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。     

香港地区土壤和建筑材料中天然放射性水平及天然辐射所致居民剂量估算

本文报道了香港地区土壤、常用建材及路基体中~(238)U、~(226)Ra、~(232)Th 和~(40)K 含量的测量结果,由此估算了空气γ吸收剂量率和室内氡浓度,并且与初步实测值进行了比较。最后估算出天然本底辐射所致香港居民人均年有效剂量当量为3.24 mSv。     

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。     

北京地区膳食摄入^232Th吸收入体液份额f1值的探讨

从北京地区公众成年人~(232)Th 的膳食日食入量,空气日吸入量,以及骨中~(232)Th 的沉积量出发,利用 ICRP 30号报告中参考人的代谢参数和内照射的库室模型,估算了北京地区公众成年人膳食摄入~(232)Th 后经胃肠道向体液转移份额 f_1值。结果表明,对于公众中成年人0.005是 f_1值的合适代表值,是 ICRP 30号报告推荐值 f_1=0.0002的25倍。虽然 ICRP 推荐值并不用于公众,但可以对群体有所了解;而北京地区从实测数据资料出发导出的 f_1值可能是更适于公众的。     

应用中子活化分析技术测定铀和钍放射性同位素的α能谱内标法

开发了一种用~(238)U和~(232)Th作为内标的α能谱测定环境样品中铀和钍放射性同位素的新方法。应用中子活化分析技术精确地测定样品中的~(238)U和~(232)Th。将其他部分样品全部溶解,采用阴离子交换法分离铀和钍,制备为α能谱测定的电镀薄(低强度)源。从已知的~(238)U和~(232)Th质量浓度,求得它们的活度浓度,之后据α能谱,从U(~(234)U、~(236)U、~(238)U)和Th(~(228)Th、~(230)Th、~(232)Th)放射性同位素的比值中,获得同位素的绝对活度浓度。该方法的优点是对放射化学分离的化学回收率和α能谱仪的计数率都没有特殊要求。应用内标可以不需要外加昂贵的、经校准的放射性同位素指示剂(如~(232)U和~(229)Th)。用一些已检定的环境参考样试验了这种新方法,并且同外加放射性同位素指示剂的传统方法进行了比较。其优点是同标准方法相结合可获得一组独立的数据,用于质量控制。     

丹东地区土壤天然放射性核素本底值调查研究北大核心CSCD

为明确丹东地区土壤天然放射性核素226 Ra、232 Th、40 K的本底值,以丹东地区代表性土壤为研究对象,使用RMS 4096-USB数字化低本底多道r能谱仪测定其0~10 cm土层226 Ra、232 Th、40 K放射性活度浓度,并用内梅罗综合评价法对其结果进行评价。结果表明:丹东地区0~10 cm土层土壤226 Ra、232 Th、40 K的平均放射性活度浓度分别为100.12 Bq·kg^(-1)、11.84 Bq·kg^(-1)、688.65 Bq·kg^(-1),内梅罗综合指数分别为3.17、0.35、1.07,与辽宁省均值比较,丹东226 Ra含量特高,232 Th微量,40 K偏高,处于全国测定结果范围内。     

湖南省土壤中天然放射性核素含量调查研究

本文报道湖南省土壤中天然放射性核素含量的调查结果。布点方法与环境陆地γ辐射剂量率调查相同,全省共布25×25km 网格点309个,土类加密点5个,特殊加密点7个,共采集土壤样品321个。土壤样品中天然放射性核素含量的测定采用放化分析方法。调查结果表明,湖南省土壤中~(23(?))U、~(232)Th、~(226)Ra 和~(40)K 含量按样品数的加权均值分别为48.05、54.82、59.36和447.75Bq/kg。零陵地区土壤中~(238)U、~(232)Th 和~(226)Ra 含量最高,郴州地区次之,湘西自治州地区居三。湖南省6类主要土壤中~(40)含量较为接近,而红壤中~(238)U、~(232)Th 和~(226)Ra 含量较高。     

意大利陶瓷工业原料和最终产物的放射性

由于意大利陶瓷工业中使用的锆矿物(锆石和斜锆石)内存在有~(238)U、~(232)Th和~(40)K,因而对生产的瓷砖和废渣中的天然放射性进行了测量。测量是用γ能谱测量法进行的,该方法采用与一台多道分析仪相连接的高纯锗(HPGe)探测器。矿物样品中测得的~(238)U和~(232)Th的平均浓度(分别为>3000和>500Bq·kg~(-1))高于地壳浓度的1或2个数量级。瓷砖和废渣的比活度则比锆矿物的低得多,而瓷砖中的~(238)U和~(232)Th浓度(分别为50～79和52～66Bq·kg~(-1))又低于其他建筑材料。废渣中的~(238)U浓度(116～193Bq·kg~(-1))比地壳的平均值高4～6倍。这些结果是根据意大利现有法规检测的。     

大气中(气土)浓度的测定方法

(气土)(~(220)Tn)是~(232)Th子代核素~(224)Ra的衰变产物,它是氡(~(222)Rn)的同位素,属惰性气体。它们的衰变产物为α、β、γ辐射源。土壤中含有天然放射性元素~(232)Th,当它衰变产生(气土)气时,即从土壤中扩散到大气中。由于~(220)Tn半衰期很短(54.5s),所以只有离地表6cm厚的那层土壤产生(气土)气才能释放出来。释放率和土壤的湿度有很大关系,一般情     

无载体~(228)Th的制备

核素~(228)Th是~(232)U的衰变产物,也是~(232)Th衰变的第三代子体。~(232)U存在于经反应堆辐照过的核燃料里,从这种核燃料里分离~(228)Th较为困难。由天然钍中直接分离出~(228)Th也是困难的。为此,我们采用间接的方法。据~(232)Th的衰变链:     

205例放射性工作人员末梢血淋巴细胞微核率的观察

本文应用末梢血微核测试法观察到205例医用放射性工作人员淋巴细胞微核率的改变,获得了如下的主要结果:(1)在130例放射诊断工作者中,39例的淋巴细胞微核率超过正常值上限(1‰),其平均微核率为1.23‰,与对照组(117例)的平均微核率0.12‰间差异非常显著,15例放射诊断人员的白细胞总数低于正常值下限(4000/mm~3)。     

手套箱气体净化速率计算公式的推导

一、引言在冶金工业、电子工业、原子能工业及钠灯生产部门中,有许多操作都要求在惰性气氛中进行。一般都是将这些操作工具及操作对象置于充有惰气的手套箱及密闭容器中。然     

MANAGEMENT OF RADIOACTIVE WASTES IN CHINA

The policy and principles on management of radioactive wastes are stipulated.Cement solidification and bituminization unit has come into trial run.Solid radioactive waste is stored in tentative storage vault built in each of nuclear facilities.Seventeen storages associated with applications of nuclear technology and radioisotopes have been built for provinces.Disposal of low and intermediate level radioactive wastes pursues the policy of “regional disposal”.Four repositories have been planned to be built in northwest.southwest,south and east China respectively.A program for treatment and disposal of high level radioactive waste has been made.     

在含氮气体中六甲基环三硅氧烷的等离子体聚合

用外部电极电容耦合式辉光放电装置研究了六甲基环三硅氧烷在NH_3或N_2中的等离子体聚合。用红外光谱,X线光电子能谱研究了聚合物结构,并测定了聚合物的热稳定性及对水的接触角,计算了聚合物的表面能。结果表明,NH_3和N_2都参加了聚合反应,N在聚合物中的存在形式主要为C=NH,随NH_3在反应体系中浓度的增加,聚合物中的N含量也增加,在NH_3中制备的聚合膜有很好的疏水性。     

钍在轻水堆中利用的研究

对钍－２３２在轻水堆中利用进行了研究。考虑到现行轻水堆改型的方便，以秦山核电厂反应堆参数为基础，只改变堆芯燃料组分，在可裂变材料总量不变的条件下，对不同钍－２３２装量进行了多方案研究。结果表明，由于钍－２３２吸收中子后的主要转换产物是铀－２３３，它在热堆中的η值比铀－２３５和钚－２３９的高，因此在同样初始过剩反应性情况下，随着钍－２３２装量的增大，燃耗的加深，堆内易裂变材料总生成量也随之增大，转换比提高，从而使堆芯寿期延长，节省了核燃料。可见钍是一种有前途的能源资源。此外必须指出，在所研究的参数条件下以钍－铀重量比０．２５为佳。     

放射性废物管理和核设施退役中几个问题的讨论

从满足放射性废物管理和核设施退役工作的需要出发,讨论了《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》中有关排除、豁免、解控以及排放、废源处置、去污、废物最少化、防护最优化等几项规定的实施问题,并对其中一些问题提出了继续深入研究的意见。     

核设施退役过程中辐射测量的一般问题

本文叙述了设施退役的阶段划分和退役过程吕辐射测量的一些问题，主要包括退役前源项调查中辐射测量的目的、内容和方法，退役施工过程中的施工辐射监测，以及退役施工结束后终态辐射检测和终态验收检测的有关问题。     

辐照后核燃料中钚的放化分析

本文研究了不需外加钚标准的放化-α谱法测定钚同位素浓度的方法。铀元件溶解液中钚用三异辛胺萃取、抗坏血酸反萃,直接在反萃液中电沉积制源,电沉积率达(100.0±0.5)％,因而使全程序钚的回收率稳定在(98.5±0.5)％。方法简便、灵敏(取钚量～0.2微克)。一根元件切片后测钚同位素浓度,沿轴向分布有对称关系,与已知的燃耗值(~(148)Nd)有线性关系。     

用培养法测定的健康成人外周血淋巴细胞微核细胞率正常值

本文报道了用培养法测定的健康成人外周血淋巴细胞微核细胞率正常值的测定结果。结果表明,微核细胞率范围为0—6‰,均值为1.2‰,两个地区之间及性别之间均无显著性差异。用培养法检出的微核细胞率(1.2‰)是用直接涂片法检出的微核细胞率(0.2‰)的6倍。