基于聚锑酸的双柱型90Sr-90Y发生器研制

为制备得到大吸附容量、粒径均一、适合色谱柱操作的分离材料,研制出性能优异的⁹⁰Sr-⁹⁰Y发生器,本研究采用真空冷冻干燥法制备吸附性能优异的聚锑酸无机吸附剂作为分离材料,采用双柱法和反载体法分离策略开展⁹⁰Sr-⁹⁰Y发生器研制。系统考察了合成反应条件、干燥方式等因素对聚锑酸制备的影响,获得优化的聚锑酸制备工艺,聚锑酸对锶的静态吸附容量为121 mg/g,吸附平衡时间为4 h,动态吸附容量达到73 mg/g,吸附性能与文献报道相比大幅提高。提出采用双柱法进行Sr、Y分离,以⁸⁹Sr作为示踪剂,向一次柱洗脱液中加入适量Sr反载体后再进行二次柱分离,可使Sr与Y的分离因数提高到10⁷以上,Y的总洗脱效率达77.5%,分离因数满足医用指标要求。本研究针对⁹⁰Sr-⁹⁰Y发生器研制过程中的关键技术问题提出了新的解决思路和方法,并进行了实验验证,对⁹⁰Sr-⁹⁰Y发生器的研制具有重要意义。     

液闪谱仪对90Sr和90Y的测量方法研究

使用Sr-Spec树脂对⁹⁰Sr-⁹⁰Y进行分离后采用液闪谱仪对⁹⁰Sr和⁹⁰Y的效率刻度和猝灭校正进行了系统研究,确定了⁹⁰Y效率刻度所用化学回收率,考察了闪烁液种类、载体加入、烘干处理、放置时间、化学猝灭对⁹⁰Sr和⁹⁰Y效率刻度的影响及其校正方法。结果表明：GoldStar LT²闪烁液适用于⁹⁰Sr和⁹⁰Y的测量,⁹⁰Sr刻度源是否烘干和⁹⁰Y刻度源有无钇载体对切伦科夫效率刻度无影响;⁹⁰Y的效率刻度应在⁹⁰Sr-⁹⁰Y分离后10 h内完成,并且有无钇载体对⁹⁰Y的液闪测量效率无影响;⁹⁰Sr的刻度源应经过烘干处理,也应在⁹⁰Sr-⁹⁰Y分离后10 h内完成测量。当待测样品与效率刻度源的制备方法相同,且待测样品的SQP(E)值在偏离标准样品SQP(E)值8.9%范围内时,可直接使用相对测量法。     

利用锶特效树脂和正比计数器同时快速分析89Sr和90Sr

本文建立了利用锶特效树脂分离后采用正比计数器进行2次测量从而同时并快速获得⁸⁹Sr和⁹⁰Sr含量的方法,研究了⁹⁰Y的生长因子及⁸⁹Sr/⁹⁰Sr活度比对⁸⁹Sr和⁹⁰Sr测量结果的影响。结果表明,增大⁹⁰Y的生长因子,更有利于准确获得⁸⁹Sr和⁹⁰Sr的活度。将本方法应用于⁸⁹Sr/⁹⁰Sr活度比为0.22～21.8样品中⁸⁹Sr和⁹⁰Sr的分析,测量值与掺标值的相对偏差小于±30%;不确定度分析表明,一个核素的不确定度将随另一核素活度比或活度的增加而增加。IAEA能力验证样品的分析结果显示,⁸⁹Sr和⁹⁰Sr测量值与指定值的相对偏差最大为7.44%,证实了本方法的准确性。     

高盐度地下水中90Sr浓硝酸沉淀分析法改进及应用

环境样品中⁹⁰Sr分析的关键问题之一是Sr和Ca的有效分离,经优化浓HNO₃沉淀法分离Sr和Ca的条件后,方法对Sr的回收率大于80%,测量源中Sr的化学纯度约为99%。用改进的HNO₃沉淀法分析某污染高盐度地下水中⁹⁰Sr活度浓度,分析结果与经典的发烟硝酸沉淀法相符,且Sr回收率和纯度稍好于发烟硝酸沉淀法,4个水文监测孔地下水中⁹⁰Sr的活度浓度为1.21～6.24mBq/L。     

冠醚萃取色层法分离环境水样品中90Sr

为改进环境水样品⁹⁰Sr的分离方法,在冠醚萃取法基础上将冠醚萃取液涂在硅藻土支撑体上,研究了冠醚浓度、载体量、洗脱液体积等参数对Sr元素分离的影响,建立了环境水样品中⁹⁰Sr冠醚萃取色层法。实验表明,冠醚浓度、载体量及洗脱液体积参数优化结果分别为0.89mol/L、100mg和200mL,参数优化后,该方法首次使用时对环境水样品Sr的化学回收率达90%以上,满足环境水样品低水平⁹⁰Sr常规分离分析需要。     

90Sr在SuperLig®620固相萃取颗粒上的吸附性能研究

为了建立SuperLig^®620分离水中⁹⁰Sr的方法,研究了接触时间、硝酸酸度、柠檬酸铵浓度、干扰核素等对⁹⁰Sr在SuperLig^®620固相萃取颗粒上分配系数K_d的影响。在0.1 mol/L HNO₃介质中,接触时间大于30 min时,K_d大于1 000 mL/g。在c(H⁺)＞1 mmol/L时,SuperLig^®620不吸附¹³⁷Cs、²³⁹Pu、⁹⁰Y,但可吸附¹³³Ba。通过调节解吸时柠檬酸铵的浓度,可排除¹³³Ba对⁹⁰Sr分离的干扰。研究了SuperLig^®620色层柱分离水中⁹⁰Sr的方法,将样品调节至0.1 mol/L HNO₃上柱,首先用10V_c（柱体积V_c＝0.1 mL）0.1 mol/L HNO₃洗涤杂质,然后依次用9V_c 0.1 mol/L柠檬酸铵、13V_c 1.8 mol/L柠檬酸铵解吸⁹⁰Sr、¹³³Ba。该流程对⁹⁰Sr的回收率大于99%,对主要干扰核素的去污因子大于3×10³,适用于环境水中⁹⁰Sr的分析。     

β射线吸收剂量参考辐射场测量研究

β射线对于人体皮肤的浅表剂量的监测是外照射个人剂量监测的重要部分。为研究建立β辐射剂量国防计量最高标准,依照ISO 6980国际标准,对名义活度分别为37 GBq的147Pm、460 MBq的⁹⁰Sr+⁹⁰Y和3.7 GBq的⁸⁵Kr 3种放射源的辐射场特性进行研究。实验得到¹⁴⁷Pm、⁹⁰Sr+⁹⁰Y和⁸⁵Kr放射源分别在20、30、30 cm带展平过滤时的剩余最大能量为0.16、2.00、0.58 MeV。β污染、光子污染及辐射场均匀性在规定值的±5%以内,均满足ISO 6980标准要求。利用外推电离室对测量点处带展平过滤的皮肤组织等效材料的吸收剂量率进行测量,对涉及到的电离室有效面积及入射窗引起的散射和衰减等修正因子进行了详细的计算,测量得到¹⁴⁷Pm、⁹⁰Sr+⁹⁰Y和⁸⁵Kr分别在距源20、30、30 cm处的吸收剂量率分别为8.352、39.24、154.08 mGy/h,并与出厂证书给出的剂量值进行对比,最大相差0.52%,在可接受范围内。     

萃取色层法测定90Sr时消除210Bi干扰的修正方法

²¹⁰Bi是环境样品分析⁹⁰Sr过程中最重要的干扰核素之一。在二（2-乙基己基）磷酸酯(Bis（2-ethylhexyl）phosphate,HDEHP)萃取色层法分析⁹⁰Sr过程中,通过对淋洗液分段收集、测量并绘制淋洗曲线,发现铋、钇完全被吸附在色层柱上且二者无法完全分离,导致⁹⁰Sr测量结果偏高。对于部分环境样品（如土壤、气溶胶等）,²¹⁰Pb-²¹⁰Bi的含量远高于⁹⁰Sr-⁹⁰Y,必须采取进一步的除铋措施。过柱分离后残留的²¹⁰Bi可以通过Bi₂S₃沉淀的方法去除;未进行Bi₂S₃沉淀除铋或除铋不完全时²¹⁰Bi仍有残留。因此推荐一种利用衰变规律通过对样品源重复测量、运用公式修正的方法消除²¹⁰Bi干扰。试验结果表明：²¹⁰Bi与<...     

水合氧化锰用于90Y发生器的制备

为探讨水合氧化锰（HMD）用于制备色谱型⁹⁰Y发生器的可行性,研究了HMD在硝酸和盐酸溶液中对Sr和Y的吸附性能。结果表明,HMD在各浓度的盐酸和硝酸溶液中均不吸附Sr ;盐酸溶液和浓度高于1 mol/L的硝酸溶液中对Y的吸附性能都较差,但在0.001~0.1 mol/L硝酸溶液中对Y的吸附性能较好。因而在低酸度的硝酸溶液中可将Sr和Y进行分离。HMD色谱柱用于Sr和Y分离时最佳高径比为5∶1;溶液的硝酸浓度为0.1 mol/L时,Sr(NO₃)₂-Y(NO₃)₃-HNO₃混合溶液通过HMD色谱柱后,超过90%的Y吸附在色谱柱上,Sr仍然保留在溶液中;色谱柱经0.1 mol/L的硝酸溶液淋洗后,再用1 mol/L的硝酸溶液可以将Y从色谱柱上洗脱,得到纯化后的Y(NO₃)₃溶液。经HMD色谱柱分离纯化的Y溶液中Sr沾污量较低。因此,HMD有望用于90Y发生器的制备。     

一种快速分析土壤样品中90Sr的方法

为了对核设施及周边环境的放射性污染水平进行有效监测,需要对大量土壤样品中的⁹⁰Sr进行分析。本工作以对锶有特效选择性的Sr·Spec树脂为主要分离纯化材料,结合浸取或全溶解预处理、草酸盐沉淀以及时间校准法与双标记法液闪测量,建立了快速分析土壤样品中⁹⁰Sr的方法。全流程对Sr的化学回收率约为60%,分析时间小于6h,方法的最小可探测比活度为8Bq/kg。     

固相萃取片法分析环境水中的~(90)Sr

对美国3M公司的锶特效固相萃取片(EmporeTMStrontium Rad Disk)分离水溶液中锶离子的性能进行了系统研究,包括酸度、流速、样品体积对吸附百分比的影响,吸附容量的测定,137 Cs和99 Tc在萃取片上的吸附情况等,并对萃取片上90Sr的解吸及片上90Sr的放射性测量进行了研究。在此基础上,给出了萃取片法分析环境水中90Sr的推荐程序。样品体积为1L,液闪测量时间为1h时,分析程序的最小可探测活度浓度为0.033Bq/L。最后应用一些实际环境水样对该程序进行了检验。     

A new back-end cycle strategy for enhancing separation, transmutation and utilization of materials (Adv.-ORIENT cycle)

To minimize the ecological burden originating in nuclear fuel recycling, a new R&D strategy, the Adv.-ORIENT (Advanced Optimization by Recycling Instructive Elements) cycle was set forth. In this context, mutual separation of f-elements, such as minor actinide (MA)/lanthanide (Ln) and Am/Cm, are essential to enhance the MA (particularly ²⁴¹Am) burning. Isotope separation before transmutation is also inevitably required in the case of some long-lived fission products (LLFPs) like ¹²⁶Sn, ¹³⁵Cs, etc. The separation and utilization of rare metal fission products (RMFPs: Ru, Rh, Pd, Tc, Se, Te, etc.) are offering a new direction in the partitioning and transmutation (P&T) field. ⁹⁹Tc and ¹⁰⁶Ru, well-known interfering nuclides in reprocessing, should be removed prior to the actinide stream. Separation of exothermic nuclides ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs as well as MA will significantly help to mitigate the repository tasks.

A key separation tool is ion exchange chromatography (IXC) by a tertiary pyridine resin having soft donor nitrogen atoms. This method has provided individual recovery of pure Am and Cm products with a Pu/U/Np fraction from irradiated fuel in just a 3-step separation. A catalytic electrolytic extraction (CEE) method by Pd_adatom has been employed to separate, purify and fabricate RMFP catalysts. Differently functioned ion exchangers, e.g., ammonium molybdophosphate (AMP), have been investigated for the separation of Cs⁺. Theoretical and laboratory studies on the isotope separation of LLFPs were begun for ⁷⁹Se, ¹²⁶Sn and ¹³⁵Cs.     

克量级铀中微量铕和铽的放化分离方法研究

为提高中子诱发铀裂变时低产额裂变产物¹⁵⁶Eu和¹⁶¹Tb产额测量的精度,需获得放化纯的¹⁵⁶Eu和¹⁶¹Tb样品。本工作建立了氢氧化物共沉淀法除铝、氟化钙共沉淀法除铀、TRPO萃取法提取稀土元素、阳离子交换色谱法从混合稀土元素中分离Eu和Tb的流程,可用于大量铀、铝和裂变产物中微量Eu和Tb的分离。在待分离样品中含2 g铀、0.65 g铝和裂变产物的条件下,该流程对Eu、Tb的化学回收率均大于80%,对U、²³⁹Np、⁹⁵Zr、¹⁰³Ru、¹³¹I、¹³²Te、¹⁴⁰Ba、¹⁴⁰La、¹⁴¹Ce、¹⁴⁷Nd等主要干扰物质的去污因子达到106。该方法可满足中子诱发铀裂变时¹⁵⁶Eu和¹⁶¹Tb产额精确测量的要求。     

Neutron economy and nuclear data for transmutation of long-lived fission products

In the study of Self-Consistent Nuclear Energy System, the following 29 long-lived fission products (LLFPs) have been selected to be transmuted into stable or short-lived nuclides: ¹⁰⁶Ru, ¹⁰²Rh, ¹⁰⁹Cd, ¹²⁵Sb, ¹³⁴Cs, ^146,147Pm, ^154,155Eu, ¹⁷¹Tm, ⁸⁵Kr, ⁹⁰Sr, ^93mNb, ^113mCd, ^121mSn, ¹³⁷Cs, ¹⁵¹Sm, ¹⁵²Eu, ^108mAg, ¹⁵⁸Tb, ^166mHo, ⁷⁹Se, ⁹³Zr, ⁹⁴Nb, ⁹⁹Tc, ¹⁰⁷Pd, ¹²⁶Sn, ¹²⁹I, ¹³⁵Cs. In the present study, the number of neutrons necessary for the transmutation of the 29 LLFPs with an FBR was evaluated, and the present status of the (n, γ) and (n,2n) cross section data of the 29 LLFPs in JENDL-3.2 and ENDF/B-VI was investigated. The main results of the present study are as follows: (1)only 0.25 neutron per fission is necessary for the transmutation of the 29 LLFPs with isotopic separation, whereas 6.8 neutrons are necessary with chemical separation, (2)the accuracy of the cross sections is 30 to 100% except for the (n, γ) cross sections of limited nuclides in limited incident neutron energy regions.     

无机锶吸附剂的制备及其应用

为了去除放射性溶液中的90Sr,采用高锰酸钾和氯化锰的水溶液在pH=10~12、60℃的水浴中反应制备了一种MnO2吸附材料,并用X射线衍射法对其进行了初步分析和表征,该样品为α-MnO2和γ-MnO2的混合晶相。采用静态实验对该吸附剂进行研究,并将其与9种常见的天然锶吸附材料进行比较。结果表明:该吸附剂对90Sr的吸附效果明显好于常用天然吸附材料;其对90Sr的吸附速率非常快,约20min即可吸附平衡,且具有较高的理论饱和吸附容量(Q≈0.52mmol/g)和吸附分配系数(Kd),其典型Kd≈104 mL/g;随着硝酸浓度增加90Sr的Kd值迅速降低,当c(HNO3)=0.01mol/L时,Kd≈6×103 mL/g,而当c(HNO3)=0.1mol/L时,Kd值仅为6mL/g,降低了3个数量级;Na+、K+的含量对Kd值的影响较小,随其浓度增加Kd值缓慢降低,但Co2+、Ca2+对锶的Kd值具有较大的影响,随离子浓度增加Kd值快速减小。该吸附剂对模拟和真实放射性废液的90Sr动态去除实验结果表明,其对锶具有很好的吸附性能,可用于去除放射性废水中的90Sr。     

海洋沉积物中~(90)Sr的分析方法

90Sr是裂变产物中对人体危害很大的放射性核素之一,也是环境放射性监测的重要核素之一,测定90Sr活度已成为各国重视的监测任务。采用二-(2-乙基已基)磷酸(HDEHP)萃取技术,利用测定90Sr子体90 Y的方法,快速测定宁德核电站附近海域表层沉积物中90Sr的含量。重点研究了海洋沉积物中210 Bi和Th对90Sr测定的干扰,并提出Bi2S3沉淀可有效去除210Bi,阴离子交换法可有效去除Th,去污因子均高于103。通过拟合样品源β衰变曲线,所得核素衰变周期为64h,与90 Y半衰期一致,证实该方法可准确测量90Sr活度。方法最低检测限为0.083Bq/kg。分析得到宁德周边海域16个沉积物样品中的90Sr比活度约为0.21~0.89Bq/kg(干重)。该分析程序快速、准确,适用于海洋沉积物中90Sr的测定。