改性色谱柱分离辐照后UO_(2)-Zr燃料中燃耗监测体钕的方法研究

钕监测体法整体精度高、适用范围广,是目前最常用的绝对燃耗测量方法之一。新型UO_(2)-Zr燃料中锆基体为燃料的溶解及燃耗监测体钕的分离带来了极大挑战,钕分离效率的提高对提升绝对燃耗测量可靠性、降低操作人员受照剂量具有重要意义。选择三种具有较强镧系元素萃取能力的酸性磷类萃取剂作为改性试剂,通过浸渍法完成商业化色谱柱的改性制备。比较研究表明,(2-乙基己基)膦酸单-2-乙基己基酯改性后的色谱柱分离性能最优,在0.05 mol·L^(-1)硝酸溶液的等度洗脱下,15 min内可实现钕的完全分离,Pr/Nd分离因子为1.73,而Nd/Sm分离因子远远大于1.5。60次重复分离实验证实改性色谱柱分离稳定性良好,在模拟辐照后UO_(2)-Zr燃料溶液中能实现大量铀、锆基体中微量钕的富集与分离。

大晶粒UO_(2)燃料裂变气体释放行为相场模拟研究

为预测大晶粒UO_(2)燃料中裂变气体的释放行为,从而为事故容错燃料的发展提供支持,本文采用相场模型,对裂变气体在UO_(2)多晶微观结构中的释放行为进行了模拟.该模型采用一组耦合的Cahn-Hilliard方程与Allen-Cahn方程,用守恒场变量表示裂变气体与空位的分布,以及用序参量区分气泡相与基质相.该模型重点考察了不同晶粒尺寸、不同温度条件与扩散系数对裂变气体释放行为产生的影响,展现了气泡的形核、生长、融合等行为,得到了一定程度燃耗深度下燃料的孔隙度、晶界处气泡覆盖率、气泡平均半径等模拟结果.结果表明,温度与扩散系数对孔隙度、晶界处气泡覆盖率的影响较为显著,在扩散系数较大时,晶粒尺寸也会对裂变气体释放行为产生较大影响,扩散系数较小时,晶粒尺寸的影响则不明显.此外,通过该模型得出的高燃耗深度下裂变气体气泡分布状况与实验结果也较为符合,该模型能较好地预测大晶粒UO_(2)裂变气体释放行为.

次石墨-纳米Cu_(2)O/Cu制备及对UO_(2)^(2+)去除性能研究

如何高效、快速清除放射性核素是当前核医学领域亟待解决的关键技术问题之一。选取放射性核素铀(VI)为对象,以次石墨(ShC)为载体,采用水热法制得对UO_(2)^(2+)具有高效协同去除效能的ShC-Cu_(2)O/Cu纳米复合材料。通过扫描电镜(SEM)、透射电镜(TEM)、X射线衍射(XRD)、傅里叶红外光谱(FTIR)、比表面积检测(BET)等对比了ShC及ShC-Cu_(2)O/Cu的微观形貌与结构,并系统探究了吸附剂用量、pH、吸附时间等因素对UO_(2)^(2+)吸附效率的影响。最后,通过吸附过程中的热力学、动力学行为及吸附前后的X射线光电子能谱(XPS)分析了其去除机理。结果表明,纳米ShC-Cu_(2)O/Cu对UO_(2)^(2+)的吸附过程符合准二级动力学模型和Langmuir模型,在40 min内对UO_(2)^(2+)的去除率可达91%,最大吸附量达35.44 mg/g,其高效的吸附能力归因于Cu_(2)O/Cu与UO_(2)^(2+)氧化还原作用及次石墨吸附作用的协同效应。

含铬大晶粒UO_(2)芯块制备

大晶粒高热导的UO_(2)芯块为一种理想的高燃耗核燃料芯块。其制备时需在UO_(2)粉末中添加微量Al 2O_(3)和Cr_(2)O_(3),并依照粉末冶金方式来制备。该燃料芯块晶粒尺寸在30μm以上,密度为96.5%~97%T.D,同时为提升芯块导热性,要求Cr含量要在0.06wt%~0.1wt%。制备过程中,首先通过单一添加确定了两种物质的最优添加量,再选择合适的粉末预处理技术对两种物质进行混合添加试验。结果表明,分别添加0.008wt%~0.01wt%的Al 2O_(3)粉末和0.2wt%~0.3wt%的Cr_(2)O_(3)粉末并采用制粒粉末包裹Cr_(2)O_(3)的方式制得的芯块晶粒度可达到43.3μm,密度为96.8%T.D,Cr含量为0.0864wt%掺铬大晶粒UO_(2)芯块。

UO_(2)在碳酸盐熔盐中的反应行为研究

为获得UO_(2)在碱金属碳酸盐熔盐体系中的基础反应数据,本文分析了UO_(2)在不同组分碳酸盐熔盐中的平衡浓度和反应产物。本文借助电感耦合等离子体质谱、X射线衍射、红外光谱等表征方法,研究反应产物及铀的形态。结果表明:在本文条件下,铀元素在不同组分碳酸盐熔盐中平衡浓度(500~700℃)呈“V”型分布,其平衡浓度在20~220μg/g,最小值在二元和三元熔盐体系中分别低于30μg/g和60μg/g(600℃)。另外UO_(2)在碳酸盐熔盐中的反应产物结构均以重铀酸盐为主(<700℃)。在碳酸盐熔盐体系中系统的分析了UO_(2)的反应行为,验证了碳酸盐盐熔盐氧化技术对UO_(2)进行氧化处理的可行性,为该技术的发展提供了一定基础数据的支撑。

UO_(2)芯块研制实验室初步源项调查

某UO_(2)芯块研制实验室计划退役,为初步掌握该实验室内放射性污染情况,对其进行了初步源项调查,调查内容包括实验室运行历史、表面污染水平、γ辐射剂量水平、气溶胶浓度水平,以及污染面积和污染物项估算等。调查结果显示:该实验室主要污染核素为^(234)U、^(235)U和^(238)U,放射性污染核素单一;实验室内的表面污染水平、γ辐射剂量水平、气溶胶浓度水平较低;地面及墙面污染面积总计约1000 m^(2);退役时需进行去污操作的设备约300台;内部积存各类放射性固体废物约80 m^(3)。因实验室内污染物项种类繁多,各类污染物污染程度差异较大,在进行退役治理时,应将废物做好分类处理,防止交叉污染。

核燃料棒芯块^(235)U丰度检测方法研究

核燃料棒中UO_(2)芯块的^(235)U丰度检测是保证核反应堆正常运行的重要环节,根据铀样品能谱谱形,通过迭代拟合算法精确选取目标信号的能量范围,减少了测量精度受UO_(2)芯块年龄的影响,扩大了目标信号能量选取范围,基于小波变换法,过滤无关频率信号,提高了突变信号的识别精度,进一步提高了检测速度。通过模拟存在异常丰度芯块燃料棒检测验证了方法的可行性。

Pt电极上UO_2^（2＋）还原的电极过程机理的研究

文章对固体Ｐｔ电极上ＵＯ_２^（２＋）的还原进行研究。实验结果表明，酸度对反应机理的影响比较显著。在异相电极反应过程中，中间产物Ｕ（Ｖ）通过ＥＣＥＩ和歧化２条并行的途径还原为Ｕ（Ⅳ）。反应过程的控制步骤将随酸度的不同而改变。

UO_(2)-不锈钢燃料棒的光纤激光切割研究

为验证光纤激光用于燃料组件解体和燃料棒切割的可行性,研究光纤激光用于热物性差别很大的UO_(2)芯块-不锈钢包壳管复合结构的切割和铀芯块的切割质量,本文采用光纤激光切割UO_(2)芯块-316Ti包壳管元件棒,并通过扫描电子显微镜、能谱和X射线衍射对UO_(2)芯块的切断面进行微观表征分析,研究激光切割过程对铀芯块切断的表面微观形貌、元素组成及物相的影响。研究结果表明,光纤激光可用于切割UO_(2)芯块-316Ti包壳管元件棒,激光切割过程虽会造成铀芯块切断面出现大量微孔和碎渣,但不会造成UO_(2)的相变。以上结果表明,光纤激光可用于UO_(2)芯块-316Ti包壳管元件棒的切割,通过后续对激光切割系统的抗辐射屏蔽防护,可应用于乏燃料组件解体和乏燃料棒切割。

离子液体中UO_(2)(CMPO)_(3)(NO_(3))_(2)的组装及CMPO萃取铀的机理

离子液体具有独特的物理化学性质,可以参与或影响两亲分子自组装。离子液体介质中的自组装研究所涉及的两亲分子多为有机化合物,而金属配合物在离子液体中的组装鲜有报道。另外,萃取剂正辛基苯基-N,N-二异丁基胺基甲酰基甲基氧化膦(CMPO)在1-乙基-3-甲基咪唑双三氟甲基磺酰亚胺盐(C_(2)mimNTf^(2))中萃取UO_(2)^(+2)时形成的萃合物结构组成有待深入研究。本工作探究了UO_(2)(CMPO)_(3)(NO_(3))_(2)在C_(2)mimNTf^(2)中的组装行为。原位透射电镜(原位TEM)研究表明:UO_(2)(CMPO)_(3)(NO_(3))_(2)在C_(2)mimNTf^(2)(含70μL水)中形成聚集体,冷冻刻蚀电镜(FF-TEM)显示该聚集体是胶束。此外,研究了CMPO-C_(2)mimNTf^(2)体系萃取UO_(2)^(+2)时形成的萃合物组成。离子色谱结果表明:萃取前后水相中NO^(-)_(3)浓度变化不大,电喷雾质谱(ESI-MS)上均为UO_(2)(CMPO)_(3)(NTf_(2))_(2)的碎片离子峰,这些结果说明:CMPO-C_(2)mimNTf^(2)体系萃取UO_(2)^(+2)时形成的萃合物组成为UO_(2)(CMPO)_(3)(NTf_(2))_(2)而非UO_(2)(CMPO)_(3)(NO_(3))_(2)。这有助于深入了解金属配合物在离子液体中的组装行为,并对理解CMPO-C_(2)mimNTf^(2)体系萃取UO_(2)^(+2)的机理提供了重要参考。

高温、高压和pH值多种因素作用下蒙脱石层间Cs^(+)/UO_(2)^(2+)水化和扩散行为的分子模拟

作为核废物地质处置库缓冲回填材料的主要成分,蒙脱石在特殊环境(高温、高压和pH多种因素作用)下吸附阻滞核素的行为对缓冲回填材料的性能评估至关重要。为从微观分子尺度探究特殊环境下蒙脱石层间核素离子的吸附扩散行为,本文采用蒙特卡罗(MC)和分子动力学(MD)方法,分别研究了Cs^(+)/UO_(2)^(2+)在蒙脱石层间的吸附行为,以及高温、高压和pH值多种因素作用下的水化和扩散动力特征。MC结果表明:蒙脱石层间的Cs^(+)、UO_(2)^(2+)周围分别会形成1层和2层水化壳,且层间水分子与四面体中氧原子之间形成了明显的氢键;当c=1.25 nm时,蒙脱石层间最多可吸附285个水分子。MD结果表明:高温、高压和pH值都会对Cs^(+)、UO_(2)^(2+)的水化和扩散产生影响。常温、常压下pH值分别为11.85、12.15时,Cs^(+)、UO_(2)^(2+)水化壳中的水分子数最多;pH值分别为12.15、11.85时,Cs^(+)、UO_(2)^(2+)的扩散系数最大,分别为5.31×10^(-13)m^(2)/s和1.11×10^(-12)m^(2)/s。与常温、常压相比,高温、高压下Cs^(+)、UO_(2)^(2+)水化壳中的水分子数最多时,pH值分别为7.00、12.15;而Cs^(+)、UO_(2)^(2+)扩散系数最大(1.12×10^(-12)m^(2)/s、1.01×10^(-12)m^(2)/s)时的pH值均为12.15。

烧结成型的UO_(2)陶瓷燃料微观力学性能研究进展

作为反应堆的核心,UO_(2)陶瓷燃料的力学性能与其安全可靠性、经济性紧密相关,一直是国内外的研究热点。当前学者已针对未辐照UO_(2)燃料开展了大量研究,结果表明,UO_(2)燃料的力学性能受晶粒尺寸、晶体取向、气孔率、O/U比、应变量、掺杂相类型及掺杂量等多种因素影响,并且还与测试温度密切相关,但这些影响因素对其力学性能的耦合作用尚不清楚。近年来国外研究者还通过先进的纳米力学测试技术,对辐照后的UO_(2)陶瓷燃料进行了研究,为其设计制备和寿期内性能预测提供了关键数据支撑。首先介绍了UO_(2)微观力学性能研究手段,并对未辐照以及辐照后UO_(2)陶瓷燃料微观力学性能研究进展进行了综述,总结了现有的不足并提出了后续研究的建议:在服役温度以及事故温度下对不同燃耗的UO_(2)燃料开展研究,获得实际工况和事故工况下UO_(2)燃料微观力学性能随燃耗的演变规律及机制,为燃料元件持续优化改进提供支撑。

助烧剂增大UO_(2)芯块晶粒研究进展

研制可靠的核燃料是减少核电事故的重要基础。大晶粒芯块因能够有效减少裂变气体释放(FGR)和燃料包壳相互作用效应(PCI),以及具有良好的耐辐照性能而备受青睐。笔者从助烧剂的应用入手,总结了几种特定金属氧化物(Al 2O 3、SiO 2、MnO、Cr 2O 3、Nb 2O 5、TiO 2和U 3O 8)的添加量在芯块制造过程中对UO 2芯块晶粒尺寸的影响,并分析了助烧机理,旨在为类似的研究提供参考。

大晶粒UO_(2)芯块制备的研究现状

为降低核电站维护和燃料循环产生的费用,需要在保证核电站的固有安全性的同时提高核燃料燃耗。作为一种耐事故容错燃料,大晶粒UO_(2)芯块可以通过增大反应堆运行时的裂变气体传输到晶界表面的距离,阻止裂变气体的释放,从而加深反应堆燃料燃耗并延长反应堆燃料元件的运行寿命,具有广阔的应用前景。综述了大晶粒UO_(2)芯块制备的研究进展,分析了大晶粒UO_(2)芯块制备的关键技术。同时,提高原始粉末活性,控制烧结气氛,掺杂微量添加剂,提高烧结温度及延长保温时间均可促进UO_(2)芯块在烧结过程中的晶粒长大。利用添加剂提高UO_(2)芯块的晶粒尺寸效果显著,同时也适合工业生产。未来应对添加剂促进UO_(2)芯块晶粒长大及烧结致密化的机理进行深入研究,为大晶粒UO_(2)芯块的应用提供理论基础。

薄壁环形UO_(2)芯块烧结变形研究

采用UO_(2)粉末制备的薄壁环形生坯芯块具有较大的烧结变形,在模具设计时需考虑变形对磨削余量和倒角宽度的影响。环形芯块烧结变形程度会影响芯块外径和倒角宽度,要使薄壁环形芯块满足外径磨削要求(13.63±0.012)mm,阴模直径需从现有的16.70mm提高到16.80mm,冲头倒角宽度需从现有的0.72mm提高到0.86mm。在内径免磨削情况下,环形芯块的严重烧结变形会对内层包壳设计产生影响;内层包壳的外径设计尺寸要比芯块内径目标值至少小0.311mm,才能既保证芯块及时传热,又避免芯块和内包壳之间产生严重的机械相互作用。

UO_(2)芯块磨削新型上料装置的研制

针对UO_(2)芯块在制备过程中,有缺陷的烧结芯块在送料、磨削过程中会造成卡料、堵料等异常情况,造成上料设备不同程度的损坏,需要在芯块进入磨削区前进行碎块剔除的问题,研制了一台新型上料装置,通过改进翻转倒料机构,降低倒料高度,设计直线振动筛选装置;通过采集送料装置上的芯块数量,调节上料时间,实现功能更优化的烧结芯块储存、输送及碎块烂屑筛选功能。生产实践证明:该装置可保证烧结芯块中的碎块烂屑最大限度不进入磨床,从而减少磨削过程中的卡堵现象,实现稳定磨削,减少辐射防护风险的目的。

氧化石墨烯掺杂UO_(2)芯块制备工艺及性能研究

氧化石墨烯(Graphene Oxide,GO)掺杂改性二氧化铀(UO_(2))芯块是高性能核燃料研究的重点方向之一。为实现GO在UO_(2)芯块中的均匀分布及掺杂量的有效控制,利用固-液混合法和重铀酸铵(Ammonium Diuranate,ADU)共沉淀法制备了不同GO掺杂量的UO_(2)粉末,研究了制粉方法及GO掺杂量对GO在UO_(2)中混合均匀性的影响。采用放电等离子烧结制备了不同GO掺杂量的UO_(2)-GO芯块,探索了不同烧结参数的影响,并对燃料芯块的性能进行测试。结果表明,固-液混合法制备的GO掺杂UO_(2)粉末混合均匀度更好;放电等离子烧结得到的UO_(2)-GO芯块密度最高可达97.6%T.D.;GO掺杂量为1.5 wt.%的芯块在1000℃下的热导率较常规UO_(2)芯块提高了85.9%;制备的UO_(2)-GO芯块晶粒尺寸较为均匀,GO均匀分布在晶界处并形成了桥联导热网络,有效提升了掺杂芯块的热导率。

用多孔硅胶从高含氟放射性废水中吸附铀

试验研究多孔硅胶对高含氟溶液中UO_(2)^(2+)的静态和动态吸附行为,探索硅胶吸附除铀技术在高含氟放射性废水处理中应用的可行性,并验证各吸附条件的影响。当溶液中ρ(F^(-))达到100 g/L时,多孔硅胶对UO_(2)^(2+)的静态吸附容量(以干硅胶计)为31~33 mg/g,高含氟环境对多孔硅胶吸附UO_(2)^(2+)的影响较小,且多孔硅胶对UO_(2)^(2+)与F^(-)有较高的选择性。通过静态吸附试验可知,多孔硅胶在pH为8~9的环境中,对UO_(2)^(2+)的吸附效果最佳。动态吸附试验表明,当进料pH为9时,硅胶吸附柱的工作容量约为20倍柱体积。使用1 mol/L HNO_(3)解吸液可将吸附UO_(2)^(2+)硅胶柱中的部分UO_(2)^(2+)洗脱,解吸液容量约为10倍柱体积。硅胶柱用1 mol/L HNO_(3)解吸后复用5~6次,UO_(2)^(2+)的穿透曲线位置基本一致。

NH_(4)HF_(2)氟化制备UF4工艺及热力学研究

采用自制氟化反应器,以NH_(4)HF_(2)为氟化剂,开展了不同反应温度、氟化剂过量比条件下NH_(4)HF_(2)氟化制备UF;工艺研究,实验获得了反应温度、NH_(4)HF_(2)过量比对氟化效率的影响规律,采用化学分析结合X射线粉晶衍射法对反应产物进行鉴定。研究结果表明:温度为573、673、823 K时,氟化产物中UF_(4)含量随NH_(4)HF_(2)过量比的增加而逐渐增大,当温度为723、773 K时,氟化率随NH_(4)HF_(2)过量比的增加呈先增大后减小的趋势。温度为723 K、NH_(4)HF_(2)过量比为300%时,该反应氟化率最大,为92.53%。反应温度为573~823 K时,该氟化反应氟化产物中包括4NH_(4)F·UF_(4)、NH_(4)F·3UF_(4)、3NH_(4)F·UO_(2)F_(2)、UO_(2)F_(2)、UF_(4)5种形式。采用热力学基本方程对氟化反应的反应热和反应平衡常数进行计算,计算结果表明,研究温度下NH_(4)HF_(2)氟化制备UF_(4)反应为放热反应。

酰胺基两性分子对二硫化钨吸附铀容量的影响机制

含铀废水中铀的回收主要是基于材料与[UO_(2)(H_(2)O)_(5)]^(2+)中UO_(2)(^(2+))之间的络合,但H_(2)O的电偶极矩对络合有显著弱化作用。采用酰胺基两性分子N,N-二甲基-9-癸烯酰胺(NADA)氢键作用与[UO_(2)(H_(2)O)_(5)]^(2+)形成UO_(2)[(H_(2)O)_(x)C_(12)H_(2)3NO]_(n)^(*)(x<5,UO_(2)-Coordination Compound,简称UO_(2)-CC),选取惰性物质WS_(2)为吸附材料,通过静态吸附试验(不同pH、接触时间、浓度和温度)分别研究其对UO_(2)^(2+)和UO_(2)-CC的吸附量。动力学拟合结果表明,二者的吸附反应是化学吸附过程,UO_(2)+经NADA重构后,吸附时间从240 min缩短至180 min,准二级动力学吸附常数提高1.35倍。等温吸附研究结果表明,WS_(2)与UO_(2)-CC络合过程符合Langmuir吸附等温模型,且NADA的加入使吸附由自发吸热过程转变为自发放热过程,吸附反应过程有序度增加。NADA原位重构[UO_(2)(H_(2)O)_(5)]^(2+)后,WS_(2)对UO_(2)^(2+)的平衡吸附量由45.03 mg/g(WS_(2)/UO_(2)^(2+)体系)提高到122.14 mg/g(WS_(2)/UO_(2)-CC体系)。采用光谱分析(X射线光电子能谱法)从分子水平深入研究NADA原位重构[UO_(2)(H_(2)O)_(5)]^(2+)后在WS_(2)上的吸附机制,揭示静电、氢键和U—S共价键等作用力对吸附的贡献,特别是NADA的氢键作用。