автореферат диссертации по приборостроению, метрологии и информационно-измерительным приборам и системам, 05.11.13, диссертация на тему:Нейтронный активационный анализ содержаний урана, тория и лития по регистрации запаздывающих нейтронов

БРЗНГ - блок регистрации запаздывающих нейтронов и у-квантов

ОГЛАВЛЕНИЕ

Введение.

Глава !. Особенности ИРНАА.

1.1. Основные физические закономерности ИРНАА.

1.2. Аппаратура и оборудование, используемые при проведения ИРНАА.

1.2.3. Реакторы для НАА.

1.2.2. Системы транспортирования контейнеров с исследуемыми пробами.

1.2.3. Устройства для облучения.

1.2.4. Детекторы для регистрации наведенной активности исследуемых проб и устройства регистрации на их основе.

1.2.5. Системы накопления и обработки спектрометрической и счетной информации.

1.3. Методические особенности и место ИРНАА в ряду других методов анализа минерального сырья.

1.4. Методы ИРНАА, основывающиеся на использовании шроткоживущих радионуклидов.

1.4.1. Использование методик с облучением геологических проб тепловыми нейтронами

1.4.2. Многоэлементный анализ с использованием облучения надтепловыми нейтронами.

1.4.3. Методы НАА с использованием регистрации з.н. для определения содержаний делящихся элементов

1.4.4. Методы ИРНАА с использованием комбинированных облучений исследуемых проб надтепловыми и тепловыми нейтронами.

1.5. Использование РНАА для определения содержания лития.

1.6. Выводы и постановка работы.

Глава 2. Исследование и разработка методов ИРНАА, основанных на регистрации з.н.

2.1. Традиционный метод определения содержания урана с использованием

2.2. Применение ДМ при определении содержания урана с использованием

2.3. Использование традиционной методики МЗН при определении содержаний тория и урана.

2.4. Метод определения содержаний делящихся элементов и лития с поправкой на содержание кислорода.:.

2.4.1. Определение содержания урана.

2.4.2. Определение содержания лития.

2.4.3. Определение содержаний тория и урана с поправкой на содержание кислорода

2.5. Применение ЦМ при использовании МЗНК.

2.6. Оценка погрешности методов с использованием регистрации з.н.

2.7. Выводы.

Глава 3. Разработка аппаратуры для ИРНАА с использованием МЗН.

3.1. Разработка БРЗНГ.

3.1.1. Выбор детекторов нейтронов.

3.1.2. Выбор детектора у-излучения.

3.1.3. Определение оптимальных условий регистрации нейтронов.

3.1.4. Размещение сцинтилляционного у-детектора в БРЗНГ.

3.2. Разработка нейтронного фильтра.

3.3. Выводы.

Глава 4. Описание установки, ее основных элементов и устройств.

4.1. Основные этапы развития установки «Анис».,,.,

4.2. Структурная схема установки «Анис».

4.3. ПТС установки «Анис».

4.3.1. Общее описание ПТС.

4.3.2. Алгоритм операций при реализации основных аналитических процедур.

4.3.3. Устройство фильтрации воздуха (УФ).

4.3.4. Устройство отсечки воздуха (УOB).

4.3.5. Устройство облучения (УО).

4.4. БРЗНГ.

4.5. Контейненр сброса (КС).

4.6. Устройство управления и регистрации (УУР).

4.7. Выводы.

Глава 5. Экспериментальные исследования.

5.1. Экспериментальные исследования с использованием подкритическои сборки и ампульных источников нейтронов.

5.1.1. Определение малых концентраций урана в потоке раствора.

5.1.2. Возможности определения содержания урана в рудных образцах.

5.1.3. Основные результаты исследований.

5.2. Применение традиционного варианта МЗН для определения содержания урана.

5.3. Определение содержания урана с использованием МЗНК.

5.4. Определение содержания лития с использованием МЗНК

5.5. Реализация ЦМ при определении содержаний урана и лития.

5.5.1. Использование ЦМ на основе традиционного МЗН.

5.5.2. Использование ЦМ на основе МЗНК при определении содержания урана.

5.5.3. Практическая реализация ЦМ на основе МЗНК при определении содержания лития.

5.6. Определение содержаний тория и урана с использованием МЗН и МЗНК.

5.7. Выводы. 9]

Развитие современных отраслей промышленного производства, основанных на высоких технологиях, сельского хозяйства, в то?,? числе, технологий добычи и переработки руд, минерального сырья и других полезных ископаемых предъявляет все более жесткие требования к методам анализа вещественного состава в аспектах чувствительности, точности, экспрессности, меньшей трудоемкости, экономичности и информативности.

Одним из наиболее эффективных средств решения современных аналитических задач является АА, возникновение и развитие которого тесно связано с исследованиями и достижениями в области ядерной физики, радиохнмЕш, электроники и вычислительной техники.

Использование мощных потоков активирующего излучения, автоматизация процесса анализа, обработки результатов и выбора методики превратили АА из лабораторного метода в самостоятельное научно-техническое направление прикладной ядерной физики.

Решающие факторы, определяющие прогресс в АА - совершенствование источников излучения и измерительной техники. В последние годы специально для АА созданы разнообразные источники излучений: ядерные реакторы, нейтронные генераторы, ампульные (нуклидные) источники и др.[1-13], В качестве измерителей наведенной активности используется широкий арсенал детекторов: полупроводниковые германиевые, германий-литиевые и кремниевые детекторы у-нзлучения, газоразрядные, сцинтилляционные детекторы и др. [12-16].

Практическое использование АА началось в начале 50-х годов в связи с развитием атомной промышленности и появлением ядерных реакторов. Высокие потоки нейтронов в реакторах позволили получить исключительно высокую чувствительность определения многих элементов. Это сразу нашло применение на практике для определения следов элементов в материалах для новых отраслей техники, и, в первую очередь, развитие самой атомной техники потребовало а нал! ¡за материалов, используемых для строительства реакторов на содержание примесей элементов, сильно поглощающих нейтроны.

Основы теории АА были заложены главным образом исследовательскими центрами, институтами и лабораториями США, Великобритании, Франции, Израиля, ЮАР, Германии, Японии, Советского Союза, России. Параллельно проводились измерения и уточнения наиболее важных характеристик и параметров, используемых при анализе ядерных реакций и образующихся в результате реакций радионуклидов, чем непрерывно пополнялся и пополняется банк необходимых для анализа данных.

Развитие АА и его широкое применение на практике находят отражение в большом количестве публикаций, обзоров, справочников и т.д. Вопросы теории, методики и практического применения АА для решения самых разнообразных задач регулярно обсуждаются на конференциях, симпозиумах, совещаниях и семинарах, специально посвященных А А и связанным с ним областям научных исследований [17-21].

По виду активирующего излучения выделяются три основных направления АА-нейтронный, фотоактивационный и анализ с использованием заряженных частиц. По методам получения конечных результатов - на инструментальный (используются особенности ядерных характеристик элементов) и радиохимический (с химическим выделением радионуклидов в химически чистом виде).

Последний вариант АА более трудоемкий, требует определенных временных затрат, специального оборудования, необходимой квалификации персонала и в большинстве случаев неприменим к анализу по короткоживущим радионуклидам, не обеспечивает в полной мере реализации многоэлементного анализа.

Инструментальный АА в последние годы успешно конкурирует с радиохимическим, что связано с развитием полупроводниковых детекторов на основе германия и кремния высокой чистоты, обладающих очень высокой разрешающей способностью при достаточно хорошей эффективности регистрации у- и рентгеновского излучения. В наибольшей степени это относится к РНАА, который остается основным из ядерно-физических методов анализа.

РНАА можно разделить на ТНАА - исследуемые материалы облучаются нейтронами всего энергетического спектра реактора, и на ННАА - облучение производится в фильтрованном потоке нейтронов (с отсеченной тепловой компонентой энергетического спектра нейтронов реактора). Оба вида анализа взаимно дополняют друг друга, что дает возможность решать достаточно сложные аналитические задачи многоэлементного определения.

Исключительные результаты по чувствительности и точности, полученные методами РНАА, привлекают к нему внимание не только аналитиков, но и специалистов многих областей науки и техники. А использование инструментального варианта - очень важно для решения задач космохимии, археологии, искусства и криминалистики.

Опыт использования РНАА сводится главным образом к оснащению реактора современным аналитическим оборудованием и разветвленной пневмотранспортной системой, управляемыми с помощью компьютера. Такой автоматизированный комплекс-лаборатория позволяет решать широкий круг аналитических проблем при анализе материалов самого различного происхождения.

Разработка таких комплексов-лабораторий основывается на унифицированной электронной аппаратуре, узлах и устройствах пневмотранспорта.

Подобные аналитические комплексы во многих случаях создавались на базе аналитических установок, спроектированных для анализа содержаний конкретных элементов в конкретных матрицах (например, определения содержаний делящихся элементов по регистрации запаздывающих нейтронов в геологических материалах [22,23]).

Целью настоящей работы являлись разработка инструментальных методов анализа урана, тория и лития с использованием регистрации з.н. и их применение этих методов для массового анализа геологических материалов, разработка аналитического комплекса на базе Томского исследовательского реактора ИРТ-Т при Томском политехническом институте. Для достижения указанной цели необходимо было решить ряд научных и технических задач, основные из которых можно в общем виде сформулировать следующим образом:

1. Разработка методик ТНАА и ННАА геологических материалов для определения содержаний и, ТЬ и 1л с использованием регистрации з.н.

2. Решение отдельных методических вопросов, возникающих при внедрении в практик)' массового анализа геологических проб.

3. Разработка типовой структуры и технической документации аналитического комплекса аппаратуры и оборудования.

4. Создание и запуск в промышленную эксплуатацию аналитического комплекса на исследовательском реакторе ИРТ-Т.

Материал диссертации содержится в 5 главах.

В первой главе кратко излагаются основные принципы и особенности РНАА, позволяющие оценить возможности и дальнейшие перспективы данного направления в сравнении с другими направлениями анализа элементного состава проб геологических материалов. Здесь же описана аппаратура и оборудование, используемая в исследовательских центрах, практикующих РНАА, рассмотрены условия проведения анализа. На основе критического обзора литературы по методическим вопросам РНАА и примеров его практической реализации сделаны выводы и поставлены задачи настоящей работы.

Во второй главе в аспекте дальнейшего улучшения чувствительности, избирательности и точности рассмотрены традиционно используемые в РНАА методы и предложены новые методики анализа геологических объектов с использованием метода регистрации з.н., проведена оптимизация параметров предлагаемых методов анализа. На основе экспериментальных и расчетных данных рассмотрены методические особенности и сделаны выводы об аналитических возможностях исследуемых методов РНАА, оценены пределы обнаружения определяемых элементов для стандартных образцов горных пород и проб горных пород Западно-Сибирской платформы.

В третьей главе приведены расчетные данные узлов и конструкции БРЗНГ, предложены его конструктивы. Приведен также расчет конструкции нейтронного фильтра.

Устройство и работа аналитического комплекса аппаратуры «Анис» для ИРНАА, смонтированного на исследовательском реакторе ИРТ-Т (Томский политехнический университет) и запущенного в эксплуатацию для анализа проб осадочных горных пород различных регионов России, описаны в четвертой главе.

В пятой главе представлены результаты исследований, связанных с выбором методического подхода и с разработкой апаратурного оснащения, примеры практического использования предлагаемых: методик ИРНАА применительно к анализу осадочных пород, некоторых искусственных образцов.

Изложение материалов диссертации заканчивается кратким перечнем основных результатов работы.

Автор считает своим приятным долгом выразить благодарность научному руководителю диссертации к.т.н. Чулкнну В.Л. за плодотворное сотрудничество и постоянное внимание и интерес к работе, д.т.н., профессору Штань A.C., а также д.т.н., профессору Иванову И.Н, за полезные обсуждения и ценные замечания, нач. отдела, к.т.н. Лаврентьеву Ю.Д. за неоценимую помощь при выполнении работы, зам. директора ВНИИТФА, д.т.н., профессору Варварице В.П. за ряд ценных советов, зав. лаб. Томского филиала Сибирского НИИГГиМС, к.т.н. Столбову Ю.М. за творческое сотрудничество и помощь при проведении экспериментальных исследований, к.т.н. Свиридовой B.C. за помощь в практической реализации разработанных методик, к.т.н. Бродскому С.М. за консультации при компьютерном оформлении результатов работы.

5.7. ВЫВОДЫ

1. Приведены результаты исследований, проведенных с использованием в качестве источников нейтронов а м пульных источников и подкрнтической сборки СО! для анализа на содержание урана по регистрации з.н. порошкообразных образцов, а также в потоке раствора.

2. Рассмотрены метрологические характеристики МЗН, приведена зависимость погрешности определения от содержания урана в измеряемых пробах, рассчитано значение предела обнаружения, представлены результаты измерений содержаний урана в кернах осадочных горных пород, извлеченных из глубинных пластов при бурении нефтяных скважин.

3. Исследованы метрологические характеристики МЗНК для определения содержания урана, погрешность измерений в функции содержания урана, рассчитан предел обнаружения, приведены результаты анализа проб кернов осадочных пород. Рассмотрены метрологические характеристики МЗНК для определения содержания лития, представлены результаты анализа проб порошковых образцов, исследована погрешность определения, оценены чувствительность определения и предел обнаружения, исследована зависимость чувствительности определения лития от концентрации кислорода в анализируемом материале. Сделаны выводы о возможном применении методики.

5. Экспериментально рассмотрено использование ЦМ на основе МЗН при анализе на содержание урана, а также содержаний урана и лития с использованием ЦМ на основе МЗНК. Исследованы ограничения и преспективы применения ЦМ. Представлены результаты измерений на содержание урана проб отложений Васюганской свиты, а также проб искусственных образцов на содержание лития.

5. Экспериментально рассмотрены методики определений содержаний тория и урана, основанные на комбинации облучений надтепловыми и затем тепловыми нейтронами исследуемых проб в режиме МЗН и МЗНК. Приведены результаты измерений для обеих методик проб стандартных образцов. На основе экспериментальных данных рассмотрена погрешность измерений и рассчитаны пределы обнаружения.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Основными результатами работы являются;

Показано, что при массовом ИРНАА элементного состава целесообразно использование экспрессных методов анализа, например, урана, тория и урана, лития по регистрации з.н.

Разработана, изготовлена, смонтирована на Томском исследовательском реакторе ИРТ-Т и эксплуатируется с 1990 г. установка «Анис» для нейтронного активационного анализа главным образом геологических материалов - кернов горных пород глубокого залегания при разведке и разработке нефтяных месторождени й.

Разработан и изготовлен в двух вариантах со счетчиками СНМ-!8 и СНМ-11 БРЗНГ, с использованием которого реализуются методики анализа на содержание урана, тория и урана по регистрации з.н. Оба варианта конструкций БРЗНГ запатентованы.

Разработан и изготовлен цилиндрический комбинированный нейтронный (Ос! + Сс1 + И) В)-фильтр, подавляющий тепловую компоненту реакторного спектра нейтронов с целью значительного снижения у-активности породообразующих и сильно активируемых элементов. Предложена методика расчета эффективности фильтра, рассчитаны Ф-отношения для породообразующих и сильноактивируемых элементов. Показано, что снижение у-активностн этих элементов составляет от 50 до более, чем 200 раз.

Рассмотрен традиционный вариант МЗН для определений содержаний урана, тория и урана. Обоснован временной режим анализа. Рассмотрены метрологические характеристики, оценена погрешность. Показано, что кларковые содержания урана (п-10"4 %) в осадочных горных породах могут быть определены с погрешностью до 3 %. Предел обнаружения урана при этом - 5* 10"7 %. Предложен параллельный режим облучении и измерений с целью сведения к минимуму потерь реакторного времени.

Предложены экспрессные методики определения содержания урана, тория и урана, а также лития по регистрации з.н. с поправкой на содержание кислорода. Обоснованы оптимальные временные режимы анализа. Показано, что использование предложенных методик при определении содержаний урана, тория и урана дает возможность втрое повысить производительность анализа и снизить предел обнаружения на ~ 30 % по сравнению с традиционным МЗН. Исследованы возможности и ограничения методики определения содержания лития, определен оптимальный временной режим анализа, даны необходимые рекомендации. Предел обнаружения лития составил 4-10"4 %.

Рассмотрено использование оптимизированной ЦМ для традиционного МЗН при определении содержания урана, а также оптимизированной ЦМ на основе МЗГПС при определении содержаний урана и лития при необходимости улучшения точности анализа.

1. Ю.М. Булкин и др.

2. Реактор для геологических исследований РГ-. Атомная энергия, i 966.т. 21. Вып. 4, с. 319.2. A.M. Бонсволснский и др.

3. Аргус 21 - реактор для ядерно-физических методов анализа и контроля.

4. В кн.: 4-е совещание по использованию новых ядерно-физических методов для решения научно-техннческих и народно-хозяйственных задач. Препринт PI 8-82-117. Дубна, ОИЯИ, 1982,с. 22.

5. Г.А. Бать, A.C. Коченов, Л.П. Кабанов Исследовательские ядерные реакторы Атомнздат. 1973.4. В.В. Гончаров

6. Обзор работ по исследовательским реакторам и их использование в СССР. Атомная энергия, 1964,т. 17, Вып. 4, с. 258.5. Slowpoke 2

7. Atomic Energy of Canada Limited Radiochemical Company. The reclame prospect.6. А. Джекобе и др.

8. Основы ядерной науки и реакторы. Москва. Госатомиздат. 1961.7. М.А. Бак, Н.С. Шнманская

9. Нейтронные источники. Москва. Атомиздат. 1969.8. Н.Д. Тюфяков, A.C. Штань

10. Новые изотопные источники нейтронов и требования к их аттестации. В кн.: Радиационная техника. Вып. 10. Москва. Атомнздат. 1974, с. 127-1319. Ю.Б. Евдокимов и др.

11. Промышленные нейтронные генераторы для активашгонного анализа. В сб.: Ядерно-физические методы анализа вещества. Москва. Атомнздат. i971. с. 279.10. Г.И. Кирьянов

12. Генераторы нейтронов с запаянными вакуумными трубками для производства и научных исследований. В сб.: Ядерно-физические методы анализа вещества. Москва. Атомиздат. 1971,с. 279.11. В.П. Ковалев

13. Вторичные излучения ускорителей электронов. Москва. Атомнздат. 1982.12. Э. Фюнфер, Г. Ненерт

14. Счетчики излучений. Гос. Изд-во литературы в обрасти атомной науки и техники. Москва. 1961.13. Ю.А.Егоров

15. Сцннтилляшгонный метод спектрометрии гамма-излучения и быстрых нейтронов. Москва. 1963.

16. В.И. Королев, В.Г. Чайковский

17. Коронные счетчики медленных нейтронов. Приборы и техника эксперимента. 1963, № 6,с. 20.

18. В.И. Калашникова, М.С. Козодаев

19. Детекторы элементарных частиц. Наука. Москва. 1966.

20. А.И. Абрамов, Ю.А. Казанский, Е.С. Матусевич

21. Основы экспериментальных методов ядерной физики. Москва. Атомиздат. 1970.17. Г. Боуэн. Д. Гиббоне

22. Радноактивационнын анализ. Атомиздат 1968. Москва.18. P.A. Кузнецов

23. Актнвационный анализ. Атомиздат. Москва. 1967.

24. И.А. Маслов, В.А. Лукницкий

25. Справочник по нейтронно-активационному анализу. Ленинград. Наука. 1971.20. А.И. Алиев и др.

26. Ядернофизические константы для нейтронного активационного анализа. Справочник. Атомиздат. Москва. 1969.21. Е.М. Лобанов, A.A. Кист

27. Актнвационный анализ горных пород и других объектов. Ташкент. 1967.22. N.N. Papadopulos

28. Uranium and short-lived nuclide activation analysis by delayed neutron and gamma-spectrum measurements will a new versatile sample transfer system. J. Radioanal. Cnem. V. 72, № 1-2 (1982) 463-477. "23. С. Sclicnbcrg ci al

29. Rapid and simultaneous determination of U. F, Al. Ca and V in phosphate rocks by a combination of dclaeyd neutron and y-ray spcctrometiy techniques/' J. Radioanal. Nucl. Chem. Articles, V. 114, № 2 (1987) 367-377.

30. D.E. Rayan. A. Chati, J. Holzbccher

31. Washington, 1969, V. l,p. 460.

32. E.M. лобанов, Ю.А. Левушкин. С.П. Власюга

33. Инструментальный нейтронный активашюнный анатаз горных пород и поодообразующпх элементов с использованием Ос(1л)-детскторов и ЭВМ. Ат. энергия, 1973.Т.35, № 4. с. 247-252.

34. A.JI. Якубович, Е.И. Зайцев, СМ. Пржиялговсклй

35. Ядерно-физические методы анализа минерального сырья. Москва. Атомиздзт. 1973.

36. Н.Н. Kramer. V.J. Molmski. H.W. Nass

37. Analysis for uranium-235 and uranium-238 by neutron activation analysis. Hehh Physics Pargamon Press, 1967, V. 13, p. 27-30.30. D.R. Caseetal

38. Simultaneous measurement of 17 trase elements in eight geochemicai standans: a novel adaptation of neutron activation analysis. Там же. V. i, p. 409.

39. P. Bode, M. De Bruin, P.J.M. Korthoven

40. A study of short-lived isotopes for use in non-destructivc activation analysis. J. Radioami. Chem., V. 26 (1975) 209-213.

41. G.P. Wcstpiial, Th. Kasa, W. Roch

42. Trends in instrumentation for activation analysis of short-lived nuclides. J. Radioanal. Nucl. Chem., Articles, V. 110, № i (1987) 9-3 i.

43. S.E. Binney, R.I. Scherpelz

44. A review of delayed neutron technique. Nucl. Instr. Meth. V. 154. Я» 36 413-431.34. К. Ьекурц. К. Виртц

45. Нейтронная физика. Москва. Атомиздят, 1968.

46. G.R. Kecpin, T.F. vVimeit, R.K. Zeigler

47. Delayed neutrons from fissionable isotopes of uranium, plutonium and thorium. Phys. Review, V. 107 (1957) 1044-1049.

48. T. Jahnscn. A.C. Pappas, T. Tuiraal

49. Delayed neutron emission, theory and precursor systeinatics. Delayed Fission Neutron. Proc. of a Panei Vienna 24-27.04.1967. IAEA. Vienna. 1968. p. 35.37. L. Tomlinson

50. Theory- of dclayed-neutron physics. Nuclear Technology, V. 13 (1972)42-52.38. J. D. Buchman

51. Atompraxis. V. 8, № 7 (1962) 272.39. W.W. Meinke1.: Chemistry Research and Chemical Techniques Based on Research Reactors. Vienna, 1963, p. 17.

52. H.J. Kreincr." Nucl. Instr. Meth., V. 141 (1977) 119.

53. H.J. Kreiner. Deutches Patent № 2353638, 1973. US Pateni JHk 3.907.231, 1975.42. M.M. Minor ei al

54. An automated activation analysis system. 6tn Conf. Modem trends in Activation Analysis. Toronto, Canada. Abstracts, 1981,p. 200.43. P. Schleclue

55. Fast sensitive analysis of uranium and thorium in natural samples based on delayed neutron counting using an ultrafast convcyor tube system. J. Radioanal. Chem. V. 61, № 1-2 (1981) 55-61.

56. B.H. Ивансц, И.Н. Иванов. Б.П. Таланов. А. С. Штань

57. Комплекс аппаратуры для автоматизированного активацнонного анализа. В кн.; Радиационная техника. Вып. 5. Москва, Атомиздат, 1970.45. N.M. Spyrou ct al

58. Usefulness of thermal and epithermal cy clic activation analysis with, a reactor system. J. Radioanal. Chem. V. 72, № 1-2(1982) 155-182.46. Д Дирнли. Д Нортрон

59. Полупроводниковые счетчики ядерных излучений. Москва. Мир. 1966.47. Ю.К. Акимов н др.

60. Полупроводниковые детекторы ядерных частиц и их применение. Москва Атомиздат. 1967.

61. А.О. Brunfeii, Е. Stcinncs

62. Gcocliemic. Cosmochcm. Acta, V. 30 (1966) p. 92 i.

63. В.И. Королев. В.Г. Чайковский

64. Высокоэффективные счетчики нептронст с "Tic. Прнб. Техн. Экспср.,№> 4, 1969, с. 208.50. В.К. Богатырев и др.

65. Применения счетчиков с наполнителем 'Не для измерения характеристик нейтронных полей. В кн.: Метрология нейтронного излучения на реакторах и ускорителях. Т. 2. Москва. Изд-во стандартов. 1972. с. 12-16.51. TunniclifT, G.E.A. Wvid

66. A computer-based system for neutron activation analysis. Proc. 3K' Int. Conf. Modern Trends in Activation analysis. NBS Spec. PubJ. 312, V. 2 (1969) p. 1246.52. Т. B. Pierce et al

67. Developments in the use of small digital computers in activation analysis systems. Future developments. Harwell, England, p. 890-895.53. S. Amiel

68. Analytical applications of delayed neutron emission in fissionable elements. Anal. Chem. V. 34, № 13 (1962) p. 1683-1692.54. N.H. Gale

69. Assay of uranium and thorium based upon reactor pulse activation and delayed neutrons. Trans. Amer. Nucl. Soc., V. 12 (1969) p.45.

70. Е.Г. Бергман, P. П. Мещеряков, Ю.М. Столбов

71. Экспрессный неразрушающий метод определения клярковых содержании дана и тория в геологических объектах по запаздывающим неГгтронам. В кн.: Ядернофизические методы в геологии. Новосибирск. ИГТ СО АН СССР. 1975. с. 54-63.57. Z.B. Alfassi. N. Lavv

72. Simultaneous determinatkion of sodium, magnesium, aluminium, silicon and phosphorus by instrumental neutron activation analysis using reactor and epiihermai neutrons. Analyst. V. 109, JSs 7 (1984) p. 959-963.

73. H.H. Cramer, V.J. Molinski, H.W. Nass

74. Urinalysis for uranium-235 and uranimn-238 by neutron activation analysis. Health Physics, Pergamon Press. 1967. V. 13, p. 13-20.59. M. Mantel. S. Amiel

75. High presigion instrumental neutron activation analysis of uranium by multiple gamma-ray peak ratio determination. J. Radioanai. Chem., V. 26, 1975. p. 97-105.60. В.Г. Хитров u др.

76. Надежность анализа горных пород. Москва. Наука. 1985.61. А.Б. Шаевнч

77. Аналитическая служба как система. Москва. Химия. 1981.

78. Е.Г. Вертман. Р.П. Мещеряков, Ю.М. Столбов

79. R.W. Stoughton. J Halperin

80. Effective cutoff energies for boron, cadmium, gadolinium, and samarium filters. Nucl. Scie. Eng., V. 15, 314-324 (1963) № 3.67. D. Brune

81. Anal. Ciiim. Acta, V. 46 (i%9) 1768. H. Bern. D.E. Ryan

82. Там же, V. 124 (1981) 373.69. W.Z. Turn, W.D. Ehmann

83. Observations relative io epithermal and /ast neutron in INAA. J. Radioanai.Nucl. Chem., Articles, 84/1 (1984) 89-102.70. M.W. Echo, E.H. Turk

84. Quontitative determination of ~3'U by delayed neutron counting. PTR-143, Phillips Petroleum Atomic Division. Idaho Fails, Id: 1957.71. S. Amiel. J. Gilat

85. Uranium content of chondrites by thermal neutron activation and delayed neutron counting. Geochim. Cosinochim. Acta, 19(57, V. 31. p. 1499-1503.

86. F.F. Dyer, J.F. Emory. G.W. Ledicotte

87. A comprehensive study of the neutron activation analysis of uranium by delayed-neutron counting. ORNL 3 342. TID - 4500. 17й ed. Rev.

88. Е.Г. Джордж. Г.И. Борисов ii др.

89. АтстипационныГг mm лтп содержания урана и тория и их смесей метолом регистрации запаздывающих нейтронов. В кн.: Прикладная ядерная спектроскопия. Вып. 3. Москва. Атомнздат, 1972. с. 15-23.74. G.L. Gumming

90. Determination of uranium and thorium in meteorites by the delayed neutron method. Chemical Geology, V. 13 (1977) p. 257-267.

91. H. Kimzendorf, L. Lovborg. E.M. Christiansen

92. Automated uranium analysis by delayed-neutron counting. Riso-R-429, Riso National Laboratory. DK-400, Roskilde, Denmark, October. 1980.76. С. Амиел, M. Пейсах

93. Использование запа здывающих нейтронов в активаииониом анализе. Атомная энергия, т. 14. Вып. 6 (июнь) 1963, с. 535-54.3.77. K.L. Welker. WAV. Rowc

94. Analysis of uranium in ore samples by delayed neutron activation analysis. Radiochem. Radioan. Letters. 45/5/ 1980. р.ЗЗ 1-З40/78. R.J. Rosenberg

95. A simple method for detennination of uranium and thorium by delayed neutron cjunting. J. Radioaml. Chem., V. 62 (1981) № 1-2, p. 145-149.79. P. Chlechte. H.-J. Born

96. Fast sensitive uranium assay of natural samples by measuring the gamma or neutron activity of shortlived fission products. Alomkernenergie/Kemtechnik, Bd. 35, №2, 1980,p. 141-144.

97. Al-ShachristanL R.F,. Jervis

98. On-stream nuclear activation of trace uranium and thorium using a 14 MeV neutron generator. J. Radioanal. Chem. V. 13, № 32 (197.3) p. 459-468.

99. И.Л. Галстян, В.А. Гурков, В.Л. Чулкнн

100. Определение малых концентраций урана б растворе но регистрации запаздывающих нейтронов. В кн.: Вопросы атомной науки н техники. Сер.: Радиационная техника, Москва. Энергоизлат, 1982. Вып. 2 (24). с. 85-89.'

101. K.W. Mae-Murdo, WAV. Bowman

102. Assay of fissile materials by a cyclic method of neutron activation and delayed-neutron counting, Nucl" Instr. Meth., V. 141, (1977) h. 299-306.83. В.П. Бовин n др.

103. Влияние дестабтиппируютих факторов на определение концентрации борной кислоты. В кн.: Вопросы атомной науки н техники. Сер. Радиационная техника. Вып. 19, Москва. Атомнздат. 1980, с. 149-152.

104. Ю.М. Толчеиов, В Г, Чайковский

105. Коронные счетчики медленных нейтронов. В кн.: Ядерно-фичическая. дозиметрическая и радиометрически? аппаратура. Москва. Госатомичлат. 1962. с. 16-25,

106. R.C. Ha«erauer. C.L. Zykovski, L.C. Nelson, .Гг

107. USA EC Report NBL-277 (1976) 31; USA ES Report NBL-267 (1973) 51.

108. S.J. Balestrini, J.P. Balaena, И.О. Menlove

109. Tivo specialized delayed-neutron (¡elccfor designes for assays of fissionable elements in water and sediment samples. Nucl. Instr. Meth. V. 136 (1976) p. 521-524.9л

110. R.W. Jewell. W. John, D.H. Vvhnc

111. A high efficiency graphite-moderated neutron counter. Nuci. Instr. Meth., V. 63 (1968) p. 185-188.

112. I.M. Cohen, C. Magnaeeca. G.B. Baro

113. Rcnctor activation analysis of lithium by reaction chain: 6Li(n.t) 'He. 33S(t,n)MmO. Papers acceptcd for presentation at the 7-m Int. Conf. Modem Trends in Activation Analysis,Copenimgen ¡986. DK 400 Roskilae 1986, V. l,p. 313-317.89. N.M. Spyrou

114. Cyclic activation analysis a review. J. Raaioanai. Chem. v. 6t. Ni> 1-2 (1981) p. 211- 242.90. И.Л. Галстян. В.Л. Чулкин

115. Аналитические возможности установки «Анис». В кн.: Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Техническая физика и автоматизация. 2001,Вып. 55, с. 58-65.91. MM Minor с! а!

116. An activated activation-analysis system. 6ta Int. Conf. Modem Trends in Activation Analysis. University of Toronto. Toronto, Canada. June 15-19. 1981.

117. R.A. Quihuis, J.W. Mc Kiveen

118. Uranium assay using a continuous fast-neutron source. Trans. Amer. Nucl. Soc., 1978, V. 28, p. 89.

119. И.Л. Галстян. O.K. Ннколаснко

120. Экспрессный метод определения следовых содержаний урана, тория и урана в теологических образцах. В кн.: Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Техническая физика и автоматизация. Вып. 52. Москва. 1997, с. 3-12.94. Е.С'. Вентцель

121. Теория вероятностей. Москва. Наука. 1964.95. ИЛ.Галстян. В.Л Чулкин

122. Анализ на содержание лития с использованием блока регистрации запаздывающих нейтронов и у-квантов. В кн.: Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Техническая физика и автоматизация. 2001, Вып. 55, с. 37-57.

123. Н.А. Вартанов, П.С. Самойлов

124. Прикладная сцинтилляционная у-спектрометрия. Москва. Атомиздат. 1969.97. А.П. Виноградов

125. Среднее содержание отдельных химических элементов в главных типах пород. Москва. Геохимия, М> 7 (1962) с. 555-568.

126. Л.Р. Киммель, В.II Машкович

127. Защита от ионизирующие излучений. Справочник. Москва. Атомиздат. 1966.99. Н.Д. Тюфяков, А.С, Штань

128. Исследование спектральных характеристик нейтронных источников на основе ""'Pit, "'Cm. "sCf. В сб. Труды ВНИИРТ. Радиационная техника. Вып. 5. Москва. Атомиздлат. 1970. с. 90-98.100.Р. Мегрсблиан, Д. Холмс

129. Теория реакторов. Гос. изд-во литераторы в области атомной науки и техники. Москва. ¡962.101.ИЛ. Галстян, В.Л. Чулкин

130. Возможности активационного анализа с использованием устройства облучения установки «Анис». В кн.: Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Техническая физика и автоматизация. 2001, Вып. 55, с. 22-36.

131. D.J. Hughes, R.B. Schwartz

132. Neutron cross sections. Brookhaven National Laboratory. UPTON, New York, 1958.

133. И.Н.Иванов, B.H. Иванец, B.B. Филиппов

134. Автоматизация активавдюнного анализа. Москва. Энергоатомиздат. 1985.

135. И.Л. Галстян, Е.А. Захаров, В. А Чулкин

136. Применение источника 2:CCf с большим выходом для определения содержания урана в рудных образцах методом регистрации запаздывающих неГпронов. Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Радиационная техника. Вып. 2 (24) 1982, с. 89-91. 105.11 Л.Галстян и др.

137. Установка для массового автоматического анализа геологических проб на содержание делящихся элементов. Новости ИАИ, 1988, 4,с. 18.

138. Модульная система приборов для обработки данных. Система КАМАК. Стандарт МЭК. Публикация 516. Советски."] комитет по участию в МЭК, 1979.

139. И.Л. Галстян, O.K. Николаенко, Ю.М. Столбов

140. Устройство регистрации наведенной активности. Патенты на изобрел. .№> 2153663 от 20.04.1998 и № 2176785 от 01.06.2000.iOS.B.A. Гурков. ЮЛ. Бурмистенко, Р.Г. Гамбарян

141. Установка для нентронно-акишационного анализа «Размножнтель-1». В кн.: Вопросы атомной пауки и техники. Сер.: Радиационная техника. Вып. 11. Москва. Атомиздат, 1975, с. 236-248.

142. Л.М. Григорьев, В.Л. Чулкин

143. Активационный анализ в потоке с использованном источника "'Cf. В кн.: Вопросы атомной науки и техники. Сер. Радиационная техника. Вып. 15. М. Атомиздат, J977. с. 99-103.

144. Е.Г. Вертман, Р.П. Мещеряков, Ю.М. Столбов

145. Определение урана методом запаздывающих нейтронов. Инструкция НС AM. 1982. Ш. Т.Х. Бадретдинов, И.Л. Галстян, В.Л. Чулкин

146. Исследование метрологических характеристик установки «Анис» при анализе на содержание основных петрогенных элементов. В кн.: Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Радиационная техника. 1991.Вып. 2(45) с. 26-33.

147. PCCCIUÏCKA Я госудаг cvei'iíít/» л БИБЛИОТЕК// ^- G оз