常用放射性同位素发生器简评

本文主要评述了三个反应堆生产的放射性同位素发生器(~(99)Mo/~(99m)Tc、~(113)Sn/~(113m)In 和~(115)Cd/~(115m)In)的优缺点和发展前景。对中国放射性同位素发生器的生产提出了建议。     

新型无菌~(113m)In发生器

本文叙述了利用锡和锆的特殊化学性质,用堆照天然锡生成的低比放射性~(113)Sn制备新型无菌SnO_2-ZrO_2混合胶体~(113m)In发生器。根据用户需要,此法能用于制备核医学用的,强度为50—100mCi的~(113m)In发生器。~(113m)In用20m10.05mol/1HCl(pH=1.4)淋洗,其~(113m)In的淋洗效率大于60％,淋洗液的~(113)Sn与~(113m)I的比值小于0.1％,锆含量低于20μg/ml。     

用钴代替银铟镉合金作控制棒的吸收体材料

高通量工程试验堆上用钻代替银铟镉合金作为控制棒的吸收体材料,可以提高堆的中子利用率,获得~(60)Co放射性同位素。在零功率模拟装置上进行了两种材料吸收体的控制棒效率实验测量。本文将实验结果与理论计算作了比较,叙述了在高通量工程试验堆上的实施方案,并给出了同位素比度和产量,该方案已被采用。     

~(113m)In灭菌发生器及其装柱工艺

本工作用天然丰度的锡靶,以低比度~(113)Sn装成~(113m)In灭菌发生器。在现有的堆照条件下,每条发生器洗脱液~(113m)In的放射性活度可在10～25毫居里范围内。测定了影响装柱的一些化学因素和柱性能实验,选择出最佳装柱条件。~(113m)I n灭菌发生器结构合理,使用方便。     

高活度~(113)Sn—~(113m)In 发生器的生产工艺研究

本文介绍了高活度~(113)Sn-~(113m)In 发生器的研制过程;报道了一系列工艺条件实验,探讨了生产过程中的化学原理,从而给出了一个生产高活度~(113)Sn-~(113m)In 发生器的生产工艺。     

HFETR 80盒元件堆芯的研究(英文)

从理论分析和运行结果比较了高通量工程试验堆(HFETR)80盒、60盒燃料元件堆芯的性能。结果表明,HFETR 80盒元件堆芯在允许功率、材料辐照和单晶硅掺杂、钼-锝同位素生产等方面与60盒元件堆芯性能相同。80盒元件堆芯更有利于500kW试验回路入堆后堆的运行,有利于大幅度提高高比度~(60)Co医疗源产量和元件利用率。和60盒元件堆芯实际生产情况相比,HFETR 80盒元件堆芯每年的~(60)Co同位素效益增加380万元以上。     

重水堆生产放射性同位素~(60)Co堆芯物理设计研究

放射性同位素~(60)Co是一种性能很好的γ放射源,在工业和医疗方面有广泛的用途。上海核工程研究设计院针对秦山第三核电厂CANDU-6型重水堆调节棒组件进行变更设计,用~(59)Co替换不锈钢经堆内辐照后生产~(60)Co。本文介绍了重水堆生产放射性同位素~(60)Co堆芯物理设计方法和程序系统,并利用电厂实测数据(调节棒组反应性价值和~(60)Co出堆活度)验证本文所建立的堆芯物理设计方法和程序系统是正确和有效的。     

~(113)Sn-~(113m)In发生器的定量灌注及淋洗装置

~(113)Sn-~(113m)In发生器生产过程中,放射性料液的计量、灌注、淋洗工作主要存在如下几个问题: (i)每次生产~(113)Sn-~(113m)In发生器的总强度约十几居里,操作量大,只能在工作箱内进行。故要求装置系统便于机械手操作,工作时安全可靠。     

HFETR 80盒元件堆芯的研究

从理论分析和运行结果比较了高通量工程试验堆(HFETR)80盒、60盒燃料元件堆芯的性能。结果表明,HFETR 80盒元件堆芯在允许功率、材料辐照和单晶硅掺杂、钼-锝同位素生产等方面与60盒元件堆芯性能相同。80盒元件堆芯更有利于500kW试验回路入堆后堆的运行,有利于大幅度提高高比度~(60)Co医疗源产量和元件利用率。和60盒元件堆芯实     

中国实验快堆生产同位素~(60)Co的优化设计研究

中国实验快堆(CEFR)是我国建设的第一座金属钠冷却快中子反应堆,其特点是比功率高、中子注量率高。由于CEFR能谱硬、中子泄漏多,本工作对利用这部分泄漏中子在快堆反射层生产~(60)Co同位素进行了可行性研究,并通过引入慢化剂设计适合的几何结构、选择合理的辐照位置和辐照时间等一系列措施对同位素生产进行优化,以提高~(60)Co比活度。优化中采用MCNP和ORIGEN2程序作为计算软件。计算结果表明,通过优化设计,~(60)Co比活度有显著提高,说明利用快堆反射层的泄漏中子生产~(60)Co是可行的。     

~(60)Co辐照对人血管内皮细胞纤溶和抗凝功能的影响

人脐静脉内皮细胞在体外用~(60)Coγ线照射,剂量从0至50Gy。辐照后早期内皮细胞培养液中t—PA抗原和活性都迅速增高,PAI活性降低。辐照6天后t—PA抗原和活性都随着辐照剂量的增加而降低,PAI活性增高。此外,辐照后早期内皮细胞血栓调节素、PGI_2和vWF释放都增加;但辐照6天后内皮细胞合成血栓调节素和PGI_2能力降低,而合成vWF增加。结果表明内皮细胞经的~(60)Coγ线照射后早期纤溶和抗凝功能都亢进;后期则纤溶和抗凝功能都低下,促凝活性增高。对辐照后内皮细胞纤溶、抗凝功能的改变与急性辐射病的发病机理作了讨论。     

从回旋加速器上照过的镍靶中分离~(57)Co

制作穆斯堡尔源~(57)Co的纯度要求很高,杂质含量应小于0.12μg/mCi~(57)Co。稳定性钴含量的增加,使源的线宽加宽甚至发生劈裂现象。降低稳定性钴含量的办法,即可在照射前对靶材料进行纯化,也可在照射后利用核衰变特性和放化分离法相结合,进行钴的同位素分离。本文报导了采用α-粒子轰击镍试制~(57)Co的实验结果。 1.照射靶的制作 天然镍有五种同位素,其中~(58)Ni的丰度最高(67.88％)。α轰击天然镍除得到~(57)Co外,还可生成十多种其     

利用回旋加速器制备放射性核素的研究

以在北京、上海和兰州的1.2 m和1.5 m迴旋加速器上研制~(56)Co、~(57)Co、~(88)Y、~(109)Cd和~(208)Po等放射性核素为例,综合研究了加速器制备放射性核素的有关核反应选择、靶子制备、辐照发热、厚靶产额及化学分离等几个问题。     

一种新的心肌显像剂—~(113m)In-BAT-TE的研究

本文合成和标记了一种新的心肌显像剂~(113m)In-BAT-TE,测定了它的络合常数和净电荷、研究了它在小鼠体内的分布。实验表明,它是一种较理想的新型心肌显像剂。     

后装源腔内治疗机~(60)Co放射性源丸的制造工艺流程

本文介绍了后装源腔内治疗机~(60)Co 放射性源丸在热室中的制造工艺、流程及其设备和它在医学上的应用。为了制造这种源丸,试制成功了由一整套自动化装置组成的一条~(60)Co 放射性源丸的自动生产线,在国内第一次试制成功高比度 ~(60)Co 源丸,给管腔内癌症患者带来了福音。     

用~(148)Nd法分析核燃料的燃耗

本文叙述用同位素稀释质谱法以浓缩~(150)Nd 为稀释剂、~(148)Nd 为燃耗监测体测定辐照后核燃料的燃耗,其精密度为1.8%。较详细地讨论了同量异位素的干扰和修正。     

异丙醚-磷酸三丁酯溶剂萃取与阴离子交换法从Fe(Ⅱ),Mn(Ⅱ),Co(Ⅱ),Cu(Ⅱ)的盐酸溶液中分离Co(Ⅱ)及~(57)Co

钴的同位素~(57)Co不仅可以标记博来霉素(Bleo-mycin)和维生素B_(12)等化合物,而且还可以用来制备穆斯堡尔源。最近几年,穆斯堡尔效应的研究越来越广泛。因此~(57)Co的研制和生产方法引起了人们的重视。我们选用铁作靶材(在铜的衬底上电镀铁),氘核为轰击粒子,产生核反应:~(56)Fe(d,n)~(57)Co,~(56)Fe(d,a)~(54)Mn,~(57)Fe(d,2n)~(57)Co,~(57)Fe(d,n)~(58)Co,。本文针对上述体系采用异丙醚-TBP萃取除铁,阴离子交换精制纯化~(57)Co,     

3.7×10~(15)Bq ~(60)Co地下辐照场及其安全性

建造~(80)Co辐照装置一般采用水井式钢筋混凝土结构作为防护层。本文报道了一个以泥土层作防护的地下式~(60)Co辐照装置以及对其安全防护性能的监测。监测结果表明:辐照场所处环境位置符合卫生、达到安全要求;这种以少量钢筋混凝土作支架、大量泥土作防护层的地下式辐照场既能大大节约投资和建筑材料,又能达到良好的防护效果。     

镤在无机吸附剂上的吸附行为及它与铀、钍的分离

~(233)Pa是中子辐照钍制取核燃料~(233)U的重要中间体。长期以来人们认为用无机吸附剂来分离、纯化~(233)Pa是行之有效的方法。我们利用在高通量堆中辐照的钍经阴离子交换法分离获得的~(233)Pa、~(233)U以及天然Th,研究了在HNO_3介质中,~(233)Pa、~(233)U及Th在硅胶、SnO_2、Sb_2O_5及MnO_2四种无机吸附剂上的吸附行为,其中SnO_2与Sb_2O_5是前人没有作过系统研究的。通过单管平衡实验,我们找到了~(233)Pa吸附及解吸的合适条件,并由柱实验证明,~(233)Pa可以从U、Th中获得较好的纯化。从柱实验效果看,硅胶与SnO_2都有良好的性能,但在实际使用中,SnO_2比之硅胶似乎更为理想,因此我们认为SnO_2有可能成为分离、纯化~(233)Pa的一种有效吸附剂。     

动力堆辐照元件中燃耗测定和~(149)Sm,~(150)Sm含量,~(154)Eu/~(155)Eu,~(154)Eu/~(152)Eu比值与燃耗的关系

本文用同位素稀释质谱法,以~(148)Nd为燃耗监测体对某动力堆元件的燃耗进行了测定。还测定了裂变产物中的高中子毒物~(149)Sm的含量。对~(150)Sm的含量测定结果表明,它能反映出核燃料燃烧的程度,为一直线关系。γ谱法测得的~(154)Eu/~(155)Eu比值和燃耗呈曲线关系。