1993-2017年广东省近岸海域海水137Cs活度浓度水平

采用γ能谱法和放射化学分析法对大亚湾核电站、阳江核电站、台山核电站周围海域及非核电周围海域海水¹³⁷Cs活度浓度水平进行了监测,分析了核电液态流出物排放对附近海域海水的影响。结果表明,大亚湾核电早期由于异常排放导致附近海域海水¹³⁷Cs活度浓度显著高于本底水平,此后恢复至本底水平;阳江核电周围海域海水¹³⁷Cs活度浓度变化范围为0.49～4.77 Bq/m³;台山核电周围海域海水¹³⁷Cs活度浓度变化范围为<0.11～2.21 Bq/m³;非核电周围海域海水¹³⁷Cs活度浓度变化范围为0.62～2.52 Bq/m³。广东省近岸海域海水¹³⁷Cs活度浓度在本底水平范围内波动。     

大亚湾核电基地周围环境中3H水平分析

分析了大亚湾核电基地运行以来核电基地外围环境空气、饮用水、水库水和海水以及厂界内地下水中³H活度浓度的历年变化趋势。结果表明,在气载放射性流出物排放的主导方位,随着大亚湾核电基地气载放射性流出物排放³H增加,空气监测点中³H活度浓度有所升高,与大亚湾核电基地的距离增加呈下降的趋势;基地外围环境水库水、饮用水的³H活度浓度目前处于本底水平;基地排放口周围海域海水³H活度浓度比本底水平有所升高,但多年来所有点位没有发现有³H的累积趋势。目前大亚湾核电站排放氚对环境和公众无影响。     

就地HPGe谱仪测量分析长白山土壤中的137Cs等γ核素

长白山是欧亚大陆东缘的最高山系,是首批国家级自然保护区,自然环境受人类扰动较少,能较好地反映全球大气核试验、前苏联切尔诺贝利核事故在长白山地区沉降的¹³⁷Cs量。为调查¹³⁷Cs经多年衰变和迁移后在长白山土壤中的分布规律,本文利用就地HPGe γ谱仪测量分析了长白山主峰北坡、南坡及西坡的高山荒漠带、苔原带、岳桦林带、针叶林带等土壤中²³⁸U、²³²Th、⁴⁰K和¹³⁷Cs的活度浓度。结果表明,火山灰覆盖的区域,土壤中的²³⁸U和²³²Th等天然放射性核素含量较高,最高值分别为112 Bq/kg和154 Bq/kg;植被茂盛、地势平坦区域¹³⁷Cs活度浓度较高,最高为1.07×10⁴ Bq/m²。     

北京市气溶胶放射性核素分析(2013—2016)

利用中国锦屏地下实验室(CJPL)低本底γ谱仪对北京地区近4年34组气溶胶样品中长寿命放射性核素进行研究。发现气溶胶样品中含有²³⁸U、²²⁶Ra、²¹⁰Pb、²³²Th、²²⁸Ra、 ⁴⁰K、⁷Be、¹³⁷Cs,其活度浓度均值分别为17.47 μBq·m^-3、21.19 μBq·m^-3、2.39 mBq·m^-3、11.12 μBq·m^-3、14.43 μBq·m^-3、226.64 μBq·m^-3、6.98 mBq·m^-3、2.36 μBq·m^-3,且均在本底范围之内。同时,放射性核素活度浓度与环境参数存在相关性,⁷Be、⁴⁰K、¹³⁷Cs、²²⁶Ra均与季节负相关,²¹⁰Pb与季节正相关;⁴⁰K与空气质量指数(AQI)正相关。     

土壤和水中放射性核素实验室间测量比对

介绍了2015年度由本实验室组织的关于土壤和水中放射性核素实验室间测量比对的相关情况。土壤分为掺标土壤和实际土壤两类,水为掺标样品。掺标样品的比对项目包括³H(土壤中不分析)、⁹⁰Sr、⁶⁰Co、¹³⁴Cs和¹³⁷Cs,实际土壤的比对项目包括²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra、⁴⁰K、⁹⁰Sr和¹³⁷Cs。8家单位(11个实验室)参加了本次比对活动,比对结果整体良好。针对比对活动中发现的问题进行了分析,并对以后的比对活动提出了建议。     

济南微堆退役场址的终态检测

采用γ谱测量和低本底β谱测量的方法对济南微堆退役场址中¹³⁷Cs、⁶⁰Co、⁶⁵Zn和⁹⁰Sr的放射性水平进行了终态检测。所有样品中均未检测出⁶⁵Zn;水池中⁶⁰Co的最高值在原堆芯正下方的池底,达49.3 Bq/kg,由中子活化而产生;其他检测单元中,¹³⁷Cs、⁶⁰Co和⁹⁰Sr的最高值分别为5.7、6.8和8.1 Bq/kg,分别出现在运输通道、堆厅和土壤中,这些核素可能为退役活动污染所致。检测结果表明：所有样品的放射性水平均低于基于年有效剂量为10 μSv所导出的清洁解控水平和可接受水平,其中大部分样品接近本底水平。检测方法对¹³⁷Cs、⁶⁰Co和⁶⁵Zn的探测下限分别为1.1、1.0和1.3 Bq/kg,检测结果的不确定度小于33.0%,标准物质GBW08304a的测量值与标准值的相对偏差小于3%。     

便携式γ谱仪对137Cs、131I液样探测效率的刻度

便携式γ谱仪主要用于主冷却剂水样中典型核素的现场辅助识别及其活度浓度的测量分析。为确定典型核素特征峰净面积和水样中该核素活度浓度的关系,必须进行源峰效率刻度。本文通过测量¹³³Ba、¹³⁷Cs、⁶⁰Co 3种核素的混合溶液得到效率刻度曲线,然后对不同活度浓度的¹³⁷Cs标准溶液、¹³¹I标准模拟溶液进行测量。结果表明,谱仪均能正确识别¹³⁷Cs、¹³¹I核素,活度浓度测量的相对误差均<10%,初步满足元件破损监测精度和灵敏度的需求。     

秦山核电基地外围植被中14C水平分布研究

为了解秦山核电基地外围¹⁴C的水平分布与规律,本文采用加速器质谱法（AMS）对秦山核电基地外围6.5 km以内的植物样品（苔藓、松针）与食物样品中的¹⁴C比活度进行测量。测量结果显示：苔藓样品的¹⁴C比活度范围为223.0～265.6 Bq/kg C（本底为223.8 Bq/kg C）,¹⁴C比活度随距排放点距离的增加呈降低的趋势,在距排放源6.5 km处达到了本底水平。与松针相比,苔藓更适合做核设施¹⁴C排放的指示植物。苔藓样品的¹⁴C比活度分布规律表明,¹⁴C气态污染物在大气中的扩散受地形和风向因素的影响。食物样品的¹⁴C比活度比参照样品高8.5～13.0 Bq/kg C（大米样品除外）,给当地公众带来的附加剂量为0.5 μSv /a。     

秦山核电基地外围环境中树轮14C水平分析

为了解秦山核电基地外围14C水平近年来的变化趋势,采用加速器质谱法对基地外围2 km内松树1980—2009年的年轮中α纤维素进行了14C活度分析。测量结果表明:秦山第一核电厂投入运行后树轮中14C水平变化趋势与本底相同;秦山第二核电厂、第三核电厂相继投入运行后,树轮中14C水平呈现偏高趋势,比活度比本底高出2.6~63.4 Bq/kg(C)。其中,2005年树轮中14C活度达到最大,比本底高25.8%;比较分析发现:第三核电厂的14C排放量与树轮中14C活度增量具有很好的相关性。改善第三核电厂的污染物排放管理措施后,树轮中14C活度逐渐降低,到2009年已经接近本底水平。     

田湾核电站附近海域海水中137Cs活度浓度分析与评价

介绍了田湾核电站附近海域海水中¹³⁷Cs的监测方案以及质量保证措施,给出了电站投运后¹³⁷Cs通过气态途径与液态途径的排放量以及2004—2015年的监测结果,并将监测结果与本底调查结果及海水水质标准规定的数值进行了比较。监测结果表明,电站运行前后海水中¹³⁷Cs活度浓度与本底调查结果有明显差异;监测结果远小于海水水质标准规定的数值。     

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。     

典型放射性核素在某极低放填埋场特定场址的迁移预测

简要介绍了某极低放填埋场的场址特征、核素迁移预测主要参数的选取和使用的模型,重点介绍了极低放废物填埋场主要放射性核素3 H、90Sr在包气带和含水层的迁移情况,通过对3 H、90Sr的模拟迁移预测分析,基本掌握了3 H、90Sr在特定场址的迁移规律,为场址的安全评价提供了参考。     

~(60)Co放射源运输容器屏蔽性能检测

工业及医疗用放射源主要包括60 Co、137 Cs、131I、32P、153Sm、99 Mo、90Sr、89Sr等核素,射线形式有α、β、γ、中子等。本文针对运输活动中γ辐射,使用现有的60 Co放射源运输容器,开展辐射屏蔽性能检测技术研究。通过模拟计算和实验测量,得到运输容器最大装载活动情况下外部辐射水平,并对计算和实验结果进行了比较。针对放射源在屏蔽容器中安放位置发生偏移和放射源在容器中安放方式不同对容器外部的辐射水平影响进行了相关研究。研究结果可对今后完善放射性物质运输容器的辐射屏蔽性能检测提供一定的借鉴。     

中国核动力院外围空气中7Be、40K、60Co、131I、137Cs分布特征及所致公众年有效剂量评价

基于2015—2017年中国核动力院外围空气中⁷Be、⁴⁰K、⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs监督性监测数据,对综合楼、南坝工会和木城水厂监测点附近居民组三种途径的有效剂量进行了粗略估算。结果表明:随距核设施距离增加,⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs平均年摄入量和所致年有效剂量减小;综合楼附近居民组中成人、青少年、儿童、幼儿、婴儿经吸入⁷Be、⁴⁰K、⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs平均年摄入量分别为29.25、26.48、20.16、11.49、6.79 Bq/a;综合楼附近居民组中青少年、儿童、成人、幼儿、婴儿,经吸入、浸没和地面沉积途径⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs所致年有效剂量分别为133.58、130.98、128.61、120.20、118.61 nSv/a,⁶⁰Co所致剂量分数达到95.6%,其次是¹³⁷Cs;地面沉积途径所致剂量分数达到54%,其次是吸入;综合楼附近居民组中青少年组成员⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs所致有效剂量最大为133.58 nSv/a,但此有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.25 mSv)的1‰以下。由此可以得出,核基地核设施正常运行工况下,⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs对核基地外围空气的影响很小。     

锶特效树脂用于环境水样品中90Sr的富集、分离和测量方法研究

通过正交实验对影响阳离子树脂洗脱、锶特效树脂淋洗和洗脱的主要因素（酸度、流速、用量）进行了优化,结合阳离子树脂富集、锶特效树脂分离和α/β测量仪测量,建立了快速分析环境水样品中⁹⁰Sr的方法。该方法对实际水样品中的锶进行分离及化学回收率测定,化学回收率均高于95%,表明该方法操作简单,分离流程短,工作效率高,可以得到稳定的化学回收率,适用于环境水样品中⁹⁰Sr的富集和分离。采用锶特效树脂柱分离环境水样10次后,锶的化学回收率仍高于90%,具有较高的稳定性。     

分光光度法测定高放废液中的稀土总量

采用冠醚-杯冠-正辛醇萃取剂在适宜酸度条件下萃取高放废液中的锶、铯,萃余水相调节酸度后,用三正辛基氧化磷(TOPO)-环己烷将铀、钚、钍等萃入有机相,萃余水相在一定酸度条件下,可以采用偶氮氯膦mA与稀土元素直接显色,进而采用分光光度法测定其稀土总量。对冠醚-杯冠-正辛醇萃取剂萃取高放废液中的⁹⁰Sr和¹³⁷Cs进行了条件实验,确定了TOPO萃取不影响稀土元素测定的实验条件,对偶氮氯膦mA显色测定稀土元素的显色条件进行了研究,最终建立了此分析方法。结果表明,在4.5 mol/L硝酸体系中,冠醚-杯冠-正辛醇萃取剂可以萃取高放废液中的⁹⁰Sr和¹³⁷Cs,而不影响稀土元素的测定。在0～10 mg/L范围、670 nm处,偶氮氯膦mA与稀土元素显色,吸光度与稀土元素的质量呈线性关系。采用此方法测定模拟高放废液中总稀土含量,相对标准偏差为2.3%(n=6),重加回收率为89.9%～97.7%;真实高放废液中稀土元素总量测定的相对标准偏差为6.3%(n=3)。     

放射性核素从废物体中向外释放行为初步研究

以去离子水为初始释放环境,考察了1年释放周期内,两类典型低、中水平放射性废物固化体在被水完全浸泡情景下,3种关键核素⁶⁰Co、¹³⁷Cs、⁹⁰Sr的向外释放行为。使用平均有效扩散系数作为表征参数。多个样品的测试结果表明：3种核素向外释放表现出规律性的趋势,即¹³⁷Cs最快,⁶⁰Co最慢, ⁹⁰Sr相比居中。对于不同的核素,起始活度对释放行为的影响是不同的。借助SEM探讨了废物体微观结构对核素释放的影响。