^99mTc-TEBO为临床批准的快速心肌灌注显像药物，该药物初始摄取高，但心肌滞留不稳定，为此，本研究通过优化其硼酸结构，分别制备标记物^99mTc-2SP、^99mTc-4LPA及^99mTc-2MDM，制备时间均为30 min，均为无色澄明液体，放化纯度均>95%，分别在健康小型猪体内进行SPECT动态显像，并与99mTcTEBO进行对比。结果表明：^99mTc-TEBO注射后0~5 min，左室心肌快速摄取，但随后心肌放射性迅速洗脱，在10 min时心肌约洗脱至峰值的75%，与心血池放射性浓度比值为1.63。^99mTc-2SP引入2-甲磺酰基吡啶-5-硼酸基后心肌初始摄取高，心肌滞留时间明显延长，心肌洗脱较缓慢，左室心肌均清晰显影，在第10 min时心肌摄取仍可保持峰值的95%，与心血池放射性浓度比值为3.75，明显高于^99mTc-TEBO。而另外两种显像剂^99mTc-4LPA和^99mTc-2MDM在注射后15 min内显像不理想。因此，^99mTc-2SP是有潜力的心肌灌注显像药物。

为研究⁶⁸Ga标记的成纤维细胞活化蛋白抑制剂（⁶⁸Ga-FAPI-04）在正常小鼠和胶质瘤裸鼠模型体内的生物学分布及micro-PET显像，以DOTA修饰的成纤维活化蛋白抑制剂为前体合成⁶⁸Ga-FAPI-04。放射性HPLC测定其标记率，考察放化纯度及体外稳定性，通过测定⁶⁸Ga-FAPI-04脂水分配系数评估其水溶性。将20只ICR小鼠随机分为5组，尾静脉注射3.7 MBq ⁶⁸Ga-FAPI-04后5、15、30、60、120 min后处死并取出各脏器，称重并测定放射性计数，计算各组织器官的放射性摄取率。建立U87MG胶质瘤荷瘤鼠模型，进行生物分布及micro-PET显像研究。结果表明，⁶⁸Ga-FAPI-04的标记率为97.38%±1.32%（n=3），放化纯度为100%，体外稳定性好，亲水性强。ICR正常小鼠生物分布实验显示，⁶⁸Ga-FAPI-04血液清除快，肾脏为主要排泄器官，脑部放射性摄取低。U87MG荷瘤裸鼠生物分布及micro-PET均显示肿瘤部位有较高的放射性摄取率，⁶⁸Ga-FAPI-04注射后90 min时肿瘤部位放射性摄取率达到（2.50±0.00）%ID/g。注射后30、60、90、120 min时，肿瘤与正常脑的肿瘤本底比(tumor-to-background ratio, TBR)分别为（6.26±0.09）、（5.06±0.02）、（5.54±1.47）、（5.51±0.03）。研究表明，⁶⁸Ga-FAPI-04制备简易方便、标记率高、体外稳定性好，主要通过肾脏排泄，在胶质肿瘤模型中具有较好的肿瘤靶向性，micro-PET显像清晰，是潜在的脑肿瘤显像剂。

针对清华大学研制成功的⁶⁰Co双投影数字辐射成像系统中两个⁶⁰Co放射源之间存在γ光子散射影响的问题，本文提出一种综合的辐射信息处理方法，包括使用散射校正算法和物理隔离对两源之间的散射进行校正，对辐射图像处理算法进行改进，并设计建造了辐射信息处理和分析平台。该方法有效降低了两个放射源之间的散射影响，获得了更加清晰的辐射图像，并开发了专用的辐射信息处理平台。本工作已应用在某核设施出入口，运行两年多时间里，联调稳定可靠，实现了同类检测系统的应用创新。

微型核电池用镍-63放射源要求放射源表面发射率高、镀层薄、衬底小，以小体积、高比活度、低镍浓度的镍-63溶液作为电沉积液，建立一种直流恒流电沉积制备镍-63放射源的方法。采用该方法，衬底为紫铜材质、Ni²⁺浓度为1 g/L、电沉积液pH为3.5～4.5、氨基磺酸浓度为0.1 g/L条件下电沉积1 h，电沉积率可达95.8%。制备的镍-63放射源源片镀层紧密、光亮，厚度0.3~1.6 μm，其表面发射率最高可达2.40×10⁷ s^-1·(2πSr)^-1，活度最高可达1.89×10⁹ Bq，满足微型核电池的应用需求。同时，通过对剩余电沉积液进行回收、组分调节，实现了电沉积液的重复利用，减少了镍-63原料的浪费。

为优化乏燃料后处理设施的核材料衡算，寻找核材料衡算不平衡差（MUF）的主要因素，采用基于数值模拟的系统仿真方法，以核材料衡算视角构建乏燃料后处理设施核材料衡算仿真模型。改变模型工艺参数仿真不同规模的后处理设施中各环节核材料的流通量，然后以正态分布随机变量模拟各铀钚衡算测量点的随机误差，将这些带有随机特征的测量值叠加相应测量的系统误差作为核材料的仿真测量值。仿真计算结果表明，1AF中Pu、U含量测量的系统误差的方差分别占整体MUF方差的50%、40%以上，是主要误差来源。1AF的体积测量误差较小，占比MUF方差小于15%。废液中U和Pu含量很低，U和Pu含量测量的误差分别为10%和30%，对MUF方差影响不大，占比MUF方差分别小于3%和1%，废液的体积测量误差较小，占比MUF方差小于1%。U和Pu产品测量误差的方差占比MUF方差界于1AF和废液的测量之间，不是MUF误差的主要来源。

为模拟辐照室中辐照工位外的周围空间剂量场分布，采用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP建立钴-60辐照装置模型。以单板源架中心点为坐标原点的笛卡尔坐标系，考虑钴-60源的γ射线非自吸收和自吸收两种情况，研究坐标轴方向上每隔10 cm间距的空气平面的剂量率和坐标轴上剂量率的变化规律。结果表明，辐照室中辐照产品占满辐照工位的情况下，周围空间剂量场空气面剂量率整体较小；单板源架中心坐标轴上的剂量率变化规律更符合二项式拟合函数。在钴-60源γ射线自吸收情况下，单板源架端面坐标轴附近的空气面剂量率明显偏小，且随着空气面远离单板源架，空气面上的高剂量率区域向两侧移动；在钴-60源γ射线非自吸收情况下，单板源架端面处的空气面高剂量区域始终位于坐标轴附近。MCNP理论模拟计算分析对于利用钴-60辐照装置辐照工位外的周围空间剂量场具有重要的实际指导意义。

碘［¹³¹I］放射性药品生产过程中放射性原料液瓶开启时，瓶内积存的放射性废气集中释放，易造成放射性废气污染，以至排放超标。为实现放射性废气的半自动收集与暂存，本研究结合实际生产条件，克服热室尺寸受限、耐辐照、可操作性及通用性等难点，研制一套碘［¹³¹I］原料液瓶中放射性废气收集装置，并对收集的放射性废气进行测量和分析。结果表明，装置运行稳定可靠；通过收集并测量22批次的¹³¹I废气放射活度，表明收集量与环境温度存在一定相关性；使用三个收集瓶可充分收集储存。碘［¹³¹I］原料液瓶中放射性废气收集装置可有效收集碘［¹³¹I］原料液瓶开启过程中集中释放的放射性废气，降低对操作人员和环境的辐射影响。以上结果对其他碘［¹³¹I］放射性药品生产机构控制碘［¹³¹I］排放有一定借鉴意义。

为开发Pu(Ⅳ)的高选择性萃取剂，实现废液中微量钚的回收，以正十二烷作为稀释剂，研究2,2′-((4-乙氧基-1,2-亚苯基)双(氧基))双(N,N-双(2-乙基己基)乙酰胺)(4-EthoxyBenzoDODA)对U(Ⅵ)、Pu(Ⅳ)的萃取行为，以及两相混合振荡时间、水相硝酸浓度和有机相萃取剂浓度对U(Ⅵ)、Pu(Ⅳ)萃取分配比的影响。硝酸的萃取实验结果表明，4-EthoxyBenzoDODA(KH=0.14)比BenzoDODA(KH=0.44)碱性弱，更有利于选择萃取离子势较强的Pu(Ⅳ)。对U(Ⅵ)、Pu(Ⅳ)的萃取实验表明，Pu(Ⅳ)对U(Ⅵ)的分离因子最高可达6.9，Pu(Ⅳ)对Eu(Ⅲ)的分离因子最高可达223。采用斜率法分析了4.0 mol/L HNO₃浓度下U(Ⅵ)萃合物的组成，主要为UO₂(NO₃)₂·L)、Pu(Ⅳ)(Pu(NO₃)₄·L和Pu(NO₃)₄·L2共存。使用硝酸肼或者硝酸羟胺等还原反萃剂，可以将负载有机相中98%的Pu反萃至水相中。结果表明，4-EthoxyBenzoDODA对Pu(Ⅳ)具有一定的选择性。

加速器制备核素以其独特的自身优势成为制备放射性同位素的重要方式之一，在进入新世纪后作用与地位日益突出。本文对国内外加速器制备医用放射同位素技术的发展现状进行了简要概述，着重分析了¹⁸F、⁶⁴Cu、⁶⁸Ge/⁶⁸Ga、⁸⁹Zr、¹¹¹In、²¹¹At、²²⁵Ac等重要医用放射性核素研究进展，并对我国加速器制备医用同位素的应用前景进行了展望。