用α能谱法测定样品中~(233)U和~(232)U的相对含量

钍是一种潜在的核燃料。据国际原子能机构估计,目前已探明有开采价值的钍资源大致和铀相等。钍的充分利用可以大大丰富核能资源,增加核燃料储备。 钍铀核燃料循环的一个主要技术问题是钍在反应堆中受中子照射后,除生成有用的核燃料~(233)U外,还会产生~(232)U,一般化学方法不能使它与~(233)U分开。由于~(232)U的衰变子体放出能量     

镤在无机吸附剂上的吸附行为及它与铀、钍的分离

~(233)Pa是中子辐照钍制取核燃料~(233)U的重要中间体。长期以来人们认为用无机吸附剂来分离、纯化~(233)Pa是行之有效的方法。我们利用在高通量堆中辐照的钍经阴离子交换法分离获得的~(233)Pa、~(233)U以及天然Th,研究了在HNO_3介质中,~(233)Pa、~(233)U及Th在硅胶、SnO_2、Sb_2O_5及MnO_2四种无机吸附剂上的吸附行为,其中SnO_2与Sb_2O_5是前人没有作过系统研究的。通过单管平衡实验,我们找到了~(233)Pa吸附及解吸的合适条件,并由柱实验证明,~(233)Pa可以从U、Th中获得较好的纯化。从柱实验效果看,硅胶与SnO_2都有良好的性能,但在实际使用中,SnO_2比之硅胶似乎更为理想,因此我们认为SnO_2有可能成为分离、纯化~(233)Pa的一种有效吸附剂。     

~(235)U/~(231)Pa质谱法测铀年龄

建立了同位素稀释-多接收电感耦合等离子体质谱法测~(235)U/~(231)Pa原子比得到高浓铀年龄的方法。经过两次TTA萃取-反萃后从母体237 Np中分离得到233Pa稀释剂,Pa中去Np的去污因子均在200以上。在用标准物质CRM U900对233Pa稀释剂的浓度进行标定后,分别以233 U、233 Pa作为~(235)U、231 Pa的稀释剂,质谱测得~(235)U/~(231)Pa原子比计算高浓铀年龄,采用该法对标准物质CRM U850进行年龄测量,其结果与参考值的相对偏差为1.97%。该法可用于核法证与核保障监督中的高浓铀年龄测定。     

爱尔兰海东北部沉积物中~(239)Pu、~(240)Pu和~(241)Am的孔隙水化学

为了查定Pu和Am2个核素在沉积物沉积后的性状和评估其活化的可能性,对爱尔兰海东北部沉积物和孔隙水中的来自Sellafield的~(230)Pu、~(240)Pu和~(241)Am的分布作了研究。~(239)Pu、~(240)Pu、和~(241)Am的固相剖面中具有明显的地下峰,它与有机炭、Fe或Mn的分布无关,但可能反映Sellafield排放的历史。还原型Pu和Am的孔隙水剖面同样表明有明显的地下峰,它与有机质被氧或硝酸盐氧化的成岩作用无关,也与Fe和Mn的活化无关。孔隙水中的放射性核素剖面表明与固相中的放射性核素剖面之间在性质上有联系,这就提出一个由视Ka′s来描述的吸附/解吸作用,对还原型Pu,其范围为1.7×10~5—11.8×10~5,对还原型Am其,范围为3.5×10~5—3.9×10~5。然而对Pu(可能还有Am)来说,这种实测视K_d随深度而发生的系统变化,说明沉积物/孔隙水体系之间是不平衡的。已有的资料没有证实这种说法,即在孔隙水中,Pu的络合作用是由可溶性有机炭引起的。提出了通过近沉积物表面氧化物相的沉淀来清除Pu和Am.     

人骨人牙中~(226)Ra和~(228)Ra的含量

环境中各种天然放射性核素通过食入和吸入进入人体,成为内照射源,其中铀系中的~(226)Ra 和钍系中的~(228)Ra 都是重要的核素,据报道,体内的镭约有80—85%沉积于骨骼中。人骨中~(226)Ra 含量,国外早在五十年代就有很多报道,近几年国内也有不少报道。关于人骨中~(228)Ra 含量则报道较少。本文报告对杭州地区人骨、人牙中~(226)Ra 和~(228)Ra 含量的调查测量结果。     

环境水样品中~(131)I、~(126)I 的测定

本文介绍环境水样品中~(131)I、~(125)I 的测定方法。采用强碱性阴离子交换树脂浓集,CCl_4萃取,最后制成 AgI 沉淀源,由低本底β计数器和γ谱仪及 X 射线谱仪测定。本方法灵敏度对~(131)I 为7.7×10~(-14)Ci/1(2.8Bq/m~3),对~(125)I 为0.578×10~(-12)Ci/1(21.4Bq/m~3)。对环境中地下水、水库水、海水各取5—101,加入~(131)I 强度2.8×10~(-12)Ci/1(0.1Bq),试验结果其化学回收率分别为75—80%,放化回收率与化学回收率相符合。本方法对~(106)Ru-~(106)Rh 核素和总裂片的去污系数在1.2×10~5以上。10小时可分析6个样品。     

铀矿石尾渣标准物质中放射性核素~(210)Pb、~(226)Ra、~(228)Th和~(228)Ra的定值测量

本文描述了铀矿石尾渣标准物质中放射性核素２１０Ｐｂ、２２６Ｒａ、２２８Ｔｈ和２２８Ｒａ的定值测量方法、结果和涉及到的一些问题。由于铀矿石尾渣是由天然矿石经过化学处理的产物，放射系衰变不平衡，再加上各个样品待测定核素活度差别较大，作为标准物质的定值有一...     

~(90)Sr-~(90)Y放射性活度的绝对测量

~(90)Sr-~(90)Y是重要的裂变产物之一。由于它的裂变产额较高,半衰期较长,所以目前它在同位素工业中应用很广泛。~(90)Sr-~(90)Y的生物毒性也很大,所以在核燃料后处理时,从核防护和环境安全出发,人们对~(90)Sr-~(90)Y核素的放射性活度非常关注。本工作研究的目的主要是为同位素工业应用和核燃料后处理厂提供~(90)Sr-~(90)Y放射性活度标准。测量的方法是把~(60)Co作为示踪体,用效率示踪技术测定~(90)Sr-~(90)Y放射性溶液的活度。测量的总不确定度大约为±1.4％。     

~(90)Sr-~(90)Y放射性活度的绝对测量

~(90)Sr-~(90)Y是重要的裂变产物之一。由于它的裂变产额较高,半衰期较长,所以目前它在同位素工业中应用很广泛。~(90)Sr-~(90)Y的生物毒性也很大,所以在核燃料后处理时,从核防护和环境安全出发,人们对~(90)Sr-~(90)Y核素的放射性活度非常关注。本工作研究的目的主要是为同位素工业应用和核燃料后处理厂提供~(90)Sr-~(90)Y放射性活度标准。测量的方法是把~(60)Co作为示踪体,用效率示踪技术测定~(90)Sr-~(90)Y放射性溶液的活度。测量的总不确定度大约为±1.4%。     

钍水法后处理工艺流程的基础研究

我们研究了在酸式Thorex流程的A槽中~(232)Th、~(233)U、~(233)Pa和裂片(主要是~(95)Zr-~(95)Nb、~(106)Ru、~(144)Ce)的萃取行为,并研究了提高裂片及~(233)Pa去污的若干措施。我们发现在保证铀钍收率的前提下,降低A槽内的酸度,对提高~(233)Pa和~(95)Zr-~(95)Nb的去污是十分有效的;另外料液加肼加热预处理可以有效地提高~(106)Ru的去污。     

~(101)Tc半衰期的测量

在微型中子源反应堆中辐照75 mg仲钼酸铵20 min,冷却12 min,然后用α-安息香肟-乙酸乙酯在水相介质为0.8 mol/L HNO3、相比1∶1条件下,连续萃取2次分离出了无载体、放化纯的~(101)Tc样品.用HPGe γ探测器对306.8 keV γ射线采用位置接续法跟踪测量,分别用"平移法"、"迭代法"和"R-值法"进行数据处理,得到~(101)Tc的半衰期为(14.02±0.01) min(n=5),经检验数据可靠.     

237Np与233Pa的分离和测定

采用多孔高硅氧玻璃作吸附柱 ,研究了在 8mol/LHNO3介质中2 37Np与子体2 33Pa的分离和测定。研究结果表明 ,用H2 SO4 解吸2 33Pa ,能使2 37Np与2 33Pa定量分离。2 37Np和2 33Pa的放化回收率分别为 99%～ 10 1%和 99%～ 10 3% ,方法的相对标准偏差分别为 2 %和 3%     

用二异丙酮溶剂萃取233Pa（Ⅴ）

摘要：用233Pa作示踪剂，苯作稀释剂，研究了二异丙酮（Di-iso-propyl-ketone）对Pa的溶剂萃取行为。分析了萃取效率同震荡时间、不同种类的无机酸浓度和萃取剂浓度的关系及F-对Pa溶剂萃取的影响。结果表明：二异丙酮是萃取Pa的一种优良的萃取剂；二异丙酮-盐酸体系适用于Pa的萃取研究。     

^14C标记农药杀螟松和马拉硫磷的制备

以Ｂａ＾１４ＣＯ３为起始原料制得＾１４ＣＨ３ＯＨ，然后和＾１４ＣＨ３ＯＨ与ＰＳＣｌ３在碱性条件下反应，再加入甲基砂基苯酚，在甲基异丁酮溶剂体系下制得＾１４Ｃ－刹螟松，放化纯度〉９５％，放射性比活度为１８８．７ＢＭｑ／ｍｏｌ，＾１４ＣＨ２ＯＨ与Ｐ２Ｓ５合成的中间体，加顺丁烯酸二乙酯在甲苯溶剂体系中反应制成＾１４Ｃ－马拉硫磷，放化纯度〉９５％，放射性比活度为１５６．４ＭＢｑ／ｍｏｌ。     

~(14)C-标记1,2-双-(3,5-二氧哌嗪基)乙烷[ICRF_(154)]的合成

A.M.Greighton 1969年合成了双酰胺环ICRF_(154),然后改变化学结构合成了ICRF_(159,193)等衍生物。对其抗肿瘤(肉瘤S_(180)),白血病L_(1210),腺癌175,肿瘤walker_(256)进行药物筛选。ICRF_(154)口服对实验肿瘤有效,Dr.Hellmann临床试用发现不活泼。由于它在水和有机溶剂中不溶解,认为体内吸收很差或不吸收。我所将ICRFF_(154)用于临床治疗银宵病疗效显著。~(14)C-标记ICRF_(154)可为进行吸收、分布、排泄研究提供标记化合物。     

甲基异丁基酮萃取Pa(Ⅴ)的研究

为了快速萃取分离Pa,并了解Pa在水溶液中的化学性质,以甲基异丁基酮(MIBK)为萃取剂,苯为稀释剂,以²³³Pa为示踪剂,研究了盐酸溶液中Pa(Ⅴ)的萃取行为,讨论了萃取时间、盐酸浓度、萃取剂浓度和HF对萃取Pa(Ⅴ)的影响。结果表明,萃取在10s内达到平衡,甲基异丁基酮能够从大于8mol/L的HCl溶液中定量萃取Pa,同时HCl介质中加入少量的HF会严重改变Pa的萃取行为。     

NpO2+与UO22+阳阳离子络合对30%TBP-煤油萃取Np(Ⅴ)性能的影响

通过分光光度法和液闪计数法研究了Np(Ⅴ)与U(Ⅵ)间的阳阳离子络合作用对Np(Ⅴ)在30%TBP-煤油有机相中的萃取分配行为的影响。结果表明：Np(Ⅴ)-U(Ⅵ)阳阳离子络合物可被萃入TBP有机相中，其萃取分配系数较Np(Ⅴ)提高了数倍。随着U浓度在0.12～0.60 mol/L范围内升高，Np(Ⅴ)-U(Ⅵ)阳阳离子络合物萃取分配系数不断增加，当U浓度达到0.72 mol/L时，由于有机相铀饱和度原因，Np(Ⅴ)-U(Ⅵ)阳阳离子络合物萃取分配系数下降。在室温下，水相酸度为3 mol/L、铀浓度为0.60 mol/L、相比（o/a）为2∶1、两相接触时间为1 min时，Np(Ⅴ)的总萃取分配系数约为0.1，萃入有机相中的Np约占Np总量的9%。提高酸度有利于Np(Ⅴ)-U(Ⅵ)阳阳离子络合物的萃取，接触时间在1～8min范围内对萃取无影响。     

^89Sr和^90Sr的同时定量测定

一、引言关于多组份的β源的同时定量测定,Biller曾提出用跟踪测量-图解法获得各组份的量,但是对于寿命较长的~(89)Sr和~(90)Sr-~(90)Y的测量则不适用。为了测量它们,一般采用选择适当的冷却和测量时间,使多组份β源简化为单组份的贡献。所以,有关~(89)Sr和~(90)Sr的同时定量测定尚未见文献中报道。~(90)Sr的半衰期较长(T_(1/2)=28.6a),其子体~(90)Y的β射线能量较高(2.284 MeV),是极毒物质。通过~(235)U裂变生产的口服或注射用的医用同位素(如~(99)Mo-~(99)Tc发生器)中的~(89)Sr和~(90)Sr的含量必须符合我国卫生部部颁标准(~(89)Sr为6×10~(-5)%,~(90)Sr为6×10~(-6)%)。这就需要有一个合适的定量测量方法。为此,本工作研究和建立了β发射核~(89)Sr,~(89)Sr-~(90)Y的分离和同时定量测定的方法。