茄子对干沉积^(90)Sr、^(137)Cs的截获和易位行为研究

开展农作物对干沉积放射性气溶胶的截获和易位行为研究,对于公众辐射剂量估算以及旨在降低农产品放射性污染应对措施的有效性评估至关重要。选取我国代表性果菜类作物——茄子作为研究对象,在实验室开展了典型裂变产物^(90)Sr、^(137)Cs在茄子不同生长阶段的截获和易位行为研究。结果表明,试验植物对放射性核素的截获份额和易位因子随植株生长时间的延长而增大。开花期茄子对^(90)Sr、^(137)Cs的截获份额分别为0.14、0.21,结果期茄子对^(90)Sr、^(137)Cs的截获份额分别为0.17、0.26;开花期茄子对^(90)Sr、^(137)Cs的易位因子分别为1.6、4.7,结果期茄子对^(90)Sr、^(137)Cs的易位因子分别为2.3、5.9。就不同核素而言,不同生长阶段试验植物对^(137)Cs的截获份额和易位因子均高于^(90)Sr。

海水中^(137)Cs和^(90)Sr分析的实验室间比对

为提高海洋环境放射性核素监测水平,开展了海水中^(137)Cs和^(90)Sr的实验室间测量比对活动。^(137)Cs测量结果与参考值的相对偏差为-2.99%~5.97%,测量结果的准确度、精密度和正确度均满足比对要求,比对评价结果均为“合格”;^(90)Sr测量结果与参考值的相对偏差为-41.58%~3.96%,其中12个实验室的比对评价结果为“合格”,1个实验室的比对评价结果为“不合格”。本次比对活动,各参比实验室的整体比对结果良好。

水泥碳化规律及其对^(137)Cs的吸附研究

水泥是放射性废物处置库建设所必需的胶凝材料。在处置库设计运行的年限内,环境中的CO_(2)会进入水泥中导致水泥碳化使其物化性能发生变化,从而影响其对放射性核素的阻滞性能。为考察水泥碳化对放射性废物处置库长期处置安全的影响,研究了水泥碳化规律及其对裂变核素^(137)Cs的吸附性能。采用多种表征手段研究了水泥碳化前后物化性质的变化,结果表明:碳化过程主要是水化产物Ca(OH)_(2)和水化硅酸钙向CaCO_(3)的转化,水泥比表面积随碳化程度的增强而增大。通过吸附实验研究^(137)Cs在碳化水泥中的吸附行为,考察碳化对水泥吸附^(137)Cs性能的变化,结果显示:碳化极大提升了水泥的吸附能力,且吸附能力随碳化程度的增强呈现先增大后减小整体明显优于未碳化水泥的变化规律;水泥吸附^(137)Cs为化学单层吸附,碳化并未改变水泥吸附^(137)Cs的机理。

^(90)Sr、^(137)Cs在水泥固化体中的浸出研究

本文分别采用90Sr、137Cs为指示剂,均匀混入富铝碱矿渣水泥和525#水泥中制成圆柱形废物固化体。于25℃、40℃、70℃三种恒温条件下,以现场水为浸出剂(按照GB7023-86)进行长期浸出实验,考察了温度和时间对浸出率的影响。结果表明:同样条件下锶、铯在碱矿渣水泥中的浸出率比在525#水泥中低1~2个数量级;温度对浸出率的影响较大,70℃时明显高于室温下的浸出率。碱矿渣水泥在阻止90Sr、137Cs浸出性能方面明显高于目前采用的525#水泥,将是一种有广泛应用前景的新型放射性废物固化材料。

^(90)Sr、^(137)Cs在某种包气带土壤中的迁移研究

本文叙述了放射性废物中具有代表性的裂变核素90Sr,137Cs在某种包气带土壤中的迁移情况研究。使用小型土柱的氚水淋洗实验研究土壤水力学性质,最后进行大型土柱实验研究核素在该包气带土壤中的迁移,并对实验情况进行了数学模拟。用该土壤原状土进行小型土柱的氚水淋洗试验,测得了土壤的水力弥散度为0 32cm,土壤有效孔隙度为0 35。经过290天的大型柱迁移试验表明,土壤对90Sr的阻滞系数为220 4,在模拟实际降雨量的情况下,90Sr的平均迁移速度为0 63cm/y,137Cs在大型柱试验中没有明显迁移。数值模拟90Sr、137Cs迁移,得出经过上述大型柱试验相同的条件下,90Sr、137Cs迁移的峰位置基本和大型柱试验结果相同。

2013—2023年宁德核电厂周边海洋生物中^(137)Cs放射性水平分析与评价

环境中的^(137)Cs是公众所受内照射剂量的主要元素之一,在我国核电事业繁荣发展及日本福岛第一核电站排放核污染水的背景下,需要重点关注环境中^(137)Cs的放射性水平。该文对2013—2023年宁德核电厂周边海洋生物中^(137)Cs放射性水平进行分析与评价,结果表明,宁德核电厂周边海洋生物中^(137)Cs比活度范围仍处于环境本底水平,周边居民食入水产品中^(137)Cs所致公众年有效剂量远低于国家规定的剂量限值。

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。

聚丙烯装置^(137)Cs 密封源料位计的安全措施与对策

介绍了聚丙烯装置^(137)Cs密封源料位计的生产工艺和测量原理,分析了^(137)Cs密封源料位计现有的安全控制措施和存在的问题,并提出了相应的对策,从而提升了聚丙烯^(137)Cs密封源的安全防护控制水平。

^(90)Sr、^(137)Cs在我国野生植物中转移系数的研究现状

调研了90Sr、137Cs在土壤-植物中的转移系数值,介绍了影响转移系数的主要因素,给出了相关土壤-植物中的转移系数统计结果,最后提出了获得转移系数的途径和相关建议。

^(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

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。

^(90)Sr和^(137)Cs的联合分析及其在海洋污染监测中的应用

本文研究海水中^(90)Sr和^(127)Cs的联合分析方法,提出了吸附、沉淀法富集—萃取纯化—沉淀法制源-β计数的放化分析程序。研究结果表明,Y和Cs的化学回收率分别为82%和75%左右。化学回收率与放化回收率一致。对主要干扰放射性核素的去污因子多数大于10~3。本方法对^(90)Sr和^(137)Cs的检测下限均为 6.0×10^(-4)Bq·L^(-1)。本法适用于海水中^(90)Sr和^(137)Cs的同时分析。

大亚湾不同介质中^(137)Cs和^(90)Sr的含量及行为特征

分别用HPGeγ谱方法和放化分离 β计数方法测量了大亚湾海水、沉积物和海洋生物样品的人工放射性核素13 7Cs和90 Sr。计算了海洋生物对13 7Cs和90Sr的浓集因子及其在沉积物和海水中的分配系数。对13 7Cs和90 Sr的含量水平 ,13 7Cs和90 Sr及其与样品中天然放射性核素含量相关性 ,海洋生物对13 7Cs和90 Sr的浓集 ,以及13 7Cs和90 Sr的地球化学进行了讨论。

田湾核电站生物中^(137)Cs和^(90)Sr水平及公众内照射剂量评估

对田湾核电站1、2号机组周围15种生物中^(137)Cs、^(90)Sr放射性水平进行监测,并对所致的内照射剂量进行估算。结果表明:生物中^(137)Cs、^(90)Sr活度浓度范围分别为0.008~0.208 Bq/kg和0.007~1.010 Bq/kg。依据测定的数据,估算出核电站周围由膳食摄入^(137)Cs、^(90)Sr所致公众年待积有效剂量为:0.67μSv,其中贡献相对较大的是粮食和蔬菜。

牛奶样品中^(90)Sr、^(137)Cs、Ca和K的测定

本文介绍了用放射化学和化学方法分析WHO-IRC提供的低水平环境放射性测量比对样品的主要程序和得到的结果。结果表明,^(90)Sr、^(137)Cs和Ca的分析结果达到了较高的准确度。文中对分析中影响准确度的几个问题进行了讨论。

秦山核电基地外围^(90)Sr、^(137)Cs公众摄入量估算及内照射剂量评价

90Sr和137Cs是核电站环境监测中受关注的两种重要核素。本文采用一种食物链转移剂量估算模式和中国参考人及浙江(省)人食品消费量等参数,结合秦山核电基地外围环境放射性水平监测数据,计算了秦山核电基地外围90Sr和137Cs的公众食入摄入量及内照射剂量。结果表明,90Sr、137Cs摄入量的主要食物来源为米及其制品、蔬菜以及水产品,且90Sr所致公众年平均待积有效剂量为2.5μSv,明显高于137Cs的剂量贡献(0.36μSv)。本文仅以秦山核电基地作为例子,介绍评价方法。实际上,秦山核电基地外围环境介质中90Sr和137Cs的含量水平与运行前的本底调查结果比较没有改变。

^(90)Sr、^(137)Cs在河流-沉积物体系的吸附规律研究进展

90Sr、137Cs在河流-沉积物体系的吸附规律及分配系数(Kd)是我国内陆核电厂选址和核环境安全管理的重要环节,放射性核素在河流-沉积物体系的吸附规律包括:①放射性核素在河流、沉积物中的浓度分布;②核素在河流-沉积物体系的分配系数;③多种因素对放射性核素在河流-沉积物中吸附规律的影响;④吸附机理、吸附动力学等的有关研究。介绍了国内外90Sr、137Cs在河流-沉积物体系的吸附规律研究进展及发展动态。20世纪80年代,国外已开展了90Sr、137Cs在河流-沉积物中吸附规律研究,20世纪90年代以来,90Sr、137Cs在河流-沉积物中吸附行为研究日益受到关注,研究内容主要集中在:①现场河流、沉积物中核素浓度调查;②现场及实验室Kd值测定;③各种因素对Kd值影响研究。目前,我国拟建内陆核电厂排放核素在河流生态系统的行为研究还未开展,其实验方法学、影响因素研究等仍是空白领域,建议尽快开展这方面的研究,为评估内陆核设施放射性排放对生态系统的影响研究提供科学依据。

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。

广东近岸海域表层水中^(90)Sr和^(137)Cs的分布

本文提供了1989～1991年广东近岸表层水中^(90)Sr和^(137)Cs含量的分析结果。在调查海区,^(90)Sr含量为2.31～3.75mBq/L,平均值为3.21±0.45mBq/L。^(137)Cs含量为2.10～4.49mBq/L,平均值为3.47±0.89mBq/L。^(137)Cs/^(90)Sr放射性的比值为0.63～1.69,平均值为1.11±0.35。调查结果表明,近三年来未发现广东近岸海域有明显的人工放射性污染。目前广东近岸海水中的^(90)Sr和^(137)Cs主要仍是以往核试验所产生的放射性落下灰残余。

^(90)Sr、^(103)Ru和 ^(137)Cs在地下砂土中吸附比的测定

本文采用间歇法对９０Ｓｒ、１０３Ｒｕ和１３７Ｃｓ在地下砂土中的吸附比进行了测定。从现场采自了两种砂土样和地下水样，用ＦＪ－２６００α、β低本底测量仪进行了测定。实验结果表明，由于两种砂土样成分不同，测定的核素相应的吸附比也不同。