用^234Th为产额示踪剂,分光光度法测定环境水中钍的浓度

本文介绍了一种测定环境水中钍浓度的分析方法，１０Ｌ环境水要用氢氧化铁沉淀法浓集钍，阴离子交换树脂除除杂质，分光光度法测定钍浓度，全过程用＾２３４Ｔｈ作为产额示踪剂，进行回收率校正，方法探测下限为１．９×１０＾－５Ｂｑ／Ｌ，回收率均值为（８０．５±４．７）％，用本方法对本省１１个地区的自来水，井水，河水，湖水及温泉水进行了分析，结果表明，各种水样中钍浓度的均值为０．２０～２．６３ｍＢｑ／Ｌ。     

用串列加速器质谱计测定环境水中^129I的浓度

本文主要介绍大体积水样中＾１２９Ｉ的测定方法及示范应用，１００Ｌ以上的环境水样用强碱性阴离子交换树脂（２０１×７Ｃｌ型）搅拌吸附浓集，活性氯浓度８．０％的ＮａＣｌＯ溶液解吸，ＣＣｌ４萃取，水反萃ＡｇＮＯ３沉淀制成ＡｇＩ源，用串列加速器质谱计（ＡＭＳ）测定＾１２９Ｉ，方法回收率６０％以上，最小可探测限为２×１０＾１０Ｂｑ／Ｌ，比目前通用的中子活化分析法低４～５个数量级，通过首次对全国的有关地区环境不     

煤、煤灰、煤渣及土壤中￣210Pb的测定

研究了煤、煤灰、煤渣和土壤样品中￣２１０ｐｂ的测定方法，分析程序主要包括ＨＣｌ浸取、阴离子交换分离、ＰｂＳ沉淀纯化和￣２１０Ｂｉ测量。分析１０ｇ煤时，检测限为７．６×１０￣（￣４）Ｂｑ／ｇ；分析５ｇ煤灰、煤渣或土壤时，检测限均为１．５×１０￣（￣３）Ｂｑ／ｇ。测得煤、煤灰、煤渣和土壤样品中￣２１０ｐｂ含量分别为０．０３１６±０．００９７、０．０７１２±０．０７６０、０．０１０９±０．００３５和０．０３５５±０．０１７３Ｂｑ／ｇ，对应的化学回收率依次为９５．１％±２．５％、９７．２％±２．０％、９３．５％±１．６％和９５．７％±１．５％。和煤中￣２１０ｐｂ含量相比，煤灰中￣２１０ｐｂ的浓集因子在１．６０－１１．８的范围。     

广东大亚湾沿海地区生态环境中^90Sr含量水平调查

本文介绍了１９８８－１９９２年广东大亚湾沿海地区生态环境中￣（９０）Ｓｒ含量水平调查的方法和结果。本次调查分两期进行，在东西宽８０ｋｍ的范围内，共布设了１１５个采样点，采集了２３个品种，３９９个样品。调查结果表明：（１）大气飘尘和雨水的￣（９０）Ｓｒ含量平均值分别低于各自的检测限：４×ｌ０￣（－７）Ｂｑ／ｍ￣３和４×ｌ０￣（－４）Ｂｑ／Ｌ；（２）饮用水和海水中的￣（９０）Ｓｒ含量平均值分别为１．４×ｌ０￣（－３）和２．６×１０￣（－３）Ｂｑ／Ｌ；（３）果园土、菜地土、稻田土和水库底泥中￣（９０）Ｓｒ含量的平均值分别为０．０７７、０．４２、０．７２和０．８４Ｂｑ／ｋｇ（干）；（４）陆上植物中以空心菜中￣（９０）Ｓｒ含量最高，平均值为０．５１６Ｂｑ／ｋｇ（鲜），大米和荔枝中的含量最低，平均值分别为０．０１７和０．０１２Ｎｑ／ｋｇ（鲜）；（５）猪肉、鸡和牛奶中￣（９０）Ｓｒ的含量较低且相接近，平均值为０．０１７Ｂｑ／ｋｇ（鲜）左右。鱼中的含量较高，平均值为０．１５７Ｂｑ／ｋｇ（鲜）。     

白细胞介素2（rIL—2）的碘标记研究

采用Ｉｏｄｏｇｅｎ碘标记法制备了＾１２５Ｉ标记的白细胞介素２（＾１２５Ｉ－ｒＩＬ－２），经高效液相色谱（ＨＰＬＣ）纯化，放射性纯度大于９５％，游离＾１２５Ｉ小于５％；放射性比活度为２．２×１０＾１６－２．８×１０＾１６Ｂｑ／ｍｏｌ。该标记物用于放射免疫测定，与抗体有较高的结合活性和灵敏度。     

烟囱HTO—HT取样装置的研制

１前言酒泉原子能联合企业氚处理车间经烟囱向外环境排放废气中的氚浓度，过去一直使用ＦＪ－３５７低能β气体监测仪进行连续监测。由于该监测系统的探测器为体积３Ｌ的流气式差分电离室，探测下限７．４×１０１Ｂｑ／Ｌ，远高于在正常情况下烟囱排放废气中的氚水平，因...     

对低温核供热堆环境辐射防护标准的建议

作者提出了低温核供热堆（简称供热堆）环境辐射防护标准的建议值，即：（１）热网水放射性比活度限值０．３７Ｂｑ／１；（２）每座核供热站正常运行工况下向环境释放的放射性物质对公众任何个人造成的有效剂量，每年应小于０．１ｍＳｖ；（３）每座核供热站正常运行工况下气载放射性年排放量控制值，惰性气体为１．７×１０￣（１４）Ｂｑ，碘为５．０×１０￣９Ｂｑ，粒子（半衰期≥８ｄ）为１．２×１０￣（１０）Ｂｑ，液态放射性年排放量控制值，氘为７．５×１０￣（１２）Ｂｑ，其余核素为３。７×１０￣（１０）Ｂｑ；（４）每座核供热堆事故工况下，非居住区边界上的任何个人在整个事故期间所接受的有效剂量应不大于５ｍＳｖ，甲状腺剂量应不大于５０ｍＳｖ；（５）限制发展区半径２ｋｍ；（６）非居住区半径２５０ｍ。     

大气与雨水中氚（HTO）的浓度

本文介绍了秦山核电厂附近和本站院内１９９１年大气与雨水中氚浓度的年分布，大气和雨水中氚的年平均浓度分别为２８．０ｍＢｑ／ｍ＾３和２．１２Ｂｑ／Ｌ；四季浓度顺序分别为夏＞春＞秋＞冬和春＞秋＞夏＞冬。大气氚浓度在５月份有一峰值５６．９ｍＢｑ／ｍ＾３；雨水中氚浓度以３月与１０月最高，分别为３．８３Ｂｑ／Ｌ与３．４７Ｂｑ／Ｌ。     

煤,煤灰,煤渣及土壤中^210Pb的测定

研究了煤、煤灰、煤渣和土壤样品中＾２１０Ｐｂ的测定方法，分析程序主要包括ＨＣｌ浸取，阴离子交换分离，ＰｂＳ沉淀纯化和＾２１０Ｂｉ测量。分析１０ｇ煤时，检测限为７．６×１０＾－４Ｂｑ／ｇ；分析５ｇ煤灰，煤渣或土壤时，检测限均为１．５×１０＾－３Ｂｑ／ｇ。测得煤、煤灰、煤渣和土壤样品中＾２１０Ｐｂ含量分别为０．０３１６±０．００９７、０．０７１２±０．０７６０、０．０１０９±０．００３５和０．０３５５     

~（99）Tc~m－d，l－HMPAO分解动力学及稳定方法的研究

报道了用国产药盒制备的￣（９９）Ｔｃ￣ｍ－ｄ，ｌ－ＨＭＰＡＯ（ＬＣ）分解动力学的研究。结果表明：ＬＣ分解反应为一级反应。在实验条件为２０℃、放射性浓度为１８５ＭＢｑ／ｍｌ、ｐＨ为７．０时，ＬＣ的分解速度常数ｋ为０．０１７±０．０７ｈ￣（－１）。ＬＣ溶液的稳定性与ｐＨ、放射性浓度及温度有关。在室温下，加入１ｍｍｏｌ／ｌ龙胆酸作稳定剂时，７４０ＭＢｑ／ｍｌ的ＬＣ能稳定３ｈ，放化纯度大于８０％。     

青海省土壤中天然放射性核素含量调查研究

本文报道青海省土壤中天然放射性核素含量调查的方法和主要结果。基本与环境陆地γ辐射剂量率调查同位布点，全省共采集土壤样品４４４个，其中５０ｋｍ×５０ｋｍ网格点土样１８５个。测量采用γ能谱法。调查结果表明，青海省土壤中天然放射性核素含量按面积和按网格点加权平均值分别为：￣（２３８）Ｕ，４４．２Ｂｑ·ｋｇ￣（－１）和４４．２Ｂｑ·ｋｇ￣（－１）；￣（２２６）Ｒａ，３４．７Ｂｑ·ｋｇ￣（－１）和３５．５Ｂｑ·ｋｇ￣（－１）；￣（２３２）Ｔｈ，４４．２Ｂｑ·ｋｇ￣（－１）和４５．１Ｂｑ·ｋｇ￣（－１）；￣（４０）Ｋ，５２５．８Ｂｑ·ｋｇ￣（－１）和５２８．３Ｂｑ·ｋｇ￣（－１）     

上海市土壤中天然放射性核素含量调查研究

本文报道上海市土壤中天然放射性核素含量调查的主要结果。基本与环境陆地γ辐射剂量率调查同位布点，全市共采集土壤样品１７３个。测量采用γ能谱法。调查结果表明，上海市土壤（干样）中天然放射性核素含量按面积和按点加权均值分别为：￣（２３８）Ｕ，３７．５和３７．５Ｂｑ／ｋｇ；￣（２２６）Ｒａ，３５．２和３５．５Ｂｑ／ｋｇ；￣（２３２）Ｔｈ，５３．３和５３．５Ｂｑ／ｋｇ；￣（４０）Ｋ，６４０．２和６４１．９Ｂｑ／ｋｇ。     

地表空气中^7Be浓度

杭州附近地区的测量结果表明，地表空气中＾７Ｂｅ的浓度全年平均为４．６±２．０ｍＢｑ·ｍ＾－３，比ＵＮＳＣＥＡＲ的报告值高出５０％－８０％。其中１０、１１、１２月份的均值最高，达６．８±１．１ｍＢｑ·ｍ＾－３；２、６、７月份的均值最低，在２．０±０．１７ｍＢｑ·ｍ＾－３；４、５月份的浓度接近于全年平均值；表现出明显的与降水有关的季节性变化，而未显示出ＵＮＳＣＥＡＲ报道的与平流层沉降有关的春天最高、晚     

北京地区大气中^212Pb浓度的测定及所致居民剂量

本文介绍了用ＮａＩ（Ｔｌ）－塑料反符合低本底γ谱仪测定大气中￣（２１２）Ｐｂ浓度的方法以及于１９８８．２－１９８９．１对北京地区３２９ｄ空气中￣（２１２）Ｐｂ浓度的测定结果。结果表明，大气中￣（２１２）Ｐｂ浓度呈对数正态分布，算术均值和单次测量标准差分别为０．５４和０．４０Ｂｑ·ｍ￣（－３）；几何均值和几何标准差分别为０．４４Ｂｑ·ｍ￣（－３）和２．０。每年７、８月份雨季￣（２１２）Ｐｂ浓度最低（０．４２Ｂｑ·ｍ￣（－３））；冬季取暖季节最高（０．６６Ｂｑ·ｍ￣（－３））；￣（２１２）Ｐｂ浓度的昼夜变化亦很大，凌晨００－０４时最高，午后１２－１８时最低，最高／最低为４．８。根据实际测量值估算了北京地区居民吸入所子体所致公众年有效剂量为２１０μＳｖ，室内１６０μＳｖ，室外为５０μＳｖ。     

食品和环境中^90Sr的快速分析

对于￣（９０）Ｓｒ￣（９０）Ｙ处于平衡的样品，用１００％ＴＢＰ萃取￣（９０）Ｙ，Ｃ＿２Ｈ＿５ＯＨ－ＮＨ＿４ＯＨ沉淀反萃，再以Ｙ＿２（Ｃ＿２Ｏ＿４）＿３沉淀制源，在低本底β计数器上测量，以此快速分析食品和环境样品中￣（９０）Ｓｒ的含量。方法对￣（１３７）Ｃｓ、￣（６０）Ｃｏ、￣（１４４）Ｃｅ和￣（１４７）Ｐｍ的去污系数均大于１０￣３。全流程回收率大于７０％。干草和奶粉以及土壤的最小探测限分别为０．２和２Ｂｑ·ｋｇ￣（－１）。分析４个样品在８ｈ内完成。ＩＡＥＡ标准物质的分析结果均处在其标准值范围之内。     

放化法测量~（79）Se的半衰期

长寿命裂变产物核素￣（７９）Ｓｅ的半衰期还没有被准确地测量过，文献中一直引用１９４９年测定的值：Ｔ＿（１／２）≤６．５×１０￣４ａ。本工作应用放化法测量了￣（７９）Ｓｅ的半衰期。从中子照射的铀靶中分出放化纯的￣（７９）Ｓｅ，并用液闪谱仪测量其活度。利用￣（９０）Ｓｒ、￣（１３７）Ｃｓ作为监测核计算出铀靶的裂变数，然后根据裂变产额得到￣（７９）Ｓｅ核数。得到的￣（７９）Ｓｅ的半衰期为（４．８±０．４×１０￣５ａ。）     

中低放废物陆地浅埋处置类似物—古墓葬的研究

本文将我国古墓葬和中低放废物陆地浅埋处置在选址、工程结构、设计原理和施工方法等方面进行了类比分析。分析结果表明，我国古墓葬对中低放废物陆地浅埋处置是很好的类似物，古墓及其随葬品长期保存的完好性说明了选择适宜的场址、合理的工程结构和良好的回填材料及科学的施工方法后，中低放废物陆地浅埋处置是安全的。对我国２个墓葬回填材料的测试结果表明，古墓葬材料具有良好的抗渗性，其渗透系数为１．５×１０￣（－８）ｃｍ／ｓ，对Ｃｏ和Ｃｓ吸附能力很强，分配系数分别为１．２×１０￣４和２．１×１０￣４ｍＬ／ｇ，延迟系数分别为４．４×１０￣４和７．７×１０￣４；这些材料良好的性能保证了古墓寿命的长期性，可考虑作为中低放废物陆地浅埋处置工程中的回填材料。     

放射性碘监测仪探测效率的准确度研究

放射性碘是核环境保护的重要监测内容。目前,碘监测仪均采用圆柱形活性炭取样盒,由均匀分布的标准体源进行效率标定,很难模拟实际测量中碘在活性炭盒中的分布情况,因此无法准确标定其探测效率。为了检验碘监测仪探测效率的准确性,利用蒙特卡罗软件MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code),模拟计算了EIM型碘监测仪对碘在活性炭取样盒内呈不同分布情况下的探测效率,并进行验证。同时建立的碘监测仪探测效率的蒙特卡罗模型,为改进仪器设计,提高探测效率的准确度提供参考。结果表明:对于与探测器同轴的井型活性炭采样盒,使用均匀分布体源标定碘监测仪的探测效率准确度较高。     

陕西省土壤中天然放射性核素含量调查研究

本文报道陕西省土壤中天然放射性核素含量的调查研究结果。基本与环境陆地γ辐射剂量率调查同位布点，全省共采集土壤样品６８７个，其中２５ｋｍ×２５ｋｍ网格点土样３５９个。测量采用放化分析法。调查结果表明，陕西省土壤中天然放射性核素含量按面积和按网格点加权均值分别为：￣（２３８）Ｕ，３４．８和３４．３Ｂｑ·ｋｇ￣（－１）；￣（２２６）Ｒａ，３５．４和３４．８Ｂｑ·ｋｇ￣（－１）；￣（２３２）Ｔｈ，４７．３和４６．７Ｂｑ·ｋｇ￣（－１）；￣（４０）Ｋ，６０６．１和６０４．２Ｂｑ·ｋｇ￣（－１）。     

CR—39探测器测量中子剂量的实验研究

研究了应用ＣＲ－３９探测器测量中子剂量的方法,蚀刻条件,刻度和实际应用。结果表明最佳蚀刻条件为：６．５ｍｏｌ／Ｌ ＫＯＨ,７０℃,ｈ刻度系数为７．０×１０＾－３ｍＳｖ／（径迹数．ｃｍ＾－２）,最低可探测下限为０．０６ｍＳｖ,可用于一般中子－γ混合辐射场中中子剂量的测量。