乏燃料后处理和高放废液分离一体化流程研究进展

为了减少核电反应堆产生的乏燃料对环境的影响,国际上开展了分离/嬗变和先进核燃料循环的研究.其中,从核废物中分离回收次要锕系和长寿命裂变产物是关键步骤.乏燃料后处理和高放废液分离一体化流程与现有乏燃料处理处置方式相比,流程简单、二次废物少、经济性高,更能满足先进核燃料循环的分离要求.介绍了国内外在乏燃料后处理和高放废液分离一体化流程研究方面的成果和进展情况.     

γ辐照后30% TRPO-煤油对钚的萃取与保留

研究了 6 0 Co源辐照剂量及辐照前预平衡硝酸浓度对 30 % TRPO-煤油对 Pu的萃取行为的影响。测定了用 0 .6mol/L草酸反萃后有机相中保留的 Pu的百分率。比较了辐照后 30 % TRPO-煤油分离得到的碱萃物、水萃物及中性物3种组分对 Pu的保留情况以及酸性辐解产物二烷基膦酸和一烷基膦酸对 Pu的萃取和保留的影响。结果表明 ,辐照剂量对 Pu分配比影响较大而预平衡酸度的影响较小 ;Pu保留随剂量的增加而增大。辐照后分成的 3种组分中中性聚合物引起的保留最多 ;一烷基膦酸及二烷基膦酸对 Pu的萃取与保留的影响都很小     

萃取液闪法测定高放废液及其处理工艺中的~（90）Sr

研究了三烷基氧膦萃取液闪法从大量盐份和强放射性下分析９０Ｓｒ活度的情况。在１ｍｏｌ／ＬＨＮＯ３介质中，体积分数φ为３０％的ＴＲＰＯ煤油有机相通过萃取除去Ｕ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍ，Ｃｍ，Ｔｃ，稀土等干挠元素，萃余水相放置２周以上让９０Ｓｒ子体９０Ｙ生长，然后用新的３０％ＴＲＰＯ煤油萃取９０Ｙ，取此有机相０．４ｍＬ加入到１０ｍＬ闪烁液中在液闪分析仪上测定９０Ｙ活度，９０Ｓｒ的活度根据９０Ｙ活度计算得到。本方法放化回收率大于９８％，精密度为２％，结果令人满意。