JPS60111981A - Quantitative analysis of strontium - Google Patents
Quantitative analysis of strontiumInfo
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- JPS60111981A JPS60111981A JP21944583A JP21944583A JPS60111981A JP S60111981 A JPS60111981 A JP S60111981A JP 21944583 A JP21944583 A JP 21944583A JP 21944583 A JP21944583 A JP 21944583A JP S60111981 A JPS60111981 A JP S60111981A
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Abstract
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、ベータ線放出核種の分析に係り、特に含有す
る放射性同位体の種類が明らかな場合に好適な放射性ス
トロンチウムの分析方法に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Field of Application of the Invention] The present invention relates to the analysis of beta-ray emitting nuclides, and particularly to a method for analyzing radioactive strontium suitable when the type of radioactive isotope contained is known.
従来、ベータ線放出核種であるストロンチウム（Ｓｒ）
の分析は、Ｓｒの同位体を化学分離した後、ベータ線検
出器で８ＪｒとＱＯ８１の総量のベータ線を測定する。Conventionally, strontium (Sr), a beta-ray emitting nuclide,
In this analysis, after chemically separating Sr isotopes, the total beta rays of 8Jr and QO81 are measured using a beta ray detector.
その後試料を放置し、Ｓｒの同位体である９０Ｓｒが２
８．８年の半減期で崩壊し、娘核種としてイツトリウム
−９０（”Ｙ）が生成され、”Ｙは６４時間の半減期で
減衰し、この生成と減衰が平衡状態に達するまで放置し
、この平衡状態試料を化学分離により”Ｙだけにし、″
。Ｙ全分析全行い、”Ｙと９０Ｓｒが平衡より”Ｓｒ’
ｒ定量する。前項目で測定した値から”Ｓｒｋ差引くこ
とでａ９Ｓｒｋ定量する３１以上のことにミルキング法
と言う。（放射性ストロンチウム分析法；科学技術庁；
日本放射性同位元素協会； １９６３ ）第１図に、従
来の３ｒ分析手順を示した。Ｓｒ同位体を化学分離した
後、２週間のミルキンｚ全実施し ＋１０ ｙ ｔ−生
成させる。この状態で測定試料（８９Ｓｒ、 ９０Ｓｒ
、 １１０ Ｙ）ノ全放射能（Ｂｌ）ｔ−プラスチッ
ク検出器、０Ｍ管などで測定する。After that, the sample was left to stand, and 90Sr, which is an isotope of Sr, was
It decays with a half-life of 8.8 years, producing yttrium-90 ("Y") as a daughter nuclide, "Y" decays with a half-life of 64 hours, and is left until this production and decay reach an equilibrium state. This equilibrium state sample is chemically separated to make only "Y"
. All Y analyzes were performed, and ``Y and 90Sr were in equilibrium with ``Sr'''
rQuantify. The milking method is used to quantify a9Srk by subtracting Srk from the value measured in the previous item. (Radioactive strontium analysis method; Science and Technology Agency;
Japan Radioisotope Society; 1963) Figure 1 shows the conventional 3R analysis procedure. After chemical separation of the Sr isotope, a 2-week milkin z cycle is performed to generate +10 yt-. In this state, the measurement samples (89Sr, 90Sr
, 110 Y) total radioactivity (Bl) is measured using a t-plastic detector, 0M tube, etc.
次に、測定試料中に有る９０ｙｉ化学処理で分離し、そ
の放射能（Ｂ２）を測定する。”Ｙの放射油濃度がめら
れると、放射平衡に達している９０ Ｓｒの放射能濃度
（Ｂ３）がまる。最初に測定した（Ｂ１）からＢ２ 、
Ｂ３ ＊差引くことによって、８ＱＳｒの放射能濃度
を定量することができる。Next, the sample to be measured is separated by 90yi chemical treatment and its radioactivity (B2) is measured. "When the radioactive oil concentration of Y is determined, the radioactivity concentration (B3) of 90 Sr, which has reached radioactive equilibrium, is determined. From the first measured (B1), B2,
By subtracting B3*, the radioactivity concentration of 8QSr can be determined.
以上説明したように、従来方法で１ｉｓｔの同位体分析
に２週間以上の分析時間が必要となる１、また、化学処
理を伴う放射能測定であるため、専門的な知識あるいは
熟錬技術が必要となる。As explained above, conventional methods require more than two weeks of analysis time to analyze one isotope1, and since radioactivity measurement involves chemical treatment, specialized knowledge or skill is required. becomes.
本発明の目的は、放射性ｓｒが放出するベータ線とガン
マ−線を計測することによって、前述の従来技術の持つ
欠点全改善せしめ、放射性Ｓｒ’ｃ足量計測量計測法全
提供することにある。The purpose of the present invention is to overcome all the drawbacks of the above-mentioned conventional techniques by measuring beta rays and gamma rays emitted by radioactive SR, and to provide a complete method for measuring the amount of radioactive SR. .
〔発明の概要〕
本発明の概要は、８９８ｒが放出する微弱なガンマ−線
およびベータ線全同時計測して８９ｓｒを定量し、さら
に同位体８″ｓｒと９０ ｓｒが放出するベータ線を計
測することにより Ｈ８ｒと９０８ｒの総量を把握する
。この２つの結果がら ａｓ ｓｒと９０８ｒ’ｅ算出
することでＹの生成、分離過程を省略できることにある
。[Summary of the Invention] The outline of the present invention is to quantify 89sr by simultaneously measuring weak gamma rays and beta rays emitted by 898r, and further to measure beta rays emitted by isotopes 8''sr and 90sr. By doing this, the total amount of H8r and 908r can be grasped. By calculating as sr and 908r'e from these two results, the generation and separation process of Y can be omitted.
以下、本発明の実施例を第２図により説明する。 Embodiments of the present invention will be described below with reference to FIG.
本実施例は、原子力施設の液体試料中の放射性Ｓｒｋ沈
殿分離方法等の化学的処理によって、純３ｒ試料１を作
成し、ベータ線検出器であるプラスチックシンチレーシ
ョン検出器２、カンマ−線検出器であるウェル型ＮａＩ
シンチレーション検出器３の底面上にＳｒ試料１を置き
、放射性Ｓｒが放出するベータ線とガンマ−線をプラス
チックシンチレーション検出器２、ウェル型ＮａＩシン
チレーション検出器３によって同時計測する。ここで放
射性Ｓｒのエネルギーを考慮するとプラスチックシンチ
レーション検出器のクリスタルの厚みは７〜ｌ Ｑ １
ｎｌｌｌが妥当であり、ガンマ−線計測にウェル型Ｎａ
Ｉシンチレーション検出器３を用いた理由は、放射性１
１９ ：３ ｒが放出するガンマ−線は、第３図に示す
ように微量であり、全放出当りの０．００１（％）であ
り、このたぬ、検出効率全向上させるためにウェル型Ｎ
ａＩシンチレ〜ジョン検出器３を用いたのである。In this example, a pure 3r sample 1 was prepared by a chemical treatment such as radioactive Srk precipitation separation method in a liquid sample at a nuclear facility, and a plastic scintillation detector 2, which is a beta ray detector, and a comma ray detector were used. A certain well-type NaI
An Sr sample 1 is placed on the bottom surface of a scintillation detector 3, and beta rays and gamma rays emitted by radioactive Sr are simultaneously measured by a plastic scintillation detector 2 and a well-type NaI scintillation detector 3. Considering the energy of radioactive Sr, the thickness of the crystal of the plastic scintillation detector is 7~l Q 1
nllll is appropriate, and well type Na is used for gamma ray measurement.
The reason for using the I scintillation detector 3 is that the radioactivity 1
As shown in Figure 3, the gamma rays emitted by 19:3r are very small, accounting for 0.001 (%) of the total emission.
An aI scintillation detector 3 was used.
放射性Ｓｒが放出するベータ線とガンマ−線は、各検出
器には（１）、 （２）式のように表わされる。Beta rays and gamma rays emitted by radioactive Sr are expressed in each detector as shown in equations (1) and (2).
Ｎ＋＝ａｌＡ”十８２Ａａ９＋ａ３Ａ” 曲−（１）Ｎ
２＝ａ、Ａｌ１９曲間・曲間間（２）ここで
Ｎ１ ニブラスチックシンチレーション検出器２の計数
率
Ｎ２ ：ウエル型Ｎａｌ７ンチンーシヨン検出器３の計
数率
Ａａ９ 、 ｌｉ９ Ｓｒの壊変率
Ａ９０ 、１１０Ｓｒの壊変率
３、：８９Ｓｒが放出するガンマ−線に対する計数効率
Ｂ２ ：９０Ｓｒが放出するベータ線のみの計数効率
ａ、： ９０８ ｒが放出するベータ線のみの計数効率
Ｈ４：８９ｓｒが放出するガンマ−線がウェル型ＮａＩ
シンチＶ−ジョン検出器３に及ぼす計数効率
である。N+=alA"182Aa9+a3A" Song-(1)N
2=a, Al19 between songs/between songs (2) where N1 Counting rate of niblastic scintillation detector 2 N2: Counting rate of well-type Nal7 scintillation detector 3 Aa9, li9 Decay rate of Sr A90, Decay of 110Sr Rate 3: Counting efficiency for gamma rays emitted by 89Sr B2: Counting efficiency for only beta rays emitted by 90Sr a,: Counting efficiency for only beta rays emitted by 908r H4: The gamma rays emitted by 89sr well type NaI
This is the counting efficiency on the scintillation V-john detector 3.
各放射線は、（１）、 （２）式で表わさせるように、
ベータ線はプラスチックシンチレーション検出器２、ガ
ンマ−ｉＵウェル型ＮａＩシンチレーション検出器３で
測定される。検出された放射線は、検出器中で電気信号
に変換され、プリアンプ４に出力される。Each radiation is expressed by equations (1) and (2),
Beta rays are measured with a plastic scintillation detector 2 and a gamma-iU well type NaI scintillation detector 3. The detected radiation is converted into an electrical signal in the detector and output to the preamplifier 4.
プリアンプ４中では、電気信号が波形整形され、整形さ
れた電気信号は、リニアアンプ５に入力され増幅される
。リニアアンプ５出力は、ガンマ−線出力は、ガンマ−
線用のンングルチャンネルアナライザ６（ＳＣＡ）、ベ
ータ線出力は、ベータ線用５ＣＡ６で所定のエネルギー
に対するガンマ−線、ベータ線のパルスを識別した後、
同時計数回路７に入力する。同時計数回路に入力した、
ベータ線、ガンマ−線の出力信号は、同回路７中では同
一時刻（同時計数回路７０分解時間内）に入ったベータ
、ガンマ−線のみのパルス信号ｉ出力する。このパルス
信号の計数重金Ｎ、とすれば、（３）式で表わされる。In the preamplifier 4, the electrical signal is waveform-shaped, and the shaped electrical signal is input to the linear amplifier 5 and amplified. Linear amplifier 5 output is gamma ray output, gamma ray output is
After identifying gamma rays and beta ray pulses for a predetermined energy using the single channel analyzer 6 (SCA) for beta rays, the beta ray output is determined by the beta ray 5CA 6.
It is input to the coincidence counting circuit 7. input to the coincidence circuit,
Output signals of beta rays and gamma rays are outputted as pulse signals i of only beta and gamma rays that enter the circuit 7 at the same time (within the decomposition time of the coincidence circuit 70). Letting N be the counting weight of this pulse signal, it is expressed by equation (3).
Ｎ３ ” ａＩ ａ４ Ａ” −”・・（３）この、Ｓ
ＣＣ５０同時計測回路７で出力されるパルス（ｌは、演
算装置９のインターフェイス８へ通じて、演算装置９の
メモリ上に格納される。N3 "aI a4 A"-"...(3) This, S
The pulse (l) output by the CC50 simultaneous measurement circuit 7 is passed to the interface 8 of the arithmetic unit 9 and stored in the memory of the arithmetic unit 9.
あらかしぬ設定した計測時間が終了すると、演算装置９
ば、メモリ上の計測データ全貌み込み（４）式の計算を
実行して、８９Ｓｒの壊変率（Ａ”）’にめる
８９Ｓｒの壊変率がまると、各計数効率は、校正時にま
っているから直ちに ＱＯＳ １の壊変率（Ａ”）が算
出できる。When the set measurement time ends, the calculation device 9
For example, when the decay rate of 89Sr is calculated by incorporating the entire measurement data in the memory into the decay rate (A'')' of 89Sr, each counting efficiency is calculated as follows during calibration. Therefore, the disintegration rate (A”) of QOS 1 can be calculated immediately.
ここで、（４）式について補足説明すると、理論的には
偶発的同時計数を考慮しなければならないが、同時計数
回路７０分解時間を短時間（１μｓ以下）にすると、偶
発的同時計数は無視できるようになる。Here, to provide a supplementary explanation of equation (4), theoretically, accidental coincidences must be taken into account, but if the decomposition time of the coincidence circuit 70 is shortened (1 μs or less), accidental coincidences can be ignored. become able to.
演算装置９でめた、放射性ｂＱＳｒとＱｏＳｒの壊変率
より、試料採取時刻から測定時刻までの経過時間内によ
る減衰を補正し簡単に８９８１と９０８ｒを定量評価す
ることができる。From the decay rates of radioactive bQSr and QoSr determined by the arithmetic unit 9, it is possible to easily quantitatively evaluate 8981 and 908r by correcting the attenuation due to the elapsed time from the sample collection time to the measurement time.
また、定ｆ！′評価した放射性ＳｒＯ値全演算装置９の
ターミナルであるデイスプＶイ装置１１、プリンタ１０
ＶｒＣ定量結果全表示、印字することにより分析者に定
量評価結果を知らせる。Also, constant f! 'Display device 11, which is a terminal of the evaluated radioactive SrO value calculation device 9, and printer 10
The entire VrC quantitative result is displayed and printed to notify the analyst of the quantitative evaluation result.
次に本装置の校正方法について記す。本装置は、（ｉ）
、 （２）式に示すようにａ、、、、ａ４の計数効果が
ある。しかし、同時計数方法を採用するたぬ請求めなく
ても良い。Ｓｒ試料作成時にＧＭ管検出器等のベータ線
検出器によって、ベータ線を計測し８″Ｓｒ、！：″。Next, we will describe how to calibrate this device. This device: (i)
, As shown in equation (2), there is a counting effect of a, , , a4. However, it is not necessary to apply the coincidence counting method. When preparing the Sr sample, beta rays were measured using a beta ray detector such as a GM tube detector, and the result was 8″Sr,!:″.
Ｓｒの合計量全定量する。その試料ヲミルキング方法に
より、９０ＳｒとＹが平衡状態ＶＣなったときの９０
ｙ ＝を化学分離した後計測して、その値よりＱｏＳｒ
を定量する。定量しｆｃ９０Ｓｒ。Quantitate the total amount of Sr. By the milking method of the sample, when 90Sr and Y are in equilibrium state VC, 90
y = is measured after chemical separation, and from that value QoSr
Quantify. Quantitate fc90Sr.
値トベータ線計測によってめた１９ Ｓｌと９０Ｓｒの
総量から８９Ｓｒと９０Ｓｒの両方全定量できる。The total amount of both 89Sr and 90Sr can be determined from the total amount of 19Sl and 90Sr determined by tobeta ray measurement.
よって、計数効率であるａ２と”ｓ 請求めることがで
きる。次に８Ｏ８，が放出するガンマ−線と近いエネル
ギーを持つ単色光であるＭＯ−５４（０，８５ＭｅＶ）
、Ｃ０−５８（０，８１ＭｅＶ）等の標準放射線線源に
よりａ。をめる。Therefore, the counting efficiency a2 and "s" can be claimed.Next, MO-54 (0.85 MeV) is monochromatic light with energy close to the gamma ray emitted by 8O8.
, by a standard radiation source such as C0-58 (0,81 MeV). I put it on.
本発明によれば、放射性５ｒｔ−ミルキング方法で定量
評価する際、高度な分析技術や長時間の分析時間金製し
たが、本発明により分析時間を大幅に短縮するだけでな
く、簡単な操作で放射性８ｒの分析ができる。According to the present invention, when performing quantitative evaluation using the radioactive 5rt-milking method, advanced analysis techniques and long analysis times are required. Radioactive 8r can be analyzed.
第１図はミルキング方法による放射性ｓｒの分析法の説
明図、第２図は本発明の実施例を示す装置構成図、第３
図は放射性ｓｒのエネルギー準位図である。
１・・・純Ｓｒ試料、２・・・プラスチックシンチレー
シＥＩ７検出５．３・・・ウェル型ＮａＩシンチＶ−シ
ョ第２区Fig. 1 is an explanatory diagram of the radioactive SR analysis method using the milking method, Fig. 2 is a diagram showing the configuration of an apparatus showing an embodiment of the present invention, and Fig. 3
The figure is an energy level diagram of radioactive sr. 1...Pure Sr sample, 2...Plastic scintillation EI7 detection 5.3...Well type NaI scintillation V-sho 2nd section
Claims (1)
壊で放出するガンマ−線をガンマ−線検出器で測定し、
ベータ線はベータ線検出器で測定し、測定した両数射線
を同時計数をすることにより、上記ａｌｌ Ｓｒを定量
的に把握して置き ＋１１１ ＳｒとＳｒが放出するベ
ータ線をベータ線検出器で測定し、８９ＳｒとｇｏＳｒ
の総量を評価し、前項で定量評価されている８ｇＳｒの
量を総放射能から差引くことにより”Ｓｒ’Ｆｃ定量す
ることを特徴とするストロンチウムの定量測定方法。1. In measuring radioactive Sr, gamma rays emitted by the decay of the isotope allSr are measured with a gamma ray detector,
Beta rays are measured with a beta ray detector, and by counting both measured rays simultaneously, the above all Sr can be quantitatively understood. Measure 89Sr and goSr
A method for quantitatively measuring strontium, characterized in that "Sr'Fc is quantified by evaluating the total amount of strontium and subtracting the amount of 8gSr quantitatively evaluated in the previous section from the total radioactivity.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP21944583A JPS60111981A (en) | 1983-11-24 | 1983-11-24 | Quantitative analysis of strontium |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP21944583A JPS60111981A (en) | 1983-11-24 | 1983-11-24 | Quantitative analysis of strontium |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60111981A true JPS60111981A (en) | 1985-06-18 |
Family
ID=16735519
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP21944583A Pending JPS60111981A (en) | 1983-11-24 | 1983-11-24 | Quantitative analysis of strontium |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60111981A (en) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008249337A (en) * | 2007-03-29 | 2008-10-16 | Natl Inst Of Radiological Sciences | Radioactivity absolute measurement method, method for determining detection efficiency of radiation detector assembly and method for calibrating radiation measuring apparatus |
| JP4834552B2 (en) * | 2004-09-10 | 2011-12-14 | 株式会社湘南合成樹脂製作所 | Rehabilitation pipe for pipeline facility repair |
| JP2013210317A (en) * | 2012-03-30 | 2013-10-10 | National Institute Of Advanced Industrial & Technology | Measuring method for radioactive substance and measuring device for the same |
| EP3757623A1 (en) * | 2019-06-26 | 2020-12-30 | Safetec Entsorgungs- und Sicherheitstechnik GmbH | Method for localization of areas of increased radioactivity in an object |
-
1983
- 1983-11-24 JP JP21944583A patent/JPS60111981A/en active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP4834552B2 (en) * | 2004-09-10 | 2011-12-14 | 株式会社湘南合成樹脂製作所 | Rehabilitation pipe for pipeline facility repair |
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| WO2020260570A1 (en) * | 2019-06-26 | 2020-12-30 | Safetec Entsorgungs- Und Sicherheitstechnik Gmbh | Method for localising regions of increased radioactivity in a test object |
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