姚家艳

（中核核电运行管理有限公司化学处，浙江 海盐 314300）

【关键字】锶特效固相萃取片；90Sr；放射性废液；快速测量

0 概述

放射性锶是U-235的裂变产物，在核电厂，其主要来源于反应堆中由于燃料包壳缺陷或破损进入一回路，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90Sr危害最大，原因是其物理半衰期（28.5年）和生物半衰期长并会持久地沉积在造血的骨骼系统中，辐射危害较大。因此，开展液态流出物和环境介质中90Sr的监测是国家法规的强制性要求和环境辐射监测与评价需要重点关注的内容之一。

我国水中90Sr的分析标准方法主要包括发烟硝酸方法、HDEHP萃取色层法（包括快速法和放置法）。秦山核电分析90Sr采用的标准方法是HDEHP萃取色层法的快速法，但此方法具有取样量大、分析步骤繁琐、分析时间长、对分析人员要求高等缺点。因此，建立90Sr的高效、快速的分析方法是非常重要的。美国3M公司推出的EmporeTMStrontium Rad Disk是一种直径47mm、厚度0.5mm的锶特效固相萃取片。其原理是将结合了特效萃取剂的颗粒嵌入聚四氟乙烯薄片中，该片阻力较小，溶液可以快速通过，且保持了颗粒的全部化学活性。应用时，只需将待测样品通过萃取片，就在该片上完成了90Sr的浓集、纯化及测量源制备，大大减少了操作步骤，远比传统分析方法简便快速。

中国原子能科学研究院对锶特效固相萃取片分离水溶液中锶离子的性能进行了系统的研究，并在此基础上给出萃取片法分析环境水中90Sr的推荐程序[1]。本实验主要是检验该程序是否适用于秦山核电液态放射性流出物中90Sr的快速测量。

1 实验部分

1.1 试剂和仪器

EmporeTMStrontium Rad Disk锶特效固相萃取片；90Sr-90Y示踪剂（90Sr-90Y总比活度为 86.09Bq/g）；硝酸（65%-69%），硝酸（2mol/L），甲醇；抽滤装置，真空泵，流气式正比计数器；

1.2 实验方法

文献[1]中国原子能科学研究院推荐的萃取片法分析环境水中90Sr含量的推荐程序如下。

（1）样品前处理：如有可见的颗粒物，将样品进行过滤；

（2）酸化：取1000ml样品，用浓HNO3将样品酸化至酸度为2mol/L；

（3）萃取片的预处理：将萃取片置于47mm规格抽滤器托片的正中部位；10ml甲醇浸润萃取片；20ml 2mol/L HNO3通过萃取片；

（4）过片：真空抽滤，将酸化样品以不大于50ml/min的流速通过萃取片；

（5）洗涤：20ml2mol/L HNO3洗涤萃取片；

（6）放射性测量:取出萃取片，干燥后用流气式正比计数器测量90Sr放射性。

样品中90Sr浓度的计算公式如下：

c（90Sr）＝(GS-GB)/VEY （1）

式中：Gs，萃取片的计数率，s-1；GB，正比计数器本地计数率，s-1；V， 样品体积，ml；E， 探测效率，%；Y，回收率，%。

1.3 实验样品

（1）3份 1L除盐水，分别用 160ml HNO3将其酸化至酸度为2mol/L，加入0.1-1.0g不等量的90Sr-90Y示踪剂。

（2）5份1L核岛废液样品，该样品取自于不同排放时间，分别用160ml HNO3将其酸化至酸度为2mol/L，加入约0.5g的90Sr-90Y示踪剂。

（3）1份1L 核岛废液样品不加90Sr-90Y示踪剂，主要为验证该样品中90Sr的本底含量是可忽略不计。

2 结果和讨论

2.1 仪器的探测效率

取一定数量的90Sr-90Y示踪剂，直接滴在锶特效固相萃取片，待90Sr-90Y示踪剂慢慢渗入萃取片后，放流气式正比计数器中直接测量，测量结果及相关数据见表1。

将表 1的数据代入公式（1）中，可求出仪器的探测效率E为37.77%。

2.2 除盐水样品实验结果

将除盐水样品按文献[1]中的推荐程序分析，实验数据及代入公式（1）求出的回收率见表2。

由表2得出，三个除盐水样品经过萃取片的回收率分别是98.5%，96.9%，96.7%。本实验验证了锶特效固相萃取片对除盐水中的90Sr去除效率较高。

2.3 核岛废液样品实验结果

将核岛废液样品按文献[1]中的推荐程序分析，实验数据及代入公式（1）求出的回收率见表 3。

六份核岛废液样品的处理方式也有差异。样品①样品未经过滤，样品直接过锶特效固相萃取片；样品②、样品③样品经定量滤纸过滤，然后再过锶特效固相萃取片；样品④、样品⑤样品经定量滤纸过滤，然后再经孔径0.3μm的微孔滤膜过滤，最后过锶特效固相萃取片；样品⑥是不加90Sr-90Y示踪剂的样品。实验后，各样品的锶特效固相萃取片的形态见图1。

2.4 实验分析讨论

（1）从图1萃取片的形态及表3核岛废液样品实验数据中可以看出，核岛废液样品中杂质含量较高，样品必须先经过滤的前处理，否则部分放射性核素可能吸附在杂质中，并被截留于萃取片上，导致测量结果偏大；并且过滤操作过程中，用普通定量滤纸无法滤去核岛废液样品中的细微杂质，需经过孔径为0.3um或更小孔径的微孔滤膜才能除去样品中的杂质，避免其截留在萃取片上，造成测量结果偏大的影响。因此，文献[1]中推荐的分析程序是不适用于核电厂液态流出物中90Sr的测量，即使在没有可见颗粒物的情况下，也应增加过滤的前处理步骤。

（2）从表 3中样品④、样品⑤样品的分析数据可以看出，用萃取片分析核岛废液样品中90Sr含量，得出的回收率在80%左右，明显低于用除盐水作为基质所求得的回收率97%。推测其原因是核岛废液样品中可能存在一定量的锶离子（该锶离子不是核燃料破损泄漏的产物，无放射性，海水中锶的平均含量为 7.9mg/L[1]），过片样品中锶的含量超过了萃取片的饱和吸附容量3mg，所以造成回收率偏低的影响。可以先用原子吸收光谱等方法测量稳定锶含量，或在样品中加入化学收率指示剂（如 85Sr示踪剂），以确定锶离子的回收率[1]。

（3）锶固相萃取片从核岛废液样品中分离出的放射性锶不仅仅是90Sr，还包含89Sr。而流气式正比计数器虽然具有操作简单，本底低的优点，但其对β放射性核素无鉴别能力，无法鉴别出89Sr的贡献，所以建议使用液闪测量等能鉴别89Sr贡献的方法[2]。