铀矿物SIMSU-Pb定年技术方法研究

来源 :原子能科学技术 | 被引量 : 0次 | 上传用户:sysamy
下载到本地 , 更方便阅读
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
为构建可靠、合理的二次离子质谱仪(SIM S)U-Pb铀矿物测试方法,准确有效地测定铀矿床的成矿年龄,本文对铀矿物SIM S U-Pb测试过程中的仪器参数、标准矿物及样品制备等进行了研究.借助SIMS平台,构建了铀矿物U-Pb原位微区定年技术方法,通过调节一次离子光路系统,设定高斯照明模式,获取了适用于铀矿物U-Pb定年测试用的10μm×5μm椭圆形离子束斑;评价了GBW04420沥青铀矿标准样品作为微区定年标样的合理性及其局限性.此外还利用低铀矿物(锆石91500)二次离子峰作为基准确定铀矿物测试过程的目标二次离子峰的强度和位置,并同时提出了一种适用于铀矿物SIM S定年的样品制靶流程.最后,以我国某铀矿床样品为例,采用本文构建的测试方法获取了高空间分辨率条件下207 Pb-206 Pb的成矿年龄,并与其他测试方法的测试结果进行了对比,证明本文建立的铀矿物SIMS U-Pb定年方法合理、技术上可操作性强、结果可信.
其他文献
U-10Zr金属燃料是先进轻水堆、钠冷快堆等堆型的重要候选材料.本文开展多孔U-10Zr金属燃料研究,降低金属燃料芯体本身有效密度,在金属燃料芯体内部设计一定数量、大小的孔隙,贮存裂变气体,为燃料体积膨胀预留空间,提高燃料抗辐照肿胀性能.本文采用冷压压制成型-固相烧结的粉末冶金方法制备多孔U-10Z r合金芯体,研究烧结工艺对芯体密度的影响规律,并对不同孔隙率的芯体开展微观形貌、物相等性能表征.试验结果表明,样品在烧结温度为1100℃下烧结时密度随烧结时间的延长而提高,可通过改变烧结时间控制其孔隙率.
为探索高熵合金作为反应堆先进包壳材料的可能性,对Ti-Zr-Nb系高熵(中熵)合金的微观结构和腐蚀行为进行了分析.结果表明:Ti-Zr-Nb系合金主要为简单BCC结构;在Ti-Zr-Nb系合金中添加V元素对合金的微观结构影响不大;在合金中添加Al元素,会出现有序B2相结构;在360℃/18.6 M Pa高温高压纯水腐蚀和高温水蒸气腐蚀氧化过程中,TiZrNb合金会出现表面氧化膜脱落的现象.在Ti-Zr-Nb系合金中添加适量A l元素(原子百分比约为15%),可提高合金在360℃高温高压纯水条件下和高温水蒸
鄂尔多斯盆地北缘某砂岩铀矿床中的碳酸盐含量较高,平均为2% ~5%.由于含矿层中高碳酸盐的存在,利用原地浸出工艺(简称地浸)开采时易形成碳酸盐的二次沉淀,造成整个含矿层的渗透性能下降.针对该砂岩铀矿碳酸盐含量高的特点,通过有机酸搅拌浸出、圆柱状岩心流动和有机酸柱浸试验开展了混合有机酸作浸出剂的砂岩铀矿原地浸出试验研究.结果表明,利用体积比为5:1的乙酸+柠檬酸混合酸作为浸出剂,能实现铀的有效浸出,且能改善矿石的渗透性能.未来实际地浸开发时可采用CO2+O2中性浸出工艺辅以体积比为5:1的乙酸+柠檬酸混合有
为改善铁素体/马氏体钢在液态铅铋环境下的磨蚀性能,采用脉冲激光熔覆技术在一种典型铁素体/马氏体钢表面成功制备出了单一Al2 O3和Al2 O3/FeCrNi复合涂层,并综合利用多种表征手段对两种涂层的相组成、微区成分、微观组织特征和硬度进行了研究和分析.研究发现,Al2 O3和Al2 O3/FeCrNi涂层熔覆区(CZ)的厚度分别约为260μm和180μm.Al2 O3涂层CZ靠近样品表面的区域主要由较粗大的块状δ铁素体组成,而远离样品表面的区域由细小的板条状马氏体组成.Al2 O3/FeCrNi涂层CZ
为评估核主泵用流体动压型机械密封辅助密封圈的摩擦力,设计了辅助密封圈的微动试验台架,进行了不同频率和不同往复位移幅值下辅助密封圈的摩擦力测量,分析了往复频率和往复位移幅值对辅助密封圈在正常工作条件下的摩擦力影响规律.试验结果表明,辅助密封圈摩擦力随往复位移幅值的增大先增大后减小,在较大往复频率下,往复频率对摩擦力的影响作用不明显,与辅助密封圈接触的金属配副表面承受周期性交变切应力,易导致表面微动疲劳磨损.
本文研究了4种超临界二氧化碳核能动力转换系统关键高温部件候选材料在650℃、20 M Pa超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为,利用扫描电子显微镜、X射线能谱仪、X射线衍射仪和辉光放电光谱仪分析了氧化膜微观形貌、组织结构和成分分布.结果表明:奥氏体不锈钢310S及316NG、铁镍基合金Incoloy-800H、镍基合金Inconel-625三类材料在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳环境中均表现出良好的耐腐蚀性能,腐蚀动力学遵循抛物线规律;Cr、Ni含量的增加可提高材料耐腐蚀性能,310S、Incolo
以工业级脉冲折流板萃取柱为研究对象,建立了液液两相流体C FD数学模型,利用C FD模型研究了分散相持液量、轴向扩散、湍流耗散率以及板间距对萃取柱的影响.结果表明:C FD模型预测的持液量与实验所测结果吻合良好,所建立的C FD模型有效,且C FD模型的持液量较经验公式预测结果更为准确.萃取柱轴向扩散系数随脉冲强度的增大而增大,在工程应用中脉冲强度不易过高.同时相比于分散相速度,连续相速度对轴向扩散系数的影响更大.利用CFD模型对Kummar提出的湍流耗散率经验公式常数进行了修正,常数修正为0.81,从而
单光子发射计算机断层成像技术(SPECT)是放射性核素心脏显像重要的成像手段之一.受传统SPECT的平行孔准直器的灵敏度和空间分辨率的影响,SPECT心脏成像的图像质量不佳.本文在临床SPECT系统的双探头基础上,通过设计高灵敏度、高空间分辨率的多针孔准直器,取代传统的平行孔准直器,实现高性能的心脏成像.通过解析计算对系统性能进行了评估,结果表明:中心灵敏度为0.038%,空间分辨率为1 cm,优于传统的平行孔SPECT.基于数值模拟的心肌成像实验,获得了高质量的心肌重建图像,证明了基于多针孔准直器心脏S
氮化铀(U N)燃料作为高铀密度燃料之一,已成为未来空间堆动力、空间核电源、核动力火箭的首选燃料之一.本文采用金属铀氢化脱氢-氮化脱氮及热压烧结工艺制备得到UN粉末和芯块,探究了粉末粒度对燃料芯块性能的影响.结果表明,制备得到的UN粉末为单相UN,形貌为不规则的非球形,有利于芯块制备过程中粉末间的相互填充和机械啮合;不同粒度UN粉末热压烧结制备的UN芯块,物相检测结果均为单相U N,当粉末粒度为-100~+200目时,芯块密度、铀密度及压溃强度最高,分别为13.78 g/cm3(96.23%T.D.)、1
热管冷却反应堆(简称热管堆)具有系统简单、可靠性高、非能动传热、运行温度高等特点,是当前多用途微型核电源的优选方案.热管的固态属性特征使得热管堆的反应性反馈特点与传统堆芯存在较大差异.热管堆中不仅存在燃料和基体多普勒效应的反应性反馈,还须考虑堆芯热膨胀效应和热管内工质变化可能带来的影响.本文针对美国MW级热管堆MegaPower堆芯方案的启堆工况,进行固态堆芯反馈特性研究.利用反应堆蒙特卡罗程序RM C计算得到堆芯从冷态到热态,燃料、基体、反射层的多普勒系数和热膨胀反馈系数,以及随热管两相工质份额变化的空