肺支气管中239PuO2微粒沉积分布数值模拟

为研究核事故条件下钚材料对人体产生的危害，用计算流体动力学模拟计算²³⁹PuO₂微粒在人体支气管中的沉积率和沉积位置。结果表明：所吸入的²³⁹PuO₂微粒主要沉积在肺气管一、二级分叉处。研究结果可对事故状态下²³⁹PuO₂微粒的防护和人体活体肺中铀、钚等核素沉积量的测量提供参考。     

99Tcm-DTPA-DG标记物的制备

为了在合成二乙三胺五乙酸-脱氧葡萄糖（DTPA-DG）基础上，制备⁹⁹Tc^m-DTPA-DG标记物，以SnCl₂·2H₂O为还原剂，还原⁹⁹Tc^mO^-₄并与DTPA-DG形成⁹⁹Tc^m-DTPA-DG标记物。进行了DTPA-DG用量、SnCl₂·2H₂O用量、反应介质pH值、反应温度等对标记率的影响实验。结果表明，25mg DTPA-DG ，500μg SnCl₂·2H₂O，pH=6，加入Na⁹⁹Tc^mO⁴淋洗液0.5~4mL，在25℃以上放置30min或沸水浴反应10min时，用9g/L NaCl和丙酮作展开剂纸层析法鉴定标记物,放射化学纯度>99%。标记物在室温放置6h，放射化学纯度仍达98.6%。⁹⁹Tc^m-DTPA-DG标记率高，标记物的体外稳定性好，操作简便，便于临床应用。     

91Sr亚快化分离方法的研究

为了精确测量⁹¹Sr的衰变数据，需要分离出放化纯的⁹¹Sr样品。以衰变链中的母子体关系为依据，“两步延迟分离法”为基础，对裂变产物中⁹¹Sr的快速分离方法进行了研究。分别以聚三氟氯乙烯（Kel-F）粉和大孔树脂（Amberlite XAD-7）作支撑体，制备了2种二环己基-18-冠-6的萃取色层树脂，均能快速、定量吸附Sr，吸附的Sr易于用去离子水解吸下来，研制出一套相应的亚快化分离装置。将两步延迟分离原理与冠醚萃取色层法相结合，设计了用2个萃取色层柱前后串联的快速放化分离流程，整个操作流程可在200 s左右完成。用辐照²³⁵U的裂变产物溶液进行了全流程验证，得到的⁹¹Sr 溶液为放化纯，Sr的化学回收率大于90％，对⁹²Sr的去污因子大于10²，对其它主要核素的去污因子大于10³，结果满足衰变数据测量的要求。     

基于中子活化分析的129I嬗变率测量方法实验研究

基于中子活化分析（NAA）,建立一种简便可靠的¹²⁹I嬗变率测量方法。采用¹²⁷I制作模拟靶件,利用1个参比靶件与两个嬗变模拟靶件同时照射,测量¹²⁸I特征γ射线强度之比,并根据比值计算嬗变率。实验结果验证了方法的可行性,为¹²⁹I的高注量率反应堆嬗变率测定提供了技术支持。     

3-三甲基硅苄胍的合成及其125I标记

以3-溴甲苯为起始物，通过5步反应合成可用于放射性碘（砹）标记的3-三甲基硅苄胍，并用核磁共振（NMR）、质谱（MS）、高效液相（HPLC）等对产物进行了表征。以此化合物为前体，对其进行了¹²⁵I标记。¹²⁵I MIBG的标记率达66.7%，放化纯度＞98%。标记物在室温下放置3d后，放化纯度无明显变化，表明¹²⁵I MIBG具有较高的体外稳定性。     

108Cd核振动到转动演化的微观研究

基于微观sdIBM-F_max模型和实验单粒子能量值,在最普遍的哈密顿量下,用两组不同的核子-核子等效相互作用参数,分别很好地再现了¹⁰⁸Cd核的振动带能谱和转动带能谱及其演化过程。微观和唯象的研究指出：1)这两种激发模式的共存区是能态8⁺₁~14⁺₁(E_x=3.683~5.503MeV),8⁺₁态是振动模式占据优势的能态,14⁺₁态是转动模式占据优势的能态,而10⁺₁态则是两种模式的中立能态;2)从基态到24⁺₁态的yrast态均是集体态,而以后出现的第1个拆对顺排态很可能就是中子h_11/2的两准粒子态;3)核结构的这种过渡不是很剧烈,而是在过渡区中,通过对玻色子结构中价核子对的耦合概率的微小改变来实现的。     

α能谱法测定241Am(n,γ)242Amg,m的反应分支比

研究建立了1种利用α能谱测定²⁴¹Am(n,γ)²⁴²Am^g,m的反应分支比K₁和K₂的方法。利用²⁴²Am^m与²⁴²Am^g半衰期差别很大的特点，分两次测量²⁴¹Am辐照样品中的²⁴²Cm含量，分别推算²⁴²Am^g与²⁴²Am^m的生成量，从而得到K₁和K₂。实际分析了某反应堆辐照的样品，测得了该反应堆中子能谱对应的K₁和K₂值。     

Pu(OH)4(am)与碳酸根的配位行为研究

为了解在惰气环境Pu(OH)_4(am)与碳酸盐溶液中HCO^-₃，CO^2-₃的配位行为，考察了放置时间对Pu总浓度的影响；同时也考察了pH值、碳酸根总浓度变化对碳酸盐溶液中Pu的主要存在形态及溶解总浓度的影响。实验结果表明，HCO^-₃离子与Pu(OH)_4(am)生成[Pu(OH)₄(HCO₃)₂]^2-（lg K=-2.61±0.18, lgβ=54.25±0.18）或[Pu(OH)₂(CO₃)₂]^2-（lgK=-2.61±0.18, lgβ=46.91±0.18）；CO^2-₃离子与Pu(OH)_4(am）生成[Pu(OH)₄(CO₃)₂]^4-（lgK=-3.52±0.11, lgβ=53.33±0.11）。可能的配位反应方程式为： Pu(OH)_4(am)+2HCO^-₃ = [Pu(OH)₄(HCO₃)₂]^2-, Pu(OH)_4(am)+2HCO^-₃ =[Pu(OH)₂(CO₃)₂]^2-+2H₂O, Pu(OH)_4(am)+2CO^2-₃=[Pu(OH)₄(CO₃)₂]^4-。     

99Tcm(CO)3-CNRGD的制备及生物学评价

合成了含异腈基团的多肽偶联物（CNRGD）,并用［⁹⁹Tc^m(CO)₃(H₂O)₃］⁺标记,得到具有与整合素α_vβ₃受体多结合位点的⁹⁹Tc^m(CO)₃-CNRGD,并对其进行了体内外生物学评价。结果表明,在优化的标记条件下,⁹⁹Tc^m(CO)₃-CNRGD的标记率达到77%,纯化后,标记物放射化学纯度大于96%。体外稳定性实验显示其具有很高的稳定性;脂水分配系数显示其具有较好的脂溶性。正常小鼠体内分布显示,⁹⁹Tc^m(CO)₃-CNRGD在血液中清除较快,主要通过肝肾代谢。荷MCF-7人乳腺癌裸鼠体内分布显示,注射1、4h后,标记物在肿瘤部位的摄取值达(2.38±0.37)%ID/g和(1.57±0.21)%ID/g,瘤/血比分别达0.71±0.09、1.15±0.15,表明该标记物在肿瘤细胞中有一定的摄取和较长的滞留时间。     

模拟草酸钚沉淀母液中草酸电解破坏研究

采用循环伏安法和线性扫描法对模拟草酸钚沉淀母液中草酸和钚的电化学行为进行研究。研究结果表明,HNO₃介质中的H₂C₂O₄在Pt电极上的氧化为不可逆反应。在模拟的草酸钚沉淀母液中,因Pu(Ⅳ)被C₂O^2-₄络合而未出现Pu(Ⅲ)/Pu(Ⅳ)的氧化还原峰,H₂C₂O₄的氧化峰则清晰可见,H₂C₂O₄的氧化反应仍为不可逆过程。对模拟草酸钚沉淀母液进行恒电流电解,考察了模拟母液中Pu(Ⅳ)初始浓度对草酸电解速率的影响以及电解过程中Pu价态的变化。结果表明,钚浓度为0.002～0.1g/L时,对H₂C₂O₄的电解速率影响不大。恒电流密度下电解可将草酸钚沉淀母液中草酸的浓度破坏到0.001mol/L以下,可满足工艺要求。     

克量级铀中微量铕和铽的放化分离方法研究

为提高中子诱发铀裂变时低产额裂变产物¹⁵⁶Eu和¹⁶¹Tb产额测量的精度,需获得放化纯的¹⁵⁶Eu和¹⁶¹Tb样品。本工作建立了氢氧化物共沉淀法除铝、氟化钙共沉淀法除铀、TRPO萃取法提取稀土元素、阳离子交换色谱法从混合稀土元素中分离Eu和Tb的流程,可用于大量铀、铝和裂变产物中微量Eu和Tb的分离。在待分离样品中含2 g铀、0.65 g铝和裂变产物的条件下,该流程对Eu、Tb的化学回收率均大于80%,对U、²³⁹Np、⁹⁵Zr、¹⁰³Ru、¹³¹I、¹³²Te、¹⁴⁰Ba、¹⁴⁰La、¹⁴¹Ce、¹⁴⁷Nd等主要干扰物质的去污因子达到106。该方法可满足中子诱发铀裂变时¹⁵⁶Eu和¹⁶¹Tb产额精确测量的要求。     

Extraction of trace thorium from hydrochloric acid media by 1-phenyl-3-methyl-4-benzoyl-5-pyrazolone

The paper describes the solvent extraction of trace thorium from hydrochloric acid media by 1-phenyl-3-methyl-4-benzoyl-5-pyrazolone (PMBP) using a radioactive tracer technique. The percent extraction of thorium was studied as a function of acidity, PMBP concentration and equilibrium time. The back-extraction behavior of thorium from the organic phase was also tested. Separation of thorium was performed from fission products produced in 14 MeV neutron bombardment of natural uranium by employing the PMBP extraction procedure. The gamma-ray spectra of the separated thorium fractions show that thorium can be separated from most of fission products and a large amount of uranium.     

P204树脂和阳离子交换树脂分离Sc与裂变产物

P204对Sc有很好的分离选择性和分离能力,但由于反萃困难限制了其在Sc纯化中的应用。本工作研究了从裂变产物中分离纯化Sc的方法,建立流程如下:首先利用P204树脂对Sc的强萃取能力,将Sc与大量裂变产物分离,再通过灰化方法破坏树脂官能团,解决了吸附在P204树脂上的Sc难以解吸的问题,最后通过阳离子交换树脂实现Sc与残留Zr和Mo的分离,从而实现了Sc与裂变产物的分离。该方法对样品体积和酸度要求低,流程步骤操作简单。通过对模拟样品进行分析,Sc的回收率大于65%,对主要裂变产物的去污因子大于10³,适用于Sc与裂变产物的分离。     

一种快速放化分离~(72)Ga的方法

以Fe(OH)3沉淀和异丙醚萃取为主要分离方法,建立了一种简单、有效的快速放化分离微量72 Ga的流程。流程对Ga的化学回收率大于90%,对裂变产物元素的去污因子均大于103,对土壤基体的去污因子为4.1×103,分离时间小于50min,可以满足快速放化分离72 Ga的需求。     

SISAK快速化学分离装置的建立

SISAK(Short-lived Isotopes Studies by the AKUFVE technique)技术是目前使用最广泛的快速化学分离方法之一,主要应用在短寿命核素的分离和鉴别、超重元素的人工合成以及化学性质研究等方面的工作中.本文简单地叙述了SISAK技术的流程、原理和发展现状,介绍了自行建立的国内第一套基于SISAK技术的快速化学分离装置,并通过从裂变产物中分离短寿命核素这一实例验证了SISAK技术在快速化学分离中的优越性.     

从裂变产物中快速放化分离~(144)La的方法研究

为测量短寿命核素~(144) La的衰变数据,需要制备出高丰度、高活度的~(144) La样品。本工作采用"两步延迟分离法"分离流程,以二(2-乙基己基)磷酸酯(HDEHP)萃取为手段,利用SISAK装置在10s内实现~(144 )Ba-~(144 )La的分离,放置20s后再采用P204萃取色层柱提取由~(144 )Ba新生长出来的~(144 )La。通过详细研究萃取时间、萃取剂浓度、介质条件等因素对萃取分配比的影响,确定了从新生裂变产物中快速放化分离~(144) La的流程。流程所需时间约50s,La的化学回收率约为75%。     

Nuclide separation from spent nuclear fuels by using tertiary pyridine resin

The newly nuclide separation system from spent nuclear fuels is proposed. The proposed separation system consists of recovery of nuclear fuel elements, separation of trivalent minor actinide from lanthanide, and separation of some fission products such as strontium. This separation system is based on the chromatographic technique using the tertiary pyridine resin. Separation experiments using mixed oxide fuel highly irradiated in fast reactor “Joyo” were carried out. The recovery of plutonium, the separation of minor actinide from fission products including lanthanides, and the separation of americium and curium were achieved. The recovery or removal of platinum group elements and technetium was also investigated, and the removal of these elements prior to the main reprocessing process has been proposed.     

Sequential Cation-Exchange Separation of Molybdenum-99 and Tellurium-132 from Neutron Irradiated U3O8

The method of sequential cation-exchange separation of fission products proposed by Natsume et al. was applied to the preparation of fission-produced ⁹⁹Mo and ¹³²Te, with particular attention paid to increasing the recovery of ⁹⁹Mo and ¹³²Te, and to reducing contamination with ⁹⁵Zr-⁹⁵Nb and ¹⁰³Ru. The cation-exchange behavior of these nuclides was found to be influenced by the particle size of the target U₃O₈ powder, the method of dissolution, the standing time allowed between dissolution and separation, and the quantity of uranyl ion treated in one batch. In order to enhance the distribution of ¹³²Te in the Te fraction, and to reduce the contamination of the Mo and Te fractions with ⁹⁵Zr- ⁹⁵Nb and ¹⁰³Ru, the ion-exchange separation should be applied immediately after dissolution of the U₃O_s in nitric acid and upon treatment of the solution with concentrated HCl. Relatively coarse particles of U₃O_s were found more suitable for the present purpose of preparing ¹³²Te. Batches of U₃0₈ smaller than about 0.5 g proved to result in better separation of ⁹⁹Mo and ¹³²Te, for a column bed volume of 25 ml.     

An optimization on strontium separation model for fission products (inactive trace elements) using artificial neural networks

In this study, an experimental design using artificial neural networks for an optimization on the strontium separation model for fission products (inactive trace elements) is investigated. The goal is to optimize the separation parameters to achieve maximum amount of strontium that is separated from the fission products. The result of the optimization method causes a proper purity of Strontium-89 that was separated from the fission products. It is also shown that ANN may be establish a method to optimize the separation model.