活性炭纤维在低温下对Kr的静态吸附

研究了粘胶基活性炭纤维(Viscose basedACF,VACF)、沥青基活性炭纤维(Pitch basedACF,PACF)和颗粒活性炭(Grainactivatedcarbon,GAC)在201K时对Kr的静态吸附等温线和吸附速度,并与同样条件下VACF对Xe的吸附进行了比较。结果表明:在201K条件下,VACF对Kr,Xe具有基本相同的平衡吸附容量,但VACF对Kr的吸附速度要大于对Xe的吸附速度。

用γ能谱法破坏性测定秦山核电站考验元件燃耗

秦山核电站是我国第一座自行设计,自己建造的核电站。其燃料组件是压水堆释放能量的核心部件。它要在高温、高压、含硼水、高中子通量密度以及腐蚀、冲刷、振动等恶劣条件下长期工作,燃料组件的性能直接关系到核电站的可靠性、经济性、先进性。为获得燃料元件的各种性能同燃耗的关系并为物理计算提供检验数据,将其组件按设计要求进行辐照考验。

10MW高温气冷堆的燃耗测量研究

10MW高温气冷堆的燃耗测量系统是采用非破坏性高纯锗γ谱仪在线监测来确定燃耗值,利用MCNP4A程序对测量系统的衰减因子进行计算,基于核燃料裂变核索的γ射线能谱分析,以137Cs和134Cs核素活度作为测量对象,并对燃耗测量结果进行讨论。

低水平^(90)Sr的分析方法研究进展

详细介绍和评述了环境和生物样品中低水平放射性核素90Sr的放射化学分析方法,从样品前处理、化学分离以及检测方法3个方面综述了国内外的标准方法以及最新研究进展情况。建议进一步完善我国标准方法,建立适应于核辐射事故应急情况下的快速分析方法。

^(90)Sr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^(90)Sr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^(90)Sr在SuperLig~620固相萃取颗粒上分配系数K_d的影响。在0.1mol/L HNO_3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^(137) Cs、^(239)Pu、^(90) Y,但可吸附^(133)Ba。通过调节解吸时柠檬酸铵的浓度,可排除^(133)Ba对^(90) Sr分离的干扰。研究了SuperLig~620色层柱分离水中^(90)Sr的方法,将样品调节至0.1mol/L HNO_3上柱,首先用10V_c(柱体积V_c=0.1mL)0.1mol/L HNO_3洗涤杂质,然后依次用9V_c0.1mol/L柠檬酸铵、13V_c1.8mol/L柠檬酸铵解吸^(90)Sr、^(133)Ba。该流程对^(90)Sr的回收率大于99%,对主要干扰核素的去污因子大于3×10~3,适用于环境水中^(90)Sr的分析。

SuperLig^®620用于水中^(90)Sr含量的监测方法研究

为实现水中^(90)Sr的连续监测,利用SuperLig~?620固相萃取颗粒从水中选择性分离和富集^(90)Sr,并通过塑料闪烁体测量SuperLig~?620色层柱上^(90)Sr的含量。研究了0.2mg/L Sr-0.01mol/L HNO_3介质下,^(90)Sr在SuperLig~?620色层柱上的动态平衡。结果表明,吸附平衡时^(90)Sr在两相间的浓度呈正比,因此通过测量柱上^(90)Sr的含量可得到水中^(90)Sr的浓度。所建立的方法对^(90)Sr的探测效率和最小可探测活度分别为21.3%和2.6Bq/L,对某低放废水中^(90)Sr的分析误差小于20%。

燃耗信用的应用及核实燃耗的测量技术

叙述了燃耗信用应用中影响临界安全的因素、实现临界控制的条件、预言临界安全的计算方法、容器的设计和容器装载曲线的建立，分析了燃耗信用应用中碰到的一些问题及燃耗信用的操作中最容易出现的错误。介绍了对测量技术的要求及最适合的测量方法。

压水堆核燃料循环情景模式初步研究

根据我国核电发展现状和中长期发展规划及中长期(2030、2050)发展战略研究,假设2050年前我国压水堆核电发展规模,基于压水堆乏燃料后处理,回收的钚做成MOX燃料放入压水堆中使用,MOX燃料只使用1次的循环模式,进行核能发展情景研究。基于压水堆可装载30%比例MOX燃料的已有研究结果,考虑我国主要的两种压水堆堆型M310和AP1000,进行压水堆核燃料循环分析。利用核能发展情景动态分析程序DESAE-2,给出了不同情景模式下天然铀需求量、乏燃料累计量等。结果表明:至2050年,B1和B2模式较A模式分别节省天然铀4.1万t和2.9万t。

三种铀靶中裂变气体产物氪、氙的释放

选用溶液蒸干靶、粉状靶和块状靶等三种铀靶作为研究对象,初步研究了三种靶中气体裂变产物氪、氙的释放率。在西安脉冲堆辐照三种铀靶后,分别在常压循环和吸附真空两种释放模式下释放裂变气体产物氪、氙。采用间接法测定各气体产物的释放率。由固体裂变产物得到的总裂变数计算各气体裂变产物的总核数,由释放的气体裂变产物实测释放的产物总核数,以上两值之比表征释放率。结果表明:气体裂变产物释放率在三种铀靶中差异较大,在块状靶中最低,说明氪、氙的释放率与靶件的化学形态密切相关,氪、氙产物独立产额的大小也是决定释放率的重要因素。

环境水体中^(90)Sr和^(137)Cs的监测方法

以国家标准为基础,对环境水体中^(90)Sr和^(137)Cs的监测方法进行了技术改进:增大采样量(50~100L),选择高效沉淀剂和低水平探测器。采用改进后的方法测定了50~100L水中^(90)Sr和^(137)Cs,结果显示:^(90)Sr和^(137)Cs的浓集效率分别为(91.3±2.8)%和(97.2±1.4)%;^(90)Sr的全程回收率为81.5%±2.8%;^(90)Sr和^(137)Cs的探测下限分别为8.6×10^(-4) Bq/L和9.8×10^(-4) Bq/L。50L水中^(90)Sr的比对结果显示,4家实验室测定值与标称值的相对偏差均小于11%。以上结果表明,该方法适用于环境水中微量^(90)Sr和^(137)Cs的监测,可满足环境本底调查和环境监测的要求。

同位素稀释-多接收电感耦合等离子体质谱测量裂变产物^148Nd

采用多接收电感耦合等离子体质谱(MC-ICPMS),用同位素稀释法测量了反应堆辐照后核燃料中的裂变产物148Nd。通过2个标准物质对仪器的稳定性进行检验,得到仪器的2个校正系数K值相差十万分之一。以高纯天然钕为基准稀释剂,用同位素稀释质谱标定浓缩144Nd试剂的质量分数,然后以它作为稀释剂,测量裂变产物148Nd的同位素丰度和质量分数。结果表明,148Nd丰度为0.0887±0.0012,148Nd质量分数为(4.65±0.04)ng/g。

Purex流程裂变产物元素化学研究

从性质、状态和行为等方面详细地叙述了裂变产物钌、锆和铌的过程化学。对钼和锝也作了评论。提出了一些相应的研究课题。

极强中子场中(n,2n)反应对235U裂变产额的影响

为研究极强中子场条件下,裂变产物因发生(n,2n)反应导致的裂变产额变化,本文建立了一个简化的强中子场模型,计算了(n,2n)反应引起147和99质量链产额的变化。结果表明,极强中子场条件下,(n,2n)反应引起147和99质量链裂变产额的变化率分别为-1%和0.4%。

裂变产物分析的进展

裂变产物的分析在80年代的10年中取得了显著进展。裂变产物的现场测量和废物包装件的整体测量方法已被建立,以满足放射性废物处理和处置工作的需要。活化分析以及非放射的仪器分析方法被用来测量长寿命裂变产物核素,其分析灵敏度优于传统的放化分析法。契连可夫计数技术以及快速放化分析方面也有新的工作发表。本文从方法学角度对这些进展进行了综述。

CELL/CPL493程序系统对HFETR的燃耗跟踪分析

简要介绍了自行研制的CELL/CPL493程序系统的理论方法。利用CELL/CPL493程序系统对高通量工程试验堆(HFETR)进行了多炉次燃耗跟踪分析,给出了冷态和热态临界棒位计算值与实测值的比较。结果表明,keff的最大偏差在1%之内,验证了该程序的可靠性以及计算模型和参数处理方法的合理性。

动力堆辐照元件中燃耗测定和^(149)Sm,^(150)Sm含量,^(154)Eu/^(155)Eu,^(154)Eu/^(152)Eu比值与燃耗的关系

本文用同位素稀释质谱法,以^(148)Nd为燃耗监测体对某动力堆元件的燃耗进行了测定。还测定了裂变产物中的高中子毒物^(149)Sm的含量。对^(150)Sm的含量测定结果表明,它能反映出核燃料燃烧的程度,为一直线关系。γ谱法测得的^(154)Eu/^(155)Eu比值和燃耗呈曲线关系。

PUREX流程还原性介质中99Tc的测量

提出了一种从PUREX流程还原性介质(以1BP料液为例)中分析测量99Tc的方法,分析过程包括钚的萃取分离、锝的氧化、定量萃取及液闪法测量。首先将样品中钚调为+4价,用1-苯基-3-甲基-4-苯甲酰基吡唑酮-5(PMBP)将钚快速萃取分离;然后用重铬酸钾在50℃条件下将锝氧化为+7价,并将样品调为碱性后,用2,4,6-三甲基吡啶在碱性介质中定量萃取,用液闪法进行有机相中Tc浓度的测量。采用该方法,可在20min内完成PUREX流程还原介质中锝的分析,相对标准偏差为0.6%(n=3)。

钡的同位素质谱分析

实现了亚微克量级钡的热表面电离质谱(TIMS)测量。铼带经除钡处理后,用磷酸作发射剂和稳定剂,提高了钡的采集率、离子流幅度和稳定度,当138Ba的离子流为(1～3)×10-12A时,137Ba与138Ba的同位素丰度比值的相对标准偏差可达到0 02%。实验还表明钡同位素分析中的分馏效应不明显。

高通量工程试验堆燃料元件进一步加深燃耗研究

本文通过三维细网程序对所选择的高通量工程试验堆（ＨＦＥＴＲ）参考堆芯作了三维计算，通过已知的实验结果论证了计算结果的准确性，从物理计算分析角度看，ＨＦＥＴＲ元件在不超过最大点燃耗为６７％这个限制值的提前下，盒平均燃耗限值可以由４５％提高到５０％，同时元件的安全性能不变。本文还探讨了进一步加深ＨＦＥＴＲ元件燃耗后带来的巨大效益。

核动力堆辐照燃料燃耗的辐照史校正方法

燃耗值的计算可由裂变产物监测体１３７Ｃｓ、１４８Ｎｄ浓度实测值推算得出。在计算中需要裂变产物的平均裂变产额、（ｎ，γ）反应的修正量、放射性裂变产物堆内衰变修正量和可裂变核素的平均裂变能量等。以上参数均与燃料的辐照历史紧密关联。本工作概述了这些参数的１种计算方法、计算机程序，并给出了计算结果。