放射性化学分离与γ能谱测量方法在测定放射性废物中113Sn的改进：与传统阴离子交换/TRU树脂方法的比较

《Applied Radiation and Isotopes》：Improvement of a radiochemical separation and gamma spectrometric measurement procedure for the determination of 113Sn in RI waste: comparison with the conventional anion exchange/TRU resin method

　　- 针对五种放射性废物基质中¹¹³Sn的基质适应性放射化学方法。- 单一AG 1X8阴离子交换树脂替代了原有的阴离子/TRU双树脂系统。- DIBK预过滤器可选择性去除不锈钢（SUS）废物中的Fe。- HF将Sn稳定为[SnF₆]^2-，限制蒸发时的挥发性损失。- ICP回收率校正使不确定度在k=2下达到13%–17%的一致度。## 引言放射性废物由具有多样理化性质的复杂基质组成，含有多种放射性核素的混合物，这使得放射性定量分析非常困难。特别是发射低能γ射线的核素极易受康普顿散射和基质诱导的背景增强影响，从而降低γ能谱定量分析中的信噪比。正是由于这些特性，某些核素被归类为难以测量（DTM）核素，仅靠常规的γ能谱方法无法实现可靠的定量分析（Blachot, 2010; Grigorescu et al., 2012）。¹¹³Sn是核工业及发电过程中常见的活化产物之一，主要由¹¹²Sn经中子活化产生（Roteta et al., 2014）。由于其半衰期约为115天，该核素可在活化废物中以可测量水平持续数年，因此需要可靠的¹¹³Sn定量分析技术，以准确表征近期产生的核废物。¹¹³Sn发射特征能量为391.7 keV的γ射线，但在复杂基质环境中，峰值分辨能力受其他核素干扰和背景信号增强的影响而受限（Currie, 1968; Hou and Roos, 2008）。因此，在γ能谱测量前有效去除干扰元素并进行化学分离是准确定量的必要条件。传统放射化学分析方法主要侧重于通过阴离子交换树脂与TRU树脂组成的双树脂系统来实现高化学回收率（>90%）（Lee et al., 2011, 2016; Dulanská et al., 2016）。该方法的优势在于即使在复杂基质中也能有效分离目标核素。在此有必要重新明确本研究的创新点。回收率控制本身已经是DTM核素放射化学分析中广泛使用的标准程序（Hou and Roos, 2008; Remenec et al., 2014），并且有多种实现方式：（i）分离前后对目标元素进行稳定同位素分析（本研究采用的方法）、（ii）对形成的沉淀物进行重量法分析，以及（iii）使用适当的放射性示踪剂（例如用⁸⁵Sr分析⁹⁰Sr；用⁹⁹?Tc·⁹⁵?Tc·⁹⁵Tc分析⁹⁹Tc；用²³⁹Np分析²³⁷Np）（Lee et al., 2011, 2016）。同样，回收率校正、探测效率校正和391.7 keV发射概率校正也是γ能谱定量分析中的常规组成部分，因此不宜将这些单个要素本身作为创新点提出。此外，旨在最大化回收率（>90%）的分离方法可以通过将目标核素相对较小的化学损失纳入整体分析不确定度预算来管理，因此不一定需要额外的回收率控制。此类方法的关键在于纯化过程的高度重现性，而前人文献中报道的方法也在严格的稳健性和重现性标准下经过验证（Dulanská et al., 2016; Choi et al., 2017）。因此，本研究的实质性贡献仅限于以下方面：①根据基质特性区分预处理策略（非金属基质直接进入阴离子交换步骤，而富Fe的SUS基质需增加DIBK预过滤步骤）；②采用单一AG 1X8阴离子交换树脂替代双树脂系统以简化流程，同时仍通过逐步酸浓度控制实现选择性分离；③通过重复实验（n=10）和完整的不确定度预算，对所构建的整套流程进行定量验证，从而实证地表明，校正与测量系统的整体管理——而非回收率的绝对值——决定了最终的定量准确度。尽管实际的放射性定量分析是一个多因素共同作用的过程——探测效率、计数统计、发射概率、回收率校正和不确定度等——但以往的一些研究尚未充分报告一种考虑这些因素协同作用的综合分析框架，也未明确呈现基于重复实验的重现性与不确定度评估（Hou and Roos, 2008; Shi et al., 2012）。基于对上述问题的认识，本研究将传统的阴离子交换/TRU树脂方法扩展为以测量准确度为中心的综合分析流程，对多种放射性废物基质（去离子水、橡胶、擦拭布、塑料和SUS）进行重复实验以定量评估重现性，并系统验证包括合成不确定度（k=2）在内的分析性能。由此，本研究提出从"以回收率为中心的分析"向"以测量准确度为中心的分析"的转变，将其定位为不是对已知单个要素的发明，而是为各种实际基质建立一套经过验证的实用综合流程，旨在提出一种适用于多种放射性废物基质的可靠¹¹³Sn定量分析方法。## 各章节摘要### 样本与基质本研究对多种基质进行分析，用于放射性废物中¹¹³Sn的定量。分析样本包括去离子水、橡胶、擦拭布、塑料和不锈钢（SUS）。此处"擦拭布"并非指汽车雨刷片等部件，而是指用于去污和表面涂抹/擦拭取样的无纺布擦拭型样本，模拟实际现场产生的去污废物。每个样本在溶解前均经过均质化处理。### 与先前报道方法的对比定位在将先前报道的方法与本研究提出的方法进行对比之前，需明确指出，该对比并非在相同条件下的直接头对头实验，而是文献数据与本研究测量值之间的比较（见表3）。即表4并列呈现了先前文献中报道的性能和本研究测量得到的性能；其结果并非在同一份…### 结论本研究针对放射性废物中难以测量核素¹¹³Sn的定量分析，将传统的阴离子交换/TRU树脂化学分离方法扩展为以测量为中心的综合分析流程。所提出的方法基于一个一致的分析框架，包含预处理、干扰去除、化学回收率校正、活度计算和不确定度评估。改进后的分析流程以HF为基础…### CRediT作者贡献声明**Sang-Jun Han：** 验证、概念设计。**Jun-Seok Kim：** 数据整理。**Seung-Gwan Han：** 调查研究。**Su-Bin Choi：** 形式化分析。### 资助声明本研究得到韩国能源技术评价规划院（KETEP）和韩国气候能源环境部（MCEE）资助（编号：RS-2023-00235379）。### 利益冲突声明作者声明不存在可能影响本文所报告工作的已知竞争财务利益或个人关系。Sang-Jun Han | Jun-Seok Kim | Seung-Gwan Han | Su-Bin Choi