УСТРОЙСТВО РЕГИСТРАЦИИ НАВЕДЕННОЙ АКТИВНОСТИ Российский патент 2000 года по МПК G01N23/221 G01T1/202 G01T3/00 

Изобретение относится к области ядерно-физических методов анализа элементарного состава, а именно к инструментальному активационному анализу, и может быть использовано, например, при массовом анализе геологических материалов на содержание делящихся элементов.

Известны устройства регистрации запаздывающих нейтронов деления [1], конструктивно выполненные в виде цилиндрического замедлительного блока, по центральной оси которого вмонтирован терминал пневмотранспортной системы с узлом фиксации транспортного контейнера с активированной пробой исследуемого материала, окруженный свинцовым экраном, и радиально расположенными вокруг счетчиками медленных нейтронов.

Определение концентраций делящихся веществ с помощью подобных устройств производится путем измерения активности запаздывающих нейтронов проб исследуемого материала, предварительно облученных в потоке нейтронов. Число зарегистрированных запаздывающих нейтронов пропорционально концентрации делящихся элементов в анализируемых пробах.

Аналогом предлагаемого изобретения может служить устройство, описанное в работе [2]. Оно выполнено в двух вариантах. Первый предназначен для анализа на содержание делящихся элементов проб водных растворов и имеет полиэтиленовый цилиндрический замедлитель с вставленными в него в два концентрических кольца вокруг экранированного свинцовым экраном фиксатора пневмотранспортного канала двадцатью нейтронными счетчиками с ³He-наполнением. Второй - для анализа геологических проб, и отличается от первого числом ³He-счетчиков (12) и несколько большей толщиной свинцового экрана.

Недостатками этих устройств при использовании для определения содержания делящихся элементов по регистрации запаздывающих нейтронов являются:
- существенная потеря полезной информации и связанные с этим снижение чувствительности и производительности анализа;
- значительная γ-активность исследуемой пробы и, следовательно, необходимость дополнительных мер безопасности при проектировании физической и биологической защиты;
- недостаточная правильность анализа при определении малых концентраций делящихся элементов.

Перечисленные недостатки обусловлены необходимостью выдержки пробы после облучения в реакторе (обычно в течение 20 с) для устранения мешающего вклада запаздывающих нейтронов радионуклида ¹⁷N, образующегося по реакции ¹⁷O(n, p)¹⁷N и имеющего период полураспада 4,15 с. Таким образом, регистрируются в основном запаздывающие нейтроны групп, которым соответствуют периоды полураспада порядка 22 с и около 1 мин, которые являются не самыми представительными из шести групп, описывающих динамику активности запаздывающих нейтронов делящихся элементов. (Каждая группа имеет свой выход запаздывающих нейтронов: наибольшие выходы имеют группы с периодами полураспада от 2 до 22 с). Следовательно, при выдержке в 20 с после облучения пробы в реакторе будут регистрироваться запаздывающие нейтроны группы с периодом около 1 мин и частично группы с периодом полураспада около 22 с, а основная часть аналитической информации теряется. Для частичного восполнения этих потерь увеличивают длительность облучения пробы в реакторе до 60 с (иногда и более), что, однако, мало компенсирует снижение чувствительности анализа, но значительно удлиняет процедуру анализа. Кроме того, длительное облучение приводит к значительной γ-активности пробы, в основном обусловленной (для геологических образцов) γ-излучением радионуклида ²⁸Al:²⁷Al(n,γ)²⁸Al, σ = 232 мбарн, T = 2,3 мин E_γ = 1,78 МэВ. Отсюда необходимость увеличения толщины физической защиты - свинцового экрана вокруг позиции измерения с исследуемой пробой и дополнительной биологической защиты. Вдобавок, выдержка пробы в течение 20 с после облучения не полностью устраняет вклад запаздывающих нейтронов ¹⁷N, что может сказаться на правильности определения малых концентраций делящихся элементов.

Наиболее близким техническим решением, в котором устранены недостатки аналога, является регистрирующее устройство для исследования материалов нейтронным облучением, описанное в работе [3].

Устройство содержит источник нейтронов, детекторы нейтронов и γ-излучения, замедлитель, защитные экраны и транспортную ленту для подачи исследуемого материала. При этом замедлитель использован для термализации нейтронов источника расположен между источником и исследуемым материалом, защитные экраны предназначены для защиты детекторов от прямого нейтронного сопутствующего γ-излучения источника нейтронов. Детектор нейтронов регистрирует нейтроны, рассеянные на ядрах водорода, содержащихся в исследуемом материале, детектор γ-излучения γ-активность исследуемого материала, наведенную термализованными нейтронами источника.

Подобное устройство позволяет проводить анализ на содержание, например, урана следующим образом: облучают в потоке нейтронов пробу с известным содержанием кислорода, не содержащую делящихся элементов, измеряют одновременно, без выдержки, количества импульсов N_nk и N_γк соответственно от запаздывающих нейтронов ¹⁷N и γ-квантов ¹⁶N, образующихся по реакциям ¹⁷O(n,p)¹⁷N и ¹⁶O(n, p)¹⁶N и ¹⁸O(n,t)¹⁶N, соответственно, и определяют поправочный коэффициент

затем в том же потоке нейтронов облучают кислородсодержащую пробу с известным содержанием урана m_y, измеряют одновременно и без выдержки количества импульсов N_ny и N_γу соответственно от запаздывающих нейтронов урана и ¹⁷N и γ-квантов ¹⁶N и определяют калибровочный коэффициент

после чего в том же потоке нейтронов облучают исследуемую пробу с известной массой M, измеряют одновременно и без выдержки N_n и N_γ соответственно количества импульсов от запаздывающих нейтронов урана и ¹⁷N и γ-квантов ¹⁶N и концентрацию урана определяют как

Оптимальный режим анализа при этом - по 20 с на облучение и измерение, время выдержки - время транспортирования пробы с позиции облучения на позицию измерения, определяемое техническими возможностями пневмотранспортной системы.

Недостатками этого устройства являются малая эффективность регистрации нейтронов и γ-квантов из-за неоптимизированной геометрии размещения детекторов нейтронов и γ-излучения, отсутствие конкретной позиции измерения для исследуемых проб.

Технический результат, который может быть получен при осуществлении данного изобретения, заключается в повышении эффективности регистрации нейтронов и избирательности при детектировании γ-излучения. Указанный технический результат достигается за счет того, что устройство регистрации наведенной активности представляет собой замедлительный блок, содержащий детекторы нейтронов и γ-излучения и концевую часть трубопровода пневмотранспортной системы с фиксатором транспортного контейнера для исследуемых и эталонных проб, отличающееся тем, что для повышения эффективности регистрации нейтронов и избирательности при детектировании γ-излучения используются соответственно счетчики медленных нейтронов с BF₃- или ³He-наполнением и сцинтилляционный детектор γ- -излучения на основе кристалла большого объема, при этом счетчики нейтронов располагаются вокруг защитного экрана из материала с большим Z (висмут, свинец, вольфрам и др.), окружающего концевую часть трубопровода, детектор γ-излучения располагается под концевой частью трубопровода соосно с центральной осью замедлительного блока таким образом, чтобы не нарушались условия замедления запаздывающих нейтронов деления, и для снижения нагрузки на спектрометрический тракт экранируется от интенсивности γ-излучения исследуемой пробы защитным экраном из материала с большим Z и от фона замедлившихся нейтронов листовым кадмием.

Указанная совокупность существенных признаков необходима и достаточна для достижения указанного технического результата, полученного при использовании изобретения.

Предлагаемое устройство (см. чертеж) - замедлительный блок 1, вставленный в физическую защиту из полиэтиленового борированного воска (между защитой и блоком проложен листовой кадмий толщиной 1 мм), по центральной оси блока проходит концевая часть 2 трубопровода пневмотранспортной системы с узлом фиксации 3 транспортного контейнера (позиция измерения), окруженная, при использовании счетчиков СНМ-18 (³He-наполнение), висмутовым экраном 4 толщиной 35 и высотой 170 мм, обеспечивающим защиту счетчиков от интенсивного фона γ-излучения облученной в реакторе пробы. (Как известно [4], счетчики с ³He-наполнением чувствительны к γ-излучению и при мощностях экспозиционной дозы более 5 Р/ч непредсказуемо изменяют свои характеристики, что приводит к искажению аналитической информации). Позиция измерения с висмутовым экраном, в свою очередь, окружена двойным кольцом счетчиков 5 по 10 штук в каждом кольце, располагающихся параллельно центральной оси замедлительного блока на расстояниях, оптимальных для замедления и регистрации запаздывающих нейтронов. Такое устройство обеспечивает эффективность регистрации нейтронов около 30%. Сцинтилляционный блок детектирования γ-излучения 6 на основе кристалла NaI (Tl) 100 x 100 мм 7 располагается под позицией измерения на расстоянии 180 мм от нижнего торца концевой части трубопровода так, что он практически не влияет на условия замедления и регистрации нейтронов и, в то же время, обеспечивает необходимую эффективность регистрации γ-квантов радионуклида ¹⁶N. Сцинтиблок окружен свинцовой защитой. Рабочая торцовая поверхность сцинтилляционного кристалла для снижения нагрузки на фотоумножитель и γ-спектрометрический тракт экранирована слоем свинца 8 толщиной 10 мм.

Заявляемое устройство было апробировано на установке активационного анализа "АНИС", смонтированной на исследовательском ядерном реакторе ИРТ-Т в г. Томске.

В состав установки входят: пневмотранспортная система на основе элементов АРС-28Е, устройство управления и регистрации, заявленное устройство - блок регистрации запаздывающих нейтронов и γ-квантов (БРЗНГ), содержащее 20 счетчиков СНМ-11 и сцинтиблок с кристаллом NaI(T1) 100 x 100 мм, соединенный со спектрометрическим трактом, работающим в счетном режиме. Для проверки предлагаемого устройства использовались пробы, содержащие 10^-4% урана и 40 - 45% кислорода. После взвешивания пробы были помещены в полиэтиленовые транспортные контейнеры. Данные для вычисления поправочного и калибровочного коэффициентов с использованием эталонных проб, аналитическая информация о содержании урана в исследуемых пробах были получены при следующем временном режиме анализа: время облучения в реакторе - 20 с, время транспортирования в БРЗНГ - 4 с, время измерения - 20 с. Чувствительность определения составила 630 имп/мг урана, погрешность при этом не превысила 3%.

Использование прототипа при анализе на содержание делящихся элементов по регистрации запаздывающих нейтронов деления с поправкой на содержание кислорода имеет определенные трудности: концевую часть трубопровода пневмотранспортного устройства с узлом фиксации проб необходимо разместить в месте расположения источника нейтронов либо в месте локализации исследуемого материала. В обоих случаях условия регистрации нейтронов и γ-излучения не являются оптимальными и, следовательно, не обеспечивают необходимой эффективности регистрации. Это связано с невозможностью реализовать термализацию запаздывающих нейтронов, излучаемых исследуемой пробой из-за геометрии размещения замедлителя и защитного экрана. Что касается регистрации γ-излучения, то в первом случае относительное расположение исследуемой пробы, защитного экрана и γ-детектора не соответствует поставленной задаче, во втором - не обеспечивается защита γ-детектора от интенсивного γ-излучения облученной в реакторе пробы вне регистрируемой области энергий γ-излучения.

Итак, использование заявляемого устройства регистрации наведенной активности для анализа на содержание делящихся элементов позволяет существенно повысить чувствительность определения по сравнению с прототипом.

Таким образом, приведенные признаки заявляемого устройства в своем конструктивно-функциональном единстве позволяют обеспечить указанный технический эффект.

Анализ патентной и научно-технической литературы, содержащей описания технических решений в рассматриваемой и смежной областях техники, позволяют сделать вывод, что предложенное техническое решение является новым и для специалистов явным образом не следует из уровня техники, имеет изобретательский уровень, промышленно осуществимо и применимо в указанной области, т.е. соответствует критериям изобретения.

Список литературы
1. S. Amiel Analytical Application of Delayed Neutron Emission on Fissionable Materials, Anal. Chem. 1962. V. 34. P. 1983 - 1962.

2. S.J. Balestrini, J.P. Balagna and H.O. Menlove The Specialized Delayed Nautron Detector Designs for Assays of Fissionable Elements in Water and Sediment Samples Nucl. Instr. Methods. 1976. V. 136. P. 521 - 526.

3. JP 56-37502. 01.09.81. G 01 N 23/221 (сб. TOKKE KOXO).

4. Бовин В. П. и др. Влияние дестабилизирующих факторов на определение концентрации борной кислоты. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Радиационная техника. Вып. 19. Москва. Атомиздат. 1980. С. 149 - 152.

Использование: в ядерно-физических методах анализа элементного состава, а именно в инструментальном активационном анализе. Сущность: устройство регистрации наведенной активности включает в себя замедлительный блок, содержащий детекторы нейтронов и γ-излучения и концевую часть трубопровода пневмотранспортной системы с фиксатором транспортного контейнера для проб. Технический результат - повышение эффективности регистрации нейтронов и избирательности при детектировании γ-излучения. 1 ил.

Устройство регистрации наведенной активности, содержащее детекторы нейтронов и γ-излучения, замедлительный блок и защитные экраны, отличающееся тем, что замедлительный блок содержит детекторы нейтронов и γ-излучения и концевую часть трубопровода пневмотранспортной системы с фиксатором транспортного контейнера для исследуемых и эталонных проб, концевая часть трубопровода пневмотранспортной системы окружена защитным экраном, детекторы нейтронов расположены вокруг защитного экрана, а детектор γ-излучения размещен под концевой частью трубопровода пневмотранспортной системы соосно с центральной осью замедлительного блока и защищен от фона нейтронов и γ-излучения защитными экранами.