JPS62225953A - 放射性ストロンチウム自動分析装置 - Google Patents
放射性ストロンチウム自動分析装置Info
- Publication number
- JPS62225953A JPS62225953A JP6833286A JP6833286A JPS62225953A JP S62225953 A JPS62225953 A JP S62225953A JP 6833286 A JP6833286 A JP 6833286A JP 6833286 A JP6833286 A JP 6833286A JP S62225953 A JPS62225953 A JP S62225953A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- strontium
- ion exchange
- exchange resin
- measured
- resin column
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 title claims abstract description 12
- 229910052712 strontium Inorganic materials 0.000 title claims description 14
- CIOAGBVUUVVLOB-UHFFFAOYSA-N strontium atom Chemical compound [Sr] CIOAGBVUUVVLOB-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims description 14
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 claims abstract description 21
- NWUYHJFMYQTDRP-UHFFFAOYSA-N 1,2-bis(ethenyl)benzene;1-ethenyl-2-ethylbenzene;styrene Chemical compound C=CC1=CC=CC=C1.CCC1=CC=CC=C1C=C.C=CC1=CC=CC=C1C=C NWUYHJFMYQTDRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 16
- 239000003456 ion exchange resin Substances 0.000 claims abstract description 16
- 229920003303 ion-exchange polymer Polymers 0.000 claims abstract description 16
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims abstract description 9
- 239000003480 eluent Substances 0.000 claims description 8
- 238000005259 measurement Methods 0.000 claims description 8
- 238000002347 injection Methods 0.000 claims description 7
- 239000007924 injection Substances 0.000 claims description 7
- 229910052727 yttrium Inorganic materials 0.000 claims 2
- VWQVUPCCIRVNHF-UHFFFAOYSA-N yttrium atom Chemical compound [Y] VWQVUPCCIRVNHF-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 2
- 238000000034 method Methods 0.000 abstract description 17
- 230000005855 radiation Effects 0.000 abstract description 15
- VWQVUPCCIRVNHF-OUBTZVSYSA-N Yttrium-90 Chemical compound [90Y] VWQVUPCCIRVNHF-OUBTZVSYSA-N 0.000 abstract description 5
- 238000010828 elution Methods 0.000 abstract description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 3
- 239000000523 sample Substances 0.000 description 11
- 238000007796 conventional method Methods 0.000 description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 3
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 3
- 238000012937 correction Methods 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 238000004811 liquid chromatography Methods 0.000 description 2
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 2
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 2
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- MUBZPKHOEPUJKR-UHFFFAOYSA-N Oxalic acid Chemical compound OC(=O)C(O)=O MUBZPKHOEPUJKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 1
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 1
- 238000001035 drying Methods 0.000 description 1
- 238000005342 ion exchange Methods 0.000 description 1
- 239000012488 sample solution Substances 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
Landscapes
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、放射性ストロンチウムの分析に係シ。
特に液体クロマトグラフィなどでストロンチウム同位体
を分離したあと、自動的に核種弁別を実施する場合に好
適な自動分析装置に関する。
を分離したあと、自動的に核種弁別を実施する場合に好
適な自動分析装置に関する。
従来、ストロンチウム（以下Ｓｒという）の分析は、発
煙硝酸法、イオン交換法、シュウ酸塩法などによりｓｒ
の同位体を化学分離した後、蒸発乾固して２週間放置す
る。２週間放置後、ガスフローカウンタ等でその放射能
を測定する。この測定値には、Ｓｒの同位体８９Ｓｒ、
。０Ｓｒと、イツトリウム−９０（以下ｇ０Ｙという）
が含まれている。２週間放置の目的は ＱｏＳｒが崩壊
して生成する娘核種との間に放射平衡を達成させるため
である。放射平衡が達成している場合にはＱｏＳｒと”
Ｙの放射能が同じ強度となり、個々の核種分析が容易と
なる。
煙硝酸法、イオン交換法、シュウ酸塩法などによりｓｒ
の同位体を化学分離した後、蒸発乾固して２週間放置す
る。２週間放置後、ガスフローカウンタ等でその放射能
を測定する。この測定値には、Ｓｒの同位体８９Ｓｒ、
。０Ｓｒと、イツトリウム−９０（以下ｇ０Ｙという）
が含まれている。２週間放置の目的は ＱｏＳｒが崩壊
して生成する娘核種との間に放射平衡を達成させるため
である。放射平衡が達成している場合にはＱｏＳｒと”
Ｙの放射能が同じ強度となり、個々の核種分析が容易と
なる。
測定後は蒸発乾固試料を再度溶解し、放射平衡に達した
娘核種の”Ｙを化学分離する（ミルキング）。ここで再
度”Ｙの蒸発乾固試料を作成し、その放射能を測定する
。この２回目の測定値から９０Ｓｒを算出する（放射平
衡に達している９０Ｓｒと”Ｙは放射能強度が等しい）
。次いで、１回目の測定値から″。Ｓｒと”Ｙの放射能
強度を差し引くと ａ Ｑ Ｓｒの放射能強度を算出で
きる。以上がＪＩＳにも規定されているＳｒ分析の従来
法である。
娘核種の”Ｙを化学分離する（ミルキング）。ここで再
度”Ｙの蒸発乾固試料を作成し、その放射能を測定する
。この２回目の測定値から９０Ｓｒを算出する（放射平
衡に達している９０Ｓｒと”Ｙは放射能強度が等しい）
。次いで、１回目の測定値から″。Ｓｒと”Ｙの放射能
強度を差し引くと ａ Ｑ Ｓｒの放射能強度を算出で
きる。以上がＪＩＳにも規定されているＳｒ分析の従来
法である。
第４図に従来法の分析工程を示す。この工程からもわか
るように、従来のＳｒ分析作業は、所要時間が多いだけ
ではなく、化学分離を伴うため専門的な知識あるいは熟
練技術者が必要などの問題点がある。また、この従来法
では、一度蒸発乾固した試料を測定後、溶解、化学分離
し、蒸発乾固試料を再度作成する必要があシ、複雑な処
理工程のため自動化は困難である。
るように、従来のＳｒ分析作業は、所要時間が多いだけ
ではなく、化学分離を伴うため専門的な知識あるいは熟
練技術者が必要などの問題点がある。また、この従来法
では、一度蒸発乾固した試料を測定後、溶解、化学分離
し、蒸発乾固試料を再度作成する必要があシ、複雑な処
理工程のため自動化は困難である。
なお、この従来技術を示す例としては、科学技術庁：「
放射性ストロンチウム分析法」；昭和５８年発行がある
。
放射性ストロンチウム分析法」；昭和５８年発行がある
。
〔発明の目的〕
本発明の目的は、上記従来技術の欠点を解消することで
あシ、よシ具体的には、放射性ｆ３ｒの分析工程を簡略
化し、自動的に行なう放射性Ｓｒ自動分析装置を提供す
ることである。
あシ、よシ具体的には、放射性ｆ３ｒの分析工程を簡略
化し、自動的に行なう放射性Ｓｒ自動分析装置を提供す
ることである。
本発明は、自動化に不都合な従来法の蒸発乾固処理を廃
止し、液体のまま測定する方法を発見したことに基づい
てなされたものである。これによシ、配管とバルブによ
る装置構成で、必要な場所に試料を容易に移送できるも
つとも単純な処理工程が案出された。その結果、放射性
Ｓｒ自動分析装置が得られたのである。
止し、液体のまま測定する方法を発見したことに基づい
てなされたものである。これによシ、配管とバルブによ
る装置構成で、必要な場所に試料を容易に移送できるも
つとも単純な処理工程が案出された。その結果、放射性
Ｓｒ自動分析装置が得られたのである。
以下、本発明の一実施例を第１図によシ説明する。本実
施例のＳｒ自動分析装置は、注入タンク１と、イオン交
換樹脂カラム１０，１１．１２と、フローセル型放射線
検出器１３と、光電子増倍管１４とを主な構成要素とし
ている。２，３，４゜７．８．９はバルブ、５，６は配
管である。
施例のＳｒ自動分析装置は、注入タンク１と、イオン交
換樹脂カラム１０，１１．１２と、フローセル型放射線
検出器１３と、光電子増倍管１４とを主な構成要素とし
ている。２，３，４゜７．８．９はバルブ、５，６は配
管である。
本装置では、液体試料を注入タンク１に注入した後、バ
ルブ２，３．４を介して、イオン交換樹脂カラム１０へ
通水する。イオン交換樹脂カラム１０ではＳｒの同位体
だけが分離捕集される。捕集されない廃液は配管５から
排出される。複数の試料を分析する場合には、注入タン
ク１に別試料液を注入し、同様な操作でイオン交換樹脂
カラム１１あるいは１２にＳｒを分離捕集する。このイ
オン交換樹脂カラムにＳｒを捕集した状態のまま２週間
以上放置し、９０ｉ９ｒと９０Ｙの放射平衡を達成させ
る。その後、まず、配管６からバルブ７゜２．３，８．
９を介して、９°Ｙの溶離液を注入する。溶離液はイオ
ン交換樹脂カラム１０内の”Ｙを溶出する。溶離液の注
入流速と”Ｙの溶出時間の関係が一定（液体クロマトグ
ラフィの原理）であることから、所定の時間にバルブ８
．９を閉じ、バルブ４を開くと、フローセル型放射線検
出器１３に”Ｙを注入できる。
ルブ２，３．４を介して、イオン交換樹脂カラム１０へ
通水する。イオン交換樹脂カラム１０ではＳｒの同位体
だけが分離捕集される。捕集されない廃液は配管５から
排出される。複数の試料を分析する場合には、注入タン
ク１に別試料液を注入し、同様な操作でイオン交換樹脂
カラム１１あるいは１２にＳｒを分離捕集する。このイ
オン交換樹脂カラムにＳｒを捕集した状態のまま２週間
以上放置し、９０ｉ９ｒと９０Ｙの放射平衡を達成させ
る。その後、まず、配管６からバルブ７゜２．３，８．
９を介して、９°Ｙの溶離液を注入する。溶離液はイオ
ン交換樹脂カラム１０内の”Ｙを溶出する。溶離液の注
入流速と”Ｙの溶出時間の関係が一定（液体クロマトグ
ラフィの原理）であることから、所定の時間にバルブ８
．９を閉じ、バルブ４を開くと、フローセル型放射線検
出器１３に”Ｙを注入できる。
フローセル型放射線検出器１３には、プラスチックシン
チレータのセルと光電子増倍管１４からなるシンチレー
ション検出器などを用いる。この状態で測定される”Ｙ
は、９０Ｓｒと放射平衡にあ１）、１１０Ｓｒの放射能
強度もわかることになる。続いて同様の処理で、Ｓｒの
溶離液を配管６から注入し、全Ｓｒ同位体の放射能強度
を測定する。この測定値は ９０８ｒをａｌＪ３ｒの合
計値として得られ、先に測定して求めた１１０８ｒの放
射能強度を差し引くと、５９Ｓｒの放射能強度が求めら
れる。
チレータのセルと光電子増倍管１４からなるシンチレー
ション検出器などを用いる。この状態で測定される”Ｙ
は、９０Ｓｒと放射平衡にあ１）、１１０Ｓｒの放射能
強度もわかることになる。続いて同様の処理で、Ｓｒの
溶離液を配管６から注入し、全Ｓｒ同位体の放射能強度
を測定する。この測定値は ９０８ｒをａｌＪ３ｒの合
計値として得られ、先に測定して求めた１１０８ｒの放
射能強度を差し引くと、５９Ｓｒの放射能強度が求めら
れる。
第２図に、本発明の分析工程を示す。この工程に沿って
、Ｓｒ同位体の算出過程をまとめると以下のようになる
。第２図中のステップ人の測定値は、 人＝９０Ｙ＝Ｑ０Ｓｒ ステップＢの測定値は、 Ｂ＝”８ｒ＋”Ｓｒ ８°３ｒの放射能強度は、 ”８ｒ＝Ｂ−Ａ となる。一定の半減期で各核種は減衰するが、ここでは
その減衰補正は省略しである。この分析工程でステップ
人からステップＢまでの所要時間が長い場合、ステップ
Ｂの測定値に９０Ｓｒから生成する９°Ｙが含まれ、分
析誤差が大きくなる。ステップＡからステップＢまでの
時間が３時間以下であれば”Ｙの生成が少なく、分析誤
差は無視できる程度である。本実施例においては、その
間の処理が単純なので、これは十分達成可能な時間であ
る。
、Ｓｒ同位体の算出過程をまとめると以下のようになる
。第２図中のステップ人の測定値は、 人＝９０Ｙ＝Ｑ０Ｓｒ ステップＢの測定値は、 Ｂ＝”８ｒ＋”Ｓｒ ８°３ｒの放射能強度は、 ”８ｒ＝Ｂ−Ａ となる。一定の半減期で各核種は減衰するが、ここでは
その減衰補正は省略しである。この分析工程でステップ
人からステップＢまでの所要時間が長い場合、ステップ
Ｂの測定値に９０Ｓｒから生成する９°Ｙが含まれ、分
析誤差が大きくなる。ステップＡからステップＢまでの
時間が３時間以下であれば”Ｙの生成が少なく、分析誤
差は無視できる程度である。本実施例においては、その
間の処理が単純なので、これは十分達成可能な時間であ
る。
次に、第３図に本発明の変形例を示す。本例は、イオン
交換樹脂カラム１０と７０−セル型放射線検出器１３と
の間に貯蔵タンク２０，２１．２２を設けた点が第１図
実施例と異なる。
交換樹脂カラム１０と７０−セル型放射線検出器１３と
の間に貯蔵タンク２０，２１．２２を設けた点が第１図
実施例と異なる。
注入タンク１に液体試料を注入し、バルブ２゜イオン交
換樹脂カラム１０を介して、配管５まで通水する。この
処理でＳｒがイオン交換樹脂カラム１０に分離される。
換樹脂カラム１０を介して、配管５まで通水する。この
処理でＳｒがイオン交換樹脂カラム１０に分離される。
次に分離したＳｒを配管６から溶離液を注入し、バルブ
３を介して貯留タンク２０に貯留する。この貯留タンク
２０で２週間以上放置し、Ｑ ＯＳｒと”Ｙの放射平衡
を達成させる。放射平衡達成後、バルブ４を介して、７
０−セル型放射線検出器１３に試料を移送し、その放射
能強度を測定する。この測定値ＣにはＱ ＯＳｒ。
３を介して貯留タンク２０に貯留する。この貯留タンク
２０で２週間以上放置し、Ｑ ＯＳｒと”Ｙの放射平衡
を達成させる。放射平衡達成後、バルブ４を介して、７
０−セル型放射線検出器１３に試料を移送し、その放射
能強度を測定する。この測定値ＣにはＱ ＯＳｒ。
９°Ｙ、”Ｓｒが含まれる。測定後はバルブ７、配管２
４．バルブ２を介して、ポンプ２３で配管２４を介して
イオン交換樹脂カラム１０に再度試料を送る。ここで”
Ｙを分離（溶離液を用いて）し、この溶離液をバルブ３
．貯留タンク２０．バルブ４を介して放射線検出部に移
送する。とこで９°Ｙを測定する。この測定値りはＱＯ
Ｙだけの値である。
４．バルブ２を介して、ポンプ２３で配管２４を介して
イオン交換樹脂カラム１０に再度試料を送る。ここで”
Ｙを分離（溶離液を用いて）し、この溶離液をバルブ３
．貯留タンク２０．バルブ４を介して放射線検出部に移
送する。とこで９°Ｙを測定する。この測定値りはＱＯ
Ｙだけの値である。
０点では Ｃ−Ｑ０Ｓｒ＋Ｑ０Ｙ＋６９ＳｒＤ点では
Ｄ＝１゜Ｙ＝９０Ｓｒ ”５ｒ＝Ｃ−２Ｄ としてａｏＳｒを算出できる。ここでも各核糧の減衰補
正は省略しである。貯留タンク２０，２１゜２２を複数
設けるのは、第１図の処理と同様に複数の試料を測定す
る場合のものである。
Ｄ＝１゜Ｙ＝９０Ｓｒ ”５ｒ＝Ｃ−２Ｄ としてａｏＳｒを算出できる。ここでも各核糧の減衰補
正は省略しである。貯留タンク２０，２１゜２２を複数
設けるのは、第１図の処理と同様に複数の試料を測定す
る場合のものである。
以上説明したごとく、これらの実施例においては、液体
試料を液体の状態で分離、移送、測定でき、容易に自動
化が可能となる。
試料を液体の状態で分離、移送、測定でき、容易に自動
化が可能となる。
本発明によれば、単純な構成でＳｒを自動分析できるの
で、大幅な省力化が達成される。特に。
で、大幅な省力化が達成される。特に。
従来法では１試料当９１００時間の分析作業時間が必要
であり、６ケ月周期で３０試料を分析する場合には約４
ケ月を費やしている。自動化により、この所要時間の約
７０％を削減できる効果がある。
であり、６ケ月周期で３０試料を分析する場合には約４
ケ月を費やしている。自動化により、この所要時間の約
７０％を削減できる効果がある。
また、自動分析であるため、手分析に比べ個人差のない
精度の良い分析値が得られる効果もある。
精度の良い分析値が得られる効果もある。
第１図は本発明による放射性Ｓｒ自動分析装置の一実施
例を示す図、第２図は本発明の分析工程を示す図、＠３
図は本発明の変形例を示す図、第４図は従来の分析工程
を示す図である。 １・・・注入タンク％２，３．４・・・バルブ、５．６
・・・配管、７，８．９・・・バルブ、１０，１１．１
２・・・イオン交換樹脂カラム、１３・・・７０−セル
型放射線検出器、１４・・・光電子増倍管、２０，２１
゜２２・・・貯蔵タンク、２３・・・ポンプ、２４・・
・配管。
例を示す図、第２図は本発明の分析工程を示す図、＠３
図は本発明の変形例を示す図、第４図は従来の分析工程
を示す図である。 １・・・注入タンク％２，３．４・・・バルブ、５．６
・・・配管、７，８．９・・・バルブ、１０，１１．１
２・・・イオン交換樹脂カラム、１３・・・７０−セル
型放射線検出器、１４・・・光電子増倍管、２０，２１
゜２２・・・貯蔵タンク、２３・・・ポンプ、２４・・
・配管。
Claims (1)
- １、放射性ストロンチウムを分析する装置において、ス
トロンチウムを捕集するイオン交換樹脂カラムと、スト
ロンチウムとその娘核種のイットリウムとをイオン交換
樹脂カラムから択一的に溶出させる溶離液の注入系と、
溶出した液の放射能を測定する放射能測定系とからなり
、ストロンチウム同位体をイオン交換樹脂カラムに補集
し、ストロンチウムの娘核種のイットリウムを溶出させ
測定する一方、それとは独立にストロンチウム同位体を
溶出させ測定して、それら両測定値からストロンチウム
同位体を核種分析することを特徴とする放射性ストロン
チウム自動分析装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6833286A JPS62225953A (ja) | 1986-03-28 | 1986-03-28 | 放射性ストロンチウム自動分析装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6833286A JPS62225953A (ja) | 1986-03-28 | 1986-03-28 | 放射性ストロンチウム自動分析装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62225953A true JPS62225953A (ja) | 1987-10-03 |
Family
ID=13370773
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6833286A Pending JPS62225953A (ja) | 1986-03-28 | 1986-03-28 | 放射性ストロンチウム自動分析装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62225953A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100665508B1 (ko) | 2005-07-01 | 2007-01-09 | 한국원자력안전기술원 | 액체 혼합베타핵종 자동 방사능분석장치 |
| KR100795183B1 (ko) | 2007-04-04 | 2008-01-16 | (주)하이텍홀딩스 | 자동 핵종분석 소내 디지털방사선 감시 제어장치 및 방법 |
| EP3922990A1 (en) | 2021-03-28 | 2021-12-15 | MS Ekspert Sp. z o.o. | System for automatic changing and sealing of disposable chromatographic columns in high-performance liquid chromatography; measurement method and its application in the analysis of biomarker of rare disease |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6097300A (ja) * | 1983-11-02 | 1985-05-31 | 中部電力株式会社 | ストロンチウムの分取方法 |
-
1986
- 1986-03-28 JP JP6833286A patent/JPS62225953A/ja active Pending
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6097300A (ja) * | 1983-11-02 | 1985-05-31 | 中部電力株式会社 | ストロンチウムの分取方法 |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100665508B1 (ko) | 2005-07-01 | 2007-01-09 | 한국원자력안전기술원 | 액체 혼합베타핵종 자동 방사능분석장치 |
| WO2007004763A1 (en) * | 2005-07-01 | 2007-01-11 | Korea Institute Of Nuclear Safety | Automatic radioactivity analyzer of mixed liquid beta emitter |
| KR100795183B1 (ko) | 2007-04-04 | 2008-01-16 | (주)하이텍홀딩스 | 자동 핵종분석 소내 디지털방사선 감시 제어장치 및 방법 |
| EP3922990A1 (en) | 2021-03-28 | 2021-12-15 | MS Ekspert Sp. z o.o. | System for automatic changing and sealing of disposable chromatographic columns in high-performance liquid chromatography; measurement method and its application in the analysis of biomarker of rare disease |
| WO2022207577A1 (en) | 2021-03-28 | 2022-10-06 | MS Ekspert Sp. z o.o. | System for automatic changing and sealing of disposable chromatographic columns in high-performance liquid chromatography; measurement method and its application in the analysis of biomarker of rare disease |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP3507575B2 (ja) | 核分裂ガスの組成を分析するための装置および方法 | |
| Wysocka et al. | Determination of ultra-trace level of 232Th in seawater by ICP-SFMS after matrix separation and preconcentration | |
| Vasile et al. | On the sequential separation and quantification of 237Np, 241Am, thorium, plutonium, and uranium isotopes in environmental and urine samples | |
| Ni et al. | Automated method for concurrent determination of thorium (230 Th, 232 Th) and uranium (234 U, 235 U, 238 U) isotopes in water matrices with ICP-MS/MS | |
| Maxwell III et al. | Rapid method for determination of radiostrontium in emergency milk samples | |
| Treinen et al. | Improved protactinium spike calibration method applied to 231 Pa–235 U age-dating of certified reference materials for nuclear forensics | |
| Brun et al. | Rapid method for the determination of radiostrontium in milk | |
| JPS62225953A (ja) | 放射性ストロンチウム自動分析装置 | |
| Higuchi et al. | Determination of radium in water by liquid scintillation counting after preconcentration with ion-exchange resin | |
| Hong et al. | Simultaneous measurement of 89Sr and 90Sr in aqueous samples by liquid scintillation counting using the spectrum unfolding method | |
| Koch et al. | Rapid Method for Separation and Analysis of Radioactive Fission Gases | |
| Wu et al. | Rapid determination of technetium-99 by automatic solid phase extraction and inductively coupled plasma mass spectrometry | |
| Kim et al. | Development and application of an on-line sequential injection system for the separation of Pu, 210Po and 210Pb from environmental samples | |
| Fjeld et al. | Measurement of radionuclides using ion chromatography and on-line radiation detection | |
| RU2267800C1 (ru) | Способ идентификации альфа-излучающих радионуклидов | |
| Sadi et al. | An ion chromatographic separation method for the sequential determination of 90 Sr, 241 Am and Pu isotopes in a urine sample | |
| Lazare et al. | Measurement of 90 Sr in primary coolant of pressurized water reactor | |
| Gjeci | Analysis of 90 Sr in environmental and biological samples by extraction chromatography using a crown ether | |
| JPS61160079A (ja) | ベ−タ核種分析装置 | |
| Gattavecchia et al. | Determination of 90 Sr by thin layer radiochromatography | |
| Gautier et al. | Is it easy to improve radiochemical methods in respect of REACH regulation? | |
| Harduin et al. | Détermination analytique des actinides dans les milieux biologiques | |
| Shibata et al. | Semi-automatic chemical separation system for Sr and Nd isotope analyses | |
| CN114113284B (zh) | 一种钇-90作为镅和锔化学分离示踪剂的分析方法 | |
| RU2785061C1 (ru) | Способ определения активности радионуклидов 238,239+240,241Pu в пробах аэрозолей и выпадениях |