均小于0.05μg/L。     

离子浮选法处理放射性废水

运用离子浮选法处理铀同位素生产和研究设施退役过程中产生的化学清洗剂废水不受有机物的影响，该方法适宜对成分复杂的放射性废水进行处理．并可回收铀。通过分析影响离子浮选效果的主要因素，获取了方法的最佳参数。用该方法处理后的废水体积可望减少99％而使放射性废物达到最少化。     

零价铁去除U(Ⅵ)的作用机理及其影响因素

在核废料处理中,如何将毒性大、易迁移的放射性核素U(Ⅵ)转化为毒性小、难迁移的U(Ⅳ)是非常关键的处理步骤。零价铁还原技术由于其价格廉价、环境友好、工艺简单等优点,在放射性核素U(Ⅵ)的还原处理方面也显示了较好的应用前景。本文详细地论述了零价铁去除U(Ⅵ)的3种界面化学作用机理：还原沉淀机理、吸附机理、共沉淀机理;还就各种水化学因素：氧化还原条件、介质pH、共存离子、天然有机质及微生物等对反应作用机理的影响进行了较为深入的讨论;并对如何有效、深入开展零价铁去除U(Ⅵ)的今后研究方向进行了展望。     

凹凸棒石与硫酸亚铁协同吸附铀

通过静态吸附实验,研究了pH值、吸附时间、铀初始质量浓度、吸附剂用量等因素对凹凸棒石及凹凸棒石与硫酸亚铁协同吸附铀的影响,从热力学和动力学方面对吸附过程进行了分析,并通过红外光谱（IR）和扫描电镜（SEM）探讨了其吸附机理。结果表明,当温度为25 ℃、pH值为5.0、凹凸棒石投加量为15 g/L、铀初始质量浓度为100 mg/L、吸附反应30 min时,凹凸棒石对UO²⁺₂的吸附率达89.5%,饱和吸附量可达40.8 mg/g以上;加硫酸亚铁后,凹凸棒石和硫酸亚铁协同吸附铀的效果大幅提高,在25 ℃、pH值为6.5、凹凸棒石用量20 g/L、FeSO₄用量1 g/L、铀初始质量浓度为100 mg/L、吸附时间30 min时,凹凸棒石和硫酸亚铁协同对UO²⁺₂的吸附率达99.9%以上,经处理的含铀废水能达国标排放。凹凸棒石对UO²⁺₂的吸附遵循Langmuir吸附等温线;凹凸棒石及其协同体系对UO²⁺₂的吸附动力学模型符合准二级动力学方程。凹凸棒石吸附铀前后的红外光谱表明,凹凸棒石主要是通过羟基、胺基等基团与铀络合进行吸附的。     

土壤中球孢枝孢对铀（Ⅵ）的吸附

从拟作为低放射性废物处置填埋场土壤中分离出一种霉菌,经过鉴定为链孢霉目黑霉科球孢枝孢,并考察该菌对UO₂²⁺的吸附行为。实验结果表明：铀初始质量浓度为10mg/L,加入5g/L的新鲜湿菌体,其吸附平衡时间约为24h,最终吸附率约94.1%,吸附符合准二级动力学模型;吸附最适宜pH=5～9,当pH≤2时,菌体几乎不吸附UO₂²⁺;铀初始质量浓度为2~10mg/L时,吸附率均在90%左右;吸附近似符合Langmuir吸附经验公式;菌体累积吸附6次吸附量可达6.6mg/g;Ca²⁺会降低微生物对铀的吸附;柠檬酸、硝酸和EDTA对吸附的铀均具有一定的解吸能力,其中柠檬酸最高为67%。采用红外吸收光谱分析,显示吸附后出现UO₂²⁺的吸收峰,表明铀主要以UO₂²⁺的形式被菌体吸附。     

Recovery of Electrical Resistivity in Neutron Irradiated Uranium Monocarbides

An experimental study was performed on the heat transfer to a turbulent water film which is falling down the outside surface of a heated vertical tube. The test section was made of stainless steel tube 13 mm in outside diameter and 1,500 mm long. It was found that a nearly constant heat transfer coefficient was obtained for the lower half of the test section covering a length of about 1 m, which was direct-heated by electric current. The resulting values of the Nusselt number in this region were correlated to the Reynolds number, and the plots fell in a region intermediate between those given by Wilke and by McAdams. An analytical model taking account of the undulation on the film surface is proposed. The predictions from the model give fairly good agreement with the experimental data.     

谷壳对铀（Ⅵ）的吸附性能及机理研究

通过静态吸附实验,研究了pH、吸附时间、铀初始质量浓度、吸附剂用量、谷壳粒径、温度等对谷壳吸附铀效果的影响,从热力学和动力学方面对吸附过程进行了分析,并通过红外光谱(IR)和扫描电镜(SEM)探讨了吸附机理。结果表明,单位质量谷壳对铀的吸附量随铀初始质量浓度的增大而增大,随谷壳用量的增大而减小,随温度的升高而增大;在pH＝3、粒径为100～120目时吸附效果最好;吸附在60min基本达到平衡。在25℃时,饱和吸附量q_max可达15.14mg/g。谷壳对铀的吸附遵循Langmuir等温线,符合准二级动力学方程。谷壳吸附铀前后的红外光谱表明,谷壳主要是由羟基、羰基、苯环及碳水化合物组成,通过络合或离子交换的方式吸附铀。     

Recovery of Transuranium Elements from Real High-Level Liquid Waste by Pyropartitioning Process

A pyropartitioning process is under development to recover minor actinide elements from high-level liquid waste (HLLW) generated by Purex reprocessing. This pyropartitioning process consists of a denitration step that converts various elements in the HLLW into oxides, a chlorination step that converts the oxides into chlorides, and a reductive-extraction step that separates the actinide elements from fission products (FPs) in the chlorination product. The feasibility of each step was confirmed using simulating FPs and unirradiated transuranium elements (TRUs). In the present study, approximately 520 g of real HLLW was prepared to demonstrate the feasibility of the pyropartitioning process. Almost 100% of each TRU originally contained in the HLLW was recovered in the liquid cadmium phase in the reductive-extraction step, which showed that the expected chemical reactions were completed and the mass loss of TRUs was negligible in the denitration, chlorination, and reductive-extraction steps. The separation behaviors of actinide elements, including americium and curium, from FPs in the reductive-extraction step were quite similar to those observed in previous experiments using unirradiated materials. Hence, the pyropartitioning process was successfully verified.