СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ СОДЕРЖАНИЯ КОМПОНЕНТОВ СМЕСИ АЛЬФА-РАДИОАКТИВНЫХ НУКЛИДОВ В СРЕДАХ Российский патент 1997 года по МПК G01T1/167 

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к дозиметрии и радиоционной экологии, и может быть использовано в реакторной физике, медицине, биологии, геологии и т. д. в частности для дозиметрического контроля содержания альфа-радиоактивных нуклидов в образцах почвы, в том числе при наличии значительного бета и гамма-фона.

Известно, что уран и плутоний являются главными составляющими реакторного топлива, наличие которых необходимо идентифицировать не только в случае аварийной ситуации на АЭС, но и в ряде других случаев, например при ремонтных рабочих на АЭС. Уран и плутоний характеризуется существенно различной степенью радиотоксичности, в связи с чем ПДК (предельно-допустимая концентрация) их в окружающей среде отключаются на 2-3 порядка в зависимости от нуклида. Поэтому при наличии в среде смеси урана и плутония необходимо знать не только общую альфа-загрязненность, но и обязательно соотношение между концентрацией урана и плутония.

Известен масс-спектрометрический метод для определения содержания нуклидов в средах. Его разновидность метод изотопного разбавления [1] применяется исключительно для анализа полиизотопных элементов.

Последовательность приемов в [1] следующая:
берут известное количество эталона в виде аликвотной доли стандартного раствора, который является изотопной меткой и представляет собой по составу, например, чистый изотоп, входящий в состав исследуемого элемента;
смешивают эталон с известным равным количеством исследуемого элемента и получают несколько проб;
смеси нескольких проб обрабатывают каждую химически (растворяют в кислоте, затем термически разлагают или получают нерастворимые окислы) с целью хорошего их перемешивания и перевода эталона и исследуемого элемента в одно химическое соединение;
анализируют пробы на масс-спектрометре и получают масс-спектры для каждой пробы;
по величинам изотопных отношений, полученных из масс-спектров, составляют систему линейных уравнений;
решение этой системы уравнений дает изотопный состав смеси.

Недостатки способа следующие: метод трудоемок и может давать неточные результаты из-за влияния загрязнений из реагентов, из стенок посуды, из установки и т. д. и в процессе химической обработки пробы; из-за негарантированного перевода пробы в раствор.

Известен и наиболее широко распространен радиохимический метод разделения нуклидов и их количество определения [2,3]
В основу этого метода положен отбор пробы, ее химическая обработка для выделения и концентрирования соответствующих элементов и последующий радиометрический и колориметрический анализ на содержание делящихся элементов.

Этот метод повсеместно используется и может быть принят в количестве аналога изобретения.

Последовательность операций для определения урана следующая.

1. Подготавливают пробу для анализа (озоляют).

2. Пробу разлагают плавиковой кислотой.

3. Экстрагируют уран этилацетатом.

4. Проводят реэкстракцию и получают уран в виде комплекса с арсеназо 111.

5. Определяют количество урана колориметрическим методом с помощью фотоколориметра (ФЭК-57 или ФЭК-111) путем сравнения с градуировочной кривой, построенной предварительно по эталонным растворам.

6. По полученным в эксперименте данным проводят расчет концентрации урана.

Еще более сложную процедуру представляет собой определение содержания плутония, основанное на выделении 4-валентного Pu с помощью смолы Дауэкс 1 х 1 [6]
Недостатками метода является его сложность, трудоемкость, неоперативность и необходимость наличия многих реактивов.

Известен по технической сущности к предлагаемому способу метод твердых трековых детекторов [4,5] используемый для количественного определения смеси радиоактивных нуклидов без их разделения.

В качестве прототипа может быть способ, опубликованный в журнале Nucl. Tracks, v. 6, No 2-3, p. 109-113. В соответствии с прототипом имеют место следующие действия.

1. Трековые детекторы в нитроцеллюлозы облучают в жидких средах, содержащих калиброванные концентрации альфа-радиоактивных нуклидов плутония-239 и урана-235, а также их смесей неизвестной концентрации.

2. В тепловой колонне реактора облучают указанные растворы с детекторами из лексана потоком тепловых нейтронов при соответствующих режимах, т. е. осуществляют регистрацию осколков деления.

3. Трековые детекторы травят в водном растворе щелочи NaOH при 60^o C в течение 90 мин.

4.Визуально с помощью микроскопа подсчитывают плотность треков от альфа-частиц и осколков раздельно.

5. Составляют шесть уравнений, в которые вводят полученные числовые данные о плотности треков и значения концентраций по калибровочным кривым, что позволяет в результате преобразований получить систему из двух уравней с двумя неизвестными. Их решение дает возможность определить концентрацию плутония и урана в исследуемой жидкости.

Недостатком способа является его трудоемкость при облучении и обработке данных, возникают радиационная опасность и экономически нецелесообразные затраты при использовании реактора.

Технической задачей изобретения является устранение указанных недостатков.

Сущность способа определения содержания компонентов в смеси альфа-радиоактивных нуклидов в средах заключается в том, что детектор из трекочувствительного материала экспонируют альфа-частицами исследуемой смеси нуклидов, например смеси U-235 и Pu-239, проявляют треки на детекторе посредством химического травления в несколько заданных по времени травления этапов, число которых определяют по количеству компонентов смеси радиоактивных нуклидов, излучающих альфа-частицы с различной энергией. После каждого травления подсчитывают плотность треков, при альфа-активность отдельных компонентов смеси характеризуют количеством треков, вновь появляющихся после очередного этапа травления детектора. Сравнивая полученные плотности треков с предварительно измеренными градуировочными кривыми в виде зависимости альфа-активности эталона от плотности треков на детекторе для соответствующих нуклидов, например для урана-235 и плутония-239, или учитывая ранее известную эффективность регистрации альфа-частиц детектором, определяют содержание нуклидов в исследуемой смеси.2 Возможность разделения альфа-активности урана и плутония с помощью травления пленки в два этапа обусловлена тем, что каждому альфа-радиоактивному нуклиду присуща своя энергия альфа-частиц [6] Так, например, энергия альфа-частиц изотопа урана-238 составляет 4.20 МэВ, а для изотопа плутония-239 она равна 5.15 МэВ. Следовательно, и глубина проникновения, т. е. пробеги альфа-частиц в материале пленки различны. Учитывая, что основная потеря энергии альфа-частиц в веществе происходит в конце их пробега (на последних 14% длины трека) согласно кривой Брэгга, то для проявления микродефектов от альфа-частиц урана и плутония требуется различное время травления пленки.

Пример. Предложенный метод определения содержания компонентов в смеси урана-235 и плутония-239 был опробован в лабораторных условиях.

а) Использовали в качестве детектора альфа-частиц основу рентгеновской пленки марки РФ-3 толщиной 0,12 мм. Нитроцеллюлозу облучали альфа-частицами от тонких слоев изотопа урана-235 (примерно 2,5 мг/см²) и изотопа плутония-239 (примерно 0,04 мг/см²) при плотном их контакте с нитроцеллюлозой. Время экспозиции для изотопа урана-235 составляло 1,5 мин, изотопа плутония-239 -3-5 с. Облучение нитроцеллюлозы проводили таким образом, чтобы на нитроцеллюлозы были три характерные области:
облучение только альфа-частицами изотопа урана-235;
облучение только альфа-частицами изотопа плутония-239;
суммарное облучение альфа-частицами двух изотопов U-235 и Pu-239 путем их последовательного наложения на одну и ту же площадь нитроцеллюлозы.

Наличие таких облученных микрополей позволило четко и достоверно контролировать появление, рост и количество треков в зависимости от времени травления и энергии альфа-частиц,
Травление облученной нитроцеллюлозы осуществляли в два этапа. На первом этапе протравили нитроцеллюлозу в растворе щелочи NaOH 30% концентрации по весу при 60^oC в течение 20 мин. Затем просматривали ее на микроскопе марки ПМТ-3 при увеличении 360^x (диаметр микрополя 0,46 мм, площадь 0,166 мм²).

После первого этапа травления проявились треки только от изотопа урана-235. Диаметр приблизительно (4-5) мкм. Средняя плотность треков от урана-235 для одного микрополя была подсчитана как средняя из 20 величин и составляла за вычетом фона (132±12) треков. Число фоновых треков подсчитаны на поверхности нитроцеллюлозы, которая не подвергалась воздействию альфа-частиц.

Второй этап травления нитроцеллюлозы проводили при ранее указанных условиях, но длительность ее составляла 30 мин. В результате были протравлены треки от альфа-частиц изотопа плутония-239. Диаметр их составлял приблизительно (7-8) мкм, в то время как диаметр треков от альфа-частиц изотопа урана-235 достиг размеров приблизительно (13-14) мкм. После подсчета плотности трека на площади, облученной только альфа-частицами изотопа плутония-239, получена средняя величина за вычетом фона, равная (197±14) треков/микрополе. В то же время плотность треков на площади, облученной одновременно альфа-частицами изотопов урана и плутония за вычетом фона, составляет (375±19) треков/микрополе.

Таким образом, в пределах экспериментальных ошибок имеем, что суммарное количество треков от этих нуклидов равно сумме слагаемых, полученных для каждого нуклида в отдельности. Это подтверждает возможность четкого разделения альфа-активности от разных нуклидов по времени травления нитроцеллюлозы. Далее, зная эффективность регистрации альфа-частиц с определенной энергией при данной геометрии облучения и данном режиме травления, можно перейти к абсолютной активности А исследуемого образца по форме A=N/ε N экспериментальная плотность треков/см², e эффективность регистрации, в данном случае e=0,8.
Следует отметить, что эксперименты по разделению альфа-активности от разных нуклидов были проведены на нескольких типах нитроцеллюлозы: РФ-3, РФ-5 и CZ (низкофоновая). Для всех типов нитроцеллюлозы четко наблюдается эффект разделения компонентов урана и плутония в смеси. Но для каждого вида материала необходимо подбирать свои характерные режимы химической обработки на разных этапах травления.

б) Предложенный способ определения содержания компонентов в смеси урана и плутония был опробован также на реальном образце (почва из района, подвергнувшегося загрязнению радиоактивными выбросами в результате аварии на Чернобыльской АЭС). Нитроцеллюлозу марки РФ-3 экспонировали в плотном контакте с почвой в течение 20 суток. Затем ее протравливали в два этапа. После первого этапа травления в течение 20 мин не были обнаружены какие-либо следы от альфа-частиц урана. После второго этапа травления в течение 30 мин появились треки от альфа-частиц в виде редких групповых скоплений треков "звезд", которые указывают на загрязнение почвы плутонием. По их количеству, сравнивая с калибровочной кривой, представляющей зависимости поверхностной альфа-активности от плотности треков, определяют степень загрязнения почвы.

По сравнению с прототипом изобретение обладает новизной, заключающейся в способности раздельного определения активности нуклидов в среде. Отсюда можно сделать вывод о наличии изобретательского уровня. Примеры использования показывают промышленную применимость изобретения.

Сущность изобретения: трекочувствительный к альфа-частицам материал, но не регистрирующий бета и гамма-излучения экспонируют альфа-частицами исследуемой смеси нуклидов, например смеси U-235 и Рц-239. Затем осуществляют проявление пленки путем химического травления в несколько этапов, число которых зависит от количества компонентов смеси, излучающих альфа-частицы с различной энергией. После каждого проявления подсчитывают плотность треков на пленке, при этом каждая из компонентов радиоактивной смеси характеризуется количеством треков, вновь появляющихся после очередного этапа проявления пленки. Сравнивая полученные плотности треков с предварительно измеренными градуированными кривыми для соответствующих нуклидов, например для урана-235 и плутония-239, или учитывая ранее известную эффективность регистрации альфа-частиц пленкой, судят о содержании нуклидов в исследуемой смеси.

Способ определения содержания компонентов смеси альфа-радиоактивных нуклидов в средах, включающий экспонирование детектора из трекочувствительного материала, проявление треков на детекторе посредством химического травления и подсчет плотности треков, отличающийся тем, что детектор проявляют в несколько заданных по времени травления этапов, число которых определяют по количеству компонентов смеси альфа-радиоактивных нуклидов, излучающих альфа-частицы с различной энергией, при этом время травления на каждом этапе выбирают равным времени, необходимому для проявления треков альфа-частиц каждого из определяемых нуклидов, полученных при экспонировании детектора, выполняемого из того же материала, что и детектор, экспонируемый альфа-излучением смеси нуклидов, причем травление детекторов проводят при идентичных условиях, подсчитывают плотность треков на детекторе после каждого проявления, альфа-активность отдельных компонентов смеси характеризуют количеством треков, вновь появляющихся после очередного этапа проявления детектора, определяют содержание нуклидов в исследуемой среде путем сравнения плотности треков с предварительно измеренными градуировочными кривыми для соответствующих нуклидов или путем учета ранее известной эффективности регистрации альфа-частиц трековым детектором.