高分辨电感耦合等离子体质谱法测定铀矿石样品中^234U/^238U、^230Th/^232Th和^228Ra/^226Ra同位素比值

采用氢氟酸-硝酸-盐酸混合酸密闭消解含铀矿石样品,用阴离子交换树脂、阳离子交换树脂和锶特效树脂逐级分离富集铀、钍和镭。使用高分辨电感耦合等离子体质谱(HR-ICPMS)测定分离纯化液中234U/238U2、30Th/232Th和228Ra/226Ra同位素。比值的测量精密度取决于比值的大小和对应核素浓度的大小。对质量浓度为10 ng/mL天然铀测量液,234U/238U的测量精密度优于1.2%;对230Th质量浓度为0.6ng/mL且230Th和232Th质量浓度接近的测量液,230Th/232Th的测量精密度为1.2%;对228Ra质量浓度为0.48 pg/mL且228Ra和226Ra质量浓度接近的测量液,228Ra/226Ra的测量精密度为4.0%。

低本底多道γ能谱仪测定原矿样品中的放射性核素^(232)Th

论述了原矿样品中的放射性核素^(232)Th的放射性比活度的测量方法,用低本底多道γ能谱仪测定出原矿样品中的放射性核素^(232)Th的含量水平,并将结果进行分析与评价。

土壤标准物质中238U、232Th、40K分析方法比对研究

采用高纯锗伽马能谱法、ICP-MS法、原子吸收光谱法(AAS法)测定土壤标准物质中238 U、232 Th、40 K的质量活度,并将测量结果进行分析方法间的比对。研究表明:3种分析方法的相对标准偏差都小于5%,加标回收率在95%~105%;分析方法之间的相对偏差小于4%。

LA-ICP-MS独居石U-Th-Pb测年方法研究

相比LA-ICP-MS锆石U-Pb测年,独居石在一些年轻地质体或流体作用下的矿物定年中更具优势,具有很好的应用前景。然而,大多数独居石Th含量较高(可达7%),包裹体较多,另外随着独居石定年标样不断消耗,存量越来越少,也限制了独居石U-Th-Pb同位素测年的发展与应用。前人利用LA-ICP-MS探究合适的独居石U-Th-Pb测年实验条件,主要是改变激光器的参数,而未对ICP-MS的参数进行系统研究。本文通过改变激光器参数(束斑直径和激光频率)和ICP-MS参数(^(232)Th驻留时间),分别在束斑直径为24μm、16μm和10μm,激光频率为3Hz、4Hz和5Hz,^(232)Th驻留时间为10ms、6ms、3ms和1ms的条件下进行U-Th-Pb测年。最后以独居石RW-1为标样,对独居石样品Bananeira进行校正,期望得到独居石U-Th-Pb测年的最佳条件。结果表明:束斑直径为16μm,^(232)Th驻留时间为3ms或1ms,能量密度为4J/cm^(2),激光频率为5Hz,载气He流速为0.35L/min,载气Ar流速为0.95L/min的实验条件下适合独居石测年,这两种条件下Bananeira的^(207)Pb/^(235)U加权平均年龄分别为510.7±8.6Ma(MSWD=0.87)、513.8±5.7 Ma(MSWD=0.38,推荐值507.7±1.3Ma),误差在0.59%和1.20%左右;208 Pb/^(232)Th加权平均年龄分别为496.9±8.6Ma(MSWD=0.596)、499.8±5.6Ma(MSWD=0.37,推荐值497.6±1.6Ma),误差在0.14%和0.44%左右。并利用此条件对黄山花岗岩(HS-1)进行独居石U-Th-Pb测年,其^(207)Pb/^(235)U加权平均值在128.3±2.4Ma(MSWD=0.73),与本次测定该岩体的锆石年龄数据(127.0±2.1Ma,MSWD=0.93)在误差范围内一致,验证了本实验建立的独居石U-Th-Pb定年方法可靠。

人骨中^(232)Th、^(230)Th和^(228)Th含量的测定

本文采用放化分离、电沉积制源、低温半导体α谱仪测量的方法测定了59例正常人(非钍尘作业人员)骨中^(232)Th、^(230)Th 和^(228)Th 的含量。测定结果表明,骨中^(232)Th 和^(228)Th 含量的均值分别为31、23和62 Bq/kg(鲜重),标准差分别为19、18和39 Bq/kg(鲜重),骨中钍所致的平均剂量分别为:^(232)Th,0.031 mrad/a;^(230)Th,0.027 mrad/a ^(228)Th,0.085 mrad/a。骨中^(230)Th 含量与年龄呈相关,吸烟与非吸烟者之间骨中三种钍核素含量差异均不显著。

西藏拉萨河^(232)Th分布特征与所致内照射剂量分析

利用拉萨河中下游和堆龙曲支流16个采样点水样,采用ICP-MS测量水样中的^(232)Th含量,获得了研究区水体中^(232)Th分布特征与所致内照射剂量。结果表明,拉萨河水体中^(232)Th含量低于全国地表水平均含量和世卫组织规定的饮用水标准,但高于长江流域诸河与额尔齐斯河。^(232)Th含量在中游沿程先降后升,在下游波动变化,在堆龙曲支流沿程下降,同时^(232)Th含量随纬度的增大和经度的减小而上升。^(232)Th与Cl^(-)有一定的同源性,与Ca^(2+)、Mg^(2+)、SO_(4)^(2-)、HCO_(3)^(-)及TDS有一定的异源性,说明拉萨河周边碎屑岩颗粒在高温高压、风化等作用下由补给水流向河流输送了^(232)Th和Cl^(-)。拉萨河流域居民由饮水途径所摄入的放射性核素^(232)Th所致的内照射待累积剂量当量平均值低于世卫组织推荐的参考值,说明拉萨河河水的放射性水平是安全的,不会对饮用拉萨河河水的居民和动物造成健康危害。

某铀矿^(238)U、^(232)Th污染土壤分布特征及健康风险评价

为了解某铀矿区周边环境放射性污染特征和对周边居民产生的健康风险状况,对矿区周边农田土壤及溪流沉积物进行采集,测试分析^(238)U和^(232)Th活度浓度,采用箱线图及正态分布分析其活度浓度分布特征,借助地质累积评价模型和潜在生态评价模型,对比农田土壤及溪流沉积物的风险评价,从而完善整个尾矿库周边的评估过程。结果表明,^(238)U、^(232)Th含量变化具有显著相关性,为江西土壤背景值的20~40倍左右。随着离尾矿库距离的增大,污染组分^(238)U、^(232)Th浓度逐渐降低,随后保持稳定。溪流沉积物中的^(238)U、^(232)Th地质累积指数略大于农田土。农田土T1、T2点位距离尾矿库相对较近,土壤污染较为严重,导致地质累积指数结果远高于其他点位,呈现极重度污染。潜在生态风险评价中Er(^(238)U)和Er(^(232)Th)中强生态风险均占50%以上。调查区域出现整体中度程度,局部点位表现出严重污染,建议该地区采取治理措施。

武汉市空气中^(238)U、^(226)Ra、^(232)Th放射性浓度估算

本文报道武汉市空气中^(238)U、^(226)Ra、^(232)Th 放射性浓度的估算结果。空气中^(238)U、^(226)Ra、^(232)Th 的放射性浓度是根据地面空气中铀、镭、钍的主要天然来源是土壤粒子的再悬浮的假定,通过调查测量武汉市土壤中天然放射性核素含量和空气中含尘量,经计算后确定的。我们于1984年4—10月在武汉地区采集了60个土壤样品,调查测量了土壤中天然放射性核素含量,并根据在1981—1985年间采集的7346个空气粉尘样品测得的空气中含尘量,估算出武汉市空气中^(238)U、^(226)Ra 和^(232)Th 放射性浓度的五年平均值分别为24.0、18.9和28.7nBq/L。五年中以1983年的平均值最高,分别为30.4、23.9和36.2nBq/L。以1984和1985年的数据为例,空气中^(238)U、(226)Ra、^(232)Th 放射性浓度呈明显的季节性变化,两年中均以冬季为最高,夏季最低。在武汉市六个城区中,空气中^(238)U、^(226)Ra、^(232)Th 的放射性浓度,以青山区最高,武昌区最低。

平面型高纯锗低能γ谱仪测定铀矿样中^(235)U、^(238)U、^(226)Ra及^(232)Th含量

本文对选用低能γ射线测定铀矿中的^(235)U、^(238)U、^(226)Ra、^(232)Th含量进行了讨论,提出了一种对样品进行自吸收校正的简单准确方法,对铀矿样中的^(235)U、^(238)U、或^(235)U/^(238)U比值测定获得了较高的分析精度和准确度。

武汉市空气中^(232)Th浓度测定

一、前言根据文献[1]的报导,空气中^(232)Th浓度主要依赖于土壤中放射性核素的浓度和土壤的再悬浮因子两个因素。联合国原子辐射效应科学委员会推荐的地面空气中^(232)Th浓度的估算值就基于这一假设。根据这一假设估算空气中^(232)Th含量的文章目前尚不多见。

2020—2022年某伴生放射性矿辐射环境特征分析

按照相关规定,开展伴生放射性矿开发利用企业环境辐射监督性监测。对某一伴生放射性矿开发利用企业连续多年监测,研究分析监测结果变化情况,掌握企业周围辐射水平。于2020—2022年对该企业周围γ剂量率开展现场监测,采集企业排放口、污水总排放口上下游等处水样,分析铀钍总量、226 Ra、总α和总β含量,采集企业下风向厂界、周围环境敏感点等处土壤,以及污水总排放口上下游底泥,分析^(238)U、^(226)Ra、^(232)Th含量。2020—2022年企业排放污水的绝大部分放射性指标均满足相应标准,个别指标整改后已达标;企业周围环境γ剂量率、河流水中铀钍总量和^(226)Ra核素浓度、周围环境土壤放射性指标等大都处于本底水平内;企业厂界个别位置γ剂量率偏高,需做好厂区功能规划、合理堆放放射性物料;个别放射性指标同规律认识有异,需进一步跟踪研究。通过对该企业三年持续监测分析,提出加快完善伴生放射性矿开发利用行业辐射环境标准规范体系建设等建议,保障行业健康有序发展。

多种核素在沉积物中的垂直和平面分布

应用γ谱仪测量了鸭绿江口及黄河口海域沉积物中的多种核素。由于这些区域 ,特别是黄河口 ,沉积速度快 ,泥沙从陆地直接搬运到海底 ,因此 ,2 10 Pb和 2 3 4 Th在沉积物表层均不呈现过剩 ,2 3 8U系的各子体之间基本处于放射性平衡状态。本文中 2 14 Pb的最高比活度是(6 .2 0± 0 .2 1 ) 1 0 - 2 Bq/g,最低为 (3 .0 0± 0 .3 5 ) 1 0 - 2 Bq/g。2 2 8Ac的最高比活度是 (6 .6 0± 0 .5 8)× 1 0 - 2 Bq/g,最低为 (2 .80± 0 .3 8)× 1 0 - 2 Bq/g。诸核素的平面分布与垂直分布均有一定波动 ,这种波动与沉积物的陆源变化及海洋水动力学作用有关。Ra与其他核素比较 ,更容易溶解 ,在地表水形成时 ,Ra已出现过剩。因此 ,在河口沉积物的表层 ,2 2 8Th呈现过剩。这种过剩可用来测河口的沉积速度。世界各主要有核国家已长期停止大气层核试验 ,因此 ,本文测得的 13 7Cs含量相当低 。

伶仃洋第四纪沉积物的铀钍含量和年龄分析

样品采自珠江口伶仃洋海区的５个钻孔。测量了各样品中之Ｕ，Ｔｈ含量、比值及年龄。结果表明，这５个钻孔基底面上沉积之最老年龄距今超过３６０００ａ。

铀钍衰变系核素在土壤侵蚀应用研究的进展

本文对利用铀 ( 2 3 8U)钍 ( 2 3 2 Th)衰变系列中的子体和母体研究泥沙来源和沉积。

热堆制备低放射性233U的钍铀转换方法

233 U比235 U具有更好的燃料特性,是具有潜在重要应用价值的核燃料,但直接使用钍铀或钍钚混合燃料在堆中辐照得到的233 U,含有大量的232 U及234 U,放射性较强,难以像235 U一样作为常规核燃料使用。基于低放射性233 U的制备需求,本文分析了232 Th-233 U转化中U同位素杂质232 U及234 U的产生途径,采用可有效减少232 U生成的热堆辐照思路,研究了热堆制备低放射性233 U的辐照工艺。利用MCNP程序对232 Th样品在西安脉冲堆堆内辐照过程进行建模,分析了辐照时间、冷却时间、多个“辐照-冷却”周期法辐照及中间产物230 Th对辐照产物的影响,给出了西安脉冲堆制备低放射性233 U辐照工艺。研究结果表明,本文制备的低放射性233 U产品中233 U的质量分数为10^-5量级,232 U、234 U与233 U的质量比分别小于10^-6和10^-3,符合低放射性233 U指标要求。

新疆伊犁燃煤灰放射性核素水平与富集因子分析

为了探明新疆伊犁家用燃煤灰放射性核素比活度本底值,分析了新疆伊犁河谷各矿区的48个有效燃煤炉灰样。分析结果表明:燃煤灰238 U、232 Th、226 Ra和40 K比活度范围分别为11.5~682.0、7.5~88.7、11.4~926.0、LLD^372.0Bg/kg;比活度均值分别为104.4、37.6、126.7、101.7Bq/kg。计算得到41对燃煤与燃煤炉底灰放射性核素238 U、232 Th、226 Ra、40 K的富集因子为0.1~26.6、3.3~309.2、0.4~284.0和1.7~225.5,238 U、232 Th、226 Ra相对富集因子为0.01~19.97、0.06~77.9和0.02~54.5。研究表明,此次调查的家用燃煤灰放射性核素数据与其它地区和国家数据相比为最小,燃煤与家用燃煤灰的富集因子与文献报道的相似,根据联合国电离辐射效应委员会统计的全球煤及煤灰背景值资料,此次数据均在正常值范围内。

某钽铌厂及周边土壤放射性水平调查与健康风险评估

为查清厂区及周围土壤环境中放射性污染程度,对该厂周边表层土壤(0~0.3m),以及重污染点0~0.3、0.3~0.6、0.6~0.9m三组土壤中放射性核素^(238)U、^(232)Th、^(226)Ra、^(40)K比活度进行现场勘察和统计分析,查明其在土壤中的分布特征。描述性统计结果表明,在R1点^(238)U比活度最高,为5860Bq/kg,而其余三种核素(^(232)Th、^(226)Ra、^(40)K)含量均是R2处数值高,分别为930、1420、367Bq/kg。在统计结果基础上,采用潜在生态风险指数法与暴露评估模型评价其污染程度和对人体健康危害程度,结果表明,R1、R2两处点位属于强生态风险、R3为中等潜在生态危害,其余点位为轻微生态危害;儿童与成人经呼吸渠道对人体无非致癌风险,而经口摄入途径,儿童均有非致癌高风险,成人在S1点位处为可能存在非致癌风险,其余均有非致癌高风险。

放射性核素在粉煤灰生产利用中的转移规律与安全评价

以某地区8个煤矿和13个燃煤电厂为研究对象,通过室外取样与室内检测,对粉煤灰生产利用中放射性核素^(238)U、^(232)Th、^(226)Ra、^(40)K进行比活度分析和评价。结果表明,在原煤到粉煤灰过程中,4种放射性核素(^(238)U、^(232)Th、^(226)Ra、^(40)K)的富集系数在2.15~3.79,富集系数与燃煤浓缩比基本一致,确定转移系数为3.79;在粉煤灰到粉煤灰砖中,4种放射性核素(^(238)U、^(232)Th、^(226)Ra、^(40)K)的富集系数为0.65~1.04,富集系数与粉煤灰掺比基本相同,确定转移系数为0.70。整个过程放射性核素未发生损失,且不因放射性水平高低影响其转移系数。粉煤灰砖放射性水平评价表明,该地区8类粉煤灰砖符合国家标准要求,适用于任何途径(除X-8外均可作为建筑主体);剩余5类粉煤灰砖仅可用于建筑物的外饰面等与人体接触不密切的建筑上,后续仍需加强该类粉煤灰砖在生产、使用等方面的监督。该地区13类粉煤灰砖的γ辐射吸收剂量率水平较高,但其中6类粉煤灰砖的年有效剂量率低于全国推荐值,表明对人体的辐射危害较小,可以用于建筑材料使用。

我国南海西沙若干岛屿的环境天然γ放射性水平

本文报道1988年对我国南海西沙群岛中的永兴岛、石岛、北岛布设的6个测点的环境天然γ放射性水平的调查结果。结果表明:(1)陆地γ辐射剂量率均值为0.43×10^(-8)Gy·h^(-1),约为广东省相应均值的1/20;(2)表层土壤中^(238)U、^(232)Th、^(226)Ra 和^(40)K 含量的均值分别为28.9、1.2、5.6和9.6 Bq/kg,分别约为广东省相应量均值的1/2.6、1/47、1/9和1/44。此结果证明了珊瑚礁上的天然γ放射性水平是特别低的。

新疆伊犁煤中放射性核素铀、钍、镭、钾比活度

新疆伊犁州直地区燃煤放射性调查的157个有效燃煤样品的放射性核素238U、232Th、226Ra和40K比活度结果表明,数据离散,大小顺序为238U>40K>226Ra>232Th;放射性比活度在各煤田的分布不均,伊北煤田煤中的放射性比活度小于其它煤田;各煤种238U和226Ra比活度为长焰煤>不粘煤>焦煤,232Th与40K为焦煤>长焰煤>不粘煤;伊犁州直地区燃煤中238U、226Ra和232Th比活度低于全国煤炭的平均比活度,而与美国和世界的相当,但40K高于全国煤炭的平均比活度。