利用锶特效树脂和正比计数器同时快速分析^89 Sr和^90 Sr

本文建立了利用锶特效树脂分离后采用正比计数器进行2次测量从而同时并快速获得^89Sr和^90Sr含量的方法,研究了^90Y的生长因子及^89Sr/^90Sr活度比对^89Sr和^90Sr测量结果的影响。结果表明,增大^90Y的生长因子,更有利于准确获得^89Sr和^90Sr的活度。将本方法应用于^89Sr/^90Sr活度比为0.22~21.8样品中^89Sr和^90Sr的分析,测量值与掺标值的相对偏差小于±30%;不确定度分析表明,一个核素的不确定度将随另一核素活度比或活度的增加而增加。IAEA能力验证样品的分析结果显示,^89Sr和^90Sr测量值与指定值的相对偏差最大为7.44%,证实了本方法的准确性。

环境土壤中痕量90Sr的分析方法研究进展

90Sr因裂变产额高、半衰期较长、高毒性及生物亲骨性等,是环境辐射危害评价中重点关注的裂片核素之一,其环境行为备受关注。作为重要的生态系统组成,土壤连接水体、植物、大气等环境介质,是释放到环境中的放射性核素再富集的重要渠道,开展对土壤中90Sr含量的准确分析,是环境放射性安全评估的重点任务之一,对深入理解90Sr的环境行为具有重要意义。该文通过综述近年来国内外环境土壤中90Sr的分析方法,主要总结了环境样品前处理、化学分离纯化以及仪器测量、分析方法自动化等方面的最新进展,同时对未来环境土壤中痕量90Sr准确分析进行了展望。

90Sr在微风化二长花岗岩中迁移实验及模拟研究

采用加压的方式,利用动态柱实验方法,通过3H、90Sr在微风化二长花岗岩中的穿透曲线,研究了90Sr在微风化二长花岗岩中的迁移规律,获得90Sr在微风化二长花岗岩中的迁移参数。实验中控制流速为1 mL/h,3H总活度为10^(4)Bq,迁移实验进行了120 h,3H浓度峰值出现在8.0 h,活度浓度峰值为213.4 kBq/L,穿透曲线无明显拖尾现象;90Sr总活度为5×10^(4)Bq,迁移实验进行了132 d,90Sr浓度峰值出现在27.4 d,活度浓度峰值为46.26 kBq/L,浓度下降阶段呈现明显的拖尾现象。利用数值模拟方法,基于3H的穿透曲线计算得到微风化二长花岗岩的垂向弥散度为3.03 cm;对比了平衡模型、双点吸附模型、两区模型、双点吸附两区模型四种模型下90Sr在微风化二长花岗岩中的迁移拟合结果,发现四种模型拟合结果相差较大,其中双点吸附两区模型通过引入非流动区含水量、溶质交换一级速率系数、非平衡吸附一级速率系数等参数能够更好地描述核素在微风化二长花岗岩介质迁移过程中的拖尾现象。结果表明:90Sr在微风化二长花岗岩中的吸附分配系数为1.23 mL/g,溶质交换一级速率系数为0.227/d,非平衡吸附一级速率系数为0.118/d。

放射性废树脂中^(90)Sr与^(137)Cs和^(134)Cs的比例相关性

难测核素^(90)Sr易沉积在人体骨骼中,并对人体产生长期高能量β射线内照射损伤。高能β射线来自于^(90)Sr本身及其子体^(90)Y。核电厂废离子交换树脂放射性剂量和产量均较大,更需重点监测。评估易测核素^(137)Cs和^(134)Cs对^(90)Sr比例因子相关度,以确定优选方案。通过对5个来源于不同机组的放射性废树脂样品分别进行灰化、碱熔,再酸浸的方式对废树脂吸附的放射性离子进行提取,对每个样品的^(90)Sr/^(137)Cs与^(90)Sr/^(134)Cs活度浓度比例进行分析并计算方差以衡量稳定性。结果表明:^(137)Cs对^(90)Sr有更好的相关度,可作为比例因子研究对象。

药用氯化钇[^(90)Y]溶液中锶[^(90)Sr]分析方法

针对药用氯化钇[^(90)Y]溶液中^(90)Sr含量快速检测的分析需求,本研究提出采用DGA树脂分离氯化钇[^(90)Y]溶液中的^(90)Sr,并使用液体闪烁计数器进行测量的方法。研究DGA树脂的上柱酸度和淋洗体积,并进行方法验证。结果表明,该方法检测结果稳定可靠,线性良好,满足^(90)Sr限度<2×10^(-5)Bq/Bq(^(90)Y)的要求,检测时间<2 h,降低了放行检测时间成本和操作人员的辐射剂量。

土壤中放射性核素^(90)Sr测试中^(210)Bi干扰的修正研究

基于化学元素的稳定同位素与其放射性同位素化学性质一致的基础理论,本研究选取锶、钇、铅和铋的稳定同位素作为研究对象,参照EJ/T 1035—2011萃取色层快速法,通过对淋洗液分次收集并测量,绘制锶、钇、铅和铋的淋洗曲线,探究树脂吸附、解析效果,验证^(210)Bi是否影响^(90)Sr的测量。在^(210)Bi与^(90)Sr的不同活度比条件下,研究^(90)Sr、^(210)Bi在测量时的相关性。针对^(90)Sr测量时^(210)Bi的干扰,提出一种修正方法。实现快速、准确分析环境土壤样品中^(90)Sr的含量。实验结果表明^(210)Bi对萃取色层法分析^(90)Sr存在干扰;通过加入标准平衡溶液使^(210)Bi与^(90)Sr活度比为0.5、1和3时,不除铋的条件下^(90)Sr加标回收率分别达到129.7%、165.4%和277.9%,证明^(90)Sr测量结果与样品中^(210)Bi的含量呈正相关;在^(210)Bi与^(90)Sr活度比≤2条件下,对样品源进行二次测量,将测量值带入修正公式,^(90)Sr加标回收率经计算在97.9%~105.2%之间,验证修正方法的可行性。

一种快速分析土壤样品中^(90)Sr的方法

为了对核设施及周边环境的放射性污染水平进行有效监测,需要对大量土壤样品中的90 Sr进行分析。本工作以对锶有特效选择性的Sr.Spec树脂为主要分离纯化材料,结合浸取或全溶解预处理、草酸盐沉淀以及时间校准法与双标记法液闪测量,建立了快速分析土壤样品中90Sr的方法。全流程对Sr的化学回收率约为60%,分析时间小于6h,方法的最小可探测比活度为8Bq/kg。

固相萃取片法分析环境水中的^(90)Sr

对美国3M公司的锶特效固相萃取片(EmporeTMStrontium Rad Disk)分离水溶液中锶离子的性能进行了系统研究,包括酸度、流速、样品体积对吸附百分比的影响,吸附容量的测定,137 Cs和99 Tc在萃取片上的吸附情况等,并对萃取片上90Sr的解吸及片上90Sr的放射性测量进行了研究。在此基础上,给出了萃取片法分析环境水中90Sr的推荐程序。样品体积为1L,液闪测量时间为1h时,分析程序的最小可探测活度浓度为0.033Bq/L。最后应用一些实际环境水样对该程序进行了检验。

^(90)Sr、^(237)Np、^(238)Pu和^(241)Am在含水层中迁移的模拟实验

在中国辐射防护研究院野外试验场的地下研究设施内进行了 90 Sr、2 3 7Np、2 3 8Pu和 2 41Am在含水层介质中迁移的模拟实验。实验用的非扰动原状土柱取自地下研究设施内的含水层 ,实验用水为地下水。实验结果表明 ,试验场含水层介质对 2 3 8Pu和 2 41Am具有很强的吸附能力 ,对 2 3 7Np的吸附能力相对次之 ,对 90 Sr的吸附能力相对较弱。在实际水流速为 6 .13cm/ d条件下 ,经过 5 2 7.5天 ,各核素的活度浓度峰分别迁移了 16 cm(90 Sr)、3.9cm(2 3 7Np)、小于 0 .2 cm(2 3 8Pu和 2 41Am)。采用核素二维迁移方程和本文提出的核素从源层释放的洗脱模型对浓度分布进行了拟合 ,得到了核素迁移参数 。

液闪谱仪对^(90)Sr和^(90)Y的测量方法研究

使用Sr-Spec树脂对^(90)Sr-^(90) Y进行分离后采用液闪谱仪对^(90) Sr和^(90) Y的效率刻度和猝灭校正进行了系统研究,确定了^(90) Y效率刻度所用化学回收率,考察了闪烁液种类、载体加入、烘干处理、放置时间、化学猝灭对^(90)Sr和^(90) Y效率刻度的影响及其校正方法。结果表明:GoldStar LT^2闪烁液适用于^(90) Sr和^(90) Y的测量,^(90)Sr刻度源是否烘干和^(90) Y刻度源有无钇载体对切伦科夫效率刻度无影响;^(90) Y的效率刻度应在^(90)Sr-^(90) Y分离后10h内完成,并且有无钇载体对^(90) Y的液闪测量效率无影响;^(90)Sr的刻度源应经过烘干处理,也应在^(90)Sr-^(90) Y分离后10h内完成测量。当待测样品与效率刻度源的制备方法相同,且待测样品的SQP(E)值在偏离标准样品SQP(E)值8.9%范围内时,可直接使用相对测量法。

^(237)Np,^(238)Pu,^(241)Am和^(90)Sr在中国和日本膨润土中迁移的野外试验

从1997年6月25日到2000年7月11日在中国辐射防护研究院试验场,在天然降雨和人工喷淋(15 mm/d)两种条件下,在包气带黄土中进行了237Np,238Pu,241Am和90Sr在中国膨润土和日本膨润土中迁移的野外试验。试块由膨润土和砂子以质量比为15∶85组成,试块大小为150 mm×150 mm。试验结果表明,在两种条件下,核素在两种膨润土试块中分布状态和变化趋势相似,238Pu和241Am在3 a内没有明显移动,237Np和90Sr在天然降雨条件下,分布曲线有所展宽;在人工喷淋条件下经1 106 d后,237Np和90Sr在试块内分别向下迁移1.5 mm和2.0 mm,呈现出扩散为主的迁移。

^(90)Sr、^(137)Cs在水泥固化体中的吸附和迁移行为

采用批试法和柱迁移实验研究了放射性核素 90 Sr、13 7Cs在富铝碱矿渣水泥和 5 2 5 # 水泥中的吸附迁移行为。结果表明 ,富铝碱矿渣水泥对 90 Sr、13 7Cs的吸附比约为 5 2 5 # 水泥的 10倍 ;富铝碱矿渣水泥在阻止放射性核素迁移及浸出性能方面明显优于目前采用的 5 2 5

海洋沉积物中^(90)Sr的分析方法

90Sr是裂变产物中对人体危害很大的放射性核素之一,也是环境放射性监测的重要核素之一,测定90Sr活度已成为各国重视的监测任务。采用二-(2-乙基已基)磷酸(HDEHP)萃取技术,利用测定90Sr子体90 Y的方法,快速测定宁德核电站附近海域表层沉积物中90Sr的含量。重点研究了海洋沉积物中210 Bi和Th对90Sr测定的干扰,并提出Bi2S3沉淀可有效去除210Bi,阴离子交换法可有效去除Th,去污因子均高于103。通过拟合样品源β衰变曲线,所得核素衰变周期为64h,与90 Y半衰期一致,证实该方法可准确测量90Sr活度。方法最低检测限为0.083Bq/kg。分析得到宁德周边海域16个沉积物样品中的90Sr比活度约为0.21~0.89Bq/kg(干重)。该分析程序快速、准确,适用于海洋沉积物中90Sr的测定。

海水中^90Sr分析方法的初步研究

本文在我国国标GB6766-86《水中锶-90放射化学分析方法——二-（2-乙基己基）磷酸萃取色层法》的基础上，对海水中^90Sr的分析方法进行了研究，重点对其沉淀浓集方法进行了研究。结果表明：采用的沉淀剂为（NH4）2CO3和NH4Cl的混合物，沉淀量适宜；在后续步骤与国标相同的情况下，方法的放射性回收率与化学回收率均为30％～50％，两者具有较好的一致性；方法的探测限为4．1×10^-4Bq／L，比目前海水中^90Sr放射性浓度水平约低一个量级。本方法基本可以满足海水中^90Sr的测量要求。

裂变放射性核素^(90)Sr、^(137)Cs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。

用于^(90)Sr萃取分离的冠醚试剂的辐射化学研究进展

长寿命裂变产物的分离不仅可有效提高乏燃料后处理与高放废物处置安全性,而且可降低高放废物对人类和环境的危害。鉴于用于分离长寿命裂变产物的萃取剂在分离过程中通常处在较高的辐射场中,因此为了设计合适的萃取分离体系,有必要开展对裂变产物具有良好萃取性能的萃取剂的辐射稳定性的研究。本文通过对比辐照前后萃取剂的化学结构和萃取性能的稳定性,以及不同萃取体系的辐解产物分析和辐解机理等,综述了国内外对分离长寿命裂变产物90Sr的冠醚萃取体系的辐射化学研究进展,并对今后的研究方向提出了一些建议。

放射性污染区内沙漠植物中^(90)Sr的含量及分布

为评估沙漠植物受90Sr污染状况,寻找90Sr超积累植物,研究了沙漠植物中90Sr的含量及分布。通过采集放射性污染区内的植物,分析其90Sr含量,研究了生长在某污染场地的芦苇、黑果枸杞、河西苣、盐生草、刚毛柽柳、沙拐枣、盐节木等7种沙漠植物中90Sr的含量及其与植物种类、部位和生长周期的关系。结果表明,所研究沙漠植物受90Sr污染但不严重,7种沙漠植物体内90Sr的比活度为(3.6±4.3)mBq/g(干重)。沙漠植物中90Sr的含量与植物种类、生长发育期关系密切,且因部位而异。7种沙漠植物中90Sr的比活度大小顺序为:盐生草>河西苣>黑果枸杞>刚毛柽柳>芦苇>沙拐枣>盐节木;植物生长期采集样品中90Sr的比活度更高;芦苇各部位中90Sr比活度大小依次为根>穗≈叶>茎。未清洗芦苇样品中90Sr的含量比清洗干净的芦苇样品中的含量高得多,表明再悬浮是植物受污染的主要原因。

锶特效树脂用于环境水样品中^(90)Sr的富集、分离和测量方法研究

通过正交实验对影响阳离子树脂洗脱、锶特效树脂淋洗和洗脱的主要因素(酸度、流速、用量)进行了优化,结合阳离子树脂富集、锶特效树脂分离和α/β测量仪测量,建立了快速分析环境水样品中^(90)Sr的方法。该方法对实际水样品中的锶进行分离及化学回收率测定,化学回收率均高于95%,表明该方法操作简单,分离流程短,工作效率高,可以得到稳定的化学回收率,适用于环境水样品中^(90)Sr的富集和分离。采用锶特效树脂柱分离环境水样10次后,锶的化学回收率仍高于90%,具有较高的稳定性。

^(90)Sr-^(90)Y发生器的研制

本文比较系统地介绍为放射免疫治疗用^(90)Sr-^(90)Y发生器的研制,各种分离、分析的条件实验。国产732型阳离子交换树脂成功地被用于^(90)Sr,^(90)Y的分离。得到的^(90)Y可满足医学临床应用要求,^(90)Y的去污因子为10~6。本工艺简便、安全.每740MBq^(90)Y中,^(90)Sr杂质沾污仅为0.74kBq左右。^(90)Sr系剧毒性核素,人终身允许剂量为74kBq.若病人一次接受740MBq^(90)Y治疗。那么接受上百次治疗,方能达到其终身允许剂量。本发生器的淋洗效率可达98%,可推荐用于单克隆抗体的标记,临床放射免疫治疗。

实验动物瘢痕模型经^(90)Sr照射后超微结构的变化

目的 :观察实验动物微型猪瘢痕模型经90 Sr照射后的超微结构改变 ,从形态学角度探讨90 Sr防治瘢痕的作用机制以及最有效治疗时间和剂量 ,为临床应用提供形态学基础。方法 :采用西双版纳微型猪 ,于面部、背部两侧制作 1cm× 2cm、深达皮下组织的创口数个 ,随机分为实验组和对照组。实验组于术后 1周用90 Sr敷贴器照射 ,剂量分别为 2 0 0、4 0 0、6 0 0、80 0、1 0 0 0、2 0 0 0、4 0 0 0cGy。然后在照射后 1 ,3,7,1 1周 (即术后 2 ,4 ,8,1 2周 ) ,分别切取对照组和实验组的瘢痕组织 ,进行透射电镜 (TEM)观察。结果 :小、中剂量 ( 2 0 0～ 6 0 0cGy) 90 Sr显著促进伤口毛细血管和成纤维细胞增生 ,成纤维细胞表现为数量多 ,体积大、粗面内质网增多并扩张 ,胶原纤维排列致密 ;大剂量 ( 80 0～ 2 0 0 0cGy) 90 Sr照射能显著抑制成纤维细胞增生 ,表现为数量少 ,体积小 ,粗面内质网欠丰富 ,核异染色质丰富 ,胶原纤维排列稀疏。结论 :小中剂量90 Sr照射能促进成纤维细胞合成胶原纤维 ,从而促进伤口愈合 ,临床上可在伤后早期进行照射 ,剂量为 2 0 0～ 6 0 0cGy ;大剂量90 Sr照射可抑制成纤维细胞合成胶原纤维的能力。为防治瘢痕过度增生 ,临床上可在伤口愈合后进行照射 ,剂量为 1 0 0 0～ 2 0 0 0cGy。