秦山核電流出物中鍶-90快速測量方法研究

姚家艷

（中核核電運行管理有限公司化學處，浙江 海鹽 314300）

【關鍵字】鍶特效固相萃取片；90Sr；放射性廢液；快速測量

0 概述

放射性鍶是U-235的裂變產物，在核電廠，其主要來源于反應堆中由于燃料包殼缺陷或破損進入一回路，并隨著液態(tài)放射性流出物向環(huán)境排放。在放射性鍶的同位素中90Sr危害最大，原因是其物理半衰期（28.5年）和生物半衰期長并會持久地沉積在造血的骨骼系統(tǒng)中，輻射危害較大。因此，開展液態(tài)流出物和環(huán)境介質中90Sr的監(jiān)測是國家法規(guī)的強制性要求和環(huán)境輻射監(jiān)測與評價需要重點關注的內容之一。

我國水中90Sr的分析標準方法主要包括發(fā)煙硝酸方法、HDEHP萃取色層法（包括快速法和放置法）。秦山核電分析90Sr采用的標準方法是HDEHP萃取色層法的快速法，但此方法具有取樣量大、分析步驟繁瑣、分析時間長、對分析人員要求高等缺點。因此，建立90Sr的高效、快速的分析方法是非常重要的。美國3M公司推出的EmporeTMStrontium Rad Disk是一種直徑47mm、厚度0.5mm的鍶特效固相萃取片。其原理是將結合了特效萃取劑的顆粒嵌入聚四氟乙烯薄片中，該片阻力較小，溶液可以快速通過，且保持了顆粒的全部化學活性。應用時，只需將待測樣品通過萃取片，就在該片上完成了90Sr的濃集、純化及測量源制備，大大減少了操作步驟，遠比傳統(tǒng)分析方法簡便快速。

中國原子能科學研究院對鍶特效固相萃取片分離水溶液中鍶離子的性能進行了系統(tǒng)的研究，并在此基礎上給出萃取片法分析環(huán)境水中90Sr的推薦程序[1]。本實驗主要是檢驗該程序是否適用于秦山核電液態(tài)放射性流出物中90Sr的快速測量。

1 實驗部分

1.1 試劑和儀器

EmporeTMStrontium Rad Disk鍶特效固相萃取片；90Sr-90Y示蹤劑（90Sr-90Y總比活度為 86.09Bq/g）；硝酸（65%-69%），硝酸（2mol/L），甲醇；抽濾裝置，真空泵，流氣式正比計數器；

1.2 實驗方法

文獻[1]中國原子能科學研究院推薦的萃取片法分析環(huán)境水中90Sr含量的推薦程序如下。

（1）樣品前處理：如有可見的顆粒物，將樣品進行過濾；

（2）酸化：取1000ml樣品，用濃HNO3將樣品酸化至酸度為2mol/L；

（3）萃取片的預處理：將萃取片置于47mm規(guī)格抽濾器托片的正中部位；10ml甲醇浸潤萃取片；20ml 2mol/L HNO3通過萃取片；

（4）過片：真空抽濾，將酸化樣品以不大于50ml/min的流速通過萃取片；

（5）洗滌：20ml2mol/L HNO3洗滌萃取片；

（6）放射性測量:取出萃取片，干燥后用流氣式正比計數器測量90Sr放射性。

樣品中90Sr濃度的計算公式如下：

c（90Sr）＝(GS-GB)/VEY （1）

式中：Gs，萃取片的計數率，s-1；GB，正比計數器本地計數率，s-1；V， 樣品體積，ml；E， 探測效率，%；Y，回收率，%。

1.3 實驗樣品

（1）3份 1L除鹽水，分別用 160ml HNO3將其酸化至酸度為2mol/L，加入0.1-1.0g不等量的90Sr-90Y示蹤劑。

（2）5份1L核島廢液樣品，該樣品取自于不同排放時間，分別用160ml HNO3將其酸化至酸度為2mol/L，加入約0.5g的90Sr-90Y示蹤劑。

（3）1份1L 核島廢液樣品不加90Sr-90Y示蹤劑，主要為驗證該樣品中90Sr的本底含量是可忽略不計。

2 結果和討論

2.1 儀器的探測效率

取一定數量的90Sr-90Y示蹤劑，直接滴在鍶特效固相萃取片，待90Sr-90Y示蹤劑慢慢滲入萃取片后，放流氣式正比計數器中直接測量，測量結果及相關數據見表1。

將表 1的數據代入公式（1）中，可求出儀器的探測效率E為37.77%。

2.2 除鹽水樣品實驗結果

將除鹽水樣品按文獻[1]中的推薦程序分析，實驗數據及代入公式（1）求出的回收率見表2。

由表2得出，三個除鹽水樣品經過萃取片的回收率分別是98.5%，96.9%，96.7%。本實驗驗證了鍶特效固相萃取片對除鹽水中的90Sr去除效率較高。

2.3 核島廢液樣品實驗結果

將核島廢液樣品按文獻[1]中的推薦程序分析，實驗數據及代入公式（1）求出的回收率見表 3。

六份核島廢液樣品的處理方式也有差異。樣品①樣品未經過濾，樣品直接過鍶特效固相萃取片；樣品②、樣品③樣品經定量濾紙過濾，然后再過鍶特效固相萃取片；樣品④、樣品⑤樣品經定量濾紙過濾，然后再經孔徑0.3μm的微孔濾膜過濾，最后過鍶特效固相萃取片；樣品⑥是不加90Sr-90Y示蹤劑的樣品。實驗后，各樣品的鍶特效固相萃取片的形態(tài)見圖1。

2.4 實驗分析討論

（1）從圖1萃取片的形態(tài)及表3核島廢液樣品實驗數據中可以看出，核島廢液樣品中雜質含量較高，樣品必須先經過濾的前處理，否則部分放射性核素可能吸附在雜質中，并被截留于萃取片上，導致測量結果偏大；并且過濾操作過程中，用普通定量濾紙無法濾去核島廢液樣品中的細微雜質，需經過孔徑為0.3um或更小孔徑的微孔濾膜才能除去樣品中的雜質，避免其截留在萃取片上，造成測量結果偏大的影響。因此，文獻[1]中推薦的分析程序是不適用于核電廠液態(tài)流出物中90Sr的測量，即使在沒有可見顆粒物的情況下，也應增加過濾的前處理步驟。

（2）從表 3中樣品④、樣品⑤樣品的分析數據可以看出，用萃取片分析核島廢液樣品中90Sr含量，得出的回收率在80%左右，明顯低于用除鹽水作為基質所求得的回收率97%。推測其原因是核島廢液樣品中可能存在一定量的鍶離子（該鍶離子不是核燃料破損泄漏的產物，無放射性，海水中鍶的平均含量為 7.9mg/L[1]），過片樣品中鍶的含量超過了萃取片的飽和吸附容量3mg，所以造成回收率偏低的影響。可以先用原子吸收光譜等方法測量穩(wěn)定鍶含量，或在樣品中加入化學收率指示劑（如 85Sr示蹤劑），以確定鍶離子的回收率[1]。

（3）鍶固相萃取片從核島廢液樣品中分離出的放射性鍶不僅僅是90Sr，還包含89Sr。而流氣式正比計數器雖然具有操作簡單，本底低的優(yōu)點，但其對β放射性核素無鑒別能力，無法鑒別出89Sr的貢獻，所以建議使用液閃測量等能鑒別89Sr貢獻的方法[2]。