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研究了二环己基18 冠6(DCH18C6)-正辛醇从硝酸溶液和模拟高放废液中镅、钚、铀的萃取。考察了酸度和模拟高放废液(HLLW)的稀释倍数对萃取分配比的影响。研究结果表明,在低硝酸浓度和较大稀释倍数情况下,DCH18C6 对镅、钚、铀的萃取分配比都比较小,并随着水相硝酸浓度的增大而增大,随着模拟高放废液稀释倍数的增大而减小;提高萃取剂浓度会增大四价钚的萃取。 相似文献
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草酸钚(Ⅳ)溶解度的研究 总被引:1,自引:1,他引:0
研究了在 (2 5± 0 2 )℃条件下 ,草酸钚 (Ⅳ )沉淀沉降达到平衡所需的时间和草酸钚 (Ⅳ )沉淀在不同浓度HNO3 H2 C2 O4 混合液中的溶解度。研究结果表明 ,将 1mL 1mol/LH2 C2 O4 溶液加到9mL含 0 9mg/mLPu(Ⅳ )的 4 0mol/LHNO3溶液中 ,混匀 5min后得到黄绿色的草酸钚 (Ⅳ )晶体 ,静置 2 2h以上 ,沉淀沉降达到平衡 ;草酸钚 (Ⅳ )沉淀在HNO3 H2 C2 O4 混合液中的溶解度随混合液中H2 C2 O4 浓度增大而增大 ,随混合液中的HNO3 浓度增大而减小 ;在TRPO流程中Np ,Pu的反萃液酸度 (0 5 6mol/LHNO3 0 3mol/LH2 C2 O4 )下 ,草酸钚 (Ⅳ )沉淀的溶解度为S(Pu(Ⅳ ) )≈ 110mg/L。TRPO萃取流程热实验溶液中的 ρ(Pu(Ⅳ ) ) 10 0mg/L ,因此 ,Pu(Ⅳ )在该溶液中不会产生沉淀 相似文献
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溶液堆在医用同位素的生产方面具有一些优势,本文对溶液堆的发展过程进行了介绍,对用于医用同位素生产的水溶液均相反应堆的技术特点、核素生产以及相关的核燃料处理问题进行了综述.溶液堆可以提取的同位素主要有99Mo, 131I, 89Sr等.在核燃料处理方面,溶剂萃取法是切实可行的方法,针对硫酸和硝酸2种溶液体系,推荐了硝酸体系的φ=30% TBP流程.溶液堆运行1~2年左右,冷却3~5个月进行后处理,放射性浓度大于99%的裂变和腐蚀产物被去除,铀的回收率大于99.5%,回收的铀可以回堆继续应用,形成一个快速处理循环.在后处理设备方面,小型化的核用离心萃取器及过滤设备是最好的选择. 相似文献
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本文叙述了萃取-液体闪烁计数法测定氧化镧中~(227)Ac的方法。实验表明本方法准确、可靠,较适合于稀土工厂~(227)Ac的常规分析。 相似文献
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用改进的TRPO流程进行了从动力堆核燃料后处理高放废液模拟料液中去除锕系元素的串级实验验证。流程中采用了模拟料液中镎的电解还原调价,以提高镎的去除效果。当料液酸度为1mol/L HNO_3时,经过几级萃取能有效地去除模拟料液中>99.9%的镅、钚,镎和铀。改进了早期采用的氨羧络合剂络合反萃锕系元素的流程,采用高酸、草酸和碳酸钠分别反萃Am RE,Np Pu和U,使锕系元素分成三组,各组之间的交叉沾污很小。裂片元素在流程中的行为分成三类,除稀土、钯、锆、钼等随锕系元素共萃外,其他裂片被部分萃取或不被萃取,流程中增加洗涤段可以改善这二类裂片元素的分离效果。文中给出了锕系元素和Tc在各级中的浓度剖面,也给出了它们和裂片元素在各物流中的分布。 相似文献