核事故应急分析, 要求迅速判断污染核素的种类、活度, 对人体造成的内照射剂量, 以便采取应急救治措施, 包括放射性污染的洗消和放射性核素的促排等等。目前国外普遍采用全身计数器直接活体测量Y放射性核素, 以及尿样分析包括γ谱分析(有关的各种γ放射性核素)、液闪测定(³H、¹⁴C等)、放化分离-β测量(⁸⁰Sr、⁹⁰Sr等)、放化分离-α谱分析(²²⁸Ra、²³²Th及超铀元素、超钚元素)等。在我国目前全身计数器尚未普及的情况下, 尿样分析显得更为重要。由于所需设备比较普及, 随着分析方法的不断完善, 可广泛应用于核事故的应急分析及内照射剂量的估算。

Ge(Li)γ谱仪由于分辨率尚, 是非破坏性的分析, 在事故情况下, 可以直接测定, 能同时分析几乎所有的γ放射性核素, 达到快速分析的目的, 因此成为核事故应急分析及内照剂量估算的重要手段。

实验部分 (一) 仪器与试剂

1.S-80Ge(Li) γ谱仪, 美国CANBERRA公司生产, 其能量分辨率为2.0keV, 相对效率20%, 峰康比为47.4, 铅室厚10cm老铅, 内衬3mm铜板和5mm有机玻璃板, 内腔容积45×45×50cm³, 在50keV~2 MeV能量范围内积分本底1.6计数/S。

2.塑料环形测量杯, 由卫生部工业卫生实验所提供。

3.²²Na, ⁵⁴Mn, ⁵⁷Co, ⁶⁰Co, ⁶⁵Zn, ⁸⁸Y、¹⁰⁹Cd, ¹³³Ba, ¹³⁷Cs, ²¹⁰Pb, ²⁴¹Am等放射性核素的标准溶液, 均由上海市计量局提供。

(二) 标准源的制备与能量~效率刻度曲线的绘制, 详见参考文献^[1] (三) 样品制备、测量及计算

收集24小时尿样, 混匀, 量得总体积, 然后从中量取460ml尿样放入塑料环形测量杯中( 测量杯预先用含稳定载体的稀硝酸溶液浸泡过), 用Ge(Li) γ谱仪直接测量, 求得604.7、795.8、661.7keVγ射线特征峰的净面积计数。然后根据能量~效率刻度曲线^[1], 查出它们的探测效率, 代入下式, 迅速给出样品的比活度:

式中Ai-24小时尿样中待测核素的活度(Bq),

Si-在测量时间T内, 待测核素γ射线特征峰的净面积计数;

Fi-待测核素γ射线特征峰的探测效率;

Yi-待测核素γ射线特征峰的发射率;

t-样品采集到测量的间隔时间(d);

Ti_1/2-待测核素的半衰期(d);

T-样品测量时间(S);

0. 46-测量样品的体积(L):

V-24小时尿样的总体积(L)

结果及讨论

实验结果见表 1。

根据Cs尿排泄方程: Ys(t)=0.1e^-0.693t+0.005e^-0.06t[2]求出尿样采集时刻的排泄分数, 将该时刻的铯含量除以排泄分数, 即得一次采样求得的初始摄入量, 对¹³⁴Cs还作了衰变校正, 计算结果见表 2。

由表 2中得到q₀(¹³⁴Cs):q₀(¹³⁷Cs)=0.426, 该数值与事故时¹³⁴Cs与¹³⁷Cs的比例接近。

我们采用文献^[3]中报道的数据:

D₁₃₇=1.321×10^-8Sv·y^-1, D₁₃₄1.723×10^-8Sv·y^-1, D为人体一年中摄入1 Bq ¹³⁴Cs或lBq¹³⁷Cs所致内照射年剂量当量。由计算得到¹³⁷Cs的年剂量当量为80.2 μSv, ¹³⁴Cs为44.5μSV, 总计为124.7μSv。低于⁴⁰K对人体产生的180μSv年有效剂量当量^[4]、由于剂量不大, 我们未作铯的促排处理。

89年2月11~12日(即事故后2.8年), 我们又作了随访采样测定, 结果表明24小时尿样中¹³⁴Cs、¹³⁷Cs均已降到本底水平。先前的乏力, 头晕嗜睡症状也全部消失。

由上述结果可以看出:

1.核事故受轻度污染的人员, 在事故后一年多仍能明显地测出¹³⁴Cs、¹³⁷Cs, 在未作促排处理的情况下, 2.8年后尿中¹³⁴Cs、¹³⁷Cs降至本底。

2.在核事故的初期, 尿中会含有其它更多的γ放射性核素。因此, 用Ge(Li)γ谱仪快速测定尿样中γ放射性核素含量, 在事故初期, 对内照射剂量的估算, 会有更为积极的意义。

综上所述, 用Ge(U)γ谱仪测定核事故后尿样中¹³⁴Cs、¹³⁷Cs的含量, 方法简便、快速, 可用于内照射剂量的估算。