~（85）Sr、~（134）Cs和~（60）Co在浅地层黄土与地下水间的分配系

本文报道了￣（８５）Ｓｒ、￣（１３４）Ｃｓ和￣（６０）Ｃｏ在采自本院野外试验场，从地表到地下２ｍ深黄土与地下水间分配系数的测定结果，以及核素浓度、ｐＨ和温度对分配系数的影响。黄土采集的深度范围分别为：地表－０．５ｍ，０．５－１ｍ，１－１．５ｍ，１．５－２ｍ，共采集１６个样品；地下水取自试验场的井水。实验采用静态法。实验结果表明，１６个样品测定的￣（８５）Ｓｒ、￣（１３４）Ｃｓ和￣（６０）Ｃｏ的分配系数的均值分别为８２、７．４×１０￣３和５．４×１０￣３ｍＬ／ｇ；在不同深度的黄土中测得的分配系数基本一致。ｐＨ值的变化对￣（１３４）Ｃｓ和￣（８５）Ｓｒ的分配系数有较大影响，对￣（６０）Ｃｏ则影响不大。     

X,γ系列标准源的研制

本文主要介绍用于Ｘ、γ谱仪能量及效率刻度的一套系列标准源的研制方法和检验结果。它是发射射线能量范围为５．９－１８３６．１ｋｅＶ的￣（５５）Ｆｅ、￣（１０９）Ｃｄ、￣（２４１）Ａｍ、￣（５７）Ｃｏ、￣（１３３）Ｂａ、￣（１３７）Ｃｓ、￣（５４）Ｍｎ、￣（６０）Ｃｏ、￣（２２）Ｎａ和￣（８８）Ｙ１０种核素标准源。采用的高纯放射性核素标准溶液，杂质的相对强度小于０．１％；由４π（ＬＳ）和４π（ＰＣ）β－γ符合方法确定的放射性浓度均在总不确定度范围（＜２．０％，置信水平为９９．７％）内相符。放射性核素密封于质量厚度为１５ｍｇ／ｃｍ￣２（除￣（５５）Ｆｅ源用７ｍｇ／ｃｍ￣２）的圆形聚脂膜中，活性区直径≤３ｍｍ。对６个￣（５７）Ｃｏ源活度用ＮｐＧｅ谱仪测定检验，偏差在０．５１％－１．０２％之间。经擦试检验表明，未见表面污染和泄漏。     

FWT－60辐射显色薄膜剂量计对~（60）Coγ射线的剂量响应

研究了ＦＷＴ－６０辐射显色薄膜剂量计在￣（６０）ＣＯγ辐射场中的响应与辐照温度、读数温度以及辐照后时间的关系，给出了薄膜在两个读数波长处的￣（６０）Ｃｏγ射线吸收剂量响应特性的测定结果，实验发现薄膜吸光度和吸收光谱峰值与读数温度有关。     

食品和环境中^90Sr的快速分析

对于￣（９０）Ｓｒ￣（９０）Ｙ处于平衡的样品，用１００％ＴＢＰ萃取￣（９０）Ｙ，Ｃ＿２Ｈ＿５ＯＨ－ＮＨ＿４ＯＨ沉淀反萃，再以Ｙ＿２（Ｃ＿２Ｏ＿４）＿３沉淀制源，在低本底β计数器上测量，以此快速分析食品和环境样品中￣（９０）Ｓｒ的含量。方法对￣（１３７）Ｃｓ、￣（６０）Ｃｏ、￣（１４４）Ｃｅ和￣（１４７）Ｐｍ的去污系数均大于１０￣３。全流程回收率大于７０％。干草和奶粉以及土壤的最小探测限分别为０．２和２Ｂｑ·ｋｇ￣（－１）。分析４个样品在８ｈ内完成。ＩＡＥＡ标准物质的分析结果均处在其标准值范围之内。     

聚酯固化放射性废树脂的研究

文章研究不饱和聚酯固化模拟核电站废树脂的基础配方、工艺条件及主要参数，测试固化体的主要性能，用放射性示踪测试浸出率。实验表明，聚酯固化废树脂的工艺可行、流程简单、操作方便。室温下，固化过程约需２ｈ。固化体包容量ω（树脂）达４５％，抗压强度大于１０ＭＰａ，抗水性强，溶胀性小，耐辐照、耐温和热循环性能良好。￣（８５，８９）Ｓｒ、￣（１３４）Ｃｓ、￣（６０）Ｃｏ等主要核素１８０ｄ的浸出率为１０￣（－６）－１０￣（－８）ｃｍ·ｄ￣（－１），累积浸出份数为１０￣（－４）－１０￣（－５），明显低于水泥固化体和苯乙烯固化体。     

低本底反康普顿HPGe γ谱仪的调试

本文报道的低本底反康普顿ＨＰＧｅγ谱仪．ＨＰＧｅ探测器对￣（６０）Ｃｏ的１３３２ｋｅｖγ射线的相对探测效率为３８．３％．能量分辨率为１．７７ｋｅＶ。在阱型反符合屏蔽下．对放在探测器端面的￣（１３７）Ｃｓ点状薄膜源的峰康比可达６８５．８：１；测量时间１００ｍｉｎ．置信度９５％时．￣（１３７）Ｃｓ点源的最小判断限为１．１２ｘ１Ｏ￣（－４）Ｂｑ。在物质屏蔽和阶型反符合屏蔽下，在５０～２１５２．８ｋｅＶ能区的积分本底为０．３４３ｓ￣（－１）。与无反符合屏蔽时相比，压缩系数大于４．５．对￣（１５２）Ｅｕ体源，谱仪积分非线性为０．０２７％。     

一台自行组建的低本底Ge（Li）－NaI（T1）反符合γ谱仪

本文报道自行组建的一台Ｇｅ（Ｌｉ）－ＮａＩ（Ｔｌ）反符合γ谱仪的结构和性能。主探测器是φ６１．５ｍｍ×５６．０ｍｍ的同轴Ｇｅ（Ｌｉ）探测器（灵敏体积为１５０ｃｍ￣３），由φ８８．９ｍｍ×７６．２ｍｍ的圆柱形ＮａＩ（Ｔｌ）晶体和外、内径×高为２５４ｍｍ、８８．９ｍｍ×３０５ｍｍ的环形ＮａＩ（Ｔｌ）晶体构成井型反符合探测器，主要的物质屏蔽层是１００ｍｍ铅＋１５ｍｍ钢＋５ｍｍ铜。Ｇｅ（Ｌｉ）探测器对￣（６０）Ｃｏ１３３３ｋｅＶ能量的分辨率为２．４ｋｅＶ，峰康比为４４，相对探测效率为２４％。在反符合屏蔽条件下，谱仪在康普顿坪（３５８—３８２ｋｅＶ）和康普顿端（４６０—４８４ｋｅＶ）的抑制因子分别为５．Ｏ和５．４；康普顿区积分（５０—５９５ｋｅＶ）抑制因子３．６，峰康比（￣（１３７）Ｃｓ点源）为４９４。在１００—２０００ｋｅＶ能区屏蔽室内、外的积分本底比为１：１３１。加反符合和不加反符合条件下的积分本底抑制因子为３．５，加反符合后的积分本底为１７．２ｃｐｍ。当测量时间１０００ｍｉｎ、置信度９５％时，￣（１３７）Ｃｓ的最低可探测活度（判断限）为５．８ｍＢｑ．２４小时内，￣（２４１）Ａｍ、￣（１３７）Ｃｓ和￣（６０）Ｃｏ     

湮灭辐射法煤炭灰分旁路测量的实现

本文所述湮灭辐射法煤炭分旁路测量装置采和７．４ＧＢｑ＾６０Ｃｏγ射线反射线方案，通过＾６０Ｃｏγ射线照射煤样，测出电子对引起的正电子湮灭辐射峰和康普顿反射线峰的强度来确定灰分，这种方法测量精度高（绝对不确定度小于２％）时间短（小于５ｍｉｎ一组数据）可用于国内煤种复杂煤质欠充好的入口检测，也可用于火力电厂煤种类繁多，煤灰分成发变化较大的上炉监测，以便调整进煤量，节约能源，减少污染。     

大亚湾核电站处置场近场介质对核素的吸附性研究

本工作所进行的核素迁移研究是为大亚湾核电站中低放废物处置可行性研究和环境安全评价提供８５Ｓｒ、１３４Ｃｓ、６０Ｃｏ的迁移参数。试验方案为静态试验测定分配系数，动态试验观察核素在介质中的迁移分布状况。试验样品取自大亚湾处置场钻井岩芯和探槽。有五个取样点，取样深度分别为１５ｍ、５－１５ｍ、１－２７ｍ、３－３８ｍ和１０－５０ｍ，共计２８个样品。静态试验表明，同一种土样对三种核素的吸附比差异很大，说明地质介质对核素的吸附具有选择性。三种核素的吸附平衡时间为１２０ｈ。２８个样品的８５Ｓｒ、１３４Ｃｓ和６０Ｃｏ的平均Ｋｄ值分别为９．４×１０ｍｌ／ｇ、２．３×１０３ｍｌ／ｇ和１．３×１０２ｍｌ／ｇ。动态试验运行１００天，流出液中未测出放射性，岩芯柱解体后测量放射性，结果表明８５Ｓｒ比１３４Ｃｓ和６０Ｃｏ迁移的远。试验运行１００天之后，８５Ｓｒ迁移５．５ｃｍ，而１３４Ｃｓ和６０Ｃｏ只迁移２．５ｃｍ。三种核素的滞留因子分别为Ｒｄ（８５Ｓｒ）７．４×１０２，Ｒｄ（１３４Ｃｓ）１．８×１０４和Ｒｄ（６０Ｃｏ）１．０×１０３。试验结果表明：大亚湾处置场近场钻井岩芯和探槽取样对８５Ｓｒ、１３４Ｃｓ和６０Ｃｏ核素具有很强的吸附性。因此     

~（107）A（a，n）~（110）In~m，~（107）（a，2n）~（10

用能量为２６．８ＭｅＶ的ａ粒子轰击天然Ａｇ靶，采用迭靶技术测定了￣（１０７）Ａｇ（ａ，ｎ）￣（１１０）Ｉｎ￣ｍ，￣（１０７）Ａｇ（ａ，２ｎ）￣（１０９）Ｉｎ，￣（１０９）Ａｇ（ａ，ｐｎ）￣（１０９）Ｃｄ和￣（１０９）Ａｇ（ａ，２ｎ）￣（１１１）Ｉｎ反应的激发函数。同前人结果作了比较，并用激子模型作了理论计算。结果表明，在上述反应中存在平衡前发射反应机制。     

^60Co集装箱检测系统的研制

本文阐述了一种使用３．７～１１．１ＴＢｑ＾６０Ｃｏ工业探伤源的特殊集装箱检测系统，借助于采用高灵敏度阵列探测器以及其他技术措施，此种＾６０Ｃｏ集装箱检测系统具有良好的检测性能，它对１００ｍｍ铁屏的“反差灵敏度（ＣＩ）”及“像质值（ＩＱＩ）”分别等于０．７％和２．５％，而其“铁穿透本领（ＳＰ）”则达到约２４０ｍｍ＾６０Ｃｏ集装箱检测系统比加速器型检测系统便宜，可靠，占地少，而其“穿透本领”则显著高于     

个人剂量计刻度方法研究

回顾了国际辐射单位与测量委员会提出的外照射监测实用辐射量的进展，着重阐述了实用量的特征和不同的个人剂量计刻度方法。在￣（１３７）Ｃｓ、￣（６０）Ｃｏ和ＩＳＯ－４０３７规定的６个宽谱辐射场（４５，７９，１０４，１３４，１６９，２０４ｋｅＶ）中将ＩＲＭＢ热释光个人剂量计置于３０ｃｍ×３０ｃｍ×３０ｃｍ的方形水模体上，应用照射量与实用量转换系数，研究了其相对于新实用量的能量响应特性。对实用量在应用中的一些问题作了进一步讨论。     

1993年~（57）Co活度测量比对报告

１９９３年￣（５７）Ｃｏ活度测量比对报告为了提高我国放射性活度测量和γ谱定量分析水平，加强学术交流，１９９３年春，国防科工委放射性计量一级站和中国原子能科学研究院同位素所共同组织了电子俘获核素￣（５７）Ｇｏ的活度测量比对，并于同年１１月在昆明召开学术...     

在4πβ－γ符合技术中应用β谱计算效率外推曲线

应用费米理论计算了６０多种核素的β谱形、计数效率。为了发现效率外推中存在的Ｂ类不确定度，计算了斜率（１－Ｋ）和归一化效率函数。这里给出了￣（１４７）Ｎｄ和￣（１３４）Ｃｓ的计算和实验结果。当可达到的最高效率低时，用计算结果改善了外推准确度。     

大射野,大深度^60Coγ射线照射条件下组织—空气比的公式计算

本文利用＾６０Ｃｏγ放射源和７２ｃｍ×７２ｃｍ×９０ｃｍ（长×宽×高）体模，在大射野（１０．０ｃｍ×１０．０ｃｍ～５０．ｃｍ×５０．０ｃｍ）和大深度ｄ（１０．０～７０．０ｃｍ）照射条件下实测的组织－空气比数据，按Ｍｅｌｓｋｉ计算＾６０Ｃｏγ射线组织－空气比深度函数公式，Ａｅ＾Ｂｄ＋Ｃｅ＾Ｄｄ，利用高斯－牛顿逐次逼近的计算方法，拟合出该公式参数Ａ，Ｂ，Ｃ和Ｄ的最佳估计值，５组数据的残差平方和小于１．     

30万居里~（60）Co源贮存井多重屏蔽的最优化计算

介绍了用Ｂｒｏｄｅｒ公式表示累积因子，对γ线源进行多重屏蔽的最优化计算方法。计算了用３０根每根为１×１０￣４Ｃｉ的￣（６０）Ｃｏ线源构成的矩形栅板源，在贮源井内，依次经水、铅和混凝土屏蔽时，井盖和井壁在给定条件下的最优化铅屏蔽层厚度，并给出了源贮存井的最优化构型。在最优化的屏蔽条件下，贮存井上方任何位置的剂量当量率将低于３．１４×１０￣（－３）ｍＳｖ／ｈ，在主井的每次检修期内，工作人员实际的受照剂量当量将不会超过０．０７ｍＳｖ。     

几种特殊靶的制备方法

文章了几种特殊靶的制备，包括７０ｍｇ．ｃｍ＾－２的自支撑Ｂｉ靶、Ｍｏ封窗膜、１５－５０μｇ．ｃｍ＾－２的自撑Ｓｃ靶（ＣＤ２）ｎ靶和７０μｇ．ｃｍ＾－２的自支撑Ｃｏ靶。     

光学活性起源的研究Ⅶ．~（60）Coγ射线对D，L－亮氨酸γ辐解立体选择的研究

以Ｄ－、Ｌ－、和Ｄ，Ｌ－亮氨酸为研究对象，研究￣（６０）Ｃｏ的非极化γ射线对亮氨酸异构体辐解时的立体选择性。实验通过毛细管手性柱气相色谱法测得Ｄ－和Ｌ－亮氨酸的相对含量，并测定了其辐解气体产物Ｈ＿２、ＣＯ＿２和ＮＨ＿３相对产率。结果表明非极化的γ射线对Ｄ，Ｌ－亮氨酸的辐解是随机的，无立体选择性。     

放化法测量~（79）Se的半衰期

长寿命裂变产物核素￣（７９）Ｓｅ的半衰期还没有被准确地测量过，文献中一直引用１９４９年测定的值：Ｔ＿（１／２）≤６．５×１０￣４ａ。本工作应用放化法测量了￣（７９）Ｓｅ的半衰期。从中子照射的铀靶中分出放化纯的￣（７９）Ｓｅ，并用液闪谱仪测量其活度。利用￣（９０）Ｓｒ、￣（１３７）Ｃｓ作为监测核计算出铀靶的裂变数，然后根据裂变产额得到￣（７９）Ｓｅ核数。得到的￣（７９）Ｓｅ的半衰期为（４．８±０．４×１０￣５ａ。）     

NaI（TI）航测谱仪对^137Cs,^60Co点源角响应的地面刻度

在核事故应急监测航空测量中，角响应函数Ｆ（φ，θ）是航测谱仪的基本刻度量。本文主要报道ＮａＩ（Ｔｌ）航测谱仪对＾１３７Ｃｓ和＾６０Ｃｏ点源角响应函数的地面刻度方法及共结果，其不确定度一般小于２０％。利用该结果，采用数值积分方法，对地表均匀分布的＾１３７Ｃｓ沉积面源，计算了安装以运五飞机上的ＮａＩ（Ａｌ）航测谱仪（３箱晶体）不同飞行高度的刻度因子，不确定度小于３０％，在石家庄航测动态测试带的天然车底