某铀矿和水冶厂可吸入气溶胶调查

一、引言在从事核燃料生产的厂、矿中,都有固体微粒物质释放到空气中,形成放射性气溶胶。气溶胶的广泛存在,会因其被吸入而对人造成危害。不同厂矿及不同的生产岗位则因气溶胶的形成机制不同其粒度分布也有所不同。气溶胶的可吸入份额是与粒子的粒径大小密切相关的。因此,为正确评价和估算工作人员的吸入危害,除要测知气溶胶微粒物质的总浓度外,更重要的还必须对可吸入(Respirable)份额进行有效地监测。     

反应堆事故引起的急性皮肤辐射损伤及应急处理

一、前言核燃料铀放入反应堆工作后,在生产新的核燃料钚-239的同时,还有许多放射性很强的裂变产物如碘、锆、铌、锶等,通常一吨铀棒的放射性可达100多万居里。反应堆在正常运行时,人的肢体皮肤不会受到照射。但在检修反应堆及反应堆事故发生时,尤其是核燃料元件的烧结事故,由于元件破裂,裂变产物以气溶胶方式污染现场空气,或者因裂变产物的碎片,污染一回路水等而沾染皮肤,造成局部皮肤直接照射。当剂量达到一定水平时。即可引起程度不同的急性皮肤辐射损伤。总之,经反应堆照射过的任     

核工业部分生产场所的放射性气溶胶粒度分布

放射性气溶胶的粒度分布数据是估算内照射剂量和评价吸入危害的基础资料。本文根据多年来对核工业中部分生产场所进行的放射性气溶胶监测,对从铀矿开采到燃料元件制造的各主要生产环节,总结报告了放射性气溶胶的粒度分布监测数据。这些数据包括活度中位空气动力学直径(AMAD)及其几何标准偏差(?)、α放射性浓度(C)。文中还给出了个人采样器和固定采样器监测结果的比较。     

草酸铈和草酸铀的热分解机理及煅烧遗传性北大核心CSCD

在核燃料后处理过程钚尾端处理中,通常利用草酸制备草酸钚沉淀然后进一步煅烧获得氧化钚颗粒、用于MOX燃料的制造,因此掌握草酸钚热分解机制、控制氧化钚产品颗粒的形貌和粒度具有实际意义。针对草酸盐的热分解机理和沉淀在煅烧后颗粒形貌遗传性问题,本工作选用草酸铈和草酸铀作为研究对象,系统研究了草酸铈、草酸铀的热分解反应,结合同步热分析仪(TG/DSC)与X射线衍射仪(XRD)的表征,获得了草酸铈和草酸铀的热分解数据;制备了不同粒度的草酸铈和草酸铀,用激光粒度仪考察了煅烧前后颗粒的粒度,并用扫描电镜(SEM)观察颗粒聚集状态、粒度和形貌,结果表明煅烧分解会导致粒径有规律地下降,但形貌得以保留。     

放射性气溶胶粒度分布的测定

为了正确评价放射性气溶胶对人体危害的程度,除进行浓度测量外,还需了解放射性气溶胶的粒度分布。这不仅因为放射性气溶胶能否进入下呼吸道而达到肺中是与粒子大小有关的;而且它在肺中的沉积和滞留及转入其它器官的份额也与粒子大小有关。 此外,由于除尘设备的净化效率与气溶胶粒径有关,所以,在过滤材料的细致鉴定     

核武器事故放射性气溶胶扩散预测与后果评估

扼要阐述了核武器事故的大致类型,指出了放射性气溶胶释放的主要途径,应用楔形模式建立了气溶胶扩散的数学物理模型,计算了有关辐射特征量,并与HotSpot模型进行比对,针对典型的钚气溶胶估算了人员吸入造成的内照射生物学危害,论文的研究成果对于指导核武器事故放射性气溶胶的防护和去污有着重要意义。     

钚气溶胶的形成机理

核科学研究、核电站事故与核恐怖袭击释放的钚气溶胶,是一种危害公众与环境安全的毒性材料。掌握钚气溶胶的形成机理,不仅是评估和预防其辐射影响的理论基础,而且是钚气溶胶采样、特性分析等工作的重要前提。本文依据气溶胶粒子三种模态分布理论,总结了钚气溶胶形成过程中的气相成核与凝结凝聚两个控制步骤,综述了氧化、燃烧、高能事件等不同场景下的钚材料气溶胶化的形成机理,包括钚气溶胶形成时的化学过程研究进展,以期对后续的相关研究工作有帮助。     

某核燃料研制中心放射性气溶胶中铀氧化物成分比例分析

对某核燃料研制中心放射性气溶胶中铀氧化物成分进行了分析,得出气溶胶中铀氧化物主要为U3O8、UO2,二者占该研制中心大厅气溶胶中U总量的92％,同时提出了一点辐射防护方面的建议。     

双通道人工放射性气溶胶监测系统设计

人工放射性气溶胶的监测环境较为复杂,有时甚至要在地下洞库、坑道或地下核设施测量,其环境中氡及其子体产物的浓度高达10~3-10~4 Bq·m~(-3)。在高氡钍环境下,氡钍能峰拖尾导致其放射性计数影响了人工气溶胶道址计数,进而影响人工放射性气溶胶的探测下限。本文研制了一种适合在高氡环境下工作的常压、真空双通道人工气溶胶监测仪。虽然常压测量通道测量准确度较差,但响应速度快,可以弥补真空测量通道测量准确但响应速度慢的缺点。本仪器对大气环境中钚、铀气溶胶检测的响应时间快,在有人工核素泄露的情况下最快30 min内可以得到测量结果,理论探测下限可达到10~(-4)-10~(-3) Bq·m~(-3),可验证探测下限为铀0.1 Bq·m-3、钚0.02 Bq·m~(-3),适用于各类需要对人工核素进行无人监测的高氡环境场所。     

福岛核事故释放放射性气溶胶的化学分析进展

本文综述了针对日本福岛核电站(FDNPP)事故后,早期阶段释放的放射性气溶胶的化学分析工作进展。内容主要涉及负载铯、钚、氙、碘等核素的气溶胶粒子。从粒子的取样与样品处理、粒子特性分析与表征、粒子输运与沉降行为、同类事故比较等角度,总结了事故后放射性气溶胶的部分物化特性与动力学行为。     

太原地区空气中气溶胶的浓度、粒度的初步测量和肺吸入剂量的估算

一、引言为了全面地评价大气环境质量,首先要对大气环境中的气溶胶进行有效的监测。而在进行这方面的监测时,除测量空气中悬浮微粒的质量浓度和粒度分布以外,还需要测量空气中放射性气溶胶的浓度,以及放射性活度随粒度的分布,更仔细的研究还需要进行成份分析而确定放射性元素。这是因为吸入含有放射性气溶胶的空气而对人体造成内     

多接收电感耦合等离子体质谱法精密测量铀基体中痕量钚同位素比值方法研究

准确测定经核燃料后处理得到的铀产品中的钚同位素比值，可大致判断铀的来源，这对防止核扩散、铀产品的质量控制具有重要意义。但核燃料后处理铀产品中钚的量非常低（小于1ng／g），精密测量其中痕量钚的同位素丰度比具有较大技术难度。     

贫化铀的环境污染影响及其对人体健康的危害

贫化铀是铀富集过程中产生的副产品。由于其独特的物理特性,被广泛开发利用到民用和军事用途。“海湾战争综合症”和“巴尔干综合症”引起了人们对贫铀使用后,对环境污染的影响和对人体健康效应研究的重视。贫铀的危害来自化学毒性和放射性毒性两个方面。由于贫铀的放射性比活度低,而且主要发射α粒子,所以来自贫铀的辐射伤害主要是吸入贫铀气溶胶后对肺和其他器官较长时间的内照射。     

FIA快速测定乏燃料后处理工艺溶液中铀、钚、镎的方法及仪器研究

以流动注射分析(FIA)原理为基础,研制了测定铀、钚、镎的专用仪器;并建立了分别测定铀、钚、镎的三个快速分析方法。方法的灵敏度均为≈1μg/ml,精密度好于4％:完成一次钚或镎的测定均需25min,测定一次铀仅需40s。仪器由接触放射性溶液的工作箱与不接触放射性溶液的控制箱组成,便于防护:用同步单柱塞泵进载液和显色剂,消除了基线的脉动:两套可供选择的流路分别用于测钚(或镎)和铀。在测钚或镎的流路中加     

DTPA雾化吸入的研究——对正常入经DTPA雾化吸入的观察

经动物实验及临床使用提示,DTPA雾化吸入对放射性钚气溶胶有较好的预防作用。大鼠经DTPA雾化吸入的各种条件、剂量及毒副作用已进行了介绍。为过渡到临床应用,本文对正常人经DTPA雾化吸入的条件、剂量估算及毒副作用进行了初步探讨。     

FIA快速测定乏燃料后处理工艺溶液中铀、钚、镎的方法及仪器研究(英文)

以流动注射分析(FIA)原理为基础,研制了测定铀、钚、镎的专用仪器;并建立了分别测定铀、钚、镎的三个快速分析方法。方法的灵敏度均为～1μg/ml,精密度好于4％;完成一次钚或镎的测定均需25min,测定一次铀仅需40s。仪器由接触放射性溶液的工作箱与不接触放射性溶液的控制箱组成,便于防护;用同步单柱塞泵进载液和显色剂,消除了基线的脉动;两套可供选择的流路分别用于测钚(或镎)和铀。在测钚或镎的流路中加入低压色谱柱,实现钚或镎的富集及与其他干扰元素的分离,在测铀的流路中,另加一个三通混合器,便于加缓冲液及掩蔽剂。测铀、钚、镎均以偶氮胂(Ⅲ)为显色剂。仪器与方法已用于实际样品分析。     

贫化铀的环境污染影响及其对人体健康的危害

贫化铀是铀富集过程中产生的副产品。由于其独特的物理特性，被广泛开发利用到民用和军事用途。“海湾战争综合症”和“巴尔干综合症”引起了人们对贫铀使用后．对环境污染的影响和对人体健康效应研究的重视。贫铀的危害来自化学毒性和放射性毒性两个方面。由于贫铀的放射性比活度低，而且主要发射α粒子，所以来自贫铀的辐射伤害主要是吸入贫铀气溶胶后对肺和其他器官较长时间的内照射。     

高放废液中钚,镅含量及总α放射性活度的测定

采用经计数堆积、分析器阈值、源自吸收、源底衬对α粒子的反散射及系统死时间等计数效率影响校正后的栅网电离室,测定样品的总α放射性活度;使用Si(Au)半导体α谱仪测定钚、镅等核素的α放射性的比例;借助核燃料钚同位素的丰度及一些核数据,可获得高放废液样品中钚、镅等核素的含量。对于一般高放废液中的总α放射性、钚及镅含量测定的不确定度为±3%。     

铀钚单粒子检测技术在核保障中应用研究

综述了近年来国内外铀钚单粒子检测技术用于核保障的进展。简要介绍了铀钚单粒子检测技术用于核保障的样品采集、粒子提取、定位转移和铀同位素标准粒子的制备,重点叙述了二次离子质谱法(SIMS)、热电离质谱法(TIMS)和电感耦合等离子体质谱法(ICP-MS)法在核保障微粒检测中的应用研究现状,展望了未来的发展趋势和研究前景。     

核燃料后处理厂送风中心若干技术问题的研究

核燃料后处理厂通风系统用于保护公众和设备运行人员免受空气中含有的放射性粒子和放射性气体的危害。本文通过对核燃料后处理厂通风系统的特点和对送风处理要求的论述，确定了送风处理工艺，并阐述了在实施送风工艺流程中可能遇到的问题和解决方案。