^132Ⅰ半衰期的测量

采用位置接力法和HPGe γ谱仪跟踪测量132I的半衰期.位置之间的交替测量避免了效率刻度,设定每次跟踪测量的真时间相等,简化数据处理,并用平移和迭代两种方法进行数据处理.实验测得132I的半衰期为(2.283±0.002)h,经检验数据可靠.     

14 ^132I半衰期测量

^132I的半衰期是核衰变数据中的重要参数之一。早在20世纪50～60年代，^132I的半衰期已发表过几家测量数据，测量所用的仪器为电离室和闪烁探测器。这些仪器只能探测总β或γ，放射性计数，不能分辨测量源中可能存在的放射性杂质。之后，至今也未见有新的数据发表。为此，本工作应用高分辨率HPGe探测器重新测量^132I的半衰期。     

~(132)I半衰期测量

132I的半衰期是核衰变数据中的重要参数之一。早在20世纪50～60年代,132I的半衰期已发表过几家测量数据,测量所用的仪器为电离室和闪烁探测器。这些仪器只能探测总β或γ放射性计数,不能分辨测量源中可能存在的放射性杂质。之后,至今也未见有新的数据发表。为此,本工作应用高分     

气体裂变产物88Kr半衰期测量

为准确测定气体裂变产物⁸⁸Kr的半衰期,本工作从辐照铀靶中分离得到3个放化纯的⁸⁸Kr气体测量源。以⁸⁵Kr作内标监督源,¹³⁷Cs或⁵⁷Co作外标监督源,使用多个HPGe探测器分别采用单探测器位置接力法和双探测器位置接力法跟踪测量⁸⁸Kr 196.3 keV能量的特征γ射线,跟踪时间均在8个半衰期以上,以获得其半衰期数据。对3次独立测量数据用多种方法进行处理,最终得到⁸⁸Kr半衰期测定结果为（2.796±0.015） h。     

~(101)Tc半衰期的测量

在微型中子源反应堆中辐照75 mg仲钼酸铵20 min,冷却12 min,然后用α-安息香肟-乙酸乙酯在水相介质为0.8 mol/L HNO3、相比1∶1条件下,连续萃取2次分离出了无载体、放化纯的~(101)Tc样品.用HPGe γ探测器对306.8 keV γ射线采用位置接续法跟踪测量,分别用"平移法"、"迭代法"和"R-值法"进行数据处理,得到~(101)Tc的半衰期为(14.02±0.01) min(n=5),经检验数据可靠.     

从裂变产物中放化分离~(132)I

为测量132I的衰变核数据,需用放化纯132I溶液。放化纯132I的分离提取有两种方法:一是从裂变产物中分离出放化纯的132Te,放置一段时间(约12h),待132I从132Te中长出后,再从132Te中分出132I;另一则是将裂变产物中的碘全部除去,放置12h后化学分离碘。上述方法皆可消除133I、134I和1     

分化型甲状腺癌患者的131I有效半衰期

通过测量分化型甲状腺癌患者在全甲状腺切除术后,接受131I治疗后对周围环境的辐射剂量率,采用单指数曲线拟合方法处理测量数据,计算出分化型甲状腺癌患者的131I平均有效半衰期为（14.6±6.5）h,该结果与国外文献报道均值接近,说明131I有效半衰期不存在人种差异性。对患者有效半衰期进行的统计学检验表明,患者有效半衰期与服药次数和年龄有负相关关系,与患者性别和服药量没有显著关系。     

用高压薄层电泳(HVTLE)测定~(132)Te-~(132)I发生器淋洗液的放化纯

本工作利用带电质点I~-、IO_3~-和IO_4~-在电场中的定向移动,直接发生在薄层片上的分离,而后在放射色谱扫描仪上测定~(132)Te—~(132)I发生器淋洗液的放化纯,能够在30分钟内给出放化纯数据,标准误差为±0.3%,适合于短半衰期Na~(132)I制剂的分析要求。     

Research on Nuclear Material＇s Containment and Surveillance Technology

为测量^132I的衰变核数据，需用放化纯^132I溶液。放化纯^132I的分离提取有两种方法：一是从裂变产物中分离出放化纯的^132Te，放置一段时间（约12h），待^132I从^132Te中长出后，再从^132Te中分出^132I；另一则是将裂变产物中的碘全部除去，放置12h后化学分离碘。     

沉淀法分离^132Te的研究

在^132I的核数据衰变测量中，需要得到放化纯的^132I的溶液。^132I的分离提取有直接法和间接法两种。直接法是从辐照后的^235U混合裂变产物中直接进行分离，但得到的^132I溶液中有^131I(T1／2=8．04d)、^131I(T1/2=21h)、^135I(T1／2=6．7h)存在，影响数据的测量；间接法则根据其前驱核相对容易分离的特性，从裂变产物中分离出^132Te(T1/2=78h)，然后将其放置一定时间。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

Problem of the iodine method of purification of zirconium

A method is proposed for the determination of the equilibrium constantsk and k' for the reactions Zr+2I₂–ZrI₄=0 and 2I–I₂=0, which is based on the measurement of the amount of iodine or zirconium liberated in the decomposition of zirconium tetraiodide on a heated surface in the process of establishing equilibrium. The decomposition of the tetraiodide was carried out at 900–1600C on a tungsten filament. The temperature distribution between filament and vessel walls was neglected.The dependence of the sum of atomic and molecular iodine pressures on zirconium tetraiodide pressure was determined at 1430C, and on temperature for 50 mm Hg. The values of kk'² 35 (mm Hg)³ at 1430C and k0.07 mm Hg at 400C, found from the results, differ substantially from known thermodynamic data, but give good agreement between the authors' formula [1] and experimental results on the iodide process of zirconium purification.