放射化学分离裂变产物中~(79)Se的新流程 

因加速器质谱法(AMS)测定79Se半衰期的需要,建立了一个从裂变产物中放化分离79Se的新流程。流程以硝基苯萃取-二氧化硫沉淀为主要步骤,避免了经典的SeBr4蒸馏法带来的79Br对79Se的同量素污染。流程的化学回收率大于60%,对所要分离的各种放射性核素的去污能力满足要求。采用液闪方法测量79Se的放射性活度,并...
《核化学与放射化学》  1998年 第01期 下载次数(28)| 被引次数(2)

国产不锈钢包壳管与裂变产物化学相互作用──堆外模拟试验 

在两种氧势下(分别以Cr/Cr2O3和Ni/NiO模拟),对国内3个单位研制的不锈钢包壳管进行FCCI(燃料包壳化学相互作用)堆外模拟试验。低氧势下,包壳管内壁受裂变产物侵蚀不明显,受侵深度小于包壳管腐蚀设计裕量值。高氧势下,出现了基体腐蚀、晶界侵蚀和剥蚀3种类型兼有的腐蚀形貌,其侵蚀深度超过了腐蚀设计裕量值。化学相互...
《核科学与工程》  1995年 第03期 下载次数(75)| 被引次数(1)

~(252)Cf自发裂变产物中~(114)Pd的快速放射化学分析 

建立了一个手动快速放射化学分离程序以测定 ̄(252)Cf自发裂变产物中的 ̄(114)pd,其主要分离步骤是萃取和沉淀Pd(DMG)_2配合物。分离程序耗时5.5-6min,化学回收率为30%-60%。方法的精密度以单次测量值的相对标准偏差表示,为3.9%。
《核化学与放射化学》  1995年 第03期 下载次数(18)| 被引次数(2)

第二届IAEA长寿命超铀锕系元素和裂变产物的地球化学研究协调会 

由国际原子能机构(IAEA)主办的第二届长寿命超铀锕系元素和裂变产物的地球化学研究协调会于1990年6月25日至29日在联邦德国幕尼黑技术大学放射化学研究所召开。参加会议的成员是该研究计划的协议和合同的持有者,联邦德国、英国、波兰、中国、日本、美国的代表,国际原子能机构核循环和废物管理处的科学秘书和同位素水文处...
《国外铀金地质》  1990年 第03期 下载次数(19)| 被引次数(0)

Purex流程裂变产物元素化学研究 

从性质、状态和行为等方面详细地叙述了裂变产物钌、锆和铌的过程化学。对钼和锝也作了评论。提出了一些相应的研究课题。
《核科学与工程》  1990年 第04期 下载次数(127)| 被引次数(14)

裂变产物放射化学分析的基本问题 

本文以裂变产物为对象叙述了放射化学分析的基本问题。首先叙述了载体、反载体和清除剂的作用。然后通过实例着重说明载体和放射性同位素之间交换完全的重要性,并给出三种实验方法以确定交换的程度。通过实例说明了放化分离程度的四种表示方法。其他部分如化学产额的测定、放射性强度的测量,制品纯度的鉴定方法,时间因素的考虑以及分析准确度的...
《原子能科学技术》  1962年 第10期 下载次数(28)| 被引次数(1)

日本核裂变产物放射源及辐射化学方面的现状 

日本目前最大的Co~(60)放射源设置在日本原子能研究所内,其放射性强度为一万居里。最近,日本各地将分别毅置几个一千居里的Co~(60)放射源。日本其他的放射源,如Cs~(137)等的放射性强度还很小。日本原于能研究所将在1962年设立的辐射化学中央研究所,准备设置放射性强度为30万居里的大型Co~(60)放射...
《原子能科学技术》  1962年 第11期 下载次数(18)| 被引次数(0)

裂变产物中锆-95的亚化学计量测定法 

本文介绍一种新的放化测定裂变产物中~(95)Zr的方法,即用亚化学计量的1-苯基-3-甲基-4-苯甲酰基吡唑酮-5(PMBP)萃取分离~(95)Zr并测量其放射性,此法避免了化学回收率的测定,简捷易行。测定结果的相对标准偏差为±1.6%。
《核化学与放射化学》  1981年 第01期 下载次数(19)| 被引次数(3)

~(252)Cf自发裂变产物化学行为研究 

裂变产物由开始生成到形成稳定的化学形态,需经历一系列复杂的物理及化学过程。裂变产物的生成方式、介质的化学性质、核衰变过程的化学效应等诸因素影响着裂
《中国原子能科学研究院年报》  1987年 第00期 下载次数(4)| 被引次数(0)

~(252)Cf自发裂变产物碘的化学状态研究 

在强氨性溶液中用分步沉淀法分离碘的三种价态——I~-(包括I~°,以AgI沉淀的形式被首先分离),IO_3~-(将上清液中和后以AgIO_3形式沉淀分离),IO_4~-(在沉淀过AgIO_3的上清液中用Na_2SO_3还原IO_4~-为I~-后,再以AgI沉淀的形式最后分离)之后,用带Ge(Li)探测器的SCO...
《中国原子能科学研究院年报》  1986年 第00期 下载次数(4)| 被引次数(0)

国产不锈钢包壳管与裂变产物化学相互作用——堆外模拟试验 

钠冷快堆裂变产物与元件包壳的化学相互作用研究在国外已开展近20年,但在国内尚为首次。在我国863计划的统一规划下,我们对国内三个单位研制的不锈钢包壳管进行了堆外模拟试验。除1990年对上海钢研所研制的316Ti包壳管作了试验研究外,
《中国原子能科学研究院年报》  1991年 第00期 下载次数(16)| 被引次数(0)

熔盐堆裂变产物铕引起的腐蚀与盐化学控制技术 

高温氟化物和氯化物熔盐在核能系统中有重要应用价值,既可以作为第四代核裂变反应堆熔盐堆的冷却剂和燃料溶剂,也可以作为核废料干法后处理的主要处理媒介。在这些领域应用熔盐的挑战之一是结构材料在熔盐服役环境下的腐蚀失效问题。由于金属材料在氟盐和氯盐介质中难以于表面形成保护性的氧化膜,因此材料在高温熔盐服役环境面临着比水化学环境...
第十届全国腐蚀大会摘要集  2019-10-24 下载次数(4)| 被引次数()

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