声空化核效应实验的中子探测系统

设计建立了用于声空化核效应的中子测量系统,该系统由ST-451液闪探测器和BF₃正比计数管组成,各中子谱仪的仪器精度<2.42%,并导出BF₃正比计数管的中子探测灵敏度计算式。利用高压倍加器氘离子轰击D-Ti靶产生的2.45MeV中子,对BF₃计数管进行探测灵敏度标定。利用BF₃正比计数管测量声空化核效应实验的声核中子,由此估算有效中子发生率为7.0×10⁴～8.0×10⁵s^-1。     

10Be/9Be标准样品的制备和加速器质谱测量

采用同位素稀释法由¹⁰Be标准参考物质SRM4325制备系列 ¹⁰Be/⁹Be标准样品,在北京HI-13串列加速器的AMS系统上对该系列标准（n(¹⁰Be)/n(⁹Be)范围为2.68×10^-11~2.38×10^-12）进行测量。测量结果显示，n(¹⁰Be)/n(⁹Be)测量值与标称值呈良好线性关系，且归一化后的测量值与标称值吻合。该系列标准可用于北京HI-13串列加速器的AMS系统对地质环境样品中¹⁰Be/⁹Be绝对比值的准确测定。     

Ed=20keV2H(d,γ)4He反应截面测量

对E_d=20keV的氘束入射到D-Ti靶上由²H（d,γ）⁴He反应产生的γ射线及由²H（d,p）³H反应产生的质子进行测量，得到分支比Γγ/Γp为(1.06±0.42)×10^-7及²H（d,γ）⁴He反应截面σ的上限值为(2.9±1.2)×10^-39m²。     

α能谱法测定241Am(n,γ)242Amg,m的反应分支比

研究建立了1种利用α能谱测定²⁴¹Am(n,γ)²⁴²Am^g,m的反应分支比K₁和K₂的方法。利用²⁴²Am^m与²⁴²Am^g半衰期差别很大的特点，分两次测量²⁴¹Am辐照样品中的²⁴²Cm含量，分别推算²⁴²Am^g与²⁴²Am^m的生成量，从而得到K₁和K₂。实际分析了某反应堆辐照的样品，测得了该反应堆中子能谱对应的K₁和K₂值。     

85Kr在线监测原型装置研制

用NaI（Tl）探测器和小型数字化谱仪组成一套后处理厂排放⁸⁵Kr在线监测原型装置，并开发相应的应用软件。该装置具有远程控制功能，可实现数据获取、分析及传输的远程操作，具有连续运行和间歇运行两种工作模式。在间歇运行模式下，可通过增大测量容器内的气体压力，进一步提高探测灵敏度和监测可靠性。在实验室条件下，测量时间为1200s时，装置的实际探测下限为3.4×10⁴Bq/m³，判断限为1.7×10⁴Bq/m³。当报警阈值设置为装置探测下限、测量容器内压力大于417kPa时，装置能对浓度高于8.1×10⁴Bq/m³的⁸⁵Kr气体进行可靠监测及报警。报警的漏报率和误报率均小于0.1%。     

空心玻璃微球D2/Ne混合气体充气工艺

本工作主要研究空心玻璃微球对D₂和Ne气体渗透系数的差异，以及研究采用热扩散法在高压充气系统上向空心玻璃微球充入D₂/Ne混合气体的充气工艺。利用干涉条纹法测量了在充气和保气时Ne的气体渗透系数，它们分别为K_Ne,350℃=2.6×10^-18和K_Ne,25℃=8.0×10^-22mol•m^－1•s^－1•Pa^－1。根据D₂的气体渗透系数确定了玻璃微球充D₂/Ne混合气体的充气方法和充气平衡时间，平衡时间以充纯Ne时间为准。此外，还研究了空心玻璃微球充入混合气体后的保气性能。     

示踪技术法检测反应堆堆厅气体渗漏率

采用SF₆示踪技术检测某反应堆3个堆厅在常温常压下的气体渗漏率,考察堆厅渗漏气体在主要工作场所的累积效应和到达建筑物内人员疏散通道关键部位的时间和累积强度。结果表明,3个反应堆堆厅在检测条件下的气体渗漏率分别为（7.30±0.16）×10^-4、（1.88±0.12）×10^-4和（2.07±0.07）×10^-4h^-1。堆厅渗漏气体在各工作间以较快速度积累,5h左右在工作间内达到极值,在一楼更衣室内的累积效应明显;堆厅渗漏气体在人员通道的累积幅度较小,约10h达到极值浓度。     

氧化硼对铁磷酸盐玻璃陶瓷固化体的影响

研究了不同B₂O₃掺量对铁磷酸盐玻璃陶瓷高放废物固化体结构和性能的影响。应用溶出速率法（DR）对固化体进行了化学稳定性测试,使用傅里叶变换红外光谱（FTIR）和X射线衍射（XRD）方法研究了样品的结构。研究结果表明：玻璃陶瓷固化体的主晶相为独居石;B₂O₃的引入对玻璃陶瓷固化体的化学稳定性影响较大,以10%（摩尔分数）的B₂O₃代替Fe₂O₃制得的固化体化学稳定性最佳,其28d的质量浸出率约为7.81×10^-9g•cm^-2•min^-1;试样中存在大量正磷酸基团［PO₄］^3-和少量焦磷酸基团［P₂O₇］^4-,无偏磷酸基团［PO₃］^-存在,固化体中的B主要以［BO₄］四面体基团形式存在。     

99Tcm(CO)3-CNRGD的制备及生物学评价

合成了含异腈基团的多肽偶联物（CNRGD）,并用［⁹⁹Tc^m(CO)₃(H₂O)₃］⁺标记,得到具有与整合素α_vβ₃受体多结合位点的⁹⁹Tc^m(CO)₃-CNRGD,并对其进行了体内外生物学评价。结果表明,在优化的标记条件下,⁹⁹Tc^m(CO)₃-CNRGD的标记率达到77%,纯化后,标记物放射化学纯度大于96%。体外稳定性实验显示其具有很高的稳定性;脂水分配系数显示其具有较好的脂溶性。正常小鼠体内分布显示,⁹⁹Tc^m(CO)₃-CNRGD在血液中清除较快,主要通过肝肾代谢。荷MCF-7人乳腺癌裸鼠体内分布显示,注射1、4h后,标记物在肿瘤部位的摄取值达(2.38±0.37)%ID/g和(1.57±0.21)%ID/g,瘤/血比分别达0.71±0.09、1.15±0.15,表明该标记物在肿瘤细胞中有一定的摄取和较长的滞留时间。     

Pu(OH)4(am)与碳酸根的配位行为研究

为了解在惰气环境Pu(OH)_4(am)与碳酸盐溶液中HCO^-₃，CO^2-₃的配位行为，考察了放置时间对Pu总浓度的影响；同时也考察了pH值、碳酸根总浓度变化对碳酸盐溶液中Pu的主要存在形态及溶解总浓度的影响。实验结果表明，HCO^-₃离子与Pu(OH)_4(am)生成[Pu(OH)₄(HCO₃)₂]^2-（lg K=-2.61±0.18, lgβ=54.25±0.18）或[Pu(OH)₂(CO₃)₂]^2-（lgK=-2.61±0.18, lgβ=46.91±0.18）；CO^2-₃离子与Pu(OH)_4(am）生成[Pu(OH)₄(CO₃)₂]^4-（lgK=-3.52±0.11, lgβ=53.33±0.11）。可能的配位反应方程式为： Pu(OH)_4(am)+2HCO^-₃ = [Pu(OH)₄(HCO₃)₂]^2-, Pu(OH)_4(am)+2HCO^-₃ =[Pu(OH)₂(CO₃)₂]^2-+2H₂O, Pu(OH)_4(am)+2CO^2-₃=[Pu(OH)₄(CO₃)₂]^4-。     

Isotope dilution inductively coupled plasma mass spectrometry for determination of 126Sn content in spent nuclear fuel sample

The ¹²⁶Sn content in a spent nuclear fuel solution was determined by isotope dilution inductively coupled plasma mass spectrometry (ID-ICP-MS) for its inventory estimation in high-level radioactive waste. A well-characterized irradiated UO₂ fuel sample dissolved in a hot cell was used as a sample to evaluate the reliability of the methodology. Prior to the ICP-MS measurement, Sn was separated from Te (¹²⁶Te), which causes major isobaric interference in the determination of ¹²⁶Sn content, along with highly radioactive coexisting elements, such as Sr (⁹⁰Sr), Y (⁹⁰Y), Cs (¹³⁷Cs) and Ba (^137m Ba), using an anion-exchange column. The absence of counts attributed to Te at m/z = 125, 128, and 130 in the Sn-containing effluent (Sn fraction) indicates that Te was completely removed from the anion-exchange column. After washing, Sn retained on the column was readily eluted with 1 M HNO₃ accompanied with approximately 80% of the Cd and 0.03% of the U in the initial sample. Owing to the presences of Cd and U in Sn fraction, the measurements of ¹¹⁶Sn and ¹¹⁹Sn were affected by the isobaric ¹¹⁶Cd and the doubly charged ²³⁸U²⁺ion, resulting in the positive bias of the determined values. With the exception of the isotopic ratios including ¹¹⁶Sn and ¹¹⁹Sn, ¹¹⁷Sn/¹²⁶Sn, ¹¹⁸Sn/¹²⁶Sn, ¹²⁰Sn/¹²⁶Sn, ¹²²Sn/¹²⁶Sn and ¹²⁴Sn/¹²⁶Sn were successfully determined and showed good agreement with those obtained through ORIGEN2 calculations. The measured concentration of ¹²⁶Sn in the spent nuclear fuel sample solution was 0.74 ± 0.14 ng/g, which corresponds to 23.0 ± 4.5 ng per gram of the irradiated UO₂ fuel (excluding the presence of ¹²⁶Sn in the insoluble residue). The results reported in this paper are the first experimental values of ¹²⁶Sn content and isotope ratios in the spent nuclear fuel solution originating in spent nuclear fuel irradiated at a nuclear power plant in Japan.     

X射线空气比释动能(治疗水平)标准装置的建立

为开展X射线在治疗水平剂量率下的量值溯源与传递工作,依据IEC 60731—1997标准的要求,建立了管电压为10~250 kV、剂量率范围为1.0×10^-3~10 Gy/h的X射线空气比释动能(治疗水平)标准装置。其中10~60 kV X射线空气比释动能(治疗水平)标准装置在1.0 m处非均匀性小于1%的辐射野为ø60 mm,散射对辐射场贡献小于1.2 %,在距离放射源1~5 m范围内反平方律在2.5 %内符合,使用标准电离室测得装置的稳定性为1.8％、重复性为0.1％。60~250 kV X射线空气比释动能(治疗水平)标准装置在1.0 m处非均匀性小于1%的辐射野为ø80 mm,散射对辐射场贡献小于1.2 %,在距离放射源1~5 m范围内反平方律在1.5 %内符合,使用标准电离室测得装置的稳定性为1.7％、重复性为0.03％。标准装置辐射场空气比释动能率的相对扩展不确定度为3.0％ (k=2),经测量,装置的各项性能指标均满足治疗水平剂量检测仪器的检定/校准要求。     

Ion irradiation—induced structure damage to botanic samples using the ion transmission energy spectrum

1 INTRODUCTIONThe new aPplications of low energy heavy ion beam in irradi4ted botanical materialswere studied in recellt yeaxs. The beaminduced mutation effect on crop seeds has causedthe attention of physicist and biologists.[1l:] FOr examPle, 1ow energy ions can induceremarkable mutation to rice seeds.[3] There are many special phenomena when heavyions bombard botanic sW1e due to its special structure. Some studies showed that tllepenetration depths of some ions were far larger than t…     

氚活度浓度标准装置的建立

为解决国内气载氚监测仪量值传递问题,建立了氚活度浓度标准装置,并对其性能进行了测试。经过实验测试,其重复性为0.97%,稳定性为1.1%,可提供的氚活度浓度范围为5.0×10⁴～2.0×10⁸ Bq·m^-3,扩展不确定度U_r=4.6%～5.0%(k=2)。该氚活度浓度标准装置已被授权为社会公用计量标准,可以承担国内氚监测仪的量值传递工作。     

利用瞬发γ射线法测量209Bi的中子非弹性散射截面

在铅铋快堆、空间堆等先进反应堆中,铋作为冷却剂和慢化剂材料被大量使用,其中子核反应截面,尤其是中子非弹性散射截面的准确性对这些核装置的安全性和经济性等具有重要的影响。基于中国原子能科学研究院HI 13串列加速器瞬发γ射线实验平台,通过瞬发γ射线法测量了209Bi在90、105和120 MeV 3个能点的中子非弹性散射截面。在相对于中子束30°、70°、110°和150°方向放置4个Clover探测器测量中子与样品相互作用产生的γ射线。实验采用相对测量,通过测量中子与48Ti发生非弹性散射发射的9835 keV γ射线的产生截面来确定209Bi的截面。209Bi金属样品的尺寸为50 mm×4 mm,参考样品为1块50 mm×1 mm的天然钛金属样品。将实验测量结果与已发表的实验数据、ENDF/B Ⅷ.0、JEFF 33、JENDL 40、ROSFOND 2010和CENDL 31等评价库数据以及Talys 195程序默认参数的计算结果进行对比,发现趋势一致,90、105 MeV能点的测量结果与Talys 195程序的计算结果符合得更好,120 MeV能点的测量结果与ROSFOND 2010评价库数据符合得更好。     

Lattice location and electrical conductivity in ion implanted TiO2 single crystals

Single crystals of TiO₂ (rutile) were implanted at room temperature with Ar, Sn and W ions applying fluences of 10¹⁵/cm² to 10¹⁶/cm² at 300 keV. The lattice location, together with ion range and damage distribution was measured with Rutherford Backscattering and Channeling (RBS-C). The conductivity, σ, was measured as a function of temperature. The implanted Sn and W atoms were entirely substitutional on Ti sites in the applied fluence region, where the radiation damage did not yet reach the random level. A large σ increase was observed for all implants at displacement per atom values (dpa) below 1. Above dpa = 1, σ reveals a saturation value of 0.3 Ω⁻¹ cm⁻¹ for Ar implants, while for W and Sn implants a further increase of σ up to 30 Ω⁻¹ cm⁻¹ was measured. Between 70 K and 293 K ln σ was proportional to T^−1/2, (Ar,W) and T^−1/4 (Sn), indicating that the transport mechanism is due to variable range hopping.     

AMS-14C样品制备系统的研制及其性能研究

为了开展加速器质谱仪（accelerator mass spectrometry, AMS）在¹⁴C测量方面的研究,研制了可采用锌法、氢法、氢化钛法制备¹⁴C样品的装置,该制样系统以石英玻璃为主要结构材料,分为以下三个单元：系统真空维护单元、CO₂纯化单元和CO₂还原单元。为验证此装置的可靠性,进行了系列 ¹⁴C样品的制备实验,得到的石墨产率基本达到80%,同时对商业碳粉、树木的含碳量与实验过程中测量区域对应的CO₂量进行了线性拟合,结果呈现明显的线性关系。对一批标准样品和本底样品进行AMS测试,结果显示每个样品¹²C^-的引出束流均大于20 μA,系列空白样品的测量结果表明,¹⁴C/¹²C丰度比平均值为1.061×10^-15,样品制备系统稳定且在制样过程中引入的碳污染较小,符合制样要求,现代木头样品的AMS绝对测量值为（9.13±0.05)×10^-13,与预期值~9.0×10^-13相符合。上述结果表明,该系统结构紧凑,能避免相互污染,高效且便于操作,满足AMS对¹⁴C样品的测试要求。     

EDXRF无标样分析未知样品含量的算法研究

针对未知样品能量色散X射线荧光分析（energy dispersive X-ray fluorescence analysis, EDXRFA）方法开展无标样分析,通过测量Ti、Fe、Ni、Cu、Zn、Sr、Sn、Pb单元素标样,得到Rh靶材原级谱中K_α峰的相干与非相干散射峰强度比值R,并建立R与对应单元素标样有效原子序数的关系,得到Z_eff-R的拟合曲线。求解未知样品基体时,测量未知样,得到其R,将R代入Z_eff-R拟合曲线得到未知样有效原子序数,再通过基本参数法迭代计算其质量衰减系数。利用Ti、Fe、Ni、Cu、Zn、Sr、Sn、Pb单元素标样刻度仪器获取G_i参数,求解未知样品基体时用于相应元素的基本参数迭代。为验证算法可靠性,采用本算法分析15个国家土壤标准样品,结果表明,Ti、Fe、Ni、Cu、Zn元素的计算含量与标准含量接近,部分低含量元素受到散射本底等因素影响,含量误差较大。结果表明,该方法能够用于现场能量色散X射线荧光分析。     

Time-Resolved Optical Emission Spectroscopy Diagnosis of CO2 Laser-Produced SnO2 Plasma

The spectral emission and plasma parameters of SnO_2 plasmas have been investigated.A planar ceramic SnO_2 target was irradiated by a CO2 laser with a full width at half maximum of 80 ns.The temporal behavior of the specific emission lines from the SnO_2 plasma was characterized.The intensities of Sn I and Sn II lines first increased,and then decreased with the delay time.The results also showed a faster decay of Sn I atoms than that of Sn II ionic species.The temporal evolutions of the SnO_2 plasma parameters(electron temperature and density) were deduced.The measured temperature and density of SnO_2 plasma are 4.38 eV to0.5 eV and 11.38×10~(17) cm~(-3) to 1.1×10~(17) cm~(-3),for delay times between 0.1 μs and 2.2 μs.We also investigated the effect of the laser pulse energy on SnO_2 plasma.