环境样品中~(40)K的测定

研究了用HNO3浸取环境样品灰样及水渣样中的K和用简易酸碱法浸取土壤中K的方法。用KB（C6H5）4容量法和重量法测定K含量，考察了一些无机离子及酸根对测定的影响。容量法的相对标准偏差为2%，重加回收率为98%-102%。用γ能谱法对照分析，结果吻合良好。测定了土壤标准物质（IAEA-326）中的^60K,结果与推荐值吻合。对环境样品中的^40K与总β放射性活度进行了比较，未污染的环境样品中^40K占总β放射性活度80%以上。     

固体中总α、总β放射性监测方法研究

本文介绍了固体样品中总α、总β放射性水平测定的方法,包括同时测定样品总α、总β时制样的最佳厚度及实际样品测定时的变异系数.研究结果表明,LB770十路低本底α、β测量仪,其样品盘的直径为45 mm时,测定最佳质量厚度为10 mg/cm2;测定实际样品时,总α放射性活度浓度变异系数为5.4%～11.4%,总β放射性活度浓度变异系数为2.8%～10.3%.采用本方法于2003年参加了国家环保总局辐射环境监测技术中心组织的茶叶灰中总α、总β测量比对,比对结果显示,测量值与参考值符合较好.     

非人类生物辐射剂量评估技术中相关性分析方法的应用

<正>生物辐射剂量评估取决于生物所处环境中放射性核素活度浓度和生物体内核素活度浓度的具体数值和分布状态,这些浓度是由核素在生态环境中沉积、转移、积累所导致的,不同生物、不同核素、不同环境都会产生不同的放射性核素沉积。通过对公开发表的环境测量数据以及研究结果进行分析处理,对某生态环境区域中存在的动植物样品以及环境介质样品中的不同放射性核素活度浓度之     

高放废液总β放射性活度测量

方法采用塑料闪烁晶体β低本底测量装置直接测定了高放废液样品40 keV以上β射线的总β放射性活度。装置的β效率曲线采用与被测样品相同质量厚度、不同β能量的一系列标准源刻度。样品测量的β放射性对装置的总β效率是根据各个样品的放射性核素组成、各核素β射线能量对应于β效率曲线值以及各核素β放射性活度占样品总β放射性活度的比例加权平均计算求得。在测定样品各核素β放射性活度占总β放射性活度的比例时,方法对具有γ衰变的核素采用直接γ能谱法;对纯β衰变核~(90)Sr-~(90)Y,采用了半衰期近似法;对纯β衰变核~(147)Pm,采用了表观冷却时间近似替代法对高放废液样品测量的不确定度约为±15%。测量结果与化学分离各核素测得的结果在误差范围内符合。     

γ谱法监测环境中放射性气溶胶

为了更有效地对环境中放射性气溶胶进行监测,探讨了γ谱法测量放射性气溶胶的监测方法。该方法将环境中气溶胶颗粒过滤到滤膜之上,利用配以闪烁体探测器的γ谱仪测量过滤膜上的γ放射性气溶胶颗粒的γ能谱,通过γ能谱解析来获得环境样品中放射性核素类型及其活度。实验结果表明:该方法可有效地监测放射性气溶胶,对环境样品中放射性核素具有一定的鉴别能力。     

大流量气溶胶滤膜标准γ体源制备技术

为制备大流量气溶胶滤膜标准γ体源,采用参数优化的专用滴源装置,将放射性标准溶液60Co定量滴注在气溶胶取样滤膜上,晾干后对角折叠,并采用专用压样装置压制成与测量样品几何形状一致、密实的圆盘形固态物,密封保存。采用差重法对制备的滤膜标准γ源进行活度定值,制备的气溶胶滤膜标准γ体源活度值为4.4×10~(4 )Bq,相对扩展不确定度U(k=2)为3.6%。采用分割压制法对气溶胶滤膜标准γ体源进行均匀性测量,相对标准偏差低于5%。制备的滤膜标准γ源可为测量大流量气溶胶样品的γ谱仪效率刻度服务。     

标准曲线法计算水中氚活度浓度

本文探讨了采用标准曲线法计算水中氚活度浓度的新方法。该方法利用样品中氚活度浓度与计数率呈线性关系的原理,通过优化选择计数瓶、计数时间、样品与闪烁液的配比、能量区间,测量标准源得到的线性回归方程,建立标准曲线,计算水中氚活度浓度。实验结果表明,该方法的探测下限为1.21 Bq/L,计算结果的准确度范围为0.68%～2.34%,精密度为0.88%。     

环境放射性样品装量与γ射线能量的关系

用γ谱仪分析环境土壤样品的放射性活度时,需将样品装在一定大小的圆柱形塑料盒内,习惯上总是将样品盒装满,而不考虑待分析的放射性核素发射何种能量γ射线。本文提出了样品装量与待测γ射线能量有关联的装样方法,并用蒙特卡罗方法模拟计算了不同能量γ射线的探测效率与样品装量之间的关系,得到用HPGeγ谱仪分析²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra和⁴⁰K等放射性核素活度各自的最佳装样量。     

~(226)Ra-~(222)Rn平衡的建立及其在γ谱测量中的应用

在用γ谱技术测定环境样品中的~(226)Ra活度工作中,不少分析工作者习以为常地认为:样品在制备成待测样品后密闭封存四到五个~(222)RN的半衰期(15～20d)后,即可用测定其子体~(214)Pb的活度来表征~(226)Ra的活度。但通过严密的公式推导从理论上揭示,对于诸如水样品等一些在制样过程中发生严重~(226)Ra-~(222)Rn平衡破坏的样品,15～20天的平衡时间是远不充分的。因而,采用该测定方法势必导致不能忽视的系统偏低。为此,从理论上严格导出了在用γ谱技术测定~(226)Ra-~(222)Rn平衡未充分建立的样品中的~(226)Ra活度的计算和测试方法。描述了三次法测定样品中的~(226)Ra活度的优越性。文中以水样品为例用实验证实了以往多数此类测量中存在的不容忽视的系统误差,并推荐了最短平衡时间。导出的计算公式和测试方法对于其它一些具有类似级联放射性衰变的母体活度测定也可借鉴或应用。     

放射性核素核查氙归档样品HPGe γ谱仪测量源的制备

惰性气体氙的监测是全面禁止核试验条约(CTBT)放射性核素核查的重要内容。为促进氙监测技术能力的提高,条约组织国际监测系统(IMS)司安装和认证组(ICG)2007年组织了惰性气体氙归档样品在台站和实验室间的传递实验。实验室在采用高纯锗伽玛(HPGeγ)谱法测量分析归档样品中放射性氙同位素活度时,需将样品气体中的氙高效定量转移至HPGeγ测量源盒中。以活性炭低温吸附、高温解吸结合隔膜泵转移的方法进行氙样品的转移,完成了2007年度4个CTBT氙归档样品HPGeγ测量源的制备。采用气相色谱法分析确定了每个样品氙的转移效率,氙的转移效率达约80%。     

日本福岛核事故期间浙江省环境放射性的监测结果及分析

汇总了日本福岛核电站事故期间浙江省的环境γ辐射空气吸收剂量率、空气中放射性惰性气体氙浓度的测量结果以及气溶胶、雨水、生物等样品中的人工放射性核素的分析结果。结果如下:浙江省境内γ辐射空气吸收剂量率平均值为65.2 nGy/h,未见异常;3月25日开始,空气中放射性惰性气体中133Xe、131mXe浓度较本底有明显的上升,5月初呈逐渐回落的趋势,且与相同点位采集的气溶胶样品中131I、134Cs、137Cs的活度浓度变化趋势一致;在4月3日杭州采集的雨水样品中检测到了微量的131I,用放化法和γ谱法测得的结果分别为0.18 Bq/L和0.24 Bq/L;4月7日,在青菜和菠菜样品中检测出微量人工放射性核素131I和137Cs,而牛奶、鱼等生物样品中未检测出人工放射性核素。监测结果表明,在3月下旬至4月中旬,日本福岛核电站事故对浙江省辐射环境产生了较轻微的影响,部分辐射环境监测结果略高于本底环境水平。     

植物样品中~(137)Cs灰化回收率测定

粮食和蔬菜是人民的主要的主、付食。要估算由于食物对广大群众造成的剂量,需测定食物中放射性核素的含量。目前测定食物中放射性核素的方法,有物理方法和放化分析两种。由于普通植物中放射性核素的含量极少(例如~(90)Sr约为10~(-12)居里/公斤),测量方法的灵敏度又有限,因此,必须将植物样品灰化,以浓集放射性核素。放化分析约需5—10克灰(大约相当1公斤鲜样品),而γ谱仪测量需要更多。这就需灰化大量的鲜样品,故在一般生物监测中,常采用简便的温度较高的干法灰化。     

生物样品快速灰化装置用于处理生物废物的可行性

本文研究了用生物样品快速灰化装置处理生物废物的可能性。该装置的特点是加速炭化和灰化，灰化温度为３５０－４５０℃，灰化时间为５－７ｈ，操作简便。用该装置灰化处理了兔子和白鼠尸体，处理结果表明，一炉可处理３ｋｇ动物尸体，灰样不沾容器内壁，便于收集和进行水泥固化，灰化温度不超过４５０℃，不会引起放射性核素的严重挥发损失，废物中所含放射性核素基本上保留在灰分中。     

萃取色层法分析废树脂中的55Fe

为了获得低放废物处置过程中重点关注放射性核素的活度浓度信息,选择TRU树脂作为分离纯化材料,结合液闪测量法,建立了废树脂样品中⁵⁵Fe的快速分析方法。该方法Fe的化学回收率为87.23%,最小可探测比活度为11.43 mBq/g。     

安徽地区气溶胶中137Cs活度浓度监测

利用超大流量气溶胶采样器和γ谱仪,对安徽三个点位气溶胶中人工放射性核素137 Cs活度浓度进行了为期两年的采样监测,共六次检出超过探测限的¹³⁷ Cs,活度浓度为1.4～6.5μBq/m³。结合国家辐射环境监测网现有数据,对安徽地区气溶胶中¹³⁷Cs活度浓度与季节、空气条件关系进行了分析,为深入研究大气中相关放射性核素浓度分布规律奠定了基础。     

环境γ谱仪对大气中放射性核素活度浓度响应系数测量方法

为建立一种准确实用的环境γ谱仪对大气中放射性核素活度浓度响应系数的测量方法,构建活度浓度响应系数理论估算模型,并基于探测效率空间分布的两条假设,推导出两种简化估算模型。蒙特卡罗方法模拟结果显示:模拟结果与实验室测量结果相符,在所有测量点位两者差异均小于6%;对于一款典型Na Iγ谱仪,采用两种简化估算模型引入的误差分别不超过0.1%和10%。现场测试结果显示:该方法现场适用性良好,两台环境γ谱仪对大气中~(137)Cs的活度浓度响应系数分别为6.49 min~(-1)·Bq~(-1)·m~3和2.62 min~(-1)·Bq~(-1)·m~3。     

过氯乙烯滤膜采样测定空气和废气中铀的分析方法研究

利用微波消解-ICP-MS法,针对过氯乙烯滤膜采集空气和废气中铀含量的分析,建立了过氯乙烯滤膜微波消解体系。结果表明,优选硝酸作为消解酸溶液,消解程序优化后,本方法铀加标回收率在98.4%～102.0%之间,检出限为2×10^-3 ng/m³(按采样体积10 m³、定容体积50 mL计),检出限的放射性活度浓度为6×10^-8 Bq/m³(以天然铀计)。应用该方法分析实际空气样品中铀含量,相对标准偏差为3.18%。该方法前处理时间短,结果可靠,能够实现空气和废气样品中铀含量的快速、稳定、高效、准确的分析测试。     

~(226)Ra-~(222)Rn平衡的建立及其在γ谱测量中的应用

在用γ谱技术测定环境样品中的~(226)Ra活度工作中,不少分析工作者习以为常地认为:样品在制备成待测样品后密闭封存四到五个~(222)Rn的半衰期(15～20d)后,即可用测定其子体~(214)Pb的活度来表征~(226)Ra的活度。但通过严密的公式推导从理论上揭示,对于诸如水样品等一些在制样过程中发生严重~(226)Ra-~(222)Rn平衡破坏的样品,15～20天的平衡时间是远不     

生物样品快速灰化方法的研究

本文报道生物样品快速灰化时氧化性气体的流量、样品量与灰化时间的关系及灰化温度等实验,在此基础上建立了生物样品快速灰化方法。大量生物样品的灰化结果表明,该法适用于大量样品的处理,灰化迅速,灰样质量好,并可直接灰化鲜样。     

福岛核电站事故后广东地区放射性水平监测结果与初步分析

日本福岛核电站事故后,广东省环境辐射监测中心从3月13日起,利用γ能谱法对广州、深圳等地区采集的各类样品进行放射性监测。3月15日首先在飞机擦拭样中监测到131Ⅰ、134Cs、137Cs、136Cs、132Ⅰ、132Te等人工放射性核素,随后又在气溶胶、碘盒、沉降灰、雨水样品中监测到了人工放射性物质。初步探讨了广州地区空气中人工放射性核素与局地风向的关系,广州地区与深圳地区空气中131Ⅰ的比较。137Cs/134Cs活度比与日本方面测得的统计值(1.00±0.13)相近。