автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Методологические особенности использования импульсных самогасящихся реакторов для проведения нейтронно-активационного анализа благородных металлов и делящихся изотопов

На правах рукописи

Силаев Максим Евгеньевич

МЕТОДОЛОГИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ

ИМПУЛЬСНЫХ САМОГАСЯЩИХСЯ РЕАКТОРОВ ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ НЕЙТРОННО-АКТИВАЦИОННОГО АНАЛИЗА БЛАГОРОДНЫХ МЕТАЛЛОВ И ДЕЛЯЩИХСЯ ИЗОТОПОВ

Специальность 05.14.03 — Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

СЕВЕРСК-2006

Работа выполнена в Томском Научным руководитель: д-р физ.-мат. наук, проф.

политехническом университете Шаманин Игорь Владимирович

Официальные оппоненты: д-р техн. наук канд. техн. наук

Мухин Виктор Васильевич Варлачев Валерий Александрович

Ведущая организации: Институт ядерных реакторов

Российский научный центр

Курчатовский институт (ФГУП РНЦ Курчатовский институт), г. Москва

Защита состоится "12" октября 2006 г. на заседании диссертационного Совета ДМ 201.011.01 при Северской государственной технологической академии по адресу 636036, г. Северск, Томская обл., пр. Коммунистический, 55, ауд. 224.

Т/ф: 8-3822-779529; e-mail: sofronov@ssti.ru

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Северской государственной технологической академии.

Автореферат разослан "8" сентября 2006 г.

Ученый секретарь диссертационного севбта

д-р техн. наук, проф. [ / Софронов

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. Определение элементного и изотопного состава веществ и материалов является актуальной аналитической задачей, имеющей широкую область применения. Основными требованиями, предъявляемыми к выполнению аналитических работ в области исследования элементного и изотопного состава веществ, является высокая чувствительность, оперативность и качество анализов при их низкой себестоимости. Одним из наиболее универсальных и чувствительных методов определения элементного и изотопного состава веществ является нейтронно-активационный анализ (НАА).

Исследовательские ядерные реакторы широко используют в качестве источника нейтронов для проведения НАА. Одними из наиболее распространенных по количеству установок и их разнообразию является класс импульсные реакторов самогасящегося действия (ИРСД). В этом классе существует подкласс ядерных установок с предельными характеристиками нейтронного потока (порядка 1018 см"2с"'), используемых для проведения экспериментов, связанных с авариями реактивностного типа, изучением поведения материалов при облучении в интенсивном поле ионизирующих излучений и другими специализированными задачами. Использование подобных реакторов для выполнения НАА представляется целесообразным по причинам расширения области их применения и увеличения загруженности экспериментальными работами.

Перспективность работ, связанных с определением содержания благородных металлов и делящихся материалов в пробах различного характера (геологических, экологических и т.п.) определяется постоянным и устойчивым спросом на их проведение.

В зависимости от типа реакторной установки, ее нейтронно-физических и технических характеристик возникают различные возможности в облучении проб и проведении анализов. Для реализации этих возможностей требуется разработка специальных методов и технологий, наиболее полно отвечающих экспериментальной базе и содержанию аналитических задач.

Цель работы. Расчетно-экспериментальный анализ физико-технических особенностей импульсных самогасящихся реакторов и адаптация методик НАА к условиям проведения анализа содержания благородных металлов и делящихся изотопов на их базе.

Для достижения этой цели необходимо было решить ряд задач:

— провести анализ особенностей импульсных реакторов с точки зрения их использования для выполнения НАА;

- определить методические и технологические подходы, позволяющие выполнять НАА с помощью импульсных самогасящихся реакторов;

— провести теоретические и экспериментальные исследования для обоснования возможности использования импульсных реакторов самогасящегося действия для выполнения НАА.

Решение поставленных задач позволило получить ряд теоретических и экспериментальных результатов, определяющих научную новизну работы:

- проведен анализ физических и технических особенностей импульсных реакторов и сформулированы критерии пригодности и эффективности их использования для проведения НАА в условиях облучения проб импульсными потоками нейтронов с плотностью до 1018 нейтрон/(см2-с) при отсутствии принудительного охлаждения;

— разработаны и испытаны устройства для проведения облучения проб геологических материалов импульсными потоками нейтронов;

— определена и обоснована возможность использования импульсных самогасящихся реакторов для анализа содержания делящихся изотопов в геологических породах, а также экологических пробах грунта;

- разработан и экспериментально испытан полуэмпирический способ калибровки гамма-спектрометрического тракта с полупроводниковым детектором по эффективности для измерения параметров спектра излучения проб различной геометрии с помощью точечных образцовых источников излучения (ОСГИ);

- разработана методика облучения и анализа геологических проб большой массы (до 100 г), содержащих самородное золото.

Апробация работы. Результаты работы докладывались на двух Международных научно-практических конференциях: "Ядерная энергетика в республике Казахстан. Перспективы развития" (Актау,1996); "Тяжелые металлы и радионуклиды в окружающей среде", (г.Семипалатинск, 2000).

Практическая значимость работы определяется тем, что:

- разработаны технологии, методы и экспериментальные устройства, позволяющие использовать самогасящиеся импульсные реакторы для проведения НАА геологических и экологических проб, содержащих благородные металлы и делящиеся изотопы, в опытных и промышленных масштабах, а также проводить облучение проб параллельно с другими исследованиями;

- определены возможности анализа делящихся материалов с помощью самогасящегося импульсного реактора по запаздывающим нейтронам и продуктам деления. Практическая реализация указанных возможностей открывает перспективы использования указанного типа реакторов для радиоэкологических исследований;

- проведены серии экспериментов по определению элементного состава проб различных материалов, имеющие прикладное значение;

- результаты работы используются в ФГУП концерн "Росэнергоатом" (справка прилагается) и в учебном процессе на физико-техническом факультете Томского политехнического университета при подготовке инженеров по специальностям "Ядерные реакторы и энергетические установки", а также "Безопасность и нераспространение ядерных материалов".

На защиту выносятся:

- физические и технологические особенности процесса облучения проб для проведения НАА с помощью самогасящихся импульсных реакторов;

- результаты использования полуэмпирического способа энергетической калибровки спектрометрического тракта ОСГИ для измерения параметров спектра излучения проб сложных геометрий;

- методика и особенности облучения с помощью ИРСД и НАА материалов, содержащих благородные металлы, делящиеся изотопы.

Личный вклад автора в работы, выполненные в соавторстве и включенные в диссертацию, состоит в разработке и реализации методических и технических подходов, проведении расчетов,- подготовке и проведении экспериментов, анализе результатов расчетных и экспериментальных работ, написании статей и докладов.

Публикации. Основное содержание диссертационной работы отражено в 7 печатных работах, в том числе 4 научных статьях, 2 тезисах докладов, 1 депонированном научно-техническом отчете и одной методике, утвержденной в Институте атомной энергии Национального ядерного центра Республики Казахстан.

Объем и структура работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, выводов и списка используемой литературы. Материалы работы изложены на 142 страницах, включая 38 рисунков и 29 таблиц. Библиографический список включает 107 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Первая глава работы посвящена анализу возможностей использования импульсных реакторов с-точки зрения выполнения НАА. Опыт использования для этого реакторов, работающих при стационарном потоке нейтронов в активной зоне, широко известен и его успешность не подвергается сомнению.

Пригодность и эффективность любого источника излучения для выполнения НАА будут определяться характером и интенсивностью ядерных взаимодействий нейтронов с исследуемым материалом, а также возможностью облучить. исследуемые материалы при наименьших затратах доступных ресурсов (времени, средств и т.п.).

Импульсные реакторы разнообразны по своим параметрам и не равноценны с точки зрения потенциальных возможностей выполнения с их помощью НАА. Элементарный анализ характеристик реакторов в рамках отдельных классов показывает, что для НАА могут использоваться импульсные реакторы самогасящегося действия.

В соответствие с существующими в рамках метода ограничениями, в работе были определены следующие критерии пригодности ИРСД для проведения НАА:

б

— реактор должен обладать спектром тепловых нейтронов, обеспечивающим эффективность процесса активации материалов (иметь эффективный замедлитель нейтронов в активной зоне);

— интегральные характеристики нейтронного импульса реактора должны обеспечивать уровень облучения материала нейтронами близкий или превосходящий параметры облучения в исследовательских реакторах со стационарным нейтронным потокам (флюенс не менее 1014 см"2);

— реактор должен обладать экспериментальными каналами, пригодными для облучения в них исследуемых материалов в количестве, обеспечивающем промышленные объемы анализов.

Сравнение конструктивных и нейтронно-физических параметров рассмотренных в работе ИРСД (ВИР-2М, ИГРИК, ИГР, ИИН, TRIGA) показывает, что все они соответствуют установленным критериям пригодности.

В соответствии с поставленной в работе целью, в качестве критериев эффективности использования ИРСД для выполнения НАА определены следующие требования:

— степень активации материала в реакторе должна позволять определять наличие в них благородных металлов в промышленно-значимых концентрациях;

— облучение материалов в реакторе должно позволять определять содержание 239Ри в пробах в присутствии изотопов урана и тория;

— технические параметры реактора и его экспериментальных каналов должны позволять проводить облучение проб и выполнение анализов в промышленных объемах (не менее 100 проб в сутки);

— режим облучения исследуемых материалов не должен предусматривать принудительного охлаждения (чтобы избежать дополнительных затрат при облучении).

Во второй главе рассмотрены и выбраны методические подходы, которые могут быть реализованы для выполнения анализа благородных металлов и делящихся изотопов с помощью ИРСД. Выбор проведен для всех этапов выполнения НАА: определение нейтронно-физических параметров облучения; подготовка и облучение проб и индикаторов нейтронного потока в реакторе; анализ проб после облучения. Все

перечисленные этапы имеют свои методические и технологические особенности.

Процесс облучения материалов с помощью ИРСД отличается нелинейностью и скоротечностью. Кроме того, к качеству определения нейтронных характеристик в НАА предъявляются высокие требования -погрешность их выполнения не должна превышать 5%, чтобы не оказывать значительного влияния на результирующую ошибку анализов. Добиться выполнения указанного требования с помощью детекторов прямого измерения ионизирующего излучения не представляется возможным. Поэтому для определения характеристик нейтронного поля в ИРСД использовался метод активацнонных детекторов.

К подготовке проб, содержащих драгоценные металлы, предъявляются особые требования. Это связано не только с потребностью в высокой чувствительности и качестве анализов, что характерно также и в случае определения делящихся материалов. Наличие больших неоднородностей состава, а также возможное присутствие самородных частиц обуславливают неординарные требования к представительности. Подготовленная к анализам проба должна иметь массу 50-100 г. В то время как для проб гомогенного состава эта величина обычно не превышает нескольких граммов и даже миллиграммов.

В условиях облучения в интенсивных полях ионизирующих излучений специальные требования предъявляются ко всем используемым в ИРСД материалам. Сильный радиационный разогрев в условиях отсутствия принудительного охлаждения может привести к частичному или полному их разрушению.

Согласно действующим нормативным документам результаты определения содержания драгоценных металлов и делящихся материалов в пробах методом НАА с помощью ИРСД должны отвечать требованиям одной из перечисленных категорий: особо точный анализ, анализ рядовых проб, особо точный анализ геохимических проб.

Для выполнения анализов являются пригодными любой из традиционно используемых в активационных исследованиях методов: абсолютный, эталонов, мониторов. Кроме перечисленных, в работе предложено использовать сравнительный метод, являющийся компиляцией особенностей метода эталонов и мониторов и

обеспечивающий наиболее высокое качество и производительность исследований. Согласно предложенному методу образцы сравнения, содержащие заданный набор определяемых элементов, облучаются совместно с пробой в одно время и в одном месте (иногда в качестве внутреннего монитора). Однако сам образец сравнения представляет собой самостоятельный объект, отделяемый от пробы. Определение активности компонент пробы проводится в ходе двух измерений: первое — измерение пробы, второе - измерение пробы совместно с образцом сравнения. Геометрия измерений выбирается таким образом, чтобы обеспечить ее идентичность условиям облучения.

Анализ облученного материала может быть выполнен с помощью одного из методов, обеспечивающих выполнение требований к качеству его проведения: радиометрическим, сцинтилляционным или гамма-спектрометрическим, а в случае делящихся материалов - по запаздывающим нейтронам, трекам деления и содержанию продуктов распада.

Важной особенностью нейтронно-активационного анализа благородных металлов и делящихся материалов, является разнообразие геометрических параметров проб и индикаторов нейтронного потока. В качестве индикаторов используются, как правило, фольги, и проволока. Для них характерна дисковая и линейная геометрия измерений. Пробы исследуемого материала, чаще всего имеют цилиндрическую форму. Геометрия сосуда Маринелли используется для предварительного анализа состава радионуклидов в пробе до облучения. Для качественного проведения анализов проб различной геометрии необходимо иметь образцовые материалы, повторяющие их геометрические и физические параметры и имеющие схожие радиационные свойства. Изготовление таких образцовых материалов и их аттестация являются длительным и трудоемким процессом, отнимающим значительные средства и время. Чтобы избежать этого, можно воспользоваться полуэмпирическим методом калибровки измерительной аппаратуры. Полуэмпирическая расчетная модель основывается на следующих двух основных принципах: приведении объемного детектора к точечному путем экспериментального определения его эффективного центра детектирования; приведение исследуемого образца к точечной геометрии, имеющей идентичную

активность. Изменение геометрии источника компенсируется путем введения корректирующего геометрического параметра К . учитывающего эквивалентность такого преобразования. Расчетные соотношения для определения К источников излучения различной геометрии получены в работе.

Так как пробы геологических и экологических материалов имеют сложный элементный состав, то оценка пределов обнаружения в них благородных металлов и делящихся изотопов может быть выполнена только с учетом фонового излучения. Фоновое излучение при измерениях формируется широким набором радионуклидов - продуктов активации. В работе использован подход к решению данной задачи, разработанный Х.Э.Гунне, ЛЛ.Пелекисом и Л.А.Кури.

Для анализа содержания благородных металлов в пробах в работе предложено использовать метод инструментального НАА. Инструментальный анализ выполняется с помощью гамма-спектометрических измерений продуктов активации. На основании анализа нейтронно-физических характеристик разработан перечень изотопов благородных металлов, наиболее пригодных для НАА. Показано, что благородные металлы в основном не отличаются благоприятными характеристиками для его выполнения (за исключением золота и иридия). Другой важной особенностью является то, что НАА благородных металлов, за исключением родия, удобно проводить по сравнительно долгоживущим изотопам (период полураспада от 2,7 до 74,4 суток). Таким образом, в большинстве случаев, для выполнения анализов содержания благородных металлов не требуется создание специальных устройств быстрой доставки проб (пневмопочты и т.п.),

Сложности анализа делящихся материалов заключаются в том, что в пробах они находятся в смеси друг с другом, а в процессе деления образуют продукты распада одинаковые по изотопному составу и близкие по вероятности образования. Кроме того, процесс спонтанного деления тяжелых ядер в природе приводит к образованию дополнительного количества продуктов распада, что также увеличивает порог обнаружения делящихся нуклидов в пробах.

Третья глава работы посвящена расчетно-экспериментальному обоснованию принятых методических решений.

Для того чтобы оценить физическую возможность и параметры использовать ИРСД для выполнения НАА благородных металлов и Делящихся изотопов, необходимо задаться конкретными экспериментальными условиями, связанными с определенным источником облучения проб и видами анализов облученного материала.

Наиболее важными характеристиками источника облучения являются поток нейтронов и потенциальная производительность облучения проб. При этом нейтронные характеристики источника имеют ключевое значение, так как определяют чувствительность анализов. Поэтому в качестве источника облучения в работе был выбран реактор ИГР, имеющий одновременно наибольший, среди рассмотренных ИРСД, флюенс нейтронов за время облучения и объем экспериментальных каналов. Наиболее близким к нему по перечисленным параметрам является реактор ИГРИК.

Для любых материалов, используемых в процессе облучения проб в ИРСД, существуют ограничения, характерные только для реакторов этого типа. Ограничения определяются двумя факторами: радиационным разогревом материалов в реакторе и повышенной радиационной безопасностью при обращении с ними после облучения.

При выполнении оценки степени радиационного разогрева были выбраны материалы, имеющие широкое применение в ядерных технологиях и потенциально пригодные для проведения НАА с помощью ИРСД. Возможная степень их радиационного разогрева в реакторе была оценена расчетным путем. Исходя из результатов расчетов повышения температуры материалов, был сделан вывод, что золото, кадмий и полиэтилен могут иметь существенные ограничения при их облучении в ИРСД, вызванные возможностью расплавления. Справедливость такого вывода была подтверждена в экспериментальных работах. Размягчение и плавление полиэтилена в реакторе ИГР наблюдается при интегральном флюенсе нейтронов (0,6-0,7)-1016 см'2. При отсутствии принудительного охлаждения и полном интеграле мощности реактора ИГР происходит не только плавление, но и частичное испарение индикаторов, выполненных на основе ядерно-чистого золота. По этой причине для нейтронно-

физических исследований на реакторе ИГР в качестве нейтронных индикаторов были использованы такие материалы как медь, цинк и нихром, которые в силу своих ядерно-физических свойств гораздо менее подвержены радиационному разогреву. Кроме того, при флюенсе нейтронов порядка 0,5-1016 см'2 и более происходит плавление кадмиевой фольги. Таким образом, в ИРСД имеются ограничения по использованию метода "кадмиевой разности" для определения активации проб по трем группам нейтронов (тепловой, эпитепловой и быстрой).

В качестве материалов, пригодных для изготовления устройств размещения проб в реакторе и контейнеров для облучаемых материалов, были выбраны ядерно-чистый графит и полиэтилен, как наименее подверженные активации.

Большое значение для процесса активации исследуемых материалов имеют нейтронно-физические характеристики поля излучения в области размещения проб. Для реактора ИГР таким пространством является свободный объем экспериментальных каналов. Анализ спектральных характеристик поля нейтронов в экспериментальных каналах реактора, выполненный на основании экспериментальных и расчетных данных, позволил прийти к следующим заключениям:

— тепловая составляющая спектра нейтронов в экспериментальных каналах реактора ИГР не превышает 50%. Наличие существенной надтепловой и быстрой составляющих спектра нейтронов с энергией нейтронов свыше 3 МэВ указывает на возможность их активного использования для активации материалов проб. При этом может быть получена дополнительная информация об элементном составе исследуемых материалов, что в дальнейшем нашло свое подтверждение в экспериментальных работах;

- отличия спектров в центре и на периферии активной зоны реактора незначительны. Этот факт позволяет существенно снизить объемы работ, связанных с определением спектральных характеристик поля нейтронов во время облучения проб. Уменьшение объема работ достигается путем замены полномасштабных исследований спектра нейтронов по всему объему канала определением относительного

распределения флюенса нейтронов по его высоте и спектральных характеристик в какой-либо одной контрольной точке.

В экспериментах по определению относительных величин распределения нейтронных потоков в реакторе ИГР (рисунки 1, 2) было установлено, что отличия в значениях нейтронных потоков по высоте экспериментальных каналов реактора не превышают 45%, а распределение нейтронного потока по радиусу экспериментальных каналов является равномерным с точностью до величины погрешности измерений (3%).

Отсутствие значительных неравномерностей в нейтронном потоке внутри экспериментальных каналов реактора ИГР является еще одной отличительной особенностью, упрощающей проведение НАА. Свойство равномерности потока значительно сокращает объем работ, связанных с определением спектра и флюенса нейтронов, упрощает и делает более точной всю процедуру активационного анализа.

Обозначения на рисунке 1

1 — кожух;

2 — экран боковой;

3 - отражатель;

4 - активная зона (неподвижная и подвижная части);

5 - канал ионизационной камеры;

6 — канал органов регулирования;

7 — боковой экспериментальный канал;

8 — центральный экспериментальный канал;

9 - канал физических измерений;

10 — канал термоэлектрического преобразователя;

11 — биологическая защита;

12 — бак с водой

13 - полость охлаждающей воды;

14 - перекрытие верхнее.

реактора ИГР

Рисунок 1 — Вертикальное сечение

Расстояние по высоте канала от его низа, см

-^-центральный эксп. канал; боковой эксп. канал Рисунок 2 — Распределение нейтронов по высоте каналов ИГР

Учитывая потенциальные значительные размеры проб, в работе была проведена их оптимизация по условиям облучения и измерений. На основании данных об элементном составе геологических материалов была проведена оценка сечения захвата ими нейтронов. В результате последующих вычислений было установлено, что толщина пробы не должна превышать 10 мм. Основным критерием для оптимизации диаметра проб являлась приемлемая (до 20% при выполнении рядовых анализов) величина абсолютной погрешности, возникающей при определении содержания элементов, имеющих неоднородные включения (например, частица самородного золота). Предварительная оценка оптимального диаметра проб была выполнена расчетным путем. Значение оптимального диаметра проб составило 50 мм. Для подтверждения правильности принимаемых решений были проделаны эксперименты с различными по размеру пробами, содержащими самородное золото. В ходе экспериментов был выполнен статистический анализ результатов определений в пробах самородного золота. Эксперименты подтвердили правильность принятых технологических решений.

Для облучения проб в реакторе использовались в качестве контейнеров специально разработанные и изготовленные облучательные устройства (ОУ). По своему назначению ОУ подразделялись на экспериментальные и промышленные. Экспериментальные устройства были предназначены для отработки технологических решений и использовались для облучения небольшого количества проб. Основная их часть представляет собой небольшие цилиндрические каналы длиной 300-500 мм и внутренним диаметром 50—120 мм, разделенные на уровни для размещения на них проб и индикаторных материалов. Промышленные ОУ используются для облучения большого количества исследуемого материала. В ходе выполнения работы было разработано и изготовлено ОУ, предназначенное для одновременного облучения крупной партии (до 100 шт.) проб массой 50-100 г каждая. По своей конструкции устройство представляет графитовую колонну (графит марки ГМЗ), имеющую цилиндрическую форму из последовательно расположенных слоев проб и замедляющего нейтроны материала.

С целью выяснения основных параметров, характеризующих возможности облучения геологических материалов в промышленном ОУ, были экспериментально определены ряд его характеристик. На основании полученных результатов были сделаны следующие выводы:

- неравномерность нейтронного потока по высоте промышленного ОУ при его полной загрузке пробами достигает 55%;

- величина депрессии нейтронного потока, вызываемой облучаемым материалом, максимальна в центре промышленного ОУ, где ее значение достигает 60% от абсолютного значения нейтронного потока;

- погрешность анализов, вызываемая неравномерностью нейтронного потока по радиусу пробы, не превышает 3%.

На испытанное устройство был разработан пакет чертежно-технической документации и оформлен паспорт.

Для прошедших в ИРСД облучение проб, содержащих золото, в работе была выполнена оптимизация процесса последующих измерений. Оптимизация процесса измерения проб заключалась в определении оптимального времени выдержки материала после облучения, а также выборе оптимальной геометрии измерений. Время выдержки проб перед

измерениями определяется соотношением между периодом полураспада определяемого и мешающих элементов, а также их концентрациями. Исходя из опыта проведения анализов различных пород геологических материалов на содержание в них золота было установлено, что наиболее продуктивными являются измерения, проведенные в период с 5 по 10 сутки с момента окончания облучения проб. Указанное время выдержки определяется, в основном, длительностью распада изотопа 24Ь'а. Комптоновское рассеяние высокоэнергетического излучения этого продукта активации (1,368 МэВ) создает фон, экранирующий пик золота (411 кэВ) в течение первых четырех суток, прошедших с момента облучения исследуемого материала.

Оптимальные параметры системы "проба — детектор" являются функцией многих параметров, в том числе времени «остывания» пробы. Экспериментальные исследования показали, что для представительных проб, содержащих золото, оптимальное расстояние между пробой и детектором при измерениях, должно изменяться, в зависимости от времени выдержки пробы после облучения, от 100 до 600 мм. Причем для каждого временного интервала измерений имеется своя оптимальная геометрия, обеспечивающая наименьшую погрешность.

Для того чтобы обосновать возможность использования полуэмпирического метода калибровки по эффективности гамма-спектрометрического тракта был выполнен комплекс расчетных и экспериментальных работ. Некоторые их результаты представлены на рисунке 3. Полученные данные хорошо согласуются между собой, что подтверждает правомерность применения полуэмпирического метода калибровки на практике.

Эффективность использования ИРСД для анализа благородных металлов определяется чувствительностью анализов. Диапазон чувствительности в методе НАА устанавливается по нижней границе обнаружения элементов в пробе, так как верхний предел определяемых концентраций не ограничен. Оценка нижнего предела обнаружения была выполнена на основании выбранного и обоснованного в главе 2 подхода. Данный подход предполагает знание флюенса нейтронов при облучении и фона мешающего излучения при измерениях.

Расстояние от источника до детектора, см

экспериментальные значения; -«- расчет без учета самопогпощения; -•-расчет с учетом самопоглощения

Рисунок 3 - Значения /С для цилиндрического источника (диаметр 2,5 см, высота 3,2 см)

Определение уровня фонового излучения для различного времени выдержки пробы после облучения были выполнены экспериментально. Исходя из полученной информации о значениях фона и флюенса, была проведена оценка нижнего предела определения благородных металлов в геологических пробах, результаты которой приведены в таблице 1.

Таблица 1 — Чувствительность определения благородных металлов

Тип реактора Чувствительность определения элемента, г/т

Ru Pd Os Ir Pt Au

ИРСД 2 67 0,05 0,01 1 0,01

TRIGA* 10 300 3 0,1 3 0,1

ВВЭР или ИРТ** 0,7 43 0,01 0,0032 0,68 0,0035

Примечания

*) - по данным Varnostno porocilo za reaktor TRIGA Mark II v Potigorici, Revizija 3, IJS-DP-5823, junij 1992;

**) — принятые условия определения чувствительности предполагают одночасовое облучение проб потоком тепловых нейтронов 10"cm"V (типичные условия облучения проб) и последующий инструментальный НАА.

Согласно результатам выполненной расчетной оценки следует, что нижний предел определения благородных металлов с помощью серийных реакторов со стационарным уровнем мощности несколько выше, чем для ИРСД. Однако его абсолютное значение удовлетворяет требованиям, предъявляемым к анализам геологических материалов, содержащих Аи и 1г. При использовании в технологии проведения НАА с помощью ИРСД материалов с улучшенными, по сравнению с полиэтиленом и кадмием, характеристиками (ядерно-чистый алюминий, графит, борные экраны) значение чувствительности может быть доведено до аналогичного стационарным реакторам уровня.

Оценка возможности проведения анализа содержания делящихся материалов с помощью ИРСД выполнена для случая определения урана и 239Ри в геологических и экологических пробах. В отношении урана было расчетным путем доказано, что нижний предел его определения по продуктам деления после облучения в реакторе на два порядка ниже, чем это требуется для выполнения анализов. В отношении плутония расчеты показали, что возможно инструментальное раздельное определение его микроколичеств в смеси урана и тория вплоть до 3,5 Бк/г.

Глава четвертая посвящена описанию и обсуждению экспериментальных работ, связанных с проведением НАА с помощью ИРСД.

Рассмотрены технологические требования и аспекты проведения аналитических работ.

Обсуждены результаты экспериментов по нейтронно-активационному определению самородного золота с помощью реактора ИГР, Результаты контрольного эксперимента со стандартными образцами, содержание золота в которых не было известно в момент проведения анализов, приведены в таблице 2.

Таблица 2 — Результаты определения самородного золота в стандартах

№ пробы 1 2 3 4 5

Содержание Аи в пробе согласно результатов НАА, г/т 0,98 6,84 0,36 0,91 0,38

Содержание Аи в пробе согласно паспортных данных, г/т 1,007 6,662 0,389 1,007 0,389

С помощью реактора ИГР были проделаны также успешные эксперименты по определению содержания золота в растворах травления горных пород.

Задачи, которые могут быть решены методом проведения НАЛ с помощью ИРСД, не ограничиваются только определением благородных металлов и делящихся изотопов в геологических и экологических пробах. Перечень их гораздо шире. В частности, с помощью реактора ИГР были выполнены следующие прикладные исследования: обследование территории Семипалатинского испытательного полигона с целью определения содержания металлов и вредных веществ на бывших испытательных площадках шахтных пусковых установок; изучение состава и свойств HF CMS детектора; изучение возможности миграции радионуклидов из твердой геологической породы в водную среду при импульсном ее облучении в интенсивном потоке нейтронного и гамма-излучения.

Целью исследования почвы Семипалатинского полигона являлось определение потенциальной опасности территорий, используемых после ликвидации инфраструктуры оружия массового поражения. Некоторые результаты анализов, полученных с помощью облучения проб грунта на реакторе ИГР, представлены в таблице 3. Значения содержаний определяемых элементов в пробах соответствуют естественному уровню с незначительными вариациями, характерными для верхних слоев почвы.

Таблица 3 — Многоэлементный анализ проб

№ площадки Содержание элементов в пробах до и после рекультивационных работ х10"7, г/г

Sb, до Sb, после As, до As, после Сг, до Сг, после

373 1,3±0,1 2,03±0,3 б,9±0,7 9,40±0,8 62,8±5,1 90,7±8,1

374 1,63±0,2 1,23±0,2 9,4±0,8 15,6±1,1 84,!±7,2 63,0±6,0

375 1,68±0,2 1,33±0,2 5,1±0,6 3,8±0,2 68,1±5,3 59,9±5,0

376 1,42±0,2 1,85±0,2 5,6±0,6 9,8±0,8 58,7±5,0 77,7±7,3

377 1,64±0,2 1,48±0,2 5,1±0,6 5,3±0,6 67,4±5,8 61,7±4,9

В ходе работ по изучению свойств HF CMS детектора было проведено сравнение результатов определения его элементного состава различными аналитическими методами. Результаты сравнения представлены на рисунке 4. Получена хорошая (в пределах десятков процентов) сходимость результатов анализов элементного состава проб различными методами и в различных лабораториях. Методом НАА удалось определить наличие в образцах железа примесей Cr, Ga, W и Со, содержание которых при проведении анализов химическими методами в центральной заводской лаборатории г. Караганды и рентгенофлуоресцентным методом, выявлено не было.

1.00Е-02 j- 1.00Е-03

L.

к .

S

=г

О. 1.00Е-04 к z а> zs х о

^ 1.00Е-05 1.00Е-06

Элемент примеси

♦ НАА; □ хим. анализ; Д рентгенофлуоресцентный анализ Рисунок 4 — Содержание примесей в образце железа

Диапазон чувствительности многоэлементного анализа в заданных условиях его проведения составил 10'6-10"9 г/г для различных обнаруженных элементов.

Все эксперименты, связанные с использованием ИРСД для выполнения НАА оказались успешными и позволили добиться требуемых результатов, которые во многих случаях превышали возможности других методов анализов.

t

Сг

Мп

I

И

Na

¥ As

t

' Ga ■

выводы

1 В работе проанализированы импульсные реакторы с точки зрения пригодности и эффективности их использования для выполнения нейтронно-активационного анализа. В классе импульсных реакторов самогасящегося действия выделен подкласс установок, которые могут быть эффективно использованы для выполнения НАЛ. Значение флюенса нейтронов в них (например, ИГРИК и ИГР) соответствует характерным параметрам при выполнении анализов с помощью исследовательских реакторов, работающих на стационарном уровне мощности.

2 При выполнении НАА с помощью ИРСД следует учитывать особенности импульсного процесса облучения и требования к качеству выполнения анализов к которым относятся:

- высокий радиационный разогрев материалов, облучаемых в импульсном режиме без принудительного охлаждения;

- большой (до 100 г) размер проб геологических материалов, содержащих благородные металлы, обеспечивающий их представительность.

3 Радиационный разогрев материалов во время облучения в ИРСД накладывает ряд ограничений на их использование, а именно:

- в качестве индикатора нейтронного потока не может использоваться золото. Поэтому для определения абсолютных характеристик нейтронного потока была предложена и экспериментально отработана технология использования химически чистого цинка;

- наиболее технологичным и дешевым является использование ядерно-чистого графита для изготовления устройств, предназначенных для размещения проб в реакторе;

- контейнеры на основе полиэтилена могут использоваться при флюенсах нейтронов не более 5-1015 см'2.

4 Для калибровки спектрометрического тракта по эффективности, при выполнении гамма-спектрометрического анализа объемных образцов, может быть использован полуэмпирический подход, экспериментальная проверка которого показала хорошую сходимость результатов анализов.

5 Для геологических проб большого размера, содержащих золото, требуется оптимизация ряда параметров, обеспечивающих наилучшее качество выполнения анализов:

- геометрические размеры контейнеров, предназначенных для облучения проб в реакторе: диаметр — 40—90 мм при толщине до 10 мм;

- время выдержки проб после облучения — 5-7 дней;

- расстояние между пробой и детектором при выполнении гамма-спектрометрических анализов облученных проб — 400-600 мм.

6 Принятые технологические решения и специально разработанное устройство для размещения контейнеров с пробами в реакторе для облучения позволяют производить НАА с помощью ИРСД в промышленных масштабах (до 100 проб массой 100 г в сутки). Производительность анализов по пробам массой в несколько грамм превышает несколько тысяч в сутки.

7 Чувствительность при определении благородных металлов методом НАА с помощью ИРСД соответствует параметрам аналогичных анализов, выполняемых с помощью серийных исследовательских реакторов со стационарным нейтронным потоком. Уровень чувствительности инструментального НАА позволяет использовать ИРСД для проведения геолого-разведочных работ благородных металлов с качеством, соответствующим рядовым и особо точным анализам.

8 Существует возможность определения содержания делящихся изотопов урана и тория активационными методами с использованием ИРСД вплоть до уровня естественного содержания элементов в пробах и ниже. Расчетным способом доказана возможность определения 239Ри по продуктам деления в экологических пробах в присутствии урана и тория. Нижний порог определения 2Э9Ри инструментальным методом составляет 3,5 Бк/г, что является достаточным для практического использования в экологических исследованиях.

9 Опыт проведения работ по НАА с использованием реактора ИГР подтверждает правильность принятых методологических и технических решений. Спектр выполняемых работ по проведению НАА с помощью ИРСД не ограничивается анализом благородных металлов и делящихся изотопов.

РЕЗУЛЬТАТЫ ДИССЕРТАЦИОННОЙ РАБОТЫ изложены в следующих публикациях:

1 Азаров В.А., Истомин Ю.Л., Силаев М.Е. Использование реакторной и научно-исследовательской базы ИАЭ НЯЦ РК для определения элементного и изотопного состава веществ // Сб. тез. докл. Межд. научно-практической конференции «Ядерная энергетика в республике Казахстан. Перспективы развития». - Актау, 1996. - С. 17-18.

2 Азаров В.А., Силаев М.Е., Казьмин Ю.М. Анализ содержания самородного золота в геологических материалах методом нейтронного активационного анализа с использованием реактора ИГР // Сб. тез. докл. Межд. научно-практической конференции "Тяжелые металлы и радионуклиды в окружающей среде". - Семипалатинск, 2000. — С.173.

3 Азаров В.А., Силаев М.Е. Постановка нейтронно-активационного анализа геологических материалов в ИАЭ НЯЦ РК с использованием импульсного графитового реактора ИГР// «Вестник НЯЦ». Атомная энергия и безопасность. — Вып.1. - 2000 - С.54-58.

4 Разработка и внедрение активационных методов исследования элементного состава веществ с использованием ректоров ИГР, ИВГ-1М и ампульных нейтронных источников /Жотабаев Ж.Р., Пивоваров О.С., Колбаенков А.Н., Силаев М.Е. / Республиканское государственное предприятие Национальный ядерный центр. - Алма-Ата, 2002. — 69 с. - Деп. Каз.Гос! 1ТИ 29.07.02 №0194РК00759.

5 Азаров В.А., Силаев М.Е. Результаты определения элементного состава веществ, полученные методом нейтронного активационного анализа с использованием экспериментальной базы РГП НЯЦ РК // «Вестник НЯЦ». Атомная энергия и безопасность. - Вып.1. - 2003 — С.75-78.

6 Методика проведения нейтронно-активационного анализа геологических материалов. Методические указания. АК.65000.00.566 МИ; Институт атомной энергии РГП НЯЦ РК; составитель: Силаев М.Е. — Семипалатинск-21. - 1997 -Инв. № К-35557.

7 Расчетно-экспериментальный анализ возможности использования импульсного реактора ИГР для проведения НАА проб геологических материалов / Бойко В.И., Силаев М.Е., Черепнин Ю.С., Шамапин И.В. // Известия ВУЗ. Ядерная энергетика, №1 - 2006 - С.62-69.

8 Экспериментальное исследование полей мощности экспозиционной дозы вблизи отработанного топлива реактора на быстрых нейтронах / Бойко В.И., Силаев М.Е., Черепнин Ю.С., Шаманин И.В. // Известия ВУЗ. Ядерная энергетика. №1. - 2006 - С.85-92.

Подписано к печати 06.09.06 г.

Формат бумаги 60ч84/16. Бумага ксероксная.

Плоская печать. Печ. Л. 1,0

Тираж 100 экз. Заказ № 125 .

Изд. СГТА. Лицензия ИД № 00407 от 09.02.04 г.

636036, г.Северск, пр.Коммунистический, 65

Отпечатано в СГТА.

ВВЕДЕНИЕ.

1 ОСОБЕННОСТИ ИМПУЛЬСНЫХ РЕАКТОРОВ С ТОЧКИ ЗРЕНИЯ ВЫПОЛНЕНИЯ НАА. 1 Источники нейтронов для НАД.

1.2 Особенности использования импульсных самогасящихся.реакторов для НАА.

1.2.1 Классификация импульсных реакторов.

1.2.2 Требования к реакторному источнику облучения.

1.2.3 Критерии выбора реакторных установок для НАА.

1.2.4ИРСД, пригодные для выполнения НАА.

1.2.5 Критерии эффективности использования ИРСДдля НАА.

1.3 Предельные параметры облучения.

2 МЕТОДИЧЕСКИЕ ПОДХОДЫ К ИСПОЛЬЗОВАНИЮ ИРСД ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ НАА БЛАГОРОДНЫХ МЕТАЛЛОВ И ДЕЛЯЩИХСЯ ИЗОТОПОВ.

2.1 Определение нейтронно-физических параметров облучения.

2.2 Особенности подготовки и облучения проб и индикаторов нейтронного потока в ИРСД.

2.3 Анализ проб после облучения.

2.3.1 Классификация методов анализа.

2.3.2Определение активности облученного материала.

2.3.3 Полуэмпирический метод калибровкигамма-спектрометрического тракта по эффективности.

2.3.4Оценка пределов обнаружения элементов в пробах.

2.3.5Особенности определения содержания благородных металлов.

2.4 Особенности oi 1ределения содержания делящихся изотопов.

ЗРАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ОБОСНОВАНИЕ ВЫБРАННЫХ МЕТОДИЧЕСКИХ ПОДХОДОВ.

3.1 Обоснование выбора источ!ihka облучения.

3.2 Ограничения в использовании материалов в ИРСД.'.

3.3 Нейтронно-физические параметры источника облучения.

3.4 Оптимизация процессов подготовки и облучения проб.

3.4.1 Процесс подготовки проб.

3.4.2Облучательные устройства.

3.4.3 Режим облучения.

3.5 Оптимизация процесса измерений.

3.5.1 Оптимизация измерения активности проб, содержащих золото.

3.5.2 Расчетно-эксперименталыюе обоснование полуэмпирического метода калибровки.

3.6 Оценка эффективности использования ИРСД для анализа благородных металлов.

3.7 Оценка возможности выполнения анализа содержания делящихся материалов с помощью ИРСД.

3.7.1 Определение содержания урана по продуктам деления.

3.7.20пределение плутония в присутствии урана и тория.

4 РЕЗУЛЬТАТЫ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ РАБОТ ПО ИСПОЛЬЗОВАНИЮ ИРСД ДЛЯ НАА.

4.1 Технологическая схема выполнения анализов.

4.2 Определение золота в геологических пробах.

4.3 Прикладной многоэлемептный НАА.

4.3.1 Экологические исследования на территории СИП.

4.3.2 Изучение состава и свойств HFCMS детектора.

4.3.3 Изучение возможности миграции радионуклидов из твердой геологической породы в водную среду

ВЫВОДЫ.

Определение элементного и изотопного состава веществ и материалов является актуальной аналитической задачей. Ее решение находит свое широкое применение в самых различных областях науки и производства. Широта практического приложения и актуальность задач, решаемых при определении элементного и изотопного состава, послужила основой для развития десятков физических и химических методов анализа.

Основными требованиями, предъявляемыми к выполнению аналитических работ в области исследования элементного и изотопного состава веществ, является высокая чувствительность, оперативность и качество анализов при их низкой себестоимости. Сравнение различных методов анализа даже по нескольким параметрам делает проблему их выбора неоднозначной. Одним из наиболее универсальных и чувствительных методов определения элементного и изотопного состава веществ является нейтронно-активационный анализ (НАА) [1].

Особенности и аналитические возможности НАА определяются тем, что метод основывается на ядерных взаимодействиях, свойствах радиоактивных и возбужденных атомных ядер. Поэтому НАА нечувствителен к химическому состоянию атомов определяемого элемента в исследуемом объекте. С другой стороны, можно осуществлять активационное определение практически всех элементов периодической системы. Нередко эта способность метода реализуется на практике в схемах анализа, предусматривающих определение значительного числа элементов из одной небольшой навески, что сразу же дает обширную аналитическую информацию. Ядерные излучения (особенно гамма и нейтронное) обладают высокой проникающей способностью, что позволяет проводить анализ представительных по массе проб инструментальным способом, то есть без химического разложения исследуемого материала. НАА относится к числу наиболее чувствительных аналитических методов. Предел обнаружения для большинства элементов находится в интервале

П 1 1

10" -10" % [2]. Отмеченные особенности активационного анализа позволяют отнести его к наиболее надежным методам определения малых содержаний элементов в самых разнообразных объектах. По этим же причинам он часто рассматривается как арбитражный метод в области крайне низких концентраций элементов и изотопов. В тоже время у активационного анализа нет каких-либо существенных концентрационных ограничений, и он с одинаковым успехом может использоваться в широкой области пределов обнаружения от микро-, до макро-концентраций (вплоть до материалов особой чистоты). При этом точность получаемых результатов достаточно велика и погрешность в большинстве случаев находится в интервале 1-10% [1].

Нейтронно-активационный анализ, как и любой другой аналитический метод, не является абсолютно универсальным и имеет свои ограничения. Они определяются не столько ядерно-физическими свойствами исследуемых материалов, сколько характеристиками источника активирующего излучения. Высокие аналитические параметры часто могут быть достигнуты только с помощью довольно дорогого и сложного в эксплуатации оборудования. Наибольшего успеха, как правило, удается добиться при использовании в качестве источника излучения ядерного реактора, как одного из наиболее интенсивных источников нейтронов для облучения проб. Облученные пробы подвергаются гамма-спектрометрическому анализу, бета-, либо нейтронной радиометрии.

Исследовательские ядерные реакторы широко используются в качестве источника нейтронов для проведения НАА. В зависимости от типа реакторной установки, ее нейтронно-физических и технических характеристик возникают различные возможности в облучении проб и проведении анализов. Для реализации этих возможностей требуется разработка специальных методов и технологий, наиболее полно отвечающих экспериментальной базе и содержанию аналитических задач. Импульсные реакторы представляют широко распространенный класс исследовательских ядерных установок.

Цель работы. Расчетно-экспериментальный анализ физико-технических особенностей импульсных самогасящихся реакторов и адаптация методик НАА к условиям проведения анализа содержания благородных металлов и делящихся изотопов на их базе.

Для достижения этой цели необходимо было решить ряд задач: -провести анализ особенностей импульсных реакторов с точки зрения их использования для выполнения НАА;

-определить методические и технологические подходы, позволяющие выполнять НАА с помощью импульсных самогасящихся реакторов;

-провести теоретические и экспериментальные исследования для обоснования возможности использования импульсных реакторов самогасящегося действия для выполнения НАА.

Решение поставленных задач позволило получить ряд теоретических и экспериментальных результатов, определяющих научную новизну работы:

-проведен анализ физических и технических особенностей импульсных реакторов и сформулированы критерии пригодности и эффективности их использования для проведения НАА в условиях облучения проб импульсными

18 2 потоками нейтронов с плотностью до 10 нейтрон/(см -с) при отсутствии принудительного охлаждения;

-разработаны и испытаны устройства для проведения облучения проб геологических материалов импульсными потоками нейтронов;

- определена и обоснована возможность использования импульсных самогасящихся реакторов для анализа содержания делящихся изотопов в геологических породах, а также экологических пробах грунта;

-разработан и экспериментально испытан полуэмпирический способ калибровки гамма-спектрометрического тракта с полупроводниковым детектором по эффективности для измерения параметров спектра излучения проб различной геометрии с помощью точечных образцовых источников излучения (ОСГИ); б

-разработана методика облучения и анализа геологических проб большой массы (до 100 г), содержащих самородное золото.

Практическая значимость работы определяется тем, что: -разработаны технологии, методы и экспериментальные устройства, позволяющие использовать самогасящиеся импульсные реакторы для проведения НАА геологических и экологических проб, содержащих благородные металлы и делящиеся изотопы, в опытных и промышленных масштабах, а также проводить облучение проб параллельно с другими исследованиями;

-определены возможности анализа делящихся материалов с помощью самогасящегося импульсного реактора по запаздывающим нейтронам и продуктам деления. Практическая реализация указанных возможностей открывает перспективны использования указанного типа реакторов для радиоэкологических исследований;

-проведены серии экспериментов по определению элементного состава проб различных материалов, имеющие прикладное значение;

-результаты работы используются в ФГУП концерн "Росэнергоатом" (справка прилагается) и в учебном процессе на физико-техническом факультете Томского политехнического университета при подготовке инженеров по специальностям "Ядерные реакторы и энергетические установки", а также "Безопасность и нераспространение ядерных материалов". На защиту выносятся:

-физические и технологические особенности процесса облучения проб для проведения НАА с помощью самогасящихся импульсных реакторов;

-результаты использования полуэмпирического способа энергетической калибровки спектрометрического тракта ОСГИ для измерения параметров спектра излучения проб сложных геометрий;

-методика и особенности облучения с помощью ИРСД и НАА материалов, содержащих благородные металлы, делящиеся изотопы.

выводы

1 В работе проанализированы импульсные реакторы с точки зрения пригодности и эффективности их использования для выполнения нейтронно-активационного анализа. В классе импульсных реакторов самогасящегося действия выделен подкласс установок, которые могут быть эффективно использованы для выполнения НЛА. Значение флюенса нейтронов в них (например, ИГРИК и ИГР) соответствует характерным параметрам при выполнении анализов с помощью исследовательских реакторов, работающих на стационарном уровне мощности.

2 При выполнении НАА с помощью ИРСД следует учитывать особенности импульсного процесса облучения и требования к качеству выполнения анализов к которым относятся:

-высокий радиационный разогрев материалов, облучаемых в импульсном режиме без принудительного охлаждения;

-большой (до 100 г) размер проб геологических материалов, содержащих благородные металлы, обеспечивающий их представительность.

3 Радиационный разогрев материалов во время облучения в ИРСД накладывает ряд ограничений на их использование, а именно:

-в качестве индикатора нейтронного потока не может использоваться золото. Поэтому для определения абсолютных характеристик нейтронного потока была предложена и экспериментально отработана технология использования химически чистого цинка;

-наиболее технологичным и дешевым является использование ядерно-чистого графита для изготовления устройств, предназначенных для размещения проб в реакторе;

-контейнеры на основе полиэтилена могут использоваться при флюен

15 2 сах нейтронов не более 5-10 см" .

4 Для калибровки спектрометрического тракта по эффективности, при выполнении гамма-спектрометрического анализа объемных образцов, может быть использован полуэмпирический подход, экспериментальная проверка которого показала хорошую сходимость результатов анализов.

5 Для геологических проб большого размера, содержащих золото, требуется оптимизация ряда параметров, обеспечивающих наилучшее качество выполнения анализов:

-геометрические размеры контейнеров, предназначенных для облучения проб в реакторе: диаметр — 40-90 мм при толщине до 10 мм;

-время выдержки проб после облучения - 5—7 дней;

-расстояние между пробой и детектором при выполнении гамма-спектрометрических анализов облученных проб — 400-600 мм.

6 Принятые технологические решения и специально разработанное устройство для размещения контейнеров с пробами в реакторе для облучения позволяют производить НАА с помощью ИРСД в промышленных масштабах (до 100 проб массой 100 г в сутки). Производительность анализов по пробам массой в несколько грамм превышает несколько тысяч в сутки.

7 Чувствительность при определении благородных металлов методом НАА с помощью ИРСД соответствует параметрам аналогичных анализов, выполняемых с помощью серийных исследовательских реакторов со стационарным нейтронным потоком. Уровень чувствительности инструментального НАА позволяет использовать ИРСД для проведения геолого-разведочных работ благородных металлов с качеством, соответствующим рядовым и особо точным анализам.

8 Существует возможность определения содержания делящихся изотопов урана и тория активационными методами с использованием ИРСД вплоть до уровня естественного содержания элементов в пробах и ниже. Рас

239 четным способом доказана возможность определения Ри по продуктам деления в экологических пробах в присутствии урана и тория. Нижний предел определения Ри инструментальным методом составляет 3,5 Бк/г, что является достаточным для практического использования в экологических исследованиях.

9 Опыт проведения работ по НАА с использованием реактора ИГР подтверждает правильность принятых методологических и технических решений. Спектр выполняемых работ по проведению НАА с помощью ИРСД не ограничивается анализом благородных металлов и делящихся изотопов.

1. CRC Handbook of Radioanalytical Chemistry. Volume I /editors Juraj Tol-gyessy and Erno Bujdoso. Library of Congress Card Number 90-26590.

2. Маслов И.А., Лукницкий В.А. Справочник по нейтронному активаци-онному анализу. Л.: Наука, 1971.-312с.

3. W. Schulze. Neutronaktiverung als analytisches Hilfsmittel. Ferdinand Enke Verlang, Stutgart, 1962.

4. Шевелев Я.В., Клименко A.B. Эффективная экономика ядерно-энергетического комплекса. M.: РГТУ, 1996. - 736с.

5. Ибрагимов Ш.Ш., Кирсанов В.В., Пятилетов Ю.С. Радиационные повреждения металлов и сплавов. — М.: Энергоатомиздат, 1985 240с.

6. Определение параметров нейтронных резонансов 149Sm в области энергий 15-300 эВ / Г.Л. Георгиев, Ю.С. Замятнин, Л.Б. Пикельнер, Х.В. Файков-Станчик и др. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы. Вып.1 - 1999 - С.З.

7. Ананьев В.Д., Матора И.М., Погодаев Г.Н. Импульсный реактор ЛНФ ОИЯИ и перспективы применения импульсных реакторов в нейтронной спектроскопии. Дубна - 1965 - (Препринт ОИЯИ №2372).

8. Холл Э.Дж. Радиация и жизнь. М.: Медицина, 1989. - 256с.

9. Нейтронное легирование кремния на реакторах РБМК-1000 / А.Н. Ерыкалов, Д.М. Каминкер, К.А. Коноплёв и др. // Атомная Энергия Т.65, Вып.1 - 1988 — С.24-28.

10. Nuclear Technology Review Update 2005. IAEA. GC(49)/INf/3. 11 July 2005.

11. Смирнов Ю.В., Архангельский И.А. и др. Научно-экспериментальная база атомной промышленности зарубежных стран. — М.: Энергоатомиздат, 1987-408с.

12. Групповые константы для расчета реакторов и защиты: Справочник/ Л.П.Абагян, Н.О.Базазянц, М.Н.Николаев, А.М.Цибуля; Под.ред. М.Н.Николаева. М.: Энергоатомиздат, 1981.-231с.

13. Политика в области ядерных технологий и ядерного нераспространения. // Выпуск 7. Аналитический центр по проблемам нераспространения. Саров, 2002,- 188с.

14. Кузнецов P.A. Активационный анализ. — М.: Атомиздат, 1974. 343с.

15. Taylor D. Neutron irradiation and activation analysis. London, 1964. — 204c.

16. Импульсные ядерные реакторы РФЯЦ ВНИИТФ / Б.Г.Леваков, А.В.Лукин, Э.П Магда и др.; Под ред. A.B. Лукина. - Снежинск: Изд-во РФЯЦ - ВНИИТФ, 2002 - 608с.

17. Колесов В.Ф. Апериодические импульсные реакторы. Саров: Изд-во РФЯЦ-ВНИИЭФ, 1999 - 1032с.

18. Бать Г.А., Коченов A.C., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы: Учебное пособие для вузов. М.: Энергоатомиздат, 1985. - 280с.

19. Исследовательские импульсные реакторы // АИНФ-125 (ОБ). М.: Атомиздат, 1972.-254с.

20. Ломидзе В.А. Импульсные ядерные реакторы. М.: Знание, 1982.

21. Thayer G.R., Miley G.H., Jones B.G., an Experimental Study of Two Coupled Reactors // Nucl. Thechnol.-1975.-Vol. 25, № l.-P. 56-67.

22. Эйвери P. Теория связанных реакторов // Труды 2-й международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Женева: 1958. Избр. докл. иностр. ученых. - Т.З. - Физика ядерных реакторов.- М.: Атомиздат, 1959. - С.321-340.

23. Г. Е. Блохин, Д. И. Блохинцев, Ю. А. Блюмкина и др. Импульсный реактор на быстрых нейтронах // Атомная энергия — 1961 — Т.10, Вып.5 — С.437.

24. Проблемы лазеров с ядерной накачкой и импульсные реакторы // III международная конференция, 16-20 сентября 2002 года, Снежинск. — Сне-жинск : РФЯЦ ВНИИТФ, 2003. - 664с.

25. Varnostno porocilo za reaktor TRIGA Mark II v Podgorici, Revizija 3, IJS-DP-5823, junij 1992

26. Mele, M. Ravnik, A. Trkov, "TRIGA Mark II Benchmark Experiment, Part II: Pulse Operation," Nuclear Technology 105, 52-58, 1994.

27. Немец О.Ф., Гофман Ю.В. Справочник по ядерной физике. Киев: «Наукова думка», 1975 - 414с.

28. Г. Гольдсмит, Г. Ибсер, Б. Фельд Нейтронные эффективные сечения элементов: Атлас. // Приложение к книге Научные и технические основы ядерной энергетики. М. Иностранная литература. 1948.

29. Гордадзе Г.П. Оптимизация активационного анализа. — М.: Энерго-атомиздат, 1985.-301с.

30. Иванов И.Н., Рывкин Б.Н., Филиппов В.В. Выбор методики активационного анализа с помощью ЭВМ // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Радиационная техника. Вып. 13. М: Атомиздат. 1976 - С. 171.

31. Guide to activation analysis. Ed. W. S. Lyon (Jr.). D. Nan Nostrand Inc., London, 1964.

32. H. J. M. Bowen, D. Gibbons. Radio activation analysis. Oxrord, at Clarendon Press, 1963.

33. Иванов И.Н., Николаенко O.K. Активационный анализ по короткожи-вущим нуклидам. М.: Энергоатомиздат, 1987 - 120с.

34. Anders O.U. The use of shot-lived isotopes in activation analysis// Anal. Chem. 1961. V. 33. P. 1706.

35. Исследование эксплутационных возможностей реактора ИГРИК в квазиимпульсном режиме / В.В. Андреев, М.Ю. Биянов, Н.В. Горин, А.В.Кедров // Известия ВУЗ. Ядерная энергетика, №1. 1995 - С.32- 33.

36. Pakhnitz V.A., Pavshook V.A., Cherepnin Yu.S., Talyzin V.M. Impulse Graphite Reaktor IGR: Proc. of International Embedded Topical Meeting Physics, Safety, and Applications of Pulse Reactors. Washington, 1994. P. 123-125.

37. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов -М.:Энергоатомиздат, 1986. 272с.

38. Дубовский Б.Г., Камаев А.В., Кузнецов Ф.М. и др. Критические параметры систем с делящимися веществами и ядерная безопасность: Справочник. М.: Атомиздат, 1966. - 226с.

39. Васильев Р.Д. Основы метрологии нейтронного излучения. М.: Атомиздат. 1972.-312с.

40. Greer G.R., Walker J. // Radiation Measurements in Nuclear Power. 1966. P.270.

41. Внутриреакторная аппаратура для измерений плотности потока нейтронов в энергетических реакторах // Стандарт МЭК. Публикация 568. -1978.

42. Берурц К., Виртц К. Нейтронная физика. — М.: Атомиздат, 1968. -295с.

43. Ломакин С.С., Петров В.И., Самойлов П.С. Радиометрия нейтронов активационным методом. — М.: Атомиздат, 1975. —207с.

44. Климаиов В.Б., Колчинский Г.А., Фрунзе В.В. Активационные измерения потоков и спектров нейтронов в ядерных реакторах. М.: Издательство стандартов, 1974. - 215с.

45. Крамер-Агеев Е.А., Трошин B.C., Фатеева Г.Н. Восстановление спектра быстрых нейтронов по результатам измерений активационными детекторами. // в кн. :Метрология нейтронных измерений на ядерно-физических установках. М.: ЦЬЖИАтоминформ, 1976. - С. 158.

46. Zijp W.L., Nolthenius H.J. Intercomparision of unfolding procedures (programs and libraries). R.M.G. Note 76/09. Stichting reactors centrum, Nederland.

47. Лапенас A.A. Измерение спектров нейтронов активационным методом. -Рига.: ЗИНАТЕ. 1975. 198с.

48. Внутриреакторная дозиметрия / Б.А Брискман, В.В. Генералов, Е.А. Крамер-Агеев, B.C. Трошин М.: Энергоатомиздат. 1985. - 200с.

49. Галлиев Н.Б., Григорьев Е.И., Севастьянов В.Д. и др. Методы и аппаратура для точных измерений параметров ионизирующих излучений. М.: ЦНИИАтоминформ. 1978.-С.59.

50. Классификация методов аиализа минерального сырья: Методическое указание Министерство геологии СССР Всесоюзный научно-исследовательский институт минерального сырья (ВИМС) // Научный совет по аналитическим методам. — №11 — М: 1976 12с.

51. Ривес Р.Д., Брукс P.P. Анализ геологических материалов на следы элементов. М.: Недра, 1983. - 398с.

52. Measurement of radionuclides in food and environment. A gidebok // STI/DOC/10/295. -Vienna: IAEA. 1989. 169c.

53. Порядок приема и оформления в лабораториях Мингео СССР проб, направляемых на количественный анализ. Методические указания // Министерство геологии СССР. ВНИИ минерального сырья. Научный совет по аналитическим методам. №12. - М: 1976. - 25с.

54. Сборник руководящих материалов по геолого-экономической оценке месторождений полезных ископаемых // Том 1. Государственная комиссия по запасам полезных ископаемых при Совете Министров СССР (ГКЗ СССР). — М.: 1985.-523с.

55. R. Dierckx, М. L. Nimis, V. Sangiust, М. Terrani Unfolding methods in neutron spectra measurements by foil activation technique. "Nucl. Instum. and Meyhods", 1972, v.105, N1, pi.

56. Горин H.B., Кандиев Я.З., Литвин В.И. и др. Расчетно-экспериментальное исследование особенностей спектра нейтронов ИГР // Атомная энергия. 2000 - Т.89 - Вып.З. - С.233-237.

57. Горин H.В., Кандиев ЯЗ., Катаева Е.А. и др. Особенности поля тепловых нейтронов в экспериментальном канале ИГР // Атомная энергия. -2001. Т.90. - Вып.4. - С.251-256.

58. Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядерных реакторов М: Иностранная литературыа, 1961. - 732с.

59. Тепловыделение в ядерном реакторе // Под редакцией Н.Н. Пономарева-Степного. -М: Эпергоатомиздат, 1985 — 160с.

60. Томпсон М. Дефекты и радиационные повреждения в металлах. М.: Мир, 1971.-386с.

61. Тимофеев И.Г. Комплекс программ ДАМ расчета многогруппового нейтронного спектра, тепловыделения и процессов радиационного повреждения в конструкционных материалах для различных типов реакторов. — М.: 1978,- 16с. (Препринт ИАЭ-2935)

62. Методы лабораторного контроля качества аналитических работ. Методические указания // Всесоюзный научно-исследовательский институт минерального сырья, Научный совет по аналитическим методам. М: 1975.

63. Методы радиоизотопного анализа продуктов нейтронной активации и деления / Под ред. кан. хим. наук Ф.Я.Ровинского. М.: Атомиздат, 1973.

64. Стандартные образцы, выпускаемые в СССР. М.:Стандартгиз, 1973.

65. Амиел С., Пейсаз М. Аналитическое применение задержанных нейтронов // Атомная энергия. Т. 14 - 1963.

66. Amiel S., Gilat J. Uranium content of chondrites by thermal neutron activation and delayed neutroncounting. -Geochim. at cosmochim. acta, 1967, v. 31, P. 1499.

67. Price P. В., Walker R.M. Fission tracks in micas and dating minerals.-J.Geophys. Research., 1963, v. 68, P.4847.

68. Шукулюков Ю.А. Деление ядер урана в природе. М.: Атомиздат, 1970.-203с.

69. Fleischer R. L. Distribution of uranium in stone meteorite by fission trecks.-Geochim. et cosmochim. acta, 1968, v. 39, p.999.

70. Берзина А.Г. и др. Дозиметрия нейтронных потоков по следам от осколков деления урана // Трю ВНИИЯГГ, Вып.7 1969 - 215с.

71. Fisher D.F. Homogenized fission track determination of uranium in whole geologic samples. Analyt. Chem., 1970, v,42, p.414.

72. Берзина И.Г. Использование следов от осколков деления тяжелых элементов в веществах для решения практических задач // Тр. ВНИИЯГГ, Вып.5, — 298с.

73. Методика проведения нейтронно-активационного анализа геологических материалов: Методические указания. // Институт атомной энергии Национального ядерного центра Республики Казахстан. АК.65000.00.566 МИ. — Курчатов 1997.

74. Н.Г.Гусев, Е.Е.Ковалев, Д.П.Осанов, В.И.Попов Защита от излучения протяженных источников. -М.: Госатомиздат. 1961.

75. Гунне Х.Э., Пелекис JI.JI. Роль статистического характера излучения в выборе критерия чувствительности нейтронно-активационного анализа, //в кн.: Нейтронно-активационный анализ. Рига: Зинатне, 1966.

76. Currie L.A. Limits for qualitative detection and quantitative determination. Anal. Chem., 1968, v.40, p. 586.

77. Sterlinski S. The lower limit of detection for short-lived radioisotopes.-Nucleonika, 1966, v. 11, # 6, p. 441.

78. Твэлов Ю. Нейтронный активационный анализ на исследовательских реакторах // Атомная энергия за рубежом. М. - 2002. - №6. - С. 11-14.

79. Бимиш Ф. Аналитическая химия благородных металлов: в 2ч. М: Мир, 1969.

80. Центральная лаборатория. Справочные данные о лабораторной службе // Министерство геологии СССР. Производственное геологическое объединение "ВостокКазгеология" Усть-Каменогорск - 1988. - 38с.

81. Физические методы анализа следов элементов // пер. с англ. под ред. акад. И.П.Алимапина. М: Мир, 1967. - 307с.

82. Волков Н.Г., Христофоров В.А., Ушакова Н.П. Методы ядерной спектрометрии. М.:Энергоатомиздат, 1990. - 256с.

83. А. И. Алиев, В. И. Дрынкин Ядернофизические константы для нейтронного активационного анализа: Справочник. М: Атомиздат, 1969 - 328с.

84. Гусев Н.Г., Дмитриев П.П. Квантовое излучение радиоактивных нуклидов. Справочник. М.:, Атомиздат, 1977 - 400с.

85. Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения // Публикация МКРЗ. Ч. 1, 2. М.: Энергоатомиздат, 1987. - 720с.

86. Левин В.Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Атомиздат. 1979.-288с.

87. Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат, 2002. - 464с.

88. Mayer М/ Phys. Rev., 74, 235 (1948); 75, 1696 (1949); 78, 16 (1950).

89. Dutta S. Indian. J. Phys., 27, 547 (1953).

90. Ho Zah-Weiet al. C. R. Acad. Sei., 223, 1119 (1946).

91. Гусев H. Г., Рубцов П. М., Коваленко В. В., Колобашкин В. М. Радиационные характеристики продуктов деления: Справочник. — М.: Атомиздат, 1974.-224с.

92. Гусев Н.Г., Дмитриев П.П. Радиоактивные цепочки: Справочник. — М.: Атомиздат, 1978. 88с.

93. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. М.: Энергоатомиздат, 1987.-352с.

94. Бойко В.И., Силаев М.Е., Черепнин Ю.С., Шаманин И.В. Экспериментальное исследование полей мощности экспозиционной дозы вблизи отработанного топлива реактора на быстрых нейтронах.// Известия ВУЗ. Ядерная энергетика. №1. 2006 - С.85-92.

95. Горшков Г.В., Зябкин В.А., Лятковская Н.М., Цветков О.С. Естественный нейтронный фон атмосферы и земной коры М.: Атомиздат, 1980.

96. Виноградов А.П. // в сб. Химия земной коры — М.: Из-во АН СССР, 1963.-С.206.

97. Taylor S. R. Geochim. Cosmochim. Acta, 28, 1280 (1964).

98. Кухлинг X. Справочник по физике М.: Мир, 1982 - 520с.

99. А.П. Бабичев, Н.А.Бабушкин, A.M. Братковский и др. Физические величины: Справочник М.: Энергоатомиздат, 1991 - 1232с.

100. Бойко В.И., Силаев М.Е., Черепнин Ю.С., Шаманин И.В. Расчетно-экспериментальный анализ возможности использования импульсного реактора ИГР для проведения НАА проб геологических материалов // Известия ВУЗ. Ядерная энергетика, №1 2006 - С.62-69.

101. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. (НРБ-99). СП 2.6.1.758 99 // Гигиенические нормативы. — М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 1999. - 116с.

102. Горин Н.В., Кандиев Я.З., Кашаева Е.А. и др. Особенности поля тепловых нейтронов в экспериментальном канале ИГР // Атомная энергия. Вып. 4. Т.90.-2001 -С.251-256.

103. Шаевич А.Б. Стандартные образцы для аналитических целей. М.: Химия, 1987- 184с.

104. Nuclear safety review. Part F of the IAEA Yearbook 1995.

105. Силаев M.E., Азаров B.A. и др. // Институт атомной энергии НЯЦ PK. 22.02.2000 Акт № 240/119вн.