宁德核电站位于福鼎市秦屿镇牛郎岗，于2013年4月正式商业运行。在核电运转过程中可产生最常见的裂变产物之一为放射性核素⁹⁰Sr。⁹⁰Sr属于纯β发射体，具有高毒性、亲骨性、长寿命等特点^[1-4]。⁹⁰Sr的半衰期约28.8 a^[4]，可以通过食物链进入人体并沉积。⁹⁰Sr的化学性质与钙相似，在人体中大部分蓄积于骨骼中，它在骨骼中的生物半衰期非常长，达1.8 × 10⁴d^[5]，因而⁹⁰ Sr在核污染监测备受人们关注。

由于茶叶在生长过程中易通过土壤吸收放射性核素⁹⁰Sr，同时空气中的沉降灰也易于吸附在茶叶表面造成茶叶的放射性污染^[6]。基于茶叶对放射性核素⁹⁰Sr有很强的浓集能力，因此在核爆或核事故中，常作为指示性样品用于反应放射性污染的涨落。宁德核电站所在地区福鼎市是著名的“福鼎白茶”的产地，本文通过对宁德核电站运行后，2013—2018年，核电站30 km范围内外茶叶中放射性核素⁹⁰Sr的放射性水平的变化进行比较，了解宁德核电运行后，是否对核电站周边地区的茶叶造成放射性污染。

1 材料与方法 1.1 主要仪器及试剂

流气式四路低本底αβ测量仪（MPC9604，美国PIC），⁹⁰Y探测效率约45%，本底0.5～0.8 cpm，检定合格；分析天平（Practum224-1cn，德国Sartorius），感量0.1 mg，检定合格；分析天平（Practum2102，德国Sartorius），感量10 mg，检定合格；真空烘箱（FZG-6，中国南京同浩干燥设备有限公司）；马福炉（SX2-15-10，中国武汉亚华电炉有限公司）。

204-HDEHP-kel-F色层粉（60-80目，中国核工业北京化工冶金研究院）；⁹⁰Sr-⁹⁰Y标准液（8.8 Bq/g，参考日期2016年4月21日，中国计量科学研究院，证书编号E130312；19.00 Bq/g，参考日期2018年8月20日，北京原子高科股份有限公司，证书编号16SY4B0004）；Sr（NO₃）₂，分析纯，购于国药集团，配制50 Srmg/mL锶载体溶液；Y（NO₃）₃，分析纯，购于国药集团，配制后标定，19.19 mg/mL钇载体溶液；其他化学试剂均为分析纯，超纯水（18.2 MΩcm）等。

1.2 样品采集

本次调查在宁德核电站开始运行后的2013—2018年，分别在核电站周边30 km范围内的柏洋村、端云村、硖门村、北岸村及30～50 km范围外的管阳镇的徐陈村、管阳村茶叶种植地布点采集新鲜茶叶。具体采样位置见表1。

1.3 样品前处理

参照14883.1—2016《食品安全国家标准食品中放射性物质检验总则》^[7]的前处理方式对所采集的茶叶样品进行清洗，去水渍后，称量鲜重，放入烘箱内进行烘干处理，再放入马弗炉内250℃碳化后，400℃灰化，待用。取约8 g茶叶灰样品，置于200 mL瓷蒸发皿内，加入1.00 mL50 mgSr/mL锶载体溶液和1.00 mL 19.19 mgY/mL钇载体溶液；加入约10 mL硝酸和6 mL过氧化氢搅拌后，置于电热板上蒸干。移入600℃马弗炉中煅烧2 h，使其灰化完全。再用约30 mL 2 mol/L盐酸加热浸取2次，浸取液中加入约10 g的草酸，用氨水调节溶液的pH至2.5～3，进行沉淀。过滤沉淀，将沉淀移入100 mL瓷坩埚中炭化后，移入800℃马弗炉中煅烧1 h。煅烧后，沉淀中滴加6 mol/L硝酸溶解后，再加入1 mol/L硝酸使沉淀完全溶解。加入0.5 mL铋载体，滴加0.4 mLNa₂S溶液，过滤除去²¹⁰Bi对⁹⁰Y的影响^[8]，收集滤液。

1.4 样品分离及测量

参照HJ 815—2016《水和生物样品灰中锶-90的放射化学分析方法》^[9]中二-（2-乙基已基）磷酸脂萃取色层法的快速测量法进行样品中⁹⁰Sr-⁹⁰Y的分离分析。

使用湿法装柱，准备好HDEHP-kel-F色层柱，使用前，用6 mol/L硝酸淋洗，用超纯水进行淋洗至流出液的pH为1，待用。将样品滤液以2 mL/min 流速通过上述色层柱，分别用30 mL 1 mol/L HCl和40 mL 1.3 mol/L HNO₃，用2 mL/min 流速进行淋洗。用30 mL 6 mol/L HNO₃，1 mL/min 流速解吸Y³⁺。在解吸液中加入5 mL饱和草酸，用氨水调节溶液 pH 1.5～2.0进行沉淀，沉淀在45～50℃下干燥，得到Y₂（C₂O₄）₃·9H₂O沉淀，计算钇的化学回收率。将沉淀放入已经刻度的低本底β计数器进行β计数，计算⁹⁰Sr的浓度。

1.5 茶叶样品中⁹⁰Sr的放射性活度浓度计算

$A = \frac{N}{{60{\rm{\cdot}}E{\rm{\cdot}}W{\rm{\cdot}}Yy{\rm{\cdot}}{e^{{\rm{ - }}\lambda ({t_2} - {t_1})}}}}$

式中，

A——样品中⁹⁰Sr放射性活度浓度，Bq/kg；

N——样品净计数率，cpm；

E——仪器对⁹⁰Y标准源的探测效率，%；

λ——⁹⁰Y的衰变常数，等于0.693/T，此处的T为⁹⁰Y的半衰期64.2 h；

Y_y——钇的化学回收率，%；

W——样品量，kg；

${{{e}}^{ - {\lambda}({{{t}}_2} - {{{t}}_1})}}$ —⁹⁰Y的衰变因子，此处（t₂－t₁）是指（⁹⁰Sr－⁹⁰Y）分离至测量时刻的时间间隔，h。

1.6 内照射剂量估算

依据GB/T 16148—2009《放射性核素摄入量及内照射剂量估算规范》^[10]，估算通过饮茶摄入的⁹⁰Sr的内照射剂量估算。估算公式：

$ E\left( \tau \right) = {A_0}e\left( \tau \right)$

式中， $ E\left( \tau \right)$ ，待积有效剂量；

A₀，放射性核素的摄入量，为茶叶年摄入量与茶叶中⁹⁰Sr活度浓度的乘积。

$ e\left( \tau \right)$ ，待积有效剂量系数，其中⁹⁰Sr的待积有效剂量系数为2.8×10⁻⁸ Sv/Bq。

1.7 质量控制

样品的采集、预处理及测量统一参照国家标准规范进行；所有样品采取同一分离方法进行处理；分析人员多次参加中国疾病预防控制中心辐射防护与核医学安全所组织的实验室间现场质量控制；实验室内部利用标准溶液进行实验室质量控制，以保证实验结果、人员操作的准确性。

2 结　果 2.1 茶叶中⁹⁰Sr的放射性活度浓度分析

采用二-（2-乙基已基）磷酸脂萃取色层法对茶叶样品进行⁹⁰Sr的放射性活度浓度分析，见表2。30 km范围内茶叶样品中⁹⁰Sr的放射性活度浓度测量范围为0.486～13.29 Bq/kg，均值为4.48 Bq/kg；其中，柏洋村检测结果相对偏高，检测结果分别为10.58、13.29 Bq/kg。30 km范围外茶叶样品中⁹⁰Sr放射性活度浓度的测量范围为1.021～17.19 Bq/kg，均值为4.33 Bq/kg；其中，2018年1月份管阳镇的徐陈村检测结果相对偏高，其结果为17.19 Bq/kg。而管阳镇的徐陈村的另一茶叶种植地2013—2016年，其⁹⁰Sr的放射性活度浓度较为稳定，约为2.49～2.86 Bq/kg。

2.2 内照射剂量估算结果

按照每人每天最大饮茶量13 g^[11]估算居民通过饮茶方式引入的⁹⁰Sr的内照射剂量水平。见表3。本次调查，30 km范围内居民通过饮用茶叶引入的年待积有效剂量均值为0.60 μSv/年；30 km范围外居民通过饮用茶叶引入的年待积有效剂量均值为0.57 μSv/年。

3 讨　论

本次调查的茶叶样品中⁹⁰Sr的放射性活度浓度浮动范围较大，特别是柏洋村（2013.12～2018.1）、徐陈村（2018.1）中茶叶样品的检测结果。分析其含量较高的原因，可能受土壤类别、采样部位等诸多因素影响。如Chen F等^[11]在同一时期，不同地区采集的茶叶样品，分析其⁹⁰Sr的放射性水平有所不同。茶叶中⁹⁰Sr的含量也可能与样品处理方式有关，清洗过的茶叶其表面沉降的⁹⁰Sr可能因此降低，所以样品处理方式是茶叶样品中⁹⁰Sr波动范围较大的可能原因，具体关联有待进一步验证。

同时，将本次调查结果与以往调查结果进行比较，见表4。与1978年宁德市福安地区、福建省全省平均水平茶叶中放射性核素调查结果相比较，大部分茶叶样品的⁹⁰Sr放射性活度浓度相对此次调查较高，分析其可能原因是，该阶段全球大气层核试验较为频繁^[12]。与我国不同时期或不同地区的调查结果相比较，不同时期或不同地区的茶叶样品中⁹⁰Sr放射性水平浮动也比较大，但整体放射性水平是相当的。

由于茶叶对放射性核素锶-90有较强的浓集能力和选择性，宁德核电站周边地区公众通过饮用茶饮料引入的内照射剂量范围在0.06～1.77 μSv/年，该值接近于该区域通过蔬菜类或肉类等食物^[12]摄入的放射性水平。然而，在饮用茶饮料时，茶叶中的放射性物质转移至茶水中的分量，与茶叶的制作工艺、泡茶工艺，与放射性核素的理化性质等息息相关；饮茶摄入的放射性物质是否全部被人体机体吸收，也有待进一步探讨。

本调查通过对宁德核电站运行前期周边30 km范围内外茶叶中⁹⁰Sr的放射性核素活度浓度检测结果进行比较：30 km范围内，茶叶样品中⁹⁰Sr放射性活度浓度的均值为4.48 Bq/kg；30 km范围外茶叶样品中⁹⁰Sr放射性活度浓度的均值为4.33 Bq/kg。对比核电站30 km范围内外茶叶中⁹⁰Sr放射性水平，其基本相当。因此，宁德核电站运行6年间，并未造成其周边茶叶中⁹⁰Sr放射性水平的提高。