Browsing by discipline "Radiokemi"

Radiohiiltä muodostuu ydinpolttoaineessa ja sitä ympäröivässä aineessa stabiilin typen neutroniaktivaatioreaktiolla 14N(n,p)14C. Kun 14C on liuennut käytetystä ydinpolttoaineesta, se voi hapettua karbonaattihiileksi, joka esiintyy pohjavesiolosuhteissa vetykarbonaattina (HCO3-) . Käytetyn polttoaineen turvallisuusanalyyseissa tämän ei kuitenkaan lasketa pidättyvän ollenkaan kallioperän rakojen ja huokosten pinnoille ja näin ollen sen laskettu kulkeutumisnopeus on suuri. Mahdollinen pidättymismekanismi ja siten 14C:n kulkeutumista hidastava mekanismi on kuitenkin karbonaattimuodossa olevan 14C:n isotooppivaihto rakojen pinnoilla olevan kalsiitin (CaCO3) kanssa. Tässä pro gradu -tutkielmassa tarkastellaan yllä mainittua 14C:n ja kalsiitin välistä isotooppivaihtoa. Tämän pro-gradu -tutkielman kirjallisuuskatsauksessa selvitetään 14C:n lähteitä ja kulkeutumista ympäristössä. Siinä myös käsitellään kalsiitin ja muiden CaCO3:n kidemuotojen syntetisointimenetelmiä. Lisäksi tutkielman kirjallisessa osuudessa käydään läpi hiili - (13C, 14C) ja kalsiumisotooppien (45Ca) isotooppivaihtoa. Tutkielman kokeellisessa osuudessa tarkasteltiin, miten liuoksen koostumus vaikuttaa CaCO3:n ja 14C:n väliseen isotooppivaihtoon. Tämän selvittämisessä käytettiin kahta erilaista kalsiittia, kaupallista ja itse syntetisoitua, joiden puhtaus varmistettiin röntgendiffraktiolla (XRD). Atomiabsorptiospektroskopiaa (AAS) käytettiin kalsiumin pitoisuuden määrittämiseen liuoksissa, kun taas nestetuikelaskentaa käytettiin liuosten 14C:n ja 45Ca:n aktiivisuuksien määrittämiseen. 14C:n diffundoitumisen takia sen pidättäytymistä kalsiittiin oli vaikea todentaa. 14C:n kaasumaista vapautumista liuoksesta CO2:na tapahtui todennäköisesti varastoinnin tai nestetuikelaskentanäytteen valmistuksen aikana. Sen sijaan 45Ca:n pidättymistä kalsiittiin voitiin havaita. Kuitenkin ainoa liuos, jossa tasapaino saavutettiin, oli 0,1 M NaCl-liuos, johon oli lisätty 45Ca-merkkiainetta. Piirretyn käyrän perusteella tasapaino saavutetaan 150 päivän kuluessa pidättymisprosentin jäädessä alle 20:n. 45Ca:n pidättyminen kiinteään faasiin on aluksi nopeaa, mutta se näyttää tasaantuvan 20 päivän jälkeen. Tasapainon saavuttamisen todentamiseksi tarvitaan pidempiä kokeita ja enemmän rinnakkaisnäytteitä. 14C:n ja kalsiitin välisen isotooppivaihdon tutkimiseen on kehiteltävä uusi menetelmä, jossa 14C:n diffundoituminen pyritään estämään. Tämä voitaisiin estää käyttämällä nestetuikelaskentacocktailia, joka ei ole niin herkkä pH-muutoksille. Tai sitten voitaisiin tehdä nestetuikelaskentanäytteet emäksiseen liuokseen.

68Ga- ja 177Lu-radiolääkkeitä käytetään isotooppilääketieteessä. 68Ga-radiolääkkeet ovat diagnostisia aineita, joita käytetään neuroendokriinisyövän ja eturauhassyövän diagnostiikassa. 177Lu-radiolääkkeet ovat terapeuttisia aineita, joilla voidaan hoitaa 68Ga-merkkiaineilla diagnosoituja syöpiä. 68Ga-isotooppi on melko lyhytikäinen (t1/2=68 min) positroniemitteri, jota valmistetaan 68Ge/68Ga generaattorilla. 177Lu-isotooppi on lyhyen kantaman beetasäteilijä, jonka hajoamisessa muodostuu beetasäteilyn lisäksi myös kuvantamiseen käytettävää gammasäteilyä. 177Lu-radiolääkkeiden terapeuttinen käyttö perustuu siihen, että peptidi kuljettaa lääkeaineen oikeaan kohteeseen ja beetasäteily tuhoaa siellä syöpäsoluja. Radiolääkkeille tehdään valmistuksen jälkeen, ennen potilaalle antamista, laadunvalvonta, jossa määritetään radiolääkkeen puhtaus ensisijaisesti kromatografisilla menetelmillä. Radioaktiivisten aineiden hajoamisen, lääkeaineiden korkeiden laatuvaatimusten ja potilasturvallisuuden takia laadunvalvontamenetelmien tulee olla tarkkoja, nopeita ja luotettavia. Tämän tutkimuksen keskeisessä asemassa olivat 68Ga- ja 177Lu-radiolääkkeiden laadunvalvonnassa käytettävien ohutkerroskromatografia-(TLC) ja korkean erotuskyvyn kromatografia-(HPLC)menetelmien kehittäminen. Tutkimuksessa kehitettiin HPLC-menetelmä [177Lu]Lu-PSMA-617:n laadunvalvontaa varten ja menetelmällä tehtiin massakvantitoiminen PSMA-617-lähtöaineelle. [177Lu]Lu-DOTATOC:n, [68Ga]Ga-DOTANOC:n ja [68Ga]Ga -PSMA:n laadunvalvonnassa käytettyjä TLC-menetelmiä yhtenäistettiin ajoliuosten suhteen sekä optimoitiin TLC-menetelmissä käytettäviä skannausnopeuksia ja -jännitteitä. Lisäksi tutkittiin rauta(III)kontaminaatioiden vaikutusta 177Lu- ja 68Ga-radiolääkkeiden retentioaikoihin HPLC-menetelmässä. [177Lu]Lu -PSMA-617:n HPLC-menetelmällä saatiin 7,4 minuutin retentioajalla lähes symmetrinen piikki ja PSMA-617:n massakvantitoinnissa saatiin lineaarinen suora 0,9978 korrelaatiokertoimella. 1M ammoniumasetaatti-MeOH-liuoksen todettiin sopivan [177Lu]Lu -DOTATOC:n,[68Ga]Ga -DOTANOC:n ja [68Ga]Ga -PSMA:n laadunvalvonnan TLC-menetelmiin. Skannausnopeus 1 mm/s ja skannausjännite 900 V olivat optimiasetukset TLC- menetelmässä, kun käsiteltiin tuoreita radiolääkkeitä ja raudan havaittiin kasvattavan lääkeaineen retentioaikaa HPLC-menetelmässä.

In this Master's thesis, sources of 241Am in the environment, its speciation in the environment and bioavailability are discussed. Techniques that can be used to provide 241Am speciation information in solid samples, such as TRLFS, XAFS, and fractioning techniques, such as sequential extraction or filtration are presented and discussed. In the experimental part of this study, activity concentrations and vertical distribution of 241Am were determined in sediment and soil samples collected from drainage basin area in Mercantour national park, France. Coprecipitation, ion exchange and extraction chromatography were combined to separate and purify the 241Am. Alpha sources were prepared by electrodeposition and sources were measured with alpha spectrometer. Average chemical recovery of 241Am for sediment and soil samples was 52 ± 4 %. 241Am, 239,240Pu and 238Pu activity concentrations did not correspond linearly with the organic matter content of sediment or soil. Detected inventories of 241Am, 239,240Pu, 238Pu and 241Am/239,240Pu suggested that runoff water has important contribution to the distribution and transport of americium and plutonium. 241Am/239,240Pu ratio detected in sediment and soil samples, suggest that americium has higher solubility than plutonium. Americium had migrated deeper in the soil profiles due to the runoff water filtration. Detected 241Am/239,240Pu and 238Pu/239,240Pu ratios indicated that the source of this sampling site was the global fallout from nuclear weapons tests.

Fluori-18 on positroniemissiolla hajoava nuklidi, jonka puoliintumisaika on 110 minuuttia. Hajoamistapansa johdosta F-18:a voidaan käyttää merkkiaineena positroniemissiotomografiassa (PET), jossa se on käytetyin radionuklidi sopivan pitkän puoliintumisaikansa ja energiansa (0,64 MeV) takia. Uusia radiolääkeaineita pyritään kehittämään erilaisiin lääketieteellisiin sovellutuksiin ja suurta mielenkiintoa ovat keränneet bioperäiset nanomateriaalit, joiden suuri pinta-ala/tilavuus -suhde tarjoaa paljon erilaisia mahdollisuuksia mm. spesifiseen lääkeainekuljetukseen. Suora F-18:n nukleofiilinen substituutio on usein vaikea ja joskus jopa mahdoton suorittaa kompleksisissa ja monisubstituoiduissa molekyyleissä, joita ei ole aktivoitu. Esimerkiksi monet biomolekyylit eivät kestä suorassa fluorauksessa käytettäviä korkeita lämpötiloja ja liuottimia. Tällöin käytetään apuna F-18-leimattuja prosteettisia ryhmiä esim. sukkinimidyyli-4-[18F]fluorobentsoaattia ([18F]SFB), joiden avulla saadaan F-18 leimattua biomolekyyliin. Prosteettisten ryhmien valmistus vaatii usein monivaiheiset synteesit, mikä tekee niiden käytöstä haastavaa. [18F]SFB pystyy reagoimaan peptidiketjun vapaiden aminoryhmien kanssa (lysiini ja terminaalinen amino-ryhmä) paljon miedommissa olosuhteissa kuin suorassa radiofluorauksessa. F-18 saadaan näin liitettyä biomolekyyliin, jolloin biomolekyyli saadaan leimattua radionuklidilla vahingoittamatta biomolekyylin rakennetta. Tässä tutkielmassa leimattiin CCMV-virusten proteiinikapsidin pintarakennetta eri puskuriliuoksissa käyttäen [18F]SFB:tä. Ensin [18F]SFB:n automatisoitu synteesi optimoitiin laboratorion laitteistolle sopivaksi, jotta sitä voitiin valmistaa toistettavasti hyvällä radiokemiallisella saannolla. Tämän jälkeen CCMV-virusten leimautuvuutta testatiin neljässä eri puskuriliuoksessa pH-välillä 6-8. Puskuriliuoksina käytettiin fosfori- ja boraattipuskureita. [18F]SFB:n synteesi saatiin optimoitua ja tuotetta saatiin tuotettua hyvillä saannoilla, puoliaikakorjatun saannon ollessa 71 ± 3 % ja radiokemiallisen puhtauden ollessa yli 90 %. Virukset saatiin leimattua ja parhaimmillaan päästiin 12,9 ± 14,9 %:n leimautuvuuteen. Leimausta ei saatu kuitenkaan tehtyä toistettavasti ja leimatuista viruksista läpäisyelektronimikroskopialla (TEM) otetuista kuvista nähtiin, että virukset olivat hajonneet leimauksen aikana.

In Finland, the spent nuclear fuel will be deposited at a depth of 400 m in the granitic bedrock. The disposal is based on KBS-3 concept, which relies on the multi-barrier principle, where different successive barriers prevent the migration of radionuclides to biosphere. The spent nuclear fuel is placed in the disposal tunnels in copper-iron canisters, which are surrounded by bentonite clay to insulate them from the groundwater flow and protect from the movements of the bedrock. Bentonite clay consists mainly of montmorillonite, which like the other aluminosilicates are known to retain radionuclides thus, contributing to the retention or immobilization of them. Besides the contribution to the multi-barrier system, the bentonite buffer is assumed to be a potential source of colloids due to the erosion of bentonite in certain conditions. Colloids in the context of radionuclide migration are nanoparticles in the size range from 1 to 1000 nm that remain suspended in water. The montmorillonite colloids could potentially act as carriers for otherwise immobile radionuclides like transuranium elements in the case of canister failure. Especially, 241Am is an important radionuclide regarding the long-term safety of the final disposal as after a few hundred years 241Am and its mother 241Pu contribute most to the radiotoxicity of the spent nuclear fuel. The relevance of the colloids to the long-term performance is depending on several factors like colloid stability, mobility and their interaction with radionuclides. The colloid stability is depending on the groundwater conditions like ionic strength and pH. In low salinity groundwaters, the montmorillonite colloids have been shown to be stable. On the other hand, the collective processes of the rock matrix, bentonite colloids and radionuclides have to be investigated to assess the long-term performance of the multi-barrier system. It requires the combination of the different scale experiments from the simple laboratory experiments to large, natural scale in-situ experiments to understand the complex processes affecting the colloid-facilitated radionuclide migration. The large-scale laboratory experiments conducted with granite blocks offer an intermediate between the two extremes having a more natural system than the former and a better controllability than the latter. In this study, the radionuclide migration was studied in different scale laboratory experiments. The colloid-facilitated transport of Eu was studied with a block-scale experiment using a granite block with a natural water conducting fracture. The suitability of the block was assessed by conducting several experiments using different non-sorbing and sorbing tracer and montmorillonite colloids separated from synthetic Ni-labeled montmorillonite and Nanocor PGN Montmorillonite (98 %). Laser-induced breakdown detection (LIBD), photon correlation spectroscopy (PCS) and ICP-/MP-OES were utilized in colloid detection. Supportive batch experiments were conducted to study the colloid stability in different ground waters and the interaction between the granite, different montmorillonite colloids and Eu, an analog to Am. Good reproducibility was obtained with non-sorbing tracers. The breakthrough of the radioactive 3H, 36Cl and fluoresceine and Amino-G dyes showed similar behavior. On the other hand, no breakthrough of montmorillonite colloids or 152Eu occurred. Based on the literature review, the low flow rates used could be the reason for this. Low flow rate (50 μl/min) could affect the colloid mobility strongly which could explain that Eu retained in the fracture. More experiments with higher flow velocities would be required. Different montmorillonite materials showed similar but not exact the same sorption behavior of Eu. The fraction of Eu attached to colloids decreased during the experiments and correspondingly the fraction attached to the granite increased. At the same time, colloids remained stable during the expertiments. This indicates that desorption of Eu from the colloids is taking place in the presence of granite. Also, the effect of different water composition on the stability of colloids was clearly seen on the preparation of colloid suspensions in different water simulants. Even a small increase in the ionic strength of the solution made the especially Ni-montmorillonite colloids instable.

Ydinjätteen loppusijoittamista erilaisiin geologisiin muodostumiin on tutkittu runsaasti. Suomessa korkea-aktiivinen ydinjäte eli käytetty ydinpolttoaine tullaan loppusijoittamaan graniittiseen kallioperään Olkiluodon alueelle noin 400 metrin syvyyteen. Graniittinen kallioperä sisältää erilaisia alumiinioksideita ja –hydroksideja, ja alumiinia esiintyy useissa mineraaleissa. Mikäli ydinjäte vuosituhansien kuluessa pääsisi useista esteistä huolimatta vapautumaan loppusijoitustiloista kallioperään, olisi sorptio niiden kulkeutumista merkittävästi hidastava tekijä. Koska radionuklidien kulkeutumisnopeus riippuu vahvasti mineraalipintojen sorptiosta, on runsaasti kallioperässä esiintyvien alumiinioksidien sorptio-ominaisuuksien tunteminen tärkeää turvallisuusanalyysin kannalta. Loppusijoitettava ydinjäte sisältää radiotoksisia kolmenarvoisia transuraaneja kuten plutoniumia hapetustilalla +III sekä amerikiumia ja curiumia, joiden hapetustila kallioperässä on +III. Näiden transuraanien ollessa kemiallisesti samankaltaisia saattaisivat ne kilpailla kallioperän vapaista sorptiopaikoista keskenään. Kilpailu rajallisista sorptiopaikoista vähentäisi metallien sorptiota mineraalipinnoille, jolloin niiden kulkeutumisnopeus kallioperässä saattaisi olla oletettua suurempi. Tästä syystä kilpailevan sorption vaikutukset tulee huomioida loppusijoituksen turvallisuutta arvioitaessa. Koska radiotoksisten transuraanien kemian tutkiminen on haastavaa, käytetään niiden analogeina helpommin käsiteltäviä kolmenarvoisia lantanideja, kuten europiumia, koska niiden kemialliset ominaisuudet ovat samanlaiset. Pro gradu -tutkielmassa perehdyttiin kolmearvoisten lantanidien europiumin ja lantaanin sekä kolmenarvoisen yttriumin sorptio-ominaisuuksiin alumiinioksidi korundiin (α-Al2O3). Tutkielman kokeellisessa osuudessa tutkittiin europiumin, yttriumin ja lantaanin sorptiota pH:n sekä ajan funktiona. Korundin pitoisuutena käytettiin 0,5 g/l tai 5 g/l ja metallien pitoisuuksina 1×10-5 mol/l tai 5×10-6 mol/l. Kineettiset sorptiokokeet tehtiin pH:ssa 8,0. Tutkielmassa perehdyttiin erityisesti näiden metallien väliseen sorptiokilpailuun. Yttriumin ja lantaanin havaittiin pH:n funktiona tehtävissä kokeissa siirtävän hieman europiumin sorptioreunaa, eli pH-aluetta, jossa sorptioprosentti nousee jyrkästi pH:n funktiona, korkeammalle pH-alueelle. Lantaanin vaikutuksen europiumin sorptioon havaittiin olevan hieman yttriumia suurempi. Kineettisissä sorptiokokeissa yttriumin havaittiin selvästi hidastavan europiumin sorptiota korundin pinnalle. On siis melko todennäköistä, että kemiallisesti samanlaiset metallit kilpailevat sorptiopaikoista keskenään tai hidastavat toistensa sorptiota. Pro gradu –tutkielmassa perehdyttiin myös europiumin ja yttriumin sorption mallintamiseen PHREEQC-ohjelmalla. Mallinnuksella haluttiin selvittää Eu:n pintakompleksaatiovakiot europiumin sorptioyhtälöille korundin pinnalla. Eu:n mallinnetut sorptiotulokset vastasivat hyvin kokeellisia tuloksia.

The old Rautuvaara mining area is located in North-West Finland, in the municipality of Kolari. Rautuvaara mine was operational between the years of 1962 and 1988 and the tailings field, located in the Niesajoki valley, was used to dispose of mine tailings from several different mines until 1995. Currently there are no mining activities at the Rautuvaara mining area, but it has become an object of interest, since an on-going mining prospect in Hannukainen is planning on transporting their produced tailings to Rautuvaara and depositing them above the existing ones. Sulphide-bearing ores and mine waste are known to form acid mine drainage (AMD) when sulphuric acid forms in the oxidative dissolution of sulphide minerals. The decreased pH in the area affected by AMD can further dissolve and mobilize harmful elements from the surroundings minerals, which may contaminate the natural water systems. The aim of this study was to evaluate the occurrence and possible mobilization of the base metals Ni, Zn, Cu, Co, Fe, and Mn, potentially toxic metals As, Pb, Cr, and Cd, as well as the radioactive elements U-238 and Th-232, in samples collected from the Rautuvaara mining area. The collected samples included water samples from the mining area and its surroundings and four types of solid samples: enrichment sand samples from the tailings, sediment samples from the old settling pond, waste rock samples from the old mining area and acidic pond sand samples from the area of the tailings affected by AMD. Measuring the total concentrations of metals and radionuclides in solid sample materials is not enough to understand the mobility and bioavailability of different elements and for this purpose a six-step sequential extraction procedure, with progressively increasing leaching reagents, was applied for all the solid samples. This was done in order to access the geochemical association of metals and radionuclides in the solid samples. The studied fractions were the exchangeable fraction I (pH 7,8), exchangeable fraction II (pH 5,0), mild acid-soluble fraction (pH 4,1), reducible fraction (pH 2,0), oxidizable fraction (pH 1,5) and strong acid-soluble fraction (pH 0). Gamma ray spectrometry was used to determine the total concentrations of radionuclides in the solid samples. The metal concentrations in the leaching supernatants and water samples from the mining area were determined by Inductively Coupled Plasma Mass Spectrometry. Furthermore, the behaviour of the mineral composition in the samples during extraction was studied by using Synchrotron Radiation X-ray Powder Diffraction (SR-XRPD) and by applying the Rietveld method for the acquired data. Water analysis showed the metal concentrations in the settling pond and downstream river samples are comparable to the typical levels of the area, aside from slightly elevated base metal and uranium concentrations. The highest metal and radionuclide concentrations were seen in the acidic pond waters. Gamma ray spectrometry showed that the highest activity concentrations of U-238, Ra-226 and Pb-210 were found in the sediment samples. In the sequential extractions the total amounts of leached metals were in order of: enrichment sand, sediment, acidic pond sand and waste rock. The overall trend is that the highest amounts of metals are leached out in the oxidizable and strong acid-soluble fractions, indicating that the elements are tightly bound to the sample matrix. The dissolution of thorium and uranium was different: thorium mainly dissolved in the strong acid-soluble fraction, whereas uranium started dissolving in the mild acid-soluble fraction as the pH of the solution decreased. The sequential extraction test showed that the mobilization between the enrichment sand and acidic pond sand had been altered, possibly as an effect of AMD. The SR-XRPD data showed that the samples mainly consisted of albite, dolomite and quartz. A complete dissolution of dolomite, bassanite and calcite was seen, as well as a partial attack on pyrrhotite and pyrite, during the extractions. Also, gypsum formation happened in the mild acid-soluble leaching step as the pH decreased during the extractions. The results can be used to evaluate the possible hazards the occurring metals and radionuclides pose to the surrounding environment and they also give a reference point of contamination for the future, if the use of the old tailings area continues.

The largest amount of actinides possibly to be released into the environment, however, can be attributed to the geological disposal of spent nuclear fuel. Neptunium is more environmentally mobile than other transuranic elements and thus could escape into the environment. The long-lived neptunium isotope Np-237 (2.14 x 10^6 y) is an actinide of concern in safety assessments of a spent nuclear fuel repositories. It is created by irradiating uranium (U-235 or U-238) in a nuclear reactor and also formed from the decay of americium (Am-241). Radiotoxic Np-237 has been identified as a dominant long-term dose contributor of nuclear waste after one million years. The Np oxidation states under environmental conditions are Np(IV) and Np(V). Under mildly oxic conditions, Np(V) is likely to be the dominant oxidation state. Neptunium is quite soluble, poorly sorbed, and readily mobile under environmental conditions making it highly relevant for research within nuclear safety aspects. Aluminosilicate clay minerals are known to sorb actinides and contribute to actinide immobilization. However, their sorption to these same minerals may also result in colloid-facilitated transport. The bentonite buffer used in the Engineered Barrier System (EBS) consists mainly of montmorillonite and is assumed to be a potential source of colloids. The potential relevance of colloids for radionuclide transport is highly dependent on the stability of colloids in different chemical environments and their interaction with radionuclides. The dimensions of colloids are 1 – 1000 nm and they have strong sorbing properties due to large specific surface area and surface charge. In low salinity groundwater conditions, colloids are mobile unlike rock surfaces. Np(V) sorption behavior on clay minerals has been previously investigated in relatively few studies. In this study, the interaction of neptunium with the clay mineral montmorillonite and bentonite colloid suspension was investigated under simplified but environmentally relevant conditions. Sorption of Np(V) on corundum, Na-montmorillonite and bentonite colloids was studied by conducting batch experiments. Zeta potential measurements were made to obtain data from the surface potential of montmorillonite. Specific surface area, BET, measurements were conducted for montmorillonite and bentonite to get information of the possible sorption capacities. In situ Attenuated Total Reflection (ATR) FT-IR spectroscopy determinations were made to identify neptunium's surface speciation. Aim of the ATR FT-IR measurements is to identify the dominating surface reactions during the sorption of neptunium on mineral and colloid surfaces and to describe them with suitable surface complex formation models. Due to the results the neptunium adsorption onto corundum, montmorillonite and bentonite colloids is detectable. The neptunium adsorption increases as the pH of the solution increases. The sorption is relevant in pH 9 - 11. More isotherm studies are needed to examine the possible saturation of the sorption places for neptunium on the montmorillonite. In addition the reversibility, observed in the ATR FT-IR measurements, of the neptunium sorption should be studied also in batch experiments. The bond between neptunium and corundum or montmorillonite, based on zeta potential and ATR FT-IR measurements, seems to be an inner-sphere complex. For bentonite colloids it was not possible to measure ATR FT-IR because the colloids did not sorb enough neptunium to obtain any spectra. Although the ATR FT-IR measurements showed high reversibility for the bond, indicating it is rather weak inner-sphere complex.

Osa uraanisarjaan kuuluvan Ra-226:n hajotessa muodostuvasta Rn-222:sta tihkuu maasta ilmakehään. Rn-222:n hajotessa edelleen muodostuu radiolyijyä (Pb-210), joka päätyy laskeumassa maahan ja vesistöihin. Vesistöissä Pb-210 sitoutuu sedimentoituviin partikkeleihin ja päätyy sedimenttiin. Sedimentin radiolyijy koostuu tukeutuneesta sedimentin Ra-226:n hajotessa syntyvästä radiolyijystä sekä tukeutumattomasta radiolyijystä, joka on peräisin laskeumasta. Tukeutumatonta radiolyijyä voidaan käyttää sedimenttien ajoitukseen aina noin 150 vuoden päähän. Radiolyijyajoituksessa käytetään malleja, joissa oletetaan vakioksi sedimentoitumisnopeus ja radiolyijyn vuo sedimenttiin, tukeutumattoman radiolyijyn aktiivisuus sedimentin pinnalla tai pelkästään radiolyijyvuo. Radiolyijy on määritetty perinteisesti alfaspektrometrisesti tyttärentyttärensä Po-210:n kautta. Tämä menetelmä vaatii työlään radiokemiallisen erottelun. Nykyisin myös gammaspektrometriaa voidaan hyödyntää radiolyijyn määritykseen suoraan sedimenttinäytteestä, mutta radiolyijyn alhaisella gammaenergialla gammasäteilyn itseabsorptio näytteeseen voi olla merkittävää ja vaihdella näytteen alkuainekoostumuksen mukaan. Radiolyijyn gammaenergia on alhainen ja intensiteetti pieni, mikä vaikeuttaa gammaspektrometrista määritystä. Lisäksi tunnetaan useita menetelmiä, joissa radiolyijy määritetään tyttärensä Bi-210:n tai sen omien beetahiukkasten kautta. Myös näiden menetelmien radiokemialliset erottelut ovat työläitä. Pro gradu -työn kokeellisessa osassa määritettiin radiolyijy Umbozeron ja Pitkälammen sedimenteistä alfa- ja gammaspektrometrisesti ja tehtiin sedimenteille radiolyijyajoitus. Gammaspektrometriassa tutkittiin itseabsorptiota Cutshallin menetelmällä. Työn tavoitteena oli kehittää radiolyijyn määrittämiseksi uusi menetelmä, joka olisi vähemmän työläs kuin alfaspektrometria mutta herkempi kuin gammaspektrometria. Uudessa menetelmässä hyödynnetään 3 M Emporen valmistamaa kiinteäfaasiuuttosuodatinta Strontium Diskiä, joka uuttaa strontiumin laimeasta typpihappoliuoksesta kvantitatiivisesti. Radiolyijyn havaittiin pidättyvän Strontium Diskiin. Radiolyijy mitattiin Strontium Diskeistä nestetuikelaskennalla. Strontium Diskiä hyödyntävässä uudessa menetelmässä saatiin useimmilla näytteillä pienemmät radiolyijypitoisuudet kuin alfaspektrometrisesti määritettynä, mikä voi johtua vaimenemisesta tai siitä, ettei radiolyijy pidättynyt Strontium Diskiin kvantitatiivisesti. Menetelmä vaatii vielä kehittelyä, mutta sen etuna on nestetuikelaskennan korkea efektiiviisyys radiolyijylle ja alfaspektrometristä määritystä pienempi työmäärä. Alfa- ja gammaspektrometrian tulokset vastasivat hyvin toisiaan. Itseabsorptio ei ollut gammaspektrometriassa merkittävää työssä mitatuilla enintään noin 5 gramman sedimenttinäytteillä. Umbozeron sedimentille saatiin alfaspektrometrisesti ja uudella menetelmällä tuloksia, jotka vastasivat aiemmin julkaistuja. Pitkälammen sedimentti oli sekoittunut, eikä sitä voitu ajoittaa.

On March 11th 2011 a powerful earthquake shook the Pacific Ocean triggering a tsunami that travelled over eastern Japan with devastating consequences. The tsunami waves also covered the Fukushima Dai-ichi nuclear power plant (FDNPP) causing the cooling systems to fail. This led to the biggest nuclear accident since Chernobyl in 1986. The partial melting of the fuel in the reactors caused the pressure and temperature to rise in the reactor pressure vessel, which led to major radioactive releases. The three most significant radionuclides were cesium isotopes (134Cs, 137Cs) and iodine isotope (131I). They all are highly volatile elements and that is why they were released in the early stage of the accident. Also lower amounts of intermediate volatile elements, such as strontium, were released. The release of refractory elements, such as plutonium, was negligible. The radionuclides travelled over the Pacific Ocean all the way to Europe and Finland, where elevated levels of radioactivity were detected but the levels were 4-5 orders of magnitude lower than those after the Chernobyl accident. In Japan, the most radioactive contamination was found north-west from the FDNPP (IAEA, 2015). The most contaminated areas had to be evacuated and still today the surrounding areas of the power plant are uninhabitable. The Fukushima accident has been widely studied over the past six years and the distribution of radionuclides and environmental effects are fairly well-known. Still more studies are needed to understand the long-term effects of the accident to the environment and humans. This study focuses on surface water samples collected on April 10th 2011, less than a month after the accident. The radionuclides studied in this research are isotopes of cesium, strontium, tritium and iodine. Both radiometric and mass spectrometric methods were used following sample pretreatment and chemical separation in determining the activity concentrations. The highest activity concentrations for all nuclides were found in the samples collected closest to the FDNPP. Cesium isotopes had the highest activity concentrations among all the nuclides measured, which could be expected due to the fact that both isotopes, 134Cs, 137Cs, were released in high amounts. Tritium levels were also over 200 times over the pre-accident background values in the most active samples. Strontium, being an intermediate volatility element, was not released in high amount and the measured results support this fact. The activity concentrations of 90Sr were very low with high uncertainties. 129I activity concentration was also highest in the sample collected closest to the FDNPP. Unfortunately, not all samples were measured due to too high activities for the accelerator mass spectrometer. Some observations could be made about the behavior of the radionuclides in the environment and especially their interactions with soil, since differences were detected in samples collected from different sites. Unfortunately, no further analysis could be perfomed to estimate the total areal contamination or distribution between soil and solution, because that would have required soil and vegetation samples in addition to the water samples.