燃料元件破坏性燃耗测量过程的质量控制

燃耗是核燃料元件最重要的性能指标之一，其准确测量对新型燃料元件研制和换料周期确定等具有重要意义。破坏性燃耗测量属于强放射性下的精细化学分析，需建立系统的方法对测量过程进行质量控制，确保测量数据准确可靠。本文从方法适用性分析、数据预估、质谱干扰分析、样品污染分析、多种方法验证等方面介绍了破坏性燃耗测量过程质量控制的方法。剖析了重同位素法、¹⁴⁸Nd监测体法、¹⁴⁵Nd+¹⁴⁶Nd监测体法、¹³⁷Cs监测体法等的优缺点和适用范围。介绍了由裂变产额比值预估钕同位素丰度比、由铀同位素丰度比预估燃耗值的方法。分析了质谱测量时由Ce和Sm同位素造成的同量异位素干扰及其检测、排除手段。针对天然本底污染和样品间的交叉污染，分别论述了两种污染源的判断和修正技巧。还探讨了对燃耗值、稀释剂浓度、同位素丰度比等关键数据进行对比验证的方法。     

ICP-MS和ICP-AES联合分析63Ni活度浓度

将电感耦合等离子体质谱法（ICP-MS）与电感耦合等离子体原子发射光谱法（ICP-AES）联合使用，结合2种仪器的优势，建立仪器分析和数据处理方法。采用建立的联合方法实测了辐照后镍金属制备63Ni β放射源工艺监控样品的63Ni活度浓度，并将所测结果与液体闪烁计数器法（LSC）测量结果进行对比。结果表明，2种方法所测结果的最大偏差为5.1%，测量结果的不确定度为4.4%（k=2），证明该联合测量方法准确可行。      

高分辨电感耦合等离子体质谱测量氯化锶［89Sr］原料中铝含量

为准确测量氯化锶［⁸⁹Sr］溶液中铝含量以控制产品质量和指导生产工艺改进,采用高分辨电感耦合等离子体质谱（HR-ICP-MS）测量氯化锶［⁸⁹Sr］原料中的铝含量,建立样品准备和标准工作曲线绘制的方法,优化质谱条件。通过对比实验考察盐酸体系、酸度和锶基体对铝测量的影响,研究质谱干扰、铝本底的来源及消除方式,开展内标选择实验。结果表明,盐酸体系对铝含量测量无显著影响,0.5% HCl体系可作为标准和样品稀释定容的基体溶液;分辨率为4 000（峰谷高度为峰高的10%）时可消除铝的双电荷干扰及多原子离子干扰,优选钇作为内标元素;该方法的检出限为39 ng/L。本研究建立的方法可快速准确测量氯化锶［⁸⁹Sr］溶液中的铝含量,结果满足产品质量控制和工艺改进的要求。     

电沉积法制备镍-63放射源工艺研究

微型核电池用镍-63放射源要求放射源表面发射率高、镀层薄、衬底小,以小体积、高比活度、低镍浓度的镍-63溶液作为电沉积液,建立一种直流恒流电沉积制备镍-63放射源的方法。采用该方法,衬底为紫铜材质、Ni²⁺浓度为1 g/L、电沉积液pH为3.5～4.5、氨基磺酸浓度为0.1 g/L条件下电沉积1 h,电沉积率可达95.8%。制备的镍-63放射源源片镀层紧密、光亮,厚度0.3~1.6 μm,其表面发射率最高可达2.40×10⁷ s^-1·(2πSr)^-1,活度最高可达1.89×10⁹ Bq,满足微型核电池的应用需求。同时,通过对剩余电沉积液进行回收、组分调节,实现了电沉积液的重复利用,减少了镍-63原料的浪费。     

ThO2反应堆辐照后的核素分离与分析

在高通量堆(High Flux Engineering Test Reactor,HFETR)内辐照了ThO2样品,利用三氟甲烷磺酸(Trifluoromethanesulfonic Acid,TFMS)将辐照后的ThO2样品溶解,对辐照产生的233Pa和95Zr、103Ru、137Cs等裂片核素进行了分析,获得各核素相对于Th的产额;利用磷酸三丁酯(Tributyl Phosphate,TBP)萃淋树脂对铀/钍进行了分离,并用电感耦合等离子体质谱(Inductively Coupled Plasma Mass Spectrometry,ICP-MS)γ谱仪对辐照生成的U含量进行了测算。在热中子注量1.32×1020n·cm-2(快/热中子比约2.8∶1)条件下,7.1 mg辐照后的二氧化钍中233U含量为8.01μg(产额为0.128%,U/Th),232U含量为1.21×10-4μg,232U/233U为1.51×10-5。     

中子辐照后镍靶件中63Ni分离提纯技术研究

63Ni是通过在反应堆中子辐照62Ni而产生的，产生的63Ni再经过分离提纯，制成高纯63NiCl₂溶液。以在高通量工程试验堆内辐照逾30 a的镍靶件为实验对象，采用ZGANR170核级阴离子树脂对辐照后镍靶件溶解液中的63Ni进行提纯，最终得到高纯度的63NiCl₂溶液产品。详细介绍了分离提纯原理、热实验分离步骤和最佳分离条件。酸度对分离的影响实验研究表明，当HCl浓度大于等于9 mol/L时才能获得了良好的分离效果。镍纯化过程对γ核素的去污系数为2.33×103，63NiCl₂产品核纯度大于99.9%。辐照后镍靶件经溶解、体系转换、分离提纯全流程63Ni的回收率为86.5%。      

聚乙烯醇基可剥离膜去除不锈钢表面放射性污染的研究

针对放射性热室去污难点，以聚乙烯醇（PVA）作为成膜基材，添加改性淀粉等成分制备可剥离膜涂料，通过改变成膜环境温度及模拟污染液pH值和初始浓度，研究了可剥离膜的稳定性及其对ASUS304钢板表面污染物的施工适宜性和去污性能。结果表明，聚乙烯醇基可剥离膜涂料具有良好的施工性和可剥性，对金属表面单一铀污染物和混合污染物（含钴、锶、铀）的去污率均大于90%。在工装配合下对热室进行去污，取得了极佳的效果，表明本文所研制可剥离膜涂料可用于热室或核设施金属表面的放射性污染去污。     

高分辨电感耦合等离子体质谱法测量放射性废液中239Pu与240Pu

²³⁹Pu和²⁴⁰Pu含量对分析放射性废液来源、选择后续处理工艺十分关键。本研究应用高分辨电感耦合等离子体质谱法（HR-ICP-MS）直接测定放射性废液中的²³⁹Pu、²⁴⁰Pu含量。由于²³⁸U与¹H结合产生的铀氢复合离子会对²³⁹Pu、²⁴⁰Pu造成同质异位素干扰,本研究通过测定铀氢复合离子产率进行质谱干扰修正,将²³⁹Pu、²⁴⁰Pu系列浓度标准扣除铀氢复合离子干扰后,分别绘制²³⁹Pu、²⁴⁰Pu质量浓度-计数率标准曲线。测量放射性废液样品时,先利用铀氢复合离子产率修正²³⁹Pu和²⁴⁰Pu的同质异位素干扰,再将样品计数率值代入标准曲线方程,计算得到放射性废液样品中²³⁹Pu和²⁴⁰Pu的质量浓度,最后计算²³⁹Pu和²⁴⁰Pu的活度。将质谱法与液闪法测量结果进行比对,结果表明,两者所测结果偏差小于4%,方法相对扩展不确定度为4.6%（k=2）。该方法制样简单,适用于辐射水平高、铀基体含量大的放射性废液中²³⁹Pu和²⁴⁰Pu的快速测量。