北京地区大气中7Be、137Cs和131I活度浓度分布规律初步研究

介绍了全面禁止核试验条约（CTBT）国际监测系统（IMS）北京核素台站和北京放射性核素实验室的大气气溶胶取样和测量过程;对核素台站和放射性核素实验室的大气气溶胶的长期监测数据进行了统计分析,得到了⁷Be、¹³⁷Cs和¹³¹I活度浓度的分布特点和规律,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。     

福岛核事故应急监测气溶胶样品γ核素分析结果的修正

本文通过对福岛核事故期间应急监测工作的总结,发现了应急监测期间气溶胶样品γ核素分析结果需修正。样品中短半衰期核素,特别是采样时间和测量时间较长的样品需进行衰变修正,给出了采样、放置、测量时间衰变修正因子。在分析气溶胶样品中放射性核素活度浓度时,需考虑滤膜收集效率修正,文中采用双滤膜法给出了两种常用滤膜的收集效率。针对气溶胶中¹³⁷Cs的分析,介绍了有干扰峰的γ能谱解谱方法,并提出了分析气溶胶样品时降低干扰的措施。本文对气溶胶样品γ核素分析结果的修正方法,可为全国性核事故应急监测提供参考。     

基于安全壳近程探测数据的事故源项反演方法

在发生核电厂严重事故时,为更加快速准确地估算释放至环境的气载放射性核素泄漏速率,提出了一种新的源项反演方法。该方法基于在安全壳附近主动布设的移动探测点所获取的γ能谱数据反演源项,研究了合适探测距离的选择、移动探测点的有效布设及准确反演单个核素泄漏速率的方法。根据研究结果,选择气载放射性核素中泄漏量及特征γ射线能量均相对高的⁸⁸Kr作为特征核素进行能谱分析;确定合适的探测距离范围为距离安全壳100 m以内;建立γ能谱数据与特征核素泄漏速率的关系,在数值上准确反演放射性核素的泄漏速率。     

我国主要城市空气中210Po、210Pb活度浓度分布初步分析

²¹⁰Po、²¹⁰Pb是天然放射性核素,是天然照射的重要来源。空气中的²¹⁰Po、²¹⁰Pb主要附着在颗粒物上。本工作通过对我国环境气溶胶中²¹⁰Po、²¹⁰Pb取样测量,对我国空气中²¹⁰Po、²¹⁰Pb浓度水平做了初步的分析。我国环境气溶胶中²¹⁰Po、²¹⁰Pb的浓度水平普遍高于国外水平。     

广东省铀矿山周围环境样品的天然放射性核素水平监测

本文报道2013—2015年广东省环境辐射监测中心采用γ能谱法对广东省内铀矿山周围气溶胶、稻田土、菜地土、河底泥、稻谷、青菜等环境样品中天然放射性核素(²¹⁰Pb、²³⁸U、²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K、⁷Be等)的监测结果。     

CTBT放射性核素台站认证样品中7Be的测量

全面禁止核试验条约（CTBT）国际监测系统（IMS）放射性核素监测网络由80个放射性核素监测台站组成,用于监测全球是否有违约的核事件发生。核素台站需通过条约组织的核准认证以满足相应的技术要求。在台站认证过程中,条约组织采用便携式气溶胶取样器进行平行采样,将采集的认证样品分发给核素实验室进行分析,以此来校准台站气溶胶样品测量设备。根据核素台站认证的技术要求,本文推导了气溶胶样品中⁷Be放射性活度浓度计算公式,建立了样品制备和测量分析流程,完成了RN42和RN56放射性核素台站气溶胶认证样品的测量和分析工作,协助条约组织完成了这两个台站的核准认证。     

固体219Rn源的γ能谱法放射性纯度检验

对利用从铀矿石中提取得到的²²⁷Ac制备的固体²¹⁹Rn源进行了γ能谱分析,确定了²²⁷Ac的4个子体核素²²⁷Th、²²³Ra、²¹⁹Rn和²¹¹Bi的活度,并分析了能对²¹⁹Rn造成干扰的²²²Rn、²²⁰Rn母体核素²²⁶Ra、²²⁴Ra的活度。待²²⁷Ac及其子体达到放射性平衡后,通过测量²²⁷Th的235.97、256.25 keV,²²³Ra的154.21 keV,²¹⁹Rn的401.81 keV,²¹¹Bi的351.059 keV共5条γ射线,最终确定固体²¹⁹Rn源中²²⁷Th、²²³Ra、²¹⁹Rn和²¹¹Bi的活度为（1 069±3）、（1 079±5）、（1 095±13）、（1 096±14）和（11 089±4） Bq,固体²¹⁹Rn源的平均活度为（1 093±8）Bq;通过测量²²⁴Ra子体²¹²Pb的238.632 keV、²⁰⁸Tl的583.191 keV γ射线以及²²⁶Ra子体²¹⁴Bi的609.312、1 120.287 keV γ射线得到²²⁶Ra与²²⁴Ra的平均活度分别为5.12 Bq及0.433 Bq,远低于固体²¹⁹Rn源的平均活度,说明固体²¹⁹Rn源放射性纯度较高。以上结果表明,此源有望制成标准固体²¹⁹Rn源以用于延迟符合法测²²³Ra、²²⁷Ac装置的刻度。     

提高HPGe γ能谱法测量131Xem和133Xem探测灵敏度的方法研究

放射性氙同位素（¹³¹Xe^m、¹³³Xe^m、¹³³Xe和¹³⁵Xe）具有化学惰性、裂变产额大、易释放的特点,是监测核试验尤其是地下核试验最关键的核素之一。¹³¹Xe^m和¹³³Xe^m的γ射线发射概率小,X射线能量完全相同,致使HPGe γ能谱法测量¹³¹Xe^m和¹³³Xe^m活度的探测灵敏度低。针对这一技术难题,本文研究建立了¹³¹Xe^m和¹³³Xe^m活度测量的X/γ射线交互分析方法。利用贝叶斯方法推导了γ能谱中净峰面积概率分布,根据得到的¹³¹Xe^m和¹³³Xe^mX射线和γ射线净峰面积分布构建了活度分布的似然函数,采用最大似然法得到了¹³¹Xe^m和¹³³Xe^m活度。相对于仅用γ射线分析,提高了¹³¹Xe^m和¹³³Xe^m的探测灵敏度。     

短寿命核素气溶胶监测相关问题探讨

目前的放射性气溶胶连续监测仪或连续空气监测仪,都是针对长寿命的α放射性核素(如U,Pu)或β放射性核素(如¹³⁷Cs,⁹⁰Sr),因而在采样测量过程中都不考虑被监测核素的衰变修正。但是,包括核电站在内的具有反应堆运行的核设施,对某些短寿命放射性核素(如⁸⁸Rb,¹³⁸Cs以及¹⁸F等)的气溶胶监测也是重要的。本文针对短寿命核素气溶胶监测中的有关问题进行讨论,提出了相关的可供监测仪器报告监测结果的实际可行的数据处理方法。     

基于数字脉冲成形技术的HPGeγ谱仪系统研究

为满足高能量分辨率γ能谱测量要求,设计了基于数字脉冲成形技术的HPGe γ谱仪系统。该系统由前端电路、数字信号处理模块和上位机软件3部分组成,实现了8192道能谱测量。本文对前端电路的设计及数字脉冲成形参数的选择进行了介绍,并用⁶⁰Co、¹³⁴Cs、¹³⁷Cs和¹⁵²Eu源对该系统进行了初步测试。测试结果表明,基于数字脉冲成形技术的HPGe γ谱仪系统对1 332 keV能量峰的能量分辨率为1.8 keV;¹⁵²Eu特征能量峰与相应道址的线性拟合参数R²=0.999 993。该系统可满足高能量分辨率γ能谱测量要求。     

Measurement and Simulation of TEPC Microdosimetric Spectra in Gamma Radiation Field

According to the different characteristics of microdosimetric spectra measured by tissue equivalent proportional counter (TEPC), the neutron dose equivalent and γ dose equivalent could be distinguished in a unknown neutron and γ mixed radiation field. In order to discriminate the γ radiation dose equivalent from the total value,the pure γ microdosimetric spectra was measured in ⁶⁰Co、¹³⁷Cs radionuclide radiation field with TEPC. TEPC microdosimetric spectra in a series of monoenergy γ radiation field were simulated by FLUKA code. All the γ radiation microdosimetric spectra, including measured spectrum in ⁶⁰Co、¹³⁷Cs radiation field and that of simulation spectrum by FLUKA code, reveal a trait that the linear energy of γ radiation is basically lower than 10 keV/μm. This trait is the very foundation to discriminate the γ radiation from the mixed radiation.     

基于~(210)Bi的β计数测量~(210)Pb的活度

选用M235型大气颗粒物分级采样器,在上海、衡阳等地开展可吸入大气颗粒物(PM10)的粒径分级采样,对比分析了210Pb活度的不同测量方法。利用210Bi与210 Pb在同一衰变链上活度最终平衡的特点,通过低本底β计数测量并计算得到不同粒径尺度上大气颗粒物中210Pb的活度。结果表明:上海市、衡阳市大气颗粒物中不同粒径范围的210Pb活度分布非常不均匀,分别约91.58%、91.37%活度分布在粒径范围小于或等于1.5μm的颗粒物中;与利用低本底反康普顿效应的γ谱测量方法得到的结果比较,发现两种方法得出的不同粒径范围大气颗粒物中210Pb活度分布具有几乎相同的分布规律。     

γ射线闪烁体探测器响应函数模型研究

建立了一种可用于γ射线能谱分析的CsI(Tl)闪烁体探测器响应函数(DRF)模型,并对0.05~1.5 MeVγ射线能谱进行了拟合。描述γ射线能谱特征的每个函数均是基于对射线作用机制的分析,采用权重最小二乘法实现了22 Na、60 Co、137 Cs、238Pu实验能谱的拟合,并同时得到了函数中与射线能量相关的非线性参数。最后利用该DRF模型对CsI(Tl)探测器测量152 Eu源的γ射线能谱进行了拟合,结果表明,此DRF模型可较好地应用于γ射线能谱的分析。     

TEPC中子和γ分辨技术研究

混合辐射场中子剂量、剂量当量的测量需进行中子、γ分辨。依据各种辐射沉积线能的不同,组织等效正比计数器（TEPC）具有一定的中子、γ分辨能力。本文采用自制的圆柱形TEPC在5SDH-2加速器单能中子辐射场进行了微剂量谱测量,对其中子、γ分辨技术进行了探讨分析。采用¹³⁷Cs纯γ辐射微剂量谱匹配法,在²⁵²Cf、²⁴¹Am-Be中子辐射场进行了中子、γ分辨研究。分辨后的中子剂量当量与约定真值一致性较好,表明TEPC用于中子、γ混合辐射场的吸收剂量、剂量当量测量是可行的。     

α放射性金属药物的研究现状与展望

靶向α治疗(TAT)是一种很有前景的肿瘤治疗方法。在TAT中,把含有α发射体核素的放射性药物的辐射选择性地传送到癌症细胞,而尽可能将全身的毒副作用最小化。与β粒子相比,α粒子具有更高的能量、更高的线性能量传递(LET)和更短的组织穿透距离。因此,TAT在靶向治疗中具有明显的优势。本文概述了用于TAT的一些锕系元素和它们的放射性金属衰变子体。这些放射性金属核素包括²²⁵Ac、^212/213Bi、²¹²Pb、²²⁷Th以及²²³Ra。首先比较了α粒子和β粒子的物理和辐射生物学性质。然后,描述了这些放射性金属核素的化学性质和来源。接着,展示了TAT中常用的一些双功能螯合剂。其后,介绍了TAT放射性药物的研究现状。最后,给出了TAT放射性药物研发中的挑战性问题和前景展望。     

核部件缓发γ能谱时间演化行为模拟

在分析无外中子源照射条件下核部件中裂变产物的来源及其释放缓发γ射线机理基础上,提出了应用CINDER90程序计算核部件中裂变产物活度的方法,计算并分析了裂变产物的种类、活度及其随辐照时间和冷却时间的变化规律,继而根据裂变产物β^-衰变释放的特征γ射线的能量与分支比数据,计算得到了核部件中裂变产物缓发γ射线源项,并应用蒙特卡罗方法计算了核部件释放的缓发γ能谱随辐照时间和冷却时间的变化,分析了缓发γ能谱的时间演化行为。结果表明：核部件缓发γ能谱中强度最大的γ射线是裂变核素¹⁴⁰La β^-衰变发射的1 596 keV射线,且该γ射线的强度在部件组装一定时间后保持稳定,该结果与文献结果符合一致。本文提出的裂变产物缓发γ能谱模拟计算方法和结果可为核部件γ能谱的测量与分析提供参考。     

杭州地区大气210Pb与210Po水平及所致公众剂量评价

大气中的²¹⁰Pb与²¹⁰Po,主要来自地表土壤氡的衰变,是铀系最后两个长寿命子体。为测量大气²¹⁰Pb与²¹⁰Po水平,研究建立了以²⁰⁶Pb为载体、离子交换为分离手段的²¹⁰Pb方法,以及以²⁰⁹Po为示踪剂加α能谱的²¹⁰Po方法。运用所建立的分析方法,对杭州地区开展了大气气溶胶²¹⁰Pb与²¹⁰Po水平分析。2012年连续监测结果表明,杭州地区大气²¹⁰Pb年平均水平为(1.31±0.69)mBq/m³,范围为0.12～2.74 mBq/m³;²¹⁰Po年平均水平为(0.29±0.18)mBq/m³,范围为0.06～0.89 mBq/m³。杭州地区大气²¹⁰Pb与²¹⁰Po水平与国内其它城市较为一致,比欧美约偏高一个量级。根据监测结果,对大气²¹⁰Pb与²¹⁰Po以吸入方式所致公众待积有效剂量作了初步估算,公众剂量水平为1.5～13.8 μSv/a,平均剂量为7.0 μSv/a。