CN110491531A - 锆基体去除工艺及采用该工艺的燃耗测量方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了锆基体去除工艺及采用该工艺的燃耗测量方法，该燃耗测量方法包括样品切割分取步骤，样品溶解步骤，氢氟酸除去步骤，铀、燃耗监测体分离步骤，以及铀、燃耗监测体含量测定步骤；还包括锆基体去除步骤，所述锆基体去除步骤位于氢氟酸除去步骤和铀、燃耗监测体分离步骤之间；通过锆基体去除步骤获得的溶解液能够直接用于铀、燃耗监测体分离步骤。通过锆基体去除工艺，本发明所提供的燃耗测量工艺能够在氢氟酸除去步骤后除去溶解液中大量的锆基体，使得溶解液中的锆含量低于后续铀、燃耗监测体分离步骤的要求，进而使得该燃耗测量工艺能够对锆基弥散型核燃料元件这一特殊体系的燃耗值进行准确测量，具有广泛地应用和推广价值。

Description

锆基体去除工艺及采用该工艺的燃耗测量方法
技术领域
本发明涉及一种燃料元件的燃耗测量方法，具体涉及锆基体去除工艺及采用该工艺的燃耗测量方法。
背景技术
燃耗是核燃料元件在反应堆内发生链式裂变反应后易裂变核素消耗程度的指标，是核燃料辐照程度和能量释放大小的指示性参数。作为核燃料元件最重要的性能指标之一，燃耗测量的准确性对新型核燃料元件研制和换料周期确定等具有重要意义。
核燃料元件的燃耗测量通常有监测体法和重同位素测量法，通过同位素质谱法或能谱法测量相关同位素丰度或活度，计算求出燃耗值。国际上采用较多的测量方法有钕监测体法、137Cs监测体法、重同位素法等，其中钕监测体法适用范围广、精度高，应用最为广泛。
中国专利CN102949973B公开了一种采用钕监测体法进行燃耗测量工艺中铀与稀土元素的分离方法。其主要流程包括核燃料元件样品的分取，混酸微波消解法进行样品溶解，高氯酸冒烟法去除氢氟酸，以及应用液相色谱(HPLC)法进行裂变产物与铀、燃耗监测体(如裂变产物145Nd+146Nd、148Nd等)的分离。分离后，采用现有的热电离质谱仪测定核燃料溶液中铀及燃耗监测体的量，由燃耗监测体的裂变产额计算出已裂变铀的量，再根据燃耗定义计算出取样点的燃耗值。
上述现有的燃耗测量工艺所检测的样品为核燃料元件锆合金包壳中的二氧化铀芯体，该测量工艺适用于常规核电站棒型核燃料元件。在进行燃耗检测时，仅需将二氧化铀芯体从包壳中取出检测即可，即样品溶解后得到的核燃料溶解液中不含有锆基体或仅含有微量锆。
锆基弥散型核燃料元件是一种新型核燃料元件，其是将细颗粒状的核燃料(如金属铀或二氧化铀等)弥散在锆基体材料中形成的芯体。因此，不同于传统的二氧化铀芯体，锆基弥散型芯体中含有大量的锆，锆是辐照后核燃料溶解液中的主要基体。
若采用现有的燃耗样品前处理方法对锆基弥散型核燃料元件进行处理，在HPLC分离环节中大量的锆基体会使液相色谱的分离柱饱和，在后续的铀和燃耗监测体分离流程中严重影响铀和燃耗监测体的分离效果，从而导致燃耗测量失败或数据偏离真实值。
因此，有必要设计一种针对锆基弥散型核燃料元件的燃耗测量工艺。
发明内容
本发明的目的在于提供锆基体去除工艺及采用该工艺的燃耗测量方法，以解决现有的燃耗测量工艺在检测锆基弥散型核燃料元件时，核燃料溶解液中大量的锆基体使液相色谱的分离柱饱和，在后续的铀和燃耗监测体分离流程中严重影响铀和燃耗监测体的分离效果，从而导致燃耗测量失败或数据偏离真实值的问题。
本发明通过下述技术方案实现：
采用锆基体去除工艺的燃耗测量方法，包括样品切割分取步骤，样品溶解步骤，氢氟酸除去步骤，铀、燃耗监测体分离步骤，以及铀、燃耗监测体含量测定步骤；还包括锆基体去除步骤，所述锆基体去除步骤位于氢氟酸除去步骤和铀、燃耗监测体分离步骤之间；通过锆基体去除步骤获得的溶解液能够直接用于铀、燃耗监测体分离步骤。
传统的核燃料元件为锆合金包壳和二氧化铀芯体的组合结构，当需要对其进行燃耗测量时，其基本流程如图1所示，首先取出二氧化铀芯体，制样溶解并经过高氯酸冒烟法去除体系内的氢氟酸后，即可利用HPLC法分离铀和燃耗监测体，之后通过热电离质谱仪测定核燃料溶液中铀及燃耗监测体的量，由燃耗监测体的裂变产额计算出已裂变铀的量，再根据燃耗定义计算出取样点的燃耗值。
可以看出，由于二氧化铀芯体中不含有锆，所以其待检测的溶解液中也不含有锆或仅含有存在于裂变产物中的微量锆。然而，对于锆基弥散型核燃料元件，例如UO2-Zr弥散型核燃料元件，含有大量的锆，且锆是辐照后核燃料溶解液中的主要基体。如果采用上述针对传统核燃料元件的燃耗样品前处理方法对锆基弥散型核燃料元件进行处理，在HPLC分离环节中大量的锆基体会使液相色谱的分离柱饱和，在后续的铀和燃耗监测体分离流程中严重影响铀和燃耗监测体的分离效果，从而导致燃耗测量失败或数据偏离真实值。
为了解决上述问题，本发明设计了一种针对锆基弥散型核燃料元件，尤其针对UO2-Zr弥散型核燃料元件的燃耗测量方法。
与现有技术相同的是，该燃耗测量方法也包括样品切割分取步骤，样品溶解步骤，氢氟酸除去步骤，铀、燃耗监测体分离步骤，以及铀、燃耗监测体含量测定步骤。其中，切割分取步骤用于获得待溶解的样品；样品溶解步骤采用一定比例的浓盐酸、浓硝酸和氢氟酸的混酸体系，在微波加热后使样品充分溶解得到溶解液；氢氟酸除去步骤中，利用高氯酸，在加热条件下，溶解液产生白烟，白烟消失后再加入硝酸，得到除去氟离子的溶解液。
铀、燃耗监测体分离步骤中，利用HPLC法进行裂变产物与铀、燃耗监测体(如裂变产物145Nd+146Nd、148Nd等)的分离；分离后，在铀、燃耗监测体含量测定步骤中，采用热电离质谱仪测定核燃料溶液中铀及燃耗监测体的量，由燃耗监测体的裂变产额计算出已裂变铀的量；最后根据燃耗定义计算出取样点的燃耗值。
对于UO2-Zr弥散型核燃料元件，通过氢氟酸除去步骤处理得到的溶解液为硝酸和盐酸的混合酸体系，其中锆的浓度为1～10g/L。而能够直接应用到铀、燃耗监测体分离步骤中的溶解液中，对锆基体浓度的要求为低于0.1g/L。显然地，通过现有的燃耗测量工艺处理得到的溶解液由于含有大量锆，无法直接应用到后期的铀、燃耗监测体分离步骤中，因为大量的锆基体会使液相色谱的分离柱饱和，严重影响铀和燃耗监测体的分离效果，从而导致燃耗测量失败或数据偏离真实值。
本发明在现有的燃耗测量方法基础上进行改进，以使燃耗测量方法能够排除锆合金的影响，快速、准确地进行燃耗测量。具体地，本发明还包括锆基体去除步骤，所述锆基体去除步骤位于氢氟酸除去步骤和铀、燃耗监测体分离步骤之间，使得通过锆基体去除步骤获得的溶解液中的锆含量明显降低，溶解液中的锆含量不会导致后期铀、燃耗监测体分离步骤中的分离柱饱和，且能够直接用于铀、燃耗监测体分离步骤。
通过锆基体去除工艺，本发明所提供的燃耗测量方法能够在氢氟酸除去步骤后除去溶解液中大量的锆基体，使得溶解液中的锆含量低于后续铀、燃耗监测体分离步骤的要求，进而使得该燃耗测量方法能够对UO2-Zr弥散型核燃料元件这一特殊体系的燃耗值进行准确测量，具有广泛地应用和推广价值。
本发明的锆基体去除步骤可以有多种实施方式。在部分实施例中，应用硅胶对溶解液中的锆基体进行吸附，硅胶对锆的分离具有很高的选择性。在部分实施例中，通过调节溶解液的pH值，使得锆沉淀而其他待分离核素不沉淀，从而达到去除锆基体的目的。
但是，硅胶虽然对锆基体的选择性高，但吸附容量低，对于锆含量较高的溶解液体系，需要加入大量的硅胶进行多次吸附，增加了工艺成本和人员剂量。而pH调节法存在锆去除率低的问题，需要多次沉淀才能满足分离工艺要求，同时，pH调节法需要对溶液的pH值进行精确控制，不仅操作难度大，而且会使操作人员长时间暴露于强放射性的工作环境下。
因此，作为本发明一种优选的锆基体去除步骤，本申请采用萃取法对溶解液中的锆基体进行萃取。具体地，上述锆基体去除步骤包括以下步骤：
(A)溶解液体系调节，对氢氟酸除去步骤中获得的溶解液Y1进行调节，得到待去除锆基体的溶解液Y2；
(B)利用萃取剂溶液萃取溶解液Y2中的锆基体，得到溶解液Y3。
虽然锆的萃取已广泛地应用于工业分析领域，但是由于燃耗工艺中氢氟酸除去步骤处理后得到的溶解液为硝酸和盐酸的混合酸体系，且其中包含大量的铀、钚、镅等锕系元素和各种裂变产物，溶解液体系复杂、放射性强，现有的萃取剂溶液和萃取方式无法直接用于溶解液进行锆萃取。为解决该问题，锆基体去除步骤包括溶解液体系调节和萃取两步法。
其中，溶解液体系调节中，首先准确移取一定量的溶解液Y1，所述溶解液Y1为氢氟酸除去步骤中获得的溶解液，若直接使用萃取剂溶液对溶解液Y1进行萃取，将导致PBMP/二甲苯体系基本失去对锆基体的萃取能力，通过实验发现，在相同的萃取剂浓度和萃取条件下，对未经过体系调节的溶解液的锆的萃取率仅为10％左右；之后通过沉淀、过滤、再溶解的方法改变溶解液体系，得到待去除锆基体的溶解液Y2。
溶解液Y2可利用萃取液溶液直接萃取其中的锆基体，萃取后的溶解液Y3中锆浓度低于0.1g/L，使得溶解液Y3能够直接用于铀、燃耗监测体分离步骤，不会影响铀和燃耗监测体的分离效果，使得燃耗测量工艺能够准确测量锆基弥散型核燃料元件的燃耗值，优选地，在部分实施例中，萃取后的溶解液Y3中锆浓度可达到0.05g/L。本领域技术人员应当理解，萃取剂可以是现有技术中任一能够萃取锆基体的萃取剂，萃取剂溶液既可以由操作人员配制，也可以通过市售购买获取。
作为本发明优选的溶解液体系调节方式，所述步骤(A)包括以下步骤：
(A1)沉淀金属离子，向溶解液Y1中加入氨水，沉淀溶解液Y1中的金属离子；
(A2)过滤溶解液Y1，得到步骤(A1)中生成的金属离子沉淀物；
(A3)沉淀物溶解，用硝酸溶解步骤(A2)中过滤得到的沉淀物，得到溶解液Y2。
步骤(A1)中，准确移取一定体积的溶解液Y1，并加入氨水使得金属离子全部沉淀。氨水加入量根据溶解液Y1中锆基体的含量、铀含量、裂变产物生成量决定，通常铀的装载量与锆基体为相同的数量级，裂变产物生成量为铀的十分之一。优选地，氨水过量加入。
步骤(A2)中，搭建过滤装置过滤经过(A1)沉淀的溶解液Y2以获得各金属离子的固体沉淀物。过滤完成后，采用1～2mL的去离子水多次洗涤沉淀，洗涤完成后，烘干滤饼。
步骤(A3)中，采用一定体积的硝酸使得步骤(A2)中得到的滤饼完全溶解，得到待萃取的溶解液Y2。优选地，硝酸的浓度为0.1mol/L～1mol/L，进一步优选地，控制溶解液Y2中的锆浓度小于5g/L。
进一步地，步骤(B)包括以下步骤：
(B1)将萃取剂溶液和溶解液Y2共同置于反应容器中，搅拌并萃取溶解液Y2中的锆基体；
(B2)静置，弃去上层有机相，下层水相为溶解液Y3，所述溶解液Y3能够直接用于铀、燃耗监测体分离步骤。
步骤(B1)中，准确移取相同体积的萃取剂溶液和溶解液Y2，并将该反应体系放置于反应容器内，之后将反应容器置于水浴环境中，萃取温度为20～30℃，萃取时间为10～30min，其搅拌既可采用机械搅拌，也可采用磁力搅拌。
步骤(B2)中，萃取搅拌结束后，从水浴环境中取出反应容器并静置2～5min，之后弃去上层有机相，有机相中包含锆基体；下层水相为溶解液Y3，该溶解液Y3中的锆含量低于0.1g/L，因此可直接用于后续燃耗测量的铀、燃耗监测体的分离工艺。
作为本发明一种优选的萃取剂溶液体系，所述萃取剂溶液为1-苯基-3-甲基-4-苯甲酰基-5-吡唑啉酮(PMBP)/二甲苯萃取体系。其中，PMBP为萃取剂，二甲苯为稀释剂。PMBP对锆基体有非常高的选择性和除去率，PMBP/二甲苯萃取体系经过一次萃取的锆去除率高达99.5％，因此只需要一次萃取即可使锆浓度满足后端分离要求，大幅地缩短了锆基体去除工艺的总时长，且锆基体去除后的溶解液Y3可直接衔接HPLC分离铀、燃耗监测体的工艺，快速简便，人员受照剂量显著降低(平均约0.2mSv/h每人)。
不仅如此，PMBP/二甲苯萃取体系能够在溶解液Y2中选择性地萃取锆而几乎不萃取铀和其他裂变产物。通过萃取前后对比，去除后溶解液Y3中铀的保留率为97.9％，Ln的保留率为96.8％，进而显著地提高了燃耗测量准确性。
本发明提供了一种优选的PMBP/二甲苯萃取体系制备方法。首先，采用精确到0.1mg的电子天平准确测量一定量的PMBP，所述一定量能够使得最终配制的萃取剂溶液中PMBP浓度为0.05～0.1mol/L。称取PMBP后，向PMBP中加入二甲苯，加入量应控制在总溶液体积的1/2～2/3之间，放置待固体溶解。若放置0.5h后PMBP固体仍未完全溶解，则将样品微热，使PMBP全部溶解后放置冷却。之后将溶液转移至洁净容量瓶中，用少量二甲苯涮洗烧杯三次并转入该容量瓶中，再用二甲苯定容至刻度线，得到PMBP/二甲苯萃取剂溶液。
本发明还提供了一种应用于锆基弥散型核燃料元件的燃耗测量工艺的锆基体去除工艺，包括以下步骤：
S1：沉淀金属离子，向燃耗测量工艺的氢氟酸除去步骤中获得的溶解液Y1中加入氨水，使得溶解液Y1中的金属离子全部沉淀；
S2：过滤溶解液Y1，得到步骤S1中生成的金属离子沉淀物；
S3：沉淀物溶解，用硝酸溶解步骤S2中过滤得到的沉淀物，得到溶解液Y2；
S4：将萃取剂溶液和溶解液Y2共同置于反应容器中，搅拌并萃取溶解液Y2中的锆基体；
S5：静置后弃去上层有机相，下层水相为溶解液Y3，所述溶解液Y3中锆浓度低于0.1/L。
通过步骤S1-S3的体系调节，使得溶解液Y2能够使用萃取剂溶剂进行萃取。萃取完成后，静置并弃去上层有机相，下层水相为溶解液Y3，溶解液Y3中的锆浓度低于0.1g/L，因此可直接应用于后续的铀、燃耗监测体分离步骤。
进一步地，所述萃取剂溶液为PMBP/二甲苯溶液，萃取剂溶液的浓度为0.05～0.1mol/L。
本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
1、通过锆基体去除工艺，本发明所提供的燃耗测量工艺能够在氢氟酸除去步骤后除去溶解液中大量的锆基体，使得溶解液中的锆含量低于后续铀、燃耗监测体分离步骤的要求，进而使得该燃耗测量工艺能够对UO2-Zr弥散型核燃料元件这一特殊体系的燃耗值进行准确测量，具有广泛地应用和推广价值；
2、氢氟酸除去步骤处理后得到的溶解液为硝酸和盐酸的混合酸体系，且其中包含大量的铀、钚、镅等锕系元素和各种裂变产物，具有溶解液体系复杂、放射性强的特点；本发明提供的锆基体去除工艺，由于采用沉淀、过滤、再溶解的溶解液体系调节方法，能够对氢氟酸除去步骤处理后得到的溶解液进行锆萃取，大幅提高锆基体的去除量，简化了锆基体去除工艺，缩短了操作人员暴露在放射性环境下的工作时长，显著提高了工艺安全性；
3、本发明采用PMBP/二甲苯萃取体系作为萃取剂溶液，经过一次萃取的锆去除率高达99.5％，因此只需要一次萃取即可使锆浓度满足后端分离要求，大幅地缩短了锆基体去除工艺的总时长，且锆基体去除后的溶解液Y3可直接衔接HPLC分离铀、燃耗监测体的工艺，快速简便，人员受照剂量显著降低(平均约0.2mSv/h每人)；不仅如此，PMBP/二甲苯萃取体系能够在溶解液Y2中选择性地萃取锆而几乎不萃取铀和其他裂变产物。通过萃取前后对比，去除后溶解液Y3中铀的保留率为97.9％，Ln的保留率为96.8％，进而显著地提高了燃耗测量准确性；
4、本发明提供的PMBP/二甲苯萃取体系中，PMBP的浓度为0.05～0.1mol/L，在此范围内，不仅锆基体的去除率超过99％，而且溶解液Y3中铀的保留率、Ln的保留率均超过96％。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：
图1为现有技术中燃耗测量方法的流程图；
图2为本发明具体实施例中采用锆基体去除工艺的燃耗测量方法的流程图；
图3为本发明具体实施例中锆基体去除工艺的流程图。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
本发明所有原料，对其来源没有特别限制，在市场上购买的或按照本领域技术人员熟知的常规方法即可制备。
本发明所有原料，对其纯度没有特别限制，本发明优选采用分析纯或分析化学领域常规的纯度要求。
本发明所有原料，其牌号和简称均属于本领域常规牌号和简称，每个牌号和简称在其相关用途的领域内均是清楚明确的，本领域技术人员根据牌号、简称以及相应的用途，能够从市售中购买得到或者通过常规方法制备得到。
【实施例1】
如图2所示的采用锆基体去除工艺的燃耗测量方法，包括样品切割分取步骤，样品溶解步骤，氢氟酸除去步骤，铀、燃耗监测体分离步骤，以及铀、燃耗监测体含量测定步骤；还包括锆基体去除步骤，所述锆基体去除步骤位于氢氟酸除去步骤和铀、燃耗监测体分离步骤之间；通过锆基体去除步骤获得的溶解液能够直接用于铀、燃耗监测体分离步骤。
通过锆基体去除工艺，本发明所提供的燃耗测量工艺能够在氢氟酸除去步骤后除去溶解液中大量的锆基体，使得溶解液中的锆含量低于后续铀、燃耗监测体分离步骤的要求，进而使得该燃耗测量工艺能够对UO2-Zr弥散型核燃料元件这一特殊体系的燃耗值进行准确测量，具有广泛地应用和推广价值。
【实施例2】
在实施例1的基础上，所述锆基体去除步骤包括以下步骤：
(A)溶解液体系调节，对氢氟酸除去步骤中获得的溶解液Y1进行调节，得到待去除锆基体的溶解液Y2；
(B)利用萃取剂溶液萃取溶解液Y2中的锆基体，得到溶解液Y3。
其中，所述步骤(A)包括以下步骤：
(A1)沉淀金属离子，向溶解液Y1中加入氨水，沉淀溶解液Y1中的金属离子；
(A2)过滤溶解液Y1，得到步骤(A1)中生成的金属离子沉淀物；
(A3)沉淀物溶解，用硝酸溶解步骤(A2)中过滤得到的沉淀物，得到溶解液Y2。
由于氢氟酸除去步骤处理后得到的溶解液为硝酸和盐酸的混合酸体系，且其中包含大量的铀、钚、镅等锕系元素和各种裂变产物，溶解液体系复杂、放射性强，现有的萃取剂溶液和萃取方式无法直接用于溶解液进行锆萃取。
本实施例中，采用沉淀、过滤、再溶解三步法改变溶解液体系，得到待去除锆基体的溶解液Y2，溶解液Y2可利用萃取液溶液直接萃取其中的锆基体。
在部分实施例中，对于步骤(A1)，准确移取一定体积的溶解液Y1，并加入过量氨水使得金属离子全部沉淀。
在部分实施例中，对于步骤(A2)，搭建过滤装置过滤经过(A1)沉淀的溶解液Y2以获得各金属离子的固体沉淀物。过滤完成后，采用1～2mL的去离子水多次洗涤沉淀，洗涤完成后，烘干滤饼。
在部分实施例中，采用一定体积的硝酸使得步骤(A2)中得到的滤饼完全溶解，得到待萃取的溶解液Y2。在部分实施例中，硝酸的浓度为0.1mol/L～1mol/L，控制溶解液Y2中的锆浓度小于5g/L。
【实施例3】
在实施例2的基础上，步骤(B)包括以下步骤：
(B1)将萃取剂溶液和溶解液Y2共同置于反应容器中，搅拌并萃取溶解液Y2中的锆基体；
(B2)静置，弃去上层有机相，下层水相为溶解液Y3，所述溶解液Y3能够直接用于铀、燃耗监测体分离步骤。
其中，步骤(B1)中，萃取温度为20～30℃，萃取时间为10～30min。
萃取搅拌结束后，从水浴环境中取出反应容器并静置2～5min，之后弃去上层有机相，有机相中包含锆基体；下层水相为溶解液Y3，该溶解液Y3中的锆含量低于0.1g/L，因此可直接用于后续燃耗测量的铀、燃耗监测体的分离工艺。
【实施例4】
在上述实施例的基础上，所述萃取剂溶液为PMBP/二甲苯溶液。
PMBP为萃取剂，二甲苯为稀释剂。PMBP对锆基体有非常高的选择性和除去率，PMBP/二甲苯萃取体系经过一次萃取的锆去除率高达99.5％，因此只需要一次萃取即可使锆浓度满足后端分离要求，大幅地缩短了锆基体去除工艺的总时长，且锆基体去除后的溶解液Y3可直接衔接HPLC分离铀、燃耗监测体的工艺，快速简便，人员受照剂量显著降低(平均约0.2mSv/h每人)。不仅如此，PMBP/二甲苯萃取体系能够在溶解液Y2中选择性地萃取锆而几乎不萃取铀和其他裂变产物。通过萃取前后对比，去除后溶解液Y3中铀的保留率为97.9％，Ln的保留率为96.8％，进而显著地提高了燃耗测量准确性。
在部分实施例中，PMBP/二甲苯萃取体系通过制备获得。其步骤包括：采用精确到0.1mg的电子天平准确测量一定量的PMBP，所述一定量能够使得最终配制的萃取剂溶液中PMBP浓度为0.05～0.1mol/L。称取PMBP后，向PMBP中加入二甲苯，加入量应控制在总溶液体积的1/2～2/3之间，放置待固体溶解。若放置0.5h后PMBP固体仍未完全溶解，则将样品微热，使PMBP全部溶解后放置冷却。之后将溶液转移至洁净容量瓶中，用少量二甲苯涮洗烧杯三次并转入该容量瓶中，再用二甲苯定容至刻度线，得到PMBP/二甲苯萃取剂溶液。
在部分实施例中，所述萃取剂溶液的浓度为0.05～0.1mol/L。
【实施例5】
如图3所示，一种用于锆基弥散型核燃料元件的燃耗测量工艺的锆基体去除工艺，包括以下步骤：
S1：沉淀金属离子，向燃耗测量工艺的氢氟酸除去步骤中获得的溶解液Y1中加入氨水，使得溶解液Y1中的金属离子全部沉淀；
S2：过滤溶解液Y1，得到步骤S1中生成的金属离子沉淀物；
S3：沉淀物溶解，用硝酸溶解步骤S2中过滤得到的沉淀物，得到溶解液Y2；
S4：将萃取剂溶液和溶解液Y2共同置于反应容器中，搅拌并萃取溶解液Y2中的锆基体；
S5：静置后弃去上层有机相，下层水相为溶解液Y3，所述溶解液Y3中锆浓度低于0.1g/L。
在部分实施例中，所述萃取剂溶液为PMBP/二甲苯溶液，萃取剂溶液的浓度为0.05～0.1mol/L。
【实施例6】
在实施例5的基础上，锆基体去除工艺包括以下步骤：
S1：沉淀金属离子，移取2.5mL锆浓度约为10g/L的溶解液Y1至10mL洁净烧杯中，加入25％氨水0.5mL，放置2min后，产生大量白色絮状沉淀；
S2：过滤溶解液Y1，采用玻璃漏斗进行过滤，过滤得到步骤S1中生成的沉淀。待漏斗中滤液基本全干后，采用1mL去离子水分三次洗涤所得滤饼，过滤、洗涤结束后，放置待滤饼干燥；
S3：沉淀物溶解，待过滤所得的滤饼基本全干后，准确移取0.5mol/L硝酸溶液10mL，使得所有滤饼全部溶解，得到待去除锆基体的溶解液Y2；
S4：准确移取5mL PMBP/二甲苯溶液和5mL溶解液Y2于25mL带盖三角瓶中，加入2cm磁力搅拌子，并将三角瓶至于25℃恒温水浴中，萃取搅拌15min；
S5：搅拌结束后，取出三角瓶，并将反应体系转移至50mL的洁净的分液漏斗中，放置2min，待溶液分相后从分液漏斗下面放出下层水溶液，即为除去锆基体后的核燃料元件溶解液Y3，可直接通过加热浓缩或稀释后进行后续的分离工艺。
上述步骤使用的萃取体系为0.05mol/L的PMBP/二甲苯溶液。其配制方式采用如下步骤：
采用可精确到0.1mg的AG-245电子天平准确称量0.3479g的PMBP于25mL洁净的烧杯中；之后用一次性滴管向烧杯中加入15mL二甲苯，放置待固体溶解。0.5h后固体完全溶解，溶液呈金黄色。将溶液转移至25mL洁净容量瓶，再用少量二甲苯涮洗烧杯三次一并转入该容量瓶中，再用二甲苯定容至刻度线，得到步骤S4中所使用的萃取剂溶液。
本实施例中锆的萃取率见表1，去除锆后的溶解液Y3中铀和镧系元素的保留率数据见表2。
表1实施例6萃取前后溶解液中锆浓度变化
溶解液Y1的锆浓度(g/L) 溶解液Y3的锆浓度(g/L) 萃取一次去除率(％)
9.64 0.05 99.5
表2实施例6萃取前后溶解液中铀和镧系元素保留率
元素 溶解液Y1中的浓度(g/L) 溶解液Y3中的浓度(g/L) 保留率(％)
U 0.94 0.92 97.9
Lns 9.4E10-2 9.1E10-2 96.8
通过表1可知，PMBP/二甲苯萃取体系对锆具有很高的萃取能力，通过一次萃取，锆浓度的去除率高达99.5％。同时，萃取前后溶解液中铀和镧系元素的保留率分别为97.9％和96.8％，说明该萃取体系对锆具有良好的选择性。
以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (10)

1.采用锆基体去除工艺的燃耗测量方法，包括样品切割分取步骤，样品溶解步骤，氢氟酸除去步骤，铀、燃耗监测体分离步骤，以及铀、燃耗监测体含量测定步骤；
其特征在于，还包括锆基体去除步骤，所述锆基体去除步骤位于氢氟酸除去步骤和铀、燃耗监测体分离步骤之间；通过锆基体去除步骤获得的溶解液能够直接用于铀、燃耗监测体分离步骤。
2.根据权利要求1所述的采用锆基体去除工艺的燃耗测量方法，其特征在于，所述锆基体去除步骤包括以下步骤：
(A)溶解液体系调节，对氢氟酸除去步骤中获得的溶解液Y1进行调节，得到待去除锆基体的溶解液Y2；
(B)利用萃取剂溶液萃取溶解液Y2中的锆基体，得到溶解液Y3。
3.根据权利要求2所述的采用锆基体去除工艺的燃耗测量方法，其特征在于，所述步骤(A)包括以下步骤：
(A1)沉淀金属离子，向溶解液Y1中加入氨水，沉淀溶解液Y1中的金属离子；
(A2)过滤溶解液Y1，得到步骤(A1)中生成的金属离子沉淀物；
(A3)沉淀物溶解，用硝酸溶解步骤(A2)中过滤得到的沉淀物，得到溶解液Y2。
4.根据权利要求2所述的采用锆基体去除工艺的燃耗测量方法，其特征在于，所述步骤(B)包括以下步骤：
(B1)将萃取剂溶液和溶解液Y2共同置于反应容器中，搅拌并萃取溶解液Y2中的锆基体；
(B2)静置，弃去上层有机相，下层水相为溶解液Y3，所述溶解液Y3能够直接用于铀、燃耗监测体分离步骤。
5.根据权利要求4所述的采用锆基体去除工艺的燃耗测量方法，其特征在于，步骤(B1)中，萃取温度为20～30℃，萃取时间为10～30min。
6.根据权利要求4所述的采用锆基体去除工艺的燃耗测量方法，其特征在于，所述溶解液Y3中锆浓度低于0.1g/L。
7.根据权利要求2～6中任一项所述的采用锆基体去除工艺的燃耗测量方法，其特征在于，所述萃取剂溶液为PMBP/二甲苯溶液。
8.根据权利要求7所述的采用锆基体去除工艺的燃耗测量方法，其特征在于，所述萃取剂溶液中PMBP的浓度为0.05～0.1mol/L。
9.锆基体去除工艺，其特征在于，包括以下步骤：
S1：沉淀金属离子，向燃耗测量工艺的氢氟酸除去步骤中获得的溶解液Y1中加入氨水，使得溶解液Y1中的金属离子全部沉淀；
S2：过滤溶解液Y1，得到步骤S1中生成的金属离子沉淀物；
S3：沉淀物溶解，用硝酸溶解步骤S2中过滤得到的沉淀物，得到溶解液Y2；
S4：将萃取剂溶液和溶解液Y2共同置于反应容器中，搅拌并萃取溶解液Y2中的锆基体；
S5：静置后弃去上层有机相，下层水相为溶解液Y3，所述溶解液Y3中锆浓度低于0.1g/L。
10.根据权利要求9所述的锆基体去除工艺，其特征在于，所述萃取剂溶液为PMBP/二甲苯溶液，萃取剂溶液中PMBP的浓度为0.05～0.1mol/L。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113409972A (zh) * 2021-06-23 2021-09-17 中国核动力研究设计院 一种核燃料燃耗测量工艺

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5242631A (en) * 1992-01-13 1993-09-07 Westinghouse Electric Corp. Method for coating nuclear fuel pellets
CN102949973A (zh) * 2011-08-19 2013-03-06 中国核动力研究设计院 一种燃料元件燃耗测量中的铀与稀土元素的分离方法
CN107004446A (zh) * 2014-12-29 2017-08-01 泰拉能源公司 在熔融盐反应堆中的裂变反应控制

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5242631A (en) * 1992-01-13 1993-09-07 Westinghouse Electric Corp. Method for coating nuclear fuel pellets
CN102949973A (zh) * 2011-08-19 2013-03-06 中国核动力研究设计院 一种燃料元件燃耗测量中的铀与稀土元素的分离方法
CN107004446A (zh) * 2014-12-29 2017-08-01 泰拉能源公司 在熔融盐反应堆中的裂变反应控制

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
JONG-GOO KIM ET AL.: "Recent chemistry work for the burnup measurement in KAERI", 《PROCEEDINGS OF 2005 JAEA-KAERI JOINT SEMINAR ON ADVANCED IRRADIATION AND PIE TECHNOLOGIES》 *
JUNG SUK KIM ET AL.: "Burnup measurement of spent U3Si/Al fuel by chemical method using neodymium isotope monitors", 《JOURNAL OF KOREAN NUCLEAR SOCIETY》 *
JUNG SUK KIM ET AL.: "Dissolution and burnup determination of irradiated U-Zr alloy nuclear fuel by chemical methods", 《NUCLEAR ENGINEERING AND TECHNOLOGY》 *
张劲松 等: "质谱法测定低浓缩燃料组件燃耗", 《质谱学报》 *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113409972A (zh) * 2021-06-23 2021-09-17 中国核动力研究设计院 一种核燃料燃耗测量工艺
CN113409972B (zh) * 2021-06-23 2022-11-08 中国核动力研究设计院 一种核燃料燃耗测量工艺

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