放射性活度

摘要： 2021年11月,一批从境外进口的樟子松板材在上海洋山港卸载。货物在通过洋山海关关卡时,触发核辐射警报。海关人员随即对板材进行放射性检测,仪器检测结果为人工核素铯-137。样品送至实验室检测发现,其铯-137的放射性活度超过了国家规定标准。上海海关判定该批货物属于被放射性污染的物品,并于11月30日依法将199.5吨被放射性污染的樟子松板材退运出境。那么,铯-137究竟是一种什么样的物质?它是如何产生的?有哪些用途?对人类有哪些危害?我们又该如何防护呢?

摘要： 【俄罗斯国家原子能集团公司网站2022年4月7日报道】俄罗斯博奇瓦尔无机材料研究所(VNIINM)近日成功研发放射性金属废物去污新方法。核设施退役会产生大量被超铀核素污染的金属废物,而此类废物的贮存和最终处置费用十分高昂。为解决这种废物的去污问题,博奇瓦尔研究人员研发了能将金属放射性活度降至最初值1/350至1/5300的方法:先使用含有络合剂的酸性溶液对金属进行初步去污,然后利用感应坩埚在助熔剂的帮助下对金属进行熔融处理。

摘要： 目的:探讨全自动给药系统在18F-FDG PET/CT显像中的应用价值.方法:选取60例2020年7—8月在某院核医学科行18F-FDG PET/CT检查的患者,随机分为A、B 2组,A组采用常规手动静脉注射给药法注射18F-FDG,B组采用全自动给药系统给药法注射18F-FDG,每组各30例.分析2组受检者的18F-FDG注射前放射性活度、注射后残余放射性活度及实际输注放射性活度与处方放射性活度差等各项数据指标,并比较2组注射18F-FDG的成功率.采用SPSS 18.0软件进行统计学分析.结果:A组注射前放射性活度显著高于B组[(10.47±1.71)MBq vs(9.42±1.60)MBq)];A组注射后残余放射性活度显著高于B组[(0.49±0.26)MBq vs(0.00±0.05)MBq)];A组实际输注放射性活度与处方放射性活度差显著高于B组[(0.34±0.71)MBq vs(0.26±0.04)MBq].A组注射成功率显著低于B组(83.3％vs96.7％).差异均具有统计学意义(P均<0.05).结论:全自动给药系统可减少辐射暴露时间,使实际输注18F-FDG剂量更加精确,从而保证图像定量分析的准确性.

摘要： 为满足小区域供电需求,提出了一种热功率为100 MWt的小型熔盐堆的堆芯概念设计.该设计通过调整堆芯燃料初始装载量,使得反应堆在不添料的条件下可满功率运行1250 d,然后在寿期末进行燃料批处理.针对这种长换料周期的燃耗特性和燃料盐的特点,对该堆在运行期间主回路的放射性核素产量及其来源进行了分析.通过三维蒙特卡罗运输程序的计算软件KENOVI和燃耗分析模块Origen-S,对主回路放射性产物的积存量以及中子能谱等中子学参数进行了分析.结果表明:寿期末该反应堆中放射性活度约为7.36×1018 Bq,其中锕系核素的总活度约为1.47×1018 Bq,裂变产物的总活度为5.89×1018 Bq.裂变产物中惰性气体、碘的同位素及易挥发裂变金属分别为7.35×1017 Bq、9.56×1017 Bq、8.17×1017 Bq;锕系核素239Np同位素占绝大多数,约占锕系核素放射性总量的98％,也是堆运行过程中放射性最大的核素.本文结果可以为小型熔盐堆的反应堆放射性安全管理、燃料后处理以及辐射防护设计提供参考.

摘要： 本文主要介绍了生活饮用水中总α和总β放射性活度检测的影响因素,提出了改善检测人员、设施环境保护的措施,阐述了测量过程中应注意的问题.

摘要： 目的 研究131I治疗分化型甲状腺癌(DTC)患者体内放射性活度及外部剂量水平的变化规律,分析二者之间的关系,并估算400 MBq患者剂量当量率的修正因子.方法 研究对象为43例甲状腺全切术后,首次行131I"清甲"治疗的DTC患者,服药量为1 850～3 700 MBq,平均服药量(2 405±777)MBq.分别于口服131I 后2、6、20、22、24、27、30、44、46、48、54、68及72 h,测定患者的体内剩余放射性活度以及患者前部0.3、1及3 m处的剂量当量率.结果 患者服131I后的体内剩余放射性活度随时间变化函数为A=A0(1.033 16e-0.0624t+0.017 17).可估算出"清甲"治疗的DTC患者有效半减期为12.19 h,体内放射性活度降至400 MBq仅需26.4～38.9 h.患者服用131I后距其0.3、1及3 m的标准化剂量当量率随时间变化函数分别为:H0.3=127.220 7e-0.0548t+3.765 71、H1=30.225 8e-0.0644t+0.824 67、H3=4.161 9e-0.0615t+0.167 97.患者服131I后体内剩余放射性活度与1 m处剂量当量率呈正相关(r=0.982,P＜0.05),函数为H1=0.025A+1.245.DTC患者体内剩余活度分别为1 000、700和400 MBq时,距患者1m处对应的剂量当量率分为26.2、18.7和11.2 μSv/h.估算活度为400 MBq的患者0.3、1及3 m处剂量当量率的修正因子分别为0.25、0.49及0.70.结论 服用131I活度在3 700 MBq以下的DTC患者仅需住院2日便可达到出院标准.当DTC患者体内活度降至400 MBq时,其1m处的剂量当量率远小于25 μSv/h.单纯利用点源公式估算患者周围剂量当量率会造成高估的情况,因此对于公式估算患者周围辐射水平时使用的修正因子还需进一步研究,使模型估算结果更贴合实际情况.

摘要： 福岛事故后,放射性废液的处理受到了高度关注.严重事故后安全壳废液中的核素活度分析是废液处理的前提.根据严重事故后安全壳废液中放射性核素的来源及消减机理,建立了AP1000严重事故安全壳废液中核素活度计算模型,研究安全壳废液中放射性核素活度的变化.结果表明:在堆芯核素向安全壳释放阶段,废液中各组核素活度逐渐增大,随后除镧组核素外,其他各组核素活度随时间逐渐减小,碘总活度降低最快,铯组总活度降低最慢;在事故初期,碘是废液中的主要核素,其次是铯;铯组核素占总活度的份额先减小后增大,而其他组核素占总活度的份额先增大后减小.134 Cs、137 Cs、89 Sr、90 Sr、127 Tem、103 Ru、106 Ru、144 Ce、241 Pu、90 Y、91 Y、95 Nb、95 Zr 衰减很慢,是放射性废液的重要组成成分.

摘要： 利用蒙特卡罗工具(Geant4)探讨了放射性样品测量中活度的计算及修正,首先利用距探头25cm处探测器对点源中不同能量γ射线的实验探测效率与模拟探测效率进行对比,优化探测器Monte Carlo几何模型;再根据对实际测量样品的几何规格测量及材料成分分析建立相应的体源模型,利用单能γ射线和级联γ衰变核素的源项设置计算符合相加修正因子;然后利用体源真空模型和土壤介质模型设置计算自吸收修正因子,利用计算到的探测效率和修正因子对样品进行活度分析,并将计算结果与被检测样品的参考值进行对比.经计算,该方法下土壤样品中241 Am的计算结果与参考值之间的En值大于1,除该核素外,其余核素的En值均小于1,由此表明,基于Geant4建立的探测器Monte Carlo模型可用于放射性样品中核素活度的准确分析.

摘要： HPGeγ谱仪测量固体废物的放射性活度,待测样品的装样高度与密度的差异是引起测量偏差的主要因素,本文提出了一个基于MCNP模拟计算的方法,模拟计算不同样品高度和密度的固体样品在HPGe探测器中测量效率,从而确定样品高度与密度对放射性活度测量偏差的影响.研究发现,样品中越射牲话镀的测量偏差随着装样高度的变化非常明显,而且γ射线的能量越低,样品中放射性活度测量偏差越大.装样高度从6.5cm降低到0.5cm时,137Cs的放射性核素活度测量偏差从12.4％增加到365.5％;对于40K,从8.2％增加至304.6％.放射性活度的测量偏差与样品密度近似线性相关,密度为0.6g/cm3的样品中137Cs、60Co和40K的测量结果分别偏大26.6％、18.7％和17.3％.

摘要： 为了测定与评价土壤中核素90Sr的放射性活度,采用二—(2-乙基己基)磷酸酯萃取放置法对江西省12个国控点位的环境土壤样品进行放射性化学分析测试,测得90Sr的活度范围为1.088～3.734Bq/kg,其结果在0.22～7.22Bq/kg(2008年全国30个省区市土壤中90Sr的监测值)范围内,由此表明江西省各地市国控点位土壤中的90Sr放射性活度属于天然低背景水平,对环境没有较大影响.

摘要： 二-(2-乙基己基)磷酸酯萃取色层法来分析测量土壤中的锶-90时,样品中锶-90的含量根据与其处于放射性平衡的子体核素钇-90的β活度来确定,萃取色层法包括快速法和放置法,为了节约时间大多工作者常采用快速法进行分析.快速法测量锶-90的化学分析过程中,制备的样品源是否为纯的90Y样品源没有判定,测量者无法准确判定样品源中是否完全消除了其他β放射性核素的干扰,这常常使得测量到的β计数高于实际的90Y样品的β计数,而造成最终测量结果偏高.为了检验用上述快速法测量土壤中锶-90活度时得到的90Y样品源是否有β干扰核素，对已知活度的土壤样品进行快速法测量，制备成样品源之后在低本底α/β计数器上每隔2小时测量一次计数率，绘制出样品源的β衰变曲线。样品源衰变曲线中，计数率和时间间隔At（指的是锶钇分离时间到样品源的测量时间之间的时间间隔，决定了90Y的衰变时间）成指数关系，符合90Y的理论衰变规律，90Y的理论衰变常数λY90为0.0108h-1，实际测量值为0.01 h-l，和λY90非常接近。

摘要： 本文分析回收铀贫料的放射性活度随时间的变化情况,并与天然铀贫料的相应值进行对比.利用ENSDF数据库及γ光子辐射特性,分别分析贫料容器单个及两层存储的情况下,距离容器表面不同位置处的外照射剂量率,并与相应存储条件下的天然铀贫料外照射剂量进行对比.

摘要： 基于我国初步开发的高放废物深地质处置概念设计以及我国某设计计算书核素源项数据,自编程序计算了135Cs在缓冲材料(膨润土)中的迁移情况,计算结果表明:5000年到100万年,缓冲材料中135Cs都有一定的活度浓度分布;缓冲材料中内侧(入口处)放射性活度随时间呈先增后减趋势,存在峰值,2～3万年左右峰值出现.缓冲材料中内侧(出口处)核素135Cs放射性活度分布同样遵循随时间先增后减趋势,在早期(3万年左右)就达到峰值,该峰值在700Bq/m3以上;此后出口处放射性活度开始下降,到100万年时约为250Bq/m3.灵敏度分析结果表明:不同的分配系数、扩散系数对135Cs的迁移影响较大,不同的渗透系数、水头对135Cs的迁移影响较小.

摘要： 量热法是直接测量放射性活度的重要方法之一,特别适合于直接测量α,β强放射性活度.美国Mound实验室利用量热计测量氚的活度,1987年研制成功第一台空气槽量热计测量功率2～12W,平均偏差小于0.5％.国际原子能委员会对量热法和称重法测量钚作了比较,称重法测量结果和标准值在-2.6％～-2.0％之内符合.量热法测量结果和标准值在-0.2％～-0.7％之间符合,量热法测量结果好于称重法.1962年中国计量科学研究院开始建立量热计基准.1997年中国计量科学研究院研制的β量热计,测量低能β样品活度的合成标准不确定度小于0.6％.原有的量热计测量不确定度大(约3.0％)、时间长(约12h).近年根据低能β样品(以下简称样品)检测工作需要,从提高测量精度、缩短测量时间、提高工作效率出发研制了新型低能β量热计,目前已经投入使用.低能β量热计主要由真空绝热桶、量热体、纳伏计、数字多用表、双路直流稳压电源、弱电势测量转换器、计算机和控制器几部分组成，。

摘要： 氚水可参加生物新陈代谢,是氚工艺生产线上辐射防护和环境监测的重点核素.由于氚衰变出的β粒子最大能量只有18.6keV,生物半排期只有10d,所以实现超低本底下低水平的氚活度测量是开展相关研究的关键问题.本文对目前国际主流的液闪三光倍管对称符合测氚技术进行总结,从理论上证明了TDCR(三管符合计数与所有两管符合计数比)可近似为系统探测效率,简化了国内现有TDCR技术先参数迭代求解KB常数后求解效率的实验方法,并基于芬兰Hidex300SL液闪装置对非淬灭标准氚水进行方法验证测量,效率达到72.1％,与刻度结果在1％的精度内相符,该方法减少了实验数据的离线处理程序,有效提高了工作效率.

摘要： 氚水可参加生物新陈代谢,是氚工艺生产线上辐射防护和环境监测的重点核素.由于氚衰变出的β粒子最大能量只有18.6keV,生物半排期只有10d,所以实现超低本底下低水平的氚活度测量是开展相关研究的关键问题.本文对目前国际主流的液闪三光倍管对称符合测氚技术进行总结,从理论上证明了TDCR(三管符合计数与所有两管符合计数比)可近似为系统探测效率,简化了国内现有TDCR技术先参数迭代求解KB常数后求解效率的实验方法,并基于芬兰Hidex300SL液闪装置对非淬灭标准氚水进行方法验证测量,效率达到72.1％,与刻度结果在1％的精度内相符,该方法减少了实验数据的离线处理程序,有效提高了工作效率.

摘要： 氚水可参加生物新陈代谢,是氚工艺生产线上辐射防护和环境监测的重点核素.由于氚衰变出的β粒子最大能量只有18.6keV,生物半排期只有10d,所以实现超低本底下低水平的氚活度测量是开展相关研究的关键问题.本文对目前国际主流的液闪三光倍管对称符合测氚技术进行总结,从理论上证明了TDCR(三管符合计数与所有两管符合计数比)可近似为系统探测效率,简化了国内现有TDCR技术先参数迭代求解KB常数后求解效率的实验方法,并基于芬兰Hidex300SL液闪装置对非淬灭标准氚水进行方法验证测量,效率达到72.1％,与刻度结果在1％的精度内相符,该方法减少了实验数据的离线处理程序,有效提高了工作效率.

摘要： 芬兰Hidex300SL是世界首款基于TDCR(三管符合计数与所有两管符合计数比)法绝对测量低水平氚水活度的商业液闪装置,本文基于该装置对标准非淬灭氚水样品进行测量研究,讨论了该装置的符合时间,测量模式等参数对CPM,TDCR,DPM结果的影响,基于优化后的参数条件对空气本底样品进行测量,评估了该装置氚测量的探测下限,为后续环境低水平样品的精确测量提供有益参考.

摘要： 本发明属于放射性物质检测技术领域，涉及一种放射性气溶胶滤膜标准γ源的放射性活度定值方法。所述的定值方法依次包括如下步骤：(1)滴源：将已知放射性活度的放射性溶液滴加在滤膜上进行过滤，(2)压制成型：将过滤后的滤膜放置在底衬滤膜上折叠并然后压制成型，放置过滤后的滤膜的底衬滤膜随后也折叠成同样的形状后按同样的方法压制成型，(3)定值：用滴源放射性溶液的总活度乘以压制成型的滤膜的计数率占压制成型的滤膜的计数率与压制成型的底衬滤膜的计数率的加和的比值得放射性气溶胶滤膜标准γ源的放射性活度定值。利用本发明的放射性活度定值方法，能够使计算得到的放射性气溶胶滤膜标准γ源样品中的放射性活度的定值更加准确。

摘要： 本发明公开了一种核设施固体废物包放射性活度评估方法和系统，所述方法是在放射性废物的产生或处理阶段，记录其易测核素典型γ能谱的对应日期T0，根据放射性废物产生或处理阶段的易测核素典型γ能谱，采用辐射屏蔽计算程序根据放射性废物特征、废物包特征和废物装填特征建立屏蔽计算废物模型，计算出放射性废物中单位量易测核素对废物包表面剂量率测量位置的剂量率贡献值，最后结合测得的废物包表面剂量率计算得到废物包中每种易测核素的活度。与传统的取样实验室放化分析和NDA方法相比，本发明解决了废物包取样和测量困难的问题，且测量评估结果比NDA方法精确度更高。

摘要： 本发明公开了一种核设施固体废物包放射性活度评估方法和系统，所述方法是在放射性废物的产生或处理阶段，建立屏蔽计算废物模型计算出放射性废物中单位量易测核素对放射性废物表面剂量率测量位置的剂量率贡献值，结合放射性废物表面剂量率计算得到放射性废物中各放射性核素的活度，并在将放射性废物处理形成废物包后，根据放射性核素的衰变对废物包中易测核素的活度进行修正，得到每一放射性废物中每种易测核素的修正活度，对全部放射性废物中同种易测核素的修正活度加和得到废物包中该种易测核素的活度。与传统的取样实验室放化分析和NDA方法相比，本发明解决了废物包取样和测量困难的问题，且测量评估结果比NDA方法精确度更高。

摘要： 本公开的实施例提出一种放射性活度测量装置，其包括：储样部，提供样品存储空间；探测部，对待测样品进行活度测量；换样部，设置于所述储样部上方，执行将所述待测样品移动至所述探测部，以及将测量完成的样品移动至所述储样部；以及控制部，与所述储样部、所述换样部以及所述探测部电连接，控制换样和测量；其中，所述换样部包括第一移动件，用于带动样品可移动地往返于所述探测部与所述储样部之间；所述探测部设置第二移动件，用于将所述待测样品移动至测量位置。根据本公开实施例的测量装置，克服了现有技术采用人工换样的不足；同时对测量位置进行调节，能够提供优化的测量时间和测量精度。

摘要： 本发明属于放射性物质检测技术领域，涉及一种放射性气溶胶滤膜标准γ源的放射性活度定值方法。所述的定值方法依次包括如下步骤：(1)滴源：将已知放射性活度的放射性溶液滴加在滤膜上进行过滤，(2)压制成型：将过滤后的滤膜放置在底衬滤膜上折叠并然后压制成型，放置过滤后的滤膜的底衬滤膜随后也折叠成同样的形状后按同样的方法压制成型，(3)定值：用滴源放射性溶液的总活度乘以压制成型的滤膜的计数率占压制成型的滤膜的计数率与压制成型的底衬滤膜的计数率的加和的比值得放射性气溶胶滤膜标准γ源的放射性活度定值。利用本发明的放射性活度定值方法，能够使计算得到的放射性气溶胶滤膜标准γ源样品中的放射性活度的定值更加准确。

摘要： 本公开属于放射性活度计量领域，特别涉及一种放射性活度传递测量装置，包括：屏蔽室、探测器、支撑台和参考源；其中探测器设置在屏蔽室内，并且探测器为井型NaI(Tl)晶体组成的闪烁探测器；支撑台，用于支撑屏蔽室；参考源放置在探测器内。一种放射性活度测量方法，包括：a.开机、预热、检验探测器分辨率；b.对探测器进行能量刻度；c.测量本底能谱；d.测量待测样品能谱；e.读取样品的全谱计数率，得到样品净计数率n；f.将待测样品净计数率n与总效率带入式A＝n/εT中；g.计算得出待测样品活度A。从而实现一种体积小、重量轻的便携式放射性活度传递与测量装置及其测量方法。

摘要： 本发明属于铀矿水化学找矿研究领域，具体涉及一种水中镭放射性活度的测定方法。本发明包括以下步骤：步骤一、地下水样品采集；步骤二、将地下水样品分两组测量氡气浓度，并记录测量时间；步骤三、通过两组测量得到的氡气浓度和测量时间，计算水中镭的放射性活度。本发明基于镭、氡等放射性同位素衰变演化过程，通过采集地下水样品进行两个时间点的氡气浓度值，利用226Ra与222Rn两个同位素之间的放射性活度衰变关系，计算得出水体中226Ra的放射性活度。

摘要： 本发明属于放射性材料活度测量技术领域，具体涉及一种放射性活度测量装置，包括设置在封闭的金属箱体(1)内的样品室(3)和参考室(8)，样品室(3)和参考室(8)的底端密封，顶端开口通过金属端盖(7)密封，样品室(3)和参考室(8)均设置加热装置和温度传感器，样品室(3)用于测量被测样品的热功率；参考室(8)用于测量参考样品的热功率。采用本发明提供的放射性活度测量装置，不需要对被测样品进行特别制样和较多仪器测量修正，可以对放射性的被测样品进行无损测量；在需要较高测量精度时可以采用被动测量方式进行，而在需要快速得到测量结果时，可以采用伺服测量方式。

摘要： 本发明提供一种放射性活度分布监测系统和方法，涉及放射性监测领域。本发明的系统包括线阵型辐射探测器、运动控制单元、信息处理单元、校正模体，所述线阵型辐射探测器扫描获得射线计数分布和能量信息；所述运动控制单元同步上传响应扫描的射线计数分布和所述线阵型辐射探测器的位置信息；所述信息处理单元基于所述校正模体校正，生成活度分布和总活度结果；所述线阵型辐射探测器的位置信息与所述射线计数分布保持一致。本发明提供的放射性活度分布监测系统和方法，可以实现注射放射性核素后对人体内放射性活度分布的实时监控，可应用于SPECT和PET检查过程中患者代谢状况的实时监控，也可应用于使用放射性药物治疗疾病后放射性残留评价。

摘要： 本发明涉及后处理分析技术领域，尤其是涉及一种乏燃料贮存池水样品中α放射性活度浓度的测量方法。该方法将乏燃料贮存池水样品、α放射性标准溶液、酸溶液经过萃取剂萃取分离α，静置或离心分相后，取有机相样品，加入闪烁液，在闪烁瓶中与闪烁液均匀混合发生液闪，再采用液体闪烁计数仪分别测量样品瓶、标准瓶和本底瓶的α计数率，根据液体闪烁计数仪的测量结果计算得到乏燃料贮存池水样品溶液中α放射性活度浓度。本发明能够尽可能消除α和β之间的相互干扰，具有较高的灵敏度，且制样简单、探测效率高、测量结果误差小。