企业标准《尿中^90Sr的分析方法》的编制

^90Sr是纯β放射体，半衰期为29．1a。^90Sr裂变产额较高，对^235U热中子诱发裂变，产额为4．79％。^90Sr作为辐射源在军事、科学研究、放射仪表上均有重要用途。锶是典型的亲骨性核素，^90Sr、^89Sr分别属于高毒性和中毒性核素，在体内具有极大危害。     

^(99)Tc和^(90)Sr放化传感器研究进展北大核心CSCD

^(99)Tc和^(90)Sr是环境放射化学重点关注的两种β放射性核素,放化传感器可以实现水溶液中这两种核素的现场直接测量,有望用于核电站、后处理厂、放射性废物处理处置设施、医用同位素生产设施等核设施周边环境水和液态流出物中^(99)Tc和^(90)Sr的实时监测。本文系统介绍了^(99)Tc和^(90)Sr放化传感器的基本原理、双功能树脂类型、微型柱结构、研究及应用现状等,指出了制约放化传感器发展技术方面的主要因素,并对我国发展β核素放化传感器技术提出了建议。     

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。     

核纱在水平组件迁移的现场示踪试验

在水平组件中的迁移试验是核素在含水层迁移试验的重要组成部分。本文主要介绍在中国辐射防护研究院野外试验场地下研究设施（URF）试验竖井中进行的水平组件试验的方法和结果。水平组件中装有示踪剂和在含水层采集的未扰动土壤，通过试验竖井壁水平插入含水层，天然地下水通过与含水层介质紧密相连的一端流地 件，在接取样管的另一端接取水样；通过测量试验期间采集的水样和试验结束后切割的土壤样品中示踪剂的浓度，得到核素的迁移数据。试验结果表明，黄土对试验所用的^90Sr、^237Np、^238Pu和^241Am以及Sr、Nd和Ce都有较强或很强的吸附能力；核素迁移具有偏心现象；腐殖酸延缓了^90Sr的迁移；^3H的迁移速度慢于Br^-。     

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。     

核素在非饱和黄土介质中的二维迁移

试验结果表明，天然降水条件下，在近3年的试验期间，^60Co,^85Sr和^134Cs三种核素在非饱和黄土介质中的比活度分布质心仍在示中源层这内，^85Sr的侧向比活度分布方差与纵向比活度分布方差相当；在人工喷淋条件下，这些核素的迁移距离也很短，说明非饱和黄土对这些核素有较强的吸附滞留能力。或者换句话说，非饱和黄土可以作为中低放废物处置的候选地质介质。另外，根据对试验结果的拟合与分析看出，降水入渗量极大地影响着核素向下的迁移速度和纵向扩展，因此，控制流经处置库的入渗水量，是减少处置废物中放射性核素对环境影响的重要因素。     

裂变放射性核素^90Sr、^137Cs分离的研究进展

对近年来裂片核素^90Sr、^137Cs的分离技术如沉淀法、萃取法、无机离子交换法等研究的进展进行评述,同时展望了可能潜在的高放废物（液）处理技术路线。对汽液矿化处理^90Sr、^137Cs废液做了简单介绍。新型高效萃取剂冠醚（DtBuCH18C6）和杯冠芳烃（BOBCalixC6）对^90Sr和^137Cs离子有比较好的选择性;绿色萃取技术如离子液体萃取技术、超临界流体萃取技术也在^90Sr、^137Cs萃取分离中得到应用。晶态钛硅酸盐（CST）和金属硫化物（KMS-1）在碱性条件下对^137Cs和^90Sr有比较高的选择性。汽液矿化处理能将含有^90Sr、^137Cs的低放废液转化成稳定的硅铝酸矿物。虽然理论上能有效地将^90Sr和^137Cs从高放废液中分离出来,但是高放乏燃料的最终处置技术还有待进一步探索。     

大亚湾核电站周围陆地环境放射性水平简介

介绍了1994～2001年大亚湾核电站周围陆地环境的放射性监溃结果，并与1994年核电站运行前的监测结果进行了比较。大亚湾核电站周围陆地环境γ辐射保持在原本底水平；核电站厂区地下水在雨季能测到略高于本底的^3H；气溶胶、各种生物样、土壤及水样等环境介质中除了检测到与本底水平相当的^137Cs、^90Sr外，未发现来自核电站的人工放射性核素。     

A Development of Computer Code for Correction of Self-attenuation in Tomographic Gamma Scanning

^90Sr-^90Y是纯β放射性母子体，在测量^90Y时，为消除^90Sr对^90Y的干扰，通常利用它们的β射线能量差别（^90Sr和^90Y的Eβ分别为0．546和2．27MeV）用一定厚度的吸收片吸收^90Sr的β射线来测量^90Y。对^90Sr的测量则是测量^90Sr-^90Y达到平衡后的总活度。测量方法较麻烦。本工作探讨用轫致辐射法同时测量混合液中^90Sr和^90Y放射性活度的可行性。     

秦山核电基地外围~(90)Sr、~(137)Cs公众摄入量估算及内照射剂量评价

90Sr和137Cs是核电站环境监测中受关注的两种重要核素。本文采用一种食物链转移剂量估算模式和中国参考人及浙江(省)人食品消费量等参数,结合秦山核电基地外围环境放射性水平监测数据,计算了秦山核电基地外围90Sr和137Cs的公众食入摄入量及内照射剂量。结果表明,90Sr、137Cs摄入量的主要食物来源为米及其制品、蔬菜以及水产品,且90Sr所致公众年平均待积有效剂量为2.5μSv,明显高于137Cs的剂量贡献(0.36μSv)。本文仅以秦山核电基地作为例子,介绍评价方法。实际上,秦山核电基地外围环境介质中90Sr和137Cs的含量水平与运行前的本底调查结果比较没有改变。     

海洋沉积物中~(90)Sr的分析方法

90Sr是裂变产物中对人体危害很大的放射性核素之一,也是环境放射性监测的重要核素之一,测定90Sr活度已成为各国重视的监测任务。采用二-(2-乙基已基)磷酸(HDEHP)萃取技术,利用测定90Sr子体90 Y的方法,快速测定宁德核电站附近海域表层沉积物中90Sr的含量。重点研究了海洋沉积物中210 Bi和Th对90Sr测定的干扰,并提出Bi2S3沉淀可有效去除210Bi,阴离子交换法可有效去除Th,去污因子均高于103。通过拟合样品源β衰变曲线,所得核素衰变周期为64h,与90 Y半衰期一致,证实该方法可准确测量90Sr活度。方法最低检测限为0.083Bq/kg。分析得到宁德周边海域16个沉积物样品中的90Sr比活度约为0.21~0.89Bq/kg(干重)。该分析程序快速、准确,适用于海洋沉积物中90Sr的测定。     

Sr的特效萃取剂的合成

为准确测量^95Y的核数据，须从复杂裂变产物中将^95Y分离出来。对^95Y分离而言，最主要的干扰是^94Y。^95Y和^94Y的半衰期分别为10．3min和18．7min，故从裂变产物中直接分离^95Y和^94Y显然是不行的。根据对Y衰变链的分析，可利用其母体核素^95Sr（23．9s）和^94Sr（73．5s）半衰期的差别将两者分离。     

1995—2006年我国部分地区动物样品中放射性核素水平监测

报道1995—2006年我国部分地区的主要肉类动物、鱼虾类、贝壳类以及牛奶放射性核素水平的监测结果。监测结果表明：①各类样品中天然放射性核素^238U、^232Th、^226Ra、^40K比活度（活度浓度）均在正常范围内。②猪肉、羊肉、鸡肉3类肉类动物样品中^90Sr平均比活度分别为0.99、0.03、0.17 Bq/kg（鲜）,^137Cs平均比活度分别为0.54、0.02、0.03 Bq/kg（鲜）;鱼类、虾类样品中^90Sr平均比活度分别为0.29、0.85 Bq/kg（鲜）,^137Cs平均比活度分别为0.23、0.04 Bq/kg（鲜）;扇贝、珍珠贝、螺蛳、牡蛎4类贝壳类样品中90Sr平均比活度为0.26 Bq/kg（鲜）,^137Cs平均比活度为0.04 Bq/kg（鲜）;牛奶样品中^90Sr平均活度浓度为0.10 Bq/L,^137Cs平均活度浓度为0.02 Bq/L。     

用于加速器质谱测量的^15Sm标准样品研制

^151Sm是一种长寿命（T1／2=90a）裂变产物核素，对^151Sm的精确测量可以为环境科学、生命科学、核数据等领域提供重要信息。然而，^151Sm在样品中的含量很低，放射性弱，加速器质谱（AMS）是实现^151Sm高灵敏测量的有效方法。AMS是一种与标准样品比对的相对测量方法，本工作主要涉及^151Sm标准样品研制。     

宽能HPGe γ谱仪测量土壤样品中^90Sr含量的方法研究

为适应大批量普查土壤样品中^90Sr含量快速检测的要求，本课题开展了通过利用^90Sr子体^90Y发射的2．28MeV高能β电子与物质相互作用时产生的韧致辐射效应测量土壤样品中^90Sr含量的方法研究。韧致辐射具有与γ射线相似的性质，有相对较强的穿透能力，可利用宽能型HPGe探测器直接对土壤样品进行测量。     

土壤样品中^90Sr含量的直接测量

为适应大批量普查土壤样品中^90Sr含量的快速检测的要求，开展了通过利用^90Sr的子体核素^90Y发射的2．28MeV高能p电子与物质相互作用产生的韧致辐射效应测量样品中^90Sr含量方法的研究。韧致辐射具有与γ射线相似的性质，有相对较强的穿透能力，     

秦山核电基地外围环境水体放射性水平监测

自1992年，浙江省辐射环境监测站对秦山核电基地外围环境放射性水平进行了连续的监督性监测。1992～2004年，基地外围环境水体放射性水平的监测结果表明：秦山核电基地外围地区陆地环境淡水（饮用水、湖塘水、井水）中总α、总β、^90Sr、^137Cs平均浓度分别为67、157、4．4、0．3mBq／L，^3H为1．4Bq／L，雨水中^3H为2．0Bq／L；正常排放下，基地附近海域水样中^90Sr、^137Cs平均浓度分别为1．4、0．7mBq／L，^3H为I．0Bq／L；第一期核电厂三回路冷却水总β、^90Sr、^137Cs平均浓度分别为2．6、4．1、1．0mBq／L，^3H为2．IBq／L，排放口海水^3H平均浓度为1．4Bq／Lo与运行前本底值和对照点监测值相比，秦山核电基地外围环境水体放射性水平在正常波动范围内，基地外围环境陆地淡水和附近海域海水没有受到放射性污染。     

孔隙介质中放射性核素迁移的不确定性和参数灵敏度分析

本文以低中水平放射性废物处置库库底释放的3H和90Sr两种核素为例，对7个水文地质和核素吸附方面的参数采用拉丁超立方抽样方法分析了孔隙介质中核素迁移解析解结果的不确定性，另外，利用Spearman偏秩相关分析方法对参数的灵敏度进行了分析。     

生物样中^90Sr、^137Cs及土壤样中天然铀含量分析对比

本文报道了有环保系统14个环境放射性实验室参加的生物样中^90Sr,^137Cs及土壤样中天然铀含量的分析对比方法及其结果。比对样品包括2种生物样和1种土壤样,其中1种生物样（生物粉碎样）和土壤样来自IAEA的标准参考样,有已知的标准参考值;另1生物样是来处杭州附近茶场真实的环境茶叶时,以各实验室分析的平均值为参考值。以与参考值的偏差范围表示的比对结果如下：1）生物粉碎样：对^90Sr和^137Cs,分别为－15．4％－26．5％和－15.0%--0.4%;2)土壤样;对天然铀为-25.5%-7.3%;3）茶叶样;对^90Sr为－22．7％－19．1％,对^137Cs分散性较大,最大与最小之比约为7。文中指出了一些可能存在明显系统误差的实验室的分析结果。     

153Sm、188Re、89Sr活度绝对测量比对

^153Sm(T1/2=46.27h)和^188Re(T1/2=16.98H)为短半衰期多γ射线源，^89Sr为纯β核素，它们在核医学临床上的应用越来越广泛。本实验室参与了^153Sm、^188Re、^89Sr活度测量的国内比对，使用4πβ-γ符合测量标准装置对^153Sm、^188Re、^89Sr样品进行了活度绝对测量。本实验室的测量结果与比对结果平均值在不确定度范围内一致。