[发明专利]一种高放废液中243

说明书

本发明涉及后处理分析技术领域，尤其是涉及一种高放废液中²⁴³Am含量的分析方法，包括以下步骤：S1.取高放废液进行稀释，获得待测样品；S2.测量待测样品中²⁴¹Am的放射性活性浓度；S3.加入氨基磺酸亚铁摇匀，随后加入TPRO‑二甲苯溶液进行萃取，收集有机相，将有机相在酸性条件下进行反萃取，收集水相浓缩，获得浓缩液；S4.取浓缩液测量，获得²⁴¹Am与²⁴³Am的同位素比值；S5.计算出待测样品中²⁴³Am的含量。本发明的技术方案操作简便、安全可靠，能够对²⁴³Am的含量进行测定，且重复性好、准确度高，具有很好的实际应用价值。

技术领域

本发明涉及后处理分析技术领域，尤其是涉及一种高放废液中²⁴³Am含量的分析方法。

背景技术

高放废液主要是乏燃料后处理产生的高效废液、准备直接处置(一次通过式)的乏燃料及相应放射性水平的其他废液，近年来，随着核工业的发展，高放废液的处置研究也逐渐受到人们的关注，高放废液处置研究的先决条件是对废液中的化学成分、放射性核素和一些金属元素的全分析，取得完整、准确的成分数据，且乏燃料经PUREX流程提取后，产生的高效废液中仍含有大量的超铀元素和裂片元素，因此，分离提取高放废液中的重要核素具有广阔而巨大的潜在经济效益。

²⁴³Am是长期辐照钚制备超锔元素的中间产物，是在高通量反应堆中生产锫、锎、镶的原料，高放废液中²⁴³Am含量的精准测量无论是对废液处理还是核素提取都有着重大意义，由于高放废液的化学组成十分复杂，含有乏燃料中99％以上的裂变产物，导致其放射性高、毒性大，在对高放废液进行分析时首先要考虑辐射防护安全，目前，高放废液的酸及常量分析通常在热室完成。

然而，高放废液中²⁴³Am无法在热室完成分析，稀释后其含量较低，一般为微量级，很多单位也没有准确可靠的分析手段，因此，亟需对高放废液中²⁴³Am含量的分析方法开展研究。

发明内容

本发明的目的在于提供一种高放废液中²⁴³Am含量的分析方法，该分析方法操作简便、安全可靠，能够对高放废液中²⁴³Am的含量进行测定，且重复性好、准确度高，具有很好的实际应用价值。

本发明提供的一种高放废液中²⁴³Am含量的分析方法，包括以下步骤：

S1.取高放废液进行稀释，获得待测样品；

S2.采用γ能谱仪测量待测样品中²⁴¹Am的放射性活性浓度；

S3.向待测样品中加入氨基磺酸亚铁摇匀，静置，随后向待测样品中加入TPRO-二甲苯溶液进行萃取，收集有机相，将有机相在酸性条件下进行反萃取，收集水相进行浓缩，获得浓缩液；

S4.取浓缩液于热电离质谱仪上测量，获得待测样品中²⁴¹Am与²⁴³Am的同位素比值；

S5.根据待测样品中²⁴¹Am的放射性活性浓度、²⁴¹Am与²⁴³Am的同位素比值，计算出待测样品中²⁴³Am的含量。

进一步地，步骤S1中，高放废液的稀释倍数为250-500。

进一步地，步骤S2为：

S21.测量γ能谱仪的本底，获得本底计数N_o；