[发明专利]核电厂液态流出物中锶-90的快速分析方法

说明书

技术领域

本发明属于放射性核素的检测和分析方法，涉及锶-90的快速分析方法，具体涉及一种核电厂液态流出物中锶-90的快速分析方法。 

背景技术

锶-90（即⁹⁰Sr）是U-235和Pu-239的裂变产物，主要来源于核武器爆炸和核反应堆，在核电厂反应堆中可能由于燃料包壳缺陷或破损进入反应堆一回路，并随着液态放射性流出物向环境排放。在放射性锶的同位素中锶-90危害最大，是因为其物理半衰期（28.6年）和生物半衰期（49.3年）长并会持久地沉积在造血的骨骼系统中，替代了钙从而引起辐射病（例如白血病）；同时其子体钇-90（即⁹⁰Y）产生的高能β射线会对骨髓造成严重损伤。

切尔诺贝利核事故后，放射性生态学研究发现相比于其它放射性核素（如铯的同位素，通常易于被黏土矿物所吸附），放射性锶在环境介质中具有极高的迁移性。国家强制性标准《核动力厂环境辐射防护规定》（GB 6249-2011）规定：核电站和其他动力堆流出物中必须连续地或定期地分析和测量锶-90的比活度。通过监测液态放射性流出物中锶-90的比活度，以确认核电厂反应堆中的燃料包壳在运行中是否破损，并且可以用于评估核动力厂放射性物质排放对公众可能造成的辐射影响。现有技术中，一般采用发烟硝酸法（GB 6764-86）或萃取色层法（GB 6766-86），通过正比计数器进行测量。这两种分析方法都具有分析步骤繁琐、分析时间长等特点，但核电厂液态放射性流出物具有组分复杂，放射性活度高，对人体辐射剂量大等特点，故液态流出物中锶-90的分析宜采用分析步骤简单、分析时间短的分析流程，而现有的锶-90分析方法不具备以上优点。因此建立核电厂液态流出物中锶-90的快速分析方法将极大的减少核电厂的相关人力和物力，提高工作效率。 

目前国内采用液闪谱仪测量锶-90的比活度鲜有报道，对于液闪谱仪测量锶-90，通常采用样品与闪烁液按10 mL:10 mL进行配比后在C-14的高能模式下进行测量。国际上已有用于分析环境水体中锶-90的快速分析技术，主要为锶特效树脂色层法和锶固相萃取膜片技术，这两种技术均是通过分离纯化锶-90，通过液闪谱仪对锶-90进行快速测量。这是因为环境样品中的放射性锶只有锶-90，虽然锶-89和锶-90均是裂变产物，来源于核试验和核事故，但锶-89的半衰期较短（50.5天），故环境样品中的锶-89很容易衰变，所以锶特效树脂色层法和锶固相萃取膜片技术适用于环境样品中锶-90的分析。但是，以压水堆为堆型的主流核动力厂，其液态流出物排放的锶-89含量均远大于锶-90的含量，而以上两种技术无法将锶的同位素进行分离，因此在开展核电厂液态流出物中锶-90的快速监测时难以采用以上两种技术。 

发明内容

本发明目的是为了克服现有技术的不足而提供一种能够对核电厂液态流出物中锶-90进行快速分析的方法。 

为达到上述目的，本发明所采用的技术方案为：一种核电厂液态流出物中锶-90的快速分析方法，包括骤以下步骤： 

（a）取一定量的核电厂液态流出物，并向其中加入锶载体和钇载体，在酸性条件下将其流经阳离子交换色层柱，随后用硝酸溶液淋洗所述的阳离子交换色层柱，收集洗脱液得第一洗脱液；

（b）将所述的第一洗脱液流经P204萃淋树脂色层柱分离纯化，用硝酸溶液淋洗所述的P204萃淋树脂色层柱，收集洗脱液得第二洗脱液；

（c）将第二洗脱液蒸干后用盐酸溶解并转移至低钾玻璃瓶中，加入闪烁液混合后置于液闪谱仪上测定钇-90的计数率，根据所述钇-90计数率计算钇-90的放射化学回收率；

（d）再取多份一定量的核电厂液态流出物，重复步骤（a）至步骤（c），计算钇-90的平均放射化学回收率，并根据钇-90计数率和钇-90的平均放射化学回收率计算钇-90的比活度；

（e）按照钇-90和锶-90之间的衰变关系，根据所述钇-90的比活度计算锶-90的比活度。

优化地，步骤（a）中，所述核电厂液态流出物在pH=0.1~5的条件下以8~10毫升/分钟的流速流经阳离子交换色层柱。 

优化地，步骤（b）中，所述第一洗脱液的流速为2毫升/分钟。 

优化地，步骤（a）中，所述硝酸溶液淋洗分两次进行，先用0.1~0.5mol/L的硝酸溶液淋洗，再用6~10mol/L的硝酸溶液洗脱。 

优化地，步骤（b）中，所述硝酸溶液淋洗分两次进行，先用1~3mol/L的硝酸溶液淋洗，再用5~8mol/L的硝酸溶液洗脱。