^(161)Tb-PSMA放射性配体治疗前列腺癌研究进展

前列腺特异性膜抗原(PSMA)放射性配体治疗(PRLT)已成为一种重要的新型疗法,尤其适合治疗常规疗法无法有效控制的转移性去势抵抗性前列腺癌(mCRPC),以镥-177(^(177)Lu)-PSMA-617为代表的PRLT具有良好的安全性,能有效延长mCRPC患者生存期,改善生活质量等优势。尽管^(177)Lu-PSMA-617治疗mCRPC取得成功,但仍有部分患者不敏感,甚至对治疗无响应,出现复发情况。铽-161(^(161)Tb)与177Lu均具有β-射线,但与^(177)Lu相比,其最大的优势在于释放针对小病灶治疗的俄歇电子和内转化电子,这种β-射线与俄歇电子的协同疗法,具有满足不同大小病灶治疗的优点,使得全球范围对^(161)Tb进行肿瘤治疗的关注度正在上升。本文将从^(161)Tb的制备、标记、质控、辐射剂量、临床前研究、临床研究以及展望等方面对^(161)Tb-PSMA研究进行综述,旨在为开展PRLT的医务人员及患者提供参考。

Pu在膨润土层中的反应性迁移模拟研究(1)——地下水-膨润土体系演化的地球化学模拟

在某区含Pu高放废物处置系统的性能评价中,需要分析水-岩相互作用下蒙脱石、孔隙度、pH值等演化过程对膨润土材料性能及Pu反应性迁移的影响,为此,本文以工程屏障系统中厚度为1 m的柯尔碱膨润土回填材料为研究对象,基于地下水入渗景象,采用TOUGHREACT模拟了地下水-膨润土体系的地球化学演化。结果表明:膨润土完全饱和约需20年;膨润土中蒙脱石的伊利石化作用很弱,而去白云石化过程(白云石溶解、方解石形成)相对明显,这使得水中Ca^(2+)浓度减小、Mg^(2+)和HCO_(3)^(-)浓度增大、pH值呈弱碱性且维持在8.1~10.3范围内;膨润土的孔隙度和渗透率变化不明显(变化量不到2%)。这些演化过程将有利于维持膨润土的膨胀性,阻滞核素向外迁移。

磁约束核聚变托卡马克装置研究进展与展望

本文围绕磁约束核聚变实验阶段的重点科学问题以及聚变工程化过程中面临的主要挑战,重点介绍了国内外托卡马克装置的发展历程及现状,概述了主要在役托卡马克装置的基本参数、主要任务、重要里程碑、当前重点研究方向及相关发展规划等。国际磁约束聚变研究已由等离子体物理实验为主逐步迈向重点聚焦聚变堆核工程与技术研发阶段,加快建立聚变能开发产业体系是推动受控核聚变技术发展的关键。本文还对磁约束核聚变托卡马克的未来发展方向和技术路径进行了分析和展望,并归纳提出加速聚变发展需尽快布局的核工程与核技术重点方向。

3.8 MV快前沿电磁脉冲模拟器脉冲驱动源研制

为满足强电磁脉冲试验的需求,研制了一台输出电压可达3.8 MV的全气体绝缘快前沿脉冲驱动源。该脉冲源采用二级脉冲压缩技术路线,由Marx发生器、中储电容、中储开关、陡化电容及陡化开关等组件构成。内部各组件均采用模块化、紧凑型设计思路,并整体放置在一个层层嵌套的腔体中,各层之间充有不同压力的SF_(6)气体。整机具有输出电压高、结构紧凑、重量轻及便于移动等优点。测试结果表明,在驱动75Ω倒立圆锥天线负载时,初级源最大输出电压大于3.8 MV,负载处输出电场波形的脉冲前沿小于2 ns。通过开关导通时刻的调节,在天线处生成的辐射场波形满足IEC 61000-4-25标准中关于电磁脉冲试验波形的规定,因此可将其作为电磁脉冲模拟器的脉冲驱动源,开展系统级电磁脉冲试验,用于电磁脉冲效应及加固防护技术研究等工作。

高庙子膨润土胶体释放影响因素试验研究

高放废物处置库中缓冲回填材料膨润土与地下水相互作用时会释放出胶体,而胶体会直接影响放射性核素的迁移行为,因此,膨润土遇水释放胶体研究是处置库系统安全评价的重要内容之一。本文以高庙子膨润土为研究对象,通过室内试验,获得了离子种类、离子强度、pH、温度与浊度的关系曲线,并对这些因素影响胶体释放的机理进行了分析。结果表明:阳离子种类抑制膨润土释放胶体排序依次为Li^(+)<Na^(+)<K^(+)<NH_(4)^(+)<Zn^(2+)<Mg^(2+)<H+<Ca^(2+);阴离子中除OH-对胶体释放有显著促进作用外,其他阴离子基本对胶体释放影响不大;溶液离子强度越大,抑制膨润土胶体释放的能力越强;膨润土在中性条件下更容易释放胶体;在20~50℃之间,升高温度有利于膨润土胶体的释放。

高空核爆炸磁流体动力学电磁脉冲

高空核爆炸产生的磁流体动力学(晚期)电磁脉冲对电力系统等国家重要基础设施具有严重影响。由于晚期电磁脉冲产生的机理复杂,依赖因素众多,包括爆炸当量、爆高、爆炸方位、爆炸时间、观察点位置以及土壤电导率等,因此,目前还没有成熟的代码可以模拟整个晚期电磁脉冲的产生过程。介绍晚期电磁脉冲的产生机理,讨论晚期电磁脉冲电场随核装置爆炸当量、爆高和大气状况的变化关系。E3A电场峰值随爆炸当量线性增加,而E3B电场峰值则随爆炸当量增加出现明显的饱和效应。分析了当前晚期电磁脉冲模拟代码现状,为进一步研究晚期电磁脉冲数值模拟方法和代码研发提供参考。

多核素示踪粤西广海湾水体和颗粒物输运过程

利用放射性同位素在海洋环境中的迁移行为,探索与其相对一致的海洋学过程,已成为海洋学研究的一种重要技术手段。本文利用海洋放射性同位素示踪技术,以溶解态镭同位素^(224)Ra、^(223)Ra、^(228)Ra和颗粒态核素^(7)Be、^(210)Pb、^(234)Th为示踪核素,于2019年10月至2020年1月期间开展了粤西广海湾水体和颗粒物输运过程的调查研究,并用修正^(224)Ra/^(228)Ra模型计算了广海湾水体滞留时间。结果表明,广海湾水体及其携带溶解态物质向外海迁移的时间尺度约为1 d。在定量评估广海湾颗粒态^(7)Be和^(210)Pb的各项来源与归宿的基础上,构建了两核素箱式模型。结果表明:大气沉降是广海湾^(7)Be和^(210)Pb的重要来源,广海湾向湾外输送是^(7)Be的最大归宿;珠江来沙随粤西沿岸流以涨落潮形式进入广海湾,构成广海湾^(210)Pb的潜在重要来源。利用典型海湾^(7)Be、^(210)Pb和^(234)Th颗粒物滞留时间模型,分别估算了广海湾悬浮颗粒物滞留时间,通过对比三核素估算结果,本文认为以^(210)Pb示踪的广海湾颗粒物滞留时间(τ_(p,Pb)=12~45 d)能更好地指示广海湾颗粒物及其携带颗粒活性污染物(如重金属、部分有机污染物)输运过程的时间尺度。

基于熔盐堆尾气提取的99Mo生产评估

基于熔盐堆尾气提取99Mo同位素的生产方法引起了广泛的关注,但目前的工作局限于评估堆芯中99Mo的产量,对于其在整个回路中的迁移行为的关注不足。本文建立了一个熔盐堆中的贵金属迁移模型,并基于8 MW熔盐实验堆(Molten-Salt Reactor Experiment,MSRE)进行了贵金属分布验证,而后对MSRE尾气中99Mo粗产品的产量、比活度及运行状态的变化对生产的稳定性的影响进行了分析。结果表明,尾气中的99Mo有较高含量和比活度,移除率增加的工况对99Mo的比活度的影响是有益的,空泡比例及氧化还原电势变化的工况对99Mo的比活度影响不大,该方法可作为一种潜在的99Mo生产备选方案。

先进中子检测技术在核工业材料研究中的应用

中子检测技术具有深穿透性、同位素灵敏、无损及可开展原位实验等优势,在核工业材料研发领域具有重要支撑作用。中国原子能科学研究院依托中国先进研究堆中子科学平台,针对核燃料元件、压水堆包壳、压力容器钢、阀杆不锈钢和堆用多组元合金新材料等核工业关键部件和材料开展了中子无损检测研究,获得了燃料元件元素分布、锆合金包壳氢聚行为、压力容器钢焊接残余应力、阀杆老化纳米尺度演化、核级材料织构等关键信息,为核工业材料研发和关键部件性能评估提供了重要方法及关键数据。

Pu在膨润土层中的反应性迁移模拟研究(2)——Pu的种态分布及反应性迁移分析

为评估柯尔碱膨润土工程屏障材料的安全性能,采用考虑渗流扩散、溶解-沉淀、表面配位吸附、放射性衰变等多过程动态耦合的反应性迁移模拟方法,综合运用TOUGHREACT等程序开展了Pu在柯尔碱膨润土层中反应迁移的数值模拟,结合地下水-膨润土体系演化模拟分析了Pu的种态分布特征,叠加表面配位模型预测分析了Pu的长期迁移规律。结果表明:地下水中Pu主要以难迁移的Pu(OH)_(4)(aq)形式存在;由于膨润土的低渗透性和强吸附性,正常情景下Pu的扩散范围很小而将长期滞留于1 m厚膨润土中;在忽略强吸附阻滞作用的保守情景下,Pu在渗流作用下可扩散迁移出膨润土层;考虑到长时间尺度下不可避免存在的不确定性,建议重视渗流扩散为主导的其他过程和情景研究。

集成电路和功率器件抗辐射工艺加固技术研究综述

随着我国空间装备的高速发展,尤其是深空探测器,微电子器件抗辐射性能得到广泛关注。抗辐射工艺加固是实现器件抗辐射性能提升的重要途径之一。本文围绕空间总剂量效应和单粒子效应,对近年来集成电路和功率器件辐射效应机理和工艺加固技术的研究进展进行了介绍和总结,为抗辐射工艺加固技术的发展与应用提供了有益参考。

反应堆产医用同位素及药物的创新发展研究

医用同位素及药物是核医疗健康产业的重要组成部分和主要物质基础,系统梳理反应堆产同位素及药物发展现状对于加快我国同位素及药物发展、推动自立自强全链条体系建设具有现实意义。本文采用文献调研、问卷调查、实地调研、行业研讨等方法,分析了国内外反应堆产医用同位素及药物的供需情况、发展现状与趋势。研究发现,目前我国仅实现了131I、177Lu、89Sr等反应堆产医用同位素的自主供给,但供给量尚未完全满足国内需求,多数临床常用的同位素依然依赖进口;反应堆产同位素相关的放射性药物存在药品种类少、研发创新不足、生产规模小等瓶颈,难以满足临床实际需要。研究建议,研判供需现状与趋势,实现反应堆产医用同位素供给与品种的多元化;以临床需求为牵引,带动反应堆产医用同位素的规模化制备,支持放射性药物的研发与应用创新,加快建设反应堆产医用同位素及其放射性药物的自立自强发展体系;丰富发展模式并形成创新观念,为我国核医疗持续发展提供坚实保障。

中国先进研究堆工程科学应力谱仪性能优化与刻度研究

为充分发挥中国先进研究堆工程科学应力谱仪在工程构件残余应力表征的作用,在常用金属测试所需的中子波长约0.164 nm下进行谱仪的性能优化和刻度研究。在此波长下,将Fe(211)衍射峰的峰位误差作为光路优化的品质因数,通过调整单色器的水平聚焦和垂直聚焦姿态,获得了最优性能的聚焦光路。采用金箔活化法测试了样品处中子注量率,在反应堆满功率60 MW的条件下,样品处中子(波长0.164 nm)注量率为3.0×10^(7)cm^(−2)·s^(−1)(±4.5%),在衍射角约90°的分辨率为0.42%。使用带缝隙的镉片测试了探测器的位置分辨,获得探测器水平方向的位置分辨为(1.44±0.03)mm。本工作完成了谱仪的光路优化与性能刻度,为谱仪投入运行奠定了实验基础。

地下水体系核素化学形态模拟系统软件开发

为评估处置库的安全性,核素化学形态信息是准确预测核素的运移行为研究的前提。鉴于我国核能工业的迅速发展以及建立环境中核素的确认需求,在我国开展处置库周围核素的化学形态研究具有十分重要的意义。针对地下水中元素种态分布的研究需求,以JAVA为开发工具、MySQL作为数据库、Tomcat为容器,开发了一套B/S架构的元素种态分布模拟软件。针对模拟计算中遇到的化学反应平衡非线性方程组求解收敛困难的问题,引入了根据化学反应势能求解的方法和反应因子控制迭代步长,实现了对化学反应非线性方程快速地求解,并可拓展多相平衡计算。以塔木素地下水中镎为考察对象,利用所开发化学形态模拟软件(simulation software on chemical species,SSCS)计算环境中镎的形态和量,并对比PHREEQC的计算结果,相对偏差在10%以内,针对环境中痕量元素的分布,提供了理论计算的解决方案。

辐照和热耦合作用对改性钠基膨润土铯吸附影响研究

为阐明γ辐照和热耦合作用对缓冲材料吸附性能的影响,本文以内蒙古兴河县高庙子改性钠基膨润土为研究对象,采用批式法测定了γ辐照和热耦合作用前后^(137)Cs在钠基膨润土中的吸附分配系数。结果显示,在85~610 Gy/h的剂量率范围和0.28~0.74 MGy的累积剂量范围内,γ辐照和热同时作用的实验条件可增强钠基膨润土对^(137)Cs的吸附能力,钠基膨润土对^(137)Cs的分配系数随剂量率的增大逐渐增大,较未辐照原土增量在38.5%至46.8%之间。但在更高剂量率(2.9 kGy/h)下增量平均值回落至33.7%。在0.28~5 MGy区间未发现显著的累积剂量效应。在此基础上,建立了高放废物地质处置库核素释放、迁移和剂量估算试评价模型,使用GoldSim安全评价软件和试验所得钠基膨润土的分配系数,模拟计算135 Cs在参考景象下的释放率和辐射影响,结果表明,膨润土受到来自废物体的辐照后可将135 Cs的近场释放率峰值时间推迟约6000 a,峰值降低约27%。

上海光机所高放废液铁磷酸盐玻璃固化研究进展

玻璃固化是目前国际上公认的处理高放废液(HLLW)的最佳方案。铁磷酸盐玻璃熔制温度低,化学稳定性优异,且对非金属和稀土等元素的溶解度较高,是固化快堆、熔盐堆等第四代堆放射性废物以及压水堆干法后处理放射性废物的最佳选择。本文主要介绍了近几年来中国科学院上海光学精密机械研究所铁磷酸盐玻璃固化的研究进展,包括铁磷酸盐基础玻璃配方研究、高放废液关键核素包容、模拟高放废液铁磷酸盐玻璃固化配方等研究。开发的铁磷酸盐玻璃固化配方在上海光学精密机械研究所自行研制的Ф550 mm冷坩埚实验平台实现了127 h中试规模的连续熔炼试验验证,该研究对实现我国高放废液冷坩埚玻璃固化的工程化应用有重要的参考意义。

基于透镜阵列多元聚焦的连续晶体三维位置灵敏探测器设计和仿真

连续晶体闪烁体探测器可以实现γ射线作用点的三维位置定位。本文提出一种新的探测器结构,引入透镜阵列实现作用点定位。探测器采集多元聚焦图像,从而改变对连续晶体闪烁光分布探测的需求。文中建立连续晶体、透镜阵列和光子计数器阵列的模型进行模拟研究,建立多元聚焦的光路反演重建算法定位γ射线作用点的三维位置。通过重建结果分析评估基于透镜阵列的连续晶体探测器性能,这种结构具有较好的定位能力和位置分辨。对于尺寸为48 mm×48 mm×45 mm的硅酸钇镥(LYSO)闪烁晶体,实现了xy平面位置分辨优于1.54 mm,z方向位置分辨优于3.13 mm。基于连续晶体和透镜阵列结构的探测器还可对多作用点的情形进行重建,分析三组选定位置的重建结果,该结构对双作用点定位具有可行性。

核电站放射性污染金属部件激光复合去污技术研究

探究放射性污染金属部件的清洁解控或重新利用新技术,可用于减少核电站废金属产生量。本研究针对锈蚀的4140钢,提出激光复合去污技术,并与单一的干冰去污和激光去污进行对比试验。通过对基体试样的微观形貌、成分分布、金相组织、三维形貌进行测试,分析其表面粗糙度、显微硬度的变化趋势,以确定激光复合去污效果,最后在核电站中实现工程验证。测试和验证结果表明,激光复合去污技术可将4140钢表面的锈蚀层完全去除,获得最佳的去污效果,且不影响基体材料的成分、组织及力学性能。沾污电机叶轮去污后表面沾污水平均<0.4Bq/cm^(2),表面接触剂量率均<40nSv/h,达到核电站固体废物清洁解控标准。因此,激光复合去污技术可为核电站放射性污染金属部件的去污提供新方法,实现废物最小化。

含^(60)Co极低放土壤废物的填埋处置

在对四川省城市放射性废物库暂存的含^(60)Co极低放土壤废物进行源项分析的基础上确定了填埋处置方案。根据填埋处置方案对该批含^(60)Co极低放土壤废物进行了填埋,对填埋过程中工作人员受照剂量进行了估算。经计算,此次填埋操作过程中工作人员最大个人剂量为103.07μSv,满足相关剂量控制要求。

150 MWt熔盐堆(SM-MSR)反应性引入事故后果的不确定性及参数敏感性分析

熔盐反应堆是第四代核反应堆的6种候选堆型之一,具有良好的安全特性。反应性引入事故是熔盐堆重要的设计基准事故之一,通过对150 MWt模块化熔盐堆(Small Modular Molten Salt Reactors,SM-MSR)反应性引入事故的分析和研究有利于深入了解熔盐堆的安全特性。研究150 MWt熔盐堆反应性引入事故分析结果的不确定性和参数的敏感性,为熔盐堆设计和安全分析提供重要的支持。采用RELAP5-TMSR程序建立瞬态分析模型,并采用基于蒙特卡罗方法的输入不确定性传递方法研究反应性引入事故的不确定性,通过多元线性回归法分析参数的敏感性。分析结果表明:反应性引入事故堆芯出口温度最高值为727.4℃,低于安全限值(800℃),燃料盐出口最高温度分布符合正态分布。熔盐堆具有良好的固有安全特性,在反应性引入事故下,影响反应堆安全最敏感的5个因素分别为燃料盐密度、堆芯阻力系数、堆芯功率、一回路阻力系数、停堆深度。