2006年度CTBT大气颗粒物滤材样品的国际比对

描述了参加2006年度全面禁止核试验条约(CTBT)筹委会临时技术秘书处(PTS)组织进行的国际放射性核素实验室间的滤材样品比对测量的全过程.使用相对效率为76%的HPGe γ谱仪系统测量和分析了比对样品,准确识别和计算了参考样品中的11种放射性核素的活度和活度浓度,利用95Nb与95Zr活度比推算的样品零时与参考值相差仅0.57 d.     

气溶胶7Be活度浓度的测量方法及其应用

用三层滤膜法测定⁷Be气溶胶的过滤效率,并对测量结果进行衰变修正,得到过滤效率为85.7%。同时,分析研究杭州附近气溶胶⁷Be活度浓度的年变化规律,得出主要原因是季节性降雨。     

福岛核事故后上海气溶胶中~(131)I、~(134)Cs和~(137)Cs的来源途径分析

利用对气溶胶中典型放射性核素(~(131)I和134,~(137)Cs)的分析,可以评估福岛核事故产生的放射性物质对上海及全球的大气放射性本底水平造成的影响。本工作结合核事故释放过程、核素的天然衰变以及气象条件等因素,获得核事故期间上海的气溶胶中~(131)I和134,~(137)Cs活度浓度及其比值的分布特征:~(131)I被检出的时间(2011-03-27)早于~(134)Cs(2011-04-06)和~(137)Cs(2011-04-08),~(131)I的活度浓度(0.01~1.20 mBq/m3)比~(134)Cs(0.01~0.58mBq/m3)和~(137)Cs(0.01~0.65mBq/m3)大2~10倍,而且在不同的时间段出现相应的多峰值现象;~(131)I/~(137)Cs活度浓度比值(1.3~10.6)在2011年4月5日之后呈递减趋势,但是~(134)Cs/~(137)Cs活度浓度比值(0.8~2.9)则一直在1.1左右波动。利用HYSPLIT模型模拟放射性气团运移轨迹的分析方法,表明在核事故期间输入到上海的放射性气溶胶的途径有东北和西北两条主要迁移路径。同时通过结合国内相关城市核事故期间大气放射性监测数据,证实了东北路径在中国境内的控制地位。另外,通过总结和分析北半球大气监测数据中~(131)I/~(137)Cs和~(134)Cs/~(137)Cs活度浓度比值最大值的分布特征,验证了日本核事故产生的放射性气溶胶在北半球的传输过程。     

大气放射性气溶胶连续监测最小可探测活度浓度研究

介绍了大流量空气采样器用于北京地区大气放射性气溶胶进行连续监测的情况,给出了大流量空气采样器用于大气放射性气溶胶进行连续监测最小可探测活度、最小可探测活度浓度的计算方法,并且分析了几种典型人工核素的最小可探测活度浓度以及影响最小可探测活度浓度的因素。     

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。     

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。     

禁核试核查中放射性惰性气体的监测

本文介绍了全面禁止核试验条约(CTBT)放射性核素监测中重要的测量对象放射性惰性气体氙和氩-37的测量技术,及当前放射性氙和氩-37测量设备的研制情况。     

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。     

燃料棒中铯活度比A(~(134)Cs)/A(~(137)Cs)的轴向分布测量与分析

在热室中 ,用γ扫描装置对秦山核电厂 3× 3 -2考验组件中辐照历史、燃耗及冷却时间不同的两根燃料棒中的铯活度比A(13 4 Cs) /A(13 7Cs)的轴向分布进行了测量 ,并利用自行开发的压水堆燃料棒破损特性分析程序FCAC进行了理论计算。结果表明 :辐照和停堆冷却过程中燃料棒中铯原子的轴向迁移可以忽略 ,燃料棒中铯活度比的轴向分布由燃耗的轴向分布决定。     

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。     

海水中放射性核素238U、232Th、600Co、137Cs浓集实验

采用广东省环境辐射监测中心编制的操作规程《海水中γ核素浓集方法实施细则》分析了环境海水样品的γ放射性核素238U、232Th、60Co、137Cs,该方法的238U、232Th、60Co、137Cs的回收率分别为82.5%、79.3%、80.3%、91.3%;制样放置约90 d后测量238U的数据更准确。     

^131I—nor—β—CIT的制备及其大鼠体内分布

合成了2β－甲酯基－3β－（4‘－碘苯基）去甲基托烷（nor-β-CIT)及标记前体2β－甲酯基－3β-（4‘-（三丁基锡）苯基）去甲基托烷。nor-β-CIT及中间体的IR、MS、HNMR、旋光分析等鉴定数据与结构相符。由标记前体制备^131I-nor-β-CIT,标记率（80－90）％,萃取后放化纯度＞95％。大鼠体内分布表明,^131I-nor-β-CIT能很快进脑,且清除较慢（注药后5min、30min和4h时脑的放射性摄取比分别为2．30、2．54和1．22％ID）。丘脑、中脑、海马和额叶表现出较高的放射性摄取,注药后的1h达到最大值（分别为1．77、1．78、1．54和2．13％ID）。额叶的摄取大于颞叶和顶叶（1h时的放射性摄取分别咪2．13、1．92、1．87％ID）,与5－HTT在脑中的分布一致。     

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。     

北京市某监测点气溶胶中~(90)Sr的放射性水平

参考《土壤中锶-90的分析方法》(EJ/T1035-2011),对2009—2016年间北京市某监测点气溶胶中~(90)Sr放射性水平进行监测。历年监测数据以及异常数据的分析表明:北京市某监测点气溶胶中~(90)Sr放射性活度浓度范围约为0.051 2~0.444mBq/m~3;持续性大雾可导致大气中的固体颗粒物含量发生变化从而可能导致气溶胶中~(90)Sr的放射性水平升高。     

福岛核事故期间杭州地区雨水中131 I 监测

福岛核事故应急监测期间,在杭州采集到的雨水样品中检测出了微量的131 I ,用放化法和γ谱法测得的结果分别为0.18 Bq桙L 和0.24 Bq桙L .两种方法的测量结果基本一致.     

压水堆中嬗变99Tc和129I的计算研究

选取大亚湾压水堆作为嬗变参考堆,研究在压水堆中嬗变长寿命裂变产物⁹⁹Tc和¹²⁹I的可行性。计算结果表明：在1个换料周期（18个月）内,⁹⁹Tc的最大嬗变率为15.69%,¹²⁹I的最大嬗变率为9.18%。通过对不同堆芯方案进行安全性分析发现：添加⁹⁹Tc和¹²⁹I后,堆芯有效增殖因数k_eff降低且随燃耗变化的幅度变小;堆芯径向中子通量密度分布无明显变化但径向功率峰因子降低;考虑燃料温度系数、慢化剂温度系数、硼微分价值以及控制棒价值等,得出在反应性温度系数及反应性控制方面不会导致安全问题,相反有优化作用。因此,从安全角度分析,在压水堆中嬗变⁹⁹Tc和¹²⁹I是可行的。     

Sr树脂在气溶胶~(210)Pb、~(210)Bi和~(210)Po联合分析中的初步应用

气溶胶中~(210)Pb、~(210)Bi和~(210)Po的活度浓度处于不平衡状态,本工作对3种核素联合分析进行了方法设计,并采用标准溶液对方法进行了验证。方法验证了Sr树脂对Pb-Bi-Po的分离。依据三种核素的回收率~(210)Bi(约97%)~(210)Po(约93%)~(210)Pb(约89%)、PbSO_4中~(210)Bi的生长曲线及BiOCl的衰变曲线,可以确定Sr树脂对3种核素的分离效果较好。Sr树脂在气溶胶~(210)Pb、~(210)Bi和~(210)Po中的联合分析应用研究,可以应用于探究气溶胶中Pb-Bi-Po不平衡现象,为气溶胶分析提供技术方法。     

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。