^154Sm（n,2n）^153Sm和^148Sm（n,p）^148gPm反应测面的测量

报道了在Ｅｎ＝１４．５－１４．９ＭｅＶ中子能区用活化法以＾２７Ａｌ（ｎ，ａ）＾１４Ｎａ的反应截面为中子注量标准测得的＾１５４Ｓｍ（ｎ，２ｎ）＾１５３Ｓｍ和＾１４８Ｓｍ（ｎ，ｐ）＾１４８ｇＰｍ反应截面，并将其与已有的数据进行了比较，中子能量用铌锆截面比法测定。     

En〉6MeV能区（n,p）反应截面的物理分析

在Ｅｎ〈６ＭｅＶ能区，以＾５８Ｎｉ（ｎ，ｐ）＾５８Ｃｏ和＾６４Ｚｎ（ｎ，ｐ）＾６４Ｃｕ反应为例，对（ｎ，ｐ）反应堆面的实验数据进行物理分析，得出在评价这段能区的反应堆面时更应重视使用＾６Ｌｉ－ｐ和Ｔ－ｐ中子源实验数据的结论。Ｔ     

用双屏栅电离室测量快中子（n,α）反应的双微分截面

双用屏栅电离室和多参数数据获取系统建立了一套测量（ｎ，ｐ）、（ｎ，α）快中子诱发带电粒子反应双微分截面的装置。在北京大学４．５ＭＶ静电加速器上测量了４ＭｅＶ和５ＭｅＶ中子的＾４０Ｃａ（ｎ，α）＾３７Ａｒ反应的能谱和角分布以及５ＭｅＶ中子的微分截面。实验结果表明整个系统工作正常，用于研究（ｎ，ｐ）、（ｎ，α）反应是合适的。     

用（γ,n）反应生产放射性药物^123I的研究

从理论和实验上对光核反应生成放射性药物＾１２３Ｉ进行了研究，给出了有关＾１２４Ｘｅ（γ，ｎ）＾１２３Ｘｅ→＾１２３Ｉ的理论计算公式和计算结果。描述了利用保肥国家同步辐射实验室２００ＭｅＶ电子直线加速器的束流和在其末端建立的实验装置。文中给出了实验得到的反应产物的放射性活度、γ射线的谱图以及化学纯度分析结果。实验结果表明：若用纯的＾１２４Ｘｅ进行生产，在该加速器的经两个半小对照射，将可得到１８．５Ｇ     

^92Mo（n,p）^92Nb^m反应截面的测量和低能中子的扣除

用活化法相对标准反应测量了＾９２Ｍｏ（ｎ,ｐ）＾９１２Ｎｂ＾ｍ反应截面,其能区为５－１９ＭｅＶ。测量中分析了低能中子的影响,采用恰当的方法有效地扣除他们的干扰。特别是在１７－１９ＭｅＶ能区,用空靶扣除了Ｄ－ｄ低能中子的影响,得到了合理的截面走向。     

利用^18O（p,n）^18F反应合成^18F—FDG

以４－（４－甲基哌啶）吡啶脸离子交换树脂吸附回旋加速器生产的＾１８Ｆ－Ｆ，在不加载体水平上进行亲核取代反应。轰击结束后经５０ｍｉｎ的合成，２－＾１８Ｆ－２－脱氧－Ｄ－葡萄糖（＾１８Ｆ－ＦＤＧ）的校正产额最高可达到５６％，ＨＰＬＣ分析表明其放化纯度大于９５％，且无菌、无热原、临床ＰＥＴ，为临床ＰＥＴ的应用提供了理想的正电子示踪剂。     

固体气泡损伤探测器中子探测效率的刻度

在２＊１．７ＭＶ串列加速器上用＾７Ｌｉ（ｐ，ｎ）＾７Ｂｅ、Ｔ（ｐ，ｎ）＾３Ｈｅ、Ｄ（ｄ，ｎ）＾３Ｈｅ和Ｔ（ｄ，ｎ）＾４Ｈｅ核反应产生的２０ｋｅＶ－１９ＭｅＶ单能快中子对中国原子能科学研究院研制的固体气泡损伤探测器进行了刻度。这种探测器可用于中子能谱和中子剂量测量。     

14.5MeV（n,2n）反应同质异能态截面比的系统学

在实验数据的基础上，使用Ｈａｕｓｅｒ－Ｆｅｓｈｂａｃｈ理论，在一定的假定和近似下进行了１４．５ＭｅＶ（ｎ，２ｎ）反应同质异能态截面比的系统学研究。在３５≤Ａ≤２０９、０≤Ｊｍ≤１６、０≤Ｊｇ≤８范围内，通过获得的系统学参数，可以很好地预言无实验数据核素的１４．５ＭｅＶ（ｎ，２ｎ）反应同质异能态截面比。     

用串列静电加速器获取MeV高能团簇离子束

利用复旦大学现有的串列静电加速器（ＮＥＣ ９ＳＤＨ－２）获得了能量为１－４ＭｅＶ的硼、碳、硅及金等小型高能团簇离子束：Ｂｎ＾＋（ｎ＝２）、Ｃｎ＾＋（ｎ〈１０）、Ｓｉｎ＾＋（ｎ＝２，３，４）以及Ａｕｎ＾＋（ｎ＝２）；束流强度与团簇的种类和所含的原子数有关，为０．１－１００ｎＡ量级。注入加速器的低能团簇负离子由铯溅射离子源（ＳＮＩＣＳ Ⅱ）产生，高能团簇正离子的质量鉴别用磁分析器完成，高能碳团簇负离子     

^152Sm的22—1019keV能区中子俘获截面的测量

在４．５ＭｅＶ静电加速器上，利用＾７Ｌｉ（ｐ，ｎ）＾７Ｂｅ和Ｔ（ｐ，ｎ）＾３Ｈｅ反应作为中子源，在２２－１０１９ｋｅＶ中子能区以＾１９７Ａｕ的中子俘获截面为标准，用活化法测量了＾１５２Ｓｍ的中子俘获截面，其误差小于６．８％。     

~(45)Sc(n,2n)~(44g+m)Sc反应的同质异能素截面比

水文介绍用活化法测量14.6MeV中子引起的~(45)Sc(n,2n)~(44g+m)Sc反应的同质异能素截面比,及用自编的EPRIR程序计算的该核素带有预平衡机制的统计模型同质异能素截面比。通过实验值与理论值的比较,可以验证实验自旋切割因子值,并讨论预平衡机制对该反应的贡献。     

~(89)Y(n,2n)~(88)Y反应截面测量

利用活化法的基本原理和相对测量方法,测量得到13.5～14.8MeV的D-T中子作用下的89Y(n,2n)88Y反应截面。89Y(n,2n)88Y反应截面为629～1053mb,相对不确定度为1.7%。并与采用大液闪测量的实验结果和ENDF/B-6库的截面数据进行了比较,当中子能量为14.1MeV处ENDF/B-6数据与实验值的比值为0.99。     

(n,2n)和(n,3n)激发函数的计算

本文从入射中子能量为E=14MeV的σ_(n,2n)实验值出发,应用复合核模型,计算了十三种无分支比复合核衰变的非裂变重核(A>169)的(n,2n)、(n,3n)激发函数。与实验激发曲线比较,讨论了计算的合理性和可靠性。     

^17O系统的R矩阵分析

采用多道多能级R矩阵理论,全面系统地分析~(17)O系统中10.5 MeV激发能以下有关~(16)O(n,n)~(16)O·~(16)O(n,a)~(13)C和~(13)C(a,a)~(13)C的全部实验数据。有关~(16)O的中子反应截面计算值被收入中国评价数据库CENDL-2和美国的评价数据库ENDF/B-6。对在R矩阵分析中如何确定本底、道半径和边界条件等问题予以讨论。     

186W(d,2n)186Re反应制备无载体186Re

１８６Ｒｅ的半衰期为９０．６ｈ，β~－粒子能量中等（最大能量为１．０７ＭｅＶ），伴随发射可用于显像的１３７ｋｅＶ（９．２％）的γ射线。就核性质而言，１８６Ｒｅ最适宜标记单抗［１］，但遗憾的是，目前市场上可以获得的均为由反应堆生产的有载体中等比活度的１?..     

武汉市空气中~(238)U、~(226)Ra、~(232)Th放射性浓度估算

本文报道武汉市空气中~(238)U、~(226)Ra、~(232)Th 放射性浓度的估算结果。空气中~(238)U、~(226)Ra、~(232)Th 的放射性浓度是根据地面空气中铀、镭、钍的主要天然来源是土壤粒子的再悬浮的假定,通过调查测量武汉市土壤中天然放射性核素含量和空气中含尘量,经计算后确定的。我们于1984年4—10月在武汉地区采集了60个土壤样品,调查测量了土壤中天然放射性核素含量,并根据在1981—1985年间采集的7346个空气粉尘样品测得的空气中含尘量,估算出武汉市空气中~(238)U、~(226)Ra 和~(232)Th 放射性浓度的五年平均值分别为24.0、18.9和28.7nBq/L。五年中以1983年的平均值最高,分别为30.4、23.9和36.2nBq/L。以1984和1985年的数据为例,空气中~(238)U、(226)Ra、~(232)Th 放射性浓度呈明显的季节性变化,两年中均以冬季为最高,夏季最低。在武汉市六个城区中,空气中~(238)U、~(226)Ra、~(232)Th 的放射性浓度,以青山区最高,武昌区最低。     

~3H和~(14)C标记常咯啉的合成

本文用合成方法制备了抗心律不齐新药常咯啉的三种不同位置~3H和~(14)C的标记化合物。以5-溴邻氨基苯甲酸按Scheme 1经5步反应得6-溴代常咯啉(Ⅵ),Ⅵ用氚经催化脱卤得[6-~3H]常咯啉(Ⅰ)用[~(14)]甲酸制成[~(14)C]甲酰胺,按Scheme 1经二步反应得[2~(14)C]5-氯代喹唑啉(V,R=H)再按Sc-heme2即得[2-~(14)C]常咯啉(Ⅱ)。以[~(14)C]甲醛为原料按Schemel的最后一步可直接制得(甲撑-~(14)C)常咯啉(Ⅲ)     

^89Sr和^90Sr的同时定量测定

一、引言关于多组份的β源的同时定量测定,Biller曾提出用跟踪测量-图解法获得各组份的量,但是对于寿命较长的~(89)Sr和~(90)Sr-~(90)Y的测量则不适用。为了测量它们,一般采用选择适当的冷却和测量时间,使多组份β源简化为单组份的贡献。所以,有关~(89)Sr和~(90)Sr的同时定量测定尚未见文献中报道。~(90)Sr的半衰期较长(T_(1/2)=28.6a),其子体~(90)Y的β射线能量较高(2.284 MeV),是极毒物质。通过~(235)U裂变生产的口服或注射用的医用同位素(如~(99)Mo-~(99)Tc发生器)中的~(89)Sr和~(90)Sr的含量必须符合我国卫生部部颁标准(~(89)Sr为6×10~(-5)%,~(90)Sr为6×10~(-6)%)。这就需要有一个合适的定量测量方法。为此,本工作研究和建立了β发射核~(89)Sr,~(89)Sr-~(90)Y的分离和同时定量测定的方法。     

动力堆乏燃料中^146Pm与^147Pm比值的测定

一、序言~(147)Pm是一种具有2.62 a半衰期,发射粒子最大能量为224.5 keV的软β幅射源(γ发射很弱),有广泛的用途。~(147)Pm虽有~(146)Nd(n,γ)~(147)Nd→Pm的生产方法,但其产量有限,成本高。而核裂变产物~(147)Pm——核动力堆的副产物,来源是非常丰富的。但是,在裂变产物~(147)Pm中除存在~(148)Pm(T_(1/2)=5.4 d)和~(148)Pm之外,还存在一种伴有     

北京地区土壤中~(232)Th、~(226)Ra、~(40)K浓度及其对天然γ辐射剂量的贡献

为调查北京地区外环境中来自地层的天然放射性核素的辐射剂量,在用现场辐射仪测量的同时,用φ75×75mm NaI(Tl)-塑料反符合低本底γ谱仪,分析了北京地区143个土壤样品。结果表明,北京地区表层土壤中~(232)Th、~(226)Ra 和~(40)K 浓度随地点、地形、成土母质类型有很大变化,其平均浓度分别为8.61×10~(-6)g/g、4.98×10~(-13)g/g 和2.31×10~(-6)g/g。由~(232)Th 及其子体、~(226)Ra 及其子体和~(40)K 平均浓度所致离地面1m 高处的空气吸收剂量率分别为2.31μrad/h、0.79μrad/h 和2.58μrad/h,总计为5.68μrad/h;~(232)Th 及其子体和~(40)K 的贡献约各占40%,~(226)Ra及其子体的贡献小于20%。按全市人口加权的空气总吸收剂量率为5.59μrad/h,由此所致的本市居民的年有效剂量当量为45.2mrem。