萃取剂的輻射稳定性研究(Ⅰ)——磷酸三丁酯各異构体輻解产物的比較

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磷酸三正丁酯是最常用的核燃料萃取剂之一,在热鈾处理方面,該萃取剂迄今亦广泛应用于鈾钚的回收工艺中。因此对它的輻射稳定性的研究很受人們注意,近十年来巳出現不少这方面的报导。1955年卡瑟尔(Carther)首先报导了磷酸三正丁酯及它与煤油混合系統的輻解。威廉斯(Williams)、柏尔(Burr)及其他学者均曾报导过磷酸三正丁酯各种輻解产物的分布及它們的輻化产率,但上述諸文献所載之結果彼此有所差异。磷酸三正丁酯与 Tri-n-butyl phosphate is one of the most commonly used nuclear fuel extractants and has hitherto been widely used in uranium-plutonium recovery processes for uranium heat treatment. Therefore, the study on the radiation stability of it has drawn great attention and quite a few reports have been made in this area in recent ten years. In 1955 Carther first reported the tri-n-butyl phosphate and its radiolysis in a mixed system with kerosene. Williams, Burr, and others have reported the distribution of various radiolysis products of tri-n-butyl phosphate and their radiochemical yields, but the results reported in these documents differ from each other . Tri-n-butyl phosphate and
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