14C大面积平面源的研制

为了解铝阳极氧化膜的吸附性能对制备¹⁴C大面积平面源的影响,研究不同厚度（4~12 μm）的铝氧化膜对¹⁴C的吸附效率,吸附槽中溶液的量对¹⁴C的吸附效率、平面源均匀性的影响,以及¹⁴C溶液比活度对吸附率的影响,并对研制的¹⁴C平面源进行均匀性、牢固性检测,以及发射率定值。结果显示,研制的¹⁴C平面源（100 mm×150 mm）均匀性<10%,牢固性<0.01%;使用2πα、2πβ表面发射率标准装置测量¹⁴C平面源,坪区达到400 V,每100 V坪斜为0.3%,小能量损失修正因子为0.2%;测量不确定度为2%（k=2）。研制的¹⁴C平面源技术参数满足相关平准源标准的要求。     

基于湿法氧化法测量放射性废树脂中3H和14C的方法

基于湿法氧化法对核电厂产生的放射性废树脂进行前处理,建立了树脂中³H和¹⁴C的测量方法,分析了影响方法回收率的因素,并对国内某核电厂废树脂中的³H和¹⁴C进行了测量。结果表明,H₂O₂浓度对方法回收率影响最大,在最优的氧化条件下,方法回收率达96.8%;³H和¹⁴C最小可探测比活度分别为41 Bq/g和1.3 Bq/g;¹⁴C测量结果与《生物样品中¹⁴C的分析方法 氧弹燃烧法》(GB/T 37865-2019)的测量结果相比,无显著性差异,¹⁴C测量精密度为10.2%。对国内某核电厂废树脂进行测量,³H和¹⁴C的平均比活度分别为（6 134 ±640） Bq/g和（2 724±147） Bq/g。     

尿素14C胶囊中55Fe分析方法研究

为确保药品质量的可控性与安全性,需对尿素¹⁴C胶囊中的杂质核素⁵⁵Fe进行分析。本工作建立了尿素¹⁴C胶囊中⁵⁵Fe分析测量方法,样品经过AGMP-1阴离子交换树脂2次分离纯化后,用液体闪烁计数器（LSC）测量⁵⁵Fe的活度,同时计算了尿素¹⁴C胶囊样品中放射性杂质核素⁵⁵Fe的检测限,并对方法的专属性、耐用性和检测限进行了验证。结果表明,放射性杂质核素⁵⁵Fe的活度限值为小于等于¹⁴C活度的0.1%、干扰核素¹⁴C的去污因子大于10⁵、铁的化学回收率在57%～67%之间、测量1 h的检测限为0.4 Bq。     

AMS-14C样品制备系统的研制及其性能研究

为了开展加速器质谱仪（accelerator mass spectrometry, AMS）在¹⁴C测量方面的研究,研制了可采用锌法、氢法、氢化钛法制备¹⁴C样品的装置,该制样系统以石英玻璃为主要结构材料,分为以下三个单元：系统真空维护单元、CO₂纯化单元和CO₂还原单元。为验证此装置的可靠性,进行了系列 ¹⁴C样品的制备实验,得到的石墨产率基本达到80%,同时对商业碳粉、树木的含碳量与实验过程中测量区域对应的CO₂量进行了线性拟合,结果呈现明显的线性关系。对一批标准样品和本底样品进行AMS测试,结果显示每个样品¹²C^-的引出束流均大于20 μA,系列空白样品的测量结果表明,¹⁴C/¹²C丰度比平均值为1.061×10^-15,样品制备系统稳定且在制样过程中引入的碳污染较小,符合制样要求,现代木头样品的AMS绝对测量值为（9.13±0.05)×10^-13,与预期值~9.0×10^-13相符合。上述结果表明,该系统结构紧凑,能避免相互污染,高效且便于操作,满足AMS对¹⁴C样品的测试要求。     

14C同位素研究进展

¹⁴C是一种重要的放射性示踪剂,能够揭示物质的分布、代谢机制及迁移路径,广泛应用于生物医药、农业、地质和环境等领域。近年来¹⁴C标记化合物的需求不断增长,其应用研究领域不断拓展。本文总结了¹⁴C同位素的来源、制备和分离纯化方法,¹⁴C标记化合物的制备和结构鉴定方法,以及¹⁴C标记化合物在相关研究领域的应用情况,着重探讨了¹⁴C同位素分离纯化技术的发展现状和趋势,希望在解决¹⁴C排放污染的同时,实现¹⁴C的资源化利用,并促进¹⁴C应用研究的进一步发展。     

中国核动力院核基地外围空气CO 2中14C分布特征及所致公众年有效剂量评价

基于2014—2017年中国核动力院核基地外围环境空气中¹⁴C的监督性监测数据,对关键居民组各种途径的待积有效剂量进行了粗略的估算。结果表明:综合楼与南坝工会空气中¹⁴C活度浓度差异有统计学意义,综合楼与木城水厂空气中¹⁴C活度浓度差异有统计学意义,南坝工会与木城空气中¹⁴C活度浓度差异无统计学意义,表明排放出来的¹⁴CO₂在空气中扩散混合很快。综合楼附近居民组中成人、青少年、儿童、幼儿经各途径的¹⁴C年平均摄入量分别为40.55、40.52、29.10、19.80 kBq/a;年待积有效剂量分别为23.31、22.91、23.08、19.44 μSv/a。其中成人组成员所受¹⁴C致待积有效剂量最大为23.31 μSv/a,但此待积有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.25 mSv)的9.3%以下。由此可以得出,核基地核施设正常运行工况下,¹⁴C对核基地外围环境的影响很小。     

重水堆核电站气态14C的产生释放及控制研究

核电站气态流出物中的¹⁴C主要通过呼吸和饮食两种途径进入人体,对人体形成内照射伤害。重水堆¹⁴C的产量约为相同装机容量轻水堆的40倍,因此,重水堆气态¹⁴C的排放控制对保护公众健康尤为重要。本文通过研究重水堆核电站¹⁴C产生机理,分析和计算各系统¹⁴C存在的形态以及产生量,梳理¹⁴C在重水堆核电站内的转移过程及最终排放的途径,提出了减少气态¹⁴C向环境排放的措施,为重水堆核电站有效控制气态¹⁴C排放提供了指导。     

以二氧化碳为介质扩散分离碳同位素的可行性研究

为进一步提高气体扩散法分离¹³C同位素的效率,在前期初步实验的基础上,开展单级扩散分离参数优化实验研究,并进行高丰度¹³C同位素制备的级联方案初步设计。在相对优化的实验参数条件下,气体扩散分离二氧化碳的基本全分离系数可以达到1.01以上。对单级分离实验数据进行计算,初步拟合出供料流量与膜前后压强的函数关系。采用多元分离理论对扩散分离二氧化碳进行级联分析计算,以天然二氧化碳为原料,可通过两次级联分离获得高丰度¹³C同位素。第一次阶梯级联分离的重馏分¹³C同位素丰度大于42%,并将其作为第二次阶梯级联分离的供料,第二次阶梯级联分离的轻馏分¹³C同位素丰度大于90%。     

13C同位素的分离工艺设计与实验研究

本文综述了在¹³C同位素的分离研究中建立“数值模拟+实验研究”的工程化研究方法，完成了一氧化碳低温精馏法分离稳定性同位素¹³C的计算机辅助设计，以及低温精馏工程实验研究。通过CO低温精馏单塔实验测定了¹³C同位素分离体系的基础参数；利用计算机辅助设计了¹³C分离二塔级联工艺，并得到了级联装置的优化参数；通过低温精馏分离¹³C二塔级联实验，对优化设计结果进行检验。研究结果表明，课题建立的“数值模拟+实验研究”相结合的工程研究方法可靠，在¹³C同位素分离中得到了实际应用；课题建立的研究方法提高了¹³C同位素分离的设计水平、降低了实验成本、提高了研发效率，为¹³C同位素分离工业化生产装置的设计提供了可靠的技术方法。     

3H与14C放射性标记化合物发展现状

³H与¹⁴C标记化合物作为示踪剂具有半衰期长,放射性能量低,毒性小、检测灵敏度高等优点,在生物技术、医药开发、农业、工业等领域有着广泛应用。随着新药创新研究的开展,对³H与¹⁴C标记化合物的需求也在日渐增加。本文总结了³H与¹⁴C标记化合物制备方法,分析了其在各研究领域的应用,简要回顾了³H与¹⁴C标记化合物在国内发展情况,并对国内放射性标记化合物的发展前景进行了展望,以期能促进³H与¹⁴C标记化合物的发展,满足国内科学研究对放射性标记化合物的需求。     

基于C30加速器的64Cu核素制备工艺

64Cu是目前应用十分广泛的放射性核素,主要用于PET诊断。本文基于C30加速器对⁶⁴Cu核素的制备工艺进行研究。制靶靶片为金属铜材质,在靶片表面镀金膜,以保护铜基底。镀金完成后用HCl和H₂O₂浸泡镀金层以去除金属杂质,用脉冲电镀法电镀富集⁶⁴Ni层。将靶片转移至C30加速器固体靶站进行辐照,束流能量为15.5 MeV。将辐照后的靶片转移至分离纯化热室。在溶靶槽中加入6 mol/L HCl和30%H2O2溶靶,使用AG1-X8阴离子交换树脂分离纯化,最终获得⁶⁴Cu核素。分别测定64Cu的放射性核纯度、放射化学纯度、金属杂质含量等质量指标。待收集的64Ni溶液衰变完全后,使用AG1-X8树脂回收。检验结果显示,富集64Ni厚度约8.5～16.3 mg/cm²,⁶⁴Cu产能大于37 GBq,产额可达180～250 MBq/(μA·h),放射性核纯度大于99.9%,放射化学纯度大于97.0%,金属杂质含量均小于0.5 μg/GBq。⁶⁴Cu制备工艺稳定、质量可控,达到了规模化生产水平,为⁶⁴Cu相关药物的研究与开发提供了稳定可靠的核素来源。     

An ISPA camera for beta radiography

We have developed a new type of beta camera based on an imaging silicon pixel array (ISPA) tube combined with planar plastic scintillators or with SiY₂O₅:Ce scintillating powder. The ISPA tube consists of a photocathode viewed at 3 cm distance by a silicon anode divided into 1024 rectangular (75 μm×500 μm) detector pixels, each bump-bonded to its equally sized electronic pixel. Depending on the beta detector thickness we achieved spatial resolutions (FWHM) between 105-μm (⁶³Ni source and 30-μm-thick plastic scintillator) and 240-μm (⁹⁰Sr-⁹⁰Y source and 120-μm-thick plastic scintillator) by covering the detectors with brass templates. With their four 60-μm-wide slits oriented parallel to the long pixel edges, we simulated small-sized beta strips. The impact of detector thickness is explained by multiple scattering, angular aperture of the template slits, and scintillating light distribution at the ISPA photocathode. Beta detection sensitivities were measured with calibrated ³H (tritium)- and ¹⁴C-Amersham microscale sources. They amount to 0.1 Bq (³H) with 150 min counting time and to 0.025 Bq ( ¹⁴C) with 180 min counting time     

Environment Accumulation Effect from Gaseous Effluent of Pressurized Water Reactor Plant

During the operation of nuclear power plant (NPP), gaseous radioactive effluent discharges into the environment via the stack, and some of them will deposit and accumulate in the environment. In this paper, ³H, ¹⁴C and ⁸⁸Kr/⁸⁸Rb, ⁶⁰Co, ¹³¹I and ¹³⁷Cs were selected as the representative nuclides to analyze their environment accumulation effect. The result reveals the environment accumulation effect of representative nuclide. Accumulative concentrations of most nuclides are less than 0.1 Bq/kg, while those of ³H and ¹⁴C are slightly high, which are 2.51 Bq/kg and 2.35 Bq/kg respectively. Accumulative concentration of individual nuclide is still far less than relative criteria in EPR-RSR. Therefore accumulation of these nuclides in the local environment will not affect the land reuse. The environmental concentration of aerosols shows a clear cumulative growth trend which is relevant to half-life of nuclides and their migration in the environment media. Based on this study, some recommendations are put forward for the prediction of environment accumulation effects of typical nuclide and environmental monitoring for the environmental impact assessment in China.     

压水堆核电厂气态流出物环境累积效应研究

核电厂运行寿期内放射性气载流出物通过烟囱向环境排放，其中部分放射性物质会沉降并在环境中累积。为评估其累积效应，本文选取³H、¹⁴C和以气溶胶形式存在的⁸⁸Kr/⁸⁸Rb、⁶⁰Co、¹³¹I和¹³⁷Cs作为代表性核素，采用³H、¹⁴C平衡模型和气溶胶迁移扩散模型，分析了核电厂运行寿期内各核素的环境累积活度浓度。分析结果表明：代表性核素显示出了环境累积效应，绝大多数代表性核素的环境累积活度浓度远小于0.1 Bq/kg，但³H和¹⁴C的环境累积活度浓度略高，分别达2.51 Bq/kg和2.35 Bq/kg；各核素环境累积活度浓度预测结果远低于EPR-RSR给出的相应限值，不会对土地再利用造成影响；以气溶胶形式存在的放射性核素的环境浓度表现出较明显的累积增长趋势，增长趋势与半衰期和放射性核素在环境中的迁移行为相关。根据研究结果，对我国核电厂环境影响评价中典型核素的环境累积效应预测和环境监测提出了建议。     

Investigations of lattice location and mobility of carbon in GaAs using the channeling technique

In order to get information about the lattice location and the mobility of ¹²C in GaAs wafers, the channeling technique in combination with nuclear reaction analysis (NRA) is a powerful method. The targets were implanted with ¹²C ions (2.6 × 10¹³−2.6 × 10¹⁵cm⁻²) at energies between 60 and 3000 keV. This corresponds to implantation depths of about 0.1 to 3 μm. Using the nuclear reaction ¹²C(d, p)¹³C a depth distribution of the implanted carbon is obtained. The relationship between the concentration of ¹⁴C in random and along the 100 and 110 axial directions gives information about the substitutional lattice location of carbon within the GaAs crystal. In addition, we measured lattice defect depth distributions with a 1.5 MeV ⁴He⁺ beam before and after thermal annealing at temperatures up to 600°C.     

Radioactivity confinement capability of “PARC” concept for the future reprocessing

Aiming at TRU waste arising reduction and economical competitiveness for the future reprocessing, is proposed an advanced process concept which is named PARC (Partitioning Conundrum Key) process. Enhancement of confinement capability for long-lived nuclides in a simplified Purex process is the primary subject of this R&D project. Technologies for long-lived nuclide recovery are under development, focused on ¹⁴C and ¹²⁹I in head end, ²³⁷Np and ⁹⁹Tc in extraction, and ²⁴¹Am the daughter of ²⁴¹Pu in effluents. Those nuclides focused here are mobile in the environment and highly concerned as potential hazardous among the long-lived nuclides in spent fuels. New functions in PARC process concept are designed to mitigate the environmental impacts of reprocessing wastes and also to improve economy of reprocessing in the future.