高放废液中^126Sn的放化分析

以甲基异丁基酮(MIBK)萃取为主要步骤,放化分离高放废液中的~(126)Sn。全流程化学回收率约为60%。以SnO_2形式制成测量源,用HPGe γ谱仪测取γ谱图,由~(126)Sn的子体特征γ能峰面积,经化学回收率、探测效率校正后,计算得到高放废液中~(126)Sn的含量为371±29 Bq/ml。~(126)Sn的放射性活度约为高放废液总活度的4×10~(-7)。     

12 铪在离子交换树脂上的吸附行为研究

本工作研究微量铪在阴离子和阳离子交换树脂上不同介质下的吸附行为。     

沉淀法分离^132Te的研究

在^132I的核数据衰变测量中，需要得到放化纯的^132I的溶液。^132I的分离提取有直接法和间接法两种。直接法是从辐照后的^235U混合裂变产物中直接进行分离，但得到的^132I溶液中有^131I(T1／2=8．04d)、^131I(T1/2=21h)、^135I(T1／2=6．7h)存在，影响数据的测量；间接法则根据其前驱核相对容易分离的特性，从裂变产物中分离出^132Te(T1/2=78h)，然后将其放置一定时间。     

相对产额法测量^135Cs热中子活化截面数据分歧原因的探讨

长寿命裂变产物核素的热中子反应截面是重要的核参数，对于它的深入研究和测量不仅对核结构的研究有理论上的意义，在废物的分离嬗变、中子活化分析等方面也有实际应用价值。     

微克量级SUP>173,174/SUP>Lu的

本工作以α-羟基异丁酸(α-HIBA)为淋洗剂,用聚苯乙烯磺酸型阳离子树脂(002×8型,粒度为40～50 μm)交换柱,从克量级的天然Yb辐照靶中分离出了微克量的173,174Lu.研究了温度、载体量等因素对分离效果的影响,并分别研究了阳离子交换法、浓HClO4-HNO3破坏法、氢氧化物沉淀法、HDEHP萃取法和HDEHP萃取色层法从介质中去除α-HIBA的实验条件.最终在0.07 mol/L α-HIBA淋洗液(pH=6.2),流速5 mL/min,柱温55 ℃的条件下,经φ20 mm×500 mm交换柱分离2次,成功从550 mg辐照样品中得到0.8 μg 173,174Lu,收率为98%,对Yb的去污因子大于104.     

用放射化学方法测定钌

对于裂变产物混合溶液中的放射性钌的分析,应用得最广泛的是蒸馏法。方法的原理是将钌氧化为具有挥发性的四氧化物,从其他裂片中蒸馏出来。格兰德宁(Glendenin)提出了一个很优异的蒸馏法程序。他用铋酸钠作氧化剂,在磷酸和高氯酸的介质中蒸馏钌。由于铋酸钠有着很高的氧化势,能将卤素裂变产物(溴和碘)氧化成最高价含氧酸形式,它们不具有挥发性而消除了对钌的沾污。另外蒸馏介质中存在有磷酸,     

~（252）Cf自发裂变产物中~（114）Pd的快速放射化学分析

建立了一个手动快速放射化学分离程序以测定￣（２５２）Ｃｆ自发裂变产物中的￣（１１４）ｐｄ，其主要分离步骤是萃取和沉淀Ｐｄ（ＤＭＧ）＿２配合物。分离程序耗时５．５－６ｍｉｎ，化学回收率为３０％－６０％。方法的精密度以单次测量值的相对标准偏差表示，为３．９％。     

ICPMS法测量~(126)Sn半衰期

应用电感耦合等离子体质谱法（ＩＣＰ－ＭＳ）测量了长寿命裂片产物核素＾１２６Ｓｎ的半衰期。用乙醚从高放废液０．１ｍｏｌ／Ｌ ＨＣｌ－１．０ｍｏｌ／Ｌ ＮＨ４ＳＣＮ介质中无载体分离＾１２６Ｓｎ后，对样品进行处理，准确分样，一份样品直接用ＩＣＰ－ＭＳ仪测定＾１２６Ｓｎ的浓度，推算出分样前溶液中＾１２６Ｓｎ的原子数；另一份样品加一定量的Ｓｎ载体进一步纯化制源，用ＨＰＧｅγ谱仪测量＾１２６Ｓｎ活度，推算推算     

7 ^135Cs热中子活化截面测量

长寿命裂变产物核素的热中子反应截面是重要的核参数，它的深入研究和测量不仅对核结构研究有理论意义，而且对放射性废物的分离嬗变、中子活化分析等方面也有应用价值。     

~(242)Cm的制备

242Cm(T1/2=162.8d,α衰变)可由1/2241242β242Am(n,γ)Am?T?=??16h?→Cm产生,活化截面为553×10-28m2,同时生成少量其他反应产物。采用阴离子交换法-甲醇-硝酸体系进行分离纯化,可获得纯度较高的242Cm。本工作选用HZ201型阴离子树脂,粒度为0.125～0.096mm,离子交换柱内径1.7mm