[發(fā)明專利]核電廠液態(tài)流出物中鍶-90的快速分析方法

有效

• 申請(qǐng)?zhí)枺?/td>: 201410161365.2
• 申請(qǐng)日: 2014-04-22
• 公開（公告）號(hào): CN103901461B
• 公開（公告）日: 2016-11-30
• 發(fā)明（設(shè)計(jì)）人: 劉衡;李付平;吳連生;趙昔;魏挺;孫偉;李靜;陳超峰;張楊;黃彥君;陳利剛;曾帆;楊立濤;張兵;欽紅娟;郭杰
• 申請(qǐng)（專利權(quán)）人: 福建寧德核電有限公司;蘇州熱工研究院有限公司;中國(guó)廣核集團(tuán)有限公司
• 主分類號(hào): G01T1/167
• 分類號(hào): G01T1/167
• 代理公司: 蘇州創(chuàng)元專利商標(biāo)事務(wù)所有限公司 32103
• 代理人: 項(xiàng)麗

技術(shù)領(lǐng)域

本發(fā)明屬于放射性核素的檢測(cè)和分析方法，涉及鍶-90的快速分析方法，具體涉及一種核電廠液態(tài)流出物中鍶-90的快速分析方法。?

背景技術(shù)

鍶-90（即⁹⁰Sr）是U-235和Pu-239的裂變產(chǎn)物，主要來(lái)源于核武器爆炸和核反應(yīng)堆，在核電廠反應(yīng)堆中可能由于燃料包殼缺陷或破損進(jìn)入反應(yīng)堆一回路，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鍶-90危害最大，是因?yàn)槠湮锢戆胨テ冢?8.6年）和生物半衰期（49.3年）長(zhǎng)并會(huì)持久地沉積在造血的骨骼系統(tǒng)中，替代了鈣從而引起輻射病（例如白血病）；同時(shí)其子體釔-90（即⁹⁰Y）產(chǎn)生的高能β射線會(huì)對(duì)骨髓造成嚴(yán)重?fù)p傷。

切爾諾貝利核事故后，放射性生態(tài)學(xué)研究發(fā)現(xiàn)相比于其它放射性核素（如銫的同位素，通常易于被黏土礦物所吸附），放射性鍶在環(huán)境介質(zhì)中具有極高的遷移性。國(guó)家強(qiáng)制性標(biāo)準(zhǔn)《核動(dòng)力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》（GB?6249-2011）規(guī)定：核電站和其他動(dòng)力堆流出物中必須連續(xù)地或定期地分析和測(cè)量鍶-90的比活度。通過(guò)監(jiān)測(cè)液態(tài)放射性流出物中鍶-90的比活度，以確認(rèn)核電廠反應(yīng)堆中的燃料包殼在運(yùn)行中是否破損，并且可以用于評(píng)估核動(dòng)力廠放射性物質(zhì)排放對(duì)公眾可能造成的輻射影響。現(xiàn)有技術(shù)中，一般采用發(fā)煙硝酸法（GB?6764-86）或萃取色層法（GB?6766-86），通過(guò)正比計(jì)數(shù)器進(jìn)行測(cè)量。這兩種分析方法都具有分析步驟繁瑣、分析時(shí)間長(zhǎng)等特點(diǎn)，但核電廠液態(tài)放射性流出物具有組分復(fù)雜，放射性活度高，對(duì)人體輻射劑量大等特點(diǎn)，故液態(tài)流出物中鍶-90的分析宜采用分析步驟簡(jiǎn)單、分析時(shí)間短的分析流程，而現(xiàn)有的鍶-90分析方法不具備以上優(yōu)點(diǎn)。因此建立核電廠液態(tài)流出物中鍶-90的快速分析方法將極大的減少核電廠的相關(guān)人力和物力，提高工作效率。?

目前國(guó)內(nèi)采用液閃譜儀測(cè)量鍶-90的比活度鮮有報(bào)道，對(duì)于液閃譜儀測(cè)量鍶-90，通常采用樣品與閃爍液按10?mL:10?mL進(jìn)行配比后在C-14的高能模式下進(jìn)行測(cè)量。國(guó)際上已有用于分析環(huán)境水體中鍶-90的快速分析技術(shù)，主要為鍶特效樹脂色層法和鍶固相萃取膜片技術(shù)，這兩種技術(shù)均是通過(guò)分離純化鍶-90，通過(guò)液閃譜儀對(duì)鍶-90進(jìn)行快速測(cè)量。這是因?yàn)榄h(huán)境樣品中的放射性鍶只有鍶-90，雖然鍶-89和鍶-90均是裂變產(chǎn)物，來(lái)源于核試驗(yàn)和核事故，但鍶-89的半衰期較短（50.5天），故環(huán)境樣品中的鍶-89很容易衰變，所以鍶特效樹脂色層法和鍶固相萃取膜片技術(shù)適用于環(huán)境樣品中鍶-90的分析。但是，以壓水堆為堆型的主流核動(dòng)力廠，其液態(tài)流出物排放的鍶-89含量均遠(yuǎn)大于鍶-90的含量，而以上兩種技術(shù)無(wú)法將鍶的同位素進(jìn)行分離，因此在開展核電廠液態(tài)流出物中鍶-90的快速監(jiān)測(cè)時(shí)難以采用以上兩種技術(shù)。?

發(fā)明內(nèi)容

本發(fā)明目的是為了克服現(xiàn)有技術(shù)的不足而提供一種能夠?qū)穗姀S液態(tài)流出物中鍶-90進(jìn)行快速分析的方法。?

為達(dá)到上述目的，本發(fā)明所采用的技術(shù)方案為：一種核電廠液態(tài)流出物中鍶-90的快速分析方法，包括驟以下步驟：?

（a）取一定量的核電廠液態(tài)流出物，并向其中加入鍶載體和釔載體，在酸性條件下將其流經(jīng)陽(yáng)離子交換色層柱，隨后用硝酸溶液淋洗所述的陽(yáng)離子交換色層柱，收集洗脫液得第一洗脫液；

（b）將所述的第一洗脫液流經(jīng)P204萃淋樹脂色層柱分離純化，用硝酸溶液淋洗所述的P204萃淋樹脂色層柱，收集洗脫液得第二洗脫液；

（c）將第二洗脫液蒸干后用鹽酸溶解并轉(zhuǎn)移至低鉀玻璃瓶中，加入閃爍液混合后置于液閃譜儀上測(cè)定釔-90的計(jì)數(shù)率，根據(jù)所述釔-90計(jì)數(shù)率計(jì)算釔-90的放射化學(xué)回收率；

（d）再取多份一定量的核電廠液態(tài)流出物，重復(fù)步驟（a）至步驟（c），計(jì)算釔-90的平均放射化學(xué)回收率，并根據(jù)釔-90計(jì)數(shù)率和釔-90的平均放射化學(xué)回收率計(jì)算釔-90的比活度；

（e）按照釔-90和鍶-90之間的衰變關(guān)系，根據(jù)所述釔-90的比活度計(jì)算鍶-90的比活度。

優(yōu)化地，步驟（a）中，所述核電廠液態(tài)流出物在pH=0.1~5的條件下以8~10毫升/分鐘的流速流經(jīng)陽(yáng)離子交換色層柱。?

優(yōu)化地，步驟（b）中，所述第一洗脫液的流速為2毫升/分鐘。?

優(yōu)化地，步驟（a）中，所述硝酸溶液淋洗分兩次進(jìn)行，先用0.1~0.5mol/L的硝酸溶液淋洗，再用6~10mol/L的硝酸溶液洗脫。?

優(yōu)化地，步驟（b）中，所述硝酸溶液淋洗分兩次進(jìn)行，先用1~3mol/L的硝酸溶液淋洗，再用5~8mol/L的硝酸溶液洗脫。?