伤口摄入241Am内照射回顾性调查及剂量评价

2002年某单位一名工作人员操作241Am固体放射源时,右手食指被螺丝刀穿刺扎伤,伤口摄入颗粒态241Am。2016年对人员伤口摄入241Am进行回顾性调查及剂量评价。对人员头骨中241Am的定量测量约为166 Bq,头骨干重占全身骨干重约18.86%,人员全身骨内241Am约为880 Bq。结合伤口摄入241Am人体骨骼滞留函数,计算人员伤口241Am摄入量约为2 630 Bq,待积有效剂量约为0.85 Sv。对人员伤口内现有241Am滞留量定量测量约为527 Bq,结合伤口污染滞留函数计算伤口241Am摄入量约为5560 Bq,待积有效剂量约为1.81 Sv。综合两种剂量评价方法的结果,该人员伤口摄入241Am待积有效剂量应小于2 Sv。对伤口现有241Am进行干预评估,伤口残留污染物手术切除可节省待积有效剂量约为170 mSv。     

240Am半衰期的测量

²⁴⁰Am的半衰期对准确测量²⁴¹Am(n,2n)²⁴⁰Am反应截面具有重要作用,当前评价的数据50.8(3) h是对²⁴⁰Am的987.8 keV γ射线用Ge(Li)探测器跟踪测量6 d的结果,测量时间不到3个半衰期,使得测量结果的不确定度偏大。本文利用Geant4模拟软件建立了阱型HPGe探测器的测量模型,模拟计算了不同Pb吸收厚度下²⁴⁰Am高能γ射线的探测效率,确定使用阱型HPGe探测器配合吸收X射线和低能γ射线的Pb吸收体可有效提高²⁴⁰Am高能γ射线的探测效率。根据Geant4模拟计算的结果,Pb吸收体厚度为1 mm时,对²⁴⁰Am的888.8 keV和987.8 keV两条特征γ射线的探测效率分别为14.1%和13.3%。在中国原子能科学研究院的HI-13串列加速器上通过²⁴²Pu(p,3n)反应生产了²⁴⁰Am,制备了约700 Bq的²⁴⁰Am测量源,用上述方法跟踪测量²⁴⁰Am的888.8 keV和987.8 keV两条特征γ射线的强度,时间超过18 d,用最小二乘法拟合得到其半衰期为50.79(5) h,结果与评价结果一致,但减小了不确定度。     

替代241Am低能光子源的准单色X射线机的研制

研究了用滤光片法产生50～60 keV的准单色X射线的条件,对输出的X射线进行了数种金属滤光片实验研究,选出合适的滤光片,通过实验对准直器的机械结构进行了确定。采用自行设计委托加工的X射线管、准直器和购买的高压电源,组装成符合实验要求的X射机。该装置输出了50～60 keV能量段的准单色光谱,在料位计上能替代²⁴¹Am低能光子源。     

退役作业中一次异常事件及处理所致241Am内照射剂量的估算

根据某涉及镅的退役作业中一次异常事件及处理相关的4名工作人员尿镅的测量结果,采用多次摄入模式,对由241Am吸入所致的内照射剂量进行了估算.结果表明:最大个人待积有效剂量为9.4 mSv (241Am摄入量:349 Bq),低于年剂量限值(20 mSv)或年摄入量限值(740 Bq).     

基于尿样测量的~(241)Am内照射常规监测与评价技术研究

~(241)Am属于极毒组α核素,吸入人体将产生内照射危害。尿样核素分析监测技术是工作人员内照射常规监测与评价的重要方法之一。本文通过研究~(241)Am大体积尿样的前处理、分离纯化、电沉积等因素,建立了大体积尿样中~(241)Am的分析监测技术,同时考察了该分析监测技术在~(241)Am内照射监测与评价中的应用。研究结果表明:建立的大体积尿样中~(241)Am分析监测技术化学回收率为86.2%、精密度为3.88%、相对偏差小于10%;对Pu的去污系数大于1.0×10~3;探测限为31.8μBq/L。对于1.6 L 24 h尿样,常规监测周期为360 d时,最小可测待积有效剂量为0.13 mSv,低于常规监测所规定的2 mSv调查水平,表明该监测技术适用于工作人员~(241)Am内照射的常规监测以及剂量评价。     

假丝酵母吸附241Am的研究

研究了假丝酵母吸附^241Am的行为及各种实验条件对吸附的影响。结果表明：假丝酵母吸附”Am的最适酸度为pH=2，吸附反应在4h左右达到平衡，反应温度在15-45℃之间对吸附影响不大。溶液中1500倍的Au^3 和4500倍的Ag^ 存在对假丝酵母吸附^241Am无明显影响。在^241Am起始体积活度C0为5．6—111MBq/L(质量浓度44．3—877．2μg/L)的溶液中，加入干假丝酵母0．82g/L，对^241Am的吸附率可达97．8％，吸附量w可达63．5MBq／g(501．8μg/g)，表明假丝酵母处理^241Am放射性废液是可行的，其生物吸附过程可由Langmuir吸附等温式来描述。     

α能谱法测量尿中的~(241)Am

以241Am为指示剂,采用共沉淀的浓集方法浓集尿中的镅,经阴离子交换法分离纯化,然后电镀制源,用低本底α测量仪和α谱仪对尿中的241Am进行测量。在加入10-3Bq241Am指示剂的情况下,回收率可达到60%以上。结果表明,用这种方法可以对尿中10-3Bq的241Am进行定量分析,结果的不确定度小于40%。     

尿中241Am的分析方法研究进展

²⁴¹Am是高毒性的α核素,在常规职业内照射监测及应急测量中均有监测需求。本文系统介绍了尿样中²⁴¹Am分析的各种方法,包括预处理、浓集、分离纯化、制样、测量等环节。典型的化学处理流程包括磷酸钙/草酸钙共沉淀,采用DGA或TRU树脂进行萃取色谱柱分离,在硫酸铵或草酸铵体系中电镀或与Nd/CeF₃微沉积制成α源。测量仪器可以用α谱仪、液闪谱仪、γ谱仪等放射性测量仪器,或电感耦合等离子体质谱(ICP-MS)、加速器质谱(AMS)等质谱测量仪器。     

含放射性示踪剂237Np和241Am土壤测量的质量控制

本文报道了超铀核素迁移试验中含放射性示踪剂^237Np和^241Am土壤样品分析测量的质量控制工作。整个质量控制工作由独立于分析测量工作的质量保证人员具体组织实施，它的主要内容有：抽取送检样品总数的5％～10％的样品进行复测检查；制备空白样品、平行样品和掺标样品作为质控样品，检查分析结果的质量。本文报道了这些工作的实施情况及其结果。     

241Am在砂土中的存在形式研究

采用Tessier连续提取法,研究了某地区受放射性污染砂质土壤以及未受污染土壤中人工加入示踪剂后²⁴¹Am的存在形式。结果表明,两类土壤中²⁴¹Am的存在形式差异明显,原位放射性污染土壤中的²⁴¹Am均以残渣态这种优势态存在,核素能稳定存在于土壤中;而人工加入的外源示踪²⁴¹Am在相当长的一段时间内以碳酸盐结合态为主要存在形式,与土壤结合不稳固,迁移活性高,对环境具有潜在的威胁。     

基于加速器质谱的尿中239Pu测量方法研究

239Pu作为一种长寿命极毒核素可通过吸入、食入和伤口渗入等途径进入人体,给工作人员造成内照射危害。目前一般采用尿样测量的方法评价职业人员内照射,现有尿中钚的测量手段有低本底α谱仪、热电离质谱仪、电感耦合等离子体质谱仪及加速器质谱仪等。加速器质谱对²³⁹Pu的测量可达更低的探测限,这对准确评价工作人员内照射剂量具有重要意义。利用中国原子能科学研究院自行研制的加速器质谱仪开展了尿中²³⁹Pu的前处理流程研究及²³⁹Pu高灵敏测量方法研究,方法检出限为1.1 μBq（0.47 fg）,该方法可为保障工作人员的辐射安全提供技术支持。     

磁流体动力学电沉积法制备241Am α放射源

针对目前核电站安全运行实时监测中对高分辨率²⁴¹Am作为稳峰源的需求,建立了一种高分辨率α放射源制备方法--磁流体动力学电沉积法,并设计了磁流体动力学电沉积法制备放射源的装置和流程。以²⁴¹Am为研究对象,对磁流体动力学电沉积法制备放射源的工艺条件进行了优化选择：在沉积槽单侧施加磁场使沉积源片中心处的磁感应强度B=0.193 T、(NH₄)₂SO₄电解液浓度0.5 mol/L、电流密度180 mA/cm²、沉积液pH=2.0～2.5、电极间距5 mm、沉积时间1 h。结果显示,²⁴¹Am可定量沉积在不锈钢阴极源片上,沉积效率近100%,且所制源的能量分辨率较不加磁场时提高了15.0%。所制源的牢固性和均匀性检验结果表明,磁流体动力学电沉积法所制备的²⁴¹Am α放射源的牢固性和均匀性均良好。     

工作人员内照射个人监测--ICRP第78号出版物简介

简要介绍了ICRP第78号出版物的主要内容。其目的是为进一步了解放射性工作人员内照射个人监测的现状和发展动态。     

环境土壤样品中痕量237Np和241Am的分析方法研究进展

环境样品中放射性核素的分析测定是环境保护和放射性核素安全评价的关键环节,是研究放射性核素环境行为的有效途径。本文在详细总结超铀元素Np和Am化学性质的基础上,就现有分析流程中样品的预处理、目标元素化学分离纯化、样品源制备及测量等过程中所涉及的主要方法进行了综述,指出了现今分析方法的主要瓶颈,并对土壤样品中痕量²³⁷Np和²⁴¹Am的快速、准确分析进行了展望。     

Measurement and Analysis of Reactivity Worth of 241Am Sample in Water-Moderated Low-Enriched UO2 Fuel Lattices at TCA

The reactivity worths of 22.82 grams of ²⁴¹Am oxide sample were measured and theoretically analyzed in water-moderated UO2 fuel lattices in seven cores of the Tank-Type Critical Assembly (TCA) at the Japan Atomic Energy Agency for an integral test of ²⁴¹Am nuclear data. These cores provided a systematic variation in the neutron spectrum between the thermal and resonance energy regions. The sample reactivity worth was measured with an uncertainty of 2.1% or less. The theoretical analysis was performed using the JENDL-3.3 nuclear data by a Monte Carlo calculation method. Ratios of calculation to experiment (C/Es) of the reactivity worth were between 0.91 and 0.97, and showed no apparent dependence on the neutron spectrum. In addition, sensitivity analysis based on the deterministic calculation method was carried out to obtain the impact of changing the ²⁴¹Am capture cross section on the sample reactivity worth. The result of this analysis showed that the C/E could be significantly improved by almost uniformly increasing the ²⁴¹Am capture cross section of JENDL-3.3 by 25–30%.     

烧绿石(La1-yNdy)2Zr2O7模拟固化241Am的晶体结构稳定性研究

为研究²⁴¹Am在La₂Zr₂O₇烧绿石中的固化行为及其对烧绿石晶体结构稳定性的影响,实验选用Nd作为²⁴¹Am的模拟物,采用Sol-喷雾热解法合成了(La_1-yNd_y)₂Zr₂O₇（0.0≤y≤1.0）系列样品,并借助X射线衍射和振动光谱手段对样品的晶体结构稳定性进行了研究。实验结果表明：随着Nd掺杂量的增加,O48f位置参数x_48f和I₍₁₁₁₎ /I₍₂₂₂₎均呈规律性增大,Raman谱逐渐展宽,IR谱发生蓝移,所有结果均证实用Nd不断替换La将导致烧绿石晶体结构有序化程度逐渐降低。另外,实验发现掺杂量y≈0.8是烧绿石晶体结构发生几何相变的逾渗阈值,超过该阈值有序的烧绿石结构将发生突变进而加速向无序萤石结构转变,该实验结果可为(La_1-yAm_y)2Zr2O7固溶体的结构稳定性研究提供参考。     

中国实验快堆堆内构件应力分析与评定

本文是中国实验快堆堆内构件主要部件的应力分析与评定汇总报告.主要构件包括堆内支承结构、堆芯支承结构、堆内热屏蔽等7类设备.堆内各部件采用有限元方法按其特点进行整体分析或部件分析.文章首先建立结构的计算模型,然后,对有限元计算模型进行在自重、流体流动压差、冷却剂流动引起的结构振动和温差载荷条件下的静态分析计算和结构的模态分析以及地震载荷下的动态分析.最后,按规范要求对堆内各结构在承受的各种载荷条件下进行载荷组合与评定.     

被动沉积法测量222Rn/220Rn子体浓度

被动沉积式²²²Rn/²²⁰Rn（Rn/Tn）子体测量对于现场环境Rn/Tn子体浓度调查和环境Rn/Tn暴露剂量评价具有重要意义。本工作利用自行开发的被动沉积式Rn/Tn子体测量仪,对被动沉积式Rn/Tn子体浓度测量方法进行了初步研究,探讨了其基本原理,并分析了其影响因素。研究表明,在粗略反映同一类型环境不同房屋Rn/Tn子体暴露水平差别的情况下,被动沉积法可用于Rn/Tn子体浓度的现场测量。暴露90 d时,本被动沉积式Rn/Tn子体测量仪测量Rn/Tn子体的探测下限分别为0.234 Bq•m^-3和0.424 Bq•m^-3。若将其应用于不同现场环境Rn/Tn子体浓度测量与暴露剂量评价,还需对该方法进行深入细致的研究。