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海水中铯-137的γ能谱测量不确定度评估魏计房;邓春梅;王荣元;王伟;张馨星;姚海燕;张蒙蒙;丁凯【摘要】为科学评价测量结果的可靠性,对海水中137 Csγ能谱分析方法的不确定度进行了评估.根据《化学分析中不确定度的评估指南》,分析不确定度的来源并逐一对各不确定度分量进行了量化,最终计算了合成相对标准不确定度.结果表明,影响海水中137 Csγ能谱测量不确定度的因素分别为样品源137 Cs峰区计数、标准源活度、取样体积、化学回收率、本底137 Cs峰区计数及标准源137 Cs峰区计数,其中样品源137 Cs峰区计数的不确定度贡献最为突出.对于137 Cs活度浓度为1.28 mBq/L的海水样品,其合成相对标准不确定度为9.78％.【期刊名称】《海洋学报（中文版）》【年(卷),期】2018(040)008【总页数】9页(P20-28)【关键词】海水;铯-137;γ能谱;ICP-MS;不确定度【作者】魏计房;邓春梅;王荣元;王伟;张馨星;姚海燕;张蒙蒙;丁凯【作者单位】国家海洋局北海环境监测中心,山东青岛 266033;山东省海洋生态环境与防灾减灾重点实验室,山东青岛266033;国家海洋局北海环境监测中心,山东青岛 266033;山东省海洋生态环境与防灾减灾重点实验室,山东青岛266033;国家海洋局北海环境监测中心,山东青岛 266033;山东省海洋生态环境与防灾减灾重点实验室,山东青岛266033;国家海洋局北海环境监测中心,山东青岛 266033;山东省海洋生态环境与防灾减灾重点实验室,山东青岛266033;国家海洋局北海环境监测中心,山东青岛 266033;山东省海洋生态环境与防灾减灾重点实验室,山东青岛266033;国家海洋局北海环境监测中心,山东青岛 266033;山东省海洋生态环境与防灾减灾重点实验室,山东青岛266033;国家海洋局北海环境监测中心,山东青岛266033;山东省海洋生态环境与防灾减灾重点实验室,山东青岛266033;国家海洋局北海环境监测中心,山东青岛 266033;山东省海洋生态环境与防灾减灾重点实验室,山东青岛266033【正文语种】中文【中图分类】P734.21 引言测量不确定度是由于误差存在而产生的对测量结果不能肯定的程度［1］，它是表征合理的赋予被测量值的分散性，是与测量结果相联系的参数。
核物理学中的裂变产物和中子释放研究在核物理学的广袤领域中，裂变产物和中子释放是至关重要的研究课题。
这不仅关乎到对原子核内部结构和反应机制的深入理解，还在能源生产、医学应用以及环境保护等诸多方面具有深远的影响。
首先，让我们来了解一下什么是核裂变。
核裂变是一个原子核分裂成两个或多个较小原子核的过程，同时伴随着大量能量的释放。
在这个过程中，会产生一系列的裂变产物和中子。
裂变产物多种多样，包括各种放射性同位素。
这些产物的性质和行为对于评估核反应的后果以及处理核废料至关重要。
有些裂变产物具有较短的半衰期，意味着它们在相对较短的时间内就会衰变并减少放射性；而另一些则具有较长的半衰期，可能会在环境中存在相当长的时间，带来潜在的辐射风险。
例如，碘-131 就是一种常见的裂变产物，它在核事故后可能会释放到环境中。
由于其容易被人体甲状腺吸收，可能会对健康造成影响。
还有锶-90 和铯-137 等，它们在土壤和水中的迁移特性以及对生态系统的影响都需要仔细研究。
那么，为什么会有中子释放呢？在核裂变中，中子扮演着关键的角色。
当一个可裂变的原子核吸收一个中子后，会变得不稳定并发生裂变。
同时，裂变过程本身又会释放出多个中子。
这些中子可以继续引发其他原子核的裂变，从而形成链式反应。
中子释放的数量和能量分布对于核反应堆的控制和安全运行具有重要意义。
如果释放的中子过多或过少，都可能导致反应堆失控或者无法维持稳定的能量输出。
在研究中子释放时，科学家们需要考虑许多因素。
例如，原子核的结构和能级、裂变过程中的能量分配以及周围环境对中子的吸收和散射等。
通过对这些因素的深入研究，我们可以更好地预测和控制中子的行为。
对于核物理学中的裂变产物和中子释放的研究，实验手段是不可或缺的。
科学家们利用各种探测器和仪器来测量裂变产物的种类、数量和放射性强度，以及中子的能量和通量。
其中，一种常用的技术是使用闪烁探测器来检测放射性粒子的辐射。
通过分析探测器输出的信号，我们可以获取有关裂变产物的信息。
我国高放废液中铯分离研究进展王建晨;陈靖【摘要】由于高放废液的放射性强、毒性大、组成复杂,从高放废液中分离铯是一个世界性难题.多年来国内外研究者一直在探索研究从高放废液中分离铯的方法,开发适合工业应用的铯分离技术,以解决从高放废液中分离铯的难题.一方面,我国现存的生产堆高放废液,浓缩倍数大、盐分高、放射性强,长期贮存风险大,需要进行妥善处理;另一方面,随着我国核电的快速发展和民用核燃料后处理的工业化,动力堆高放废液的处理问题也日益突出.针对这些需求,我国科技工作者们开展了大量从高放废液中分离铯的研究工作,取得了系列研究成果.近几十年来我国主要开展了离子交换、萃取色层和溶剂萃取分离高放废液中铯的研究,先后开发了亚铁氰化钛钾离子交换分离工艺以及杯芳烃冠醚萃取分离工艺,并进行了热实验验证以及台架实验.杯芳烃冠醚从高放废液中萃取分离铯的工作不但具备了工程应用的技术条件,也走在了世界前列.【期刊名称】《核化学与放射化学》【年(卷),期】2019(041)001【总页数】13页(P27-39)【关键词】高放废液;分离;铯【作者】王建晨;陈靖【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院,北京 100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京 100084【正文语种】中文【中图分类】TL941.1;O615.11乏燃料后处理产生的高放废液(HLLW)因其集中了乏燃料中99%以上的放射性核素，如含有锕系元素(镎、钚、镅、锔)、长寿命裂变产物核素(129I、99Tc)和高释热核素(90Sr、137Cs)等，有很高的放射性和很大的毒性，对人类和环境造成长期的潜在威胁，其处理处置问题倍受关注。
我国暂存的生产堆高放废液，高倍浓缩，盐分高，放射性强，存在安全隐患，需要尽快进行妥善处理处置。
同时，随着我国核电的高速发展和商业核燃料后处理的实施，动力堆高放废液的处理处置问题也日益突出。
为了减少放射性废物辐射的长期危害，缩短放射性废物达到环境允许水平的时间，消除公众的疑虑，从20世纪70年代以来，人们提出了一种新的高放废物“分离-嬗变”(partitioning and transmutation，简称P-T)处理方法[1-2]：将高放废液中的锕系元素和长寿命裂变产物分离出来制成靶件，放到嬗变装置(加速器或核反应堆)中辐照，使之嬗变成短寿命的或稳定的核素，从根本上消除放射性的长期危害。
第23卷第7期2011年7月化学进展PROGRESS IN CHEMISTRYVol．23No．7Jul．2011收稿：2011年5月，收修改稿：2011年6月*Corresponding authore-mail ：yeguoan@ciae．ac．cn核燃料后处理技术发展及其放射化学问题叶国安*张虎（中国原子能科学研究院北京102413）摘要从化学分离手段的改进、后处理的对象变化、与分离功能的拓展等方面较为系统地阐述了核燃料后处理技术发展过程及技术特点；以先进核能系统中分离嬗变为目标，概括总结了从第二代后处理技术向第三代和第四代后处理技术发展过程中Purex 流程、后续的分离工艺与处理快堆元件的干法后处理工艺中的主要放射化学问题。
关键词后处理Purex 流程次锕系元素长寿命裂变产物元素干法后处理中图分类号：TL941文献标识码：A文章编号：1005-281X （2011）07-1289-06A Review on the Development of Spent Nuclear FuelReprocessing and Its Related RadiochemistryYe Guoan *Zhang Hu（China Institute of Atomic Energy ，Beijing 102413，China ）AbstractThe development and its corresponding technical features of spent nuclear fuel reprocessing werereviewed systematically according to the changes of its applications to different spent fuels and separation improvements．Aiming at the partition and transmutation （P＆T ）technologies in future advanced nuclear energy system ，the improvements of the Purex process from Generation Ⅱreprocessing to Generations Ⅲand Ⅳreprocessing were highlighted．The key radiochemical issues which should pay much attention in the Purex process and following partition processes as well as the dry reprocessing for spent nuclear fuel of fast reactors were summarized．Key wordsreprocessing ；purex process ；minor actinides ；long-lived fission products ；dry reprocessingContents1Introduction2Development of reprocessing technologies 3Reprocessing for P＆T4Radiochemical issues for further explorations1引言积极发展核电是我国能源的长期重大战略选择，核电可以成为我国能源的一个绿色支柱。
㊀第43卷㊀第5期2023年㊀9月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.43㊀No.5㊀㊀Sep.2023㊃辐射防护监测㊃海水中137Cs 和90Sr 分析的实验室间比对林㊀静,黄德坤,倪甲林,纪建达,钟强强,张金钊,于㊀涛(自然资源部第三海洋研究所海洋生态环境预警监测研究室,福建厦门361005)㊀摘㊀要:为提高海洋环境放射性核素监测水平,开展了海水中137Cs 和90Sr 的实验室间测量比对活动㊂137Cs 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㊁精密度和正确度均满足比对要求,比对评价结果均为 合格 ;90Sr 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 ㊂本次比对活动,各参比实验室的整体比对结果良好㊂关键词:海水;137Cs ;90Sr ;放射性;比对中图分类号:X830.2文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2022-08-11基金项目:崂山实验室科技创新项目(LSKJ202202901);自然资源部第三海洋研究所基本科研业务费专项资金资助项目(海三科2022005)㊂作者简介:林静(1985 ),女,2008年毕业于厦门大学化学专业,2011年硕士毕业于厦门大学海洋化学专业,工程师㊂E -mail:linjing @通信作者:于涛㊂E -mail:yutao@㊀㊀自然界中的137Cs 和90Sr 主要来源于核试验的全球沉降㊁核事故的释放和核燃料循环后段设施运行的排放[1]㊂137Cs 和90Sr 的物理半衰期分别为28.80a 和30.05a,是核裂变产物中的主要核素㊂由于它们具有产额高㊁半衰期较长㊁毒性大㊁分布广等特性,因此是辐射环境监测中重点关注的核素[2-4]㊂国内行业标准‘水和生物样品灰中铯-137的放射化学分析方法“(HJ 816 2016)[5]采用磷钼酸铵富集法进行浓集,用β计数法测量水样中的137Cs㊂由于γ能谱法不需要复杂的化学分离,方法简单且易于测量,因此在环境样品137Cs 测量中的应用越来越广泛[4,6]㊂我国海洋行业标准‘海洋环境放射性核素监测技术规程“(HY /T 235 2018)[7]中海水137Cs 的分析也是采用γ能谱分析方法㊂国内外关于水样中90Sr 的分析方法主要有萃取色层法㊁发烟硝酸法㊁溶剂萃取法㊁Sr-Spec 树脂法和离子交换法等[7-9]㊂发烟硝酸法适用性较广,分析结果可靠㊁稳定,但步骤繁琐㊁耗时较长,且使用的试剂对操作人员有害,废液也不易处理,因此目前使用较少;离子交换法操作时间较长㊁回收率低,且需严格控制pH 值才能获得较好的分离效果,这些缺点影响了该方法在分离过程中的应用[10];溶剂萃取法流程简单㊁分离纯化效果好,但萃取剂用量大,会对操作人员和环境造成一定的危害;萃取色层法操作简单㊁测量结果准确,样品量较少时,可优先选用该方法;Sr-Spec 树脂法具有快速㊁高效的优点,在国际上已广泛应用于环境样品中90Sr 的分析㊂为了评估海水中137Cs 和90Sr 的分析测量能力,提高海洋环境放射性核素监测水平,2020年开展了海水中放射性核素分析比对活动,比对内容为海水中90Sr 和137Cs 的分析测量㊂本次比对活动共有13个实验室报名参加(其中只有12个实验室参加137Cs 的分析比对),各参比实验室均分布在沿海地区并长期承担辐射环境监测工作㊂文中各参比实验室以实验室代码的形式出现,代码为N01~N13㊂本文主要介绍了此次比对活动的相关情况,分析海水中137Cs 和90Sr 的实验室检测能力水平,并对分析测量中存在的问题进行分析讨论㊂1㊀材料与方法1.1㊀试剂和仪器㊀㊀137Cs 标准溶液:质量活度浓度为8.77kBq /g,参考日期为2020年3月5日,俄罗斯Ritverc 公司㊃584㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期提供;90Sr标准溶液:质量活度浓度为3.85kBq/g,参考日期为2013年1月1日,德国Physikalisch-Technische Bundesanstalt公司提供;Cs载体溶液: CsCl,[Cs+]=10.0mg/mL㊂高纯锗γ能谱仪(BE6530型):探测器相对效率为60%,分辨率(FWHM)对1332.5keV射线好于2.2keV,美国Canberra公司㊂低本底α/β计数器(MPC9604型):对90Y的探测效率约为48.9% (2π),美国Ortec公司㊂1.2㊀比对样品的制备1.2.1㊀比对样品的配制㊀㊀本次比对的比对样品为掺标样品,配制比对样品所采用的海水为厦门近岸的海水样品㊂具体的配制过程如下:100kg海水样品经0.45μm滤芯过滤后,按1kg海水加入1mL浓盐酸的比例对样品进行酸化,向海水中加入204Bq的137Cs标准溶液㊁122Bq的90Sr标准溶液以及100mL的Cs载体溶液,充分搅拌至均匀,配制掺标样品㊂将掺标样品分装于塑料桶中,每份样品为5kg,共20份比对样品㊂1.2.2㊀均匀性检验㊀㊀本次比对的样品为海水样品,相对于固体样品则更容易实现均匀㊂采用随机抽样的方法从所配制的20份比对样品中抽取3个样品用于均匀性检验[11]㊂参照‘海洋环境放射性核素监测技术规程“(HY/T235 2018)[7]规定的方法对样品中137Cs和90Sr质量活度浓度进行分析㊂3份比对样品137Cs质量活度浓度的相对标准偏差为1.20%,90Sr为1.58%,结果表明本次比对活动配制的比对样品具有良好的均匀性㊂1.2.3㊀比对样品参考值的确定㊀㊀分别取60kg和40kg已过滤酸化的厦门近岸海水样品用于分析海水中137Cs和90Sr的本底水平㊂厦门近岸海域海水中137Cs和90Sr的质量活度浓度分别为1.43mBq/kg和0.86mBq/kg,相较于比对样品中加入的137Cs和90Sr标准溶液的活度,本底可忽略不计㊂根据比对样品中加入的137Cs和90Sr标准溶液的活度,计算出比对样品中137Cs和90Sr质量活度浓度的参考值和不确定度(如表1所示)㊂不确定度的计算主要考虑了由标准溶液引入的不确定度㊁配制比对样品过程中引入的不确定度以及比对样品的不均匀性引入的不确定度[12-13]㊂表1㊀比对样品参考值和扩展不确定度Tab.1㊀Values and expanded uncertainties ofthe inter-comparison samples1.3㊀样品发放㊀㊀2020年10月,将13份比对样品邮寄给各参比实验室,各实验室赋予唯一性代码,并要求各实验室在30个工作日内反馈结果㊂1.4㊀比对方法㊀㊀本次比对活动要求各实验室采用放射化学分析方法进行比对样品的检测和分析,可采用国家环境保护标准㊁国家标准㊁其他部门行业标准或国际标准参加比对活动㊂1.5㊀评价方法㊀㊀此次比对评价方法是参照国际原子能机构(IAEA)组织的国际比对项目,对于数据的评估既要对准确度进行评估,也对测量的正确度和精密度进行评估,结果评定以总评价结果为准㊂采用的评价方法及计算公式如下[14-15]:1.5.1㊀准确度评价㊀㊀相对偏差(BR)的计算公式如下:BR=a analyst-a refa refˑ100%(1)式中,a analyst和a ref分别为参比实验室的测量结果和比对样品参考值㊂BR的绝对值必须小于或等于最大可接受相对偏离(MARB),则准确度评价结果为 合格 ㊂MARB对137Cs和90Sr分别为20%和25%㊂1.5.2㊀精密度评价㊀㊀精密度(P)的计算公式如下:P=U refa ref()2+U analysta analyst()2éëêêùûúú1/2ˑ100%(2)式中,U analyst和U ref分别为参比实验室测量结果和比对样品参考值的不确定度㊂P必须小于或等于可接受精密度限值(LAP),则精密度评价结果为 合格 ㊂LAP对137Cs和90Sr分别为20%和25%㊂1.5.3㊀正确度评价㊀㊀正确度的评价准则如下:㊃684㊃林㊀静等:海水中137Cs和90Sr分析的实验室间比对㊀|BR|ɤa analysta refˑ1.96ˑP(3)若满足条件,则正确度评价结果为 合格 ㊂其中, 1.96为95%置信水平下的临界值㊂1.5.4㊀总评价㊀㊀比对结果总评价标准如表2所列㊂如果准确度㊁精密度和正确度评价结果均为 合格 ,则总评价结果为 合格 ㊂如果准确度评价结果为 合格 ,精密度和正确度中的一项或两项评价结果为 不合格 ,则总评价结果为 警告 ㊂如果准确度评价结果为 不合格 ,则总评价结果为 不合格 ㊂表2㊀比对结果总评价标准Tab.2㊀Performance evaluation criteria2㊀结果与讨论2.1㊀海水中137Cs的比对结果㊀㊀12个参比实验室提交的海水中137Cs的比对结果如图1所示,测量结果均已修正到参考值的参考日期㊂各参比实验室均采用‘水和生物样品灰中铯-137的放射化学分析方法“(HJ816 2016)[5]规定的放射化学分析方法对海水中的137Cs进行分析㊂结果表明海水中137Cs测量结果与参考值的相对偏差为-2.99%~5.97%,其绝对值均小于137Cs的最大可接受相对偏离(20%),各参比实验室137Cs测量的准确度评价结果均为 合格 ㊂精密度为3.78%~12.85%,均小于137Cs 的可接受精密度限值(20%),137Cs测量的精密度评价结果均为 合格 ㊂根据正确度评价准则不等式,137Cs测量的正确度评价结果均为 合格 ㊂因此,12个参比实验室海水中137Cs比对的总评价结果均为 合格 ,合格率为100%㊂2.2㊀海水中90Sr的比对结果㊀㊀13个参比实验室提交的海水中90Sr的比对结果如图2所示,测量结果均已修正到参考值的参考日期㊂其中实验室代码为N06和N12提交图1㊀137Cs的相对偏差Fig.1㊀Relative deviation of137Cs forthe inter-comparison图2㊀90Sr的相对偏差Fig.2㊀Relative deviation of90Sr for the inter-comparison 的90Sr测量结果为采用‘水和生物样品灰中锶-90的放射化学分析方法“(HJ815 2016)[8]中的快速法和发烟硝酸法进行测量的结果的平均值,其余实验室均采用快速法对海水中的90Sr进行分析㊂结果表明海水中90Sr的测量结果与参考值的相对偏差为-41.58%~3.96%,其中实验室代码为N11测量结果的相对偏差绝对值大于90Sr的最大可接受相对偏离(25%),其余实验室测量结果的相对偏差绝对值均小于90Sr的MARB值,因此实验室代码为N11的90Sr准确度评价结果为 不合格 ,其余实验室90Sr测量的准确度评价结果为 合格 ㊂90Sr测量结果的精密度为7.52%~13.92%,㊃784㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期均小于90Sr的可接受精密度限值(25%),因此90Sr 测量的精密度评价结果均为 合格 ㊂根据正确度评价准则不等式,90Sr测量结果的正确度评价结果均为 合格 (除N11外)㊂因此,实验室代码为N11的海水中90Sr测量的总评价结果为 不合格 ,其余12个比对实验室海水中90Sr测量的总评价结果为 合格 ,合格率为92%㊂各参比实验室海水中137Cs的测量结果与参考值的相对偏差均小于6%,比对结果良好㊂大多数参比实验室的90Sr测量结果低于比对样品的参考值㊂海水中90Sr的测量结果偏低可能是由于在样品处理过程中对其他常规元素如铁㊁钙等杂质的分离不完全,造成钇的化学回收率偏高,导致90Sr 的分析结果偏低[16]㊂建议可用质谱或光谱测量钇的化学回收率取代各参比实验室所采用的称重法,减少其他可能引入的干扰,使分析结果更为准确[1]㊂3 结语与建议㊀㊀本次比对活动,共有12个实验室参加海水中137Cs的比对,比对评价结果均为 合格 ,合格率为100%㊂共有13个实验室参加海水中90Sr的比对,有1个实验室比对评价结果为 不合格 ,其余12个实验室为 合格 ,合格率为92%㊂本次比对结果可在一定程度上反映出海水中137Cs和90Sr 的检测能力现状,表明各参比实验室整体上具备较好的检测能力和质量管理水平㊂制备好比对样品是确保比对活动有效性的关键环节,比对样品的制备包括比对样品的配制㊁均匀性和稳定性检验㊁比对样品的定值等步骤㊂通过分析本次比对活动过程中存在的不足,提出如下建议:(1)本次比对样品是通过测定137Cs和90Sr的活度浓度进行均匀性检验,所需的样品量较大,因此,用于均匀性检验的样品数较少㊂建议可通过测定比对样品中的铯含量进行均匀性检验,取样量为1~10mL㊂参照‘能力验证样品均匀性和稳定性评价指南“(CNAS-GL03)[17]执行,采用单因子方差分析法(F检验法)或S Sɤ0.3σ准则进行均匀性检验㊂(2)为避免比对结果评价中出现不合格结果的原因出于样品本身,须保证用于实验室间比对的比对样品是稳定可靠的㊂因此,建议通过测定比对样品中的铯含量,参照‘能力验证样品均匀性和稳定性评价指南“(CNAS-GL03)[17]执行,采用t 检验法进行比对样品的稳定性检验㊂参考文献:[1]㊀廖运璇,卢瑛,涂兴明,等.环境水体中90Sr和137Cs的监测方法[J].核化学与放射化学,2018,40(1):62-66.LIAO Yunxuan,LU Ying,TU 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铯137在土壤中的分布、迁移及应用综述潘玉梅;艾美荣;曾嘉;白银萍【摘要】土壤中铯元素主要来源于核武器实验、核反应堆的放射性废物以及核电站核泄漏和核燃料处理厂的放射性废液.在土壤研究中,主要利用放射性核素铯137(137Cs)进行土壤侵蚀研究,能够简便、快速、准确地获取土壤流失、沉积和空间重新分布等详细信息.该文重点介绍了铯137(137Cs)在土壤中的分布及迁移特征与铯元素在土壤研究中的应用,探讨了铯元素在应用中存在的问题,并对后续的研究进行了展望.【期刊名称】《安徽农学通报》【年(卷),期】2019(025)007【总页数】3页(P66-67,73)【关键词】放射性铯;土壤侵蚀;分布【作者】潘玉梅;艾美荣;曾嘉;白银萍【作者单位】西南科技大学生命科学与工程学院,四川绵阳 621000;永州市环境保护科研所,湖南永州 425000;西南科技大学生命科学与工程学院,四川绵阳 621000;西南科技大学生命科学与工程学院,四川绵阳 621000【正文语种】中文【中图分类】X531860年德国化学家本生（R.W.Bunsen）和基尔霍夫（G.R.Kirchhoff）在研究矿泉水的光谱时发现新的元素谱线，根据光谱线的颜色按拉丁文caesius（天蓝色）命名为cesium。
1881年赛特贝格（C.Setterberg）在电解氯化铯-氰化钡混合熔盐时，首次制得金属铯。
铯是最活泼的金属之一，它有16种核素，其中核素134Cs、137Cs是2种裂变产物，两者都是中毒性核素，具有很强的放射性，铯137（137Cs）是铯的所有核素中放射性最强的核素。
137Cs在工业［1］、军工［2］、医用科学［3］研究领域均有广泛的用途，还可用作同位素示踪核素等方面［4］。
除此之外，人类健康也受其影响［5］，137Cs已经成为了研究热点。
1 土壤中137Cs的来源及分布特征1.1 土壤中137Cs的来源土壤中137Cs主要来自核武器试验［6］、核反应堆的放射性废物以及核电站核泄漏和核燃料处理厂的放射性废液［7］。
水产品中137Cs的不确定度评定作者：张君张宏宏王冬妍周长民穆姣姣来源：《农业科技与装备》2022年第02期摘要：為确保水产品中137Cs测琮结果准确，利用高纯锗γ能谱仪评定其活度水平及不确定度。
试验结果表明，A类不确定度主要来自测量重复性，B类不确定度来自仪器设备、标准放射源和样品质量。
取包含因子k=2，当137Cs为72.6 Bq/kg时，扩展不确定度为8.1 Bq/kg。
关键词：不确定度;高纯锗γ能谱仪;137Cs中图分类号：TL817+2 文献标识码：A 文章编号：1674-1161（2022）02-0029-02福岛核电站将核污水排放在大海中后，人们对水产品中的放射性污染物成尤为关注。
监测数据显示，西太平洋受核泄漏事故影响，其水产品中偶有检出137Cs，其半衰期为30.08 a，影响较为持久。
我国的《食品中放射性物质限量浓度标准》（GB 14882-1994）规定鱼虾类人工放射性元素137Cs限量浓度为8.0×102 Bq/kg，评定水产品中的137Cs活度水平及不确定度，能够在出现137Cs限量浓度时，保证结果准确可靠。
为此，采用高纯锗γ能谱仪评定水产品中的137Cs活度水平及不确定度，为准确测定水产品中的放射性污染物137Cs提供数据参考。
1 材料与方法1.1 主要原料海虾为市售。
1.2 仪器与设备A66-BW高纯锗γ能谱仪：美国ORTEC公司;JJ500电子天平：常熟双杰测试仪器厂; SXZ-10-12箱式电阻炉：上海一恒科技有限公司;DHG-9145A电热恒温鼓风干燥箱：上海一恒科技有限公司;水产品灰监测效率标准源：中国计量科学研究院电离辐射计量科学研究所。
1.3 试验方法样品去外壳，取软体称量后，在103 ℃烘干至恒重，通过干法灰化，炭化阶段缓慢升温，炭化后快速使温度升到400 ℃灰化，灰化好的样品在干燥器内冷却称重，并计算灰样比。
选择与标准放射源相同规格、相同材质、未被放射性污染的样品盒。
浅析水中铯 -137放射化学分析方法的不确定度评定摘要：本文系统的讨论了铯-137放射化学分析方法的不确定度，得出该分析方法的不确定度主要包括仪器探测效率不确定度、样品取样体积不确定度以及样品测量不确定度与样品化学回收率不确定度等。
研究样本是137Cs活度浓度为0.0035Bq/L的水，相对合成标准不确定度为5.9%。
关键词：不确定度；137Cs；评定1试验分析1.1仪器与试剂试验中主要使用了LB4200低本底α/β检测仪与电子天平两种测量仪器。
试验中使用的试剂包括：磷酸氢二铵、碘化铋、硝酸铵、硝酸、钼酸铵、氯化铯、柠檬酸、无水酒精、冰醋酸、氢氧化钠、137Cs标准溶液（浓度为12.7 Bq ／g)。
需要注意的是，试验中使用的水需要进行去离子处理，试验中用到的0.1mol/L的Hcl溶液、2mol/L的NaOH溶液以及磷钼酸铵溶液等需要在试验中根据需要现场调制。
1.2试验步骤1.2.1 配制Cs载体溶液将25.34g Cscl置于容积为500ml的烧杯内，加入一定量的去离子水，将得到的溶液倒入容积为1000ml的容量瓶内，取浓度为0.1mol/L的盐酸溶液进行稀释，得到试验需要的铯载体溶液。
量取8ml的铯载体溶液等分成4份并置于锥形瓶内，先后加入1ml的硝酸和5ml的高氯酸，加热直到产生黑烟为止，然后自然冷却到室温状态。
倒入15ml的无水酒精，充分搅拌后放在冰水中冷却10分钟。
1.2.2 仪器效率刻度取4个等容积的烧杯，分别加入0.4ml、0.6ml、0.8ml和1.0ml的铯载体溶液，并在每个烧杯中加入等量的137Cs标准溶液，使用冰水浴冷却，再加入2.5ml 的碘铋酸钠溶液与2ml的冰醋酸溶液。
待烧杯中出现沉淀后将混合液倒入漏斗（内部垫有已知重量的滤纸）中过滤，得到沉淀后使用冰醋酸和无水酒精清洗并进行干燥处理，使用电子天平称到恒重量为止。
样品制备完成后放置在测量盘中，使用低本底α/β检测仪测量其计数率，并分别将4组计数率除以经铯化学回收率校正后的137Cs衰变率，得到探测效率。
裂变放射性核素90Sr、137Cs分离的研究进展张华明;李兴亮;杨玉山;钟文彬【期刊名称】《同位素》【年(卷),期】2009(022)004【摘要】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.【总页数】10页(P237-246)【作者】张华明;李兴亮;杨玉山;钟文彬【作者单位】中国工程物理研究院,核物理与化学研究所,四川,绵阳,621900;西南科技大学,核废物与环境安全国防重点学科实验室,四川,绵阳,621010;中国工程物理研究院,核物理与化学研究所,四川,绵阳,621900;西南科技大学,核废物与环境安全国防重点学科实验室,四川,绵阳,621010;西南科技大学,核废物与环境安全国防重点学科实验室,四川,绵阳,621010;中国工程物理研究院,核物理与化学研究所,四川,绵阳,621900;西南科技大学,核废物与环境安全国防重点学科实验室,四川,绵阳,621010【正文语种】中文【中图分类】TL25【相关文献】1.90Sr、137Cs在河流-沉积物体系的吸附规律研究进展 [J], 韩宝华;李建国2.裂变产物90Sr,137Cs,144Ce在土壤—植物... [J], 朱永懿;裘同才3.南海珠江口海区人工放射性核素90Sr,137Cs分布特征的研究 [J], 刘怀;陈炽4.用于放射性核素吸附分离的有机多孔材料研究进展 [J], 徐杨; 王鹏; 赵敏; 牛智伟; 潘多强; 吴王锁5.用于90Sr、137Cs分离的磷酸锆插层复合离子交换剂研究进展 [J], 牟婉君;余钱红;陈柏桦;李兴亮;魏洪源;杨宇川;彭述明因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
