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放射性核素污染伤口去污膜的研制与表征
编辑人员丨6天前
目的:研发一款适用于放射性核素污染的去污膜,对其物理性质、核素清除效果和安全性进行考察。方法:以海藻酸钠和壳聚糖为基质膜,负载复方洗消剂配方制备去污膜。通过将去污膜置于生理盐水中,测试其溶胀性能;通过拉力机测试去污膜的断裂应力与应变。以生理盐水、基质膜、1%二乙烯三胺五乙酸五钠(DTPA-5Na)基质膜组作为对照组,在豚鼠完整皮肤与伤口模型上检测去污膜对铀、铯、钴、铈和锶的清除效果。采用噻唑蓝比色法(MTT)测试去污膜的浸提液对小鼠上皮样成纤维细胞(L929)的毒性;将去污膜的浸提液注射到Kunming (KM)小鼠体内,测试其全身急性毒性。将去污膜覆盖于新西兰兔背部测试皮肤刺激性。结果:去污膜成膜时间为1.5 min,溶胀率为(134.96 ± 3.49)%,断裂应力为(393.88 ± 53.53)kN/m 2,断裂应变为(163.00 ± 35.29)%。在完整皮肤上,去污膜对铀的清除率为(95.38 ± 0.23)%,对铯为(96.57 ± 0.49)%。在伤口模型上,去污膜对铀、铯、锶、钴和铈的清除率分别为(92.16 ± 0.52)%、(90.44 ± 1.16)%、(92.03 ± 0.87)%、(92.79 ± 0.51)%和(92.85 ± 0.82)%,均优于生理盐水、基质膜与1% DTPA-5Na基质膜组( t = 3.81 ~ 4 498.55, P<0.001)。安全性评价试验表明,去污膜符合国家医疗器械生物学评价标准。 结论:去污膜能够快速成膜且对多种核素均有良好的清除效果,安全性良好,适用放射性核素污染人员的完整皮肤或伤口去污,有望为核污染区域的工作人员提供安全保障。
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编辑人员丨6天前
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环境中超铀核素水平及其迁移行为研究进展
编辑人员丨6天前
超铀核素在环境中无处不在,长期摄入会带来内照射危害,同时也是未来环境放射性污染的重要来源。本文针对超铀核素从其来源及迁移行为两个方面进行了综述,并对国内目前存在的问题进行了分析总结,提出了后续应重点开展的工作的建议。
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编辑人员丨6天前
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一种超铀核素致伤口污染成像探测装置的模拟和分析
编辑人员丨1个月前
目的 为解决超铀核素对伤口的放射性污染问题,开展基于编码孔成像技术的伤口辐射成像研究.方法 通过蒙特卡罗模拟多种源项,比较两种图像重建算法在近场条件下成像效果的差异,以及探测器像素和成像平面像素数量对图像分辨率的影响.结果 根据设计的尺寸进行成像系统模拟工作,模拟成像视野为 89.4 mm×89.4 mm,模拟角分辨率为 1.98°,根据对比不同条件下重建点源的平均半高宽,得出增加探测器和成像平面中的像素数量可以优化角分辨率,但显著延长蒙特卡罗模拟时间.结论 根据模拟结果,该成像系统的参数可以有效的对放射性污染进行成像,为超铀核素致伤口污染测量提供了方法支持,同时为后续实际伤口污染成像探测系统的研发奠定基础.
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编辑人员丨1个月前
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用于铀污染去除的接枝4-磺酸杯[6]芳烃的棉纤维制备
编辑人员丨2024/3/23
目的 基于杯芳烃对铀酰离子的特异性络合作用,合成一种接枝杯芳烃磺酸基衍生物的棉纤维,用于铀污染的吸附去除.方法 采用化学接枝的方法在棉纤维上与溴异丁酰溴(BIBB)、甲基丙烯酸缩水甘油酯(GMA)、4-磺酸杯[6]芳烃(S-C[6]a)逐步反应,通过扫描电子显微镜(SEM)、X射线光电子能谱(XPS)、红外光谱(FTIR)表征其结构.使用Franz扩散池模拟皮肤污染,激光液体荧光法测定铀含量.结果 SEM、XPS、FTIR表征结果显示棉纤维与4-磺酸杯[6]芳烃成功接枝;4-磺酸杯[6]芳烃棉纤维对硝酸铀酰溶液吸附的最适pH为4.0,时间为20 min,吸附剂用量为20 mg,吸附过程更符合伪二级动力学吸附,4-磺酸杯[6]芳烃棉纤维在溶液中的吸附率为78.46%,对皮肤铀污染的去污效率为81.72%.结论 成功合成了 4-磺酸杯[6]芳烃棉纤维,且4-磺酸杯[6]芳烃棉纤维对可溶性铀的吸附和皮肤铀污染去除有显著效果.
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编辑人员丨2024/3/23
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某退役铀矿山周围土壤样品中210Pb和210Po的联测结果分析
编辑人员丨2024/3/23
目的 对退役铀矿山周边土壤样品中210Pb和210Po活度浓度进行联测结果分析,以评价退役铀矿山周边土壤放射性污染现状.方法 针对退役铀矿山周边土壤样品,通过恒温自沉积将210Po和210Pb子体210Bi镀于铜片上,用低本底α、β测量仪测量总α和总β计数,计算出土壤中210Pb和210Po的活度浓度,并用地质累积指数法进行放射性污染评价.结果 退役铀矿山矿区土壤中210Pb活度浓度为873.7~2315.5 Bq·kg-1、210Po活度浓度为956.0~2315.5 Bq·kg-1,周边农田土壤中210Pb活度浓度为54.2~257.8 Bq·kg-1、210Po活度浓度为59.1~234.5 Bq·kg-1.根据地质累积指数法评价结果,周边农田污染等级为0~2,农田处于无污染到中度污染之间.结论 退役铀矿山周边土壤铀系放射性较高,需关注铀系子体210Pb和210Po在周边土壤中的转移、扩散和食入,以及造成的辐射环境影响.
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编辑人员丨2024/3/23
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常规生物透射电镜无污染手工制样和染色的要点
编辑人员丨2023/9/16
生物常规透射电子显微镜超薄制片是必不可少的基础性技术[1].制样过程中,预防和减少染色污染不容忽视.染色污染常见于制样的最后环节.文献报道的关注点是减少或避免铅污染或铀污染2-4],问题尚未完全解决.近年随着染色仪的应用[5],切片全自动化染色的污染现象基本排除.但全自动染色仪消耗试剂多,导致成本高、危害大[6].相同条件下全自动染色的反差偏低.采用阵列缝硅胶染色板行批量手工染色,染色速度更快,反差更好,节省试剂的同时也减少了危害.为进一步避免手工制样的染色污染,本实验以小鼠组织为例,针对污染的主要环节,依次实验排除,总结出避免染色污染的理想条件,现介绍如下.
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编辑人员丨2023/9/16
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覆土实验下的湖南省某铀矿冶污染区域放射性研究
编辑人员丨2023/8/6
目的 针对湖南省某铀矿冶污染区的退役治理工程,进行相关覆土试验,根据覆土试验结果,研究不同覆土厚度与氡析出率和y辐射剂量率之间的关系,从而对污染区域需要覆土厚度,推荐出最优化结果.方法 在不同的覆土厚度下,采用积累法和点测法分别进行氡析出率、贯穿辐射剂量率进行测量.结果 (1)在覆土实验的影响因素一定的情况下,氡析出率、贯穿辐射剂量率与土壤深度存在线型相关关系,其表达式分别为:Xjc=3.27LnJC/J1+47.8,XHC=5.15LnHC/H1+54.6;(2)在覆土层面,粘土系数、压缩系数、孔隙度等因素对贯穿辐射剂量率、氡析出率有明显的影响.在不同厚度的覆土层,其粘土系数、压缩系数、孔隙度比较接近的情况下,覆土层面厚度与20 cm为等差的情况下,其γy辐射剂量率由最大值1.69 μGy/h下降到0.31 μGy/h,氡析出率由最大值1.59 Bq/m2s下降到0.25 Bq/m2s.结论 根据覆土实验的结果并考虑覆土自身和外界的影响因素,即不同的覆土厚度对氡析出率和y辐射剂量率的影响基础上,同时考虑外界如土壤侵蚀余量需要覆土的补充量,植被恢复所需的最小覆土厚度,来确定最终最优化的覆土厚度,从而为该铀矿退役整治工程的覆土工作提供了理论依据,为后期的退役治理工程的顺利开展进行提供了技术保障.
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编辑人员丨2023/8/6
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锰、砷对地衣芽孢杆菌铀富集的影响
编辑人员丨2023/8/6
为研究地衣芽孢杆菌对铀(U)、锰(Mn)和砷(As)的吸附特性,以及Mn、As对地衣芽孢杆菌对U吸附的影响,为该菌在U污染治理中的应用提供理论支持.通过单因素及多因素试验,研究了地衣芽孢杆菌对U、Mn、As的富集规律及Mn、As对U富集的影响,并利用红外光谱(FTIR)分析其影响机理.研究表明:单因素实验中,U浓度大于75 mg/L、Mn浓度大于25 mg/L或As浓度大于50 mg/L均会对地衣芽孢杆菌的生长产生明显的抑制;同时,U、Mn浓度在0-100 mg/L范围内其浓度与吸附率呈负相关,As在0-100 mg/L范围内其吸附率先降低后上升的趋势,且100 mg/L时吸附率最高,达到79.73%.多因素实验发现,As浓度低于60 mg/L时促进地衣芽孢杆菌对U的富集,高于60 mg/L发生抑制作用.低于40 mg/L的Mn促进芽孢杆菌对U的吸附,浓度高于60 mg/L Mn对其U的吸附产生抑制作用.Mn和As通过抑制细菌生长、竞争菌体表面负电性基团、改变菌体物质特性等方式影响菌体对U的吸附.
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编辑人员丨2023/8/6
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2010-2017年南通市海产品放射性水平监测结果分析
编辑人员丨2023/8/6
目的 评价日本福岛核电站事故对南通市海产品放射性水平的影响程度.方法 2010-2017年每年分季度(除封海季节外)分类别采集贝类、鱼类、虾类、蟹类等海产品,送实验室检测总α、总β放射性水平.2017年鲳鱼和文蛤送江苏省疾病预防控制中心进行放射性核素检测.结果 文蛤、金钩虾、梭子蟹、小黄鱼总α和总β放射性水平各年份间均无回归关系(P>0.05);鲳鱼总α放射性水平各年份间无回归关系(F(1,25)=0.126,P>0.05),总β放射性水平各年份间有回归关系(F(1,27)=4.65,P<0.05).2017年文蛤和鲳鱼天然核素铀-238、钍-232、镭-226、钾-40等均在本底水平,碘-131、铯-134、铯-137等3种人工核素水平小于检测限.结论 截止到2017年,日本福岛核电站事故暂时未影响到南通市沿海海域海产品,仍需继续监测,以掌握南通市沿海海域海产品放射性水平动态变化趋势.
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编辑人员丨2023/8/6
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高温气冷堆核燃料元件生产线辐射危害关键控制点探讨
编辑人员丨2023/8/6
目的 分析高温气冷堆(HTGCR)核燃料元件生产线生产过程中的辐射危害特点,并提出辐射危害关键控制点,为企业的辐射防护决策和管理提供技术支持.方法 通过职业卫生调查确定生产线各工序辐射源项、职业人员接触情况、采取的辐射防护设施及措施,通过现场检测和个人剂量估算评估辐射防护措施的有效性,并得出辐射危害关键控制点.结果 该生产线辐射源项为铀的不同化合物,职业人员接触途径为内照射和外照射,工作场所γ剂量率处于较低水平(0.11~6.26 μSv/h),α表面污染(最高0.02 Bq/cm2)、空气中铀气溶胶浓度(0.009~0.810 μg/m3)均满足控制值要求,主要岗位个人年有效剂量均低于个人剂量约束值要求,采取的辐射防护设施及措施合理有效.结论 化工转化、核芯制备等工序为该生产线辐射危害关键控制点,焙烧、还原、烧结工序应合理设置局部排风装置;在生产线达到设计指标运行后,需进一步评估辐射防护措施的有效性.
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编辑人员丨2023/8/6
