贫化铀及组合球中的反应率测量

用HPGe探测器测量了DT中子照射下^27Al(n，α)^24Na、^197Au(n，2n)^196Au、^93Nb(n，2n)^92Nbm和^197Au(n，γ)^198Au几个反应在贫化铀、贫化铀／聚乙烯／铁组合球中的活化率。运用MCNP／4B程序和ENDF／B-Ⅵ数据库对实验进行了模拟计算^27Al(n，α)^24Na、^197Au(n，2n)^196Au反应的计算与实验结果基本一致，而^197Au(n，γ)^198Au反应的计算结果与实验结果有相当大的差异。     

90Sr、237Np、238Pu和241Am在含水层中迁移的模拟实验

在中国辐射防护研究院野外试验场的地下研究设施内进行了^90Sr、^237Np、^238Pu和^241Am在含水层介质中迁移的模拟实验。实验用的非扰动原状土柱取自地下研究设施内的含水层，实验用水为地下水。实验结果表明，试验场含水层介质对^238Pu和^241Am具有很强的吸附能力，对^237Np的吸附能力相对次之，对^90Sr的吸附能力相对较弱。在实际水流速为6.13cm/d条件下，经过527.5天，各核素的活度浓度峰分别迁移了16cm(^90Sr)、3.9cm(^237Np)、小于0.2cm(^238Pu和^241Am)。采用核素二维迁移方程和本文提出的核素从源层释放的洗脱模型对浓度分布进行了拟合，得到了核素迁移参数，实验数据和拟合曲线符合较好。     

铍/聚乙烯/铁组合球中的反应率测量

用HPGe探测器和活化箔法测量了DT中子照射下^27Al(n，α)。^24Na、^197Au(n，2n)^196Au、^197Au(n，γ)^198Au反应在铍／聚乙烯／铁组合球中的活化率。运用MCNP／4B程序和ENDF／B-Ⅵ数据库对实验进行模拟计算。对于^27Al(n，α)。^24Na、^197Au(n，2n)^196Au反应，计算值与实验结果基本一致；^197Au(n，γ)^198Au反应计算结果与实验结果有相当大的差异。一个可能的原因是金箔对低能中子的自屏蔽效应。     

中国黄土对241Am吸附特性的实验研究

本文简要介绍超铀核素^241Am(Ⅲ)在中国黄土样品中吸附特性的初步研究结果。以^241Am(Ⅲ)溶液为示踪溶液，以黄土为实验介质，测定了^241Am(Ⅲ)在未处理黄土、去除CaCO3黄土、去除有机质黄土、以及去除CaCO3和有机质黄土等四种组分不同的黄土介质中的吸附-解吸等温线、平均吸附分配系数和平均解吸分配系数，分析讨论了^241Am(Ⅲ)在实验介质中的吸附-解吸机理。实验结果表明：在实验条件下，^241Am(Ⅲ)在四种黄土样品中的吸附-解吸等温线均近似为直线；固相成份CaCO3和有机质在黄土吸附^241Am(Ⅲ)的过程中起主要作用。     

放化分离-液闪测量联合分析核电厂废树脂中的^(55)Fe和^(63)Ni北大核心CSCD

建立了一种核电厂放射性废离子交换树脂中^(55)Fe和^(63)Ni的联合分析方法。将废树脂样品经芬顿氧化消解后,先用氢氧化钠沉淀法沉淀^(55)Fe和^(63)Ni,再用阴离子交换树脂联合丁二酮肟沉淀对杂质离子进行分离纯化,纯化后用液体闪烁计器测量。本方法对废树脂中^(60)Co、^(65)Zn、^(54)Mn等干扰核素的去污因子均大于10^(3)。本方法对^(55)Fe和^(63)Ni的平均化学回收率分别为86%和90%,对废树脂中^(55)Fe和^(63)Ni的检测限分别为5.7 Bq/g、6.8 Bq/g。用加标样品对分析方法进行验证,预期值和测量值的偏差小于±10%。实验测得某核电厂一组一回路实际废树脂样品中^(55)Fe和^(63)Ni的平均活度浓度分别为(76.2±1.4)kBq/g和(120.0±5.1)kBq/g。     

高放废液中^(137)Cs的萃取去除北大核心CSCD

高放废液的处理处置是影响核能可持续发展的重要因素之一。从高放废液中萃取分离高释热放射性核素^(137)Cs不仅有利于实现高放废液的安全处置,也可满足^(137)Cs在诸多工业领域的应用需求。研究提出了以杯芳烃冠醚衍生物为萃取剂从高放废液中萃取分离Cs的工艺流程,并分别采用模拟和真实高放废液对流程进行了验证实验。结果表明,模拟高放废液实验中Cs(Ⅰ)的萃取率达到99.9%,热实验中^(137)Cs的萃取率达到99.95%。该工作所提出的工艺流程为进一步开展我国动力堆高放废液处理及^(137)Cs分离提取提供了参考数据。     

LiF—TLD的响应对致电粒子LET的领带性初步实验研究

对LiF热释光探测器（TLD）的响应对致电离粒子的LET的依赖性进行了初步实验研究。用作实验研究的粒子主要是中子,包括热中子和由^7Li(p,n)^7Be、T(p,n)^3He核反应生成的中能中子、快中子（0．018－0．945MeV）及14MeV中子。实验结果表明：LiF(Mg、Cu、P)－TLD的响应对致电离粒子LET的依赖性是显著的。对于较高能量的中子,由LiF-TLD产生的热释光量仅与^6Li、^7Li在LiF-TLD中导致的吸收剂量相对应,这与某些文献的报道相一致。     

核电厂液态流出物中^(55)Fe和^(63)Ni的联合分析北大核心CSCD

^(55)Fe和^(63)Ni的测量对核电厂液态流出物的排放监测具有十分重要的意义。本工作建立了一种核电厂液态流出物样品中^(55)Fe和^(63)Ni的联合分析方法,通过氢氧化铁和氢氧化镍沉淀富集^(55)Fe和^(63)Ni,再以TRU树脂和镍树脂分离^(55)Fe和^(63)Ni,用低本底液体闪烁谱仪进行测量,并对相关测量条件进行分析研究。当样品用量为1.0 L、测量时间为60 min时,该方法对^(55)Fe的探测下限为0.06 Bq/L,对^(63)Ni的探测下限为0.02 Bq/L,满足核电厂液态流出物中^(55)Fe和^(63)Ni的分析要求。     

237Np在黄土上的吸附

采用静态法测定了^237Np在黄土上的吸附比,开展了去除特定物相(包括碳酸盐、Fe/Mn氧化物／氢氧化物和有机质)后黄土对为^237Np的吸附,以及地下水离子强度等因素对黄土吸附^237Np影响的研究,并采用连续提取程序对吸附了^237Np的黄土进行了分析。实验结果表明：^237Np在黄土上的吸附较强,其吸附比为854mL／g;黄土中碳酸盐相对吸附的贡献最大,大体可据之对黄土吸附^237Np的能力进行判断。     

^6Li第二激发态中子—质子晕结构的首次实验证实

利用北京HI－13串列加速器次级束流线产生的能量为4．17AeV的^6He束对电荷交换反应^1H(^6He,^6Li)n的角分布进行了逆运动学的测量。实验结果与微观计算的比较表明：^6Li第二激发态和^6He的基态都具有晕结构。本工作首次实证了K.Arai等1995年提出的^6Li第二激发态具有中子－质子晕结构的理论预言。     

~(99)Tc~m-MPAQ的合成及其生物分布

为寻找新的^99Tc^m脑灌注显像剂，对^99Tc^m-MPBDA进行了结构修饰。在制备N-(2-巯基丙基)-1，2-苯二胺(MPBDA)基础上合成了三齿配体8-[N-(2-巯基丙基)]-氨基喹啉(MPAQ)，产物经IR，^1H NMR，MS及元素分析等表征确认。以氯离子为单齿配体，用直接标记法制备了^99Tc^m—MPAQ，确定了最佳标记条件，测定了标记物的稳定性和脂溶性。实验结果表明，^99Tc^m-MPAQ放化纯在96％以上，室温下在水溶液中稳定6h以上，脂溶性比^99Tc^m-MPBDA的大。生物分布试验结果表明，^99Tc—MPAQ生物性质没有^99Tc^m-MPBDA的好，但它可以穿过正常的血脑屏障，有-定的脑摄取(1．55％／g)和脑滞留(注射后30min仍有初始摄入量的62%).     

碳纳米管的放射性材料填充

开口纯化后的碳纳米管(CNTs)用放射性(^125I)NaI和(^110Ag^m)AgNO3溶液进行了浸泡、洗涤和洗脱研究，用高分辨透射电镜(HREM)和X射线散射能谱(EDS)对CNTs的填充情况进行了表征；使用放射性同位素示踪技术确定了CNTs内部样品的填充量。结果显示用本工作所采用的简单水溶液浸泡技术能将水溶性无机盐材料填充到CNTs中空结构内。实验表明，放射性核素示踪技术能有效地应用于CNTs的填充、释放等行为的研究。     

乏氧显像剂~(99)Tc~m-EtAO的制备和活性研究

为寻找结构简单、性能优良的乏氧显像剂,合成并用^99Tc^m标记了3-甲基-3-N-（2-羟乙基）-2-丁酮肟（EtAO),进行了体内外活性的研究,并并与已知乏氧显像剂^99Tc^m-Bn(AO)2比较。细胞实验结果表明,与^99Tc^m-Bn(AO)2一样,^99Tc^m-EtAO也具有亲乏氧性。荷瘤水鼠体内分布结果表明,^99Tc^m-EtAO能选择性地滞留于肿瘤组织。作为一种潜在的乏氧显像剂,^99Tc^m-EtAO有进一步研究的价值。     

混合放射性核素参考溶液的研制

将^103Ru标准溶液中的^103RuCl3转化为Na2[^103RuNO(NO2)4OH]，并通过选择适宜的化学组成和酸度，建立了制备^103Ru,^131I,^137Cs,^134Cs和^40K等混合放射性核素参考溶液的方法。经实验检验和放射性比对测量，结果表明，采用该方法制得的混合放射性核素参考溶液是均匀、稳定的、符合放射性计量标准的要求。     

绝对测量220Rn的小闪烁室的研制

详细介绍了一种用于绝对测量^220Rn的结构特殊的ZnS(Ag)小闪烁室。并进行了测氧比对实验,得到它对^222Rn／^220Rn及其子体的探测效率可达到96％以上。通过串接此闪烁室测量管道气体流量,与标准流量计的测量结果比较,误差在5％以内。     

不能摄取^131I的甲状腺癌转移灶的^131I-hTgMcAb显像及初步治疗

对不能摄取^131I的分化型、低分化型和未分化型甲状腺癌转移灶患者，采用^131I-hTgMcAb进行显像和初步治疗，观察诊断转移灶和治疗价值。动物实验取无菌、无致热源的^131I-hTgMcAb，18．5MBq(^131I)／50μg(hTgMcAb)／kg静脉注射于新西兰实验兔，观察一个月，了解^131I-hTgMcAb的稳定性、安全性及体内代谢。临床诊断26例上述各型甲状腺癌转移患者静脉滴注^131I-hTgMcAb稀释液。经多时相SPECT显像测定肿瘤与正常组织之比(T／N)。分析治疗后4个月的^131I显像、X片、^99mTc-MIBI显像等进行疗效对照及随访肝肾功能、血常规、血小板、出、凝血时间。实验兔在静脉注射后6h内显像，见心腔、大血管显影，隐见肝区显影，但未见甲状腺、胃显影。经显像及治疗的26例甲状腺癌转移者^131I-hTgMcAb不同程度地浓聚于X摄片或CT定位的转移灶部位，未感不良反应。^131I-hTgMcAb进入转移灶的最高峰时间在72h左右。有5例患者的转移灶轻度缩小，17例患者的转移灶未见增大或增多。动物试验提示：^131I-hTgMcAb稳定性较好，未见有明显的毒性反应。对了解甲状腺癌转移灶的存在与治疗有一定的临床应用价值。     

237Np、238Pu、241Am和90Sr在包气带黄土、含水层和工程屏障材料中迁移行为的野外试验研究

本文介绍了^237Np、^238Pu、^241Am和^90Sr在包气带黄土、含水层和工程屏障材料(膨润土、水泥、变质水泥、水泥砂浆粉)中迁移行为的野外试验的方法和结果。在包气带黄土和工程屏障材料中的迁移试验是在天然和喷淋(15mm／d)两种条件下进行的，含水层迁移试验包括核素在用未扰动含水介质填装的组件试验与核素在未扰动含水介质中的示踪试验。经过3年试验，核素在天然条件下的包气带黄土中以及无论在天然还是喷淋条件下的工程屏障材料中，示踪剂未见明显迁移(即未迁移出示踪源层外)；在喷淋条件下，在包气带黄土中通过石英砂示踪源层^90Sr(质心)向下迁移2．7cm，通过示踪源层外边缘上的黄土向下迁移13cm(峰位)；^237Np、^238Pu、^241Am未见明显迁移。发现石英砂做示踪剂载体对黄土非饱和水有屏流作用，影响核素迁移，以石英砂和黄土做载体的对比实验证实了这一点。^90Sr、^237Np、^238Pu和^241Am在未扰动含水层介质示踪试验中经1023d未见明显迁移，仍在示踪源点。含水层组件试验中^238Pu和^241Am未见明显迁移，在组件8(面源)中，^237Np向后迁移0．95cm，^90Sr(质心)迁移4．7cm。试验结果还表明，核素在变质水泥和普通水泥中迁移(3年)规律未见明显差异。     

6Li(n,t)4He反应微分截面的实验测量

用屏栅电离室对1．85和2．67MeV中子^6Li(n,t)^4He反应的微分截面及截面进行了测量。使用氚固体靶通过T(p,n)^3He反应产生中子,利用BF3长中子管进行相对中子通量监测,绝对中子通量则用^238U(n,f)反应来刻度。测量结果与已有数据进行了比较。     

可变价核素在塔木素黏土岩合成地下水中的溶解度与种态分布北大核心CSCD

塔木素黏土岩是我国高放废物地质处置库黏土岩场址的候选围岩之一.以内蒙古塔木素地区Tzk1钻孔542m深(Tzk1-542)和Tzk2钻孔516m深(Tzk2-516)黏土岩岩芯样品为研究对象,采用浸泡平衡法合成了pH分别为945和824的地下水并分析了其组分.Tzk1-542和Tzk2-516岩芯样品的Fe^(2+)和总Fe质量比分别为7836%和9192%,据此计算得到其氧化还原电势(Eh)分别为-1694mV和115mV.利用PHREEQC程序、OECD/NEA最新热力学数据及碳酸铀酰与Mg/Ca配合物的热力学参数,计算了U、79Se、99Tc和Np在合成地下水中的溶解度及种态分布情况.结果表明,在假设地下水氧气分压不变、pH为50~110的条件下,U、Se、Tc、Np在Tzk1-542合成地下水中的溶解度范围分别为10^(-11)~10^(-8)、10^(-16)~10^(-9)、10^(-14)~10^(-12)、10^(-18)~10^(-17)mol/L,在Tzk2-516合成地下水中的溶解度范围分别为10-14~10^(-5)、10^(-14)~10^(-5)、10^(-11)~10^(-4)、10^(-18)~10^(-17)mol/L,两组合成地下水中U、Se、Tc和Np的溶解态均主要以中性分子或阴离子形式存在.鉴于黏土岩地下水一般呈碱性,固定Tzk1-542和Tzk2-516合成地下水的pH分别为945和824,Eh在-1694~1694mV范围变化时,Tzk1-542合成地下水中U、Se、Tc、Np的溶解度范围分别为10^(-10)~228×10^(-4)、10^(-12)~10^(-3)、10^(-14)~10^(-2)、10^(-18)~10^(-12)mol/L,其溶解态主要以UO_(2)(CO_(3))_(4)^(-3)、CaUO_(2)(CO_(3))_(2)-3、SeO_(2)^(-3)、HSeO-_(3)、TcO-_(4)、NpO_(2)OH等带负电或中性种态的形式存在;Tzk2-516合成地下水中U、Se、Tc、Np的溶解度范围分别为10^(-11)~10^(-5)、10^(-11)~10^(-3)、10^(-16)~10^(-2)、10-19~10^(-13)mol/L,其溶解态主要以Ca_(2)UO_(2)(CO_(3))_(3)、CaUO_(2)(CO_(3))_(3)^(2-)、SeO^(2-)_(3)、HSeO-_(3)、TcO-_(4)、NpO_(2)OH等形式存在.本工作仅对均相溶液体系进行模拟,针对地下水-岩体系的实际情况,仍需进一步开展相关核素的实验研究.     

α放射性核素靶向治疗研究进展:α核素的制备与分离北大核心CSCD

α放射性核素靶向治疗(targeted alpha therapy,TAT)技术作为一种很有前景的肿瘤放疗手段近些年来正不断发展。因α放射性核素具有线性传能密度(linear energy transfer,LET)高、射程短、放射生物学效应和细胞毒性强等特点,TAT在微小肿瘤、散在性肿瘤及发生微转移肿瘤的治疗上展现出了独特的优势。但是,由于可用于TAT的α核素来源非常有限,且其制备和纯化也十分困难,这就导致α核素的获取成为了制约TAT技术发展的主要因素之一。针对α放射性核素靶向治疗中α核素的获取问题,本文从核素的性质、制备技术及分离方法的角度对几种适用于靶向治疗的α放射性核素(^(225)Ac、^(213)Bi、^(212)Pb、^(212)Bi、^(227)Th、^(223)Ra、^(230)U、^(226)Th、^(211)At、^(149)Tb)的研究现状进行了概述。