同位素稀释质谱法测定空心玻璃微球内氘气总量

作为惯性约束核聚变(ICF)第一代靶丸,空心玻璃微球(HGM)内充燃料气体的组分、比例和密度均有严格要求,气体总量的测定至关重要。介绍了同位素稀释质谱法(IDMS)测定空心玻璃微球内氘气气体总量的分析方法。该方法采用氢气为稀释剂,活性炭作为吸附剂制备氘气和氢气的混合气体,用质谱计测定样品中氢同位素丰度。通过热力学公式推导、计算,求得HGM内氘气摩尔数。实验结果表明:用IDMS法测量HGM内痕量氘气总量切实可行,其测量下限为10-8 mol,测量结果的相对标准偏差小于5%(n=4或3,按照极差法计算),符合测量要求。     

贮存氢化锂表面潮解层的化学稳定性研究

利用X射线光电子能谱(XPS)等分析技术研究了LiH表面潮解产物LiOH在室温密封干燥贮存条件下发生的化学变化。结果表明,LiOH和LiH发生固体扩散反应生成Li_2O并放出氢气,以致由聚合物表面包覆的LiH样品密封贮存4a后,表层保护膜与LiH基体之间出现分层或有气泡的现象。实验发现,当样品表面潮解产物LiOH与环境中CO_2气体反应生成稳定的Li_2CO_3后,得以完好保存。本文提出在LiH加工过程中,用一定浓度的CO_2作保护气体钝化其表面,使潮解产物LiOH及时转化为Li_2CO_3,可提高其贮存稳定性。     

铀离子的微生物吸附回收技术

研究了指状青霉菌对溶液中铀离子的生物吸附作用.通过静态吸附实验考察了影响吸附的实验因素,在25℃、pH=4时,指状青霉菌对铀的饱和吸附量可达155mg/g(湿重),溶液的酸度是影响铀离子吸附的主要因素.Na2 CO3和NaHCO3可有效解吸菌体上吸附的铀离子.     

卟啉化合物结构和荧光性能的关系

研究了一系列卟啉化合物不同浓度下的荧光强度 ,发现卟啉苯环取代基α与其最大荧光强度 (Fmax) ,荧光效率Ψ有良好的线性关系。同时随着卟啉浓度的增加或者取代基常数的减小 ,6 5 0nm附近的荧光发射峰波长均发生红移。     

OTS修饰的微流控层流系统萃取铀

十八烷基三氯硅烷(OTS)能够选择性修饰通道,保证层流的稳定进行,萃取过程中两相液体自动分相,便于分析。20%磷酸三丁酯(TBP)-氢化煤油萃取剂能够从3mol/L HNO_3中高效萃取硝酸铀酰,当硝酸铀酰质量浓度为1~5g/L时,单次萃取效率均高达90%以上,接触时间仅为37s。因此,微流控层流萃取技术在核素的快速高效分离与元素萃取等领域有着广泛的应用前景。     

LiH水解产物及其动力学研究进展

回顾了目前关于LiH水解产物及其动力学的研究进展.已有的研究表明,LiH水解产物组成包括Li2O、LiOH和LiOH·H2O,它们由外向里形成LiOH·H2O/LiOH/Li2O/LiH水解层结构.LiH的水解反应普遍存在一种"准线性"动力学行为,并且受到H2O浓度、温度、压力等因素影响."层扩散控制"模型很好地解释了这些现象,但仍然存在一些局限性.     

Nb元素含量对U-Nb合金显微组织和比热容的影响

U-Nb合金具有良好的耐腐蚀性、结构稳定性和加工性,是核领域重要的结构材料。制备了不同Nb元素含量的淬火态U-Nb合金,对其显微组织和比热容进行了研究。结果表明：淬火态U-2Nb合金中存在大量粗针状马氏体;随着Nb元素含量的增加,马氏体逐渐消失,U-Nb合金形成等轴晶组织;随着Nb元素含量增加和温度的升高,U-Nb合金的比热容逐渐增大;当温度超过650℃时,U-Nb合金发生了相变,比热容显著减小。     

有机废液中Pu(Ⅳ)的回收方法研究进展

高放钚废液的回收处理是核工业中的重要环节和技术难点,络合法能够快速地从新鲜有机废液中反萃出Pu(Ⅳ)、短暂放置的钚废液可采用溶剂还原法还原后进行回收,其中简要介绍了无机还原剂Fe(Ⅱ)、U(Ⅳ)和有机无盐还原剂羟胺类衍生物、脲类衍生物、肼类衍生物、醛类、羟肟酸类及醛肟类,并总结了其优缺点。近年来,为解决长期放置的钚废液,电化学法和光化学法得到了初步研究。本文概括了几种回收方法的研究动向,并对其主要问题进行了分析与展望。     

拉曼和红外光谱在核材料研究中的应用

从4个方面综述了拉曼和红外光谱在核材料分析研究中的应用。拉曼和红外光谱被广泛应用于对核材料化合物的定性定量分析，和对核材料的在线腐蚀研究。根据核化合物的拉曼和红外光谱图还可以对其进行分子理论结构研究，运用化学成像技术分析样品表面的物质分布等。大量的研究表明，红外和拉曼光谱是一种重要的分析工具，在核材料研究中将会得到更加广泛的应用。     

二氧化铀基事故容错燃料芯块研究进展

福岛核事故之后,现有核电站面对重大事故的固有安全性不足还是引起了世界核能研究领域的高度重视,事故容错燃料(accident tolerant fuel,ATF)的概念也由此产生。事故容错燃料能够在较长时间内抵抗冷却剂丧失事故,还能保持或提高正常工况下的性能。考虑到二氧化铀(UO_2)是目前在核反应堆中得到大规模应用的核燃料,在不影响UO_2中子特性的前提下提高其热导率成为近期最有可能得到应用的技术。因此,在众多事故容错燃料体系中,UO2基事故容错燃料成为目前研究的重点。主要针对目前UO_2基事故容错燃料芯块的研究进展进行了综述。