熔融制样-X射线荧光光谱法测定产铀岩石中钨、钼、铌、钽、铁、磷、钒的标准方法

在铀矿石或者产铀岩石样品中,铌、钽、钼、钨、铁、磷、钒的含量往往较高。采用熔融制样-X射线荧光光谱法测定产铀岩石中高含量铌、钽、钼、钨、铁、磷、钒样品,通过人工配制工作标准,扩大了元素校准曲线的定量范围,采用理论α系数和经验系数法校正基体效应。采用此方法分析国家一级标准物质,各元素的测定值与标准值吻合;本方法的测量结果与ICP-MS法测量结果也基本一致。因此认为该方法可以用于产铀岩石中高含量铌、钽、钼、钨、铁、磷、钒的测定。此外该方法还可以满足硅酸盐样品、铀矿石、磷矿石等相似基体样品的测量要求。     

铀钍等32种标准溶液的研制

铀钍等32种100μg/mL标准溶液的研制,严格按照《国家标准物质计量技术规范》进行均匀性检验、稳定性检查和定值。标准溶液经F检验均匀性,F值均小于F_α临界值,溶液是均匀的。采用t检验法检查标准溶液的稳定性,t值小于t_(0.05(n-1)),溶液的稳定性在一年以上。标准溶液的定值,除硅采用重量法外,其它元素采用容量法。此系列标准溶液的总不确定度均小于±2.0%。     

热液铀矿(火山岩型)成分分析标准物质的研制

研制了10种热液铀矿(火山岩型)成分标准物质,对每种热液铀矿(火山岩型)标准物质中的U、Th、Mo、Cu、Pb、Zn、Co、Ni、Cr、Na_2O、CaO、FeO、Fe_2O_3、TiO_2、P_2O_5、CO_2、F、S等成分进行了定值,其中U的质量分数为7.33~2 583μg/g。根据国家一级标准物质研制规范(JJG 1006-1994)和ISO导则35的要求,对10种热液铀矿(火山岩型)标准物质候选物进行均匀性和稳定性检验,其结果符合要求;对每种热液铀矿(火山岩型)标准物质候选物采用9个实验室合作定值的方法进行定值,得到定值结果和相应的不确定度。     

天然放射性环境分析标准物质的研制

为满足国内天然放射性检测工作的需要,参照国家一级标准物质技术规范,研制了系列天然放射性环境分析标准物质,包括铀-镭,钍,钾及铀、镭、钍、钾混合标准物质共4种,已于2004年批准为国家二级标准物质GBW（E）040012-GBW（E）040015。标准物质的原料采白天然环境,钾标准物质的基质为钾长石,其它标准物质的基质为石英,天然放射性系列达到放射平衡,且氡气析出百分数低。样品均匀性良好,定值测试邀请了国内9家实验室,共采用5种分析方法。     

系列铀同位素基准物质的研制

利用高纯²³⁵U和²³⁸U研制系列铀同位素基准物质,其相对不确定度优于0.05％。采用以基准物质重铬酸钾为滴定剂的自动电位滴定法对基准物质中的铀含量进行准确定值。所研制的铀同位素基准物质可用以对我国现有的26种铀同位素标准物质重新进行定值,从而使这些标准物质中铀同位素测量值的不确定度降低,并使其具有可溯源性。     

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...     

铀矿石浓缩物中砷、铅、镉、汞的分析

正随着我国核电事业的发展,对铀的需求日益增加。铀矿石是提取铀产品的重要原料,铀矿石浓缩物中杂质元素的分析对产品质量控制具有重要意义。本工作采用光谱/质谱法分析了两个铀矿石浓缩物样品中汞、砷、镉、铅的含量。铀中杂质元素的分析技术较为成熟,已有多篇文献报道,国标及行标中也规定了部分铀产品中杂质的分析方法。但采用光谱/质谱法测定铀矿石浓缩物中砷、汞含量的研究尚未见文献报道。     

铀产品中硼分析装置的设计

硼是热中子吸收截面较高的元素，是一种中子毒物。核燃料中硼含量的高低直接影响核燃料的质量，其允许的相对含量为10^-8～10^-9量级，是核燃料铀产品中严格控制的重要参数之一。目前，我国铀标准物质中硼元素的含量一直未准确定值（均为参考值），主要是因为环境中硼的分布极广，样品在分离和测量过程中极易被污染，使硼元素成为核燃料中较难分析的杂质元素。因此，研究建立直接测量铀中硼的分析方法及相应的分析装置是十分必要的。     

矿物-工艺填图法在独联体Streltsovsk和Kokchetavsk铀矿区内生铀矿床矿石质量评价中的应用

矿物-工艺填图法(MTM)用于确定矿石的矿物类型和工艺类型,也用于研究矿石成分对其工艺质量的影响.Kokchetavsk地区的铀矿床产于多种岩石中。对产于基底的铀矿床中的磷灰石-铀石,钠长岩中的铀石以及沥青铀矿-重硅线石矿物均进行了填图.这些矿物分属2种工艺类型:铀-碳型和络合稀土-磷-铀硅酸盐型。沥青铀矿、沥青铀矿-钛铀矿和辉钼矿-铀石-沥青铀矿矿石类型产在火山洼地和靠近不整合面处。第1种类型属于铀硅酸盐工艺类型;第2、3种属于适当含碳的铀型。Streltsovsk地区的铀矿床产在火山-沉积岩和带灰岩捕虏体基底的花岗岩中。矿床大     

砂岩型铀矿床成矿过程中腐殖酸作用机理探索

以吐哈盆地SHT砂岩型铀矿床为研究对象,探讨了腐殖酸及其组分在铀成矿过程中的作用机理。在铀矿石中铀与有机质主要以腐殖酸吸附或腐殖酸盐形式存在。铀矿石中腐殖酸及其组分的分离实验数据进一步证实了腐殖酸,特别是其组分富啡酸与后生砂岩铀成矿富集作用的密切联系。报道了有机质在砂岩型铀矿床成矿过程中作用机理的新认识,即在氧化带有机质被氧化破坏,形成可溶性的铀腐殖酸络合物淋滤进入地下水,在地球化学过渡带以腐殖酸盐的形式沉淀下来,并造成过渡带矿石中有机碳含量的增高。     

伟晶花岗岩型铀矿石堆浸工艺研究与应用

介绍某低品位伟晶花岗岩型铀矿石矿物特性。研究在混合氧化剂存在条件下的这种难浸矿石的堆浸工艺。500 t半工业结果表明:试验解决了该类型矿石堆浸工艺,达到了工业生产要求的技术指标。     

掺铀榍石人造岩石固化体的制备及其浸出性能

以碳酸钙(CaCO3)、二氧化钛(TiO2)、氧化铝(Al2O3)、氧化硅(SiO2)和硝酸铀酰(UO(2NO3)2.6H2O)为原料,采用固相反应工艺,制备掺铀榍石基人造岩石固化体。借助X射线衍射(XRD)、扫描电子显微镜(SEM)等分析手段,研究固化体的烧结温度、物相组成、U元素的浸出性能等。结果表明,掺铀榍石基人造岩石固化体的较佳烧结温度是1 260℃;榍石能很好地固溶U形成榍石固溶体;配方化学式为Ca095U0.05Ti0.9Al0.1SiO5、Ca092U0.04Ti0.9SiO5固化体,28天90℃的浸出率分别为7.0×10-10m.d-1、9.5×10-10m.d-1,其归一化浸出率分别是2.10×10-3g.m-2.d-1、1.76×10-3g.m-.2d-1。     

桃山铀矿田高田地区铀成矿地质特征及远景分析

高田地区位于桃山铀矿田的东北部,区内出露一套浅变质岩的富铀地层。燕山早期第一阶段的斜脑山岩体、第三阶段的打鼓寨岩体,均为含矿岩体。区内断裂构造非常发育,主要为NNE、NE向,倾向整体呈SE向,局部F2构造倾向NW。铀矿体受多期次构造、次级构造控制,多赋存于碎裂花岗岩中,矿石构造以微脉浸染状、角砾状为主,矿化类型有铀-赤铁矿化型、铀-硅化型。区内4条铀矿化带中发现了多个工业矿体和矿化体,以U5、U6为主要矿体。通过对铀源条件、构造活动、铀矿化特征、热液活动发育情况的分析和研究,预测高田地区有较大成矿潜力,也为下一步资源勘查提供参考。     

堆浸铀矿堆氡析出规律的实验研究

堆浸铀矿堆是铀矿山大气氡的主要来源之一。为了揭示堆浸过程中矿堆表面的氡析出规律,以我国南方某铀矿山新上堆的矿石为实验对象,利用自主设计并制造的改进型一维堆浸实验装置,采用局部静态法测定了不同喷淋状态下和排水过程中矿堆表面的氡析出率。结果表明:在布液和改变喷淋强度的瞬间,矿堆表面的氡析出率突然增大,之后随着喷淋的进行而逐渐减小并趋于稳定,且喷淋强度越大,稳定期间的氡析出率反而越小;在排水过程中,氡析出率先迅速减小,而后逐渐增大趋于稳定。     

砂岩铀矿不同铀组分活度比特征及其对地浸采铀的指示

为研究铀同位素~(234)U/~(238)U活度比(ARS)对地浸采铀过程的指示作用,采用逐级提取方法分离新疆某砂岩铀矿的铀化学组分,通过柱浸实验获取浸出液,用ICP-MS和TiCl_3还原-NH_4VO_3氧化滴定法分别测量其中的ARS值和铀浓度。结果表明,ARS在可离子交换态(F1)和酸易溶态(F2)中较高(1.293~1.348),在酸可溶态(F3)中略有下降(1.204~1.229),在可氧化态(F4)中降到最低(0.917~0.934),在难溶态(F5)中又升高至1.018~1.142;浸出过程可根据ARS变化分为3个阶段:第1阶段ARS较高,在1.217~1.318之间,主要是F1、F2和F3中的U(Ⅵ)浸出;第2阶段ARS下降直至1.016,主要是F3及F4中的U(Ⅳ)溶解;第3阶段ARS在1.070~1.118之间小幅波动,主要是F5中极少量难溶的铀浸出。     

The sorption extraction of uranium from pulps and solutions

Extensive use is made of ion-exchange techniques in the uranium industry. Sorption from acid and carbonate solutions and pulps is used in the treatment of uranium ores and the production of pure compounds of uranium. This article deals with the basic regularities of these processes. It gives the characteristics of various types of ion-exchange materials, which can be used for the selective absorption of uranium, and it also deals with a number of accompanying elements. The article also describes the various types of apparatus used in the sorption of uranium from pulp, making it possible to process all pulps containing up to 40% solid material. Further improvement in sorption techniques is connected with the use of ion-exchange materials having high kinetic characteristics and high selectivity with regard to uranium.     

Determination of 234U Content in Uranium from Different Deposits

²³⁴U content fluctuations due to many factors are observed in natural uranium obtained for nuclear power production needs. At the same time, the specifications for enriched uranium provide strict requirements for uranium content. These requirements can be satisfied only with timely monitoring of uranium for enrichment.To this end, a method of mass-spectrometric determination of uranium content in samples of uranium-containing ores was developed. The ²³⁴U content in ore samples and concentrates from 20 deposits, located in Russia, Kazakhstan, Ukraine, Uzbekistan, Czechoslovakia, and Germany, was determined.     

Development of methods for recovering uranium from sludge-like uranium generated in decontamination of metal wastes

Sludge-like uranium wastes (SUWs) have been generated with neutralization of acidic aqueous solutions used for decontamination of metal wastes containing a large amount of iron. We have examined the method for recovering uranium from such SUWs using N-cyclohexyl-2-pyrrolidone (NCP) as a precipitate. As a result, it was found that precipitation ratios (PRs) of uranium in the solutions prepared by dissolving SUWs in HNO₃ increase with increasing an amount of added NCP and are 97.7% at [NCP]/[U(VI)] = 20, and that the PRs of iron, aluminum, fluorine, and sulfate species are less than 1% at [NCP]/[U(VI)] = 3–20. This indicates that uranium species are precipitated selectively. The content ratios of U, Fe, Ca, F, and S in the materials after calcining precipitates obtained at [NCP]/[U(VI)] = 20 were 73, 2.2 × 10^?1, <3 × 10^?3, 2.3 × 10^?2, and 2.2 × 10^?2 wt%, respectively. These values are in accordance with the conditions of uranium ore concentrate defined by ConverDyn Corp and ASTM C967. From these results, it is expected that highly purified uranium can be efficiently recovered from SUWs by using NCP as the precipitant.