医用钇-90发生器的研制

测定了在国产732阳离子交换树脂上,Sr~(2-),Y~(3 )离子在柠檬酸,EDTA及DTPA等介质中的分配系数,并进行了~(90)Sr-~(90)Y柱分离。据此选择了发生器淋洗条件并试制了三件发生器,分别以25mmol·L~(-1),pH5.5的柠檬酸,3mmol·L~(-1),pH4.5的EDTA及3mmol·     

DTPA作为~(90)Sr/~(90)Y发生器淋洗剂的研究

测定了在不同浓度和不同pH的二三胺五乙酸(DTPA)介质中,Sr~(2+)、Y~(3+)离子在国产732型阳离子交换树脂上的分配系数,并进行了~(90)Sr-~(90)Y柱分离,据此选择3m mol/L、pH为5.5的DTPA作为~(90)Sr/~(90)Y发生器的淋洗剂。试制的0.86GBq发生器经1年29次淋洗测定,其~(90)Sr漏穿率为(1.7±0.5)×10~(-7)。结果表明,DTPA是~(90)Sr/~(90)Y发生器的一种优良的新型淋洗剂,以DTPA作为淋洗剂的发生器可提供用于放射免疫治疗的高纯~(90)Y。     

反相柱式色层分离~(90)Sr-~(90)Y

本文研究了PMBP为固定相,以聚三氟氯乙烯为支持剂,分离~(90)Sr-~(90)Y的可能性。结果表明在pH为1～6时,Sr通过色层柱,而Y在pH为4.6～6时被萃取在柱上。用pH为5或5.5的盐酸溶液淋洗~(90)Sr,用1N(或3N)的盐酸或硝酸淋洗Y,分离效果良好。本法可用于实验室中从母体~(90)Sr中分离~(90)Y。方法简便,快速。     

聚锑酸用于~(90)Y发生器制备的可行性研究

聚锑酸(PAA)在0.1 mol/L硝酸溶液中对Sr和Y的吸附容量分别为16.25 mg/g和42.1μg/g。不同浓度硝酸溶液不能将Sr和Y分离,二乙基三胺五乙酸(DTPA)和乙二胺四乙酸(EDTA)溶液可以洗脱Y而不能洗脱Sr。采用0.02 mol/L的EDTA为洗脱剂,Y的回收率能达到72%,但造成PAA交换剂不稳定。80℃下20 mL 0.12 mol/L的DTPA溶液可以洗脱86.2%的Y。研究结果表明,PAA有望制备成90Y发生器,但是发生器体系必须进行合理的设计以满足90Y发生器的要求。     

聚锑酸用于~(90)Y发生器制备的可行性研究

聚锑酸(PAA)在0.1 mol/L硝酸溶液中对Sr和Y的吸附容量分别为16.25 mg/g和42.1μg/g。不同浓度硝酸溶液不能将Sr和Y分离,二乙基三胺五乙酸(DTPA)和乙二胺四乙酸(EDTA)溶液可以洗脱Y而不能洗脱Sr。采用0.02 mol/L的EDTA为洗脱剂,Y的回收率能达到72%,但造成PAA交换剂不稳定。80℃下20 mL 0.12 mol/L的DTPA溶液可以洗脱86.2%的Y。研究结果表明,PAA有望制备成90Y发生器,但是发生器体系必须进行合理的设计以满足90Y发生器的要求。     

利用HFETR制备高比活度锶-89溶液

通过高通量工程实验堆(HFETR),利用核反应~(88)Sr(n,γ)~(89)Sr制备高比活度~(89 )SrCl_2溶液,用于骨转移癌的治疗。以高纯富集~(88)SrCO_3为靶料,在热中子注量率约2×10~(14 )n·cm~(-2)·s~(-1)条件下辐照56d,经溶解、过滤,制得无色澄清的~(89 )SrCl_2溶液,~(89 )Sr比活度7.77×10~9～1.08×10~(10 )Bq·g~(-1),活度浓度3.59×10~8～1.21×10~(9 )Bq·mL~(-1),γ杂质含量0.11%～0.14%,铝含量小于2μg·mL~(-1)(活度浓度换算为7.4×10~(7 )Bq·mL~(-1)时),明显优于《中国药典》指标。~(89)SrCl_2溶液经检验,满足行业要求,可用作生产~(89)SrCl_2注射液的原料。本研究完成单次7.4×10~(10 )Bq级高纯度和高比活度~(89)Sr制备装置研发,对医用同位素产品国产化具有重要意义。     

石墨的热中子吸收截面测量

本文利用脉冲中子源法测量了一批石墨的热中子吸收截面。测量的几何曲率范围是(0.699—13.26)×10~(-3)厘米~(-2)。由于几何曲率在6.341×10~(-3)厘米~(-3)以上时,实验上得不到恒定的衰减常数,所以用来求热中子吸收截面的几何曲率范围为(0.699—6.341)×10~(-3)厘米~(-2)。石墨密度为1.653克/厘米~3,测量温度为14.5℃。求得石墨热中子吸收截面σ_α=4.03±0.13毫靶,扩散系数D_0=(2.073±0.025)×10~5厘米~2·秒~(-1),扩散冷却系数C=(3.17±0.49)×10~6厘米~4·秒~(-1)。换算到标准条件(密度1.60克/厘米~3,温度20℃),D_0=(2.160±0.026)×10~5厘米~2·秒~(-1),C=(3.41±0.51)×10~6厘米~4·秒~(-1)。     

裂变产物~(99)Mo-~(99m)Tc发生器

本文记述了裂变产物~(99)Mo-~(99m)Tc发生器的研制过程。将从~(235)U裂变产物中经过氧化铝色层法和阴离子交换法分离纯化的无载体、高浓度的~(99)Mo进行消毒处理;然后,装入经过消毒处理的负载量为2毫克/克酸性氧化铝(pH=5—6)色层柱上制成发生器。~(99m)Tc的淋洗效率>90%,淋洗全峰体积<10毫升,淋洗全峰所需时间2—3分钟。     

钍和稀土的连续络合滴定

虽然Th—EDTA和稀土—EDTA络合物稳定常数之间有相当的差别(1g K_(ThY)=23.2,1g K_(LaY)=15.50,1g K_(DyY)=17.9),当用二甲酚橙(XO)、焦儿茶酚紫、甲基百里酚兰等作指示剂,pH=5-5.5时,不能在滴定钍以后,继续滴定稀土,这是因为在pH=4时,形成了诸如Th-EDTA-XO的有色三元络合物。EDTA并不能满足钍的配位数。几年以前,我们曾提出以二乙烯三胺五乙酸(DTPA)、三乙烯四胺六乙酸(TTHA)作为连续滴定的滴定     

镅(Ⅲ)、锔(Ⅲ)的α-羟-α甲基丁酸络合物的稳定常数

在离子强度μ=0.5的NaClO_4介质中,用阳离子交换法研究了Am(Ⅲ)、Cm(Ⅲ)同α-羟基-α-甲基丁酸的络合作用。在实验范围内,形成MA~(2 ),MA_2~ 和MA_3三种络合物。按S·Fronae-ous 法并分别用作图法和计算机处理实验数据,结果基本一致。Am(Ⅲ)络合物的累积稳定常数为:β_1=(3.45±0.05)×10~2,β_2=(1.59±0.10)×10~5,β_3=(4.6±0.2)×10~5。Cm(Ⅲ)络合物的累积稳定常数为:β_1=(3.84±0.06)×10~2,β_2=(2.32±0.17)×10~4,β_3=(8.5±0.3)×10~5。初步讨论了在羟基羧酸系列中以烷基取代α-碳位置上的氢原子对络合常数的影响.数据表明,以α-羟基-α-甲基丁酸作为阳离子交换分离镅和锔的淋洗剂,可望得到比α-羟基异丁酸更好的效果。     

^89Sr和^90Sr的同时定量测定

一、引言关于多组份的β源的同时定量测定,Biller曾提出用跟踪测量-图解法获得各组份的量,但是对于寿命较长的~(89)Sr和~(90)Sr-~(90)Y的测量则不适用。为了测量它们,一般采用选择适当的冷却和测量时间,使多组份β源简化为单组份的贡献。所以,有关~(89)Sr和~(90)Sr的同时定量测定尚未见文献中报道。~(90)Sr的半衰期较长(T_(1/2)=28.6a),其子体~(90)Y的β射线能量较高(2.284 MeV),是极毒物质。通过~(235)U裂变生产的口服或注射用的医用同位素(如~(99)Mo-~(99)Tc发生器)中的~(89)Sr和~(90)Sr的含量必须符合我国卫生部部颁标准(~(89)Sr为6×10~(-5)%,~(90)Sr为6×10~(-6)%)。这就需要有一个合适的定量测量方法。为此,本工作研究和建立了β发射核~(89)Sr,~(89)Sr-~(90)Y的分离和同时定量测定的方法。     

LT-21铝合金堆内挂片腐蚀研究

试验研究了重水研究堆内壳用LT-21铝合金堆内挂片的辐照腐蚀性能。堆内重水维持正常水质标准,〔Cl~-〕≤0.1×10~(-6),〔Cu~(2 )〕≤0.05×10~(-6),重水温度为5～90℃,重水流速0.06m·s~(-1),重水由氦气覆盖。挂片在堆内重水中暴露时间大致为1,2,3,4,5a,中子注量分别为0.94×10~(21),1.42×10~(21),1.96×10~(21),2.68×10~(21),3.21×10~(21)n·cm~(-2)。LT-21     

LT-21铝合金堆内挂片腐蚀研究

试验研究了重水研究堆内壳用LT—21铝合金堆内挂片的辐照腐蚀性能。堆内重水维持正常水质标准,[Cl~-]≤0.1×10~(-6),[Cu~(2 )]≤0.05×10~(-6),重水温度为5～90℃,重水流速0.06m·s~(-1),重水由氦气覆盖。挂片在堆内重水中暴露时间大致为1,2,3,4,5年,中子注量分别为0.94×10~(21),1.42×10~(21),1.96×10~(21),2.68×10~(21),3.21×10~(21)n·cm~(-2)。LT-21铝合金的均匀腐蚀速率≤1μm·a~(-1),点腐蚀轻微,5批样品的腐蚀氧化膜厚度分别为3.1,5.7,5.5,10.0,12.5μm。     

~(90)Sr-~(90)Y发生器的研制

本文比较系统地介绍为放射免疫治疗用~(90)Sr-~(90)Y发生器的研制,各种分离、分析的条件实验。国产732型阳离子交换树脂成功地被用于~(90)Sr,~(90)Y的分离。得到的~(90)Y可满足医学临床应用要求,~(90)Y的去污因子为10~6。本工艺简便、安全.每740MBq~(90)Y中,~(90)Sr杂质沾污仅为0.74kBq左右。~(90)Sr系剧毒性核素,人终身允许剂量为74kBq.若病人一次接受740MBq~(90)Y治疗。那么接受上百次治疗,方能达到其终身允许剂量。本发生器的淋洗效率可达98%,可推荐用于单克隆抗体的标记,临床放射免疫治疗。     

球形亚铁氰化钴钾-硅胶无机离子交换剂的制备及其用于~(137)Cs-~(137m)Ba发生器的研究

利用137 Cs-137mBa的放射性级联衰变关系和137 Cs、137mBa之间不同的化学性质,可以制备137 Cs-137mBa核素发生器。本研究制备了球形亚铁氰化钴钾-硅胶无机离子吸附材料,其对Cs+的静态吸附容量为0.311mmol/g,吸附平衡常数为2.2×104。用上述材料制备了活度为1.85×109 Bq(50mCi)的用于工业示踪的137mBa同位素发生器,淋洗效率大于50%,Cs+的漏穿率为10-7/mL量级,使用寿命大于1年。该发生器性能稳定,使用寿命长。     

从含EDTA的废液中回收铀和EDTA

从络合沉淀平衡计算了当EDTA的总浓度为2.0×10~(-2)M、铁浓度为1.0×10~(-2)M时,pH在11.2才出现Fe(OH)_3沉淀,这与本文的实验结果一致。找到了从含EDTA的废液中回收铀和EDTA的方法。用氢氧化铵沉淀铀后滤液的铀浓度在2毫克/升以下,铁、铬、镍基本上不随铀沉淀。EDTA可回收成固体状态,回收率为81.5%。     

锶-90同位素放射源屏蔽结构设计

在~(90)Sr放射源结构设计基础上,利用Monte Carlo程序MCNPX计算~(90)SrTiO_3陶瓷源表面的轫致辐射能谱和放射源外空间的剂量当量分布情况,并计算和设计屏蔽层。结果表明,90SrTiO_3陶瓷放射源表面的平均光子通量率约1.2×10~(10)cm~(-2)·s~(-1),表面最小剂量当量率约20Sv/h;应用厚度为7cm的钨材料屏蔽后,表面和1m处最大剂量当量率分别约为1.35mSv/h和0.027mSv/h,满足放射源运输要求。     

易水湖水下天然中子测量

使用研制的以球形3 He正比计数器为中子灵敏元件的水下中子测量装置对易水湖水下1~25m范围内不同深度处的天然中子进行了测量,并结合相应的蒙特卡罗模拟,获得了易水湖水下不同深度处的低能天然中子产生速率和注量率随湖水深度的变化规律。结果表明:在易水湖水面下方1~10m范围内,低能天然中子产生速率c(cm~(-3)·s~(-1))随深度h(cm)呈指数规律下降,关系式为c=2.7×10~(-5)e~(-0.005 7h),10m以下的变化较为平缓。根据测量结果外推,在易水湖水面附近,水中低能天然中子的产生速率约为2.7×10~(-5) cm~(-3)·s~(-1)(或2.7×10~(-5) g~(-1)·s~(-1))。     

游泳池式轻水反应堆（SPR）运行年报

1 SPR运行情况 SPR全年开堆20次,非计划停堆37次,总运行2727.983h,释放能量397.831MW·d,最大功率3.5MW。一回路水pH=5.8,电阻率为66.7×10~4Ω·cm;保存水池pH=6.5,电阻率为15×10~4Ω·cm。废气排放量3.263×10~7m~3,对于~(41)Ar,排放量0.571 23 TBq;一回路水耗32.65m~3,放射性活度0.183 73 GBq。     

粗孔活性硅胶从含铀废水中吸附铀的研究

以粗孔活性硅胶为吸附剂,从含铀含氟废水中吸附铀,分析研究接触时间,pH和氟离子浓度对吸附平衡的影响,并且建立硅胶固定床吸附含铀含氟废水的计算。实验结果表明,对于铀浓度小于50 mg·L~(-1)的含铀废水,接触时间控制为10~15 min即可达到吸附平衡;pH取在8.0~9.0之间在工艺上最有利于铀的硅胶吸附;对于含氟废水,氟离子浓度升高,会降低硅胶对铀的吸附量,当氟含量不超过20 g·L~(-1)时,硅胶的动态饱和容量不小于20.5 mgU/克干硅胶;以NH_3·H_2O-UO_2F_2体系沉淀母液为吸附原液,铀浓度为23.0 mgU·L~(-1)、氟离子浓度为20.0 g·L~(-1)、pH为8.0~9.0,接触时间20 min的条件下,流体相总传质单元数为13。