环境水体中~(90)Sr和~(137)Cs的监测方法

以国家标准为基础,对环境水体中~(90)Sr和~(137)Cs的监测方法进行了技术改进:增大采样量(50~100L),选择高效沉淀剂和低水平探测器。采用改进后的方法测定了50~100L水中~(90)Sr和~(137)Cs,结果显示:~(90)Sr和~(137)Cs的浓集效率分别为(91.3±2.8)%和(97.2±1.4)%;~(90)Sr的全程回收率为81.5%±2.8%;~(90)Sr和~(137)Cs的探测下限分别为8.6×10~(-4) Bq/L和9.8×10~(-4) Bq/L。50L水中~(90)Sr的比对结果显示,4家实验室测定值与标称值的相对偏差均小于11%。以上结果表明,该方法适用于环境水中微量~(90)Sr和~(137)Cs的监测,可满足环境本底调查和环境监测的要求。     

西藏林芝地区墨脱县疟疾病流行防治方法的探讨

对西藏墨脱县疟疾防治进行相关探讨,方法是采用广州中医药大学青蒿素中心粤特快+伯氨喹(Artequick+Primaquine)的方法。结果是粤特快+伯氨喹(Artequick+Primaquine)最简便、快速清除传染源而又最经济方法。     

便携式剂量率仪对现场废物包的定量测定

为探讨放射性废物包现场的定量测量,采用便携式剂量率仪直接测量废物包的空气吸收剂量率并反推废物比活度的方法,对含^{137Cs的土壤废物包定量测量问题进行了研究,实验与理论取得了一致的结果。论述采用该方法定量测量废物包需注意的问题,同时,对测量不确定度进行了简单分析,证明了该方法是含中高能γ放射性废物包定量测量快速可行的方法之一。}     

关于NORM开发利用设施退役源项调查方法的探讨

通过对以往实践经验进行总结,依照我国现行法规及技术标准,参考国际技术标准和国外良好实践,建立了一套适用于NORM开发利用设施退役源项调查的参考方法,并结合案例分析对调查方法的要点进行了探讨。这种方法的优点是,在保证调查结果可靠的前提下,将大量的实验室分析工作代之以现场监测,从而减轻了实验室的工作负担。希望对今后同类工作的开展提供参考。     

蒙特卡罗计算废物体活度浓度方法的研究

在放射性废物测量分拣工作中,为测定废物体的放射性水平,采用蒙特卡罗方法计算废物体的空气吸收剂量率,再结合现场测量的空气吸收剂量率,反推出放射性废物体的活度浓度。并通过与实验值的对比,验证了蒙特卡罗计算废物体活度浓度方法的可靠性。同时采用LabVIEW语言为这种基于蒙特卡罗计算废物体剂量率的方法设计了可视化界面,提供了简明的人机对话,可自动提取计算结果中的各类数据和信息,直接输出单位活度浓度废物体的吸收剂量率。     

微波消解-激光荧光法测定土壤样品中微量铀

建立了一种快速、准确的分析测量土壤样品中微量铀的方法:微波消解样品-激光荧光法。该法利用微波消解技术极大地缩短了样品前处理时间,将前处理速度提高了十几倍,回收率可达到95%以上,同时避免了多个样品同时处理过程中交叉污染的问题。当样品溶液的pH值在6.5~7.5时,荧光强度最高,UO2+2与荧光增强剂形成的络合物最稳定,测量灵敏度最高,在实际样品测量时,应及时调节样品溶液的酸度,以及加入硝酸体系铀标准溶液后溶液的酸度;荧光增强剂、样品溶液、标准溶液等应提前放入仪器间,待温度稳定后再上机测定。仪器放置在温度相对稳定的房间,测定最佳室温为20~25℃。本方法的检出限为0.009μg/g,对于1.4~6.5μg/g的样品,方法精密度优于10%(n=9)。     

某城市放射性废物库退役的辐射影响评价

为了使城市放射性废物库退役后可无限制开放,本研究探讨废物库退役辐射影响评价的关键问题,评价人员和周围环境的辐射影响。对比源项调查和控制限值,判定污染区域;按退役实施方案得到放射性废物的产生量和整备前的活度水平;利用经验公式估算职业人员的外照射、内照射剂量,分析公众的辐射影响。选取退役要执行的放射性指标和适宜场地的控制限值,提出退役施工中实现废物最小化的具体措施。经估算得到退役实施的最大个人剂量为3.9 mSv,低于剂量约束值5 mSv。剂量实测值比评价结果低约2个数量级,退役活动中工作人员受到的辐射剂量满足国家标准的要求,退役辐射环境影响在可接受范围。     

热释光LiF(Mg,Cu,P)探测器对宇宙射线的响应

在北京市密云水库水面对国内环境累积剂量测量中使用较多的GR-200A型、CTLDM000型和TLD2000型热释光LiF(Mg,Cu,P)探测器对宇宙射线的响应进行了实验测量,得出了三种热释光探测器相对于高压电离室的宇宙射线响应因子分别为0.845和0.877和0.839.     

放射性废物库退役源项的调查

依据我国现行法规及标准,建立一套适用于放射性废物库退役源项调查的参考方法,并结合案例分析对建立的调查方法进行探讨,该案例应用此方法在未取得库体内放射性废物的情况下使用有限的监测数据作出了放射性废物量的合理估算。     

田湾核电站生物中~(137)Cs和~(90)Sr水平及公众内照射剂量评估

对田湾核电站1、2号机组周围15种生物中~(137)Cs、~(90)Sr放射性水平进行监测,并对所致的内照射剂量进行估算。结果表明:生物中~(137)Cs、~(90)Sr活度浓度范围分别为0.008~0.208 Bq/kg和0.007~1.010 Bq/kg。依据测定的数据,估算出核电站周围由膳食摄入~(137)Cs、~(90)Sr所致公众年待积有效剂量为:0.67μSv,其中贡献相对较大的是粮食和蔬菜。