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第三届全国核化学与放射化学青年学术研讨会

第三届全国核化学与放射化学青年学术研讨会

  • 召开年：2015
  • 召开地：南宁
  • 出版时间： 2015-11-27

主办单位：中国核学会;中国化学会

会议文集：第三届全国核化学与放射化学青年学术研讨会论文集

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  • 摘要：铀氧化物是重要的核燃料,其纳米化引起广泛关注.而对铀氧化物纳米材料的合成及性质了解还比较局限.在纳米粒子的制备方面,辐照法因可在较宽的温度范围内方便地得到一系列具有不同氧化-还原电位的活性物种而独具特色.据此利用γ射线对碳酸铀酰铵(AUC)和甲酸铵混合溶液进行辐照,发现AUC可以被高效的还原得到UO2纳米粒子.该UO2纳米粒子具有较好的稳定性，可以在400-500℃的温度下发生很好的晶化融合，使用温和的条件制备陶瓷级UO2粉末成为可能。进一步探索了甲酸铵量、总剂量、剂量率对还原效率的影响。在此基础上，提出了由UO2(CO3)34-水溶液体系制备UO2粉末的新流程，该流程具有工艺简单、不引入杂质、不产生废气、废液量低、烧结温度低及分离效率高等特点，在陶瓷级UO2核燃料的制备方面具有很好的应用前景。
  • 摘要：本文以浓磷酸与氧化石墨烯(GOs)通过原位磷酸化法,生成磷酸化氧化石墨烯材料(PGOs),并利用扫描电镜,傅立叶变换红外光谱和拉曼光谱等分析手段进行了表征.考察了pH、吸附时间、铀初始浓度、温度以及离子强度等因素对PGOs吸附水溶液中放射性核素铀U(Ⅵ)的影响.吸附时间表明,最佳吸附pH为6.0;离子强度对吸附几乎没有影响,说明PGOs对U(Ⅵ)的吸附为内层表面络合;吸附过程符合准二级动力学模型,吸附速率受化学作用控制;吸附符合Langmuir等温模型,单分子层饱和吸附容量为232.95mg.g-1;热力学参数△G°＜0、△H°＞0,表明PGOs对铀U(Ⅵ)的吸附属于自发吸热过程;洗脱结果显示,1.0mol·L-1HCl溶液对PGOs洗脱效果最好,洗脱率达到98.9％.该材料具有良好的使用稳定性，经历5次循环仍然能保持87%以上的吸附性能。这些优良的性能表明PGOs可作为一种高效的固相吸附材料用于水中铀U(Ⅵ)的分离与富集。
  • 摘要：安全、有效地处理处置核能乏燃料是国家高科技发展规划中的重大战略任务之一.由于乏燃料中次锕系元素半衰期长且具有强的放射毒性和化学毒性,对环境构成长期威胁.学者们提出的"分离-嬗变"概念,旨在将次锕系元素从高放废液(HLLW)中分离出来进行嬗变,使之转化为短寿命核素或稳定核素.镧系元素由于中子吸收截面大，在堆内会大大影响中子的经济性，从而影响嬗变效率，因此镧锕分离对于“分离-嬗变”意义重大。另一方面，三价Ln/Am相似的离子半径和化学性质，使得Ln(Ⅲ)/Am(Ⅲ)分离成为了HLLW处理中最具挑战的科学与技术问题。中科院高能物理所核能放射化学实验室基于前人的工作独立合成了多种新型萃取剂，筛选了新型萃取剂2,9-二酰胺-1,10-邻菲罗啉(Et-ToI-DAPhen),该配体以刚性邻菲罗琳为骨架，同时引入柔性酰胺基团，实现了在同一种配体上软硬原子的结合。前期实验表明该配体能有效萃取不同价态的锕系元素如U(Ⅵ)、Th(IV), Am(Ⅲ)，而对三价镧系元素则几乎不萃取，从而可实现高效的锕/镧组分离，在未来先进后处理流程中有重要的潜在应用前景。rn 本工作系统研究了Et-ToI-DAPhen对铀酰的萃取行为与机理，研究结果表明，该配体在多种稀释剂中均具有较好的溶解性和稳定性，并具有极快的萃取动力学，在5分钟即基本实现萃取平衡。研究发现，在3M硝酸条件下，U(Ⅵ)在有机相与水相中的分配比(D)为355。rn 用水进行反萃，一次便能实现反萃率大于80%，性能明显优于大多数已报道的镧锕分离萃取剂。同时，Et-ToI-DAPhen对镧系元素基本不萃，能够实现极为高效的镧锕分离。
  • 摘要：核燃料元件制造的工艺过程复杂,工艺条件要求严格,生产过程所需物料具有易燃、易爆、化学毒性、腐蚀性等特点.随着生产规模逐渐增大,生产装置自动化程度提高,对于核燃料元件制造设施进行风险评估,识别装置或生产过程的危险因素、对危险性进行分析、提出相应的改进措施,对于保障工作人员、公众和环境安全十分必要.rn 风险评估方法主要有安全检查表分析(safety checklist analysis )、故障假设分析(what-if)、危害与可操作性分析(Hazard and Operability Analysis，简称HAZOP)、故障模式与影响分析(Failure Mode and Effects Analysis，简称FMEA) ,故障树分析(Fault Tree Analysis，简称FTA)、事件树分析(Event Tree Analysis,简称ETA)等。不同分析方法适用于工程发展过程的不同阶段。rn 目前我国对核燃料元件制造设施在设计、建造及运行阶段还未采用风险评估方法识别危害，而是基于经验的工程判断，缺乏系统性。本文采用FMEA法识别装置、过程内单个设备、系统的故障模式及故障模式的可能后果，提出了提高设备可靠性的初步建议。
  • 摘要：在先进后处理技术研究中,次锕系元素与稀土元素(RE)的分离一直是该领域的难点和热点.目前研究的方法一般是通过溶剂萃取方法从乏燃料后处理产生的高放废液中除去稀土元素.本课题提出利用固-固相分离替代传统的液相分离,直接从乏燃料中有效去除稀土元素,为乏燃料的循环再使用提供可能,通过所开展的基础实验为先进核燃料循环研究提供基础数据.rn 本文以U3O8为模拟的乏燃料，与各种稀土氧化物(REO)混合作为实验起始原料，通过选择合适的离子液体、有机溶剂、对稀土氧化物有捕捉作用的萃取剂组成浮选体系开展固态浮选分离，要求两相液体对U3O8和稀土氧化物不溶解，优化各种实验条件，通过多次浮选循环将U3O8中的稀土氧化物的含量降到最低，同时在多级浮选机中开展工艺流程实验。利用XRF检测混合物中U和RE在分离前后的量。实验结果表明该分离体系可以将U3O8与REO混合物中的稀土元素有效除去，分离流程简单。
  • 摘要：溶胶凝胶技术为制造核燃料产品提供了一个有价值的途径,由此得到的燃料产品适用于各种类型的反应堆(高温堆、快增值堆和轻水堆),特别适用于高放射性的再循环燃料.该方法的主要工序包括:胶体制备、分散与胶凝、陈化与洗涤、干燥与焙烧、还原与烧结等.本工作采用溶胶凝胶工艺中的内凝胶法开展了制备氧化铀芯核的工作，对工艺的相关流程，如:缺酸硝酸铀酰(Acid Deficient Uranyl Nitrate溶液和溶胶液的配制，分散溶胶成液滴并凝胶成固体微球、洗涤、干燥等步骤进行了初步的研究。本工作采用八氧化三铀作为原料，制备了铀浓度为2.4mol/L-2.6mol/L, pH为1.6左右，HNO3/UO2+摩尔比为1.46的欠酸铀酰溶液。一定条件下，合成了直径约为1mm的氧化铀芯核。湿球经室温干燥后粒径约缩小2/3，硬度增加。
  • 摘要：合成氮杂环的氮唑类萃取剂,并研究其对钯的萃取性能,研究了稀释剂,平衡时间,母液酸度,萃取剂浓度,硝酸根离子对萃取的影响,结果表明:氮唑类萃取剂萃取钯主要以M:L为1:1的中性配合萃取为主,同时存在少量的阴离子交换.此萃取剂对钯具有较好的萃取性能和选择性.
  • 摘要：浊点萃取是一种具有高效率和高富集系数、低成本、安全、环保的萃取方法.使用含有Br-、NTf2-的不同链长的咪唑类离子液体以及BuPyNTf2,PY1,4NTf2作为添加剂,考察两种不同的萃取剂(TOPO和癸二酸)分别在Triton X-114胶束溶液中对于浊点萃取Th4+和UO22+的影响.发现使用TOPO作为萃取剂时，对Th4+与UO22+均具有高效的萃取率。然而，使用癸二酸作为萃取剂时，当加入含有NTF2-的离子液体后发现整个浊点体系能够在萃取剂浓度极低的条件下实现对Th4+的高效选择性萃取，实现钍/铀元素的高效分离。Triton X-114胶束溶液本身对Th4+有一定的萃取，质谱表征发现Th4+能与Triton X-114形成缔合离子。量热滴定实验表明Th4+与NTF2-之间存在很强的配位作用。因此，根据二羧酸与钍、铀酰离子的结合常数的变化以及NTF2-与Th4+的强配位作用，构建出了识别Th4+的超分子体系。
  • 摘要：激光去污技术是近年兴起的一种新型的去污技术.利用激光束将金属表面烧蚀或利用特种气体与核素发生光化学反应而气化的原理,将放射性核素从污染表面分离.由于激光烧蚀和光化学反应效率高,因此污染表面能够得到很好去污.激光去污技术与常规去污技术相比具有明显的优点:产生的二次废物极少;不需要带压操作;利用光纤和机器人技术可实现远距离操控。因此激光去污技术在工业应用方面已经开展了很多研究，但在核设施去污方面的研究国内尚未开展。本研究在充分调研国内外研究的基础上，用APEX放电型准分子激光器作为激光光源，建立实验室激光去污装置并在实验室制备的不锈钢放射性模拟样片表面开展了激光去污工艺参数辐照强度、脉冲频率、扫描速度和辐照角度的选择研究。试验表明，对污染水平约25Bq/cm2的不锈钢模拟样片的去污系数DF达到100-300且剥离厚度<50μm，有效降低了金属样片表面的辐照剂量，这将为开展该技术的工程应用研究打下基础。
  • 摘要：采用浸泡—高温煅烧制备了模拟污染不锈钢样片;利用失重法,设计正交实验研究了硝酸浓度、硝酸铈铵的浓度、温度和超声时间对不锈钢的平均腐蚀速率及去污因子的影响;利用扫描电镜对去污前后的不锈钢进行了观测;开展了电化学氧化再生四价铈技术研究.条件去污实验结果表明:温度、硝酸铈铵浓度为主要影响因素;当硝酸铈铵的浓度为0.15mol/L，温度为85℃,硝酸浓度为1.0mo1/L时，不锈钢的平均腐蚀速率最高，引入超声波后将极大提高四价铈去污技术的效率。扫描电镜观测结果表明:去污后的不锈钢表面大部分区域出现了很多蚀孔，验证了空化效应强化Ce(Ⅳ)去污技术具有强烈的孔蚀作用;对乏燃料冷却套管开展了验证去污实验，去污因子达到142.2，并实现了解控;利用电化学氧化法开展了四价铈再生技术研究，实验结果表明:随着电解时间的增加，Ce(Ⅳ)浓度逐渐增加并趋于稳定，15℃下经90min电解再生效率约为60%,45℃下再生效率约为80%; 75℃下再生效率最高可达90%，但随后再生效率出现一定程度的下降。根据101堆退役工程的特点，设计了相关的去污路线。
  • 摘要：本文介绍了一种适用于氟化物熔融盐体系的Ni/NiF2参比电极的制备方法,以氮化硼-氧化锆(BN-ZrO2)复合材料为绝缘套管,通过侧壁弧形凹槽底部的微孔形成离子通道.并采用循环伏安法、emf法及电流电位扰动法测试等方法,研究了Ni/NiF2参比电极的性能.结果表明,所研制的参比电极具有良好的稳定性、重现性及可逆性.在氟化物熔盐中参比电极的使用温度小于550℃,参比电极累积使用40小时以上其电位漂移小于10mV.该参比电极能够重复使用并且保持良好的稳定性,间隔一个月重复使用其电极漂移小于5mV.
  • 摘要：目前我国核燃料后处理工艺中钚尾端转化采用的是批式处理.相较于批式沉淀,连续沉淀过程在稳态条件下溶液过饱和度均匀、恒定,结晶推动力分布均一且保持不变,因此所得产品的颗粒尺寸均一稳定.然而连续沉淀过程对工艺参数的变化比较敏感,为了优化工艺参数,计算机模拟提供了便捷、有效地途径.rn 本文介绍了草酸盐连续沉淀工艺的国内、外研究进展，总结出了连续沉淀过程从设备设计到工艺优化的一体化方法，即通过CFD水力学模拟优化设备的几何结构，以实现大尺度的轴流式循环。通过群体平衡模型与物料衡算模型的结合预测工艺过程中物料浓度的变化、产品收率以及晶体颗粒的平均尺寸变化。rn 探讨了求解群体平衡模型的矩方法，通过矩值追踪晶体颗粒的群体行为，如总颗粒数、总表面积、颗粒总尺寸、总质量等。模型预测不同工艺条件下草酸盐晶体颗粒的平均粒径，可以为工艺参数的选择提供参考。通过对动态过程的模拟，直观地反映出沉淀过程从开始启动至稳态所需的时间。rn 调研的模拟结果与实验数据对比表明，该模拟过程方法可靠，可为草酸盐连续沉淀过程工艺设计提供参考。
  • 摘要：合成N,N-二(2-乙基己基)-3-氧-戊二酰胺酸(DEHOGA)是能够用于萃取分离的一种新型的萃取剂,该萃取剂只由C、H、O、N四种元素组成,可完全焚烧,每分子中有三个O原子可参与配位,络合能力强,是一种潜在的具有好的应用前景的萃取剂,通过三步合成方法得到萃取剂DEHOGA，其纯度通过酸碱滴定分析，第一批产品的纯度为95.64%，第二批产品的纯度为96.81%。再将萃取剂产品溶解在75%的乙醇中，过阳离子交换树脂柱进行纯化，将其中小部分的有机胺和其他微量的杂质交换下来而达到进一步纯化的目的。
  • 摘要：采用电感耦合等离子体发射光谱法测定了235U/238U同位素比.在RF功率1300W、等离子气体流量15L/min、雾化气体流量0.55L/min、泵速1.5ml/min的实验条件下,通过对424.437nm、682.691nm和857.460nm(均以238U而言)三条分析线的测定结果进行比较,其中424.437nm所得精密度和准确度最高,为3％和2％,235U的检出限约50ppb;857.460nm是第二好的谱线,682.691nm又次之.从结果来看，同位素位移的大小和谱线强度都是影响测定的因素。在424.437nm处测定样品，与ICP-MS和α能谱所得数值基本一致。在使用多条谱线进行分析时，对准确度的改善不明显，可能是由于使用的仪器不能同时获得多个波长的数据造成的。
  • 摘要：钼是位于元素周期表第五周期、第六副族的过渡元素.它是一个重要的裂片元素,它的多个同位素都处于裂变产额双驼峰曲线的轻峰峰顶,有比较高的裂变产额.在乏燃料燃耗分析、铀和钚的裂变化学研究方面,钼都是重点测试对象.然而，传统的沉淀法和萃取法很难实现从混合裂片中快速无载体分离钼，为此，本工作以对钼有高效选择性的α安息香肟为络合剂，采用直接吸附法、真空灌注法和化学合成法将α-安息香肟分别固定于Amberlite XAD-7.SiO2-P和聚苯乙烯-二乙烯基苯颗粒上，制备成三种对钼有高选择性的固相分离材料。采用电子扫描显微镜观察固相分离材料外貌并测量其表面元素组成;以无载体的99Mo为示踪剂，研究振荡时间、酸的类型、酸的浓度等条件对三种固相分离材料吸附钼的静态分配比的影响规律，并测定三种固相分离材料的饱和吸附容量。在静态实验的基础上，从三种选择出吸附动力学快的固相分离材料，确定从混合裂片中分离钼的基本介质条件，开展动态实验以测定钼和主要裂片元素的淋洗曲线。在动态实验的基础上，确定固相分离柱的大小、流速、淋洗介质和洗涤体积等条件，建立从混合裂片中分离钼的化学流程。最终，在反应堆中辐照铀-235靶，制备混合裂变产物料液，对化学流程进行验证。rn 研究结果表明，采用真空灌注法制备的α-安息香肟/SiO2-P因其颗粒小、比表面积大而具有快的吸附动力学，更适合于钼的快速分离。建立了从混合裂片中快速分离钼的流程如下:将介质为0.1mol/L HNO3的0.5mL料液上柱(柱子直径3mm，柱高15mm)，用1.5mL0.1mol/L HNO3淋洗去除裂变产物，流速为0.3-0.4m1/min,再用1.5mL1mol/L NH4OH洗脱钼。该流程的操作可在20min内完成，对钼的化学回收率为(76士5)%，对主要γ放射性核素去污大于103.
  • 摘要：镎(Np)是后处理工艺分析中重点关注的对象之一,而目前中试厂Np的分析方法由于分析时间长、Pu等杂质核素干扰大等原因,难以满足工艺分析的需要.为了能够实时监测各工艺过程中镎的含量,保障后处理中铀产品的品质,本研究进行了大量铀中微量镎的快速自动分离技术研究,建立了TTA萃取及阴离子交换树脂纯化的分离流程.在以化学分离流程为基础上,自行设计并研制了自动化定量取样装置、自动化萃取装置和自动化柱分离装置.整个分离流程实现自动化.对各部分装置均进行了检验，自动定量取样装置取样精度为0.7%，自动萃取装置的萃取效率90%以上。全分离流程自动分离时间在2.3h内，全流程对镎的收率大于90%，对U,Pu及Sr,Tc等裂变产物的去污均大于104。
  • 摘要：对于Z≥104的超重元素而言,由于强烈的相对论效应作用于价电子壳层,它们的化学性质往往与元素周期性外推结果有着明显偏差,因此,对超重元素的较轻同族元素气相化学性质的研究,能够为探索超重元素的未知化学性质,以及分析相对论效应影响的理论工作提供重要依据和参考.rn 本工作基于252Cf自发裂变源产生第八族元素钌和第九族元素铑的短寿命同位素，利用气相中的原位化学反应合成了相应的羰基配合物，用气喷嘴技术将形成的易挥发羰基配合物从反冲靶室传输到化学分离装置，并用低温在线等温色谱技术对这些配合物的气相化学行为进行了研究。rn 实验中通过对252Cf源的裂变碎片产额信息进行分析，排除了前驱体效应的影响，并分别得到了能够代表钌和铑两种元素的短寿命同位素109-110Ru及111-112Rh。实验得到Ru(CO)5和Rh(CO)4相对于KCl在氩气中气溶胶传输的化学产额分别为75%和20%，并利用蒙特卡罗模拟程序对实验点进行拟合，得到它们在FEP-Teflon材料表面的吸附焓分别为△Hads=-33+1-2kJ mol-1(Fig.1)及△Hads=-36+1-2kJ mol-1(Fig.2)。实验还发现，系统中少量的氧气对钌和铑的化学产额无明显影响，这一点与之前的羰基钼和羰基得的实验结果截然不同。rn 通过对第六到九族元素的短寿命同位素羰基配合物的气相化学性质进行分析，得到了它们的化学产额和吸附焓的一般规律，为将来的超重元素Hs,Mt羰基配合物气相化学性质的研究提供了重要的信息。
  • 摘要：随着核能的广泛应用,环境中的铀污染物的环境行为引起了人们的广泛关注.铀在环境介质中的滞留和分布受其吸附/解吸行为的显著影响,因此,铀在环境介质中吸附行为和吸附机理的研究,对深入了解铀的环境化学行为和对铀污染物的去除具有重要的意义.本工作采用批式法和低温时间分辨荧光光谱(LHeT TRLFS)研究U(Ⅵ)在金云母上的吸附和表面络合,详细探讨了pH、离子强度和腐殖质对吸附的影响.吸附实验表明，U(Ⅵ)在金云母上的吸附受pH影响显著，受离子强度影响较弱，表明吸附机理为表面内层络合。荧光光谱数据确认了多种表面内层络合物，包括≡SOUO2+, ≡SO(UO2)2(OH)2CO3-和≡SOUO2(C03)x1-2x，部分U(Ⅵ)在高pH时(9-11)可形成铀酰氢氧化物沉淀。腐殖酸(HA)在低pH时对U(Ⅵ)吸附无显著影响，在pH4-12范围内则抑制U(Ⅵ)的吸附。荧光光谱结果表明，U(Ⅵ)在不同pH区间形成多种U(Ⅵ)-HA络合物，在表面形成≡SO-U(Ⅵ)-HA的表面三元络合物。
  • 摘要：质谱与红外光谱作为有力的分析技术已被广泛应用于各类无机和有机化合物的分析之中.本次报告主要介绍电喷雾电离质谱以及基质隔离红外光谱方法在锕系化学研究中的应用.报告的第一部分是关于电喷雾电离质谱在锕系(Th,U,Np,Pu,Am,Cm)化合物的配位结构、反应机理等方面的应用.主要涉及三价和四价锕系配合物离子在气相中的稳定性及反应，铀酰中UO键的活化以及UO2+/+，NpO22+/+,PuO22+/+与冠醚所形成配合物的结构表征。第二部分工作主要是利用红外光谱方法研究惰性气体基质中锕系化合物的生成、结构以及反应机理。内容包括钍铀氧氟化物的制备和结构研究、钍铀在甲烷、甲醇、二甲醚等小分子活化反应中的存在形式和相关反应的机理。研究成果从分子层次上阐明了锕系元素性质与反应之间的关系，同时也反映出气相和凝聚相实验结果的内在联系。
  • 摘要：在核化学化工领域涉及到大量溶解和萃取工艺,为研究工艺的稳定性,需监测溶液中低浓度α放射性核素(237Np和239pu)的变化.然而,一般的光谱分析技术用于微量237Np和239pu的在线监测灵敏度不够,因此需开发在线监测的手段和设备.α射线因其短射程、α气溶胶及核反冲的特性给在线监测带来了困难。玻璃闪烁体因其造价低、维护方便、优越的抗腐蚀性和耐辐照性，以及可塑性强的特点，可以用在溶液中α放射性的在线监测。本工作研究了Tb3+掺杂的硅酸盐闪烁玻璃熔制工艺，获得了透明、无气泡的闪烁玻璃片，放射性测量的初步结果显示该闪烁玻璃对β射线(90Sr-90Y面源)的本征探测效率约为100%，对γ射线(以152Eu面源全部γ射线计算)本征探测效率约为0.6%，对α射线(241Am电镀源)本征探测效率约为100%。通过电子学信号幅度甄别，可在复杂辐射环境中分辨出α射线。结果表明，闪烁玻璃用于溶液中α射线在线监测具有可行性。
  • 摘要：90Sr的半衰期长、毒性大,是高产额的裂变产物,也是核设施液态流出物和周边环境监测的重要对象之一.90Sr是纯β发射体核素,必须采用放化分析方法才能得到较好结果.现行的国标分析方法步骤多、耗时长.美国IBC公司开发了SuperLig(R)620固相萃取颗粒,对锶具有选择性高、稳定性好.本工作详细研究了这种材料对90Sr的吸附性能和分离条件.在0.1mol/LHNO3介质下，接触时间大于30min时，Kd大于103mL/g。在此条件下，SuperLig(R)620不吸附137Cs,239Pu和90Y，但对133Ba也有一定的吸附。通过调节解析时柠檬酸铵的浓度，可以进一步去除133Ba.在此基础上，提出采用色层分离水中90Sr的流程。将样品调节至0.1mol/LHNO3上SuperLig(R)620固相萃取颗粒柱，先用9Vc0.lmol/L HNO3洗涤。此时137Cs,239Pu和90Y被淋洗下来，90Sr和133Ba吸附在柱上。然后依次用9Vc0.1mol/L柠檬酸铵、13Vc1.8mo1/L柠檬酸铵解析90Sr和133Ba。该分离方法对90Sr收率大于99%,对主要干扰核素的去污因子大于103。
  • 摘要：镧系元素和锕系元素分别属于4f和5f系列,它们在水溶液中稳定价态的离子大部分具有f电子.f电子在f轨道的不同能级之间的跃迁受光谱选律限制,其相应的吸收一般比较弱;另外,受外层轨道电子屏蔽,由f-f跃迁产生的吸收受外界配位环境的影响比较小.总体而言,f系列元素离子的吸收光谱强度比较弱,大多数比较尖锐,受配位环境影响较小.但f系列元素离子的有些吸收谱带随环境变化有一定改变，可用于研究相应离子的配位环境的改变。本文综述近年来工作中用吸收光谱和荧光光谱研究镧系元素和锕系元素配位化学的结果，并重点介绍多种三价镧系元素离子和不同价态锕系元素离子与硝酸根离子的配位化学。rn 对于4f和5f元素离子来说，硝酸根是一个比较弱的配体。但在核燃料循环及一些相关的分离及处理过程中，硝酸根大量存在，它与镧系元素和锕系元素离子的配位会影响与其它配体的作用。因此在流程设计和研究过程中要考虑硝酸根与与镧系元素和锕系元素离子的配位,在不同温度下用光谱滴定方法，测定了三价镧系元素离子和不同价态锕系元素离子与硝酸根离子的配位稳定常数，并通过测定温度的影响，推算了相应的反应热焓。利用一些离子的荧光特性，推测了硝酸根与三价镧系元素和锕系元素离子的配位模式。
  • 摘要：239pu和241Am属于极毒性核素,环境中对它们的允许量小＜0.1Bq/g.核设施场址及周边环境是重点监测区域.由于环境载体比较复杂,特别是土壤样品中钙、镁、铁、钾等常量元素含量较高,同时还存在铀、镭、钍及其衰变子体核素和各种人工放射性核素的干扰.因此,目前国标中对于土壤中Pu-239的放化分析方法步骤多、流程长,分析速度慢、分析不确定度大,难以满足大批量样品分析的需要.本工作以固相萃取为技术手段，重点研究了239Pu和241Am在特效的新型分离材料AnaLig Pu-02树脂和DGA树脂中的分配比随吸附时间、吸附酸度的变化，239Pu在阴离子萃取片上的吸附率随酸度、流速和上柱体积的变化等，进而优选合适的动态分离条件组合，建立从溶解到测量的快速系统分离分析流程，实现了单个样品的分析时间小于6小时，分析不确定度小于5%（以收率计）。
  • 摘要：为了精确测量88Rb的衰变数据,必须制备出放化纯、高比活度的88Rb样品.文献中多采用87Rb(n,γ)反应制备88Rb,但样品中存在载体.制备无载体的88Rb需新辐照235U的裂变产物中提取,然而混合裂变产物中存在铷的多种放射性同位素,不能采取直接提取的方法.在它的同位素中只有89Rb与88Rb半衰期接近,是重点干扰核素.经分析发现,89Rb的前驱核89Kr的半衰期只有3分钟,而88Kr的半衰期为2.8小时.因此，可以采取“两步延迟分离法”：将辐照后的235U放置，让89Kr全部衰变成89Rb以后，提取出88Kr，再让88Kr衰变，就可以得到无同位素杂质的88Rb。为此制定了如下的放化分离流程：取10μg的235U308粉末密封于ImL聚乙烯盒中，装入跑兔盒，用气动传输系统将其送入反应堆。辐照10min，冷却3h，用抽气装置抽取靶盒中的气体至-真管中。再放置1h，待88Rb生长接近最大值，用去离子水溶解Rb。加热溶液（一般不超过80℃）除去Kr和Xe，将溶液调至0.5mol/L HN03介质，移入测量管中，用HPGeγ能谱仪测量。测量结果显示，获得88Rb的放射性活度为2x104，除少量135Xe外无其他γ放射性核素。
  • 摘要：90Sr和99Tc是重要的裂变产物,属于纯β发射体,具有产额高、寿命长的特点,是环境监测中较为关注的放射性核素.由于土壤样品体系复杂,其中钙、镁、铁等元素含量比锶、锝高很多,及铀、镭、钍、钾及衰变子体核素和各种人工放射性核素的存在,造成90Sr、99Tc的放射性测量准确性较低.经前期静态实验筛选对比DGA、UTEVA、AnaLig Pu-02等树脂,选用对锶有极高选择性的Sr.Spec树脂。它是将二（特丁基环己基）-18-冠-6(DCH18C6)负载在AmberliteXAD-7或AmberchromCG-7lms支持体上制得负载冠醚的萃取色层树脂。以及对高锝酸形式的锝具有很好的选择性的TEVA树脂，该树脂的出现使得从复杂的环境样品中分离纯化99Tc的程序有望大大简化。本工作以加入90Sr和99Tc指示剂的土壤浸取液为样品进行分析，以锶特效树脂、TEVA树脂萃取色层为主要纯化手段，以液闪谱仪为放射性测量手段，建立了一个可在3小时内完成的快速地分离和分析方法。方法全流程对模拟土壤样品中90Sr和99Tc的化学收率分别大于70%和80%，最小可探测活度为8Bq/kg。与核工业行业标准中的快速法进行了对比分析，二者偏差小于5%，可以满足大多数环境样品分析的需要。
  • 摘要：铀是重要的核原料,同时也是核废料的主要来源,检测低浓度铀具有重要意义.有不少利用表面增强拉曼散射(SERS)技术检测铀酰离子的报道.然而SERS基底和UO22+的直接相互作用导致870cm-1处铀酰伸缩振动峰不同程度的向低波数偏移,给谱峰的归属造成了许多困难.因此,提出了在SERS基底表面引入一层惰性介质层石墨烯,试图隔绝基底与UO22+的直接相互作用,又不会减弱SERS强度,从而实现对铀酰离子检测的同时,也可以获得铀酰离子的结构信息.首先利用抗坏血酸活化平均粒径约为60nm的银纳米粒子(AgNPs)使其在Si表面自组装，然后转移一层单层石墨烯，制得纳米银／石墨烯复合结构SERS基底。单层石墨烯的亚纳米级厚度没有影响自组装AgNPs的表面形貌。在Ag-Si基底表面，由于UO22+与AgNPs直接相互作用，致使UO22+的对称伸缩振动峰从870cm-l向低波数移置721cm-1。在G-Ag-Si基底表面，单层石墨烯的化学惰性减弱了UO22+与AgNPs的作用，使峰位有所回移(771cm-l)。该结果表明惰性介质层石墨烯可以减弱基底与待测分子的化学作用，初步验证了设想。
  • 摘要：实验目的:在放射源制备方面进行一种新的探索，验证微乳液聚合用于制备放射源的可行性。rn 实验方法:以甲基丙烯酸甲酯(MMA)／甲基丙烯酸羟乙酯(HEMA)／水(H20)无皂微乳液为体系，采用滴定法绘制三元相图。参照三元相图配置反相微乳液(W/O)，并添加金属核素99Mo或非金属核素125I，及引发剂BPO和促进剂DMT，混匀后迅速密封入线源模具，室温(20℃)下聚合反应。采用非破坏性准直法（自制准直仪，随机取点测量放射性计数，计算各点样放射性计数偏差）和破坏性称重法（破碎源体，测量各碎块重量与放射性活度，计算单位质量放射性活度偏差），考察放射源活度分布均匀性。rn 实验结果:得到25℃下MMA/HEMA/H2O体系三元相图。得到125I和99Mo线源，125I和99Mo线源均呈黄色透明性状，与未添加载体及放射性时一致；在放射源制备过程中，除了接触微乳液的容器（如配置容器、取用容器等）有微量残留外，放射性核素定量利用。采用非破坏性准直法，取点测量放射性计数，计算各点样放射性计数偏差均在±2%之间；采用破坏性称重法，测量各碎块重量与放射性活度，均在±2%之间；说明放射源活度分布均匀。rn 结论:微乳液聚合是一种制备放射源的良好方法，利用微乳液聚合制备放射源时，放射性核素定量利用，制备的放射源活度分布均匀。以99Mo和125I为代表，可以预测微乳液聚合适用于中低射线能量的放射源的制备，但是对于微乳液聚合制备高活度、高能量放射源的可行性仍需进一步验证。实际生产中，微乳液聚合制备的源体作为放射源的源芯，可根据需要设计源壳模具，直接将微乳液密封于其中制备需要形状的密封放射源.
  • 摘要：在核电的发展过程中，不仅要重视反应堆运行安全，更为重要的是要为应对核事故的发生做好充分准备。核事故发生后，人们最关心的是释放到环境中的放射性核素在环境中的行为，包括吸附、扩散、迁移、转化、富集、载带等。放射性核素在环境介质中的物化行为将最终决定他们对关心人群健康的影响。要准确评估这种影响，就要求对核电厂周围环境的放射性本底作全面的调查和分析，包括开展重要放射性核素在特定土壤和植物样品中的吸附和富集规律研究。核素在特定土壤和植物样品中的吸附和富集规律研究。核电发展的另外一个必须解决的问题是放射性废物的处理和安全处置。经过50多年的研究和讨论，普遍认为高放废物安全有效的处置方式是深地质处置，即把高放废物及其包装容器埋置在地表以下500至1000米的稳定地质体中，这样的设施称作高放废物地质处置库，而对高放废物地质处置库的安全评价是一件涉及物理、化学、水文、地质、环境、社会、经济等多领域的高度交叉的一项工作，开展这类工作者不仅要求具备物理化学等学科的基础知识，更重要的是要熟悉放射化学的基本知识与技能。这是一项长期的工作，通常需要20-30年的时间。
  • 摘要：目的：(1)寻找新的、电荷、水溶性适当的99mTc中心核，使反应条件温和，并提高其标记率；(2)在长链脂肪酸中引入噻吩环，阻碍脂肪酸的β氧化，改变化合物的脂水分布性质，从而降低肝本底、肺本底，并改变其滞留性。rn 方法：(1)在查阅文献的基础上，优化长链脂肪酸结构，并寻找合适的99mTc中心核，设计目标化合物；(2)合成目标前体化合物(a)；(3)合成化合物的铼标准品；(4)化合物的99m-Tc的标记(b)及脂水分布系数、动物体内分布等生物评价研究。rn 结果：该标记化合物具有良好的稳定性，脂水分布系数为0.3，是呈正一价的亲水性化合物，1min时心肌摄取值为5.12%ID/g，肺摄取值为7.98%ID/g，之后心肌摄取逐渐减小到60min时摄取为0.17%ID/g，肺摄取值为0.40%ID/g.肺本底较低。1min时血本底为20.96%ID/g，60min时血本底为0.17%ID/g，血清除比较块。rn 结论：该心肌代谢显像剂具有肺本底低和血清除快的优点，但心肌摄取不是很高，不适合做心肌代谢显像剂99mTc标记。
  • 摘要：目标化合物的放化合成：取5mg Na2C03、lOmg NaBH4、15mg酒石酸钾钠于lOml青霉素小瓶中，向其中加入1ml生理盐水，充分摇匀，用lOml的一次性针管抽真空，并通入一氧化碳气体，排净瓶中空气，然后注入2ml Na99mTcO4洗脱液（约13mCi），在80℃油浴中持续加热30min（反应过程通一氧化碳气体），冷却，得到中间体[99mTc(CO)3(H2O)3]+，待用。将化合物a配成1mg/ml的水溶液，向其中加入1ml(约2-3mCi)制备好的[99mTc(CO)3(H2O)3]+中间体，用盐酸调pH≈8，置于80℃的油浴中反应30min，然后再加入1ml0.8M的NaOH溶液反应30min，反应结束后用1M的HCl调pH到酸性，减压蒸馏，溶于适量甲醇中，过滤并浓缩，得目标放化产物b。rn 结果与讨论：该标记产物b的标记率为68.2%。标记物在昆明小鼠的体内的动物分布实验表明：尾静脉注射标记产物1min初始阶段心肌摄取值为11.32%ID/g，30min后心肌摄取值为3.11%ID/g，初始摄取值比较高，1min血摄取值为58.20%ID/g，30min后血摄取值变为2.25%ID/g，血清除比较快。但是肝本底和肾本底摄取比较高。因此，在降低肝本底和肾本底的摄取值，以及心／血值等方面有待改进。rn 结论：对于99mTc脂肪酸心肌代谢显像剂的研制来说，今后要在提高心肌的摄取值，降低肝本底以及心／血值等方面需要做出进一步改进。
  • 摘要：本文拟建立放射性污染土多核素快速分析方法.介绍了密闭高压消解法实现了土样的全溶解,利用液闪的α/β甄别和高自动化功能快速测量溶解液中∑α、∑β放射性浓度,利用α谱的高分辨率,获取土样中所关注α核素的比例,通过数学运算得到所关注α核素的放射性活度浓度;采用切伦科夫计数法快速测定放射性污染土溶解液中908r-90Y活度浓度;采用γ谱仪测量放射性污染土溶解液中137Cs、60Co的放射性活度浓度;采用溶剂萃取分光光度法测定放射性污染土中U含量.rn 其中液闪谱仪测量Σα,Σβ相对标准偏差为10.66%,7.87%;切伦科夫计数法快速测定放射性污染土溶解液中90sr-90Y浓度，结果的相对标准偏差优于10%;γ谱仪测量放射性污染土溶解液中137Cs,60Co的放射性浓度相对标准偏差分别为7.21%和14.00%;溶剂萃取分光光度法测定放射性污染土中U含量重加回收率在91.18%-94.12%。方法满足分析要求，分析周期短。
  • 摘要：90Sr是一种高毒类的长寿命(T1/2=28.5a)放射性核素,根据GB 14569.1—2011《低、中水平放射性废物固化体性能要求-水泥固化体》90Sr是固化体42天浸出液中核素浸出率控制对象之一.废水中90Sr的测定方法通常为放化法,此方法分析时间长,成本高,化学操作步骤繁琐,不适合大批量样品的分析,是影响浸出液数据报出时间的关键因素.切伦科夫计数法可直接在水溶液中测定β放射性核素，不用加入有机闪烁液，样品制备简单，且测定设备自动化水平高等优势，是一种很有吸引力的方法。本文通过实验使用切伦科夫计数法对固化体浸出液中的90Sr进行了直接测定，对于样品中能引起切伦科夫计数的其它β核素进行了大量研究，并分别使用数学扣除法和解谱法进行了结果计算，实验表明，解谱法得到的结果精密度更高，优于10%。由于浸出液中含有大量的137Cs，其放射性活度比90Sr放射性活度高两个数量级以上，并且在测量时没有进行去除，导致重加回收率不理想，两种计算方法均仅为10%左右。而当127Cs和90Sr处于同一个数量级时，重加回收率能达到90%以上。本文建议当样品中137Cs放射性活度高于待测定90Sr100倍时，为较少因数学扣除法计算中137Cs对90Sr放射性活度的贡献，应使用解谱法进行结果计算。本研究和实验室目前使用Q/BH(16)J08-FF005.18-2014《放射性废物固化体浸出液90Sr的测定萃取色层-闪烁计数法》进行结果比较，方法准确度优于90%。
  • 摘要：熔盐的真空蒸馏方法是利用载体盐与裂变产物、腐蚀产物之间的挥发性差异,来实现载体熔盐的回收和杂质的去除.本研究使用自行研制的密闭式真空蒸馏装置蒸馏处理FLiNaK盐、FKZr盐等,研究了不同蒸馏条件下腔体内的温度分布情况以及对蒸馏收集率的影响,同时研究了通过密闭腔体内气压变化监控蒸馏进程的可行性,并且使用此装置处理了含有稀土等裂变产物的FLiNaK盐、FKZr盐.实验结果表明，通过对蒸馏条件的优化可以使蒸馏收集率>99%wt,密闭腔体内的蒸馏进程可以通过腔体气压变化判断，经过密闭蒸馏，载体氟盐的稀土去污系数可达102，且去污效果随着蒸发比例增加而减弱。由于密闭蒸馏装置结构简单、回收率高而且无尾气排放，改进后可能更适合于蒸馏放射性熔盐，因此本工作为将来处理TMSR的放射性燃料盐提供了可行性研究基础。
  • 摘要：在高放废物深地质处置的多重屏障系统中,缓冲材料可作为最后一道人工屏障对放射性核素的阻滞性能将直接影响到放射性废物随地下水逐渐渗出地质屏障而返回到生物圈的能力.因此,开展缓冲材料对放射性核素的长期阻滞性能研究,对于高放废物深地质处置库的长期安全性评价具有重要的意义.本文以初始干密度为1.70g/cm3的膨润土一沸石一黄铁矿混合型集成缓冲材料B7ZP为研究对象，采用恒定源法分析了核素Sr在该集成缓冲材料迁移扩散行为，获得了Sr在该集成缓冲材料中的表观扩散系数和阻滞因子，以及利用高压实集成缓冲材料渗透测试系统(专利授权号:ZL200810044756.0)获得了饱和渗透系数，为集成缓冲材料对核素的长期阻滞性能评价提供了基础数据。在此基础上，依据多孔介质污染物迁移理论，建立了缓冲材料对核素迁移阻滞的对流一弥散一吸附耦合作用数学模型，并应用MATLAB软件对核素在缓冲材料中迁移程度进行了数值模拟，分析了不同时间尺度、阻滞因子、扩散系数和渗流速度条件下，核素Sr迁移程度。
  • 摘要：磷酸三丁酯(TBP)是核燃料后处理流程,尤其是普雷克斯(Purex,铀、钚共萃分离流程)流程中选择性萃取分离铀和钚的萃取剂.在Purex流程中,金属离子与TBP之间的配位化学已经有深入而广泛的研究,但这些研究都是在两相体系中进行的.离子液体因其与极性溶剂和非极性溶剂完全不同的溶剂特性,是近年来研究的一个热点,有可能应用于核燃料后处理流程.本研究旨在研究TBP与裂变产物离子Nd(Ⅲ)在离子液体1-丁基-3甲基咪唑(双三氟甲基黄酰亚胺)盐(BMIMTf2N)中的配位化学.rn 应用紫外-可见吸收光谱研究在不同温度(10,25,40,55和70℃)下，与水饱和的BMIMTf2N中Nd(Ⅲ)与TBP的配位化学行为。实验结果表明:Nd (Ⅲ)与TBP生成弱配位化合物Nd(TBP)3+，随温度升高配位能力增强，TBP通过取代水分子与Nd(Ⅲ)配位，获得络合稳定常数和热力学数据。
  • 摘要：采用静态法研究了U(Ⅵ)在高岭土上的吸附特性,探讨了pH、离子强度、接触时间、固液比、温度、腐殖酸等对铀(U(Ⅵ))在高岭土上吸附的影响.以宏观吸附实验为基础,对高岭土进行X射线衍射(XRD)和扫描电镜(SEM)表征,并对铀(U(Ⅵ))在高岭土上的吸附动力学、热力学行为进行了研究.动力学研究表明，吸附反应过程在10小时内达到平衡，其动力学反应平衡常数为15.625g·mg-1h-1，即时吸附量为0.081mg·g-1，铀在高岭土上的吸附行为符合准二级动力学模型。热力学研究结果说明，吸附是一个自发的吸热过程。可通过对Freundlich等二参数模型进行数据拟合。
  • 摘要：日本标准时间2011年3月11日14时46分,日本东北地方太平洋冲区域发生地震,震级9.0级,地震引发严重海啸.该区域内的福岛第一核电厂受此影响引发了严重的核事故.事故后因堆芯冷却水注入及厂址附近地下水持续渗入,使电厂反应堆厂房(汽轮机厂房)等处积存了大量高放射性水平的废液.事故后东京电力公司利用原有的反应堆厂房(汽轮机厂房)、高温焚烧厂房、工艺主厂房以及新设置的废液净化处理装置和贮槽实现了废液的贮存、净化和循环利用。本研究调研了2011年6月29日-2014年1月8日的132份进展报告中公布的现场废液量数据，统计了事故后废液滞留循环处理系统中反应堆厂房(汽轮机厂房)等电厂原有厂房和新设的贮槽内废液量随着事故处理进程的分配及动态变化情况，据此统计结果初步研究了福岛事故后废液滞留和循环处理系统的结构和功能特点，为我国开展核电厂事故废液滞留和包容措施研究提供基础。
  • 摘要：压水堆核电站运行中会产生大量放射性核素,包括裂变产物,锕系元素,活化腐蚀产物,氚,碳-14等.这些核素在主冷却剂系统中输运、迁移并进入二回路系统或通过泄漏进入厂房,经过三废管理系统后最终以固体废物或气、液态流出物的形式进入环境,构成了核电厂的放射性源项。除惰性气体、氚和碳-14等几乎全部以气液态流出物形式排放外，其他核素的大部分最终都滞留在过滤器芯、废树脂和蒸残液等固体废物中。这类固体废物中放射性源项的合理估算是辐射防护设计、固体废物处理和最终处置的关键。本文将结合我国放射性废物管理源项研究的最新成果，以APlOOO堆型为例，从0.1GBq/t I-131和5GBq/t I-131当量两种一回路源项出发，建立各净化系统理论模型，计算一回路和二回路系统产生废树脂的源项谱。将理论计算值与国内外压水堆核电厂废树脂的核素测量统计数据对比发现，一回路活度浓度取5GBq/t I-131当量计算出的工艺废物源项与美国1980s的实测数据较为吻合，取O.1GBq/t I-131当量计算出的工艺废物源项与国内秦山和岭澳近年的实测数据相近且具备包络性。本文还计算了5GBq/t I-131当量对应的废树脂源项装入高密度聚乙烯高整体容器后300年内的累计剂量，低于国家标准106Gy的限值。此外，5GBq/t I-131当量对应的废树脂源项低于GB9132低、中水平水平放射性固体废物近地表处置要求（报批稿）中放射性核素活度浓度的限值，可以考虑最终进行近地表处置。本文提出的估算方法和计算结果可供核电厂废树脂的源项计算、核素测量、贮存和最终处置时参考。
  • 摘要：铀氟化挥发技术,是通过氟化的方法将铀化合物(如氧化铀、四氟化铀等)转化为易挥发的六氟化铀,从而实现铀的分离和纯化的一种技术.在干法后处理流程中,生成可挥发性UF6的同时,伴有其他挥发性氟化物杂质(如Mo、Nb等挥发性氟化物)生成.目前,除去UF6中气态杂质的方法主要有吸附纯化法和冷凝精馏法,其中吸附纯化法具有装置简单、操作方便等特点,而被广泛应用.吸附纯化法主要利用碱金属和碱土金属的氟化物在不同温度下对不同挥发性氟化物选择性吸附和解吸附实现UF6的净化。评价吸附剂的吸附性能的关键要素有吸附选择性、吸附容量、吸附与解吸附速率、重复利用性等，而吸附剂的比表面积、孔隙率等物理特性和化学组成均对吸附剂吸附性能有着重要影响。目前用于氟化挥发UF6净化的吸附剂主要为NaF和MgF2，存在吸附剂吸附容量低、解吸附不完全及吸附剂制各过程中对设备腐蚀严重等问题。在吸附剂中掺杂金属元素，是一种改善吸附剂吸附性能的有效方法。本研究将Ce元素作为首选的掺杂元素，通过改变NaF吸附剂的表观性质，希望起到改善吸附性能的作用。研究中重点考察了Ce元素的掺杂对NaF吸附剂的吸附容量、吸附速率、解吸附温度产生的影响。研究结果表明，该新型吸附剂的比表面积为(0.84±0.04)m2/g，是相同条件下制得的NaF吸附剂的2.4倍；该新型吸附剂对MoF6的吸附容量为81.5mg/g，与NaF吸附剂的吸附容量基本相当；而该新型吸附剂的初始吸附速率明显大于NaF吸附剂。同时，实验研究还表明新型吸附剂中CeO2的加入使得MoF6的解吸温度控制在300度以下，更加有利于吸附剂的解吸、再生。
  • 摘要：熔盐堆不同于压水堆,其主冷却剂是一种熔融态的氟化盐,在运行和乏燃料后处理阶段不可避免的产生含氟放射性废液,为保证周边公众安全和大量废液对环境污染的威胁,需要对放射性含氟废液进行减容和固化处理,使其达到安全暂存要求.水泥固化是放射性废液处理的一种常用的方法，本研究以沸石、硅灰、石英砂为添加剂，水灰比为0.45，按照沸石:硅灰:石英砂:水泥=1:1:3:10的配比对模拟放射性含氟废液进行水泥固化。测定了水泥浆的流动度和初终凝时间，对Φ50X50mm3水泥固化体试块进行了28d抗压强度、抗冲击性、抗浸泡性和抗冻融性实验后的强度损失测试，以及模拟核素和F-浸出实验。氟离子电极(测试范围>2ppb)测试不同含氟浓度水泥固化体试块42d的浸出液，结果F-的42d浸出率先上升后下降，在2%是达到最大值4.59×10-3cm/d浸出量很低，说明上述放射性含氟废液水泥固化配方能有效包容氟元素，但由于F-的增加会降低凝结时间，所以实际固化时F-的浓度在2%以内较为合适。
  • 摘要：氘化铀有独特的物理化学性质,在国防与和平利用核能中具有非常重要的作用,但其化学性质活泼,极易受热分解和氧化燃烧,限制了其使用和存储.本文利用微量热、XRD检测和表面拉曼分析研究发现,氘化铀粉在低湿低氧(O2＜2ppm,H2O＜20ppm)的手套箱内储存一段时间之后,发生钝化现象.将氘化铀压成片，密封进行表面拉曼分析，观测到氘化铀的存在。室温下，将氘化铀粉暴露于空气中未发生自燃。利用XRD检测发现未发现氧化铀的峰，只有氘化铀的峰，而拉曼检测发现其表面为氧化铀的混合物，暴露时间越久，氧化铀的谱线越强。结合微量热和XRD分析研究发现，随着反应温度的增加，氧化铀的峰出现并逐渐增强。将在空气中暴露的氘化铀的反应温度升至150℃时，氘化铀与空气反应剧烈，大量放热。利用XRD分析，氘化铀的氧化产物为UO2和U3O7，拉曼分析表面氧化铀表面为U3O8，氘化铀的氧化过程是氘化铀和空气先氧化生成UO2，再进一步生成U3O7，最后生成U3O8.
  • 摘要：安全处置高放废物的先决条件是选择合适、安全的处置库场址.地下水是核素运移的载体,对核废物具有溶解和迁移能力,对工程屏障具有侵蚀破坏作用,因此,场址的适宜性、安全性在很大程度上取决于水文地质条件.而场址水文地质评价不仅需要把握预选区区域水文地质特征,也要认清重点预选地段的水文地质结构、地下水循环交替规律和流场特征等,同时,建立场址水文地质研究和评价方法.本文主要针对甘肃北山预选区，对该区开展的处置库选址中的水文地质的围岩渗透性能、地下水动态特征、水文地球化学、地下水同位素、CFC特征和区域地下水流模拟研究工作进行了总结和回顾，根据拟发布的新修订的《放射性废物地质处置设施选址》导则的有关技术要求，综合考虑地下水流场特征、岩体地下水补给条件、岩体地下水富水程度、岩体渗透性能、地下水埋藏条件、地下水位动态特征、地下水化学特征等方面的因素，对北山区域作为处置库场址预选区的水文地质适宜性进行综合分析和判断;同时，对各重点地段作为处置库场址的水文地质可靠性进行了初步分析和评价。
  • 摘要：本实验采用静态法研究了温度、吸附时间、pH、离子强度等对埃洛石吸附U(Ⅵ)和Th(Ⅳ)的影响.研究结果表明:(1)埃洛石吸附U(Ⅵ)、Th (Ⅳ)的平衡时间都很短,只要几个小时.(2)pH对埃洛石吸附U(Ⅵ)、Th (Ⅳ)的影响都非常大,pH从3-6,U(Ⅵ)的吸附率很快从5％升至95％以上;从1-4,Th(Ⅳ)的吸附率很快从5％升至90％以上.(3)离子强度对埃洛石吸附U(Ⅵ),Th(Ⅳ)有较大影响，对U(Ⅵ)的吸附效果的影响要明显小于Th(Ⅳ)，离子强度越低的时候吸附效果越好。(4)温度对埃洛石吸附U(Ⅵ),Th (Ⅳ)有明显的影响，随着温度升高吸附效果变好，说明埃洛石吸附U(Ⅵ),Th(Ⅳ)是一个吸热反应。且U(Ⅵ),Th(Ⅳ)在埃洛石上的吸附均符合Freundlich模型。在不同NaNO3浓度和不同pH下进行解吸，U(Ⅵ),Th(Ⅳ)都能部分解吸下来。
  • 摘要：核设施运行维护过程中,由于事故原因,可能导致一些放射性核素如235U、239pu等泄漏至地下水,从而造成放射污染.这些核素在水中的迁移、吸附过程与其化学形态密切相关,因此,研究放射性核素的化学形态及影响因素有助于了解污染物迁移转化规律.本文利用EQ3/6，结合某核设施地下水水质监测结果，模拟了放射性核素U和Pu在水中的化学形态，计算出了主要形态所占份额。结果表明，U在水中主要以Ⅵ价的UO2(CO3)33-和UO2(CO3)22-形式存在，分别占84.53%和15.O9;Pu在水中主要化学形态为Ⅳ价的Pu(OH)4(aq)和Ⅴ价的PuO2+，所占份额分别为96.93%和3.02%。同时，还对水中温度、pH、Eh及无机盐等影响化学形态的因素进行了模拟分析。结果表明，温度对U的各化学形态比重有一定影响，对Pu影响较小，pH、Eh及无机离子的种类和含量对化学形态的影响较大。其中，pH值的升高能够促使UO22+与CO32-结合，并使Pu由Ⅲ价的阳离子形态向Ⅳ价的Pu(OH)4(aq)转化；Eh的升高能促进U、Pu由低价态向高价态转换；一些无机离子如HCO3-、Ca2+及F-的存在，能显著改变U、Pu的存在形态及所占比重。本文模拟计算结果，可为研究U、Pu等放射性核素迁移规律提供参考，并为开展实验室分析提供有用的信息.
  • 摘要：本文涉及的实验采用批式实验研究了常温下Eu(Ⅲ)在北山4号井600m深处花岗岩BS04(200目粉末,转型为Na基,10号井二长花岗岩和蚀变花岗岩上的吸附规律,探索了不同浓度的胡敏酸(HA)和富里酸(FA)对Eu(Ⅲ)在北山花岗岩上的吸附的影响.研究结果表明:(l)在低pH条件下，Eu在花岗岩上的吸附是离子交换反应，吸附率与离子交换容量以及比表面积有关系，CEC与比表面积的比值越大吸附作用越强烈。(2)在pH较低时，富里酸(FA)和胡敏酸(HA)对Eu(Ⅲ)在Na基花岗岩上的吸附均表现出促进作用;而在pH值较高时，两者均表现出抑制作用，且浓度越大，作用效果越明显。
  • 摘要：本文研究了离子液体[1-烷基-3-甲基咪唑双三氟甲基磺酰亚胺盐CnmimNTf2(n=2,4,6,8)]中,三丁基氧化膦(TBPO)对UO2(NO3)2和NH4ReO4的共萃取.研究表明,短碳链离子液体C2mimNTf2和C4mimNTf2中,UO22+的存在不会影响ReO4-的萃取,而在长碳链离子液体C6mimNTf2和C8mimNTf2中,除离子液体本身对ReO4-的萃取外,会有一部分ReO4-随UO22+的萃取而进入离子液体相.从萃取剂浓度、酸效应、不同UO22+物种和萃取后离子液体相紫外光谱表征等方面对UO22+和ReO4-的共萃取现象和机理等问题进行了初步研究.本文对铀和锝的共萃取研究具有一定的参考价值。
  • 摘要：离子液体萃取在乏燃料后处理中具有潜在的应用价值,但是离子液体体系中金属离子反萃问题还没有得到很好的解决.由于超临界CO2(sc-CO2)易溶于离子液体(ILs),而ILs不溶于sc-CO2,因此可用sc-CO2萃取解决ILs中金属离子反萃难的问题.本课题组已成功利用sc-CO2对ILs中UO22+和Th4+进行高效反萃，但是ILs中Sr2+的反萃问题还没有很好解决。本文分别从以下三个方面对sc-CO2反萃1-乙基-3-甲基咪唑双三氟甲基磺酰亚胺/二环己基-18-冠-6(C2mimNTf2/DCH18C6)中的Sr2+进行研究:rn (1)夹带剂的筛选:强极性的Sr2+与非极性的sc-CO2相互作用很弱，可通过使用合适的夹带剂提高Sr2+在sc-CO2中的溶解度以提高其反萃效率。文献报道含氟配体在sc-CO2中溶解度较大，并与金属离子配合后可减小其极性;乙醇、乙腈等极性溶剂的加入可有效增加sc-CO2的极性。经过筛选，发现六氟乙酰丙酮(HFAA)/乙腈溶液做夹带剂时，可以对Sr2+产生很好的反萃效果。rn (2)正交法优化反萃条件:影响sc-CO2反萃效率的因素较多，包括温度、压力、动态萃取时间及夹带剂浓度等。使用正交表OA25(55)通过25次实验，并用方差分析法系统研究了各种因素对sc-CO2从ILs体系中反萃Sr2+的影响，得到最优反萃条件为35℃,300bar，动态萃取时间为40min，夹带剂浓度为60mM。经过实验验证，在最优条件下Sr2+的反萃率可达100%。rn (3)反萃机理:使用ESI-MS对反萃产物进行研究，发现产物中同时含有[Sr-NO3-FAA-Sr]2+,[C2mim-DCH18C6-NTf2-Sr-2H2O]2+和[DCH18C6-Sr-FAA]+三种配合物，说明FAA-不仅作为竞争萃取剂取代DCH18C6与Sr2+形成配合物，同时也能与DCH18C6协同作用将Sr2+反萃出来。此外，乙腈可提高CO2的极性，增加其溶解能力。因此，Sr2+能够有效地被含有HFAA/乙腈的sc-CO2反萃出来。
  • 摘要：本文通过燃耗计算软件和经济性评估手段,以我国二代加反应堆CPR1000和中国示范快堆CFR600参数为基础,比较分析了三种核燃料循环方案(一次通过方案,OTC;部分再循环方案,TTC和压水堆快堆混合方案,FRC)的技术特征及其经济性.分析比较了产生相同电量下，三种循环方案的物质流、燃耗和平均发电燃料循环成本(LUFC)。结果表明，OTC的天然铀需求量最大约为TTC和FRC的4.4和9.4倍;产生的贫铀约为TTC和FRC的4.3和8.9倍。燃耗计算表明FRC对238U的消耗率最大约为4.56%;然而就MA和LLFP产额而言，OTC最小。由三种循环方案的LUFC计算结果知(折现率为7.6% ),FRC的LUFC最小为4.85 mills/kWh，其次是TTC(5.3 mills/kWh)和OTC(6.0 mills/kWh);而且三种方案的后端成本逐渐增加。敏感度分析表明，对最终LUFC影响最大的成本组分依次为回收成本、天然铀成本和铀浓缩成本。
  • 摘要：准确预测分散相液滴水力学性能对于设计和放大脉冲萃取柱来说有重要意义.与传统测量方法取样法、照相法等相比较,光纤探针法具有高灵敏度,抗电磁干扰和体积小等优点.本文在Φ38mm脉冲萃取柱中,以水为连续相、煤油为分散相,利用自制四传感器光纤探针对分散相水力学性能包括液滴直径、存留分数、液滴速度等进行了测量.在Lucas[Measurement Science&Technology.1488,1498(2002),International Journal of Multiphase Flow.502,509(2008)]和Shen[International Journal of Multiphase Flow.593,617(2005)]等人提出的气-液两相流中气泡速度测量模型基础上，进一步推导得到了液-液两相流中球形液滴速度和尺寸的计算公式。实验结果表明，随着脉冲能量的增加，液滴速度大小增加，液滴的索特平均直径减小，存留分数增加。随着分散相表观流速的增加，分散相存留分数增加，液滴的索特平均直径增加，液滴速度变化不明显。
  • 摘要：目前核工业最常用的陶瓷核燃料UO2具有高熔点、膨胀各项同性及辐照和机械性能优良等优点.但UO2热导率较低,核燃料密度低,限制了反应堆运行参数的进一步提高.而碳化铀除了具有UO2的优点外,还具有独特的特点,即高热导、高含铀量和高密度等特性,能够为提高反应堆的运行参数提供保障.因此,这种燃料引起了人们广泛的注意和极大的兴趣,被认为是一种很有潜力和先进的核燃料.rn 本课题拟采用溶胶凝胶法制备碳化铀小球，与其它方法相比，该方法制备的碳化铀小球不仅能够产生更多的能量，而且克服了放射性气溶胶和不易包壳等难题。本课题组已采用实验室现有设备，成功完成了二氧化铈微球、二氧化锆微球的制备以及二氧化铀小球制备，这一切都为碳化铀小球的制备提供了良好的技术支持和基础参考数据。本课题的实验流程由制备二氧化铀小球演变而来，采用初始料液(含碳黑)低温混合热硅油中再凝胶的方式合成，然后洗涤、热还原处理制备碳化铀小球。实验中，将采用欠酸的硝酸铀酰(ADUN)提供铀酰离子，尿素作为金属络合剂防止UO22+过早沉淀及提高其浓度，有机弱碱六次甲基四胺(HMTA)在加热条件释放出氨气使UO22+凝胶成球。rn 实验通过控制碳黑与铀酰离子浓度比、碳黑分散剂的量、烧结温度等条件制备出具有一定密度、统一大小、表面光滑、高抗压强度的碳化铀小球。
  • 摘要：铀资源的保障水平直接关系到国民经济的可持续发展和国家安全.保持足够的铀资源储备,不仅具有长远的经济意义,而且具有重大的战略意义.目前我国已探明铀矿约为20万吨,随着我国核电的大发展和日趋复杂的国际形势,我国在铀资源的供应方面将面临越来越严峻的挑战.海水中铀的总储量达4.5亿吨，但是海水中铀的浓度极低，导致开发难度极大。我国西北地区盐湖铀资源丰富，盐湖卤水中铀的浓度是海水的几十倍甚至上千倍，是铀的另一理想来源。本文以青海柴达木盆地杂斯库勒盐湖水为研究对象，开展了盐湖提铀吸附剂的制备及其对盐湖水样中铀的吸附性能研究。rn 肟胺基吸附材料是最具应用前景的海水或盐湖提铀吸附剂，本文研究了肟胺基无纺布，肟胺基二氧化硅，肟胺基啤酒酵母的制备并研究了这些吸附材料对铀的吸附性能。结果表明，肟胺基材料对铀具有较好的选择性，能够有效的吸附盐湖卤水样品中的铀。pH是影响肟胺基材料吸附性能的主要因素，pH在5-6范围内，材料对铀的选择性吸附性能最佳。钾肥生产过程中的盐田水和老卤水中铀浓度较高，且pH处于最佳范围内，是理想的盐湖铀资源。本文利用自制吸附材料，通过先吸附浓缩再萃取纯化的方法，成功从盐田水中得到硝酸铀酰。
  • 摘要：熔盐电化学分离方法是目前世界上研究最广泛的干法分离技术之一,也是熔盐堆燃料盐处理的一种可选技术.目标元素在所选熔盐体系中的电化学行为,是获知物质能否被电解分离的基础.本文主要介绍在LiF-NaF-KF(FLiNaK,46.5-11.5-42.0mol％)体系中U4+和Th4+两种锕系元素离子的电化学行为和初步的电解分离结果.通过伏安法和计时电势法，研究了U4+和Th4+在FLiNaK熔盐中的氧化还原电位和扩散系数等电化学性质。U4+的还原反应分为两步:U4+在-1.42V(vs Ni2+/Ni)还原为U3+，之后U3+在-1.82V(vs Ni2+/Ni)还原为U0;而Th4+为一步四电子还原:Th4++4e→Th0，还原电位约为-1.80V(vs Ni2+/Ni)。两者的扩散系数分别为1.33E-6cm2s-1，和4.49E-7cm2s-1(550℃)。使用三电极的恒电势法、脉冲电流法及两电极的恒电势法等对FLiNaK-UF4开展电解，并用ICP-AES和XRD对电解产物进行表征。除夹带的FLiNaK盐外，电解产物主要以铀金属和UO2存在，铀含量达30wt%;在钍电解过程中，Pt电极上有钍单质析出，但是分离效率较低。研究显示熔盐体系内的氧含量对钍的形态和电解行为影响较大，在氧浓度较高时，钍主要以ThOF2形式存在于熔盐中，增加了钍的电沉积难度，降低电解分离效率。这些实验结果为氟盐体系中电化学分离铀和钍的可行性研究提供了参考。
  • 摘要：铀是最重要的核燃料,但是常规铀资源是非常有限.海水中铀的总量为约45亿吨,大约是陆地铀的上千倍.但是海水中铀的浓度仅为3.3μg/L,同时存有大量其他金属离子.离子印迹聚合物(imprinted polymers,ⅡPs)是一种新型的吸附剂,对模板离子具有特异结合能力.因而能够用于在大量干扰离子存在的情况下富集微量的目标离子.因而有望用于海水提铀.功能配体的选择对于离子印迹聚合物的性能最为关键。文献中常用的制备UO22+-IIP的功能配体，主要有羧酸、酚、喹啉等含O、N基团的配体。合成了多种β-二酮衍生物和吡啶二甲酸衍生物配体，并用于UO22+-IIP的制备。初步探讨了配体的酸性、亲水性等对UO22+-IIP性能的影响。
  • 摘要：针对目前高放废液硼硅酸盐玻璃固化体存在锕系核素溶解度较低、热力学稳定性较差等不足,以及在玻璃熔制过程中产生分离的含硫黄色第二相(黄相)问题,采用熔融-热处理工艺制备了含钙钛锆石、榍石和重晶石晶相的钡硼硅酸盐玻璃陶瓷固化体.研究了晶核剂(CaO、TiO2、ZrSiO4,记为CTZ)掺量、模拟三价锕系核素(Nd3+)和硫元素(以Na2SO4引入)掺量对玻璃陶瓷固化体的晶相组成、显微结构和抗浸出性能的影响.
  • 摘要：用Pr、Eu、Gd模拟次锕系核素Np、Am、Cm,以Ce2(C2O4)3·10H2O、NH4H2PO4和Pr6O11/Eu2O3/Gd2O3为原料,通过常压和热压烧结制备独居石固化体.借助X射线衍射(XRD)、(TG-DSC)、场发射扫描电镜分析(FESEM)、电感耦合等离子体质谱仪(ICP-MS)等分析手段,研究Pr、Eu、Gd在铈独居石(CePO4)中的固溶规律、铈独居石固化体的制备工艺技术、固化体在热-水-力-化学(THMC)耦合作用下的稳定性等.采用VASP软件,利用第一性原理计算CePO4晶格缺陷.结果表明，CePO4能很好地固溶模拟次锕系核素，形成连续固溶体(Ce1-xLnXPO4,Ln=Pr,Eu,Gd);1150℃热压(30MPa)烧结2h，获得了单相铈独居石固化体(Ce1-xLnXPO4,)，固化体的相对密度>99%;无压烧结铈独居石固化体的较佳条件为1400-1500℃保温4h，固化体的相对密度>94%;在温度90-200℃,pH=3-11浸出液中，固化体的浸出率均小于10-10md-1，显示高化学稳定性;第一性原理计算2x2x2的CePO4超胞，获得氧的弗伦克尔缺陷能为3.8eV.
  • 摘要：以1A、1B联动,1C独立的方式,利用多级Φ10mm环隙式离心萃取器对德国E.Zimmer,E.Merz等人所推荐酸式进料的单循环Thorex流程工艺进行台架实验验证.rn1.瞬时样分析rn 瞬时样分析表明,1AW中Th,U浓度逐步降低,均在约1h平衡,平衡后Th浓度约2ppm,U浓度约0.02ppm.1BT中Th,U浓度逐渐升高,分别在120min,60min达到平衡,平衡后U浓度约2ppm.1CF中U浓度逐步升高，在75min达到平衡，平衡后Th浓度约为1ppm.1CU中U约在30min平衡，CU中Th浓度偏高，这是由于1C段的实验是在1A段的离心萃取器上进行的，1A段中Th浓度基体较高，造成Th的污染。故1CU中Th的评价以1CF中Th为准，1C槽对U反萃效率的评价是有效的。1CW中平衡U浓度约为0.08ppm.rn2.各级样分析rn 高相比(O/A)可以提高HNO3和金属离子的萃取因子。当引入盐析酸1AT后，可观量的HNO3被萃取，使得整个1A工艺段有较高的HNO3浓度，保证了Th,U的回收且水相HNO3浓度特别高的几级位于萃取段，钍浓度较低，避免了Th三相的生成。Th,U基本被萃入有机相后走向1B段中。1A段U分配比高于Th分配比约一个数量级，水相HNO3浓度对Th,U分配比影响最显著。洗涤段有若干级Th分配比小于1，但较高的流比(O/A)提高了Th萃取因子，保证了Th的回收。1B段利用一定HNO3浓度下Th, U分配比差异实现二者分离。由于有机相中HNO3被反萃至水相，导致1B补萃段酸度略高于1B反萃段酸度。Th基本被反萃至水相中，U基本随有机相走向1C段。相比于Th浓度在反萃段的下降趋势，U浓度在补萃段的下降趋势稍平缓，故需要多级传质才能使U降低至较低水平。1BT中约有2ppm U,说明1B段补萃级数(目前为7级)偏少，应增加1-2级。1C段利用稀酸反萃回收U。1C段中HNO3主要来源于1CF有机相中的HNO3，故CF进料级(C8酸度较高，其他级酸度较低。HNO3浓度对于U分配比影响显著，C8级U分配比为0.46，其他级为0.02-0.05.1C段U反萃效率较高，需4级即可基本反萃完全，1C段可适当降低1CX/1CF流比，以得到浓度更高的1CU.全流程Th回收率为99.99%,U回收率为99.30%,Th中去U分离系数为147,U中去Th分离系数为22388.1B段补萃级数偏少，导致2ppm U走向Th产品，使得U收率和钍中去铀分离系数偏低。1B段补萃级数应增加1-2级。总的来看，酸式进料的单循环Thorex流程钍铀回收及分离都问题不大。
  • 摘要：将传统水法应用到富含多种氟化物的钍基熔盐堆后处理流程中,需要有一种技术将乏燃料中的氟化物转化为传统水法可以利用的氧化物,该技术所采用的原理是:2MFn+nH2O=M2On+2nHF.在目前拟采用的干-水结合的后处理流程中,通过该技术实现氟化物到能溶于硝酸体系氧化物的转化,再结合比较成熟的溶剂萃取法,即可实现针对氟化物乏燃料中Th、U的回收和利用.rn 本课题组开展了一系列针对不同比例混合氟化物熔盐固溶体高温水解性质的研究，氟化物组成成分主要选取FLiNaK为模拟载体盐，燃料盐为ThF4、UF4,稀土和碱土金属氟化物分别选择CeF3和SrF2，采用X射线多晶衍射仪(X-raydiffraction,XRD)对制备的氟化物熔盐及水解后的样品进行组分分析:结果表明:当熔盐中ThF4,UF4同时存在且两者含量相差不大的条件下，其最终的水解产物为Th,U,O组成的化合物;当没有UF4存在时，该熔盐的最终产物为ThO2.
  • 摘要：通过文献报道的Th(NO3)4--UO2(NO3)2--HNO3--H2O/30％TBP-正十二烷体系各组分的分配比实验数据对现有的分配比模型进行分析和比对,提出了一个对该体系各组分分配比的新模型,利用34组实验数据对新模型进行了验证,符合情况良好,并对模型的性能进行了评估,计算结果明显优于原模型,提出的模型可以作为Th(NO3)4--UO2(NO3)2--HNO3--H2O/30％TBP-正十二烷萃取体系中Th(Ⅳ)、U(Ⅵ)和HNO3的萃取行为的计算机模拟的基础.模型建立的条件是在25℃下U(Ⅵ)浓度范围0～100g/L,Th(Ⅳ)浓度范围是0～232g/L,硝酸浓度范围是0～4.5mol/L.
  • 摘要：吡啶-双三嗪萃取剂CyMe4-BTBP对三价锕系元素具有很好的选择性,在核燃料循环中的三价镧系和锕系分离流程中有良好的应用前景.rn 以2,2-双吡啶及脂类衍生物为原料,通过优化反应条件制备了高纯度的CyMe4-BTBP,HPLC测定其纯度达到99.5％.利用真空灌注技术,将制备的CyMe4-BTBP担载到大孔硅基复合材料SiO2-P上得到大孔硅基吸附材料.研究了萃取剂负载量、酸度、吸附平衡时间等因素对固相吸附材料CyMe4-BTBP/SiO2-P分离特性的影响。结果表明Am和Eu在CyMe4-BTBP/SiO2-P的吸附行为在动力学及热力学上均具有很大差异;实验所制备的萃取剂担载量为2.4-9.1%的吸附材料对Am和Eu具有良好的分离效果，在0.1-4mo1/L HN03溶液中，对示踪量Am和Eu的分离因子(SFAm/Eu)在100以上。rn 研究了Am,Eu在CyMe4-BTBP/SiO2-P色层柱上的动态吸附条件，确定了以2mol/L HN03溶液为上柱液、0.01mol/L HN03溶液为洗涤液、0.5mol/L α-羟基乙酸溶液(pH=4)为解吸液的Am/Eu分离条件。当上柱液流速为0.25Vc/min,洗涤剂流速为0.25Vc/min、解吸液流速为0.17Vc/min时，Eu的去污因子为9.1×102;Am回收率为83.9%.
  • 摘要：尽管有相当数量的镧系和锕系与无机和有机配体的络合稳定常数已发表,但无论在基础层面还是在应用层面镧系元素和锕系元素的配位化学仍是一个有活力和挑战性的课题.在基础层面,关于络合物的性质,包括水合数,络合的形式等许多方面的性质,并没有完全清楚.另外,硝酸在络合研究常被用作"背景"电解质,而且是在不同温度下,而大部分镧系元素和锕系元素的热力学数据是在达到或接近25℃时确定的,在高温下的稳定常数是非常稀缺的.因此,使得研究在不同温度下镧系和锕系元素离子与硝酸根的配位化学十分迫切.rn 本文应用光谱滴定法，研究了镧系元素(Ⅲ)与硝酸盐在不同温度(25,40,50,70℃)下的络合稳定常数。Pr(Ⅲ)，Sm(Ⅲ)，Eu(Ⅲ)，Tb(Ⅲ)，Ho(Ⅲ)与硝酸盐在变温下的络合稳定常数lgK表可以发现，随着温度的增加，Pr(Ⅲ)与硝酸盐的络合稳定常数逐渐增大;Sm(Ⅲ)，Eu(Ⅲ)，Tb(Ⅲ)，Ho(Ⅲ)与硝酸盐的络合稳定常数逐渐减小。
  • 摘要：在大力发展核能的同时,不可避免地产生了大量的核废物.目前,对高放废物进行深地质处置是国际公认的有效方法.为防止放射性废物的泄漏,场址区的周边岩石对相关核素的吸附能力将起重要作用,那就有必要向里面填充些可靠的吸附材料.科学家们对所有有可能充当填充材料的物质进行了研究，最终发现磷酸盐化合物可以作为人工地球化学屏障。因此，研究其对核素的阻滞能力是非常重要也非常有意义的。吸附反应是一种固-液界面类型的反应，材料的吸附机制不仅取决于金属离子的化学性质，而且还受到吸附剂表面吸附能力的影响。并且，在自然界中，岩石与土壤的组成成分以及化学性质是受到多方面影响的，而天然矿物的组成与其酸碱环境均有可能影响其对核素的吸附。所以，只有了解其吸附机制后，才能更好地根据实际的化学参数制定出更好地吸附方案，将其更高效的应用到实际生产中，带来更大的经济与社会价值。本文选取Th4(PO4)4P2O7(thorium phosphate diphosphate)这种物质研究其对Eu(Ⅲ)的吸附机制。采用溶液法合成所需的磷酸盐Th4(PO4)4P2O7,钍离子和磷酸根采用2:3的比例而混合，经过灼烧、研磨、搅拌、洗涤、烘干步骤，得到白色粉末状样品Th4(PO4)4P2O7，之后用静态法研究Eu(Ⅲ)在Th4(PO4)4P2O7上吸附行为及规律:探讨了振荡时间、固液比、水相pH、阴离子(NO3-、PO43-、SO42-、Cit3-)以及温度等因素对Th4(PO4)4P2O7吸附Eu(Ⅲ)的影响，测得了在KNO3介质下吸附、解吸等温线。本文还探讨了吸附过程的热力学数据。
  • 摘要：从上世纪开始研究开发的"先进核燃料循环"体系是对现有核能生产及其燃料循环体系的进一步发展.目前,主要采用干法和水法两种后处理技术对乏燃料进行处置.干法后处理,主要是在无水和高温状态下来处理乏燃料.相对于水法后处理,其具有辐照稳定性高、临界风险低以及放射性废物少等优点.其中最具有代表性的四种干法后处理技术分别为氟化物挥发法、熔盐过程、金属熔盐萃取和氯化物挥发法。尽管它们都已经被证明化学原理可行，甚至完成了实验室规模、工程规模的热试验和中试规模的模拟实验，但由于该种技术存在乏燃料转化以及材料严重被腐蚀等缺点，因此，在工业应用中受到极大的限制。为了改善这些干法后处理中存在的问题，本研究结合浮选分离的理念，以La2O3、Ce2O3、Nd2O3、Sm2O3以及Eu2O3为稀土氧化物(REO)的代表，与U3O8混合作为模拟乏燃料，选择适合的离子液体、有机溶剂以及捕收剂，进行固液浮选分离。并通过二元比例Χ射线荧光光谱法(XRF)测定了分离前后U和稀土元素(RE)的含量。实验结果表明:利用浮选分离方法，稀土元素的回收率均可以达到40%以上，可以有效地实现乏燃料中稀土元素的分离。
  • 摘要：介孔二氧化硅材料因其巨大的比表面积,连续可调的孔道结构,良好的热稳定性和辐照稳定性而在高放废液裂片元素的分离中有着潜在的应用前景.本研究通过后接枝的方法制备了氮杂大环配体(1,4,7,10-四氮杂环十二烷)修饰的介孔二氧化硅孔(SBA-15-Cyclen),利用小角X射线衍射,透射电镜和氮气吸附-脱附等方法对其孔道结构进行表征,并考察了酸度,接触时间和金属离子浓度对其在硝酸介质中钯的吸附行为影响.结果表明，修饰氮杂大环配体后的SBA-15-Cyclen仍保持了SBA-15有序的孔道结构和较大的比表面积，在0.1-5.0mol/L HNO3范围内对把均有较好的吸附能力，吸附过程符合假二级吸附动力学模型和Langmuir吸附等温线模型;1.0mol/L HNO3体系下，该材料的饱和吸附容量达到70mg/g,并通过硫脲的盐酸溶液再生，可以循环复用3次。另外，SBA-15-Cyclen在含有多种裂片核素的模拟料液中对钯表现出极佳的选择性识别能力，吸附率达到90%以上。研究中还借助紫外光谱滴定(UV-vis)和Χ射线光电子能谱分析(XPS)等手段探讨了SBA-15-Cyclen与钯在硝酸介质中的相互作用机理。从实际的角度出发，氮杂大环配体修饰的介孔二氧化硅对于高放废液中钯的选择性回收，将会是一种很有前景的吸附材料。
  • 摘要：为跟踪世界核取证学先进研究技术、维持国内放化技术力量,在国内组织6家相关实验室开展了核取证背景下的含铀样品测量及溯源能力比对工作.比对方案按照由易至难的原则,制订了包括单项及多项综合分析能力比对,最终进行了铀材料样品的初步溯源.比对样品分别为UF6水解液、八氧化三铀粉末、铀芯块.三次比对过程中，铀同位素及杂质分析是必测项目，尽管测量铀同位素比值是比较成熟的技术，但本底控制仍非常重要。对于铀中杂质测量工作大多数实验室选取了简单有效的化学分析流程，通过严格控制流程空白，保证了高的铀去污因子以及杂质回收率，降低了沾污。各参比实验室采用了不同的仪器类型和分析方法，分析结果无明显差异，表明各实验室均摆脱了仪器条件限制，体现出较高的分析能力。数据分析结果显示，随着比对深入，参比实验室在铀同位素丰度、铀中杂质含量测量上的能力均有不同程度的提高。对于铀芯块样品比对，除必测项目外，部分实验室根据核取证的溯源程序给出了样品的多项其他特征值，在此基础上有些实验室尝试进行了溯源，结果比较可靠。此次比对提示，核材料溯源需结合多种分析手段并依赖于及专业数据库才能得到可信赖的结论。目前，国内核取证研究还处于初步阶段，未来可通过加强比对，进一步提高国内实验室的核取证分析能力。
  • 摘要：设计加工了Kr气收集及液闪制样装置,建立了空气样品Kr气经浓缩分离后的液闪制样及85Kr浓度的液闪测量方法.结果表明:以甲苯为溶剂,PPO(2,5-2苯基嗯唑)和POPOP(1,4-双-2-(4-甲基-5-苯基噁唑基))为溶质的闪烁液,当闪烁液体积为20mL,硅胶加入量为1g时,能够完全溶解0.5M3空气中经分离纯化后的Kr气,且样品液闪测量无需进行淬灭校正;对于85Kr活度小于1Bq的样品,利用制样装置制样后,液闪测量相对误差小于7％;制备的样品放置20h以内计数率稳定.自主设计的液闪制样装置及测量方法适用于环境大气中85Kr放射性水平的测量。
  • 摘要：最小可探测活度的正确理解与计算,对环境样品分析工作中低活度样品测量结果的正确判断非常重要.放射性测量中由于实际测量计数平均值是真平均值的近似值，因此本底计数率的测量结果就有误差，运用误差传递公式,对最小可探测活度的计算公式进行了推导.
  • 摘要：为了获得准确的Pu的核参数,需要借助于小面积的牢固Pu靶进行测量.目前,国内外有大量的学者在研究Pu靶的制备,制备方法集中在有机相体系以及水相体系,主要制备活性区直径为＞10mm的Pu靶,这些方法并不全部适用于活性区直径在5mm左右的小面积Pu靶的制备.而使用硫酸钠/硫酸氢钠体系电沉积时，由于阴极游离的H+相对较少，析氢反应相对缓和，产生细小气泡对Pu的电沉积影响较小。在此基础上，对电流密度、沉积时间、体系pH等影响电沉积的因素进行了考察，最终得到:在58℃下，在pH=2的电沉积体系中，750mA/cm2，的电流密度下电沉积120min, Pu的沉积率可达99%，实现Pu的定量电沉积，制备出牢固均匀的小面积Pu靶。
  • 摘要：在高能中子诱发235U裂变的过程中,虽然中子通量较高,但是156Eu和161Tb产额低,导致杂质干扰太大,无法采用直接Gamma能谱法测量156Eu和161Tb的产额.然而在数据评价中156Eu和161Tb的产额至关重要,因此建立放化法测定辐照U靶中156Eu和161Tb的含量是必要的.rn 为此，本工作开展了铥和铕的分离提取技术和156Eu和16ITb的相关测量技术研究。建立了从克量级铀和大量裂变产物中分离测量痕量Ce、Eu和Tb的流程，对Eu、Tb的收率均大于80%，对U、Np和非稀土裂变产物核素的去污因子均达到106，对主要稀土裂变产物核素的去污因子大于104，所建立的分离流程可满足中子诱发235U裂变后产生的Ce、Eu、Tb活度测量的需要。通过制各14lCe、156Eu和161Tb标准测量源，采用相对法对HPGeγ谱仪进行效率刻度，消除了低位测量时级联的影响。采用同位素稀释质谱法测量了流程对Ce、Eu和Tb的回收率，提高了分析准确度。最终，完成了放化法测定辐照U靶（3MeV、裂变谱中子轰击）中156Eu的含量，以及辐照U靶（14MeV轰击）中156Eu和161Tb的含量，分析方法所引入的不确定度均低于1%。
  • 摘要：乏燃料后处理PUREX流程(Plutonium and URanium EXtraction Process)重点关注铀、钚的分离和回收,而将次要锕系元素镎、镅、锔和包含镧系在内的裂片元素留在高放废液中.根据"分离-嬗变"策略,需将镅和锔用中子辐照使之裂变,转变为放射毒性相对较小的元素.CyMe4-BTBP(6，6’-bis(l，2，4-triazin-3yl)-2，2’-bipyridine，环己基四甲基-双三嗪双吡啶）由于具有锕镧分离因子高、易于反萃、化学稳定性好等特点，已成为欧洲正在发展的SANEX流程(Selective ActiNides EXtractionProcess)使用的主萃取剂。因此，研究锕系元素与CyMe4-BTBP的配位化学，是很有必要的。本工作利用滴定法通过测量其紫外-可见吸收光谱，初步测定了Th(Ⅳ)、Np(Ⅴ)、U(Ⅵ)与CyMe4-BTBP在乙醇溶液中配位的稳定常数。以Np(Ⅴ)与CyMe4-BTBP的配位为例，典型的滴定曲线如下图所示。利用Hyperquad软件进行拟合，得到了Th(Ⅳ)、Np(Ⅴ)、U(Ⅵ)与CyMe4-BTBP的配位稳定常数分别为5.50±0.30、5.03±0.05和5.1±0.15（乙醇体系，I=0M，T=25C）。
  • 摘要：90Rb是裂变产物中裂变产额较高、半衰期较短的核素,它的衰变数据,如半衰期和γ射线发射几率等,是重要的参数.根据ENSDF最新评价值所给出的数据,90Rb的半衰期分别为158±5s,不确定度为3.2％,并不能满足现在的要求,需要重新测量.为了测量90Rb的核参数,必须建立从裂变产物中快速分离短寿命的90Rb.因而，本工作采用“两步延迟法”对其进行分离，即先从裂变产物中快速提取出90Kr，等90Kr衰变生成90Rb，再进行Kr-Rb分离，这样可以得到纯度较高的Rb产品。为完成90Rb的快速分离，设计加工了一套气体提取装置并建立了90Rb的分离流程。利用辐照U靶对分离流程和气体提取装置的可靠性进行了验证。将235U粉末塑料靶放入底部打孔的跑兔盒中，再反应堆的跑兔孔道辐照30s，靶盒出堆后先进入样品传送转换装置，将跑兔传送到气体提取装置，使跑兔底部裸露的塑料靶被取样针头的一端刺穿，随后取样针头的另一端扎入一负压瓶，将靶中的裂变气体抽出，即完成气体的提取；经过一段时间冷却后，向负压瓶内注入一定量的水，将产物转移至水相，即完成了90Rb分离，整个分离流程可在2.5min内完成，其中气体的提取过程可在15s内完成。最终得到活度较高的90Rb样品，通过HPGeγ谱仪测得其γ谱图，验证了该分离方法的可行性。
  • 摘要：在进行铀样品溯源分析时,铀的年龄信息是核材料的重要指纹信息,是推断材料来源的一项重要依据.一般情况下,使用放射性的母子体来计算样品的年龄,由于所测量的年龄相对于核素的半衰期来说较短,因此子体核素的量较少,母子体比非常高,通常不能直接进行测量,而要先进行分离.铀年龄分析可用的母子体对有234U/230Th和235U/231Pa等，本工作选用234U-230Th母子体，对富集度为3%的芯块年龄进行了分析。其中234U含量通过同位素稀释法获得，230Th含量通过加入232Th作为稀释剂，利用TEVA树脂分离后进行质谱测量。通过分离流程和测量后，对富集度为3%的芯块进行了年龄测定，分析结果与参考值基本一致，偏差小于5%，证明分析方法可行。
  • 摘要：目的：放化合成18F-AVYG，初步评价其脂水分配系数、正常小鼠体内分布。rn 实验：以对甲苯磺酰氧基(OTs)为前体化合物的离去基团，通过[18F]F-亲核取代反应进行标记，经固相萃取C18小柱和半制备HPLC分离纯化，制备18F-AVYG。以正辛醇和磷酸缓冲液(0.02M，pH=7.4)为分配体系测定脂水分配系数，各组正常小鼠分别在尾静脉给药后不同时间点处死，测定各器官注射百分剂量率(%ID/g)，以得到正常小鼠体内分布情况。rn 结果与讨论：18F-AVYG的合成包括18F-K222/K2CO3/MeCN/H2O溶液制备、无水18F-K222/K2CO3制备、18F标记反应、脱除BOC保护、中和余酸、C18小柱粗分离、半制备HPLC纯化、18-AVYG富集等过程，以[18F]F-上QMA小柱为起始，18F-AVYG合成时间170min，标记率62%，保留时间12min(Eclipse XDB-C18，Zorbax,5μm，9.4×250mm,55%CH3CN／45%20mM aqueous NH40Ac,flow rate4mL/min)，放化产率11%（未衰减校正），放化纯>95%。18F-AVYG脂水分配系数LogP=1.50，为亲脂性化合物。正常小鼠体内分布结果表明，18F-AVYG在注射5min肝肾摄取分别为31.30%ID/g和17.27%ID/g，分别为血摄取的7.31和4.04倍，表明体内吸收迅速，与一般药物经肾脏代谢一致；在注射5min血和脑摄取分别为4.28%ID/g和6.10%ID/g，60min为2.76%ID/g和1.81%ID/g，脑／血比分别为1.43和0.66，5min和60min脑摄取比为3.39，初始脑摄取较高，清除较快；在骨中初始摄取较低，但随着时间延长不断升高，120min骨摄取值达到5min的约2.5倍，说明该化合物可能在体内发生脱氟现象。rn 结论：合成的18F-AVYG为亲脂性化合物，通过肝脏和肾脏代谢，初设脑摄取较高，清除较快，但是否特异性摄取仍需进一步验证，而体内脱氟现象可能影响其作为AD显像药物的应用。
  • 摘要：本文针对于目前应用最广泛的钼-锝发生器，以医用钼-锝发生器为研究对象，对其目前淋洗情况作了理论上的计算分析，分析表明目前钼-锝发生器，尤其是色谱型(裂变钼)干柱发生器，使用效率可以在现有基础上，由定时淋洗变为定量淋洗，既可以提高99mTc的活度，由增加了灵活性，从而增加医院经济效益，降低医疗成本。
  • 摘要：在过去的几十年里,许多科研人员致力于表面增强拉曼光谱(SERS)的研究工作,SERS的检出限低,灵敏度高,可实现单分子层的检测,在传感器、生物分子检测、有毒有害物质分析等领域都有很高的应用价值.铀是核工业中的最重要元素之一,具有较强的放射性和化学毒性,在环境中的监测工作极为重要.研究采用SERS技术，建立溶液中痕量UO22+的快速检测方法。SERS基底通过自组装法制备，首先，通过柠檬酸钠还原硝酸银制备粒径约为50nm银纳米粒子；然后将硅烷化的硅片浸泡于银纳米粒子中，通过静电相互作用使银纳米粒子组装到硅片表面。通过分析不同浓度的UO22+在基底上的拉曼光谱可知，O=U=O对称伸缩震动峰由871cm-l红移至720cm-l左右，表明UO22+与银纳米粒子存在相互作用；同时，UO22+在该基底上的拉曼信号有显著增大，检出限可达10-10g。该分析方法快速，基底易于制备，所需样品量少，对UO22+的检出限较低，未来有望应用于环境中铀酰离子以及其他锕酰离子的分析检测。
  • 摘要：钯的吸放氕、氘、氚的P-c等温线以及基于其给出的热力学参数的差异是钯的氢同位素效应具体体现.钯-氢体系的同位素效应的根源是同位素气相分子和溶解原子的零点能不同.表征氢同位素效应强弱的参量氢同位素分离因子定义为:平衡状态下,重核同位素在气固相中的含量比,除以轻核同位素在气固相中的含量比.Pd具有相当大的同位素效应(分离因子)，氢同位素分离因子随着温度的升高而减小，不同工作给出的氕氘分离因子差异较大。基于钯贮氢性能、氢同位素试验条件限制，钯的氢同位素分离因子研究工作主要集中在室温附近，较高温度(大于90℃)以及低温(小于0℃)的试验研究工作报道不多。基于海绵钯科研生产中实际应用，分析了-25℃-155℃范围内的海绵钯的氕氘分离因子。海绵钯为平均直径约为1μm的微小颗粒的团聚体(团聚体颗粒为40-60目)，比表面积约为0.2m2/g，海绵钯晶体结构为fcc结构。-25℃-155℃范围内，试验分析了不同氕氘相对丰度(氖丰度分别为5%、10%、30%、50%、70%、90% )、不同氢钯比(0.1,0.2,0.3,0.4,0.5,0.6)对氕氘分离因子的影响。研究表明，温度对氕氘分离因子影响较为明显，在氕氘相对丰度和氢钯原子比不变时，氕氘分离因子与温度呈反比关系。其次，氕氘分离因子与氢同位素丰度相关，其它条件不变时，氕氘分离因子随氘含量的增大而增大。同时，相同氘丰度与相同温度下，氕氘分离因子随氢钯原子比增大而有所增长。
  • 摘要：在参考了西马金等前期工作的基础上,对控制电位库仑法测定镎含量做了进一步的研究和适当的改进,采用氧化高银(AgO)作为氧化剂,将Np氧化到Np(Ⅵ),在室温下用氨基磺酸破坏过量的AgO,以黄金网作工作电极,饱和甘汞电极作参比电极,0.5mol/L H2SO4作支持电解液,控制还原电位0.665V,氧化电位1.025V,使镎在五价和六价之间氧化还原,从而使方法精密度进一步提高.通过使用氨基磺酸省略了在手套箱中加热破坏过量AgO的步骤，使操作既安全又节省时间。rn 为了确定最佳的样品前处理和检测条件，进行了大量的条件试验，最终确定了二氧化镎的溶解条件、镎的氧化条件、确定了介质的种类和酸度、测定了标准电极电位、确定了还原电位和氧化电位、消除了氧气和氟离子的影响、确定了氨基磺酸的用量、对二氧化镎中可能存在的杂质离子进行了干扰试验并确定影响，最终建立了控制电位库仑法测定二氧化镎产品中的镎含量的分析方法，精密度令人满意，并对我国生产的二氧化镎产品中的镎含量进行了测定，镎含量在1-3毫克范围内，测定的相对标准偏差均在0.12%以内。该方法的建立，可以用于二氧化镎中镎含量的测定，能够满足后处理产品分析的要求，方法可靠。
  • 摘要：熔盐堆的研发和运行会产生各种类型的含氟放射性废物,尤其燃料盐处理后会留下中高放废物,这些废物很多以放射性粉末、固体残渣、废液等分散或流动形态存在.放射性废物管理要求将它们转化成稳定的废物形态,避免或减少在废物储存、转运和处置过程中放射性核素迁移或弥散的可能.本文提出利用氟磷灰石玻璃陶瓷固化处理熔盐堆含氟放射性废物的研究方案。磷灰石Ca5(PO4)3(OH,F,O)组分存在广泛的类质现象，其中的Ca能够被U、Th、Ce、La、Eu、Gd、Sr等多种元素取代，对放射性核素有较高的承载能力，而且磷灰石结构中含有氟，能够固化熔盐堆废物中的氟化物。研究采用了两种技术路线来获得氟磷灰石矿相，实现含氟放射性废物在其中的固定。路线一是直接用多组分磷酸盐玻璃固化模拟熔盐堆废物，获得基础玻璃固化体，再通过热处理获得氟磷灰石玻璃陶瓷固化体;路线二在方案设计上突破了单一固化体基质的局限，提出了磷酸盐玻璃包裹氟磷灰石陶瓷固化体的思路，熔盐堆模拟废物首先与磷酸钙高温烧结，合成氟磷灰石陶瓷粉末，然后与多组分磷酸盐玻璃原料一起高温熔融，生成磷酸盐玻璃包裹的氟磷灰石固化体，从而最大限度地提高固化体对放射性元素和氟离子的包裹率。在获得氟磷灰石玻璃陶瓷固化体后，本研究将通过对固化体结构、稳定性等性质的一系列分析表征与评估，验证方案的可行性，进而对氟磷灰石矿相形成机理、材料组分对包裹率和性能的影响、固化体稳定性与核素浸出迁移机制等科学问题展开讨论。本研究是以钍基熔盐核能系统的发展为背景，提出了一种解决熔盐堆特有的“含氟放射性废物”磷酸盐玻璃陶瓷固化处理方法，并开展该方法的基础科学研究。本实验完成了熔盐堆废物磷酸盐玻璃陶瓷固化的初步探索，并尝试阐明氟磷灰石固化体制备与性能改善研究中存在的相关科学问题。该课题对熔盐反应堆产生的放射性废物的科学处理与安全处置具有重大意义，关系熔盐堆核能系统的长期可持续发展。本课题的开展有望回答与解决当前TMSR热基地放射性三废系统设计中放射性氟化物废物的处理处置问题，完善熔盐堆废物管理整体解决方案。
  • 摘要：放射性废水的排放会对水体生态系统产生严重危害,并通过食物链影响人类健康,因此受到全世界的广泛关注.60Co半衰期较长,毒性大,同时会发射高能γ射线,是放射性废物管理中关注的关键核素.为了减小人类健康风险及保护环境,有必要研究去除水中的放射性核素60Co.本文采用化学双交联方法制备了壳聚糖-沸石复合材料，并应用傅里叶红外光谱分析、比表面积及平均孔径分析和热重分析等手段对其进行了表征。同时采用静态批式法研究了壳聚糖-沸石复合材料对水中放射性核素60Co的吸附性能。由于稳定核素与放射性核素化学性质相近，故实验中使用稳定核素Co替代放射性核素60Co。实验考虑了接触时间、pH值、背景离子强度、吸附剂浓度、温度等因素对放射性核素60Co在壳聚糖-沸石复合材料上吸附的影响。
  • 摘要：碘是核电站动力堆乏燃料中重要的裂片元素之一。新出堆乏燃料中碘元素除了含有稳定同位素碘-127,约占碘元素总量的20-25％,还有碘-129、碘-131、碘-133、碘-135、碘-132以及含量极低的碘-128、碘-130、碘-134等同位素.对经数年冷却的乏燃料进行后处理，采取措施在后处理溶剂萃取过程前将碘-129驱赶出来，避免碘进入后续工艺引起溶剂劣化、有机碘生成、铀怀产品尾端碘放射性过高等问题。驱赶出来的碘-129进入废气，通过洗涤、载银吸附剂吸附处理。
  • 摘要：由于四烷基-3-氧杂-戊二酰胺类萃取剂(TROGA)具有只含C、H、O、N,不含S、P,能够完全燃烧,耐辐射,降解产物易洗涤等优点,在分离镧系、锕系元素中有较好的应用前景,但是Ln(Ⅲ)、An(Ⅲ)分离过程的基础研究还不是很清楚,为了准确了解其配位行为,用水溶性的四甲基-3-氧杂-戊二酰胺(TMOGA,L1)在均相体系中研究该类配体与Ln(Ⅲ)的配位化学.本工作以荧光光谱法对Sm(Ⅲ),Eu(Ⅲ),Tb(Ⅲ)与TMOGA配合物进行了光谱滴定研究。在所研究的体系中生成1:1,1:2,1:3的配合物。采用HypSpec软件拟合出在25.0士0.1℃时，1mol/l NaNO3(离子强度)下三种配合物的稳定常数。并用X-射线单晶衍射仪测定了配合物LnLⅠ(ClO4)3的晶体结构，结果表明Ln(Ⅲ)和3个LI配体中的9个氧原子配位，形成一个畸变的三帽三角棱柱(TCTP)，单斜晶系，C2/C空间群。为进一步了解溶剂萃取中TROGA类萃取剂的萃取行为，用时间分辨荧光仪测定Ln(Ⅲ)与二甲基-二辛基-3-氧杂-戊二酰胺(DMDOOGA，LⅡ)萃合物的荧光光谱与寿命，荧光光谱与水溶液中[LnLⅠ3]3+的拟合光谱相似，由此说明:Ln(Ⅲ)与DMDOOGA萃合物的结构类似于LnLⅠ33+,N03-保持1:3萃合物的电荷平衡。通过测定Eu(Ⅲ),Tb(Ⅲ)与DMDOOGA的荧光寿命而计算出的水分子数分别为0.55、-0.26，表明萃合物的第一配位层中没有水分子。
  • 摘要：详细研究了接触时间、酸度和温度对磷酸三异戊酯(TiAP)/正十二烷萃取钚(Ⅳ)的影响.研究获得以下结论:(1)TiAP与TBP对Pu(Ⅳ)的萃取性能相近,萃取平衡速度较快.(2)1-5mol/L硝酸体系中,随硝酸浓度的增加,磷酸三异戊酯/正十二烷萃取钚(Ⅳ)的分配比增加.5-8mol/L硝酸体系中,随硝酸浓度的增加,磷酸三异戊酯/正十二烷萃取钚(Ⅳ)的分配比降低.(3)20-60℃硝酸体系中，随温度的增加，磷酸三异戊酯/正十二烷萃取钚(Ⅳ)的分配比增加。
  • 摘要：沉淀浮选法是利用水中的金属离子与加入的化学试剂形成(共)沉淀物后被泡沫带出而实现净化水体的目的.相较于传统的重力沉降法,沉淀浮选法具有固液分离迅速,浓缩因子高等特点,且装置易于设计和放大、占地面积小、无转动部件、运行费用低,特别适于含微量锶、铯等放射性核素废水的处理.如日本福岛事故后,其堆芯的循环冷却系统就采用了沉淀浮选+吸附柱吸附的组合方法去除循环水中的铯-137.通过改变Ni(NO3)2与K4Fe(CN)6加入比例，使溶液中生成K1.33Ni1.33Fe(CN)6沉淀物，而水中的铯离子则通过与沉淀物中的K+离子发生交换作用而被共沉淀。在浮选过程中，共沉淀物粘附于气泡的表面，由于形成的气泡／颗粒复合体的表观密度小于水的密度而上浮至水面，实现沉淀物等固体颗粒与液相主体的分离,实验中考察了模拟水样初始pH值、沉淀剂浓度、高压溶气水流量、表面活性剂浓度等对铯离子去除效果的影响。实验结果表明：采用沉淀浮选法处理含铯废水的方法可行，当pH值为9，亚铁氰化钾的浓度为33mg/L，高压溶气水流速为80L/h，表面活性剂浓度为2lOmg/L时，最佳去除率可达99%以上.
  • 摘要：日本标准时间2011年3月11日14时46分,日本东北地方太平洋冲区域发生地震,震级9.0级,地震引发严重海啸.该区域内的福岛第一核电厂受此影响引发了严重的核事故.依据处理法规，日本政府根据被污染地区的放射性浓度高低，将福岛周边的区域分为“去污重点区”和“污染重点调查区域”。去污重点区指距离福岛核电厂半径小于20km，且在事故发生后第一年内年累计剂量大约20mSv/a，这些地区由日本政府负责对其开展修复治理工作;污染重点调查区域指空气剂量率大于0.23μSv/h，此部分将开展长期的修复工作，且由各个市自己进行。许多试点试验在福岛事故发生后的当年即已开展。其中日本原子力开发研究机构(JAEA)在疏散地区选取了两个室外点开展了小型试验，用以评估不用去污方法对表面去除放射性的优劣(如街道、屋顶、墙面和草坪等)。随后验证了疏散地区大面积去除放射性污染的可行性，评估了这些措施的有效性及减少环境γ空气吸收剂量率的性能，并探讨了去除方法对工人的辐照以及废物管理等。重点去污区域的去污修复工作主要由日本政府负责进行，而重点去污区域的调查主要由各个地方政府负责进行。福岛事故发生后，最初进行事故后的恢复规划与行动，难免有仓促和考虑不周之处，导致大量的放射性废物的产生。我国应该引以为戒，进行事故前的应急规划，尽快能的减少放射性废物量的产生。此外，还应制定严重事故后环境放射性废物处理的国家战略，以防万一发生事故，即可有效全面地实施去污计划。
  • 摘要：美国能源部分别于2014年5月和10月发布了《为支持全面国家核燃料循环战略目的评价库存乏燃料和高放废物的永久性地质处置方案》和《能源部管理的高放废物和乏燃料处置方案评估》的报告.报告在前期蓝带委员会对有关废物问题报告的基础上,根据高放废物和乏燃料的特点,分别对通用处置库、矿井式处置库和深层钻孔等处置方案进行评估,得出处置的阶段性基本策略，结合我国高放废物和乏燃料现状和未来发展趋势，提出处置策略建议，为下一步工作提供参考。
  • 摘要：钛酸纳是一类具有层状结构的离子交换剂,其层间的纳离子能够在中性或者碱性条件下与锶离子进行交换,因此被广泛应用于放射性废水中锶的去除.本论文利用水热法和溶胶-凝胶法,构建了一种具有核壳结构的四氧化三铁/钛酸纳纳米纤维的磁性复合材料.并利用TEM,SEM和EDS对其结构和形貌进行表征。由于表面功能化的钛酸纳纤维对Sr2+具有很高的离子交换容量和选择性，因此制备的复合材料对锶表现出很高的去除率。通过研究接触时间和Sr2+的浓度对交换量的影响，结果发现其与锶的交换速度很快，能够在30分钟之内达到平衡，其交换容量约为37.1mg/g。通过XPS对吸附前后的材料进行表征以及监测吸附前后溶液中离子浓度的变化(主要是Sr2+和Na+)，提出了一种可能的吸附机理。此外，被交换上去的锶能够用5%的EDTA(Na)溶液快速的洗脱下来，从而有利于放射性废物的减容。
  • 摘要：核燃料循环的各个环节均会产生低放废水,如铀转化纯化产生的含铀含氟低放废水、核电站的含硼酸低放废水、核燃料后处理厂的各类复杂低放废水以及军用核材料生产过程中产生的高含盐量低放废水等等.为了保护环境和人类健康,这些废水必须经过安全、经济和有效的处理处置,目前此类废水虽得到较为有效的处理处置,但仍存在处理工艺流程复杂、效率低、成本高等问题.膜蒸馏是一种新型的热驱动膜分离技术，能使可挥发性分子在膜两侧压力梯度的作用下穿过膜孔迁移至膜外侧并冷凝下来，具有结构简单、操作方便、适应性强、能处理高含盐量废水等特点。本文主要针对膜蒸馏技术在不同低放水处理领域的研究情况进行归纳总结，并结合该技术自身特点以及不同低放射性废水处理技术研究应用现状，在低放废水处理流程组合优化、高效商业膜研发等方面对膜蒸馏技术在低放废水处理领域的应用前景进行展望。
  • 摘要：本文主要研究了将亚磷酸三乙酯负载在介孔二氧化硅分子筛材料(MCM-41,SBA-15)上,然后经过真空干燥得到改性介孔二氧化硅分子筛材料,同时利用红外光谱(IR)分析法,X-射线粉末衍射(XRD),比表面积(BET)分析法,元素分析和固体核磁等表征手段对合成的改性介孔二氧化硅材料进行了表征。分析表明改性介孔二氧化硅材料不仅保留了亚磷酸三乙酯的基本结构，而且还保留了介孔二氧化硅材料的孔道结构，由此表明成功合成了改性介孔二氧化硅材料。在改性介孔二氧化硅材料对U(Ⅵ)吸附的探究实验中，温度保持在25℃，分别从固液比，pH，离子强度和平衡时间四个方面探索了改性介孔二氧化硅材料对U(Ⅵ)吸附的影响，同时，也做了在25℃，45℃和65℃条件下的三条吸附等温线。
  • 摘要：通过传统的脲醛树脂合成方法的改良,得到在"加热-冷却"条件下能够可逆性"溶解-沉淀"的温度敏感型脲醛(Temperature Sensitive Urea Formaldehyde,缩写为"TSUF")树脂,并通过静态吸附实验研究了TSUF树脂对钍(Ⅳ)离子的吸附行为,主要考察了酸度(pH)、振荡时间(t)、初始浓度(C)、温度(T)对TSUF树脂吸附性能的影响.实验结果表明:吸附最佳pH为4.5，振荡6h达到吸附平衡，实际最大吸附容量为17.83mg/g,且钍(Ⅳ)离子在TSUF树脂上的吸附动力学服从拟二级动力学模型，吸附等温线可用Langmuir方程描述，吸附是自发的吸热过程。TSUF树脂经三次“吸附-萃取-再生”的循环操作，吸附容量仍达15.44mg/g。以上结果说明TSUF树脂对钍(Ⅳ)离子具有很强的吸附能力，且具备很好的重复利用性，是一种用于放射性元素富集的具有潜在应用价值的吸附材料。
  • 摘要：核电厂流出物排放控制是控制核电厂对公众照射的直接手段,核电厂流出物监测是流出物排放控制的重要组成部分.通过对核电厂流出物监测,以判明流出物中的放射性物质的数量,与管理限值或运行限值进行比较,并为应用适当的环境模式评价环境质量、估算公众所受的剂量提供源项数据和资料.美国、法国、德国、日本和国内核电厂液态流出物的取样监测方案对比，美国、日本和德国的相关规定认为，液态流出物的核素的活度浓度若低于探测限，则不计算在排放量中。我国核电厂根据GB6249-2011规定，对于低于探测限的监测结果在排放量统计时按探测限的二分之一取值进行。流出物监测结果是环境影响现状评价的源项数据，是制定环境监测方案的依据，我国核电厂液态流出物取样监测方案是符合国家审管要求的。但是，与其他国家相比，我国核电厂的液态流出物取样监测方案仍具有改进的空间。
  • 摘要：位于法国东部(Meuse/Haute-Mame地区)地下400-600米深处的沉积粘土岩层称为Callovo-Oxfordian地质层(COx).自1991年起,法国国家放射性废物管理机构(Andra)开始研究在COx中建立核废物处置库的可行性.目前,研究者考虑采用"加和法"来预测放射性核素在COx上的吸附作用,即将放射性核素在某种矿物混合物上的吸附看作是放射性核素在该矿物混合物的各单一组分上的吸附之和.伊利石蒙脱石间层矿物(interstratified illite/smectite(I/S))作为COx的主要组分之一,由于缺少相应的吸附数据及模型,其在吸附建模中该被如何考虑成为了一个亟待解决的问题.一些关于阳离子交换作用的吸附研究表明，I/S可看作是伊利石和蒙脱石的简单混合物。这是由于：①Cs(I)在I/S上的吸附可以通过结合Cs(I)-伊利石的和Cs(I)-蒙脱石的吸附模型得到定量解释；②I/S的阳离子交换容量(cation exchangecapacity(CEC))可以根据伊利石的CEC、蒙脱石的CEC以及它们在I/S中的含量推算得到。然而，现有数据库中伊利石和蒙脱石上的阳离子交换反应的选择性系数很接近，这一结论无法得到进一步证实。为更好地回答这一问题，运用分子动力学模拟来研究伊利石、蒙脱石以及I/S表面的阳离子交换反应。通过分析运动轨迹比较了阳离子在三种矿物表面的微观吸附特性，例如最适的吸附位点以及最稳定的相互距离等；通过平均力势计算(potential of mean force(PMF)calculation)得出了吸附反应的自由能。这些结果有助于定量定性地回答如何考虑I/S的问题。

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