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。     

絮凝-微滤组合工艺处理含钚废水

为了有效地应用絮凝沉淀与中空纤维膜微滤(CMF)组合工艺处理低放射性的含钚废水,对废水处理工艺中的关键运行条件进行了优化：硫酸亚铁的最佳加入量为ρ（Fe²⁺）=35～60 mg/L,出水pH控制在6.5～9.0,钚去除率大于99.9%。同时还对含U,Am的Pu废水处理实验条件进行了优化,建立了处理含铀、钚、镅的混合废水的实验工艺流程并进行了验证实验。结果表明,采用CMF工艺处理含铀、钚、镅的混合废水,单级处理的总α去除率达到99.87%。     

沉积物对137Cs的不可逆吸附行为

通过一系列吸附、解吸实验,从沉积物组成成分、吸附时间和解吸时间以及粒径组成等方面,研究了~(137)Cs在沉积物中的不可逆吸附行为。实验表明:吸附时间增加,不可逆吸附量增加;解吸时间增加,不可逆吸附量减少;且吸附、解吸过程符合准二阶动力学模型;沉积物粒径组成对~(137)Cs的不可逆吸附行为有影响,沉积物组成粒径越小,~(137)Cs的不可逆吸附行为越明显。     

~(137)Cs稳谱源的研制

通过对~(137)Csγ射线穿过陶瓷体源芯、不锈钢源壳和钨钢壳后衰减规律的研究,参考用户提供的~(137)Cs稳谱源的表面γ剂量率,确定~(137)Cs稳谱源的活度。对陶瓷体源芯吸附性能进行研究,以提高~(137)Cs稳谱源γ射线输出率的一致性,最终确定~(137)Cs稳谱源的制备工艺。经使用证明,该源的γ射线输出率准确、产品一致性好,已应用于岩性密度测井仪测井,可实现~(137)Cs稳谱源的国产化。     

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。     

原子吸收光谱法测定~(137)Cs源浸泡液中微量Cs

原子吸收光谱法测定微量Cs,具有操作简便、方法灵敏、快速和受干扰少等特点。文献中曾报道用此法测定油田水及卤水中的Cs和矿石中的Cs等。本工作研究用原子吸收法测定~(137)Cs源浸泡液中的微量Cs,从而为~(137)Cs放射源的研制选择最佳工艺条件,并为在各种情况下,可能造成的环境污染提供分析数据。     

人造岩石固化模拟~(137)Cs废物的研究

利用富碱硬锰矿（Hollandite，BaAl2Ti6O16）作为主体矿相，制备了Cs包容量为3％～8％的富碱硬锰矿人造岩石固化体，测定了所制固化体的物理性能。结果表明，均有较高密度（≥4．2g／cm^3）和较小的显气孔率（≤0．1％）。采用X射线衍射（XRD）和带能谱的扫描电镜（SEM／EDS）研究了矿相组成和微观结构，并利用MCO-1浸出法和PCT浸出法研究了所制备样品的化学稳定性。研究结果表明，在1200℃，20MPa和较强还原气氛条件下，热压制备的富碱硬锰矿人造岩石固化体可较好地固化^137Cs废物，包容量为3．0％～4．5％。     

~(134)Cs示踪法测量海水中~(137)Cs的方法研究

海水中137Cs的分析一般采用放化浓集结合直接γ能谱测量法。以前的γ能谱测量法由于采用固定化学回收率一般会有10%~20%的测量误差。本文通过引入134Cs标准溶液作为实时产额示踪剂,全程示踪分析流程,可以明显降低采用固定化学回收率引入的误差。对可能影响化学回收率的各种因素进行了条件实验,给出了推荐的分析流程:针对50 L环境水平的海水进行137Cs分析时,调节pH等于2或略小于2,加入适量的铯载体和约1.0 Bq的134Cs标准溶液,搅拌均匀后加入10 g磷钼酸铵粉末,采用人工搅拌的方式充分搅拌4.0 h,放置澄清后取沉淀直接进行γ能谱测量,测量时间80 000 s时,探测限达到1.4 mBq/L,测量的误差可以控制在5%以内。本方法不适用于核事故应急等含134Cs(约0.01 Bq/L以上)的海水样品的分析。     

~(137)Cs 污染大鼠皮肤伤口后的动态分布及其医学处理

本文用１３７Ｃｓ（ＮＯ３）３污染大鼠皮肤伤口后，观察了１３７Ｃｓ自伤口转移到体内主要脏器和组织内的动力学变化及其医学处理效果。实验结果表明：１３７Ｃｓ极易经伤口吸收进入体内。伤口污染后３０ｍｉｎ即有８７．５％的１３７Ｃｓ转移到体内。１３７Ｃｓ在伤口局部的存留量及其在内脏主要器官内的沉积量有一定动态变化规律，并能分别拟合为数学方程。１３７Ｃｓ污染伤口后的医学处理效果不尽满意，相对而言，普鲁士兰的阻吸收作用稍优于按相等时间内采取手术切除的疗效。因此，在处理这类事故时，可首先考虑给阻吸收药物。     

实验室产生的含137Cs废水的处理

实验研究了用离子交换法和化学共沉淀法处理实验室产生的含^137Cs废水。结果表明,离子交换法中,膨润土对^137Cs的去除效率较好;化学沉淀方法中,亚铁氰化铜共沉淀法处理操作简单,费用小,处理效率高,产生的二次废的量少。相比之下,亚铁氰化铜共沉淀法是一种小规模处理含^137Cs废水的较好方法。     

非饱和浸出实验中水泥固化体体积对137Cs浸出性能的影响

本文介绍了非饱和浸出实验中水泥固化体试块体积大小对137Cs浸出影响的一些结果,包括累积浸出份额Ft、浸出通量分数Jn和等效扩散系数De等.实验用浸出介质为石英砂;石英砂中水的饱和度在39.4%～100%之间,共计5个饱和度;被浸固化体的体积在40.2 cm3～16945.5 cm3之间,共计8种规格.结果表明,Ft随着固化体试块体积V的增大而减小,并可以用Ft=a×Vb很好地拟合;Jn随固化体试块体积V的增大而明显降低,而且可以用Jn=c×Vd很好地拟合;De不是常数,而是随固化体试块体积V的增加而增大.由此可以看出,浸出实验不考虑固化体试块体积的大小以及浸出时间的影响,将会得出与实际处置释放源项相差甚大的结果.     

非饱和浸出实验后水泥固化体内137Cs分布特征

非饱和浸出实验完成后,经分层分段切削取样测量,得到了被浸水泥固化体试块内剩余137Cs的比活度分布.结果表明,固化体内137Cs比活度A(d,h,t)随径向距离d的增加而减少;沿径向的分布可以用公式A/A0=1-a×exp[-b×(R-d)]很好地描述,公式中A0为试块内137Cs的初始平均比活度,R为固化体试块的半径,d为固化体的径向坐标,t为浸出实验的时间,a、b为拟合系数,它们与固化体周围浸出介质中水的饱和度S和浸出实验持续时间t密切相关.以浸出前后核素比活度变化小于5%的深度d max为最大浸出深度,在本实验的各种条件下,d max约为2.25 cm.另外,核素的轴向分布呈现中间较高、两端较低的现象,说明在固化体两端分布的137Cs,除了沿径向浸出外,还沿轴向浸出.     

~(137)Cs示踪法研究黄土丘陵区坡面侵蚀空间变化特征

利用放射性同位素示踪技术,对黄土丘陵区不同坡长坡面土壤剖面中137Cs含量测定与分析,研究了坡面土壤侵蚀强度的空间变化特征.结果表明,坡长对坡面侵蚀强度的空间分布有重要影响,坡面侵蚀强度呈波动变化趋势.小流域全坡面水流汇集过程中,净泥沙流失强度随流程的增加先增加后减少.     

裂变放射性核素^90Sr、^137Cs分离的研究进展

对近年来裂片核素^90Sr、^137Cs的分离技术如沉淀法、萃取法、无机离子交换法等研究的进展进行评述,同时展望了可能潜在的高放废物（液）处理技术路线。对汽液矿化处理^90Sr、^137Cs废液做了简单介绍。新型高效萃取剂冠醚（DtBuCH18C6）和杯冠芳烃（BOBCalixC6）对^90Sr和^137Cs离子有比较好的选择性;绿色萃取技术如离子液体萃取技术、超临界流体萃取技术也在^90Sr、^137Cs萃取分离中得到应用。晶态钛硅酸盐（CST）和金属硫化物（KMS-1）在碱性条件下对^137Cs和^90Sr有比较高的选择性。汽液矿化处理能将含有^90Sr、^137Cs的低放废液转化成稳定的硅铝酸矿物。虽然理论上能有效地将^90Sr和^137Cs从高放废液中分离出来,但是高放乏燃料的最终处置技术还有待进一步探索。     

中国137Cs本底值区域分布研究

137Cs区域本底值的确定是应用137Cs法研究土壤侵蚀的首要问题.本文利用Walling和He的137Cs本底值计算模型和软件对中国137Cs本底值区域分布进行了模拟计算.结合前人对中国不同区域137Cs本底值的研究结果,将各区域137Cs实测本底值同模拟值进行比较,指出了模拟结果存在的主要问题,在此基础上讨论了中国137Cs本底值的区域分布特点和影响中国137Cs区域本底值的主要因素.     

海水中134Cs、137Cs和60Co的联合分析

建立了小体积海水中¹³⁴Cs、¹³⁷Cs和⁶⁰Co的联合分析方法,确定了最佳实验条件。采用磷钼酸铵富集法对海水中放射性铯进行浓集后,其上清液利用氢氧化钴沉淀载带海水中的⁶⁰Co,用γ能谱仪进行测量。结果表明：该法对海水中放射性¹³⁴Cs、¹³⁷Cs和⁶⁰Co的回收率分别为87%~95%、87%~95%和89%~93%,检测限分别为0.048、0.051、0.046 Bq/L。另外,对2017年IAEA国际比对（IAEA-RML-2017-01）海水样品中的¹³⁴Cs、¹³⁷Cs和⁶⁰Co进行分析测量,核素分析结果的最终评价均为“通过”,验证了本实验室采用的¹³⁴Cs、¹³⁷Cs和⁶⁰Co联合分析方法的可行性和可靠性,为今后该方法在常规海洋环境放射性监测中的应用推广奠定了基础。     

人体内^1^3^7Cs的代谢

~(137)Cs 是具有重要生物学意义的裂变产物,因此关于~(137)Cs 在人体内代谢的研究非常重要。本文评述了文献报道的21例受到~(137)Cs 事故照射的中国人的滞留和排泄,主要讨论了长寿命项的生物半排期。14例中国成人(包括男性、女性)的生物半排期的平均值为81 d,国际放射防护委员会(ICRP)推荐的成人~(137)Cs 的生物半排期为110 d。文中还给出了17例中国人的体重与~(137)Cs 生物半排期的关系式。     

Study on accumulation of 137Cs in aquatic organisms

１Ｉｎｔｒｏｄｕｃｔｉｏｎ１３７Ｃｓｉｓｏｎｅｏｆｔｈｅｐｒｉｍａｒｙｆｉｓｉｏｎｐｒｏｄｕｃｔｓｄｉｓｃｈａｒｇｅｄｉｎｔｏｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔａｔｎｕｃｌｅａｒａｃｃｉｄｅｎｔ．Ｂｅｃａｕｓｅｏｆｔｈｅｌｏｎｇｈａｌｆｌｉｆｅｉｔｈａｓａｒｏ...     

从酸性高放废液中去除 137Cs的研究进展

概要综述了从酸性高放废液中去除 (回收 ) 137Cs的沉淀、挥发、溶剂萃取和无机离子交换等方法的研究进展 ,并对各种方法的优缺点进行了讨论