未知钍-铀比的误差分析

研究了在任意Th、U含量和Th-U比覆盖整个范围(即0≤Th/U≤∝)时总α计数率对年剂量的转换因子及其误差。结果表明,当不测定Th-U比而只测量总α计数率时,最终引起的年龄误差对0≤Th/U≤∝来说为±5.1％-±8.3％,对1.1≤Th/U≤9.5来说只有±2.5％％-±4.1％。

独居石的电子探针钍-铀-铅化学测年

基于独居石富含Th、U、Pb,且具有非放射性铅的含量通常可忽略不计以及不易发生放射性铅的丢失的特点,为电子探针技术进行化学测年提供了重要的前提条件。通过对已知年龄的独居石标样以及新疆土屋-延东铜矿床的一个独居石样品进行电子探针测年分析,分析结果与标样的年龄标定值及样品年龄的推测值相吻合,表明独居石Th-U-TPb电子探针化学测年技术是一种可靠有效的测年方法。

压水堆内钍-铀增殖循环研究——乏燃料特性分析

利用ORIGEN-S程序对压水堆钍基乏燃料的特性进行分析,揭示了钍基乏燃料在放射性毒性、衰变热、γ射线等方面的特性,相关结果可为钍基乏燃料的贮存、后处理和地质处置提供必要的参考。研究的乏燃料是压水堆内钍-铀增殖循环堆芯设计方案中的4种,包括UOX(铀氧化物)、MOX(钚铀混合氧化物)、PuThOX(钚钍混合氧化物)和U3ThOX(工业级233 U-钍混合氧化物)。研究结果表明:1)由于超铀核素的含量极低,在卸料后1 000年内,U3ThOX的放射性毒性显著低于超铀核素含量高的乏燃料;2)由于232 U衰变链中208 Tl的贡献,钍基乏燃料中2.6MeV能量附近的γ射线强度明显高于铀基乏燃料,而这一能量附近的γ射线强度在卸料后约10年达到局部峰值,所以,钍基乏燃料的后处理最好避开此时间。

国外电子探针铀-钍-铅定年方法及其在构造分析中的应用前景

对电子探针U-Th-Pb定年方法的基本原理、样品的制备和分析、年龄计算方法和误差分析进行了较系统的介绍,并对电子探针定年在构造分析中的应用前景作了展望。电子探针定年方法适用于经历了包括流体作用和重结晶作用变质事件的单一和复杂成因的独居石、锆石矿物,不仅是一个评价变质和变形时间的有效普查工具,而且它的原位性和高分辨能够用来制约构造变形和变质作用过程的绝对时间和速率,在构造分析中具有广阔的应用前景。

压水堆内钍-铀增殖循环研究——堆芯设计

在全UOX(铀氧化物)堆芯平衡循环的基础上,研究了UOX/PuThOX(钚钍混合氧化物)混合堆芯和UOX/U3ThOX(工业级233 U-钍混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案设计,实现了钍-铀增殖循环。U3ThOX燃料组件在堆内停留6个燃料循环,平均循环长度较参考的全UOX堆芯增加5EFPD;U3ThOX燃料组件卸料后冷却1年时易裂变核素存量较装料时增加了7%。为比较分析,设计了UOX/MOX(钚铀混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案。核特性分析结果表明:1)装载PuThOX燃料对堆芯核特性产生的影响与装载MOX燃料类似,硼微分价值和控制棒价值减小、临界硼浓度变大、慢化剂温度系数更负、停堆裕量减小、多普勒亏损更大;2)UOX/U3ThOX混合堆芯和参考的全UOX堆芯具备相似的核特性。

压水堆中使用均匀混合型铀-钍燃料(UO_2+ThO_2)的堆芯物理特性研究

１引言随着核能的迅速发展，唯一天然存在的可分裂同位素Ｕ－２３５正在现有的核电站中大量地消耗，而自然界中铀的储量又十分有限，故从长远观点看，必将对作为潜在核能源的钍－２３２尽早加以利用。通过对均匀混合型（ＵＯ２＋ＴｈＯ２）燃料组件，使用在压水堆堆芯中的...

柴北缘查查香卡铀-钍-铌-稀土矿床地质特征及矿床成因:一种与钠长岩相关的新矿化类型

青海查查香卡铀-钍-铌-稀土矿床位于柴达木盆地北缘的柴达木—阿尔金超高压变质杂岩带东端,是中国发现的首例与钠长细晶岩脉相关的铀-钍-铌-稀土多金属成矿系统。矿化主要分为两类:脉状矿化和微细浸染脉状矿化。脉状矿化即为钠长岩脉;微细浸染脉状矿化是以微细浸染细脉产于绿片岩围岩中的矿化类型。详细的矿物学工作研究表明查查香卡矿床可初步划分为岩浆、热液主成矿和成矿后3个阶段。岩浆阶段以发育"水滴状"铀-钍-铌矿物(晶质铀矿、铀钍矿、钍石、维铌钙矿等)包体为典型特征,产于最主要的造岩矿物钠长石中;热液主成矿阶段主要以稀土矿化为主,伴随铌和钍矿化作用,矿石矿物包括褐帘石、氟碳铈矿、钍石、含铌榍石(?)、锆石等,与磷灰石、方解石、绿泥石、石英等中低温脉石矿物普遍共生;成矿后阶段以广泛出现的方解石±石英网脉为特征。通过矿物学研究和主微量元素数据的综合分析,初步认为钠长岩脉为岩浆-热液成因,源于富含稀土和铌等成矿元素的富集地幔部分熔融岩浆的演化;岩浆成矿作用过程中可能经历了硅酸盐熔体与碳酸盐/磷酸盐熔/流体的分离作用,但本矿床更为重要的成矿元素富集机制为硅酸盐熔体与富氯岩浆热液流体的不混溶作用,后者引发本矿床大规模的稀土成矿作用,并活化和再富集了铌和钍。钠长岩脉特征的红色形貌特征可作为此类矿床一个重要的野外找矿特征,根据类似成矿系统的成矿模式,认为矿床深部及外围隐伏区仍有较大的成矿潜力。

CANDU堆中铀-钍自持循环的研究

研究了在重水反应堆CANDU中实现U-Th燃料自持循环的可行性。研究结果表明,采用外圈为高233U浓度的钍基燃料,内三圈为低233U浓度的钍基燃料方案,就可以实现在CANDU功率堆中U-Th的自持循环。

CANDU堆内钍-铀增殖循环初步研究

本文首先从中子动力学理论出发，给出了在CANDU堆内实现钍一铀增殖循环的基本条件。随后，分析了不同的初始^233U含量和不同的功率水平下，反应性和易裂变核素含量随燃耗的变化过程。初始瑚U的获取则使用了直接自身再循环的方法。基于以上分析和结果。本文最后给出了CANDU堆内实现钍一铀增殖循环的技术路线。该技术路线是后续重水堆钍一铀循环研究工作的重要基础。

CANDU-6型重水堆钍-铀燃料循环的技术经济性分析

文章在已有的大量关于CANDU型重水堆应用钍基燃料循环体系的研究基础上,提炼出几种技术上较为可行的方案,并利用改进的九因子公式对各方案进行简单的经济性计算及敏感性分析。通过比较各种技术方案的平准化发电成本,提出对秦山三厂两座重水堆发电站引入钍基燃料循环体系,在有效控制发电成本的基础上解决天然铀资源短缺问题的方案和建议。

使用均匀混合型燃料组件的压水堆钍-铀增殖循环研究

为提升压水堆燃料利用率,设计了一种包含适量232 Th和233 U的均匀混合型燃料组件。对该型燃料组件的核特性分析表明,其具备随燃耗增加kinf下降更缓慢的特性,有利于堆芯获得更长的循环长度。以岭澳核电厂一号机组为例,对包含均匀混合型含钍燃料组件的堆芯进行了分析,结果表明,当前压水堆中采用均匀混合型含钍燃料组件是可行的,并且具备235 U利用率高、堆芯循环长度长的优势。

用缓发裂变中子计数技术评价铀和铀-钍混合物的分析结果

本文叙述了基于原子核研究中心(NRC)研究反应堆中子通量短时间照射后的缓发裂变中子计数技术,同时测定铀扣混合铀-钍的方法。在过去几年中,在一个5MW游泳池NRC研究反应堆中安装了一个自动装置。新的分析器提供了分析测量铀和钍浓度的可能性。为了同IAEA给出的保证值相比较,研究了国际原子能机构(IAEA)的几个矿石标准样品结果。在这些测量标定曲线中制备了10-2 000mg重量范围的U和Th样品。然后将一组上述样品用镉和无镉封装在功率为1MW,通量为0.8×10^(13)(中子/cm^2)/s条件下照射。

压水堆中使用分立型铀、钍燃料组件的堆芯物理特性研究

通过对分立型铀、钍燃料组件 ,使用在秦山 30 0MW电功率压水堆核电厂中堆芯物理特性的探讨 ,寻找2 3 2 Th在PWR中可能利用的途径。为此 ,特采用铀、钍燃料组件分立的双进料系统的装卸料方法 ,其堆芯寿期分别为铀组件 3个循环 ;钍组件 1 0个循环。并以秦山核电厂为参考电厂 ,进行了 1 0个循环的燃耗计算 ,每一循环装料时均有 4个钍组件进堆。计算结果表明 :到第 1 0循环寿期末 ,堆芯中 40个钍组件所含的2 3 3 U总量已达到 2 1 2 6kg ,可直接参与堆芯的链式反应 ,从而达到利用2 3 2 Th的目的。并可同全铀组件堆芯比较中看出 ,分立型铀、钍组件混装堆芯每一循环 (第 1 0循环后 )可少装 2 0 0多kg2 3 5U ,这样就为钍 铀燃料循环展示了光明的前景。当然如果要达到实际应用 。

钍－铀栅零功率堆临界实验（Ⅱ）及中子通量分布

在中国科学院上海原子核研究所零功率装置上完成了钍－铀栅分列元件的临界实验和中子通量分布测量。使用了直径８ｍｍ、加浓度３％的低浓铀燃料元件和同样直径的四氟化钍棒。实验数据与理论计算值符合较好。

伽马能谱测井在罗辛铀矿勘查中的应用研究

纳米比亚罗辛铀矿床属于白岗岩铀-钍混合型矿床。在一定量矿心分析数据对比基础上,一直沿用γ测井解释结果作为铀资源储量估算的基础数据。针对该伽马测井结果,要经过各种校正,尤其是钍作为一种“干扰”的不可忽视的因素。大量(岩)矿心分析历史数据表明,罗辛铀矿床Th/U比随着矿体走向、倾向以及深度、蚀变、岩性的变化而变化;通过数理统计分析矿心Th/U比采用常数法或者函数拟合方法用于γ测井的钍修正。但利用伽马能谱测井方法可直接获取矿(化)段的铀、钍元素含量。从仪器、数据采集、误差分析、伽马能谱测井解释铀含量与钍修正后γ测井解释铀含量,以及与矿心分析元素含量对比等几方面进行论述,验证该方法的可靠性和可信度。结果表明,伽马能谱测井是一种快速、有效的测井方法,尤其适用于热液型铀矿勘查。

用于钍—铀燃料后处理萃取工艺中的添加剂研究

研究了添加剂在Thorex流程中的去污作用。肼、EDTA等添加剂能显著提高对Ru-Rh、Zr-Nb等裂变产物的去污。为设计高去污酸式进料Thorex流程提供了依据。

一种钍基长寿命反应堆堆芯的物理设计

长寿命反应堆的设计要求主要是高燃耗深度和满功率自然循环能力,既要提高堆芯的转换比以获得最小的反应性随燃耗变动,又要充分考虑热工方面自然循环的要求,在一般基于铀钚燃料的长寿命反应堆设计中很难做到两全齐美。本文提出了一种基于乏燃料钚-钍燃料、铅铋合金冷却剂的长寿命堆设计方案,充分利用钍铀燃料在快中子条件下优越的核性能,完成了详细的概念设计并使用MCBurn程序分析其各项属性。

β-亚磺酰基-N,N-二正丁基丙酰胺的合成研究

利用过氧化氢氧化 β 硫烷基 N ,N 二正丁基丙酰胺合成了 6个未见文献报道的 β 亚磺酰基 N ,N 二正丁基丙酰胺 ,并对产物进行了红外、氢核磁、质谱和元素分析等表征 .最后用 β 亚磺酰基 N ,N

西秦岭拉尔玛卡林型金矿床的U-Th-Pb年代学与Pb同位素地球化学研究

拉尔玛金矿床及其附近铀矿床的U-Th-Pb年龄、载金石英40Ar/39Ar年龄和其它同位素年龄表明,金铀成矿热液活动有两个阶段:第一阶段>137Ma;第二阶段41～60Ma,为金矿化主期,具有卡林型金矿床后生成矿的特征。Ph同位素组成显示矿区存在5个铅源,即含矿地层沉积岩(非铀矿化正常Pb)、中生代岩浆岩(正常Pb)以及三种铀矿石(高Pb同位素比值异常Pb)。金矿床内沉积岩、长英质脉岩及蚀变矿物具有至少三端员或四端员Pb同位素混合组分。成矿热液的Pb同位素组成受控于非铀矿化沉积岩、铀矿石和长英质脉岩以及水/岩反应。成矿物质主要来源于太阳顶群及邻近的铀矿化岩石。

钍基熔盐堆燃料循环与启动策略研究

研究了熔盐燃料在堆内外循环以及考虑特殊核素的添加、提取等在线处理过程的熔盐堆燃耗计算模型,在多功能组件计算程序SONG的基础上开发了相应的燃料循环计算功能并进行了初步验证。在此基础上,分别针对氧化铍慢化的热谱熔盐堆和无慢化的快谱熔盐堆进行计算,并根据堆芯反应性长期稳定的基本要求,分析了利用233 U和工业Pu启动熔盐堆时配套的在线处理方案以及相应的易裂变核添加要求。通过对核素添加、提取以及燃料内核密度的平衡计算,分析了不同的在线处理方案与启动策略对钍-铀燃料循环效率的影响,并据此提出了初步的熔盐堆燃料循环技术路线。结果表明:压水堆乏燃料提取的工业Pu较233 U更适宜用于钍铀燃料循环启动,因工业Pu启动的快谱熔盐堆的233 U产率明显高于233 U启动熔盐堆,而当有了足够的233 U积累后,233 U启动的热谱熔盐堆是更好的选择,因其燃料倍增时间更短且燃料初装量也小得多。