Gd1.6Nd0.4Zr2O7烧绿石的快速合成及其组织结构研究

为探索Gd₂Zr₂O₇烧绿石快速固化高放废物中锕系核素的新途径,实验用高温高压固相反应法在3～4GPa压力、1573～1673K温度范围内合成了Gd_1.6Nd_0.4Zr₂O₇烧绿石固化体,并利用X射线衍射仪、扫描电镜对样品进行了分析。结果表明：高温高压固相反应法可在极短时间（15min）内合成完全固溶的Gd_1.6Nd_0.4Zr₂O₇立方烧绿石固化体,较常用制备方法（一般合成时间不低于48h）快近200倍;用该技术合成的样品在常温常压下的相转变温度及压力得以显著提高,烧绿石相更趋稳定;样品晶格常数随Nd含量的增加及合成温度的升高而逐渐增大,随合成压力的增加而逐渐减小。这种快速高效的合成方法为未来开展高放核素的工业固化提供了一种新的技术途径和基本数据参考。     

喷雾热解合成An_2Zr_2O_7(An=La、Nd)烧绿石及结构分析

锆基烧绿石An2Zr2O7以优异抗辐照性能和化学稳定性成为高放废物中锕系核素的理想固化基材。镧系核素常作为替代核素进行锕系核素的固化研究,实验以硝酸盐为原料,以三价的镧系元素(La、Nd)模拟锕系元素,采用sol-喷雾热解方法在1 200℃、6h内合成了(La、Nd)2Zr2O7烧绿石。采用粉末X射线衍射(XRD)、扫描电镜(SEM)、拉曼光谱分析方法对合成的样品进行了结构表征,结果表明:利用该方法合成了单一物相的烧绿石立方结构An2Zr2O7;相对于La2Zr2O7的烧绿石结构,Nd2Zr2O7烧绿石具有向萤石结构转变的趋势。该合成方法为目前的高放废液人造岩石固化提供了一定的技术基础。     

制备工艺对铀烧绿石基玻璃陶瓷固化体结构及性能的影响

针对锕系元素在玻璃陶瓷固化体中易残留于玻璃基体的不足,在传统的熔融 热处理玻璃陶瓷制备工艺基础上对工艺适当改进,研究工艺差异对玻璃陶瓷固化体物相结构的影响,并利用XRD、FT-IR、SEM-EDS、ICP-MS等分析手段对各种固化体的结构性能进行表征。实验结果表明：采用传统方法（工艺A）获得的GC1样品主要以钙长石（CaAl₂Si₂O₈）和钙铀氧化物（CaUO₄）为主相;当增加预烧结（工艺B）或球磨（工艺C）处理后,样品中CaUO₄相的生长得到一定抑制,铀烧绿石的析出量小幅增长;当预烧结和球磨技术联用（工艺D）时,获得的样品GC4中CaAl₂Si₂O₈和CaUO₄两相同时得到抑制,并析出大量的四方铀烧绿石相,且该相与最初设计的析出相组分基本吻合,U在烧绿石晶体结构中A位上的占比高达近0.75。去离子水中浸出14 d后,玻璃基体表面有微弱溶解,陶瓷相在浸出期间没有明显变化。     

富烧绿石型人造岩石固化模拟锕系元素废液的研究

采用与钙钛锆石（Ｚｉｒｃｏｎｏｌｉｔｅ）性能相近的烧绿石（Ｐｙｒｏｃｈｌｏｒｅ）为主要矿相,制备了对锕系元素废液有不同包容量（３７％～５０％）的人造岩石固化体,测定了其物理性能。应用Ｘ射线衍射（ＸＲＤ）、扫描电镜能谱分析（ＳＥＭ／ＥＤＳ）研究了其太相组成、微观结构和相组分分析,并采用产品一致性测试（ＰＣＴ）粉末浸泡法研究其抗浸出性能。研究结果表明,富烧绿石人造岩石是固化锕系元素废液并最终进行地质处     

烧绿石(La1-yNdy)2Zr2O7模拟固化241Am的晶体结构稳定性研究

为研究²⁴¹Am在La₂Zr₂O₇烧绿石中的固化行为及其对烧绿石晶体结构稳定性的影响,实验选用Nd作为²⁴¹Am的模拟物,采用Sol-喷雾热解法合成了(La_1-yNd_y)₂Zr₂O₇（0.0≤y≤1.0）系列样品,并借助X射线衍射和振动光谱手段对样品的晶体结构稳定性进行了研究。实验结果表明：随着Nd掺杂量的增加,O48f位置参数x_48f和I₍₁₁₁₎ /I₍₂₂₂₎均呈规律性增大,Raman谱逐渐展宽,IR谱发生蓝移,所有结果均证实用Nd不断替换La将导致烧绿石晶体结构有序化程度逐渐降低。另外,实验发现掺杂量y≈0.8是烧绿石晶体结构发生几何相变的逾渗阈值,超过该阈值有序的烧绿石结构将发生突变进而加速向无序萤石结构转变,该实验结果可为(La_1-yAm_y)2Zr2O7固溶体的结构稳定性研究提供参考。     

富烧绿石人造岩石固化模拟锕系废物

采用国际上较少研究的烧绿石为主要矿相,针对分离的锕系核素进行人造岩石固化研究。设计并制备了对模拟锕系元素包容量为46.8％的富烧绿石人造岩石固化体。对其物理性能、抗浸出性能、耐辐照性能和微观结构进行的研究结果表明富烧绿石人造岩石固化体具有很好的性能。     

多组元烧绿石陶瓷固化体的制备及其抗浸出性能

烧绿石具有优异的理化稳定性和耐辐照稳定性,被认为是理想的放射性核素固化基材。然而,人造烧绿石在烧结过程中对核素的选择性高,从而限制了其固化核素的种类和数量。针对上述问题,本工作以镧系元素铕(Eu)、钐(Sm)、钕(Nd)模拟放射性的锕系核素,成功制备得到了2、3、4组元的烧绿石结构陶瓷固化体。结果表明,目标核素均匀地固溶在烧绿石的晶格结构中形成了单相均一的多组元烧绿石陶瓷固化体。化学浸出实验表明,多组元烧绿石结构具有优异的抗浸出性能,是一种具有应用前景的高放废物陶瓷固化体候选材料。     

立方烧绿石Gd_2Zr_2O_7的高温高压合成

为探索高温高压固相反应法合成Gd2Zr2O7烧绿石的可能性,以Gd2O3和ZrO2的混合粉体为原料,在5.2GPa压力、1473～1873K温度范围内进行了实验研究。通过XRD对合成样品进行了结构表征,结果证实,在5.2GPa和1873K条件下,保温保压30min,成功地合成出单一物相的、具有立方烧绿石结构的Gd2Zr2O7化合物。这种新的合成方法对于开展武器级多余钚和含钚高放废物固化具有重要的科学价值和实际意义。     

钍铀核燃料循环研究

本文报道了中国科学院上海原子核研究所在开展钍铀燃料循环研究方面的进展和取得的成果。这些研究主要为克级量纯~(253)U的提取、钍基燃料后处理技术研究、新的铀钍萃取体系的研究、钍铀镤分离和分析方法研究、中子辐照ThO_2时产生有关核素的累积与中子积分通量和中子能谱的关系、钍的零功率试验等。本文还对钛的利用进行了评估和展望。     

离子交换法分离铀中的微量钍

矿石中常有铀钍伴生的情况,因此在精炼的天然铀产品中常含有微量钍。这样制成的生产堆燃料元件辐照时,铀-232俘获中子而转变为镤-233,这会使经后处理得到的铀钚产品中γ放射性过高。为此,应对前处理中得到的精炼铀产品中的钍含量加以检验和控制。此外,Thorex流程中的铀-233液流和最终铀产品中也必定含有微量钍,须进行检测。因此,建立一个简便可靠的方法来分析大量铀中的微量钍,就具有实际的意义。本文采用简     

四氟化铀和四氟化钍的高温水解

为适应钍基熔盐堆核燃料水法后处理的需求,需将乏燃料中难溶的氟化物转化为相应的氧化物形式,因此提出了高温水解的方法来实现这一目的。研究了UF4、ThF4在不同反应温度和反应时间下的高温水解行为,对其水解产物进行了结构表征和溶解实验的研究。结果表明,UF4、ThF4分别在300℃和350℃即可全部转化为相应的氧化物UO2.25和ThO2。溶解实验结果表明,二者的高温水解产物较易溶解在3mol/L HNO3和Thorex试剂中。     

(Sr0.1Th0.2Nd0.3La0.2Gd0.2)2Zr2O7高熵烧绿石固化体的制备及化学稳定性

以金属硝酸盐为原材料,通过溶胶-喷雾热解-高温烧结法制备了(Sr_0.1Th_0.2Nd_0.3La_0.2Gd_0.2)₂Zr₂O₇高熵烧绿石固化体。利用X射线衍射(XRD)、扫描电镜(SEM)、Raman光谱对固化体结构进行表征,通过MCC-1浸出实验方法分析了固化体化学稳定性。研究结果表明：高熵烧绿石固化体为纯相高熵烧绿石结构,最佳烧结温度为1 500℃。随着烧结温度增加,固化体晶粒和密度明显增加。浸出实验结果显示：La、Gd、Zr、Nd元素42 d归一化浸出率为10^-6 g/(m²·d)量级,Sr、Th元素的42 d归一化浸出率分别为10^-5 g/(m²·d)和10^-3 g/(m²·d)量级,固化体表现出良好的化学稳定性。     

TEVA树脂分离-ICP-MS测量钍基体中微量铀

针对233 U提取工艺1AW钍基体中微量铀(m(Th)/m(U)=105)的分析,以TEVA树脂萃取色谱为主要分离纯化手段,以ICP-MS为测量手段,建立了一个简便快速的分析方法。上柱时模拟料液的体积为1mL、酸度为2.5mol/L,铀的洗脱液为12mL硝酸(2mol/L),方法对1AW模拟样品中铀的回收率为97.1%~100.0%,sr=1.1%(n=5)。该方法能够有效地将钍基体去除,从而实现微量铀的准确测量。     

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。     

用于铀微粒年龄测量的铀钍氧化物混合微粒SIMS测量研究

放射性材料的年龄信息是一项重要的溯源指纹特征,铀微粒年龄测量研究对于核取证技术应用具有重要意义。本工作通过使用二次离子质谱（SIMS）、电感耦合等离子体质谱（ICP-MS）测量自制单分散铀钍氧化物混合微粒获得了单个微米级微粒中铀钍比值的相对灵敏度因子（RSF_Th/U）,结合扫描电子显微镜（SEM）等常规分析技术,确定了最佳测量条件,探索了微米级铀钍混合微粒的SIMS测量方法。测量结果表明,对于粒径为2~3 μm的混合微粒,不同微粒间²³²Th/²³⁸U比值的相对标准偏差小于3%(n=12),平均RSF_Th/U为1.259±0.032。通过测量年龄已知的铀同位素固体标准物质CRM970对RSF_Th/U进行了验证。结果表明,对于粒径为5~10 μm的CRM970铀粉末样品,年龄测量结果准确,相对标准偏差为3%(n=16)。该方法受干扰信号影响较小,测量结果稳定,可用于微米级铀微粒年龄的测量。     

全反射X射线荧光光谱法测定核废水中的铀和钍

建立了直接制样-全反射X射线荧光光谱法(TXRF)测定核废水中U、Th元素。以Ga做内标,方法的检出限分别为0.010、0.008 mg/L,标准溶液测量结果相对标准偏差小于7%(n=6),加标回收率在95%～115%之间。通过TXRF法与电感耦合等离子体质谱法(ICP-MS)对未知样品的测量结果比较,两种方法测量结果一致,U和Th的线性回归方程的斜率分别约为0.93、1.0,线性相关系数分别为0.997、0.999。     

棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆中子学性能优化

氢化锆(ZrH)由于具有耐高温、抗辐照和慢化能力强等优点,是反应堆常用的慢化剂。本工作研究具有钍铀转换能自持运行和较低次锕系核素（MA）产量的ZrH慢化熔盐堆的堆芯物理设计方案。采用MOC程序分析了不同燃料盐对于启堆和增殖性能的影响,为提高钍铀转换性能,对堆芯结构和慢化棒设计进行了优化与分析。结果表明：当熔盐体积比处于0.5~0.9时,ZrH慢化剂可将临界所需要的²³³U浓度降低至2%附近;采用含增殖层设计与FLi燃料盐装载的ZrH慢化熔盐堆,50 a平均钍铀转换比（CR）可达到1.028;移动式ZrH慢化棒堆芯设计可实现38 a的自持运行,且堆芯寿期末的MA产量比慢化棒不移动条件下采用FLi燃料盐和FLiBe燃料盐的MA产量分别减少约43%和8%,低于相同能量输出下石墨慢化熔盐堆的MA产量。