放射性废物泥浆中~(90)Sr,~(137)Cs和~(239,240)Pu的化学形态分析

采用连接提取法和平行提取法分析了放射性废物泥浆中^90Sr,^137Cs和^239,240Pu的化学形态。实验结果表明,^90Sr主要以碳酸盐键合态和有面物键合态存在,^137Cs主要以残渣态存在,^239,240Pu主要以有机物键合态和残渣态存在。     

加扎韦特(阿尔及利亚)海洋沉积物中的钚同位素、~(137)Cs、~(90)Sr和天然放射性

在阿尔及利亚西海岸的小海湾加扎韦特采集了不同粒度的海洋表层沉积物样品,并对其进行了研究,以测量α、β和γ放射性。本次研究的目的是探测放射性污染。使用把γ能谱、放射性化学分离和α能谱、β计数相结合的方法,测定了样品中大部分有意义的天然放射性同位素(~(210)Po、~(210)Pb、~(220)Ra等)的活度。天然放射性核素示出相对高的活度。这些样品的分析得出一些人工放射性核素可测量的量,即~(238)Pu(0.02～0.05Bq/kg灰分),~(239+240)Pu(为0.3～0.6Bq/kg灰分),~(137)Cs(6.9～8.5Bq/kg灰分)和~(90)Sr(1.4～7.4Bq/Kg灰分)。所获得的~(238)Pu与~(230+240)Pu及~(137)Cs与~(239+240)Pu的浓度比证明,该人工放射性主要归因于核试验沉降物。     

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。     

60Co、85Sr 和137Cs 在黄土包气带中迁移的模拟实验

从野外试验场用专门研制的原状土柱采样装置采用得未扰动土柱,以＾６０Ｃｏ、＾８５Ｓｒ和＾１３７Ｃｓ三种核素为示踪剂,在人工喷淋条件下研究核素在土柱中的迁移行为。采用直接测量和解体测量两种方法测定了核素在土柱中的垂向浓度分布。     

某地区土壤中241Am和239Pu的化学形态

用连续提取法研究了某地区放射性污染土壤中241Am和239Pu的化学形态.结果表明,供试土壤样品中各级态241Am和239Pu都以一种优势形态即残渣态存在,其中241Am的残渣态含量达到总量的84%～91%,239Pu达到98%左右,其它各级态含量较少,这说明实验土壤中的241Am和239Pu主要赋存于土壤的原生和次生稳定矿物中,属于稳定的化学形态,在环境中的迁移活性较小.     

~(60)Co.~(85)Sr和~(137)Cs在黄土包气带中迁移的模拟实验

从野外试验场用专门研制的原状土柱采样装置采得未扰动土柱 ,以60 Co、85Sr和 13 7Cs三种核素为示踪剂 ,在人工喷淋条件下研究核素在土柱中的迁移行为。采用直接测量和解体测量两种方法测定了核素在土柱中的垂向浓度分布。实验结果表明 ,在日均喷淋强度为 7.96 mm/d的喷淋条件下 ,近一年时间内 85Sr浓度峰在实验土柱中的下移距离 ,按直接测量和解体测量分别约为 6 .0和 8.0 cm;60 Co和 13 7Cs浓度峰基本仍在原位。此结果与野外现场核素迁移示踪试验结果基本一致     

从高放废液中除去(回收)~(137)Cs和~(90)Sr

在较早的方法的基础上,结合最近几年进展的情况,从沉淀、离子交换和溶剂萃取3个方面综述了从高放废液中除去(回收)~(137)Cs和~(90)Sr的方法,并进行了讨论.     

无机离子交换剂去除放射性废水中~(137)Cs的研究进展

无机离子交换剂凭借其独特的物理化学性能,及其在去除放射性废水中137Cs的突出表现,引起人们的广泛关注。概述了硅铝酸盐、杂多酸盐、亚铁氰化物、不溶性多价金属酸性盐、不溶性多价金属水合氧化物、钛硅酸盐等不同类型无机离子交换剂去除放射性废水中137Cs的研究进展,介绍了无机离子交换剂去除放射性废水中137Cs的典型应用,以期为我国放射性废水的处理及处置提供借鉴。     

237Np、238Pu、241Am和90Sr在包气带黄土、含水层和工程屏障材料中迁移行为的野外试验研究

本文介绍了^237Np、^238Pu、^241Am和^90Sr在包气带黄土、含水层和工程屏障材料(膨润土、水泥、变质水泥、水泥砂浆粉)中迁移行为的野外试验的方法和结果。在包气带黄土和工程屏障材料中的迁移试验是在天然和喷淋(15mm／d)两种条件下进行的，含水层迁移试验包括核素在用未扰动含水介质填装的组件试验与核素在未扰动含水介质中的示踪试验。经过3年试验，核素在天然条件下的包气带黄土中以及无论在天然还是喷淋条件下的工程屏障材料中，示踪剂未见明显迁移(即未迁移出示踪源层外)；在喷淋条件下，在包气带黄土中通过石英砂示踪源层^90Sr(质心)向下迁移2．7cm，通过示踪源层外边缘上的黄土向下迁移13cm(峰位)；^237Np、^238Pu、^241Am未见明显迁移。发现石英砂做示踪剂载体对黄土非饱和水有屏流作用，影响核素迁移，以石英砂和黄土做载体的对比实验证实了这一点。^90Sr、^237Np、^238Pu和^241Am在未扰动含水层介质示踪试验中经1023d未见明显迁移，仍在示踪源点。含水层组件试验中^238Pu和^241Am未见明显迁移，在组件8(面源)中，^237Np向后迁移0．95cm，^90Sr(质心)迁移4．7cm。试验结果还表明，核素在变质水泥和普通水泥中迁移(3年)规律未见明显差异。     

90Sr、237Np、238Pu和241Am在含水层中迁移的模拟实验

在中国辐射防护研究院野外试验场的地下研究设施内进行了^90Sr、^237Np、^238Pu和^241Am在含水层介质中迁移的模拟实验。实验用的非扰动原状土柱取自地下研究设施内的含水层，实验用水为地下水。实验结果表明，试验场含水层介质对^238Pu和^241Am具有很强的吸附能力，对^237Np的吸附能力相对次之，对^90Sr的吸附能力相对较弱。在实际水流速为6.13cm/d条件下，经过527.5天，各核素的活度浓度峰分别迁移了16cm(^90Sr)、3.9cm(^237Np)、小于0.2cm(^238Pu和^241Am)。采用核素二维迁移方程和本文提出的核素从源层释放的洗脱模型对浓度分布进行了拟合，得到了核素迁移参数，实验数据和拟合曲线符合较好。     

高放废液中^90Sr的测定

建立高放废液中~(90)Sr的测定方法。以HDEHP萃取,除去大量的稀土,再以PMBP萃取Sr,反萃液以Fe(OH)_3沉淀清扫得以进一步纯化。放置含~(90)Sr的上层清液待~(90)Sr-~(90)Y达到平衡后,以Y_2(C_2O_4)_3形式沉淀,测量~(90)Y的活度,再换算成~(90)Sr的活度。分析程序对~(90)Y的回收率>97%。     

芦苇和茶叶样品中锶-90和铯-137分析方法的比对

本文报道了有9个实验室参加的芦苇和茶叶样品中锶-90和铯-137分析比对的结果。比对结果表明,各实验室芦苇中锶-90和茶叶中铯-137的分析结果可比性良好,遵从正态分布规律;少数实验室芦苇中铯-137的分析结果偏低;茶叶中锶-90的分析结果可比性差。本文讨论了分析结果差异的原因,估计了样品中锶-90和铯-137含量的95%置信区间。     

上海市环境中^9^0Sr,^1^3^7Cs和^3H放射性水平调查及评价

本文报道了1989—1991年上海市环境(包括大气、水体、土壤和生物)中~(90)Sr、~(131)Cs 和~3H 放射性水平调查的方法和主要结果。本次调查在市区和郊县共设11个点,采集气溶胶样品;以黄浦江为重点对各类水体(长江上海段、苏州河、宝钢水库、淀山湖及自来水)共设15个调查点,采集枯、丰两水期水样45个;在全市范围内按20 km×10 km 网格布设陆地土壤调查点32个,并在长江、黄浦江及其支流淀山湖水体调查断面处采集河底泥样品10个。与沉降物调查点同位采集生物样品(大米、青菜、牛奶、羊肉及鱼等);测量项目为~(90)Sr、~(137)Cs 和总β放射性浓度或含量;对于水体,还测量了~3H 浓度;对于气溶胶,所测总β放射性浓度为长寿命核素。调查结果表明,上海市环境中~(90)Sr、~(137)Cs 和~3H 放射性均属正常本底;由饮食摄入~(90)Sr、~(137)Cs 和~3H 所致的人均年有效剂量为1μSv,由土壤中~(137)Cs 外照射引起的居民人均年有效剂量为0.92μSv,分别为全国天然贯穿辐射所致我国居民人均年有效剂量的0.12%和0.11%。     

供锶-90和铯-137分析比对用的芦苇和茶叶样品的制备

本文报道了供实验室进行~(90)Sr 和~(137)Cs 分析比对用的芦苇和茶叶样品的制备和均匀性检查的方法。样品从核企业周围地区采集,经烘干和初步破碎后用超微粉碎机粉碎,在混样器上混合。装瓶后的样品随机抽取一部分进行灰化,测量其灰重,γ、β放射性和钾含量;用 F 检验和 t 检验的方法检查样品的均匀性。     

高放废液贮槽的设计,建造和检验

综述了高放废液贮槽的设计、建造、质量检验以及运行经验。叙述了高放废液贮槽设计的一般考虑，包括贮槽、槽室、冷却系统、仪表、液体转移、通风、搅拌及腐蚀的考虑，并举典型实例加以说明。强调了按照美英标准规范对贮槽的建造进行质量检验。根据２０多年的运行经验，证明采用不锈钢贮槽是安全可靠的。     

水中锶-90和铯-137分析方法的比对

本文报道了有11个实验室参加的水中锶-90和铯-137分析方法比对的结果,还叙述了供比对用的三种水样的制备和比对的程序。比对结果。各实验室对参考水样中锶-90和铯-137分析结果的总平均值分别为(5.24±0.28)×10~(11)Ci/kg 和(1.05±0.08)×10~(-10)Ci/kg,与参考值5.24×10~(-11)Ci/kg 和1.03×10~(-10)Ci/kg 很接近。用统一发放的标准溶液和各实验室的原刻度源刻度β计数器,所得结果的准确度无显著性差异,但前者比后者的精密度好一些。通过单总体 t检验和 X~2检验表明,有些实验室可能存在系统误差,或者对偶然误差估计偏低。     

~(241)Am标准溶液研制及比对测量

本文系统地研究了~(241)Am的分离、纯化、溶液组成及其稳定性、制源技术和放射性活度绝对测量等问题。由此建立了生产~(241)Am放射性标准溶液的方法,并于1975年起向计量、科研、生产、环保和学校等有关部门提供产品,使用情况良好。1983年又提供国防科工委系统和计量分院进行了比对测量,我们的测量结果在0.2%误差范围内同各单位测量结果平均值相一致。这些都表明本文提供的方法是正确的,由此得到的~(241)Am标准溶液是准确可靠和稳定的。完全符合放射性计量标准的要求。     

常用防护用品对~(32)P,~(90)Sr+~(90)Y,~(147)Pm放射源屏蔽效果的测定

采用FJ358A型低量程β测量仪测量了P等3种β放射源32的定向剂量当量率,给出了3种源源正面空气中的定向剂量当量率与距离的关系曲线;给出了工作服、乳胶手套、防护眼镜等12种物品对3种源定向剂量当量率的屏蔽效果。提出了几点减少个人浅表剂量当量的建议。