自辐射场下UO_3分子光谱研究

铀原子和氧原子分别使用相对论有效原子实势（Relativistic Effective Core Potential）和6-311＋G（d）基组,采用优选的密度泛函B3P86方法,研究了铀本身产生自辐射场（-0.005～0.005 a.u.）作用下UO_3基态分子的最高占据轨道（HOMO）能级EH、最低空轨道（LUMO）能级EL、能隙Eg、费米能级FL和谐振频率ν.结果表明：UO_3分子在自辐射场中的谐振频率ν2（b1）、ν3（a1）、ν4（a1）和ν6（b2）与实验值151.5 cm-1、186.2 cm-1、745.7cm-1和852.6 cm-1基本吻合.EH随自辐射场的增加而减少,EL随自辐射场的增加而增大,Eg始终处于增大的趋势,费米能级FL上升,占据轨道的电子难以被激发至空轨道而形成激发态,UO_3分子在自辐射场中更趋于稳定,可以阻止O_2、H2等扩散到表面内层而腐蚀铀表面,有利于了铀在自辐射场中抗腐蚀.

用远红外线干燥氧化铀凝胶球

研究了用远红外线干燥氧化铀凝胶球的各种影响因素，其中包括湿球（φ１．２ｍｍ）的铺放强度。空气的对流与增湿，温控程序等。目的是获得无破裂的干球，以奠定热处理的良好基础。结果表明：远红外箱内的热空气应当对流与增湿。在温控程序中对６Ｏ℃的恒温时间应≥２．５ｈ，在该条件下，湿球的铺放强度能达到３．８ｋｇ／ｍ２。还讨论了凝胶结构、脱水及干球破裂的机理。

分光光度法测定三氧化铀中微量溴

溴离子是核纯级铀产品生产中的主要质量控制指标之一，准确检测它的含量非常重要。三氧化铀样品用硝酸溶解后，以氯化银为载体与微量溴离子共沉淀，经离心分离，使之与大量铀和其他杂质元素分离，生成的溴化银用氢氧化钾和过氧化氢溶解，转化成可溶性的溴化物，以钼酸铵为催化剂，溴化物跟过量的溴酸钾反应放出溴单质，在叔丁醇介质中，溴与碱性品红显色，用分光光度法测定。实验结果表明，本方法具有高的灵敏度和低的检测下限，表观摩尔吸收系数κ＇为1．7×10^4L／（mol·cm），检出限为9μg／L，测定下限为0．13mg／L，测定溴离子的线性范围为0．2～1．6mg／L，线性相关系数为0．997，6次平行测定的相对标准偏差优于10％。加入4．00，8．00μg溴离子时的加标回收率为94％～103％。

30％TBP(煤油)/UO_2(NO_3)_2-HNO_3-H_2O分散体系电导的研究

在感兴趣的铀、酸浓度范围内,以水相为连续相,有机相为分散相的分散体系的电导主要受酸度、铀浓度、温度及有机相存留分数的影响;混合强度对电导影响很小。TBP-煤油溶液为非极性溶剂,即使萃入较高浓度的铀和酸,其电导的绝对值仍然很小。比同样铀、酸浓度的水溶液的电导小5个数量级。

活性UO_3制备技术研究

为提高UO_3活性、降低铀转化生产成本,以硝酸铀酰溶液为原料、丙烷燃烧产生的高温气体为热源,采用高压喷雾技术制备了高活性UO_3粉末。探讨了硝酸铀酰溶液中的铀浓度和反应温度对UO_3活性的影响,并分析了高压喷嘴结构对UO_3粉末粒度分布的影响。实验结果表明,在反应温度400℃、反应压力-100 Pa等控制条件下,采用雾化干燥技术制备的UO_3比表面积可达18 m^2/g,粉末粒径在15～50μm之间,说明制备的UO_3活性较好。其原因是高温高速气流与雾化液滴横向接触时,不仅发生了高速气体对液滴的撕裂作用,也存在高温条件下水气化导致液滴破裂的过程。同时也显示该工艺具有潜在的工业应用价值。

UO_2-Gd_2O_3芯块密度的影响因素研究

对UO2-Gd2O3可燃毒物芯块密度的影响因素进行了详细研究。试验表明:烧结时间、烧结温度、生坯密度、Gadox(含Gd的U3O8)、AO.(草酸铵)等条件与UO2-Gd2O3芯块密度存在一定关系。

D001树脂分离-电感耦合等离子体发射光谱(ICP-OES)法测定UO_3中硫元素

采用D001阳离子交换树脂对UO_3样品中的阴、阳离子进行分离,用亚沸水平衡色谱柱并进行溶液淋洗,建立了电感耦合等离子体发射光谱(ICP-OES)法测定UO_3样品中硫元素的分析方法。在选定的实验条件下测定硫元素的检出限为0.24μg/mL,加标回收率在91.5%～98.5%,相对标准偏差分别为3.1%和3.2%。方法简便、快捷,准确度高,适用于UO_3中硫元素含量的测定。

燃料棒径向功率密度分布敏感性分析

燃料芯块中的径向功率密度分布为燃料元件性能分析程序的重要参数。本文针对UO2燃料、UO2-Gd2O3燃料以及IFBA燃料棒对影响径向功率密度分布的因素进行了敏感性分析,确定影响径向功率密度分布的关键参数,并研究了各关键参数的影响数学模型,为形成燃料棒热力学性能分析软件FUPAC径向功率密度分布模型奠定基础。

共沉淀法制备AUGdC的工艺研究

本工作试验研究以碳酸铵溶液作沉淀剂从硝酸铀酰和硝酸钆的混合溶液中共沉淀AUGdC的方法。试验结果表明：控制铀浓度为300-400g／L、饱和碳酸铵溶液与硝酸铀酰溶液体积比为2．0～2．4等主要工艺参数，可制备出还原、压制和烧结性能良好的AUGdC粉末；UO2—Gd2O3芯块烧结密度达理论密度的96％以上，钆铀分布均匀，形成UO2-Gd2O3固溶体，平均晶粒尺寸在18μm以上。

MIPR燃料硝酸铀酰溶液中痕量氟、氯离子的测定

采用水蒸气蒸馏法分离出硝酸铀酰溶液中的痕量F-、Cl-，并用离子色谱对F-、Cl-进行测定，对F-、Cl-分离条件和测定条件进行了讨论。该法的线性范围为0．04～0．3mg／L，线性相关系数大于0．999，相对标准偏差小于10％，样品的加标回收率为94％～97％。

UO_2-Gd_2O_3芯块密度的影响因素研究

本文对 UO_2-Gd_2O_3可燃毒物芯块密度的影响因素进行了详细研究。试验表明:烧结时间、烧结温度、生坯密度、Gadox(含 Gd 的 U_3O_8)和 A.O(草酸铵)的添加量与 UO_2-Gd_2O_3芯块密度存在一定关系。

Mo在Al_2O_3上的吸附、解吸性能及其与U、Sr、Cs、I等杂质元素的分离

目前国际^(99)Mo面临供应危机,急需新技术和新反应堆。医用同位素生产堆是以^(235)UO_2(NO_3)_2溶液为燃料的专用反应堆,生产成本低、三废少、经济效益高。本工作利用Al_2O_3为分离材料,从模拟的医用同位素生产堆(MIPR)燃料溶液中分离和纯化Mo。结果表明,经两次分离,Mo的总回收率大于60%,U、Sr、Cs、I等杂质可以被除去,采用Al_2O_3从MIPR燃料溶液中提取^(99)Mo工艺可行。

由60MeV^(18)O^(8+)离子轰击UO_2(NO_3)_2制备稀土多重示踪剂

用 6 0 Me V的 18O8+ 离子照射 UO2 (NO3 ) 2 ,靶子物质溶于王水 .经 (φ =2 0 % TBP- C6H6萃取 ,浓盐酸沉淀 ,0 .4 mol/ L的 HDEHP- n - heptane萃取 ,8mol/ L的 HCl反萃 ,得到了含有 12种稀土元素的

协同萃取体系的研究——Ⅱ.DMHMP和HEHEHP协同萃取UO_2(NO_3)_2的机理

本文研究了甲基膦酸二(1-甲庚)酯(DMHMP)和2-乙基已基膦酸单(2-乙基己基)酯(HEHEHP)协同萃取硝酸钠酰。用斜率法测得协萃络合物的组成为UO_2(NO_3)(HA_2)·DMHMP。在20℃时(离子强度为0.5)协萃反应平衡常数1gβ_(12)=4.95。并求得了热力学函数ΔH、ΔZ和ΔS分别为—2.50×10~4J·mol^(-1)、-2.75×10~4J·mol^(-1)和8.61J·mol^(-1)·K^(-1)。依据锥角堆积模型讨论了协萃反应机理。

Al_2O_3用于提取及分离硝酸铀酰溶液中钼和碘的研究

使用Al2O3可以从硝酸铀酰的硝酸溶液[UO 2(NO3)2-HNO3]中同时提取MoO 24和IO 3。亚硫酸钠可以将IO3还原成I,利用Al2O3吸附IO3而不吸附I的性质,可将MoO42与IO3分离。使用2根Al2O3柱提取并分离UO2(NO3)2中MoO24和IO3后,Mo的平均回收率为78.3%±7.00%,钼产品中I的含量接近药典要求;I的平均回收率为87.9%±5.48%,碘产品中Mo的含量满足药用要求。实验结果表明,Al2O3可以用于医用同位素生产堆(MIPR)燃料溶液中的99Mo和131I的提取及分离。

UO_2-Gd_2O_3芯块制造中添加阿克蜡的工艺条件及实验验证

提出了在UO_2-Gd_2O_3芯块制造中,采用阿克蜡(Acrawax C,AKL)代替硬脂酸锌(ZnSt)作为润滑剂的制造工艺,研究了AKL添加方式及添加的AKL质量分数对含钆粉末混合均匀性、铀钆固溶行为、降密系数及杂质元素C含量的影响。结果表明:采用最终混料时添加AKL及人工清理混料器容器壁的操作工艺,可有效保证含钆粉末的混料均匀性,添加AKL对铀钆固溶行为没有影响;当AKL降密系数约为3、质量分数小于0.5%时,由AKL带入的杂质元素C能充分分解、挥发,随尾气排出,满足生产要求。验证实验表明:添加AKL后批量制备的UO_2-Gd_2O_3芯块可满足技术要求件,从而证明了该工艺的可行性。

电压互感器二次回路问题分析

针对电压互感器二次回路中性点的接地方式在各种规程和反措上已有明确规定，本文通过对相关规程的理解，结合现场的实际情况，认真进行分析，阐述了该回路的接线方式及其相关因素对保护装置造成的影响，并提出建议。

UO2-Er2O3燃料热物理性能的分子动力学模拟

为了维持反应堆中核裂变反应的平稳运行,需要在反应堆燃料元件中加入可燃毒物。可燃毒物在反应堆运行初期吸收大量热中子,抑制核燃料的裂变,在反应堆运行后期,随着可燃毒物逐渐被消耗,热中子增多,可以弥补因为可裂变核素减少而逐渐降低的反应性,从而保证核裂变反应在整个反应堆运行寿期的平稳运行。目前,反应堆中使用的可燃毒物主要有Gd 2O 3和ZrB 2,随着燃耗增加,由于Gd 2O 3和ZrB 2消耗过快,毒物消耗与燃料燃耗很难匹配。Er2O3由于具有燃烧缓慢、平稳,反应性惩罚小的特性,被认为适合于未来高燃耗、长寿期的燃料元件。利用Er2O3作为可燃毒物,提高燃料富集度,可以提高燃料元件的卸料燃耗,提高燃料利用率,降低核电运行成本。本工作采用分子动力学方法对Er2O3含量为6mol%的燃料芯块的热物理性能进行了模拟研究,建立了UO2-6mol%Er2O3可燃毒物燃料芯块的理论模型,并基于此计算了UO2-6mol%Er2O3燃料芯块的热物理性能,主要包括:燃料芯块的晶格点阵参数、热膨胀系数、比热容和热导率。研究表明:(1)UO2-6mol%Er2O3燃料的晶格点阵参数随着温度的升高而线性增大,并满足数学关系式:a(T)=0.54265+5.71706×10^-6 T-3.67498×10^-10 T 2+3.4323×10^-13 T 3(nm);(2)UO2-6mol%Er2O3燃料的热膨胀系数随着温度的升高逐渐增大,且增大速率也随温度升高而增大,燃料晶体相对于300K时的平均热膨胀系数与温度的关系式为γ=1.028449×10-5-3.55613×10^-10 T+5.73038×10^-13 T2(K-1);(3)UO2-6 mol%Er2O3燃料的比热容随着温度的升高逐渐增大,且增大速率随温度升高而减小,满足Cp(J·mol^-1·K^-1)=47.545+51.2766×10^-3 T-17.1913×10^-6 T2;(4)UO2-6mol%Er2O3燃料的热导率随着温度的升高逐渐减小,满足关系式k=1/0.145+1.185×10^-4·T。本文采用分子动力学方法计算了UO2-6mol%Er2O3燃料的晶格点阵参数、热膨胀系数、比热容和热导率等性能。通过理论计算,为含Er2O3可燃毒物燃料的进一步研究与工程应用提供支撑。

机组定子接地保护动作跳闸分析

通过对一起定子接地保护动作跳机过程的检查、试验、分析，结合运行人员监视记录参数，找出造成机组跳闸的原因并进行及时的处理。