摘要：自1996年签署《全面禁止核试验条约》(CTBT)以来，我国在禁核试核查监测技术方面取得重要进展。作为唯一能够提供核爆炸定性证据的技术手段，核素核查技术研究经过二十年的发展，建立了满足台站和现场核素监测要求的取样与测量技术手段和禁核试北京放射性核素实验室，拥有了能够有效履行条约义务、保障我国国土和环境安全的技术能力，在周边各类核事件、核事故等应急监测中发挥了重要作用。本文简要回顾我国禁核试核素核查技术的发展历程、重要成果和技术现状，分析后续核素核查和监测技术发展的主要方向。
关键词：CTBT;核素核查;大气放射性;氙同位素;放射性监测
自1945年7月6日美国成功爆炸世界上第一颗原子弹以来，美国、俄罗斯(前苏联)、英国、法国、中国、印度、巴基斯坦和朝鲜等国家共进行了2058次不同形式的核试验。1945年8月在日本的广岛和长崎使用的两颗原子武器，将人类社会推向核恐怖和核讹诈的梦魇。此后的半个世纪里，国际社会一直致力于推动禁止核试验，最终于1996年9月10日，第50届联合国大会通过了《全面禁止核试验条约》(ComprehensiveNuclear?Test?BanTreaty，CTBT)。到目前为止，全球196个国家中共有184个国家签署了该条约，167个国家批准了该条约。我国是第一批签署条约的国家，并自1996年开始部署开展地震、核素、次声、水声、卫星等各种核查监测技术研究，建立了多个国际监测台站、国家数据中心和核素实验室等。作为唯一能够提供核爆炸事件定性证据的手段，禁核试核素核查技术经过二十年的发展，达到国际先进水平，建立了满足台站和现场核素监测要求的相应国家技术手段[1?3]。
1核素核查技术
1?1核素核查的作用
核素核查是监测和甄别核爆炸的高灵敏度技术，是获取违约事件确凿证据的主要手段之一[4]，其作用是通过核爆炸泄漏的放射性核素(主要是裂变产物核素)的监测与分析提供核爆炸事件的直接证据，并结合不同核素的比值分析和大气输运模拟对事件进行定时和定位。核素核查包括全球性的台站监测、现场视察(onsiteinspection，OSI)监测、可疑样品实验室分析和事件溯源。
1?2核素核查的技术内容和指标要求
核素核查的技术内容包括取样、核素测量、大气输运模拟和事件定性方法与判据。取样通常包括大气气溶胶取样和惰性气体氙的取样;核素测量方面，气溶胶样品通常采用高分辨的γ能谱测量其中的140Ba、137Cs、134Cs、95Zr、95Nb等核素，大气氙样品多采用β?γ符合法或高分辨γ能谱分析法测量其中的131Xem、133Xem、133Xe、135Xe等放射性氙同位素。现场视察中85Kr和37Ar也是气体监测的重要对象核素。综合考虑核试验场址、监测灵敏度要求和全球大气输运与混合特征等，条约组织(ComprehensiveNuclear?Test?BanTreatyOrganization，CTBTO)在全球设立了80个核素监测台站，具有大气放射性气溶胶监测功能，其中40个同时具备惰性气体监测功能，截至2017年12月台站已建成69个，认证64个。我国境内设有北京(RN20)、兰州(RN21)和广州(RN22)3个台站，其中RN20和RN22同时具有气溶胶和惰性气体监测的能力。另外，禁核试北京放射性核素实验室(简称北京核素实验室)是我国禁核试核查体系的重要组成部分，也是国际监测系统(InternationalMonitoringSystem，IMS)16个国际放射性核素实验室之一，其主要职能是对IMS和OSI的样品进行精细分析，提供权威的分析结果。
CTBT组织对核素核查台站和设备系统指标要求为：气溶胶监测系统空气取样流速大于500m3/h，气溶胶过滤效率大于80%(0.2μm粒径)，24小时冷却、24小时测量对大气中140Ba的活度浓度探测限为(10～30)μBq/m3;惰性气体监测系统24小时内空气取样量大于10m3，24小时测量对133Xe的最小探测活度浓度为1mBq/m3[3?4]。
1?3国外核素核查技术发展现状
气溶胶取样在大气环境监测中应用已久，技术相对成熟，发展相对较快。至20世纪末，国外已有几种商业产品，如德国的ASS?500、美国的RASA、法国的TGD152和芬兰的SnowWhite等[5?7]，其中ASS?500和TGD152使用高压风机作为采样动力，负载较小，只适合在空气质量比较好的环境中采样;SnowWhite使用了耐受压阻为20kPa的气环真空泵作动力，适用范围较宽，在国际核查应用较广。此外，加拿大卫生部的辐射防护局开发了灰鹰(GreyOwl)大流量气溶胶取样器，可满足低成本高可靠运行的需求[8];波兰的超大流量取样器AZA?1000安装于波兰科学院的极地观测站，可在极端环境下运行[9]。
在取样器设计和优化方面，取样器效率与风速和风向的关系研究一般采用理论模拟和风洞实验[10?11]相结合的手段。样品分析一般采用低本底的HPGeγ能谱技术[6]，必要时对滤材消解后进行放射化学分析[12]。
惰性气体难以封闭，在地下和水下核试验监测中非常重要，因此大气氙取样和测量技术得到各国的高度重视。国际上主要的惰性气体取样分析系统有4种(表1)：美国的ARSA[13]、俄罗斯的ARIX[14]、瑞典的SAUNA[15]和法国的SPAL?AXTM[16]。这些系统采用β?γ符合法或者高分辨γ能谱法测量分离纯化后的Xe样品，133Xe的最小探测浓度(minimaldetectionconcentration，MDC)在0.2～0.3mBq/m3水平，均满足CTBT关于133Xe活度浓度小于1mBq/m3的要求，并在各种考核与应用中不断改进和完善[19?21]。
为提高符合法测量131Xem和133Xem的灵敏度，单通道层叠井式探测器近年来得到广泛研究，主要是理论模拟研究叠层闪烁体β?γ符合探测系统的效率影响因素，开展二维、三维谱的分析和性能评定[22?24];具有康普顿抑制的井式叠层探测器，可将662keV产生的康普顿坪降低23%～50%，对4种Xe同位素的最小探测活度浓度均接近或小于1mBq/m3[25]。在事件溯源和数据分析方面，CTBTO组织联合多个国家的原子能机构、气象部门和国家数据中心等开展了大气输运模型研究，细致研究不同泄漏源项的同位素比值特征和监测数据的变化特征[26?29]，开展本底数据的积累和分析，评估主要核设施的排放对CTBTO的监测系统的灵敏度的影响[30?35]。应用广泛的大气输运模型包括美国的HYSPLIT和欧洲的FLEX?PART，另外还有美国的LODI和CALPUFF、丹麦的DREAM和DERMA、瑞典的MATCH、日本的GERAN?new等。
2我国禁核试核素核查技术的研究进展
2?1整体技术发展历程
1996年以来，我国在超大流量气溶胶和大气氙取样器、气溶胶和惰性气体样品活度测量系统、现场视察放射性核素监测、大气放射性核素大尺度输运的正反演模拟、放射性核素来源与核爆识别判据等核素核查技术方面开展了长期的研究，取得了重要的进展，主要的研究单位是西北核技术研究所和中国工程物理研究院。先后研制了多种类型的大流量气溶胶取样器和大气氙取样器，建立了放射性气溶胶和放射性氙同位素的高灵敏度测量技术，空气取样流速分别达到800m3/h和4m3/h，大气中131I和133Xe的最小可探测活度浓度分别为5μBq/m3和0.25mBq/m3，已应用于朝鲜核试验和日本福岛核事故后我国的环境监测中[1?2，4，36]，其中关键的两种取样器研制都经历了“基础研究—样机研制—技术改进—设备研发”的过程。
2?2大气气溶胶取样技术
气溶胶取样器的原理是采用过滤法捕集大气中的气溶胶，技术比较成熟。国内市场用于环境大气颗粒物监测的采样器工作流速一般为63m3/h，而核素核查用的气溶胶取样器流速要求不小于500m3/h，这一项指标的提升涉及了滤材选型、滤材缓堵、流量测量和控制等关键工程技术研究。
2?2?1滤材选型和性能测试市售颗粒物采样器一般采用的截留效率大于99%(0.3μm颗粒物)的玻璃纤维滤材在超大流量采样器中(过滤流速达到1m/s)压阻过大，且不适于压片，不能使用。根据大气气溶胶采样的实际条件，研究建立了滤材性能测试装置和方法，对多种市售滤材在0.5～1.2m/s流速下的收集效率和候选滤材的压阻(图1)进行了测试，选定效率较高的NF和HB1聚丙烯纤维滤材作为大气气溶胶取样用滤材[37]
2?2?2延缓滤材堵塞技术超大流量采样器中过滤流速较大，滤材的压阻较大，在环境空气质量较差(如沙尘或重污染天气下)时会频繁发生滤材堵塞，导致停机，影响台站的连续运行[38]，CTBTO建议使用预分离器将直径大于10μm的颗粒除去以减少滤材堵塞。研究发现，这种方法对于沙尘天气有一定作用，但对雾霾等较小颗粒物造成的污染大气，仅去除大颗粒的缓堵效果不显著，而且还可能引起样品丢失。因此，我国采用“分级取样、合并测量”的技术思路[39]，将颗粒物按粒径大小分两步收集，采用分级撞击器分离收集大颗粒，切割粒径最小设为约1.5μm，使到达滤材的颗粒物减少。运行数据显示，分级撞击器可以捕集约50%(质量分数)的大气颗粒物，有效地延缓了滤材的堵塞(图2[39])。
相关期刊推荐：《核化学与放射化学》Journal of Nuclear and Radiochemistry(双月刊)1979年创刊，是中国核学会与放射化学学会主办的学术刊物。办刊宗旨是为核化学与放射化学科学技术领域提供一个学术交流、成果推广的园地。本刊主要报道核化学与放射化学基础研究、放化工艺研究、辐射化学、同位素化学及有关分离分析方法的科研成果，适当报道国内外核化学与放射化学的新成就和发展动态及重要会议消息等。
2?2?3流量测量和控制为解决常用的涡街流量计不利于控制取样器总体尺寸的问题，先后研究了皮托管、变径喷嘴和均速管等流量计的适用性能，最终选择压力损失小、精度高、前后直管段要求低的带整流翼的均速管作为流量测试的核心元件，使用同尺寸管路进行流量标定[40]。作为固定安装的连续运行设备，采样器需要实现流量计的在线检定，为此研究了以孔板式标准流量计为基准的超大流量气溶胶采样器在线流量校准的技术方法，质量流量控制精度好于10%[41?42]。
2?2?4大流量气溶胶取样器研制在技术研究的基础上，西北核技术研究所先后完成了超大流量气溶胶采样器样机、PMS?500可吸入颗粒物采样器[43]、PMS?800固定式大气颗粒物采样器[44]和pAS型分体式气溶胶采样器等多种类型的大气气溶胶取样器[40](表2)，不仅满足了CTBT放射性核素核查的技术需求，也满足了我国大气环境监测、局地大面积地表污染再悬浮研究、核事故应急监测的需求。其中，固定台站大流量气溶胶取样器的取样流速大于800m3/h，取样效率大于80%，技术水平与国际先进的同类系统齐平。
2?3大气氙取样技术
氙取样器一般采用多级吸附的方法富集大气中的氙。由于大气中氙浓度非常低(体积分数8.7×10-8)，富集系数要求达到106以上，因此氙取样器的技术和构成比较复杂。1997年以来，持续开展了氙吸附材料的性能、氙的富集和纯化工艺、气体预处理和除杂技术与工艺和系统控制等氙取样器关键技术研究。
2?3?1氙的多级吸附?脱附纯化工艺氙的富集纯化可以通过选择性吸附来实现，也可以利用其与杂质气体脱附行为的差异、控制脱附工艺来实现。武山等[45]研究了多种气体组分在多级吸附柱中的脱附行为，结合样机运行实际效果，确定利用不同物质在活性炭上的脱附温度差异(图3)，通过4级吸附和变温脱附富集纯化氙至很小的体积，有利于高灵敏度测量;冯淑娟等[46]研究了氙在活性炭和碳分子筛上的动态吸附性能，通过低温和高压提高氙的吸附效率。
2?3?2空气预处理技术与氙氡分离研究了低温和常温两种条件下的预处理技术和工艺。低温下，活性炭对氙的动态吸附系数显著增大，空气中CO2对氙吸附产生的影响较小，取样空气经过分子筛除水后，可在低温条件下直接上柱吸附[47];对于常温吸附，需要同时考虑水分和CO2对氙吸附的影响，特别是工程化系统中CO2对氙的吸附影响需要研究克服[48];近年来，中空纤维膜更多地应用于空气中的氧气、水分和二氧化碳的去除，可促进后续氙进一步的分离纯化[49?50]。由于氡钍子体对放射性氙的测量有很大干扰，氙氡分离是氙取样器设计中分离纯化的另一重点。基于制备色谱的氙纯化工艺和基于G?M制冷的氙冷凝收集方法能明显改善氙氡分离效果，特定条件下氡的分离因子可达105以上[51]。
2?3?3大气氙取样器研制21世纪伊始，大气氙取样技术研究开始以氙取样器研制为目标：2006年，我国台站用核素监测大气取样技术主要研究单位西北核技术研究所研制了大气氙取样器样机(AXES01)，初步实现了氙取样器的工程化;在此基础上，深入研究不同吸附柱中气体的脱附行为，优化多级吸附?脱附工艺，采用制备色谱技术进一步分离氙氡，解决了氙的高度富集和纯化问题;2010年研制了分体式大气氙取样器(pANS?1)，2011年研制了固定式台站氙取样器(fANX)。主要取样器的指标和技术路线列于表3。
2?4放射性气溶胶测量技术
气溶胶样品主要采用HPGeγ能谱无损测量样品中裂变产物140Ba、131I、137Cs、134Cs等的含量，对存疑样品需要在实验室进行详细分析。HPGeγ能谱无损测量是一种常规的分析方法。21世纪初期，西北核技术研究所建立了HPGeγ谱仪测量大气气溶胶放射性的技术[52]，以及效率刻度[53?54]、能量漂移校正[55]等，并研制建立了一套反康普顿γ谱仪系统，应用于CTBT国际比对[56]。针对实验室放射化学分析，李冬梅等[57?58]研究建立了微波密闭消解或浸取滤材样品的方法，可显著减小样品体积以提高γ探测效率，降低MDC;唐寒冰等[59]提出浸取?灰化?消解联用的方法处理实际滤材样品，样品中的铯、铈和锆可以定量回收。在气溶胶滤材样品国际比对中，北京核素实验室识别出20种放射性核素并推算了零时，活度浓度和零时推算与参考值一致[60?61]，数据质量位于多个实验室前列，反映了我国在极弱放射性测量和核素识别方面的技术水平。
2?5放射性氙同位素测量技术
放射性氙同位素分析通常采用HPGeγ谱仪系统或β?γ符合系统进行监测样品的测量，准确刻度系统的探测效率是同位素测量的基本问题。北京核素实验室采用内充气正比计数管系统绝对测量了135Xe活度，为放射性核素实验室探测系统提供准确的绝对刻度标准[62];采用效率过渡和理论模拟方法标定了HPGe探测系统的峰效率，建立了CTBTO氙归档样品的高分辨HPGeγ能谱分析方法，24小时测量133Xe的最小可探测活度为8.7mBq[63]。β?γ符合法具有更高的探测灵敏度，西北核技术研究所建立了基于NaI(Tl)闪烁体和塑料闪烁体的β?γ符合测量系统，利用137Cs662keVγ射线康普顿散射电子刻度塑料闪烁体β射线能量及分辨率，利用β?γ符合效率外推法测量放射性核素133Xe和131Xem的活度，采用镀铝薄膜塑料闪烁体和铝酸钇无机闪烁体(YAP)可显著减小惰性气体记忆效应，测量准确度明显提高(不确定度约为0.3%)[64?67]。
在能谱分析和监测数据分析方面，杨文静等[68]对符合能谱数据的感兴趣区(ROI)干扰因素等进行了详细分析，推导了放射性氙同位素最小可探测活度浓度公式;张新军等[69?70]对CTBT放射性核素台站SAUNA系统的有效监测数据利用统计学方法进行研究，发现4种惰性气体氙同位素133Xe、131Xem、133Xem和135Xe的最小可探测浓度和实测活度浓度均呈高斯分布，监测结果能够反映所在地区氙本底水平，并剖析了4种氙同位素的符合关系，建立了基于相关法的符合谱解谱算法。为提高低浓度氙同位素样品的测量水平，北京核素实验室研究建立了一套反宇宙射线γ谱仪系统，全谱积分本底降低了约6倍，测量3天对131Xem、133Xem、133Xe和135Xe的最小可探测活度分别为3.2、4.3、2.8mBq和6.1mBq[71];西北核技术研究所[72]建立了基于井式HPGe和塑料闪烁体的β?γ符合测量系统，133Xe的81keV的射线符合效率为0.340±0.009，24小时测量的最小探测浓度降低至1.8mBq。
在核素核查数据分析和大气输运反演方面，中国辐射防护研究院一方面对引进的程序进行处理和评估[73?74]，另一方面也开发自己的程序[75];中国工程物理研究院[76]、中国人民解放军军事科学院防化研究院[77]和西北核技术研究所[78?79]等单位均开展了大气输运软件研制及应用工作，但总得来说，我国的自主成果不多，研究深度不足，在监测数据解译的深度研究方面进展有限。
