用高通量工程试验堆生产高比度放射性同位素

用高通量堆生产放射性同位素是提高同位素产量和质量的重要途径。本文阐述了用高通量工程试验堆生产放射性同位素在辐照工艺上应当注意的问题及医用强~(60)Co 源、腔内后装治疗机用~(60)Co源丸和~(113)Sn/~(113m)In 同位素发生器(“母牛”)的生产工艺流程。并对降低辐照成本提出了一些建议。     

~(60)源水中贮藏的检漏方法

我所有一批一次封装的~(60)Co源40根,采用水井贮藏法贮藏,经使用一段时间后,发现井水被污染,在16m~3的井水中~(60)Co的放射性浓度高达5×10~(-8)Ci/1,总强度为36000克镭当量。为了检查出哪些根~(60)Co源在水中泄漏,我们提出了~(60)Co源在水中贮藏的检漏方法。     

~(60)Coγ刀治疗源的研制简介

~(60)Coγ刀治疗源是γ刀治疗设备的核心部件,具有活性区小,比活度高,半影区小,聚焦成形好,使用周期长等特点。介绍了自产~(60)Coγ刀治疗源的研制过程,叙述了~(60)Coγ刀治疗源的性能、技术指标、安全性能和结构,以及研制过程中的生产工艺和质量控制。~(60)Coγ刀治疗源采用高比活度放射性钴粒,分装焊封在双层不锈钢包壳内,经安全性能、表面污染与泄漏等质量检验,符合GB-4075和GB-4076的规定。     

~(60)Co后装源的研制

介绍了~(60)Co小密封源的生产工艺、泄漏和污染检查、清洗去污、活度测量等方法。~(60)Co后装源采用纯金属Ti作放射性~(60)Co的包壳,以满足源包壳的机械强度、耐腐蚀、抗疲劳等要求。同时改进和简化了旧的生产工艺,提高了源的质量。     

~(60)Co后装源的研制

介绍了~(60)Co小密封源的生产工艺、泄漏和污染检查、清洗去污、活度测量等方法。~(60)Co后装源采用纯金属Ti作放射性~(60)Co的包壳,以满足源包壳的机械强度、耐腐蚀、抗疲劳等要求。同时改进和简化了旧的生产工艺,提高了源的质量。     

放射性气溶胶监测仪校准

为对放射性气溶胶监测仪PIPS探测器进行效率校准,制作了~(241)Am、~(239)Pu、~(90)Sr-~(90)Y、~(204)Tl、~(60)Co及~(137)Cs电镀平面源。用准确定值的平面源对放射性气溶胶监测仪进行效率校准,分析各参数对测量结果不确定度的影响。结果表明:得到的α、β放射性气溶胶监测仪效率校准因子的测量不确定度分别为2.8%和2.6%。     

γ-γ符合法标定~(60)Co源活度最佳脉冲宽度测定

论文介绍了γ-γ符合法标定~(60)Co源放射性活度最佳脉冲宽度的测定方法。该方法适用于辐射源活度A≤5×106Bq的标定,通过优化各插件设置的参数,对在不同脉冲宽度下计算得到的活度与实验室时参考源活度进行比较,快速进行标定,同时对实测真偶符合比与反推真偶符合比进行比较。实验结果表明:γ-γ符合法测量辐射源活度时,无限增大真偶符合比对实际测量无太大的意义,测量结果计算得到的~(60)Co辐射源的活度为141 441 Bq,与实验时源的参考活度相对偏差为0.252%,γ-γ符合法标定~(60)Co源放射性活度的最佳脉冲宽度为0.39μs。     

核电厂退役源项分析

为指导核电厂退役过程中的环境影响评价和人员辐射防护,需要对退役过程中的放射性源项进行分析。通过对退役三个阶段的放射性源项产生机理进行研究,分析得出堆芯周围金属结构的活化源项,以及沉积在主辅回路的活化腐蚀产物,是退役源项的主要贡献,典型放射性核素包括~(60)Co、~(63)Ni、~(110m)Ag等。给出了基于中子辐照史的活化源项计算方法,可用于退役源项的定量估算。     

用VYNS胶体溶液制备4πβ薄膜源

在制备4πβ薄膜源的过程中,将硅胶溶液与放射性溶液混合可以明显地改善源的均匀性。J.S.Merritt等用新鲜配制的1:10~4硅胶水溶液制备了~(60)Co等源,得到了较好的结果。我们向VYNS丙酮溶液加入适量的酒精(或水),制备了VYNS胶体溶液。在放射性液滴中加入这件胶体溶液,制得了计数效率高,重复性好的4πβ薄膜源。     

农用~(60)Co源室自动装置的初步改进

全国农用~(60)Co源室在结构设计和操作控制系统方面都是大同小异,如何进行改进,使自动装置安全、可靠运转,这是摆在~(60)Co源室操作人员面前的一件重要的工作。根据我们多年来使用~(60)Co源的经验,对自动装置初步作了改进,现介绍如下:1.~(60)Co源架机械迫降方法 为了获得较高而均匀的剂量率,设计成空心源内腔,采用悬托式的~(60)Co源架,并在源架上方设置机械迫降机构(见图1)。当源架在行程中被卡住时,可通过迫降重锤敲打源架,使整个源架掉落井中的方面降源。     

苹果的放射性本底测量研究

本工作使用高灵敏度放射性测量仪器,对用3×10~4rad剂量的~(60)Co源辐照的苹果进行放射性的测定,并与未辐照的样品进行比较。对三个不同产地的苹果,测得了总α、总β放射性强度,并通过苹果中γ谱的测定,给出了~(40)K的放射性强度。由实验结果指出,苹果经辐照处理后,不会产生新的放射性。     

研究性重水反应堆内壳放射性的测量

本文叙述了研究性重水反应堆内壳放射性的测量方法及其结果。给出了沿内壳径向和轴向的照射量率的分布,距内壳轴线10米处的照射量率为0.33伦琴/小时。内壳的放射性强度:~(60)Co 为24居里,~(65)Zn 为6.9居里。~(60)Co 主要来源于重水泵磨损物的活化。稳定钴在一次冷却水回路的三个结构单元(反应堆内壳、管道及其设备、工艺管和堆芯构件)表面的分布基本上是均匀的。测量表明,在一个较小的范围内,例如在工艺管表面和内壳底部,稳定钴的分布也是均匀的。     

扰动角关联简介

γ射线是一种多极电磁辐射。当原子核从高激发态跳到较低激发态(中间态)放出第一个γ光子后,有可能连续放出第二个γ光子,使原子核趋于更稳定的低能态。这种接连放出二个γ光子的跃迁称为γ级联跃迁。我们在放射性测量中常用的~(60)Co源就是一个接连放出二个γ光子的放射源(见图1)。~(60)Co通     

一种提高~(60)Co放射源辐照活度的新型燃料组件研究

放射源在核技术应用中有着至关重要的地位,是整个产业链的最上端环节。钴源是核技术应用中常用的放射源和辐照源。目前我国在秦山有两座CANDU-6型重水反应堆生产~(60)Co,尚不能满足我国需求,放射源大量依赖国外进口。若能利用目前广泛运行的压水堆制备钴源,并提高~(60)Co的辐照活度,在不影响发电需求和燃料利用效率、确保堆芯安全的前提下,具有很好的前景。本文使用带燃耗功能的蒙特卡罗程序Serpent计算了新型组件在不同排列方式下~(60)Co的生产效率。计算了富集度分别为4.45%和3.1%的燃料组件,选取对称的4个控制棒导向管位置布置59Co元件棒,并改变其周围4根以及8根燃料棒的富集度或材料,比较其~(60)Co的生产效率。计算结果表明低富集度组件的生产效率明显要高于高富集度组件,而且当~(60)Co元件棒周围的燃料棒替换为水棒时,生产效率还会有进一步显著提升。当组件燃耗达到50 MWd/kg U时,~(60)Co的放射性比活度能达到182 Ci/g,能满足大多数情况下的要求,有利于提高中子利用效率。     

示踪高炉炉衬蚀损中~(60)Co示踪源装入的新方法

本文主要叙述了~(60)Co示踪检测生产中高炉残衬蚀损情况的一种新方法——预埋管法。其特点在于不用以前使用的“耐火砖钻孔法”,而是在炉衬砌砖过程中,首先在预定的检测点位置上,砌入一定规格的碳钢管。在护衬耐火砖砌完后,由高炉炉壳外面,用特制工具将~(60)Co示踪源装入预埋管内的一定的位置上,並用碳素泥料填充和封实。这样就避免了~(60)Co装入炉衬与砌砖工作发生平行、交叉作业,对筑炉工作发生干扰和影响,筑炉人员也不会接触~(60)Co的辐射作用。並介绍了运装罐、打泥枪等特制工具的结构及用法。由于选用了对~(60)Co辐射吸收系数小的碳素泥料填充预埋管、就相应的减小了各点~(60)Co源的活度,使环境及高炉铁水被放射性污染的放射性比度降低,可控制在国家允许标准水平以下。由此,消除了高炉大修人员及高炉工作人员对射线生物效应的恐惧感。鞍钢高炉在1985年大修时,采用了这种方法,对氮、碳化硅砖的高级耐火材料炉衬进行检测。证实此方法具有简便、易行、准确及安全无害的优点。因此~(60)Co示踪法,做为高炉残衬检测手段,又获得新生。     

用NaI(Tl)探测器在线测定大体积水中的γ弱放射性

文章介绍了用NaI(Tl)晶体探测器对大体积水中的γ弱放射性直接快速在线测量的方法,并用~(40)K液体源和点源(~(60)Co,~(137)Cs)进行了效率刻度。可行性研究表明,对φ100×100mm的NaI(Tl)晶体探测器,监测水池的容积在1m~3左右是可取的。监测装置的最小可探测的放射性比活度可望好于9.2×10~2Bq/m~3。实际监测中,还要对工业下水进行鼓泡赶氡。     

60Co γ射线对HaCaT细胞损伤的模型建立及其机制

建立放射性皮肤损伤细胞模型,考察不同吸收剂量~(60)Co γ射线对HaCaT细胞的损伤及机制。单次剂量~(60)Co γ射线对HaCaT细胞进行照射(照射源距细胞3 m,剂量率100.68 cGy/min),CCK-8法检测细胞活性,水溶性四唑盐染色法测定超氧化物歧化酶(SOD)活力,硫代巴比妥酸法测定丙二醛(MDA),流式细胞术检测细胞调亡率,Western blot检测细胞凋亡和炎症相关蛋白。~(60)Co γ射线照射HaCaT细胞(18 Gy)24 h后,细胞形态变化明显,细胞活性降低至57.50%,MDA升高到66.28μmol/mg,SOD抑制率升高至32.12%,细胞凋亡率升高至18.05%,炎症因子表达增加。~(60)Co γ射线照射(18 Gy)后孵育24 h,建立放射性皮肤损伤的HaCaT细胞模型,细胞发生损伤的机制可能与细胞氧化损伤、凋亡及炎症反应有关。     

γ辐射回路中的γ载体性能初步研究

一、序言 研究铟、镓、锡合金的性能是建造γ辐射回路的要求。目前我国辐射加工业采用~(60)Co作为放射源。γ辐射回路与~(60)Co源相比具有下列优点: ①生产~(60)Co需耗费核反应堆活性区的中子,而γ辐射回路主要利用防护区中的无用中子。 ②γ回路可以得到比~(60)Co源更高的比活性。 ③~(60)Co是吸收体,为避免超临界事故,出堆时     

研究性重水反应堆改建的辐射防护评价

本文叙述了研究性重水反应堆改建过程中辐射防护工作的计划和实践。改建期间(1978.12—1980.6)工作人员的集体剂量当量为168人·雷姆。每人每年平均所受外照射剂量当量为0.49雷姆。~(60)Co 是辐射的主要来源。稳定性钴在重水一次回路表面的分布是均匀的。反应堆内壳的放射性强度:~(60)Co 为24居里;~(65)Zn 为6.9居里,研究性重水反应堆改建的目的是:更换已运行二十多年的反应堆内壳,改变堆芯结     

~(60)Co在模拟生态系中迁移动力学的研究

利用核素示踪技术,研究了~(60)Co在盆栽番茄-土壤、模拟水生-陆生生态系统中的迁移、积累和分布,并利用示踪动力学分室模型原理,通过计算机拟合建立了~(60)Co在上述系统中行为规律的数学模式,为阐明放射性钴环境行为提供了基础资料。结果表明:(1)~(60)Co进入番茄—土壤系统后,迅速在土壤中迁移、积累,并很快被番茄根部吸附、吸收,运送到植株地上部。(2)~(60)Co在番茄—土壤系统中的行为规律用开放二分室描述。(3)~(60)Co以~(60)Co-CoCl_2形式进入水体后,在水生生态系统中发生沉淀或与其他离子进行络合或被水生生物吸收或被吸附等形式在系统中迁移和转化,从而在系统各部分中分配和积累。(4)~(60)Co在水生-陆生生态系中的行为规律用开放五分室模型描述。