一种适合于处理放射性元素的阴离子交换树脂

在强辐照场中以离子交换法处理放射性核素对树脂的辐照稳定性和动力学性能有更高的要求。在对若干国产阴离子交换树脂进行筛选的基础上,本文着重比较了201×4和2606两种树脂的选择性、辐照—化学稳定性和动力学性能。结果表明,二者的选择性相近,而其它性能2606树脂优于201×4树脂。通过分离、纯化钚的实验工作,表明2606树脂确是一种适于处理放射性核素的阴离子交换树脂。本文给出了上述试验结果,并指出了一些可能的应用方面。     

Purex流程中氚的行为研究

研究了氚在Ｐｕｒｅｘ流程中的行为。测量了氚和ＨＮＯ_３在３０％ＴＢＰ－煤油和水相之间的分配比，研究了γ辐照和铀浓度对氚分配的影响及辐照对氚在有机相中保留的影响。萃取到有机相中氚的洗涤实验表明，洗涤是一种氚在两相间重新分配的简单过程。对氚在一循环中的行为进行了台架实验，结果表明，１Ａ混合－澄清槽（６级萃取，９级洗涤）中对氚的去污系数在１０~４以上，并且氚主要集中在１Ａ的萃取段，残留在１ＡＰ中的氚易在附加的氚洗槽（５级）中去除。     

阴离子交换法从辐照过的~(237)Np中回收~(238)Pu

本文详细地介绍了阴离子交换法从辐照过的NpO_2靶中分离纯化~(238)Pu的工艺实验结果。首先用~(237)Np和~(239)Pu研究了~(237)Np-~(239)Pu在阴离子交换柱上的吸附和洗脱行为,以及影响~(237)Np/~(239)Pu分离的各种因素,拟定了四循环流程条件。最后用辐照过的NpO_2靶进行了热验证。~(237)Np和~(238)Pu交叉沾污小于1％;总回收率分别为99.6%和98.0%;第Ⅰ阴离子交换循环~(237)Np-~(238)Pu的总γ净化系数达到2.4×10~3。     

离子交换法从辐照铀中提取镎-239

通常用沉淀载带法或萃取法从短期照射的铀中分离镎-239。沉淀法需要几次共沉淀操作,并需要用其他方法进一步纯化。萃取操作也要反复进行两次以上才能达到相应的纯度要求。利用裂变产物的核反冲分离放化纯的镎-239的方法虽然化学操作较简单,但照射样品的准备工作是麻烦的。     

阴离子交换法从辐照过的~(237)Np中回收~(238)Pu

本文详细地介绍了阴离子交换法从辐照过的NpO_2靶中分离纯化~(238)Pu的工艺实验结果。首先用~(237)Np和~(239)Pu研究了~(237)Np-~(239)Pu在阴离子交换柱上的吸附和洗脱行为,以及影响~(237)Np/~(239)Pu分离的各种因素,拟定了四循环流程条件。最后用辐照过的NpO_2靶进行了热验证。~(237)Np和~(238)Pu交叉沾污小于1%;总回收率分别为99.6%和98.0%;第Ⅰ阴离子交换循环~(237)Np-~(238)Pu的总γ净化系数达到2.4×10~3。     

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     

阴离子交换法从辐照过的~(237)Np中回收~(238)Pu

本文详细地介绍了阴离子交换法从辐照过的NpO_2靶中分离纯化~(238)Pu的工艺实验结果。首先用~(237)Np和~(239)Pu研究了~(239)Pu在阴离子交换柱上的吸附和洗脱行为,以及影响~(237)Np/~(239)Pu分离的各种因素,拟定了四循环流程条件。最后用辐照过的NpO_2靶进行了热验证。~(237)Np和~(238)Pu交叉沾污小于1％;总回收率分别为99.6％和98.0％;第Ⅰ阴离子交换循环~(237)Np-~(238)Pu的总γ净化系数达到2.4×10_3。     

钚(Ⅲ)草酸盐溶解度

一、引言钚(III)草酸盐晶体具有适于钚转化过程的优良的物理化学性能。研究钚(III)草酸盐溶解度的文献所见不多,且未见系统的,特别是用硝酸羟胺(HAN)作为盥还原剂的研究。国外多数文献报道,尽管钚(III)草酸盐沉淀的各项性能均优于钚(IV),但因采用钚(III)草酸盐沉淀需要调价步骤雨未能用干工厂规模。如果核燃料后处理中钚的最后纯化循环采用羟胺还原反萃取,则所得钚产品液中主要为三价,此溶液可直接作为钚(III)