一种放射性同位素溶液分装系统的研制与应用

为适应同位素药品生产发展需要,研制了一种新的放射性同位素溶液分装系统,以机械装置部分取代了原分装过程中的手工操作,使用蠕动泵使分装精度提高,用机械装置的二维传动取代了原分装过程中的哪两次插入操作,克服了原分装工作存在的主要困难,提高了分装精度和生产效率,减轻了操作人员的工作负荷,减少了操作人员在辐射环境中的操作时间,实现连续生产,并取得了较好的使用效果.     

放射性同位素溶液自动分装系统的研制

为避免放射性同位素溶液近距离分装对人体造成的辐射伤害,研制了一种放射性同位素溶液远程避害自动分装系统.在该系统中采用了RS485实现了远程控制;同时采用单片机对步进电机和蠕动泵实施控制完成分装工艺操作,对设备的运行状态、工艺流程进行反馈监控.该系统具有生产数据存储、查询、报表打印、操作员管理等功能,实现了管控一体化.     

小批量放射性药液自动分装系统的研制

小批量放射性药液自动分装系统解决新型放射性药物研究过程中的小试及中试阶段放射性药液精准定量的自动分装操作。该装置采用旋转型自动化结构设计,体积小巧,工位紧凑,自动化程度较高,符合小型放射性药物箱室的放射性操作的要求。经安装及测试验证,分装精度及分装速度符合放射性药液分装性能。小批量放射性药液自动分装系统可应用于多种核素新药研究的分装工艺过程。     

圆柱形溶液系统临界事故分析程序研制与验证

圆柱形溶液系统临界事故的分析评价具有重要的学术意义和工程价值。为实现该溶液系统临界事故的模拟与分析,本文研究了核临界事故的发生发展机理,自主研制了圆柱形溶液系统临界事故分析程序(CAACS),为后处理厂改造及后续商用后处理厂建设提供事故分析的技术手段,为后续的临界瞬态研究奠定基础。     

一种实现远程计算机控制的定时系统的研制

介绍了一种基于Client／Server网络通讯结构和RS232串行通信协议的远程计算机控制系统。该控制系统用于国家同步辐射实验室逐圈束流位置测量(Turn-by-Turn)系统的定时系统中。     

一种适用于探测器读出系统的LVDS芯片的研制

研制了一种适用于高能物理中探测器读出系统的LVDS芯片,采用极低的电压摆幅实现高速差动传输数据,可以实现点对点或一点对多点的连接和传输。芯片包括驱动和接收两部分,均采用0.35um/3.3 V CMOS工艺设计,测试结果显示芯片基本达到预期研制目标。     

基于蒙特卡罗均匀化理论与有限体积方法的溶液系统临界事故分析方法

基于蒙特卡罗均匀化理论与有限体积方法,建立了适用于瞬发临界事故分析的三维扩散时空动力学模型。将三维扩散时空动力学模型与非稳态传热模型、辐照裂解气泡模型耦合,对计算程序GETAC-S进行了升级,使其具备了对溶液系统任意几何与材料条件下的瞬态分析能力。使用国际上已有的瞬态装置TRACY的实验数据对GETAC-S进行了验证,结果符合良好。使用GETAC-S对日本的JCO临界事故进行了事故进程反演,证明GETAC-S具备了对复杂溶液系统下的临界事故后果进行评价与反演的能力,为核临界事故的预防、评估和屏蔽提供了理论支持。     

一种核空气净化系统吸附剂取样装置的设计与试验北大核心CSCD

设计了一种用于核电厂通风净化系统吸附剂的取样装置,该装置可提供与净化系统内碘吸附剂具有同样运行历史的浸渍活性炭碘吸附剂样品以方便进行定期监督试验。相关验证试验结果表明:6个取样样杯之间的压差非常接近,且流速均在吸附剂流速的±10%之内,因此可以确保6个样杯内的活性炭样品具有相同的与运行气体的接触特性,从而具有同样的代表性;通过6个取样样杯的风速与通过系统主体的风速一致,因而保证了取样样杯里的吸附剂与系统主体的吸附剂具有相同的与空气接触特性;加装取样装置对净化系统的运行没有影响。     

一种前端ASIC芯片测试系统的设计与实现

介绍了一种专用集成电路芯片性能测试系统的设计与实现,该芯片适用于构建硅探测器前端读出电子学.描述了测试系统主要硬件电路设计,基于CPLD的快读出控制时序发生模块的实现,利用并口线来模拟I2C总线的方法,系统的调试和主要性能的分析.     

水合氧化锆的研制

本文介绍了用于放射性同位数发生器的无机离子交换剂水合氧化锆(HZO)的生产工艺条件(沉淀方法、洗涤体积、烘干时间、烘干温度、树脂粒度及保存时间等)和影响水合氧化锫吸附容量的各因素。本工艺制取的水合氧化锆,其工作吸附容量为29mg(Sn)/g(HZO)、最大吸附容量为36mg(Sn)/g(HZO)。用此水合氧化锆能制备3.7GBq 以上的高活度~(113m)In 发生器和品质优良的37GBq 以上的高活度凝胶型~(99m)Tc 发生器。     

北京放射性核束装置在线同位素分离器的研制

北京放射性核束装置在线同位素分离器（BRISOL）采用100 MeV、200 μA回旋加速器提供的质子束打靶产生中、短寿命放射性核束,进行在线分析后供物理用户使用,其质量分辨率好于20 000。BRISOL装置现已建成,并开展了氧化镁、氧化钙靶的在线实验,在线产生了³⁷K⁺、³⁸K⁺、²⁰Na⁺、²¹Na⁺等多种放射性核束。本文详细介绍该装置的研制及运行情况。     

碘［131I］原料液瓶中放射性废气收集装置的研制和应用

碘［¹³¹I］放射性药品生产过程中放射性原料液瓶开启时,瓶内积存的放射性废气集中释放,易造成放射性废气污染,以至排放超标。为实现放射性废气的半自动收集与暂存,本研究结合实际生产条件,克服热室尺寸受限、耐辐照、可操作性及通用性等难点,研制一套碘［¹³¹I］原料液瓶中放射性废气收集装置,并对收集的放射性废气进行测量和分析。结果表明,装置运行稳定可靠;通过收集并测量22批次的¹³¹I废气放射活度,表明收集量与环境温度存在一定相关性;使用三个收集瓶可充分收集储存。碘［¹³¹I］原料液瓶中放射性废气收集装置可有效收集碘［¹³¹I］原料液瓶开启过程中集中释放的放射性废气,降低对操作人员和环境的辐射影响。以上结果对其他碘［¹³¹I］放射性药品生产机构控制碘［¹³¹I］排放有一定借鉴意义。     

测量放射性气体氙同位素的Si-PIN β探测器研制

大气中的放射性氙是全面禁止核试验条约组织重点关注的监测对象,提高放射性氙同位素的探测灵敏度和测量准确度是目前全面禁止核试验条约监测领域研究的前沿课题。本文研制了一种采用Si-PIN半导体制作的测量放射性气体氙同位素的β探测器,其对¹³¹Xe^m的129 keV内转换电子的能量分辨率达11.2%,远优于塑料闪烁体的能量分辨率;氙记忆效应非常小,仅为0.08%。Si-PIN β探测器的优异性能将提高氙样品测量分析的核素识别能力和测量准确度。     

BRISOL钠同位素放射性核束的产生

北京放射性核束装置在线同位素分离器（BRISOL）采用100 MeV、200 μA回旋加速器提供的质子束打靶产生中、短寿命放射性核束,在线分析后供物理用户使用,其质量分辨率好于20 000。为开展²⁰Na核的奇异衰变特性研究,研制了氧化镁靶,并采用100 MeV质子束轰击氧化镁靶在线产生了^20～26Na⁺的钠同位素放射性核束。当质子束流强为8 μA时,²⁰Na⁺离子束的最大产额为2×10⁵ s^-1,²¹Na⁺离子束的最大产额为4×10⁸ s^-1。完成了北京放射性核束装置首个放射性核束物理实验,累计供束近200 h。     

放射源衰变引起的同位素仪表测量误差分析

本文分析了放射源衰变引起的同位素仪表测量误差，给出了具体的数学表达式，得出了该单项误差与同位素仪表的运行时间成正比，与放射源的半衰期，射线质量吸收系数成反比，而与放射源活度，测量范围（量程）以及信号处理方法无关等结论，同时也肯定了放射源衰变修正的必要性。     

BRISOL钾同位素放射性核束的产生

北京放射性核束装置在线同位素分离器（BRISOL）采用一台100 MeV回旋加速器提供的最大200 μA的质子束打靶在线产生放射性核束,其最高质量分辨率好于20 000。2015年,BRISOL装置建成并使用05 μA质子束轰击氧化钙靶产生了37K+、38K+放射性核束,其中38K+的产额为1×106 pps。为了提高氧化钙靶产生钾放射性核束的产额以满足物理用户需求,BRISOL于近期开展了氧化钙靶的在线实验。实验中使用氧化钙靶产生了36～38K+、43K+、45～47K+等多种放射性核束,同时将38K+的最大产额提高到了112×1010 pps。本文详细介绍氧化钙靶的研制及在线实验结果。     

放射性核次级束终端的大面积双叠层电离室

本文描述用于放射性次级束终端中作△Ｅ测量的大面积（５００ｍｍ×５００ｍｍ）阳极分条读出双叠层电离室的构造和性能，６５ｋＰａ的Ｐ１０气体，对ａ源（８．７８５ＭｅＶ）的能量分辨为２．５％，并用△Ｅ－ＴＯＦ方法得到了较好的同位素鉴别。     

高放废物处置库野马泉预选场址地下水放射性同位素特征

甘肃北山野马泉地区是我国高放废物处置库预选场址之一.文章阐述高放废物处置库天然类比研究的主要内容,并阐述类比研究中涉及的地球化学问题.以野马泉岩体为例,研究地下水铀、钍含量及放射性特征、铀同位素特征.初步认为,在当地的地质、水文地质等环境条件下,铀的迁移能力有限,迁移距离较小.这一认识为预选场址评价提供了重要的信息和依据.?＃     

Solubility of Tributylphosphate in Plutonium Nitrate Solution and Highly Radioactive Liquid Waste Solution

Abstract

The solubility of tri-n-butylphosphate (TBP) in aqueous solutions of plutonium nitrate (PuN) and in highly radioactive liquid waste (HRLW) of PUREX nuclear fuel reprocessing was investigated. By an empirical formula the solubility of TBP in PuN solutions was described in the range of 0–0. 1 M Pu and 1–8M HNO₃ concentrations. The following items were elucidated:

(1) The logarithm of TBP solubility (S) in the solution of interest varies inversely in proportion to the concentration of Pu(IV) in the range of 0–0.1M PU(IV) at a constant concentration of HNO₃, indicating that Pu(IV) simply behaves as an electrolyte for the salting-out of TBP. Log S subsequently levels off with increasing Pu concentration, which would be due to a change in the principal dissolution form of TBP having an interaction with Pu (IV).

(2) The variation in S in PuN solutions (0–0.1M PU) with nitric acid concentration shows almost the same tendency as that in HNO₃ solution.

(3) A dependency of S on fission product metal ions in HNO₃ for HRLW similar to that for PuN was observed.

(4) The logarithm of the ratio of TBP solubility in water to that in solution of interest was nearly proportional to l/T for HRLW solution or for low concentration of PuN solution. That deviates from the linear relation at high temperature when the concentration of PuN is increased, which can be explained by the change in ionic form of Pu.