尿液中超铀核素内照射污染常规监测方法现状

内照射污染监测是保障放射工作人员职业安全和健康的必要手段,最常用的方式是测量尿液中的放射性核素。然而,尿液基体复杂,超铀核素进入体内排泄缓慢,如何准确测量尿液中低水平超铀核素含量是个人内照射污染常规监测的难点。本文调研了目前尿液中超铀核素内照射污染常规监测方法,从放射化学分离方法及测量技术的研究方面提出对尿液中超铀核素进行准确测量。

无机胶体对超铀核素的存在形态影响的研究

本文主要研究了几种超铀核素 (2 37Np ,2 38Pu和2 4 1Am)在黄土含水层地下水中的胶体形态 ,及两种无机胶体 (膨润土胶体及氢氧化铁胶体 )对这些超铀核素形态的影响。研究结果表明 ,①在中国辐射防护研究院野外实验基地地下水中 ,2 38Pu放置 2 4h和 48h ,以胶体 +悬浮物形态存在的份额 ,分别达到82 %和 95 %。2 37Np不易形成真胶体 ,几乎全部以离子态存在。②该地下水中加入膨润土胶体的浓度从0到 1 0 0mg/L时 ,2 37Np以胶体存在的份额由 0增加到 1 3 %。混合核素的胶体份额也略有增加。加入Fe(OH) 3胶体 ,使混合核素胶体

腐殖酸胶体对超铀核素存在形态的影响研究

研究了在腐殖酸存在时,地下水中237Np,238Pu和241Am的存在形态以及在黄土上的吸附。研究结果表明,在地下水中存在腐殖酸时,237Np形成了假胶体,且胶体份额随腐殖酸浓度的增大而增大;238Pu和241Am的胶体份额也随腐殖酸浓度增大而增大。在地下水中存在腐殖酸时,这几种核素在黄土上吸附能力减弱。

我国核电站长寿命裂变产物及超铀核素累积量预测

根据我国能源需求和核电发展状况的研究结果,对未来50年核电总体装机容量和乏燃料增长趋势进行了预测,对乏燃料中次量锕系核素、钚和几种长寿命裂变产物进行了计算,获得了累积量的预测数据。

超铀核素在某处置工程地下水中化学形态分析研究

超铀核素是放射性废物地质处置中重点关注核素,其在地下水中的化学形态是影响其迁移的重要因素,PHREEQC是由美国地质调查局开发的免费水文地球化学模拟软件,它是在PHREEQE的基础上发展而来的,与传统的水化学反应模型相比,目前的PHREEQC最新版不仅可以描述局部平衡反应,还具有模拟表面吸附、一维扩散、反应动力学计算、固体溶解、反应途径计算等功能,是目前比较完善的地化模式程序之一,在国内外广泛使用。采用PHREEQC程序分析超铀元素Np、Pu、Am在某处置工程地下水中的存在形态,并对影响因素进行分析。结果表明,地下水水化学成分是影响核素存在形态的重要因素,热力学数据库的差异和准确性会影响计算结果,p H对核素的存在形式和存在价态有着很重要的影响,在地下水的p H变化范围内,Np主要以Np O2+形式存在,Pu以Pu(OH)_4形式存在,Am主要以AmCO_3^+的形态存在。

激光光谱法研究水溶液中超铀核素化学形态现状

在高放废物地质处置研究中,超铀核素在水溶液中化学形态是研究超铀核素在地质介质中迁移行为的基础,而传统方法对于极低浓度下超铀核素化学形态研究较为困难。本文介绍了激光光谱法中的激光诱导光声光谱法(LIPAS)、激光诱导分解光谱法(LIBD)和时间分辨激光荧光光谱法(TRLFS)研究水溶液中超铀核素化学形态的现状并进行了分析,指出它们的优点是灵敏度高、非破坏性、非接触、可以实现在线实时研究,适合低浓度下超铀核素化学形态的研究,在高放废物地质处置研究中具有很好的应用前景。

超铀核素辐射监测新技术研究

操作超铀核素的核设施,涉及到低能X/γ射线、中子、α粒子及α气溶胶。针对其特殊性及目前存在的主要问题,在场所辐射监测、工作人员监测、环境监测等方面获得了突破性进展。建立了基于电感耦合等离子体质谱(ICP-MS)的气溶胶实时连续监测装置和方法,在测量时间为1 min的情况下,系统对239 Pu气溶胶的探测下限(LOD)为1.7×10^-5 Bq/m^3,远低于导出空气浓度(DAC)限值(对于M和S类239 Pu的DAC分别为0.3 Bq/m^3和1.0 Bq/m^3);建立了基于碲锌镉(CZT)常温半导体的场所周围剂量当量测量系统,该系统对X/γ射线的能量下限低至15 keV,满足低能X/γ射线探测的要求;针对人员安全建立了基于加速器质谱(AMS)的尿钚测量方法,对239 Pu的LOD为1.1μBq(0.47 fg),比传统的α谱仪测量方式低2个量级;同时,建立的AMS系统可进行环境样品等的测量。

超铀核素与处置库工程屏障材料的相互作用

报道了超铀核素从玻璃固化体、水泥固化体和沥青固化体中的浸出行为 ,不同成分的地下水、不同氧化还原条件对浸出的影响以及核素浸出的机制。介绍了超铀核素在压实膨润土中的扩散 ,膨润土干密度对扩散的影响 ,超铀核素在膨润土上的吸附 ,氧化还原条件、水泥添加剂对膨润土吸附行为的影响。

用超铀核素复制骨肉瘤模型

本实验用７４８只ｗｉｓｔａｒ大鼠进行超铀核素２４１Ａｍ、２３９Ｐｕ、２３８Ｐｕ和２３７Ｎｐ复制肿瘤模型的研究。动物分成（１）２４１Ａｍ中毒组，２０８只，中毒剂量为０．７５×１０～３１．４５×１０４Ｂｑ·ｋｇ－１；（２）２３９Ｐｕ中毒组，１４５只，中毒...

中国辐射防护学会超铀核素辐射防护分会成立

中国辐射防护学会超铀核素辐射防护分会在四川江油成立,该学会挂靠中国工程物理研究院材料研究所,未来将以开放、合作、创新的模式,为超铀核素的辐射防护研究搭建学术交流与技术合作的广阔平台。

日本含超铀核素放射性废物管理概况

【《日本原子》1991年第7期第4页报道】日本目前的大部分含超铀核素的放射性废物是由动燃事业团的东海后处理厂和钚燃料生产设施产生的,并且安全地贮存在这两处的贮存设施中。不过。

美国铀及超铀核素登记处

美国铀及超铀核素登记处美国铀及超铀核素登记处是从事人体内锕系元素生物学研究的专门的死后人体组织研究机构。本文介绍了登记处的沿革、宗旨、工作内容和最新科研成果，提供了一个合作研究的目录。还记述了从２００多例尸体解剖中获得的研究结果，并且给出了钚和镅的新...

国外浅地层处置的废物中超铀核素含量限值的导出方法

１引言核能的应用不可避免地会产生大量的低中放废物。与高放废物比较而言，低中放废物的比活度及放射性总量较小，而其体积却大得多，占总放射性废物的９９％以上，而且分布较广。低中放废物的妥善处置已为世界各国普遍关注。放射性废物处置战略制定中的一个重要问题是陆...

中放α泥浆超铀核素酸溶浸取处理研究

核燃料循环后处理工艺产生的中放废液在贮存中析出部分化学泥浆,其超铀核素含量较高,达到中等放射性水平,属于中放α泥浆,其严重影响老罐区的退役进程,亟需处理处置,目前国内暂无工程化应用的处理方案和处置条件。为后续大规模工业处理和处置,某厂拟定中放α泥浆酸溶去超铀核素的技术路线,以实现泥浆水泥固化处理近地表处置的目的。泥浆酸溶浸取超铀核素至溶液中是泥浆降级处理的关键步骤之一。本研究采用真实α泥浆开展不同浓度硝酸溶解浸取中放α泥浆的超铀核素,主要完成代表性泥浆含水率测定、酸溶浸取实验条件探究和低浓度硝酸溶解探究。研究结果表明,目前老罐区储存的代表性中放α泥浆含水率介于65%~70%之间,单一硝酸可实现泥浆的溶解,溶解率介于65%~70%之间。推荐的实验条件为:硝酸浓度8 mol·L^(-1),硝酸与泥浆体积质量比4∶1,超声+机械搅拌,高温(80℃)溶解,溶解时间30 min以上,可实现中放α泥浆超铀核素浸出,超铀核素浸取率达96%。本研究为泥浆降级处理奠定基础。

伤口摄入超铀核素的内照射剂量估算

目的比较NCRP伤口生物动力学模型和ICRP 78号报告推荐的注入模式下伤口摄入超铀核素所致内照射剂量的差异,了解器官剂量的分布特性。方法以241Am(M类,颗粒态)为例计算了上述两种不同模型模式下工作人员伤口摄入单位活度后所致人体各组织器官当量剂量和待积有效剂量,及其在部分器官(肝、骨等)和部分生物样品(尿、粪等)中的滞留/排泄分数曲线。结果工作人员经由伤口摄入单位活度241Am所致待积有效剂量的两种模型计算结果相差约为18. 5%;器官当量剂量由高到低依次为骨表面,肝和红骨髓;伤口摄入单位活度241Am后全身滞留分数较高,不易排出,在骨和肝中的滞留分数随时间推移而显著升高,而在尿、粪中的排泄分数则较低且变化较小。结论利用现有的两种模型估算超铀核素伤口污染所致的内照射剂量尚有较大的差异,值得继续深入开展研究。

环境中超铀核素水平及其迁移行为研究进展

超铀核素在环境中无处不在,长期摄入会带来内照射危害,同时也是未来环境放射性污染的重要来源。本文针对超铀核素从其来源及迁移行为两个方面进行了综述,并对国内目前存在的问题进行了分析总结,提出了后续应重点开展的工作的建议。

国内外超铀核素作业人员职业健康管理现状

近年来,我国乏燃料后处理、铀-钚混合燃料生产、快堆发电等建设项目正在快速推进,以钚为代表的超铀核素逐渐成为核工业辐射防护关注的主要核素之一。超铀核素的辐射危害以内照射危害为主,且存在辐射致癌的远后效应。因此,超铀核素作业人员将成为我国核工业发展中辐射防护的重点关注人群,如何规范开展超铀核素作业人员职业健康监护是放射医学面临的重要课题。

水中总α放射性测量的超铀α核素探测效率研究

乏燃料处理厂运行、退役可能释放超铀核素到环境中,其环境水体和废水中总α放射性监测是环境监管重点工作。超铀α核素发出α射线能量和分支比不同,造成其探测效率有较大差异,准确分析其探测效率有利于提高测量准确性。通过蒙特卡洛模拟和实验装置模型,模拟20个不同质量厚度的13个超铀α核素的探测效率,并计算其计数率、探测效率等效因子、活度比计数率,进一步分析这些量与质量厚度的关系及对测量结果的影响。研究表明:当用^(241)Am作标准源,需要用探测效率等效因子、分支比、比例进行探测效率修正;当质量厚度小于2.548 mg/cm^(2)时,探测效率等效因子为0.72~1.00;当质量厚度大于饱和厚度时,探测效率的倒数与质量厚度呈线性关系,可以更优刻度探测效率;饱和厚度与α射线平均能量呈线性关系,可以最优进行质量厚度源制备。

中国黄土对^(241)Am吸附特性的实验研究

本文简要介绍超铀核素2 4 1Am(Ⅲ )在中国黄土样品中吸附特性的初步研究结果。以2 4 1Am (Ⅲ )溶液为示踪溶液 ,以黄土为实验介质 ,测定了2 4 1Am (Ⅲ )在未处理黄土、去除CaCO3黄土、去除有机质黄土、以及去除CaCO3和有机质黄土等四种组分不同的黄土介质中的吸附 解吸等温线、平均吸附分配系数和平均解吸分配系数 ,分析讨论了2 4 1Am(Ⅲ )在实验介质中的吸附 解吸机理。实验结果表明 :在实验条件下 ,2 4 1Am (Ⅲ )在四种黄土样品中的吸附 解吸等温线均近似为直线 ;固相成份CaCO3和有机质在黄土吸附2 4 1Am (Ⅲ )