Содержание к диссертации
Введение
1 Особенности импульсных реакторов с точки зрения выполнения наа 8
1.1 Источники нейтронов для нал 8
1.2 Особенности использования импульсных самогасящихся.реакторов для наа 10
1.2.1 Классификация импульсных реакторов 10
1.2.2 Требования к реакторному источнику облучения 14
1.2.3 Критерии выбора реакторных установок для НАА 15
1.2.4ИРСД, пригодные для выполнения НАА 16
1.2.5 Критерии эффективности использования ИРСД для НАА 24
1.3 Предельные параметры облучения 25
2 Методические подходы к использованию ирсд для проведения наа благородных металлов и делящихся изотопов 29
2.1 Определение нейтронно-физических параметров облучения 29
2.2 Особенности подготовки и облучения проб и индикаторов нейтронного потока в ирсд 35
2.3 Анализ проб после облучения 39
2.3.1 Классификация методов анализа 39
2.3. 2Определение активности облученного материала 46
2.3.3 Полуэмпирический метод калибровки гамма-спектрометричсского тракта по эффективности 53
2.3.40ценка пределов обнаружения элементов в пробах 59
2.3.5Особенности определения содержания благородных металлов 64
2.4 Особенности определения содержания делящихся изотопов 69
3 Расчетно-эксперименталыюе обоснование выбранных методических подходов 76
3.1 Обоснование выбора источника облучения 76
3.2 Ограничения в использовании материалов в ИРСД '...77
3.3 Нейтронно-физические параметры источника облучения 81
3.4 Оптимизация процессов подготовки и облучения проб 86
3.4.1 Процесс подготовки проб 86
3.4.2Облучательные устройства 90
3.4.3 Режим облучения 94
3.5 Оптимизация процесса измерений 95
3.5.1 Оптимизация измерения активности проб, содержащих золото 95
3.5.2 Расчетно-эксперименталыюе обоснование полуэмпирического метода калибровки 97
3.6 Оценка эффективности использования ирсд для анализа благородных металлов 111
3.7 Оценка возможности выполнения анализа содержания делящихся материалов с помощью ИРСД 1 13
3.7.1 Определение содержания урана по продуктам деления 113
3.7. Определение плутония в присутствии урана и тория 114
4 Результаты экспериментальных работ по использованию ирсд для наа 118
4.1 Технологическая схема выполнения анализов 118
4.2 Определение золота в геологических пробах 121
4.3 Прикладной многоэлемептный наа 125
4.3.1 Экологические исследования на территории СИП 125
4.3.2 Изучение состава и свойств HFCMS детектора 126
4.3.3 Изучение возможности миграции радионуклидов из твердой геологической породы в водную среду 129
Выводы 131
Список литературы
- Классификация импульсных реакторов
- 2Определение активности облученного материала
- Ограничения в использовании материалов в ИРСД
- Определение плутония в присутствии урана и тория
Введение к работе
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 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 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);
-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.
Классификация импульсных реакторов
Нейтронно-активационный анализ основывается на ядерных взаимодействиях нейтронов с веществом и свойствах возбужденных (радиоактивных) атомных ядер излучать частицы и характеристическое гамма-излучение [14].
Пригодность и эффективность любого источника нейтронов для выполнения НАА будет определяться следующими основными факторами [15]: -характером и интенсивностью ядерных взаимодействий нейтронов источника с исследуемым материалом; -возможностью облучить как можно большее количество исследуемого материала с помощью источника, при наименьших затратах доступных ресурсов (времени, средств и т.п.).
Характер и интенсивность ядерных взаимодействий нейтронов источника излучения с исследуемым материалом определяют скорость протекания реакции активации. Скорость протекания реакции активации материала q за висит от спектра нейтронов Ф() и сечения активации а(Е). Отнесенная к одному ядру изотопа мишени она равна: от q = \ X (E)c7(E)dE (1.1) о
Таким образом, пригодность и эффективность использования любого источника нейтронов, в том числе импульсного ядерного реактора, будет определяться характеристиками его нейтронного потока к которым, прежде всего, будут относиться величина потока и спектральный состав излучения.
Класс импульсных реакторов имеет большое разнообразие не только по своим техническим и нейтронно-физическим характеристикам, но также и по характеру создаваемого импульсного режима. По этому признаку выделяют три типа реакторных установок [16]:
1) импульсные реакторы апериодического действия [17], в которых вспышка делений инициируется быстрым введением избыточной реактивности с переводом реактора в надкритическое состояние по мгновенным нейтронам, а гасится за счет отрицательной обратной связи температура - реактивность. Такие установки называют импульсными реакторами самогасящегося действия (ИРСД);
2) импульсные реакторы периодического действия (ИРПД), в которых вспышки делений целиком формируются внешней модуляцией реактивности с заданным периодом [18];
3) бустеры - реакторы, находящиеся в подкритическом состоянии на мгновенных нейтронах, импульс мощности в которых развивается за счет размножения нейтронов внешнего импульсного источника, главным образом мишени электронных ускорителей [19].
ИРПД - это небольшой по численности класс реакторов (к действующим относятся ИБР-2, ИБР-30 и YAYOI [20]). Реакторы конструктивно отличаются друг от друга по способу получения кратковременных нейтронных импульсов. Импульсы могут быть получены за счет механического вращения частей реактора (активной зоны или отражателя), или в бустерном режиме работы - за счет внешнего пучка нейтронного излучения, генерируемого обычно с помощью ускорителя. Создание и эксплуатация ИРПД связаны с развитием исследований методами нейтронной спектроскопии по времени пролета в ядерной физике, физике твердого тела и специальными физическими измерениями. По характеру облучения материалов в активной зоне ИРПД занимает некоторое промежуточное положение между импульсным и стационарным реакторами. Несмотря на импульсный режим работы, усредненные характеристики ИРПД близки к параметрам работы реактора на стационарном уровне мощности. Поэтому никаких значительных отличий в облучении материалов на таком реакторе для выполнения НАА, от облучения в реакторе, работающем на стационарном уровне мощности, не существует. По этой причине, особенности облучения материалов с помощью ИРПД в данной работе не рассматриваются.
Бустеры — представляют собой гибридные системы из реакторов и ускорителей (как правило, электронных, генерирующих поток внешнего нейтронного излучения, обеспечивающий возникновения импульс нейтронов в активной зоне [16]) или нескольких реакторов, имеющих внутренние связи по нейтронному потоку [21, 22]. При любой конфигурации бустерный импульсный реактор является подкритическим. Поэтому параметры облучения в нем материалов будут уступать параметрам облучения в апериодическом реакторе, работающем из надкритического режима. По этой причине в работе принято целесообразным, при изучении особенностей облучения материалов в импульсных реакторах, остановиться на рассмотрении только ИРСД.
2Определение активности облученного материала
Наведенная активность проб и индикаторов нейтронного потока может быть определена с помощью одного из методов регистрации ионизирующих излучений. Облученные образцы являются источниками бета-, гамма- или нейтронного излучений, а чаще всего их совокупности. В случае, если заранее известен изотопный состав актиноидов, включающий 1—2 радиоизотопа (что является характерным только для индикаторов нейтронного потока из ядерно-чистых материалов), определение активности может быть выполнено методом радиометрии. Если продукты активации являются гамма излучающими радионуклидами, то наиболее точное определение их количества выполняется с помощью гамма-спектрометрического анализа. В случае облучения делящихся материалов помимо процесса активации в пробе происходит образование и накопление продуктов деления, в том числе являющихся источниками запаздывающих нейтронов. Регистрация запаздывающих нейтронов с помощью методов нейтронной радиометрии, а также метод регистрации треков продуктов деления позволяют с высокой точностью определять содержание в пробах делящихся нуклидов.
Радиометрия бета-излучения продуктов активации имеет крайне ограниченное применение в современных методах выполнения НАА. Это связано с тем, что область ее применения ограничена несложными по составу излучателей и размеру пробами. Количественное определение элементного состава сложных по составу проб (каковыми являются материалы, поступающие для геологических и экологических исследований) методами радиометрии невозможно из-за сложности спектрального состава и трудностей учета эффектов, связанных с поглощением излучения. Поэтому данный метод не был рассмотрен в работе, как не отвечающий ее задачам.
В методе гамма-спектрометрического анализа основными источниками информации о составе радиоизотопов в облученных материалах являются аппаратурные спектры, косвенно отражающие первичные энергетические спектры излучателей. Форма аппаратурного спектра в большой мере зависит от разрешающей способности, размеров и эффективного атомного номера детекторов, а также от вещественного состава, размеров проб и геометрии измерений. Положение фотопиков на энергетической шкале спектрометра, площадь фотопиков и изменение ее во времени характеризуют энергию, интенсивность у - переходов и эффективные периоды полураспада изотопов. Совокупность этих сведений, данные о фотоэффективности и разрешении спектрометра, о схемах распада изотопов позволяют во многих случаях однозначно определить основной состав излучателей и их активность.
Связь между активностью /-го радиоизотопа и скоростью счета прибора устанавливается с помощью выражения: n,= rAd, (2.31) где и, - скорость счета прибора; є— эффективность регистрации излучения /—го изотопа детектором; r выход излучения от /-го нуклида, регистрируемого детектором. Для перехода от аппаратурных у - спектров к содержанию изотопов обычно идентифицируют фотопики, т.е. устанавливают, какие радиоизотопы формируют каждый из них.
Вследствие ограниченной разрешающей способности спектрометров и эффектов рассеяния у - квантов в веществе пробы и детектора (особенно в сцинтилляционном детекторе) на спектрограммах не выделяются фотопики некоторых изотопов, присутствующих даже в значительных количествах. Это происходит, например, когда фотопик какого-либо изотопа находится в зоне максимума комптоновского распределения от другой интенсивной у -линии. В некоторых случаях на спектрограммах могут появляться пики вылета характеристического К -излучения, пики суммирования, возникающие при регистрации изотопов с каскадной схемой распада, пики вылета анниги-ляционных гамма-квантов.
Большие трудности могут возникнуть при идентификации радиоизотопного состава слабоактивных проб с соизмеримой активностью естественных и искусственных радиоизотопов. На спектрограммах таких проб фотопики продуктов деления и активации маскируются фотопиками естественных радиоизотопов и во многих случаях имеют неправильную форму или трудно различимы на уровне общего фона от естественного гамма-излучения.
Ограничения в использовании материалов в ИРСД
Помимо материала проб, в процессе проведения НАА облучению в реакторе будут подвергаться: индикаторы нейтронного потока; материал контейнера, предназначенного для размещения проб в реакторе на время облучения (облучательного устройства (ОУ)); материал контейнеров, в которых размещается исследуемый материал.
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 во время импульсного облучения и радиационной безопасностью при обращении с пробами после их активации.
Термодинамические параметры облучения материалов являются одним из основных факторов, ограничивающим использование материалов в ИРСД при выполнении НАА. Проблемы связаны с кратковременностью и большой интенсивностью радиационного разогрева материалов, а также трудностью отвода большого количества тепла за короткое время. Радиационному разо греву подвергаются все конструкции и материалы, задействованные в процессе облучения: реактор, экспериментальные устройства, пробы.
К примеру, система охлаждения реактора ИГР является пассивной. Разогрев зоны ограничен температурой 1400 К. Однако при полном интеграле мощности реактора радиационный разогрев активной зоны настолько велик, что не позволяет производить свыше одного реакторного пуска за сутки.
Традиционными материалами для изготовления ампул, ОУ и контейнеров для проб в реакторной технике являются графит ядерной чистоты, алюминий, полиэтилен, стекло (предпочтительно кварцевое), нержавеющая сталь. Эти материалы имеют наименьшие сечения захвата тепловых нейтронов и поэтому не вносят значительных возмущений в нейтронное поле реактора. Однако нержавеющая сталь и стекло (особенно кварцевое) достаточно дороги. Кроме того, стекло отличается хрупкостью, что также является ограничивающим фактором в его применении для выполнения анализов в промышленных объемах, так как создает дополнительный риск загрязнения радиоактивным материалов. Поэтому для изготовления облучательных устройств и контейнеров для проб, облучаемых в ИРСД, было предложено ограничиться использованием графита, алюминия и полиэтилена.
В качестве индикаторов нейтронного потока традиционно используется золотая и медная фольга, медная проволока, а также кадмий, используемый для экранирования от тепловых нейтронов. По причинам, рассматриваемым ниже, в перечень индикаторных материалов были добавлены химически чистый цинк, а также нихромовая проволока.
Степень радиационного разогрева материалов в реакторе была оценена с помощью методических подходов, изложенных в п.2.2. При выполнении оценки учитывалось, что разогрев индикаторных материалов в основном определяется процессом захвата нейтронов и гамма-квантов, а разогрев графита и полиэтилена - главным образом, процессом рассеяния в них нейтронов. Для алюминия должно учитываться многофакторное воздействие излучения реактора. Кроме того, в п. 1.2 в качестве одного из условий выполнения НАА с помощью ИРСД было определено отсутствие принудительного охлаждения облучаемых материалов, так как это может значительно увеличить стоимость облучения. Поэтому при выполнении оценки предполагалось, что никакого рассеяния энергии от материалов, при их облучении в ИРСД не происходит. Такой подход позволяет сделать верхнюю возможную оценку радиационного разогрева. При выполнении расчетной оценки радиационного разогрева были сделаны также следующие предположения, соответствующие реальным условиям выполнения экспериментальных работ: интегральный флюенс тепловых нейтронов за время облучения в ИРСД - 3,7-10 см"" (при потоке ID 9 1 10 см" с"), толщина золотой и медной фольги - 0,1 мм, толщина цинковых индикаторов - 1 мм, толщина кадмиевой фольги - 1 мм, толщина слоя полиэтилена и алюминия - 2 мм, толщина графита -3 мм. Результаты выполнения расчетной оценки для выбранных материалов представлены в таблице 3.1. - данные о физических свойствах материалов взяты согласно [99, 100]. Исходя из результатов расчетов радиационного разогрева материалов, был сделан вывод, что золото, кадмий и полиэтилен могут иметь существенные ограничения при их облучении в ИРСД, вызванные возможностью их расплавления. Справедливость такого вывода была подтверждена в экспериментальных работах. Так, плавление полиэтилена в реакторе ИГР наблюда 1 (\ 9 ется при интегральном флюенсе (0,6-0,7)-10 см" [86].
Определение плутония в присутствии урана и тория
Определение плутония в пробах окружающей среды и геологических материалах вызывает определенные сложности, так как обычно связано с радиохимическим выделением указанного элемента из пробы с последующим его альфа-спектрометрическим анализом. Инструментальное определение небольших количеств плутония в пробах затруднено из-за наличия мешающих примесей урана и тория, а также неблагоприятных параметров излуче-ния " Ри (малых выходов гамма-излучения в ядерных превращениях). Однако содержания плутония может быть проведено инструментальным способом по количественному составу продуктов деления в облученной пробе, что значительно сэкономит время выполнения анализов и может привести к сокращению его стоимости.
Основная сложность активационного определения микроколичеств плутония в пробе связана с тем, что различия в составе и выходе продуктов де ления между различными тяжелыми элементами не велики [92]. Однако определение содержания урана и тория в пробах может быть выполнено до облучения проб с помощью метода гамма-спектрометрического анализа. Радионуклиды, полученные от деления урана и тория в ходе облучения проб нейтронами, будут являться источником фонового излучения. Поэтому в качестве основного критерия для определения чувствительности анализов было сделано предположение, что активность определяемого продукта деления в пробе, полученного от деления Ри должна быть не ниже активности этого же продукта деления, образующегося при делении урана и тория.
Наибольшая интенсивность деления тяжелых ядер в ИРСД, согласно принятым ограничениям (см. п. 1.2), будет связана с делением тяжелых ядер тепловыми нейтронами. Поэтому деление тория при оценке чувствительности анализов не учитывалось.
Были определены радионуклиды - продукты деления наиболее пригодные для проведения анализов. Требования к продуктам деления формулировались следующим образом: -отсутствует возможность получения продукта деления путем активации естественной смеси изотопов элемента; -кумулятивный выход продукта деления для деления 239Ри тепловыми нейтронами достаточно высок (не менее 5%) и превосходит его выход от де 235т т ления U; -период полураспада продукта деления превышает несколько суток, что позволяет "охладить" облученную пробу и добиться низкого уровня фонового излучения; -продукт деления должен обладать благоприятными характеристиками для его определения методом гамма-спектрометрического анализа. Перечень наиболее подходящих для анализа ПД и их характеристики приведены в таблице 3.13.
Исходя, из основного выбранного критерия и сделанных предположений нижний предел определения плутония может быть оценен с помощью соотношения: где Л )ц239 - количество ядер Pu отвечающее пределу чувствительности определения элемента в пробе; NU235 - количество ядер U в пробе; сгуг/235, JJPU229 - сечения деления урана и плутония тепловыми нейтронами; /w(/235 5 вд/ Ц239 " кумулятивные выходы ПД урана и плутония. Содержание урана в пробе принималось равным его кларковому количеству в породах [97].
Опыт проведения экспериментальных работ, а также данные представленные в таблице 3.13 позволяют сделать вывод, что наиболее выгодным яв I AT ляется использование для определения плутония в пробе изотопа Ru. При использовании указанного изотопа расчетное значение нижнего предела определения составляет 3,8-1015 ядер/кг или -3,5 Бк/кг.
Выполненный расчетный анализ позволяет сделать вывод, что по продуктам деления возможно инструментальное раздельное определение микро количеств Pu в смеси урана и тория вплоть до 3,5 Бк/кг. Для сравнения, загрязненность почвы на территории Семипалатинского испытательного поли ото гона Pu составляет от 1 (в поселках в радиусе от 2 до 10 км вблизи полигона) до 14000 Бк/кг (в местах проведения испытаний) [106].
Таким образом, в третьей части работы, на основе выработанных во второй главе методических подходов, и заданных параметров ИРСД, были приняты конкретные технические решения в отношении технологий подготовки проб, индикаторов нейтронного потока, облучения и анализа. Выработанные технические решения были подтверждены расчетным и экспериментальным путями. Определены основные характеристики, позволяющие использовать ИРСД для НАА, включая нижний предел определения благородных металлов и делящихся изотопов в геологических и экологических пробах. Разработаны, испытаны и паспортизованы экспериментальные устройства, позволяющие производить облучение проб в импульсных реакторах, в том числе в промышленных масштабах. Цель и задачи, поставленные в работе выполнены. Дальнейшее развитие исследований связано с практическим использованием выработанных технических решений и расширением круга выполняемых экспериментальных работ, имеющих прикладное значение.
