超铀元素的溶解度研究进展

研究了与放射性废物处置库近场和远场条件密切相关的超铀元素化合物的的溶解度问题，着重讨论了地下水的pH、CO3^2-浓度、离子强度、有机物、温度、固相形态、辐射诱导效应与陈化效应对超铀元素化合物溶解度的影响。     

超铀元素化学形态研究现状

本文对超铀核素化学形态的研究方法及研究范围进行了总结,并指出对天然水中超铀元素形态研究化学方法主要是共沉淀法和溶剂萃取法。直接的形态研究方法比常规分光光谱法有更高的探测灵敏度,目前,在开发直接的形态研究方法上进行了很多工作。这些方法是激光致热透镜光谱法（LTLS）和激光致光透镜光谱法（LPLS）,这两种方法都是利用激光作为光源,而且提供的形态的灵敏度比常规分光光谱法高2～3个数量级。同时应用TRLFS法（时间分辨激光荧光光谱法）进行的形态实验表明了TRLFS法可用于研究发射荧光的锕系离子的地球化学的形态。     

锕系元素的胶体迁移行为

本文在文献调研的基础上,论述了在进行放射性废物处置安全评价时研究胶体迁移行为的重要性,讨论了锕系元素真胶体和假胶体在有关介质中的形成及其对核素在地质介质中迁移的促进作用,介绍了有关锕系元素胶体迁移行为的模式化研究。     

腐殖酸胶体对超铀核素存在形态的影响研究

研究了在腐殖酸存在时，地下水中^237Np,^238Pu和^241Am的存在形态以及在黄土上的吸附。研究结果表明，在地下水中存在腐殖酸时，^237Np形成了假胶体，且胶体份额随腐殖酸浓度的增大而增大；^238Pu和^241Am的胶体份额也随腐殖酸浓度增大而增大。在地下水中存在腐殖酸时，这几种核素在黄土上吸附能力减弱。     

溶度积约束—废物处置安全评价中不应忽视的问题

对废物处置安全评价中常用的核素迁移计算方法进行了分析。利用溶度积约束对废物源项进行修正,提出了一个计算核素在地下水中迁移的方法。     

Solubility Study on Pu in the Underground Water

在对新型还原剂和支持还原剂（二甲基羟胺＋甲基肼）的稳定性进行考察的基础上，本工作首先以此为还原剂和支持还原剂进行了1B槽的冷铀串级实验。考虑到所提供的工艺条件应能满足恶劣条件下铀收率的要求，本工作在不同条件下进行了多次串级实验，以便从中筛选出满足铀收率要求的工艺条件。5次串级实验的条件大致如下。     

低中水平放射性废物浅地层处置安全评价方法研究

中国辐射防护研究院和日本原子力研究所合作开展了为期５年（１９９８年１月１９９３年１月）的“低中水平放射性废物浅地层处置安全评价方法研究”,以建立一套低中放废物浅地层处置安全评价技术和方法,包括参数、模式和程序。本文主要介绍在黄土包气带中核素迁移规律,水分运行行为研究及其相关参数测定的方法和试验结果。以及试验场址主要特征和开发的素迁移式和计算程序。为开展现场核素迁移 实验室核素迁移模拟实验,建立了野     

Measurement of Species and Solubility of Pu in Underground Water

Results of the measurements of the species and solubility of Pu in BS03 well underground water （from the Beishan region, Gansu province, which is being investigated as a potential candidate of high-level waste repository site） indicate that when stabilizing agent （NaNO2, FeO powder） is added in the groundwater,     

黄土包气带中放射核素迁移的现场试验

在中国辐射防护研究院野外试验场琥展了为期二年的包气带中＾３Ｈ、＾６０Ｃｏ、＾８５Ｓｒ和＾１３４Ｃｓ的迁移试验,在天然条件和人工喷啉条件下共进行了六组试验。通过期取样和直接测量两种方法测量了示踪核素的浓度分布;同时为配合迁移试验,同步开展了包气带中水分运行观测。     

Measured Solubility of Neptunium in BS03 Well Groundwater From the Beishan Region

对于稀TBP萃取工艺，满足铀的收率是1B槽工艺条件确立的首要目标，在满足此要求的基础上再考察铀中除镎、铀中除钚的去污系数。这需要经过单级实验、串级实验以及槽子实验等边实验边根据结果调整工艺参数的过程，方能最终确定满足铀收率、铀中除钚、铀中除镎去污系数要求的工艺参数。本工作根据1B槽冷铀、铀中除钚、铀中除镎串级实验后给出的基本工艺参数，通过级数放大进行了1B槽的多次冷铀台架实验，从而给出了满足1B槽铀收率要求的基本工艺条件。     

Pu在地质环境中化学行为的研究进

着重评述了近年来与高放废物深部地质处置有关的地质环境中Pu化学的研究进展,重点讨论了Pu从高放玻璃固化体中的浸出行为、Pu在地下水中的溶解度、配合反应(包括水解反应)、氧化还原反应、胶体的形成等。提出了近期和长期应开展的若干研究课题。     

HFETR运行寿期和燃料元件装载量优化研究

文章建立了中子转换比与运行寿期之间关系的分析模型,设计出不同运行寿期的实际堆芯并进行计算,研究了⁶⁰Co产量和中子转换比随高通量工程试验堆（HFETR）运行寿期的变化规律。同时,通过对新燃料元件堆芯的研究找出燃料元件装载量对⁶⁰Co产量和中子转换比的影响,采用点堆模型分析平衡堆芯下HFETR的燃料元件装载量。该优化研究的目的在于为HFETR堆芯装载和运行方式优化提供参考以提高其运行的经济性。结果表明,HFETR运行寿期设计为25 d较佳,在此寿期下的平衡堆芯燃料元件理想装载量为70盒。     

高温堆燃料元件和包覆颗粒对裂变产物的滞留性能研究

高温气冷堆包覆燃料颗粒的包覆层是阻止放射性裂变产物释放的第一道屏障。本文在简介ＦＲＥＳＣＯ模型的基础上,采用ＦＲＥＳＣＯ２程序,计算了＾１３７Ｃｓ,＾９０Ｓｒ,＾１１０ｍＡｇ从包覆颗粒和燃料元件的释放份额,分析比较了包覆层和石墨基体对这几种核素的滞留性能,肯定了ＴＲＩＳＯ包覆层对金属裂变产物的滞留作用。     

U_3Si_2-Al燃料元件γ射线吸收系数标定方法研究

为了更准确标定U_3Si_2-Al燃料元件的γ射线吸收系数,论文设计了不同标样进行了单独定标和联立定标。利用不同标定方法获得的γ射线吸收系数进行燃料元件U_3Si_2、Al质量厚度的测试,并将测试结果分别与化学分析结果进行对比。实验结果表明,以燃料元件作为标样的联立定标法在保证Al测量精确的同时提高了U_3Si_2的测量精度。     

Experimental Study on the Fuel Behavior during Reactivity Accident at Power Operation Condition

In the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) program of Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI), the fuel behavior in reactivity initiated accidents (RIAs) has been studied through irradiation tests with simulated power burst using fresh or preirradiated test fuel rods. In order to investigate possible influence of the difference of initial temperature profile in the fuel pellet on the fuel failure behavior, two tests were conducted with fresh fuel rods for RIAs at power operation using the newly developed NSRR operation mode and the results were compared with the results of previous irradiation tests which were for RIAs at zero power.

In the tests for RIAs at power, the reactivity of 2.0$ or 2.3$ was inserted rapidly after the linear heat rate of the test fuel rod was kept constant at 39kW/m for 5s. It has been shown through this study with fresh fuel rods that the fuel enthalpy of the failure threshold for RIAs at power is the same as that for RIAs at zero power and that the failure mechanism is the same as that of RIA at zero power. It has been clarified that there is no obvious influence of initial temperature distribution on the fuel behavior during RIAs in case of fresh fuels. The evaluation method of fuel enthalpy with which the fuel failure threshold is described was also studied.     

大气气溶胶5个种态中元素分布特征的研究

应用化学逐级提取流程对国际原子能机构提供的气溶胶和大气气溶胶中元素的组成和种态(phase)进行了分析，应用仪器中子活化法测定了水可溶态、碳酸盐态、氧化物态、有机物态和不溶物态中元素的含量，计算出元素在5个种态中的富集因子和分布比例。本工作制定的种态分析流程准确度和精确度较好，可用来对采集在滤膜上的气溶胶进行分析。实验数据表明，大气气溶胶中的不同元素在5个种态中的富集程度有很大差异。地壳来源元素，它们的总量富集因子小于10，为不富集，但在某一种态中却能发生富集，富集因子大于10，如Ca、Mg、Ba、Co、Cs、Mn和Rb在水可溶态中是富集的，U在碳酸盐态是富集的。人为来源元素在总量中富集，但在5个种态里存在差别，如Sb和Se在5个种态中都富集，Br和Mo在氧化物态和不溶物念中富集因子小于10，As和Zn在不溶物态中富集因子小于10。元素在5个种态中的分布比例也有很大差别，有的集中在1个种态，有的集中在2或3个种态，如Ca集中在水可溶态，Cr在氧化物态，Br在碳酸盐态；Sb集中在水可溶态和不溶物态，Se在水可溶态和有机物态；Cu集中在水可溶态和有机物态及氧化物态。水可溶态、碳酸盐态和有机物态沉降后容易进入环境。氧化物态和不溶物态比较稳定，不易进入生态系统。不论地壳来源还是人为来源的元素，只是其中一部分对生态环境产生影响。     

模拟高放玻璃固化体在低氧地下水中的长期蚀变行为研究

高放废物玻璃固化体的长期蚀变行为对深地质处置场的安全评价非常重要。玻璃蚀变在正常条件下发展缓慢,为了能够预测玻璃的长期蚀变行为,本研究采用了150℃下,玻璃体表面积与浸泡溶液体积比(S/V)为6 000 m-1的粉末静态浸泡法(PCT法)来加快腐蚀进度,用扫描电子显微镜-X射线能谱仪(SEM-EDS)和X射线衍射仪(XRD)分析了固体样品表面形貌和二次矿物相,用电感耦合等离子体发射光谱仪(ICP-AES)分析了浸出液中的元素含量。结果表明,模拟高放废物玻璃体在遭受苦咸地下水长期浸泡的后果是表面生成蜂窝状富Mg和Fe的页硅酸盐和铝硅酸盐矿相,这些二次矿相主要是绿脱石[Na0.3Fe2Si4O1(0OH)2.4H2O]、蒙脱石[Ca0.(2Al,Mg)2Si4O1(0OH)2.4H2O]、发光沸石([Na2,K2,Ca)Al2Si10O24.7H2O]和斜发沸石([Na,K,Ca)5Al6Si30O7.218H2O]等矿物。玻璃的溶解进一步加深后,B和Na会以硼砂形式浸出。页硅酸盐矿物的形成会加快玻璃的溶解速度,重新恢复的最大速率要比之前稳定的速率高出约4倍。     

HTR-10燃料元件双向探测器敏感元件特性研究

探讨了将感应线圈用作探测器敏感元件的优点,研究了串联感应线圈的结构参数和性能之间的关系,并进行了优化。实验结果表明,采用电感线圈作为敏感元件可以获得的检测信号,满足实际使用要求。     

层间氧化带中稀土元素的赋存特征初步研究

砂岩型铀矿床中有关稀土元素的研究较少,在国内仅有对物源的示踪和其配分形式特征的研究。通过对吐哈盆地稀土元素在层间氧化带各地球化学作用带中赋存特征的研究,探讨了稀土元素在层间氧化作用中可能有的迁移特点,并对稀土元素的总量、轻重稀土元素的比值及δEu和δCe值等进行了对比研究,探讨了以上参数变化与层间氧化带分带的关系,以及对铀矿化的指示意义。