一、尿中钚的快速测定（论文文献综述）
张慧芳,刘红艳,任越,李幼忱,王仲文[1]（2019）在《基于钚内照射剂量重建的尿钚分析方法》文中研究表明钚的内照射剂量可通过生物样本的测定结果和摄入滞留或排泄函数修正的办法来确定。本文从原理、方法学、在剂量重建中的应用几方面综述了尿钚分析方法。尿钚分析方法主要包括α谱仪分析方法、裂变径迹分析方法,电感耦合等离子体、热电离、加速器等质谱分析方法,每种方法优势不同。本文可为基于钚内照射剂量重建尿钚分析方法的选择提供参考。
朱震南[2]（1977）在《尿中钚的快速测定》文中提出本文提供一种快速的分析尿中钚的方法。取一定量的尿样,加入浓硝酸使其酸度为7—7.5N,加入定量的聚苯乙烯三甲胺氯型树脂吸附。用7N HNO3淋洗,并用抗坏血酸和稀硝酸混合液解析,解析液在约24伏,350毫安条件下,电沉积1.5小时,凉干后用FJ-332a低本底探测仪测量。50毫升假尿中加入250蜕变/分其回收率为82.1±3.8％,人尿为75.54±5.3％。可在500毫升假尿中探测0.05蜕变/分,回收率为69±4.9％。化学操作时间为5—6小时。 该法快速,简便,易操作。可用于尿中钚的常规监测和河流之本底调查。
许毅炜[3]（2018）在《MOX燃料芯块制造实验线辐射防护技术应用与验证》文中认为我国西北地区建成的首个用于MOX燃料芯块制造实验研究的实验线,是我国实施MOX燃料芯块制造技术重要的研究试验平台,具有开创、探索的性质,对促进我国未来核能发展具有重要意义。但由于MOX燃料芯块的技术研究在我国才刚刚起步,相关工艺实验尚属首次进行,现场作业过程中的辐射防护工作在国内也没有具体的实践经验可以借鉴,因此,开展MOX燃料芯块制造实验线辐射防护技术应用与验证工作具有非常重要的意义。本文首先介绍了MOX燃料芯块制造实验线辐射防护技术应用验证背景、目的和意义,开展MOX燃料芯块制造实验线辐射防护技术应用与验证,主要目的就是要通过实践摸清并掌握MOX线热试及正式运行期间辐射防护方面各类数据及实施效果,为后续工艺流程改进提供基础资料,提高我国MOX燃料芯块制造实验线设计水平,提高设备设施本质安全度,确保现场作业人员安全,同时也能够通过相关实践工作的开展锻炼一只高水平的辐射防护队伍。本文首先对MOX线密闭与污染控制系统进行验证及分析,结果表明,国内首个MOX线密封手套箱、管线等密封系统具备良好的密封性能,各阶段MOX线厂房空气气溶胶小于厂房控制区管理限值,满足辐射安全要求。接着重点对MOX线运行过程中设备检修辐射防护工作策划、源项调查、人员最大作业时间预估及最终实施效果评估进行了论述,结合实施过程中取得的大量数据,较全面地验证、分析了MOX线辐射防护系统的实际性能,为后续实施设计的改进、优化提供了有力的技术资料。最后对MOX线辐射防护技术应用与验证主要创新点与先进性进行了总结,通过相关现场实践工作,建立了MOX线手套箱箱室内源项调查方法;建立了MOX线手套箱箱室内UO2+PuO2高表面污染和高气溶胶浓度作业环境下的作业时间预控方法;整理、分析了MOX线自热试运行以来燃料芯块制造实验过程中辐射防护系统所显现的性能,为后续组件线的设计、建设提供了实践数据与技术支持、参考;同时通过制定并实施多方面的MOX线烧结手套箱拆装绝热砖作业的辐射防护措施,实现了预定的辐射防护管理目标,确保了现场作业人员辐射安全,为后续类似作业提供了较好的借鉴经验。本文形成的相关成果具有非常重要的推广应用价值。
陈凌,文富平,骆志平,王仲文,刘森林,白光,许昌恒,王惠[4]（2020）在《CIAE辐射安全防护事业的起步与发展》文中认为中国原子能科学研究院（CIAE）辐射安全研究所（前身技术安全室）是我国第1个辐射防护研究机构,成立60余年,在辐射防护标准、辐射防护监测、辐射环境监测与评价、天然辐射照射及国民剂量估算、能源与环境、核与辐射应急、放射性废物安全管理与最小化等领域进行了持续的探索和研究,取得了一批科技成果。这些科技成果主要包括:1)主持或参与我国历次辐射防护标准编制及研究;2)开展个人、场所、环境及流出物监测技术研究,建立系统的监测与评价方法,研发辐射防护监测仪器;3)承担科研生产辐射防护保障与技术支持、101重水反应堆大修改建中的辐射防护、核工业30年辐射环境质量评价等工作;4)开展我国氡照射关键问题研究等天然辐射照射和国民剂量估算课题研究;5)开展不同能源链环境影响比较研究;6)承担国家核应急监测技术支持中心运行及参与国家历次核与辐射应急工作;7)放射性废物最小化研究及实践。
沙连茂[5]（1998）在《环境中的超铀元素及其放射化学分析的进展》文中提出本文介绍了超铀元素的环境水平，对它们的放射化学分析的进展进行了述评。有关超铀元素的化学特性、样品的前处理、分离和提纯方法、化学产额示踪剂的选择以及各种测量技术等一些问题也进行了讨论。
沙连茂[6]（2002）在《建院40年来放射化学分析进展》文中提出介绍了中国辐射防护研究院建院 40年来放射化学分析工作的进展。内容包括 :样品预处理技术的研究 ,放射性核素分析方法的研究 ,环境放射性水平调查和放射化学分析的质量保证活动。
肖军,汪宏峰,王莉莉,陈前远[7]（2019）在《关于新环境标准《水和土壤样品中钚的放射化学分析方法》（HJ 814—2016）的解读》文中指出介绍了新环境标准《水和土壤样品中钚的放射化学分析方法》（HJ 814—2016）（2）的制修订过程,分析了原有相关标准的实施情况和存在的问题,对新标准的主要修订内容进行了解读。在新标准中主要增加了钚产额示踪剂的应用、样品前处理和分析步骤,提出了对空白实验的具体要求,补充了对样品量和化学产额指示剂的使用说明。
宋建刚,张荣德,杨艳[8]（2008）在《尿钚快速测定的优化设计》文中指出钚-239属极高放射毒性核素,对人体危害极大,而尿钚的快速测定有利于对易转移性钚造成的急性内污染进行快速诊断,为医学处理争取时间。本文采用正交设计方法,对放化测量尿钚的分析条件进行了优化,能在6小时内完成样品采集、处理和制源工作。方法的加标回收率为97.1%,探测下限为4.2×10-4Bq,可以在24小时内提供是否存在钚-239急性内污染的判据。
李鹏翔,李周,张静,王瑞俊,韩玉虎,任晓娜[9]（2019）在《我国部分省份环境气溶胶中239+240Pu的测定》文中研究指明采用阴离子交换树脂分离结合α谱仪测量的方法对我国7个省份环境气溶胶中239+240Pu含量进行测定,实验全程回收率为60.8%～94.6%,对气溶胶中239+240Pu的最小可探测限为0.008μBq/m3。普通环境气溶胶采样量需要达到30 000 m3以上,在应急情况等特殊环境气溶胶采样量为10 000 m3可满足要求。一般情况下气溶胶中210Po含量比239+240Pu高4～6个数量级,在分析和测量中要关注210Po对239+240Pu测量的影响。测量结果显示,我国普通省份环境气溶胶中239+240Pu含量为0.009～0.099μBq/m3,与美国、韩国和西班牙等国家空气气溶胶中的Pu含量处于同一水平。
董文静,黄鹤翔,武俊红[10]（2013）在《环境样品放化分析的前处理》文中研究表明本文通过比较三类常见环境样品放化分析的前处理方法（包括干法灰化法、湿法消解法和共沉淀浓集法）,以具体实例给出了不同前处理方法的优缺点和适用范围,以便科研人员后续参考。
二、尿中钚的快速测定（论文开题报告）
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
三、尿中钚的快速测定（论文提纲范文）
（1）基于钚内照射剂量重建的尿钚分析方法（论文提纲范文）
| 1 α谱仪(AS)分析方法 |
| 2 裂变径迹分析(FTA) |
| 3 质谱分析方法 |
| 4 总结及展望 |
（3）MOX燃料芯块制造实验线辐射防护技术应用与验证（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 研究目的和意义 |
| 1.3 国内外研究现状 |
| 1.4 课题来源 |
| 1.5 课题的提出与主要研究内容 |
| 1.6 本章小结 |
| 第2章 核设施辐射防护相关技术 |
| 2.1 辐射防护原则 |
| 2.2 内外照射的防护 |
| 2.3 辐射防护监测 |
| 2.4 放射性去污 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 密闭与污染控制技术应用验证 |
| 3.1 系统简介 |
| 3.2 密闭与污染控制系统应用验证内容和方法 |
| 3.3 密封手套箱、管线等设备密封性验证 |
| 3.3.1 热试前手套箱、管线和设备本底调查结果与分析 |
| 3.3.2 热试后手套箱、管线和设备表面污染检测结果与分析 |
| 3.4 厂房空气污染控制系统有效性验证 |
| 3.4.1 系统热试前工作场所气溶胶水平调查 |
| 3.4.2 系统热试后工作场所气溶胶水平调查 |
| 3.5 应用验证结论 |
| 3.6 本章小结 |
| 第4章 MOX线设备检修辐射防护应用与验证 |
| 4.1 设备检修辐射防护系统相关情况 |
| 4.1.1 系统简介 |
| 4.1.2 烧结手套箱内拆装绝热砖作业简介 |
| 4.2 MOX线设备检修作业辐射防护研究内容 |
| 4.3 MOX线设备检修作业辐射防护策划 |
| 4.4 烧结手套箱内拆装作业源项调查研究 |
| 4.5 烧结手套箱源项调查结论 |
| 4.6 MOX线设备检修作业最大作业时间预估研究 |
| 4.7 MOX线设备检修作业辐射防护实施 |
| 4.7.1 降低内照射剂量措施 |
| 4.7.2 表面污染控制措施 |
| 4.7.3 作业过程发现的相关问题及对策措施 |
| 4.8 效果验证与分析 |
| 4.8.1 MOX线设备检修作业内照射剂量监测 |
| 4.8.2 MOX线设备检修作业内照射剂量估算 |
| 4.8.3 内照射剂量估算及评价 |
| 4.9 效果验证结论 |
| 4.10 本章小结 |
| 第5章 结论 |
| 5.1 结论 |
| 5.2 建议 |
| 5.3 推广应用价值 |
| 参考文献 |
| 作者攻读学位期间的科研成果 |
| 致谢 |
（4）CIAE辐射安全防护事业的起步与发展（论文提纲范文）
| 1 辐射防护标准 |
| 1.1 我国第1代辐射防护基本标准的学习和研讨 |
| 1.2 参与编制我国第2代辐射防护基本标准 |
| 1.3 主持编制第3代国家辐射防护基本标准 |
| 1.4 我国现行辐射防护基本标准的编制及宣贯 |
| 1.5 其他辐射防护标准编制 |
| 2 辐射防护监测 |
| 2.1 个人监测 |
| 2.2 场所及流出物监测 |
| 2.3 核工业等辐射防护监测技术支持 |
| 3 辐射环境监测与评价 |
| 3.1 辐射环境监测方法及标准 |
| 3.2 辐射环境监测仪器装备研发 |
| 3.3 辐射环境评价 |
| 3.4 全国科技大会奖 |
| 4 天然辐射照射及国民剂量估算 |
| 4.1 天然辐射本底水平的调查和评价 |
| 4.2 宇宙射线电离量的测量及其剂量估算 |
| 4.3 人为活动引起的天然辐射照射水平的调查与评价 |
| 4.4 氡、钍射气及其子体的照射水平的调查与评价 |
| 4.5 我国国民剂量中天然辐射照射剂量评价 |
| 5 能源与环境研究 |
| 5.1 核电的环境影响分析 |
| 5.2 不同能源链的环境影响比较 |
| 5.3 服务核电发展,保护环境安全 |
| 6 核与辐射应急准备与响应 |
| 6.1 核与辐射应急工作的起步 |
| 6.2 为国家核应急提供技术支持 |
| 6.3 国家应急法规标准的制定 |
| 6.4 核与辐射应急技术研究 |
| 6.5 核与辐射应急实践 |
| 7 放射性废物安全管理与废物最小化 |
| 7.1 放射性废物的安全管理 |
| 7.2 核设施退役和放射性废物安全相关研究 |
| 7.3 放射性废物最小化研究及实践 |
| 7.4 放射性废物最小化战略研究与顶层设计 |
| 8 结语 |
（6）建院40年来放射化学分析进展（论文提纲范文）
| 1 引言 |
| 2 样品预处理技术研究 |
| 2.1 生物样品快速灰化方法 |
| 2.2 大体积水样中多种放射性核素浓集方法 |
| 3 放射性核素分析方法的研究 |
| 3.1 总α、总β放射性测定 |
| 3.2 天然放射性核素分析 |
| 3.3 裂变产物分析 |
| 3.4 超铀元素分析 |
| 3.5 活化产物分析 |
| 3.6 气体放射性分析 |
| 4 环境放射性水平调查 |
| 5 放射化学分析的质量保证活动 |
| 5.1 严密的组织 |
| 5.2 文件化管理 |
| (1) 质量要求文件 |
| (2) 质量证明文件 |
| 5.3 规范化操作 |
| 5.4 有效的控制 |
（7）关于新环境标准《水和土壤样品中钚的放射化学分析方法》（HJ 814—2016）的解读（论文提纲范文）
| 1 我国现行钚的标准分析方法及存在问题 |
| 1.1 钚的常用标准分析方法 |
| (1) 原国家标准《水中钚的分析方法》 (GB 11225—1989) |
| (2) 原国家标准《土壤中钚的测定 萃取色层法》 (GB 11219.1—1989) |
| (3) 原国家标准《土壤中钚的测定 离子交换法》 (GB/T 11219.2—1989) |
| (4) 原国家标准《食品中放射性物质检验 钚-239、钚-240的测定》[5] (GB 14883.8—1994) |
| (5) 原核行业标准《尿中钚的分析方法》[6] (EJ 274—1987) |
| 1.2 原标准中存在的问题 |
| 1.3 修订的必要性 |
| 2 标准修订的主要依据和内容 |
| 2.1 修订的主要依据 |
| 2.2 修订的主要内容 |
| (1) 对三个分散的标准进行了整合, 合并为一个标准。 |
| (2) 对标准格式进行了规范。 |
| (3) 删除了原标准中关于采样部分的内容。 |
| (4) 增添了242Pu作为示踪剂测定全程放化回收率。 |
| (5) 增加了水和土壤样品前处理和分析过程中的个别步骤。 |
| (6) 增加了对空白实验的要求。 |
| (7) 附录中补充了对样品量和化学产额指示剂的使用说明。 |
| 3 小结 |
（8）尿钚快速测定的优化设计（论文提纲范文）
| 1 主要仪器、设备和试剂 |
| 2 优化实验 |
| 2.1 实验因素与水平的确定 |
| 2.2 L9 (34) 正交实验及结果 |
| 2.3 最佳实验条件的确定 |
| 3 实验结果验证与讨论 |
| 3.1 加标回收率实验 |
| 3.2 全程尿空白值及方法探测下限 |
| 3.3 讨论 |
| 4 结论 |
（9）我国部分省份环境气溶胶中239+240Pu的测定（论文提纲范文）
| 1 材料与方法 |
| 1.1 主要试剂与仪器 |
| 1.2 采样与预处理 |
| 1.3 分析方法 |
| 2 结果与讨论 |
| 2.1 各省份气溶胶样品中239+240Pu含量 |
| 2.2 气溶胶中210Po对239+240Pu测量的影响 |
| 3 结论 |
四、尿中钚的快速测定（论文参考文献）
- [1]基于钚内照射剂量重建的尿钚分析方法[J]. 张慧芳,刘红艳,任越,李幼忱,王仲文. 中国辐射卫生, 2019(04)
- [2]尿中钚的快速测定[J]. 朱震南. 核防护, 1977(S2)
- [3]MOX燃料芯块制造实验线辐射防护技术应用与验证[D]. 许毅炜. 南华大学, 2018(01)
- [4]CIAE辐射安全防护事业的起步与发展[J]. 陈凌,文富平,骆志平,王仲文,刘森林,白光,许昌恒,王惠. 原子能科学技术, 2020(S1)
- [5]环境中的超铀元素及其放射化学分析的进展[J]. 沙连茂. 辐射防护, 1998(03)
- [6]建院40年来放射化学分析进展[J]. 沙连茂. 辐射防护通讯, 2002(04)
- [7]关于新环境标准《水和土壤样品中钚的放射化学分析方法》（HJ 814—2016）的解读[J]. 肖军,汪宏峰,王莉莉,陈前远. 辐射防护, 2019(01)
- [8]尿钚快速测定的优化设计[J]. 宋建刚,张荣德,杨艳. 辐射防护, 2008(01)
- [9]我国部分省份环境气溶胶中239+240Pu的测定[J]. 李鹏翔,李周,张静,王瑞俊,韩玉虎,任晓娜. 辐射防护, 2019(06)
- [10]环境样品放化分析的前处理[A]. 董文静,黄鹤翔,武俊红. 中国核科学技术进展报告（第三卷）——中国核学会2013年学术年会论文集第4册（核材料分卷、同位素分离分卷、核化学与放射化学分卷）, 2013