核化学与放射化学技术研究进展
摘要：核化学和放射化学是保障国家核安全以及核能可持续发展的基础性学科之一。本文总结了中国原子能科学研究院70年来在核化学与放射化学领域的主要研究成果，重点介绍了在长寿命痕量核素分离测试、短寿命核素快化分离、裂变化学、锕系元素配位化学、90Sr分析等方面的技术研究进展，并对未来的研究方向及研究重点进行了展望。
关键词：痕量核素分离测试；快化分离；裂变化学；锕系元素配位化学；90Sr分析
核化学与放射化学是核燃料循环领域发展的基础学科和创新源头。核化学[1]是用化学方法或化学与物理相结合的方法研究原子核及核反应的学科。主要研究核性质、核结构、核转变的规律以及核转变的化学效应、奇特原子化学，同时还包括有关研究成果在各领域的应用。放射化学[1]是研究放射性物质，以及与原子核转变过程相关的化学问题的化学分支学科。主要研究天然放射性元素和人工放射性元素的化学性质和核性质，其提取及制备、纯化的化学过程和工艺的基础问题。因此，核化学与放射化学包括核化学与放射分析化学、核燃料循环化学、环境放射化学、药物化学与标记化合物等。核化学与放射化学基础研究相对应的是核燃料循环与材料(核化工)工程学科，包括铀矿冶、铀转化、铀浓缩、乏燃料后处理、放射性废物处理与处置、核设施退役等工艺及关键设备研究。
中国原子能科学研究院(简称原子能院)自建院之初即开启了核化学与放射化学研究。70年来，先后完成多项国家重点任务，特别是在我国“两弹一艇”研制技术攻关中发挥了重要作用[2]。自20世纪50年代开始，围绕我国第一座核反应堆的建设，重点开展了铀提取、石墨纯化、重水制备等研究。60—70年代，主要完成首颗铀原子弹装料制备及分析，成功研制出原子弹引爆装置中子点火源、建立了燃耗测定方法并完成首次当量测量、第一次从辐照燃料元件中提取出钚、开展后处理工艺流程研究等。70—90年代，开展了燃料元件燃耗测量方法研究，准确测定了我国第一艘核潜艇考验元件和第一座核电站考验元件的燃耗；准确测定了热中子、裂变谱中子以及单能中子诱发235U和238U的裂变产额；开展了放射性核素分析方法研究，准确测定了我国高放废液的化学组成和放射性比活度等。这一系列研究为我国核能可持续发展做出了重要贡献，与此同时，推动了核化学与放射化学学科建设，为相关技术的发展奠定了坚实的基础。
本文系统总结原子能院在核化学与放射化学相关技术领域的研究现状，重点介绍长寿命痕量核素分离测试、短寿命核素快化分离、裂变化学、锕系元素配位化学、放射性核素90Sr分析等方面的研究进展及取得的研究成果(不包括环境放射化学、药物化学、标记化合物与放射性药物等领域)，并结合我国国民经济由快速发展向高质量发展的转变过程中核能可持续发展政策的调整以及政府对公众生活环境、生命健康日益重视和关心，提出今后我国核化学与放射化学领域重点研究方向及亟待解决的基础科学问题。
1长寿命痕量核素分离测试技术
长寿命痕量核素的分离测试一直是核化学与放射化学的重点研究方向及国际研究热点。针对长寿命核素分离嬗变、高放地质处置安全评价、核试验场地及放射性污染环境治理方面的需求，原子能院逐步形成长寿命核素分离测试研究平台，开展了大量分离纯化、原子数测定及放射性活度测量方法和技术研究，很多工作属开创性。
1.1长寿命痕量核素分离技术
针对裂变产物中长寿命核素的分离提取，原子能院开展了从高放废液中分离79Se、93Zr和107Pd的方法研究[3-5]，并建立了以1mol/LHNO3为上柱液介质，在二甲基乙二醛肟(DMG)色层柱、硅胶柱、铋试剂Ⅱ(Bis-Ⅱ)色层柱上分别选择性吸附硒、锆和钯，然后分步解吸的系统分离流程。该流程对硒的化学收率约为90%、对锆和钯的回收率均大于90%，对90Sr、137Cs、152Eu等核素的去污因子均高于1.0×103，可实现对79Se、93Zr和107Pd的系统、高效分离与纯化。开展了从辐照铀靶中分离长寿命核素135Cs和126Sn的研究，建立了以强碱性阴离子交换树脂分离与PbS沉淀相结合，磷酸锆离子交换剂吸附铯与阴离子交换树脂分离铀相结合的方法，得到了放化纯的135Cs和126Sn样品，为135Cs和126Sn的热中子反应截面的测量提供了满足要求的样品[6-7]。针对岩石样品中飞克量级长寿命核素182Hf的分离，建立了胺类萃取体系分离Hf(Ⅳ)与W(Ⅵ)的方法，该法对Hf(Ⅳ)的回收率大于90%，对毫克量级W(Ⅵ)的去污因子为4.4×107，在国内首次从大量岩石样品中分离出超痕量的182Hf[8]。为测定岩石样品中镉同位素的比值，研究建立了N256-N256-P204三柱法分离、纯化镉的方法，经标准岩石样品验证，整个流程对镉的收率大于99%，对钯和锡同量异位素(106Pd、108Pd、110Pd、112Sn、113In、114Sn和116Sn)的去除因子大于4.0×103，成功制备出高纯镉样品[9]。
杨金玲等[10]针对土壤、岩石及高放废液样品中长寿命痕量核素的分离前处理技术、分离技术及分析测试技术进行了系统总结归纳，并提出了存在的问题及发展方向。
1.2长寿命核素核参数测量进展
长寿命裂变产物核素的半衰期、热中子反应截面、裂变产额等是重要的核参数，其准确测量不仅对核结构研究有理论意义，而且对放射性废物分离嬗变、中子活化分析等有实际指导价值。20世纪90年代提出的洁净核能系统分离-嬗变计划以及高放废物深地层处置潜在风险研究与评估的日益强烈需求，促进了长寿命裂变产物核素热中子反应截面等数据的实验测量。
针对高放废物处置中潜在长期风险重点考虑的核素以及先进洁净核能系统重点关注的分离嬗变对象，张生栋等[11]对半衰期大于10a、裂变产额高于0.01%的79Se、85Kr、90Sr、93Zr、93Nbm、99Tc、103Pd、113Cdm、126Sn、129I、135Cs、137Cs和151Sm等13个长寿命裂变产物核素的半衰期、裂变产额和热中子反应截面的测量研究、数据现状及其进展进行了概要评述。由于长寿命痕量核素的分离和制备十分困难，制约了其核参数的精确测量，有些关键核素目前尚无测量数据。
原子能院核化学技术研究团队开展了一系列长寿命核素的半衰期、热中子反应截面实验测量研究。他们采用对待测核素针对性很强的放化分离纯化程序，应用ICP-MS、AMS等先进的质谱仪测量原子数，应用低本底液闪谱仪等测量放射性活度，显著提升了核数据的测量水平和质量，获得了79Se、93Zr、126Sn和182Hf的半衰期[12-15]，其中93Zr的半衰期为国际上首次公开发表。在国际上首次实验测定了126Sn(n，γ)127Sng和127Snm的热中子反应截面，填补了该数据的空白[16]。该工作为其他长寿命裂变产物核素、中子活化核素和次锕系元素等热中子反应截面及其他反应截面测量研究的开展奠定了一定的实验基础。
1.3长寿命痕量核素测试技术
无论在环境样品还是高放废液中，重点关注的长寿命核素含量常处于痕量或超痕量状态，一般只能采用质谱方法对其原子数进行测量。但样品中含有大量天然同量异位素，即使采用高效化学分离手段，也不能完全去除。近年来，多接收电感耦合等离子体质谱(MC-ICP-MS)、加速器质谱(AMS)、激光共振电离质谱(LRIMS)等先进质谱技术迅速发展和在核科学技术领域的应用，大幅降低了对长寿命痕量核素放化分离的技术要求。
原子能院采用ICP-MS对79Se、93Zr、126Sn等的原子数进行了准确测定，同时对雾化器流速、碰撞气体流速等参数进行了研究，实现了同位素丰度测量条件的优化，并建立了质量歧视效应校正方法。通过光电离路径选择，LRIMS可具有元素选择性和核素选择性，且其制源相对简单，在长寿命痕量核素测试方面优势明显。原子能院与西北核技术研究院等单位联合，通过科技部重大仪器专项“RIMS研制及应用研究”等，初步具备了国产化LRIMS的能力，但仍需在高效制源、痕量核素原子化过程、共振光致电离等方面开展大量基础研究，有望近几年实现常规化分析测试。原子能院近年来在超高灵敏AMS设备研发及应用方面也取得较大进展。AMS仪器研发向更加小型化、更高灵敏度方向发展[17]。凡金龙[18]首次从大量岩石样品中分离了超痕量182Hf，并详细研究了AMS制源、参考工作样品制备等，实现了某岩石样品中极低含量182Hf(10-10g/g)的测定，这是国际上首次实现岩石样品中如此低含量182Hf的测定。
2短寿命核素快化分离技术
在易裂变核素核结构、独立产额测量、超重元素合成等研究领域都涉及到短寿命核素快速分离。李学良[19]曾对短寿命核素的快化分离技术进行了详细论述，并对20世纪80年代末国际上的快化分离方法进行了归类和描述。他将短寿命核素的分离技术归为2类：1)自动批式断续技术，包括预沉淀上非均相交换、准固态溶剂萃取、挥发物快速生成、离子交换色层分离、纸上电迁移等；2)在线连续技术，包括多级溶剂萃取系统(SISAK)、气体射流反冲传输、反冲原子反应、热色谱技术等。
本文重点介绍原子能院从裂变产物中快化分离短寿命核素的技术进展。
2.1裂变产物快化分离技术
短寿命裂变产物核素的分离，既要考虑元素之间的分离，也要考虑同位素之间的分离。大多数情况下，同位素之间的分离是短寿命核素分离的关键。张生栋等[20]依据裂变产物核素的性质，结合其前驱核的性质、照射和冷却时间因素，将它们的分离过程分为5类。1)长时间冷却-分离法：待分离核素的半衰期远大于其他同位素的半衰期，辐照后冷却一定时间，使其同位素衰变完全，再进行化学分离；2)适中冷却-分离法：待分离核素的半衰期介于其他同位素半衰期之间，适度冷却，将短寿命同位素衰变，长寿命同位素的份额不至于太高，进行化学分离；3)两步延迟分离法：待分离核素的母体半衰期远大于其同位素母体的半衰期，先进行母子体核素的分离，除去子体，冷却一定时间后，使待分离核素从母体核素衰变生成一定的量，再进行二次母子体的分离；4)短照-快分法：待分离核素的母体半衰期小于其同位素母体的半衰期，可采用短时间照射后快速进行化学分离；5)直接分离法：待分离核素及其母体半衰期与它们各自同位素的半衰期相当，无法依据时间因素与干扰同位素分离时，选择对待分离核素最佳的辐照和冷却时间，直接进行化学分离。
原子能院核化学研究团队针对短寿命核素数据测量，开展了具有特色的快化分离技术研究。利用两步延迟分离法采用二-(2-乙基己基)磷酸(HDEHP)作萃取剂、二甲苯作稀释剂，在盐酸体系中分离了142La，142La的收率约80%，对主要γ核素的去污因子大于103，分离时间在1h以内[21]。随后，他们又提出了三步分离法制备高丰度142La的分离模式，以1次BaCl2·2H2O沉淀、2次HDEHP萃取色层分离为手段建立了快速分离142La的新的化学流程，为精确测量142La的衰变数据制备出高活度、高丰度、无载体的样品[22]。该团队以两步延迟分离法为基础，将抽气法和碘铋酸铯沉淀、硅钨酸铯沉淀法结合，从裂变产物中分离纯化出138Cs，化学收率大于74%，对主要核素的去污因子大于103，操作时间在1h以内[23]。利用碘的氧化还原方法，结合CCl4萃取，SO2的水溶液反萃，分离出放化纯的132I，并对其半衰期进行了准确测量[24]。结合两步延迟法和冠醚萃取色层分离法，研究建立了用2个萃取色层柱前后串联的91Sr的快速化学分离流程，整个流程在100s内完成，Sr化学收率大于90%，对92Sr的去污因子大于1.0×102，其他核素裂变产物的去污因子大于1.0×103，满足衰变数据测量要求[25]。
根据两步延迟分离法的原理，将SISAK快速分离技术与萃取色层分离技术相结合，利用衰变链中母子体的衰变关系，以HDEHP萃取为手段，通过2次Ba-La分离，最终获得了半衰期为40s的高丰度144La样品，流程所需时间约为50s，La的化学收率约为75%[26]。徐利军等[27]建立了国内第一套基于SISAK技术的快速化学分离装置，并通过从裂变产物中分离短寿命核素142La验证了SISAK技术在快速化学分离中的优越性。
2.2气体裂变产物及其子体快速分离技术
原子能院在短寿命气体裂变产物及其子体的分离技术方面取得较大突破。徐利军等[28]利用不同气体的饱和蒸气压的不同，研制了一套低温冷阱分离装置来实现惰性气体核素的分离。结合气体反冲传输技术，利用该装置从复杂裂变产物中将138Cs与氪、铷等干扰核素分离，大部分γ核素的去污系数达104以上。为将短寿命核素89Rb从裂变产物中分离出来，叶宏生等[29]在已建立的低温冷阱分离装置上改造出双冷阱，以实现惰性气体核素的氪-氙的两步分离，成功地从复杂裂变产物中将89Rb与氙、铯等干扰核素分离，大部分γ核素的去污系数达1.0×104以上。杨志红等[30]以85Kr、125Xe为放射性示踪剂研究了活性炭柱对氪和氙的吸附分离条件，建立了短寿命气体裂变产物88Kr的放化分离方法，氪的收率大于90%，对氙及碘的去污因子大于1.0×104，整个操作过程可在5min内完成。以两步延迟分离法为基础，直接从裂变产物中快速提取铷的母体氪实现与其他裂变产物的快速分离，再利用水洗法实现氪-铷分离，建立了90Rb的快速分离方法，整个分离流程在2.5min内完成，对主要杂质核素的去污因子可达1.0×103[31]。
2.3快化分离装置
随着核科技的快速发展，短寿命核素，特别是半衰期为分钟级核素的核参数从需求和精度上要求更高。142La、95Y、91Sr、141Ba等一系列短寿命核素的亚快化自动分离装置的成功研制，实现了核参数测量样品的快速制备。其中的142La快速化学分离装置原理图示于图1。这些装置设计巧妙、模块化、易组合和拆卸，适合于不同的分离流程。
研制了适用于短寿命气体裂变产物氪/氙分离的实验装置，建立了与反应堆跑兔系统连接的自动化气体裂变产物快速提取装置，在此基础上制备了放化纯的88Kr、90Rb样品，精确测定了88Kr的半衰期和γ射线发射几率、90Rb和90Rbm的半衰期[32-34]。为今后系统开展短寿命气体裂变产物及其子体的快速提取、分离纯化技术研究及放化纯样品的制备搭建了实验平台。
3裂变化学研究
裂变化学是以化学方法为主，结合现代实验核物理技术研究重原子核分裂规律的分支学科。裂变产额和质量分布均是描述原子核裂变过程的重要特征参数，是核装置设计和测试所需的重要参数。20世纪70年代以来，快中子增殖堆的发展对裂变产额和质量分布测定的准确度提出了更高的要求。以美、俄为代表的西方国家对铀钚的裂变化学均进行了大量研究，并获得详尽数据。我国仅对铀的裂变化学进行了较充分研究，而钚的裂变化学尚处于初步研究阶段，正在逐步步入正轨。
3.1铀的裂变化学
原子能院于20世纪60年代初开始了铀的裂变化学研究，主要开展了以下几方面的研究，同时发展了相关技术。1)开展了裂变产物放化分析方法研究，建立了多种裂变元素(锆、铌、钼、锝、钌、钯、银、镉、铯、锶、钡、锡、锑、碲等)及稀土元素的放化分离方法及分析流程。郭景儒[35]对我国裂变产物分析、放射化学分析分别进行了详细综述，在《裂变产物分析技术》中汇集了我国在裂变产物分析方面取得的主要成果。2)开展了热中子、裂变谱中子以及单能中子(24.4keV及0.57、1.0、1.5、8、14.9、19.1、22MeV)诱发235U的裂变产额测量，裂变谱中子及单能中子(1.4～5、3、5、8.3、11.3、14.9MeV等)诱发238U的裂变产额及95Zr、140Ba、147Nd等关键核素的产额测定。3)建立了放化法、直接γ能谱法、质谱法等裂变产额的测定技术，获得了大量裂变产额数据，精度达到或超过国外同类工作水平。这些工作得到的裂变产额数据在核试验的放化诊断中起到了重要作用，为我国裂变化学研究奠定了理论和实验基础，对研究239Pu的裂变化学及数据测量具有指导意义。
2000年以后，原子能院对直接γ能谱法绝对测定裂变产额技术进行了深入研究，得到19.1MeV和22MeV中子诱发235U的裂变质量分布，开展了0.57、1.0、1.5MeV中子诱发235U裂变的产物95Zr、140Ba和147Nd以及99Mo产额的绝对测量，进一步完善了235U裂变产额数据[36-40]。开展了裂变谱中子、3MeV和14MeV中子诱发235U裂变时156Eu和161Tb的产额测量研究，建立了从克量级铀和大量裂变产物中分离微量铕和铽的放化流程，铕、铽的化学收率均大于80%，对铀、镎和非稀土裂变产物核素的去污因子均达106，对主要稀土裂变产物核素的去污因子大于104，准确测定了辐照235U靶中156Eu和161Tb的含量[41-42]。
3.2钚的裂变化学
不同能量中子诱发239Pu裂变产额数据是非常重要的核参数。纵观国际核数据报告(ND2016)以及Th-U/U-Pu循环核能系统、FBR系统、ADS等新型核能利用系统对快中子诱发239Pu(n，f)反应核数据的高精度要求，有必要深入开展快中子诱发239Pu(n，f)反应的裂变后物理及相关核数据的研究。由于实验条件的限制，我国一直没有开展钚的裂变化学相关研究，没有自己的实验数据，所用的核数据都来自国外文献。随着原子能院先进研究堆、核燃料后处理放化实验设施、高压倍加器、串列加速器等大型设施的建设及升级，为开展钚的裂变化学及数据测量提供了研究实验平台。
“十二五”期间，原子能院启动了钚的裂变化学和核数据测量工作，建立了钚的裂变产额及相关反应截面测量的实验方法和基础条件，攻克了克量级铀中微克量钚的分离技术[43]，制备了高丰度的239Pu样品。研究了钚及钯、银、镉、锡、锑、锆6种裂变产物的系统分离方法，建立了银和锆、钚、钯和镉、锡、锑在HZ201阴离子交换柱上的组分离流程，以及银和锆的相互分离和纯化、钯和镉的相互分离及纯化、锡的纯化方法。整个分离流程可实现钚的定量回收，对钯、银、镉、锡、锑和锆的化学收率大于70%，对主要γ干扰核素的去污因子大于1.0×103，为239Pu裂变的谷区核素109Pd、111Ag、115Cd、125Sn和127Sb的产额测量建立了放化分离方法[44]。采用放化法与直接γ能谱法初步测定了热堆谱中子诱发239Pu裂变的质量分布。采用γ能谱相对测量方法，以97Zr为内标参考核素，测量了热中子诱发239Pu裂变中88Rb、95Y、101Mo、101Tc、138Csg、142La等短寿命裂变产物核素的累积产额，数据精度好于5%[45]。
3.3制靶技术
在裂变产额测量、核反应截面测定以及锕系元素的能谱分析等研究中，制靶(源)是一项关键技术。然而，制源(靶)存在诸多难点：一是样品量低，往往要求定量制源；二是对靶的均匀性、牢固性要求高；三是样品为α放射性核素，需要考虑靶的密封；四是不同测量目的和对象，对镀层和衬底要求不同，制靶方法和条件各异。
近年来，原子能院深入开展制靶技术研究。在分子电镀制备铀、钚靶的基础上进行改进，研究了脉冲电沉积制靶方法，以N，N-二甲基甲酰胺(DMF)为电镀介质，确定了最佳电极距离、溶剂DMF体积、沉积时间、铀质量密度以及阴极材料等，制得了0.2～2.0mg/cm2的铀靶[46]。使用化学方法对衬底材料进行处理，通过沉积-煅烧-沉积的多次电沉积方法，将镀层的氢氧化物转化为氧化物，增加了镀层的致密度，突破了传统电镀镀层的厚度，制备了厚度大于3mg/cm2的双面铀靶，可用于裂变产额的测量[47]。此外，开展了小面积钚靶、筒状铀靶以及超大面积铀靶的制备方法研究[48-50]，以满足铀、钚核数据测量的需求。
4锕系元素配位化学研究
锕系元素配位化学研究对乏燃料后处理工艺优化、放射性废物安全处理、海水提铀以及放射性污染环境修复治理等方面都具有指导意义。原子能院从21世纪初开始重点加强了锕系元素配位化学研究，并取得了一些创新性研究成果。
4.1锕系元素化学种态
锕系元素种态研究越来越受到国内外学术界重视。Np(Ⅴ)是锕系中最稳定的以五价形式存在的离子，溶液中的存在形式是width=49，height=16，dpi=110其溶液化学行为尤其受关注。在水溶液中，五价镎的种态和化学行为主要受其与width=33，height=15，dpi=110配位的影响。Yang等[51]采用紫外-可见吸收光谱配位滴定，测定了不同温度下width=33，height=15，dpi=110与width=38，height=16，dpi=110的配位反应稳定常数以及反应的焓和熵。确定其物种主要有width=192，height=15，dpi=110和width=101，height=15，dpi=110并发现配合物的对称性会影响物种摩尔消光系数。中心对称的width=88，height=15，dpi=110的f-f跃迁是禁阻的，观察不到相应的吸收光谱。其研究可指导更加精准地建立镎在环境中迁移的模型。
Xian等[52]首次通过微量热技术直接测定了镎酰和铀酰阳阳离子配位反应热，得到在298.15K时ΔH=+4.2kJ/mol、ΔS=+19J/(mol·K)，很好地支持了(NpO2·UO2)3+发生如图2所示的内层配位的假设。
在后处理工艺流程中镎的走向控制，除与其价态控制有关外，还与width=41，height=16，dpi=110与width=37，height=15，dpi=110易形成阳阳离子配合物有关。阳阳离子配位动力学慢，因此通常认为Npwidth=14，height=2，dpi=110O缓慢进入第一水化层，发生了内层配位。另外紫外-可见、拉曼和核磁光谱发生很大的扰动，也预示着很强的阳阳离子作用，发生了第一溶剂化层的配位。但已有热力学数据表明，形成的配合物焓和熵都是正值，这又与假设不符。这是因为内层配位需要大量的能量来使金属离子去溶剂化，并由于从高度规整的溶剂化层释放出溶剂分子到本体中，会引起混乱度增加，通常内层配位是吸热焓，具有正的熵。而外层配位时第一溶剂化层受到的影响很小，不会因去溶剂化层消耗能量，且很少有无序产生，通常是放热焓，并具有负熵。
在水/土壤界面锕系元素化学形态研究方面，我国与国际同行相比仍处于较落后的阶段。杨春莉等[53-54]采用同步辐射X射线吸收光谱技术，对镎吸附于纤铁矿/水界面的分子形态进行了深入研究，从宏观到微观的尺度，探索了pH值、离子强度、核素浓度等不同体系条件影响下Np(Ⅴ)在纤铁矿上的吸附规律，获得了纤铁矿的质子化常数、不同离子强度和固液比下镎的表面配位稳定常数，填补了地质化学表面配合模型数据库的空白，在国内首次通过表面配位模型与X射线吸收光谱(EXAFS)技术联用，阐明了Np(Ⅴ)吸附于矿物界面的机理与分子形态特征。
4.2锕系元素配位化学
在锕系元素配位化学研究方法上，除传统的萃取法，原子能院还建立了pH电位滴定、量热滴定、光谱滴定等方法，可系统开展锕系元素配位模式和热力学研究。光谱法中吸收光谱法可用于研究width=132，height=16，dpi=110和Am3+等，荧光光谱法可用于研究Cm3+和width=37，height=15，dpi=110等，拉曼光谱可用于width=202，height=16，dpi=110等锕系离子的研究[55]。对于有些没有光谱的金属离子，则可通过电位滴定或量热滴定进行研究。锕酰离子在水溶液中都是直线型结构，5个水分子均匀分布在Owidth=14，height=2，dpi=110Anwidth=14，height=2，dpi=110O的赤道面上，其对称伸缩振动具有拉曼活性，且振动频率受赤道平面配体影响很大，配位能力越强，振动频率越低。线性的铀酰离子在700～900cm-1处会产生很强且尖锐的振动峰，可用于拉曼光谱测定铀的浓度。采用硝酸根或高氯酸根作为内标，监测铀酰离子的拉曼光谱，可确定硝酸或高氯酸中铀酰的浓度，并可用于研究铀酰的配位。采用DPA或草酸进行了验证，首次提出采用拉曼光谱也可用于配位滴定和配位模式的研究。因此拉曼光谱是研究铀酰离子很好的手段[56]。
近年来锕系配位化学研究的应用背景主要来自于流程中钚的无盐反萃和高放废液分离，特别是后者。在后处理Purex流程中，铀和钚共萃后选择性反萃取钚是非常关键的一步。传统的Fe(Ⅱ)会明显增加盐的含量，研究仅含C、H、N、O元素的无盐试剂是近20年来关注的重点。原子能院先后合成了多种无盐络合剂、还原剂，如双羟基脲(DHU)、乙异羟肟酸(AHA)、甲异羟肟酸(FHA)、N，N-二甲基羟胺(DMHAN)和甲基肼(MMH)等。这些无盐试剂应用于Purex流程U/Np/Pu的分离，有望成为乏燃料后处理工艺的重要改进方向[57-63]。在高放废液分离方面，原子能院较早开展了酰胺类萃取剂用于高放废液中锕系和镧系元素分离的工艺研究[64]。近年来对酰胺荚醚类的萃取机理进行了系统研究，开展了双酰胺荚醚及其衍生物与镧系和锕系元素配位的热力学参数、配位模式以及分离性能等基础研究[65-70]。朱文彬等[71-76]系统研究了TODGA-DHOA体系萃取铀、钚、镅、镎、锶等，通过萃取法测定了分配比数据，研究了配位反应动力学，获得了表观反应速率常数和萃取活化能数据。
4.3钚的水解聚合
钚在酸度较低的溶液中会水解成氢氧化物或亮绿色的胶体聚合物。工艺操作中疏忽或不稳定的条件都可能导致钚的聚合，聚合物一旦形成就难以破坏，会干扰萃取分离工艺，甚至会造成工业安全问题，导致临界安全风险。张春龙等[77]对近年来国际上有关钚水解的边界条件、聚合物解聚方法等进行调研，提出了针对钚的操作、贮存或运输时的应对措施。国内在实验研究方面十分欠缺，主要是因为研究高浓度钚的水解与聚合十分困难。Pu(Ⅳ)和Fe(Ⅲ)具有相近的一级水解常数，且与有机配体配位时配位常数也相近，因此采用Fe(Ⅲ)来模拟Pu(Ⅳ)的水解聚合行为[78]。
4.4锕系元素计算化学
锕系元素的f轨道对锕系元素的成键有显著影响，相对离散的价层轨道使其在不同化学环境下有多种氧化态。较大的离子半径使得锕系离子在形成配合物时，配位数较高。由于具有放射性、原料获得困难、测试条件受限等原因，计算化学是研究锕系元素化学的有力工具。国内参与锕系元素计算化学研究的单位相对较少，目前主要有中国科学院高能物理研究所、清华大学等。近几年，原子能院开始引入计算化学作为实验研究的补充，主要针对后处理Purex流程中的实验现象开展研究，以理论计算与实验测得的结果相互印证[79-80]。
590Sr分析技术
裂变产物90Sr为纯β发射体，产额高、寿命长，是高毒性的亲骨性核素，在国内外的环境监测中都极为重视，开展了许多测量方法的研究。早期，90Sr分析方法多是样品经过复杂的化学分离程序后制源测量放射性活度，一般都比较繁琐。随着各种新型特效分离材料的成功研发，结合放射性测量手段，使得90Sr的快速分析技术取得较大进展。
5.1放射性废液中90Sr的分析技术
我国对放射性废液中90Sr的分析主要采用发烟浓硝酸沉淀法、HDEHP溶剂萃取法、离子交换分离法等。原子能院在20世纪90年代，利用90Sr的子体90Y放出的高能β粒子与物质相互作用的效应，已发展出切伦科夫计数法和韧致辐射法两种方法，实现了放射性废液中90Sr的非破坏分析。应用建立的方法对不同放射性废液中的90Sr-90Y进行了测定，结果与放化分析法比较表明，对于大多数废液样品这两种方法都可行[81-82]。
近年来美国IBC公司开发的SuperLig®620固相萃取颗粒，可在较宽的酸度范围内实现Sr的定量吸附。宋志君等[83]研究了接触时间、硝酸酸度、柠檬酸铵浓度、干扰核素等对90Sr在SuperLig®620固相萃取颗粒上分配系数Kd的影响，建立了SuperLig®620色层柱分离90Sr的流程，90Sr的回收率大于99%，对主要干扰核素的去污因子大于3×103。为实现水中90Sr的连续监测，他们[84]利用SuperLig®620固相萃取颗粒从水中选择性分离和富集90Sr，并通过塑料闪烁体测量SuperLig®620色层柱上90Sr的含量，研究了0.2mg/LSr-0.01mol/LHNO3介质下，90Sr在SuperLig®620色层柱上的动态平衡情况。结果表明，吸附平衡时90Sr在两相间的浓度呈正比，因此通过测量柱上90Sr的含量可得到水中90Sr的浓度。该方法对90Sr的探测效率和最小可探测活度浓度分别为21.3%和2.6Bq/L，对某低放废液中90Sr的分析误差小于20%。目前他们正在开展90Sr放化传感器的研制，有望用于核设施排放的低放废液及环境水样中90Sr的在线分析监测。
5.2环境水样中90Sr的分析技术
用于放射性核素测量的固相萃取片技术的原理是在聚四氟乙烯纤维制成的薄片中嵌入特效的萃取剂，在固相萃取片上完成对核素的浓集、纯化及测量源的制备。固相萃取片具有良好的动力学特性，较传统的放化分析法更简便、快速。国外一些学者利用一种新型材料——锶特效固相萃取片(EmporeTMStrontiumRadDisk)测定环境水中的90Sr，取得了很好的效果。
杨素亮等[85]对美国3M公司的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研究，给出了固相萃取片法分析环境水中90Sr的推荐程序，并用实际环境水样对该程序进行了检验。丁有钱等[86]以锶特效固相萃取片为快速富集与纯化手段，采用盖革计数器定量测量固相萃取片上90Sr的含量，在国内首次研制出核设施液态流出物中90Sr自动化放化分析系统，实现了从取样、富集纯化到活度测量的自动化，满足核设施液态流出物中90Sr的分析要求，可应用于大体积环境水中90Sr的快速自动化分析。
5.3土壤样品中90Sr的分析技术
我国现行土壤样品中90Sr的标准分析方法[87]主要是用磷酸二(2-乙基已基)酯(P204)萃取色层法，该方法存在化学分离步骤多、操作流程长、对分析人员要求高等缺点，急需建立更高效、快速的分析方法，以满足我国核设施周边及环境土壤中90Sr放射性污染水平调查和有效监测。
原子能院经过多年系统研究，建立了一系列土壤中90Sr的分析方法，包括放化法和直接测量法两类。放化法是以对锶有特效选择性的Sr-Spec树脂为主要分离纯化材料，结合浸取或全溶解预处理、草酸盐沉淀以及时间校准法与双标记法液闪测量，建立的一种快速分析土壤样品中90Sr含量的方法，分析时间小于6h，分析速度优于核行业标准方法[88]。根据90Sr的子体90Y的高能β射线能产生强的韧致辐射，在90Sr-90Y放射性衰变平衡下测量子体90Y韧致辐射效应的原理，利用宽能型HPGeγ探测器在低能区和较高能区都具有相对高的探测效率和能量分辨率的优点，通过对土壤样品中γ放射性核素的干扰校正，建立了一种适用于大批量环境土壤样品中90Sr含量快速直接测量的技术[89]，并已成功应用于原子能院部分核设施退役项目的源项调查。另外，采用MC模拟技术设计出一种具有多层阵列结构的塑料闪烁光纤探测器，研制出国内首套土壤中90Sr现场测量的原型机，性能达到国际领先水平[90-91]。目前正在研发适用于现场的移动式土壤中90Sr快速直接测量的系统，为我国核设施退役和放射性废物治理提供强有力的现场测量手段。
除上述几方面的研究外，原子能院还在镧/锕系元素分离材料、放射性核素吸附材料、石墨烯材料、海水提铀材料、磁性纳米分离材料、硅胶基体材料等[92-101]前沿领域开展了研究，这些分离材料的深入研究，有望应用于镧/锕系元素分离、海水提铀、放射性废物处理、放化分析等相关领域。同时也开展了具有绿色、环保等优势的超临界萃取技术、离子液体体系萃取技术等相关技术研究[102-109]。
6展望与发展建议
核化学与放射化学作为核科学技术的基础学科，可推动核能可持续发展和核技术的应用。因此，在原有研究方向的基础上，核化学与放射化学研究领域也在不断扩展。根据我国核能发展战略、科技创新发展战略的要求，核化学与放射化学研究将重点在以下方面发展。
1)锕系元素裂变化学研究：重点开展镎以后元素裂变质量分布、电荷分布以及裂变过程裂变产物化学形态变化规律、裂变的激发曲线以及相关数据测量，以及超Pu元素的制备和核素分离研究。
2)锕系元素化学研究：重点开展锕系元素化学形态分析，锕系元素的络合、水解、氧化还原研究；开展锕系元素晶体结构、释热、相变、气固反应等研究，及镧/锕系元素分离材料及分离技术研究；开展高温条件下，锕系元素形态变化、氧化物溶解等研究。
3)环境放射化学研究：重点开展长寿命、高毒性、多价态核素在环境介质中的扩散、迁移、吸附、氧化还原、配位等行为，开展放射性污染环境化学、生物、微生物等修复治理研究；开展污染环境放射性核素快速分析测试方法与技术研究。
4)先进分离材料和先进分离技术研究：重点开展新型特效分离材料研发、富集与分离纯化一体化技术研究；开展痕量核素低浓状态下溶解程度的判定、同位素交换平衡、化学形态变化、吸附和胶体等基础研究。