Выберите параметры поиска


Определение содержания урана в моче методом масс-спектрометрии с индуктивно-связанной плазмой

Авторы: Кириллова Т.Г., Дюсембаева М.Т., Мухамедияров Н.Ж.

Ключевые слова: уран, моча, ИСП–МС, разбавление, автоклавное разложение, метод добавок, матричный эффект

Загрузить PDF
Разработана методическая схема определения содержания урана в моче человека методом квадрупольной массспектрометрии с индуктивно-связанной плазмой c использованием масс-спектрометра Agilent 7700x (Agilent Technologies). Показана возможность прямого измерения содержания урана в образцах мочи, разбавленных раствором 3% азотной кислоты, без проведения автоклавного разложения. Полученная градуировочная зависимость для определения урана в диапазоне концентраций 0,1–10 мкг/л характеризуется коэффициентом корреляции 0,9998 и значениями относительного стандартного отклонения 4-9 %. Предел определения метода составил 30 нг/л. Дана оценка влияния спектральных и матричных помех на результаты измерения. Определена возможность применения калибровки с подбором матрицы для снижения матричного эффекта при определении урана в моче. 

Рентгеноструктурные исследования графита реактора ИГР

Авторы: Скаков М.К., Букина О.С., Кукушкин И.М., Ситников А.А., Букина О.С., Яковлев В.И.

Ключевые слова: ИГР, уран, реактор, низкообогащенное (НОУ) топливо, высокообогащенное (ВОУ) топливо

Загрузить PDF
На базе Национального ядерного центра Республики Казахстан предполагается проведение конверсии исследовательских реакторов на низкообогащенное (НОУ) топливо. Высокообогащенное урановое (ВОУ) топливо будет разбавлено до состояния, устойчивого к распространению ядерного оружия. Материаловедческие исследования проводились с целью определения свойств необлученного топлива высокого обогащения, имеющих значение для транспортировки топлива и его последующего разбавления. Необлученное ВОУ топливо реактора ИГР будет использоваться в разработке технологии разбавления топлива. Исследования НОУ топлива, проводились с целью получения информации о свойствах для сравнения со свойствами ВОУ топлива. Определение структурно-фазового состояния материала – один из ключевых пунктов в материаловедческих исследованиях материала топлива реактора ИГР. Литературный обзор выявил отсутствие нормативно-технической документации, регламентирующей требования к структурным характеристикам графита уран-графитового топлива и, соответственно, к использованию методов рентгеноструктурного анализа для определения структурных характеристик графитов. В работе представлены основные результаты материаловедческих исследований, акцент сделан на анализ рентгеноструктурных характеристик уран-графитового топлива. Доклад о результатах работы был представлен на VIII Международной конференции «Семипалатинский испытательный полигон: наследие и перспективы развития научно-технического потенциала».

Исследования характеристик ИГР с топливом низкого обогащения

Авторы: Пахниц А.В., Иркимбеков Р.А., Жагипарова Л.К., Вурим А.Д., Котов В.М., Бекмагамбетова Б.Е., Байгожина А.А., Мурзагалиева А.А.

Ключевые слова: ИГР, уран, поток нейтронов, низкообогащенное топливо, высокообогащенное топливо

Загрузить PDF
В статье представлены результаты исследований возможности перевода реактора ИГР с высокообогащенного уранового топлива на низкообогащенное. Показано, что при рассмотренных конфигурациях в «горячем» реакторе существенно уменьшается поток тепловых нейтронов в ЦЭК, возможно превышение допустимой температуры воды на выходе из неподвижной ампулы ЦЭК, что указывает на необходимость продолжения поиска вариантов компоновки активной зоны реактора для сохранения его характеристик.

Расчетно-экспериментальное определение числа делений ядер 235U нейтронами по измеренной активности радионуклидов – продуктов деления

Авторы: Медетбеков Б.С., Попов Ю.А., Алейников Ю.В.

Ключевые слова: радионуклиды, ИВГ 1.M, уран, продукты деления

Загрузить PDF
В работе представлены результаты физических исследований, проведенных для определения скорости деления ядер 235U в образцах UO2 по измеренной активности ряда радионуклидов – продуктов деления. В качестве объекта исследования были взяты образцы из UO2 с естественным обогащением по изотопу урана 235U, облученные в экспериментальном канале реактора ИВГ.1М. С применением активационного метода анализа в диоксиде урана определен ряд радионуклидов – продуктов деления, по активности которых определена скорость деления ядер 235U в образце диоксида урана. Также, оценена погрешность скорости деления, которая не превысила 6 %.