阴离子交换法从高通量堆辐照二氧化钍中分离铀
SEPARATION OF U-233 AND U-232 FROM ThO_2 IRRADIATED IN HFETR BY ANION EXCHANGE
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摘要: <正> 目前世界上已探明的具有开采价值的钍资源几乎与铀相等。Th/U燃料循环的主要优点在于~(233)U,相对于U/Pu燃料循环中的~(239)Pu,有更高的中子产额。事实上只有用钍作为再生燃料,热堆才可能实现增殖。作为钍基核燃料利用的基础研究的一部分,我们制订了一个从辐照二氧化钍中分离~(233)U(+~(232)U)的阴离子交换程序。 每个辐照样品压成小药丸状、重80 mg的核纯ThO_2。装入辐照管中,在国内热功率为12.5万千瓦的高通量工程试验堆的铍反射层中辐照。热中子通量为2×10~(14)中子/cm~2·s,快热中子比为1:1。热中子积分通量约为1×10~(20)—1×10~(21)中子/cm~2。照好后的样品移至水池冷却,数月后处理。 二氧化钍用含NH_4F及AlCl_3的浓HCl加热迥流溶解,然后将料液调至8 mol/1 HClAbstract: Using ThO_2 irradiated in HFETR as a starting material. We investigated theseparation of uranium from Th, Pa-233 and fissron products by anion exchange.The obtained pure uranium portion was analyzed for total uranium amount andU-232/U-233 ratio by photospectrometry and α-spectroscopy respectively. Thiswork provides an efficient radiochemical separation procedure for basic researchon Th-U nuclear fuel cycle.
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