A Development of Computer Code for Correction of Self-attenuation in Tomographic Gamma Scanning

^90Sr-^90Y是纯β放射性母子体，在测量^90Y时，为消除^90Sr对^90Y的干扰，通常利用它们的β射线能量差别（^90Sr和^90Y的Eβ分别为0．546和2．27MeV）用一定厚度的吸收片吸收^90Sr的β射线来测量^90Y。对^90Sr的测量则是测量^90Sr-^90Y达到平衡后的总活度。测量方法较麻烦。本工作探讨用轫致辐射法同时测量混合液中^90Sr和^90Y放射性活度的可行性。     

放射性活度的γ—γ符合测量

用4台HPGe探测器组成的γ-γ符合测量装置,对标准源^133Ba和^134Cs的放射性活度进行了测量。实验值与标称值间的相对偏差,除个样品为0．9％外,其余5个样品皆好于0．2％。     

4πβ(pc)-γ(HPGe)符合法测量166mHo活度

用4πβ（pc)-γ（HPGe)符合法测量了^166mHo比活度，实验选择与两β分支分别级联的752keVγ射线和712keVγ射线，这两条γ跃迁终态是同一能级，通过测量γ谱和符合γ谱得到β探测器对166mHo两β分支的探测效率，根据实验测量的对^166Er7能级以下内转换电子的探测效率，用能级效率的方法确定了内转换电子效率等于1的能量阈。     

BGO矩形探测元探测效率的研究

理论计算了三种不同规格BGO晶体对于^137Cs0．662MeVγ射线的探测效率,并用GEANT4进行了Monte Carlo模拟,计算值与实验中光电倍增管测得的值进行了比较,给出了不同规格晶体对γ射线探测效率的区别,三者趋势基本一致。最后用^133Ba、^22Na、^137Cs和^60Co源测量了BGO探测元的能量线性,三种晶体对^137Cs0．662MeVγ射线的能量分辨分别为18．12％、18．08％和18．12％。     

秦山核电基地外围环境水体放射性水平监测

自1992年，浙江省辐射环境监测站对秦山核电基地外围环境放射性水平进行了连续的监督性监测。1992～2004年，基地外围环境水体放射性水平的监测结果表明：秦山核电基地外围地区陆地环境淡水（饮用水、湖塘水、井水）中总α、总β、^90Sr、^137Cs平均浓度分别为67、157、4．4、0．3mBq／L，^3H为1．4Bq／L，雨水中^3H为2．0Bq／L；正常排放下，基地附近海域水样中^90Sr、^137Cs平均浓度分别为1．4、0．7mBq／L，^3H为I．0Bq／L；第一期核电厂三回路冷却水总β、^90Sr、^137Cs平均浓度分别为2．6、4．1、1．0mBq／L，^3H为2．IBq／L，排放口海水^3H平均浓度为1．4Bq／Lo与运行前本底值和对照点监测值相比，秦山核电基地外围环境水体放射性水平在正常波动范围内，基地外围环境陆地淡水和附近海域海水没有受到放射性污染。     

155Eu衰变γ射线发射几率的精确测量

经堆中子辐照过的^154Sm样品，用阳离子交换法分离纯化，得到^155Eu核素。用4πβ-γ符合法测量放射性活度和用小平面Ge探测器测量^155Eu衰变发射的γ光子数，精确测定了γ射线的发射几率。对于强γ射线和弱γ射线的不确定度分别为1．7％和4．5％。与文献报道值相比较，本测量结果明显改善。     

高放废液处理过程中总β放射性活度的分析

研究了高放废液处理过程中总β－放射性活度的分析方法。用液体闪烁计数法甄别α和γ射线的干扰，测量水相和有机相总β放射性的计数率。把β放射性核素分成４组，用液闪仪和Ｇｅ（Ｌｉ）γ谱仪分析各组样品和各种淬灭条件下的等效效率的权重因子，通过效率等效法计算得到样品的总β放射性活度。分析了ＴＲＰＯ处理生产堆高放废液流程中各液液流的总β放射性活度。总β测量的不确定度小于５％。     

土中几种人工放射性核素γ谱分析的真符合校正研究

用9个“单能”的标准水溶液源，刻度得到有自吸收后的峰效率、总效率。对放置于相对效率100％的HPGe探测器上表面的土壤体源的^60Co、^152Eu和^154Eu真符合相加进行了研究。用校正自吸收后的效率曲线和^60Co、^152Eu、^154Eu标准源测量结果比较，得到^60Co1173和1332keV校正因子实验值分别为1．10和1．14。根据衰变纲图和效率，计算了这3个核素几个典型峰的校正因子，其中^60Co的1173和1332keV因子分别为1．10和1．11。在探测器表面和远距离测量同一强样品，用样品中没有级联相加的核素^137Cs作过渡核素，得到的样品中各核素真符合校正因子与其它方法得到的因子符合得较好。     

放射性药物^188Re标记DTPA的制备和在大鼠体内的分布

球囊导管内充盈β放射性核素防治经皮冠状动脉成形术(PTCA)后再狭窄是一种崭新的技术，其中，^188Re是一种常用的放射性核素。为了尽可能降低在万一球囊破裂的情况下高剂量放射性对人体的损害，利用二乙三胺五醋酸(DTPA)迅速从泌尿系统排出的特点，通过探索^188Re标记DTPA的方法和条件，成功地制备了^188Re-DTPA化合物，并研究出最佳的标记条件从而使标记产率达到90％以上。^188Re-DTPA和^188ReO4^-在大鼠体内分布的研究结果显示，甲状腺和胃肠道的放射性水平^188Re-DTPA组明显低于^188ReO4^-组，^188Re-DTPA经肾脏排泄明显快于^188ReO4^-，用MIRDOSE3．0软件估算体内重要脏器的吸收剂量同样也显示了这一结果。^188Re-DTPA组和^188ReO4^-组甲状腺的吸收剂量分别为0．041nGy/Bq和O．563nGy／Bq，胃的吸收剂量分别为0．043nGy／Bq和0．118nGy／Bq。因此，实验结果认为在血管内照射治疗中’~Re-DTPA明显优于^188ReO4^-。     

小密封γ放射源活度在线测量系统研制

小密封γ放射源活度在线测量系统是以计算机为中心的放射性测控设备，该系统可测^60Co等γ核素和不同规格的放射源。实时在线自动采集，记录和计算空气比释动能率和放射性活度，显示，打印输出测量结果和存储归档等功能，系统测量范围宽，稳定性好，对^60Co源等效活度测量结果扩展不确定度＜5％。本文介绍了系统的设计特点，组成和性能，运行实践证明，该系统不仅大大提高了放射性活度的测量效率，而且提高了测量的准确性和操作的可靠性与安全性。     

4πβ+4πγ计数法测量166Hom活度

描述了4πβ+4πγ活度测量方法的基本原理,以及4πβ+4πγ活度测量装置的构成和性能指标.将原有的166Hom国际比对溶液制成VYNS薄膜源进行比活度测量,计算得到166Hom的总探测效率均大于99.99%,比活度的算术平均值为130.17(1±0.21%)Bq/mg.国际比对推荐结果为130.10(1士0.4%)Bq/mg,二者符合很好.     

1992～2005年秦山核电基地外围环境放射性监测

自1992年,浙江省辐射环境监测站对秦山核电基地外围环境辐射水平进行了连续的监督性监测。1992～2005年,秦山核电基地外围环境电离辐射水平和各种介质放射性水平的监测结果如下：在正常运行下,秦山核电基地外围环境7辐射剂量率平均为96nGy／h;大气气溶胶总α、总β比活度分别为0．11、0．45mBq/m^3;环境大气中^3H浓度为71．6mBq/m^3,^14CO2浓度为0．30Bq／g（碳）;沉降物总β比活度为0．81Bq／m^2d;陆地环境淡水（饮用水、湖塘水、井水）中总α、总β、^90Sr、^137Cs浓度分别为65、151、4．4、0．3mBq／L,^3H为1．0Bq／L,雨水^3H浓度为2．8Bq／L;正常排放下基地附近海域海水样品^90Sr、^137Cs平均浓度分别为5．4、0．7mBq／L,^3H为1．0Bq／L;土壤、湖塘泥、潮间带土、海底泥^137Cs平均比活度分别为3．3、1．9、2．4、1．1Bq/kg（干重）;食用植物样品中,大米^90Sr、^137Cs、^3H平均比活度分别为0．06、0．14、0．4Bq／kg,青菜为0．27、0．04、3．1Bq／kg（鲜重）,萝卜为0．10、0．03、2．5Bq／kg（鲜重）;指示植物样品中,茶叶^90Sr、^137Cs、^3H平均比活度分别为3．4、0．49Bq／kg（干重）和4．6Bq／kg（鲜重）,松针分别为9．8、0．10、7．7Bq／kg（鲜重）;肉类动物样品中,猪肉^90Sr、^137Cs平均比活度分别为0．06、0．08Bq／kg（鲜重）,羊肉为0．11、0．03Bq／kg（鲜重）,牛奶为0．03、0．02Bq／k（鲜重）,奶粉^137Cs平均比活度为0．18Bq／kg（干重）,鲻鱼^90Sr、^137Cs平均比活度分别为0．13、0．05Bq／kg（鲜重）。     

锗γ谱仪110mAg 657.8 keVγ射线符合相加修正因子与137Cs效率的相关性

本文主要介绍获得HPGe γ谱仪对^110mAg 657．8keV γ射线符合相加修正因子c与^137Cs全能峰效率ε的拟合直线回归方程的方法、结果及其验证。用标准^110mAg和标准^137Cs水溶液,各分别制成φ70mm10个不同高度(5～55mm)并保持相同活度的掺标源;根据^137Cs γ射线能量与^110mAg的657．8keV十分接近,利用在HPGe γ谱仪表面测量10个^110mAg掺标源657．8keV γ射线的净计数率n和10个^137Cs掺标源的探测效率ε的实验数据,计算不同源高度的c和ε,经拟合计算得到c=1．111 7．454ε(R^2=0．9915)。在与其他方法获得的c的比较和在比对(灰样)测量的应用中均获得较满意的结果;本拟合方程在一定的误差范围内,可以用到其他基质样品和其他HPGe γ谱仪上。     

影响2-18F-2-脱氧-β-D-葡萄糖合成效率因素再探

以单管法合成2-^18F-2-脱氧-β-D-葡萄糖(^18F-FDG)为例，再一次深入分析了影响合成^18F-FDG效率的因素。结果表明：生产^18F-的残留水会影响^18F-FDG合成效率；反应管内的亲核反应温度偏高会降低中间体的水解程度并使反应管内放射性残留量上升；除乙腈的氮气流也会使最终放射性丢失；而碱水解中间体能大大减少合成时间。通过对合成时间优化和降低体系中水含量、控制气流，^18F-FDG的不校正合成效率(EOS)从59．0%提高到69．3％。     

总α和总β放射性测定方法研究

研究了各种常见核素α、β放射性在BH-1216低本底α、β测量仪上的计数效率与其射线能量之间的关系,以241Am和40K分别作为总α和总β的标准物质,计算了常见核素的总α和总β放射性计数效率E相对于标准物质计数效率Esd的等效因子ρ(ρ=E/Esd),用于比较已知核素活度浓度样品的总放射性估算值与测量值间的一致性。研究还发现,放射性活度与计数率的比值,即活度-计数率比K,与待测放射源的质量厚度之间存在良好的线性关系。用活度-计数率比代替计数效率作"效率校正",计算方便、精度较高。基于上述研究建立了适用于食品和环境样品中总α和总β放射性的测定方法。     

14 MeV中子穿过组合材料引发238U绝对裂变率的测量

为检验计算方法与参数，用小型平板铀裂变室测量了铁球壳表面沿赤道方向不同位置14 MeV中子穿透实验模型后引起的。^238U绝对裂变反应率，并与MCNP/4A和ENDF/B-V库数据计算结果相比较。实验总误差为6．1％。     

89SrCl2注射液的质量控制

对本公司研制的^89SrCl2注射液的质量进行了分析，结果表明：^88Sr通过中子辐照反应^88Sr(n，γ)^89Sr及相关无菌工艺制得的^89SrCl2注射液的放射性核纯度不低于99．0％，放射性浓度不低于37GBq／L，pH为4．0～7．5，含铝量≤2mg／L，含锶量≤12．5g／L，细菌内毒素含量小于15EU／mL,无菌检验结果均无细菌生长。根据试生产^89SrCl2注射液的质量情况，制定了内控质量标准。     

99Mo-99mTc发生器平衡活度测量系统

为满足^99Mo-^99mTc发生器批量生产的要求，研究了^99Mo-^99mTc发生器平衡活度测量系统。实现了放射性活度的实时在线测量。本文介绍了该系统的功能特点，系统配置及其性能，实验证明，该系统具有操作简便，测量快速准确等特点，测量的重复性及稳定性均优于0．5％，扩展不确定度＜5％。     

放射性碘活度监测仪误报警问题的研究

对放射性碘活度监测仪在核电厂调试期间出现的误报警问题进行分析。结果表明,仪表本底噪声、周围γ外辐射场和其他非测量核素统计在总计数中会引起测量值失真;若用131I探测效率计算131I~135I总放射性碘体积活度将引起测量结果失真。通过对放射性碘活度监测仪能量窗口设置区间合理性的分析论证,将测量能量窗口由100~2000 ke V改为310~410 ke V,仅监测131I,方案实施后仪表测量值准确,未再出现误报警。     

HPGe探测器的效率曲面研究

研究了高效率HPGe探测器测量近距离面源情况下的效率曲面。通过测量8种单能γ射线核素点源在探测器表面各点的相对效率及其面源效率,拟合得到了HPGe探测器的峰效率曲面和总效率曲面的解析表达式。使用该曲面计算的^60Co、^152Eu的真符合校正因子与实验测量结果基本一致。