粪及组织中钚的测定

前言钚是一种重要的核燃料,也是极毒元素之一。随着核工业的发展,对钚的卫生评价将日益深入。通过新陈代谢过程转移到机体组织中的钚一般是易溶解的,肺组织、粪便以及从伤口     

三烷基(混合)氧膦的结构分析及其对镎、钚的萃取

本文用红外光谱和核磁共振谱研究了TRPO的组成及萃取结构,证明了萃取是由膦酰基上氧原子的孤对电子配位引起的,萃取络合物为配位络合物。研究了 TRPO萃取水和硝酸的平衡常数及络合物结构形式。还用~(238)Np示踪和α液体闪烁测量研究了TRPO-煤油-硝酸体系中各种价态的镎、钚萃取和反萃取情况。     

混合介质中HDEHP溶剂萃取法测定钚中镅

本文研究了在硝酸—有机溶剂(与水互溶)介质中,添加剂、稀释剂、硝酸和萃取剂浓度,以及一些干扰物质等对HDEHP[二(2—乙基己基)磷酸]萃取Am(Ⅲ)和Pu(Ⅳ)的影响。并与纯硝酸介质进行比较,对Am的萃取机理和萃合物的组成作了初步探讨。测定了不同浓度硝酸反萃取分离Am、Pu的能力以及在硝酸—甲醇介质中Pu(Ⅳ)氧化态的稳定性。在此基础上提出了一个测定Pu中微量Am的方法,Am的回收率为(97±2)%,Pu的去污系数达7×10~3。     

PMBP萃取法分析硝酸介质中钚的价态

在核燃料后处理工艺、锕系元素分离、钚的核素迁移和钚的化学研究中常常需要测定钚的价态组成。除仪器分析方法外,诸如沉淀载带法,溶剂萃取法,离子交换法和萃取色层及纸上色层法等化学分离法也被广泛研究和使用。Savage等曾使用TTA-二甲苯萃取法进行混合价态钚溶液中Pu(Ⅲ),Pu(Ⅳ)和Pu(Ⅵ)的测定。由于TTA萃取四价钚平衡很慢,不仅分析时间很长,而且也给被测体系中Pu(Ⅲ)的稳定带来困难。     

土壤中钚含量测定结果的比对

本文叙述了有7个实验室参加的土壤中钚含量测定结果的比对。比对结果表明,样品前处理采用酸浸取法或全溶法测出的结果差异不显著;在置信度为95%时,样品中钚含量平均值的置信区间对酸浸取法和全溶法分别为(1.49—2.23)×10~(-3)Bq/g和(1.18—2.22)×10~(-3)Bq/g。     

环境水样中痕量铀、钚的ICP-MS测定技术研究

建立了环境水中铀、钚的ICP-MS测量方法。分别采集河水、水库水、自来水三种水样各100 L以分析239Pu含量。分析流程为共沉淀—阴离子交换分离纯化—ICP-MS测量,仪器检出限为0.06 ng.L-1。通过标准拟合曲线,用内标法定量,结果表明,河水和自来水中的钚含量低于检出限,水库水中钚的含量为10~14 g/L。将三种水样直接过滤后用ICP-MS测量铀含量,测量结果为0.5~1μg/L。     

TBP萃取分离超钚元素的研究

本文研究了TBP-煤油溶液自HNO_3溶液中萃取分离钚与镅,超钚元素的萃取和用不同pH值的DTPA-LiNO_3溶液自TBP-煤油溶液中反萃分离超钚元素和镧系元素的条件。     

N—235萃取色层法分离和测定钚

提出了用N-235/聚四氟乙烯柱萃取色层法从铀、镎和镅中分离钚的方法:从2.0mol·l~1 HNO_3溶液中吸附钚,用1.0mol·l~1 HNO_3溶液洗涤,再用HNO_3-H_2C_2O_4溶液洗脱。钚的回收率为97.4±1.8%。     

二正辛基亚砜萃取铀、钚、钍和镎

本文报道了二正辛基亚砜(DOSO)—二甲苯从硝酸介质中萃取铀、钚、钍和镎的实验结果。DOSO对这些元素的萃取规律类似于TBP,但分配系数(D)比TBP高,尤其是对钚。上述元素的D值均随水相HNO_3浓度增加而增加,达到最大值后下降。用斜率法测得铀、钚、镎的溶剂化数均为2,钍为3,硝酸为1。本工作对盐析剂、络合阴离子(C_2O_4~(2-)、F~-、SO_4~(2-)等)、温度等对萃取的影响以及铀、钚的反萃条件进行了研究,还计算了萃取平衡常数和铀的ΔH值。     

异羟肟酸型配位体对TBP萃取钚行为的影响研究

为有效地去除铀产品中的钚,以乙异羟肟酸和丙异羟肟酸为无盐配位体,用单级萃取分配法,对ＴＢＰ萃取Ｐｕ（Ⅳ）行为进行了研究。探讨了时间、酸度、配位体浓度、相比、温度、磷酸二丁酯（ＨＤＢＰ）浓度、Ｐｕ价态等因素对分配比Ｄ的影响。研究结果表明,异羟肟酸型配位体对Ｐｕ（Ⅳ）有很好的配位效果。     

HNO3介质中Np价态测定过程中稳定性的研究

用ＴＴＡ和ＴＯＰＯ作萃取剂，测定了１ｍｏｌ／ＬＨＮＯ３中Ｎｐ（Ⅳ）、Ｎｐ（Ⅴ）、Ｎｐ（Ⅵ）的分配比；研究了不同稳定剂对Ｎｐ混合价态的作用及Ｎｐ（Ⅵ）在ＴＴＡ萃取过程中对Ｎｐ（Ⅴ）－Ｎｐ（Ⅵ）价态稳定性和测定结果的影响。     

钚电解还原脉冲筛板柱研究进展

在核燃料后处理工艺中,由于ＴＢＰ对不同价态的铀钚离子的萃取能力有显著差异,通过氧化还原多次调节铀钚离子的价态就能实现他们对裂片产物的去污及他们之间的相互分离［１］。因此,氧化还原剂的选择是后处理过程中一个至关重要的问题。为适应我国动力堆燃料循环体系的发展及改进后处理流程,简要介绍钚电解还原工艺的特点,论述钚的电解还原原理及其在电脉冲柱中的传质过程,主要介绍电脉冲柱由隔膜式、隔离体式到完全不分阴极室及阳极室的简单的普通脉冲柱型式的发展,以确定我国电解还原脉冲筛板柱发展的基础。     

尿钚快速测定的优化设计

钚-239属极高放射毒性核素,对人体危害极大,而尿钚的快速测定有利于对易转移性钚造成的急性内污染进行快速诊断,为医学处理争取时间.本文采用正交设计方法,对放化测量尿钚的分析条件进行了优化,能在6小时内完成样品采集、处理和制源工作.方法的加标回收率为97.1%,探测下限为4.2×10-4 Bq,可以在24小时内提供是否存在钚-239急性内污染的判据.     

秦山核电站考验元件中^239Pu和^241Pu的测定

文章描述用双裂变电离室和ＨＰＧｅｒ谱仪测量辐照后燃料元件中和质量的原理及方法，并给出秦山核电站考验元件中和质量测量结果。     

高放废液中铁的分光光度测定

建立了高放废液中铁的萃取分光光度测定法。在强酸介质中,以醋酸异戊酯萃取将铁与大量杂质分离,再以水反萃。加入磺基水杨酸使反萃液中的铁显色,以浓氨水使有色络合物转变为更稳定、摩尔吸光系数较高的络合物,进行光度测定。     

六氟化铀中痕量~(99)Tc的放化测定

一、前言本工作系六氟化铀水解溶液中痕量~(99)Tc的测定。定量测定~(99)Tc有各种方法,但通常多采用简便的β放射性测量法和分光光度法。~(99)Tc是一个纯β放射体,其比活度较高(3.78×10~(10)Bq/min·g)。在UF_6产品中,除了大量铀、氟外,其它杂质和干     

一台用于AMS的鉴别同量异位素的气体电离室

文章描述一台用于加速器质谱计(AMS)的鉴别同量异位素的气体电离室,它由三个分离的阳极、一个栅极和阴极组成。利用这台电离室,在加速器上进行了~(36)Cl的测定。它有效地排除了~(36)S等本底的干扰。