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本文叙述了一套人肺中钚积沉量体外测量装置,该装置是对原有装置的改进。用四个大面积薄碘化钠闪烁探测器(二个为φ100×1毫米,另二个为φ100×2毫米)分别置于胸腔上方及左、右两侧进行肺中钚测量;用两个φ100×100毫米碘化钠闪烁探测器测量人体中裂变核素负荷量,并从肺中钚测量数据中扣除体内裂变核素的干扰。依照三倍本底标准偏差估计肺中钚测量的灵敏度为10.2纳居里(毫微居里),体内裂变核素测量的灵敏度为10~(-2)微居里量级。 相似文献
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【美国《原子科学家》2004年11/12月刊报道】核武器的关键成分——易裂变材料的库存量仍然很大。截至到2003年年底,在约60国家中仍存有总计超过3700t的钚和高浓铀(铀-235富集度达到20%或更高),足以造出几十万件核武器。尽管其中一些易裂变材料已被处置,但由于新生产出的材料数量更多,因此核材料总量仍在逐年增长。这的确令人感到不安,不仅仅是因为目前尚未找到一种可接受的钚处置方法,而且从保安角度讲,这些钚和高浓铀到底能有多安全呢?鉴于印度、巴基斯坦和以色列的军用核材料库存仍在持续增长,因此有必要在国际上禁止生产可用于核武器的易… 相似文献
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铀钚萃取洗涤-共反萃工艺Ⅰ.串级工艺优化 总被引：1，自引：0，他引：1
快堆燃料后处理是实现快堆燃料闭式循环的关键环节之一,快堆乏燃料中裂变产物含量高,进行后处理需要多个铀钚萃取洗涤-共反萃循环才能达到去污效果。本研究针对快堆乏燃料高钚浓度和需要多个萃取洗涤 共反萃循环净化裂变产物的特点,采用模拟料液通过多次串级实验,确定了满足铀钚收率及避免钚聚合的铀钚萃取洗涤-共反萃工艺,实验结果表明,1A铀、钚萃取收率分别为99.995%和99.996%,1B铀、钚反萃收率分别为99.936%和99.996%。 相似文献
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在超铀核素的毒理学研究中,钚的毒性研究仍然占有重要地位。这是因为钚具有很长的物理半衰期(2.4×10~4年)和生物半排期(骨100年,肝40年;ICRP48号出版物将推荐人体钚生物半排期为旨50年,肝20年)。动物实验表明,钚比镭的致骨肉瘤效应大5—10倍,属极毒类核素。然而,国外核工业生产40多年来,还未见一例因钚的内照射而引起的人体致癌效应,其中包括“曼哈顿计划”中26例钚工作者(体内平均钚量为9.62×10~2Bq)的37年随访观察、美国Los—Alamos和Rochester大学早年给18例病人的静脉注钚(超 相似文献
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【英国《国际核工程》1989年专刊第71页报道】法国核工业正注重使钚和后处理铀两种燃料重新循环。钚可用作铀-235的替代裂变燃料而制成铀-钚混合氧化物燃料(MOX);而后处理铀必须被转换和再被 相似文献
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本文叙述了一个阴离子交换分离控制电位库仑法测定动力堆乏元件溶解液中钚的方法。钚经过盐酸羟胺、亚硝酸钠调价后全部转化为钚(Ⅳ),钚(Ⅳ)在7.5NHNO_3介质中吸附在711型阴离子交换树脂床上。用7.5NHNO_3洗涤铀、裂变产物和其它杂质元素后,用0.5NHNO_3-0.02MNH_2OH·HCI淋洗钚于库仑池中。以1NHNO_3为支持电解质、金丝网作工作电极进行库仑滴定。测定范围1—4mg钚,方法精确度好于0.5％。 相似文献
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【新华网莫斯科7月25日电】 据俄罗斯《科学信息》杂志报道,俄科学家目前正在开发超临界二氧化碳萃取法,有望简便而安全地从乏燃料中分离出单独的铀和钚。 乏燃料中含有未完全燃烧的铀、铀裂变产生的钚及大量其他裂变元素。铀和钚这两种强放射性元素会带来安全问题,而且还可以作为核燃料继续使用,因此需要将它们分离提取出来。目前世界上的一般做法是先将铀和钚一起从乏燃料中萃取出来,然后再将两种元素分离。但这种方法需要大量的有机溶剂,费时费力,还可能产生差错。如果后期处理不当,还会对环境造成污染。 俄罗斯科学院韦尔纳茨基地质化… 相似文献
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为验证硼转换法测量金属钚质量的可行性,模拟计算并设计了-个10B转换靶.该方法是军控核查中测量金属钚质量的新方法,利用10B靶将金属钚自发裂变中子转化为478 keV γ射线,由γ射线的计数信息反推算金属钚质量.研究重点是通过蒙特卡罗程序模拟中子-光子转化输运过程,调整10B靶体的各项参数(成分、厚度、位置、形状等)获得尽可能高的转换效率.优化模型的模拟计算结果使478 keV γ射线产额在设计条件下超过10-5,满足公斤级金属钚的探测要求,为方案实施提供理论依据. 相似文献
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【《欧洲核综览》1998年 5— 6月刊第 4 0页报道】 在世界范围的核电生产中 ,轻水堆 (L WR)是一个主要堆型。它们每年产生1万吨乏燃料。这种燃料仍然含有四分之一的原始2 3 5U以及另外产生的 75吨钚 ,三分之二以上是易裂变材料。通过后处理 ,从裂变产物中分离铀和钚 ,其工业规模大约只有 15 0 0吨 /年。大多数乏燃料存放在中间贮藏设施中 ,等待转运到最终地下贮存库。全世界乏燃料所含的钚达到 80 0吨。从民用核燃料中已经分离出约 2 0 0吨的钚 (并且已循环使用 ) ;另有 2 30吨武器级钚还在核武器上。实际上所有乏燃料都是可以回收的 ,但… 相似文献
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【日本《原子能视野》 1998年 7月号第4 8— 5 0页报道】 日本从开发核能初期开始 ,便从有效利用铀资源的观点出发 ,把处理核电站的乏燃料、回收钚以及再循环利用铀作为基本的原子能政策。从国外的利用实绩来看 ,钚用于轻水堆(用于热堆 )可以说是目前钚的最切实可行的利用方法。这将是今后数十年钚利用的最主要途径。另一方面 ,到 1996年年底为止 ,日本在国外已后处理的可裂变钚大约 10 .5吨 ,这些钚仍留在国外。以不拥有剩余钚原则为基础 ,今后切实按照此原则 ,把钚作为反应堆燃料加以利用是很重要的。因此 ,日本计划从 1999年开始 ,有 2… 相似文献
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一、引言~(137) Cs、~(106) Ru、~(95) Zr 都是~(235) U 慢中子裂变产生的主要放射性核素。~(137) Cs 的半衰期为30年,在长半衰期的裂变产物中占有相当重要地位。~(106) Ru 的半衰期为1年,在裂变后1-3年期间占有较多的份额,再加钌的化学性质复杂,在废水中不易被清除,在 相似文献
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钚材料中放射性核素会不断衰变并释放能量,改变钚材料及周围部件的温度。为研究不同级钚材料在其整装存储及运输过程中衰变放热功率随时间的变化规律,依据不同级钚材料的放射性核素组分,在分析核素级联衰变规律的基础上,并在物理模型中考虑衰变时的能量分支比,计算得到了武器级钚、反应堆级和混合级钚材料中各核素的衰变放热功率和总热功率随时间的演变规律。计算结果表明,1 kg不同级的钚材料,其衰变放热功率最大的是混合级钚,放热最少的是武器级钚;武器级钚材料衰变放热功率主要来自于~(239)Pu,而反应堆级与混合级钚材料的衰变放热功率主要来自于~(241)Pu和~(238)Pu。三种不同级钚材料中,~(242)Pu的衰变放热功率均很小。考虑能量分支比后,可更准确地计算给出钚材料的衰变热功率。 相似文献
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快堆结合闭式燃料循环提高铀资源利用率需对乏燃料进行回收和再循环。对工业钚在大型MOX(混合铀钚)燃料钠冷增殖快堆中多次循环的特性进行了计算分析,结果表明,钚成分经多次循环后可达平衡,其中易裂变核维持在约74%的较高比例。从成分品质看,工业钚在增殖快堆中的循环次数不受限制。构建模型并分析了快堆闭式燃料循环对于铀资源利用率的提高。快堆闭式循环策略下,回收铀、钚多次循环后可大幅度提高铀资源利用率。提高燃料燃耗和乏燃料后处理回收率能显著提升铀利用率;但在最初的几次循环中后处理回收率的影响较小,循环次数增加后,将会对利用率有明显提升。较低的燃料燃耗和回收率情况下,将存在较低的无限次循环铀利用率上限。 相似文献
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【英国《自然》1988年6月23日刊第709页报道】 1985年我们公布了对英国民用钚贮存量的计算结果,我们判断至少有2.3±0.8吨钚(足够400枚弹头所用)未被计入贮存量。现在,通过与官方数据进行比较,进一步证实了我们对民用钚总存量的计算多半是准确的。我们认为前政府对民用钚去向所 相似文献
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【《欧洲核综览》 1998年 5— 6月刊报道】 荷兰能源研究基金会 (ECN)正在运作关于锕系元素和裂变产物再循环 (RAS)的一项大型计划。在此计划范围内 ,将在不同的堆型上研究锕系元素的嬗变情况。对于任何一个用铀、钚作燃料的反应堆来说 ,锕系元素的质量平衡式为 :耗铀 +耗 TRU≈ 375 kg/ GW热 ·年 ,并且此平衡源自这样的事实 :任一锕系元素同位素的裂变产生约 2 0 0 Me V的能量。显然 ,当反应堆在无铀燃料下运行时 ,TRU的消耗最大。然而 ,除了高 TRU-消耗率之外 ,还希望有一个低 TRU-卸料率 ,以便在直接贮存情况下减少待处置的 … 相似文献
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【世界核协会网站2009年3月报道】传统核电机组是通过铀-235和钚-239的可控链式裂变反应来产生热量，然后将热量用于产生蒸汽，最终使用蒸汽来驱动汽轮发电机。裂变反应指铀-235、钚-239、铀-233等重元素在中子作用下分裂为两个碎片，同时释放中子和大量能量的过程。反应中，可裂变物的原子核吸收一个中子后发生裂变并释放出两三个中子。若这些中子除去消耗，至少有一个中子能引起另一个原子核裂变，使裂变自持地进行，则这种反应称为链式裂变反应。 相似文献
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【本刊2006年4月综合报道】在开工建设13年之后,日本六所村后处理厂于2006年3月31日开始试运行。在为期17个月的试运行期间,日本核燃料有限公司(JNFL)将向该厂投入约430t乏燃料,以对该厂的各个工艺环节进行检测。试运行结束后,该厂将生产出约2.3t反应堆级钚(1.6t易裂变钚)。该后处理厂将于2007年下半年投入全面商业运行,届时其生产能力将达到每年处理约800t乏燃料,并获得4t多钚。该厂是在法国阿海珐集团(Areva)的帮助下,参照法国阿格(La Hague)UP3后处理厂建设的,耗资约2.4万亿日元(200亿美元)。后处理与MOX燃料出于能源安全方面的考虑… 相似文献