Способ определения удельной активности радионуклидов Pu в твердых пробах и растительности Российский патент 2025 года по МПК G01T1/00 

Область техники, к которой относится изобретение

Изобретение относится к методам определения активности радионуклидов трансурановых элементов техногенного происхождения в различных типах проб.

Одним из основных источников загрязнения окружающей среды искусственными радионуклидами являются атмосферные выпадения после проведения наземных и подземных ядерных взрывов, аварий на электростанциях с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ), выбросы радиоактивности в процессе работы ЯЭУ разного назначения (промышленные, энергетические, транспортные, исследовательские) и др.

Как правило, оценка загрязнения окружающей среды производится по ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr, однако наличие в чернобыльском выбросе значительного количества изотопов Pu, в частности ²⁴¹Pu, приводит к накоплению дочернего ²⁴¹Am, являющегося не только альфа-, но и гамма-излучателем. Кроме того, ^238,239+240Pu по СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)» являются изотопами с особо высокой радиотоксичностью, в то время как ⁹⁰Sr относится к группе высокотоксичных изотопов, a ¹³⁷Cs - среднетоксичных. Поэтому количественное определение радионуклидов Pu в образцах окружающей среды имеет особое значение. В данной работе предложен способ одновременного определения бета- излучающих нуклидов ²⁴¹Pu на фоне альфа-излучающих нуклидов ^238,239+240Pu в твердых пробах окружающей среды и растительности.

Техническая проблема, на решение которой направлено изобретение.

В настоящее время наиболее актуальна разработка эффективных схем определения активности радионуклидов техногенного происхождения в пробах, различных как по минеральному и радионуклидному составу, так и по уровню активности. При этом для повышения точности радионуклидных исследований необходимо применение высокочувствительных методов исследования. С одной стороны, эта задача решается применением селективных методов извлечения радионуклидов с высоким химическим выходом, снижающим потери активности при дальнейшем ее измерении. С другой стороны, необходимым условием повышения чувствительности является применение современной измерительной техники в сочетании с программным обеспечением, позволяющим расшифровывать сложные спектры для предварительной оценки состава радиоактивного загрязнения и оценки качества разделения радионуклидов.

Решение этой комплексной задачи позволяет получать оперативную информацию о наличии радиоактивного загрязнения проб окружающей среды, в частности твердых проб и растительности, радионуклидами Pu.

Аналог

Широко известен способ определения радионуклидов Pu в почве с помощью альфа-спектрометрии [1]. Метод основан на кислотном вскрытии отобранных проб почвы на этапе радиохимической пробоподготовки, причем низкая концентрация Pu в почве требует анализировать большие навески (сотни граммов), что значительно осложняет перевод радионуклидов в растворимое состояние. Кроме того, большой объем образующегося раствора предусматривает дополнительную стадию концентрирования радионуклидов на фосфате железа с дальнейшим выделением радионуклидов Pu методом ионообменной хроматографии с использованием анионита ВП-1АП.

Активность выделенных радионуклидов Pu проводят на альфа-спектрометре, предварительно приготавливая счетный образец методом электрохимического нанесения, что является достаточно трудоемким процессом. Также стоит учитывать, что эффективность регистрации на альфа-спектрометре не превышает 40%.

Прототип

Наиболее близким к заявляемому способу техническим решением того же назначения и в качестве прототипа является «Способ идентификации альфа-излучающих радионуклидов в пробах с использованием жидкостного сцинтилляционного счетчика», включая твердые пробы [2]. По данному способу производится отбор пробы массой 1 кг, после чего применяют метод пробоподготовки, основанный на кислотном разложении навески твердой пробы (3-5 г) с помощью концентрированных азотной кислоты и перекиси водорода. Затем проводят выделение альфа-излучающих нуклидов методами ионного обмена, экстракцией и т.д. В качестве метки используют ²⁴⁴Pu, ²⁴³Cm, ²⁴⁴Cm и др. Измерение альфа- излучения проводят на жидко сцинтилляционном спектрометре.

Подобный способ имеет ряд следующих ограничений:

- способ не предусматривает определение активности ²⁴¹Pu наряду с ^238,239+240Pu;

- кислотное вскрытие пробы грунта, содержащего песок (силикаты), не обеспечивает полного растворения пробы с помощью концентрированных азотной кислоты и перекиси водорода, что актуально при анализе высокоактивных частиц, требующих полного растворения;

- растворение навески 3-5 г при сложном минеральном составе, включающем силикаты, является трудоемкой задачей, которую можно решить, уменьшив навеску (при достаточном уровне чувствительности метода);

- при неизвестном содержании альфа-излучающих нуклидов в пробе невозможно оценить необходимое количество вносимой радиоактивной метки Pu, которое должно быть соизмеримо с активностью ^{238,239+240,241}Pu в анализируемой пробе.

Таким образом, рассмотренный способ имеет ограничения по радионуклидному составу, по эффективности растворения проб со сложным минеральным составом, по точности оценки потерь радионуклидов в ходе радиохимической пробоподготовки.

Предлагаемое изобретение позволяет повысить качество радионуклидных исследований твердых проб и растительности.

Технический результат изобретения

Техническим результатом предлагаемого способа является повышение эффективности радионуклидных исследований по следующим направлениям:

- одновременное определение активности альфа- (^238,239+240Pu) и бета- (²⁴¹Pu) излучающих нуклидов на одном приборе;

- включение фтористоводородной кислоты (HF) в состав растворяющей смеси позволяет повысить эффективность перевода анализируемого Pu в растворимое состояние;

- проведение предварительной идентификации радионуклидов в смеси с помощью программного обеспечения SpectraDec (Мос НПО «Радон») позволяет оценить количество вносимой радиоактивной метки Pu, необходимой для оценки потерь ^{238,239+240,241}Pu в ходе радиохимической пробоподготовки [2, 3];

- идентификация радионуклидов в спектре с помощью программного обеспечения SpectraDec (Мос НПО «Радон») позволяет контролировать качество разделения радионуклидов;

- учет потерь исходного раствора анализируемой пробы при отборе аликвоты на этапе предварительного определения активности радионуклидов Pu позволяет более точно выполнить итоговый расчет активности указанных радионуклидов.

Способ достижения технического результата

Указанный результат достигается тем, что определение активности радионуклидов Pu в отобранных твердых пробах почвы, грунта, донных отложений и растительности проводят в следующей последовательности операций: пробу высушивают, измельчают и квартуют, отбирают навеску 1-2 г, растворяют ее в смеси фтористоводородной и 7,5 Н кислот при нагревании, разделяют твердую и жидкую фазы декантацией при наличии осадка, отбирают 1-2 мл раствора и определяют ориентировочную активность радионуклидов ^{238,239+240,241}Pu для количественной оценки радиоактивной метки ²⁴²Pu, вносят ее в раствор, который выпаривают досуха, сухой остаток растворяют в 7,5 Н азотной кислоте, выпаривают до влажных солей, обрабатывают щавелевой кислотой для окончательного удаления фторидов, вносят нитрит натрия для смены валентности Pu, фильтруют полученный раствор через хроматографическую колонку, заполненную ионообменной смолой АВ-17 в NO^3- форме, промывают последовательно 7,5 Н азотной кислотой и 9Н соляной кислотой для удаления примесей, элюируют Pu 0,2 Н соляной кислотой, элюат упаривают досуха и прокаливают на электроплитке, сухой остаток растворяют в 7,5 Н азотной кислоте в присутствии гидроперита, выпаривают и растворяют в 0,2 Н азотной кислоте, после охлаждения приготавливают счетный образец смешением со сцинтилляционным коктейлем, далее проводят измерение на жидкосцинтилляционном бета-, альфа-радиометре.

Активность выделенных радионуклидов ^{238,239+240,241}Pu проводят с учетом потерь исходного раствора анализируемой пробы за счет отбора аликвоты:

,

где: Р^* - скорректированный вес пробы, г;

Р_исх - исходный вес пробы, г;

V_иcx - исходный объем растворенной пробы, мл;

V_aл - объем аликвоты, мл.

Удельную активность радионуклидов ²⁴¹Pu определяют по выражению:

,

где: - удельная β-активность ²⁴¹Pu пробе, Бк/г;

- составляющие скорости счета β-излучения источника, обусловленные ²⁴¹Pu, имп/с;

Э_β - значение эффективности регистрации бета-излучения, (имп/с)/Бк, (из свидетельства о поверке на прибор, для ²⁴¹PuЭ_β ~33%);

K_хв - коэффициент химического выхода Pu, отн.ед. (данные протокола радиохимической пробоподготовки);

Р^* - скорректированный вес пробы, г.

Удельную активность радионуклидов ²³⁸Pu и ^239+240Pu определяют по выражению:

,

где: - удельная α-активность ²³⁸Pu и ^239+240Pu в пробе соответственно, Бк/г;

- составляющие скорости счета α-излучения источника, обусловленные ²³⁸Pu и ^239+240Pu в соответствующих энергетических диапазонах, имп/с;

Э_α - значение эффективности регистрации α-излучения, (имп/с)/Бк,

(из свидетельства о поверке на прибор, для ²³⁸Pu и ^239+240Pu Э_α ~100%);

K_хв - коэффициент химического выхода Pu, отн.ед. (данные протокола радиохимической пробоподготовки);

Р^* - скорректированный вес пробы, г,

Коэффициент химического выхода для радионуклидов Pu определяют по выражению:

где: КХВ_Рu - коэффициент химического выхода Pu, отн.ед;

- измеренная активность внесенной метки ²⁴²Pu, Бк;

- удельная активность внесенной метки ²⁴²Pu, Бк/мл;

V - объем внесенной метки, мл.

Сущность изобретения

Способ осуществляют следующим образом.

1 Отбор и подготовка проб к измерению.

Анализ радионуклидного состава и количественной оценки радиоактивного загрязнения твердых проб и растительности радионуклидами ^{238,239+240,241}Pu проводят для грунта, почвы, донных отложений и растительности.

1.1 Отбор проб

Твердые пробы грунта, почвы отбирают в контрольных точках с помощью соответствующих пробоотборников (дисков, трафаретов) или с помощью подручных средств размером ~ 10×10 см необходимой толщины (в зависимости от задачи исследований и уровня активности), предварительно удалив травяной покров. Пробу очищают от мешающей корневой системы и камней, упаковывают в полиэтиленовый пакет с соответствующей маркировкой о месте и дате отбора, массе и мощности экспозиционной дозы (МЭД) в точке отбора, измеренной с помощью дозиметра - радиометра ДКС-96 со съемными блоками. Пробы доставляют в лабораторию.

Пробы донных отложений отбирают с помощью грунтовых трубок для илистых грунтов, обеспечивающих возможность определения радиоактивного загрязнения в отобранной пробе по толщине. Для песчаных и песчано-каменистых грунтов используют дночерпатели или драги, которые хорошо отбирают поверхностный слой донных отложений, но не исключают перемешивание слоев грунта и получение усредненных данных о характере его загрязнения.

Пробы растительности для травянистых участков отбирают с площади от 30 см² в зависимости от густоты травянистого покрова и уровня МЭД в точке отбора. Пробы древесной растительности отбирают в виде листвы в нижней части кроны, спилов или молодых побегов. Отобранные пробы упаковывают в полиэтиленовый пакет с соответствующей маркировкой о месте и дате отбора, массе и мощности экспозиционной дозы (МЭД) в точке отбора, измеренной с помощью дозиметра-радиометра ДКС-96 со съемными блоками. Пробы доставляют в лабораторию.

1.2 Радиохимическая подготовка проб к измерению с помощью жидкосцинтилляционного радиометра

Способ осуществляют в соответствии с блок-схемой на фиг. 1 следующим образом.

1.2.1 Предварительная подготовка твердых проб и растительности [4].

Отобранную твердую пробу (почвы, грунта, донных отложений) или пробу растительности высушивают в течение 4-6 часов, в зависимости от массы и состояния пробы, при температуре ~70°С в сушильном шкафу. В зависимости от типа и твердости анализируемой пробы ее либо измельчают в фарфоровой ступке, либо дробят с помощью шаровой мельницы, либо сразу просеивают с помощью набора сит. Мелкую фракцию (≤0,5 мм) квартуют и отбирают навеску 1-2 г, достаточную для анализа с применением селективных (ионообменных) радиохимических методов выделения радионуклидов (химический выход >90%) и высокочувствительных средств измерений (минимальная измеряемая активность для жидкосцинтилляционного бета-, альфа-радиометра TRI-CARB 2750 TR/LL - 10^-2 Бк/счетный образец с эффективностью регистрации для анализируемых радионуклидов ~100%) [5, 6]. Пробу измельчают, растирают порционно в фарфоровой ступе, помещают в фарфоровый тигель, содержимое тщательно перемешивают и помещают в муфельную печь для озоления при температуре 600-700°C в течение 1 часа.

Озоленную пробу переносят во фторопластовую чашку и заливают смесью минеральных кислот: концентрированной HF и 7,5н HNO₃ в соотношении 3:1 из расчета 10 мл HF /5 мл HNO₃ /1 г пробы. Содержимое чашки перемешивают и нагревают в течение 30 мин на электроплитке.

Чашку охлаждают, не снимая покровной крышки, после чего осторожно декантируют раствор в другую взвешенную фторопластовую чашку.

В первую чашку снова добавляют такую же смесь кислот, перемешивают содержимое, нагревают ~30 мин на электроплитке, охлаждают и декантируют раствор во вторую чашку. Определяют объем декантата во второй чашке.

Отбирают аликвоту раствора весом 1-2 мл для приготовления счетного образца с целью предварительного определения активности радионуклидов Pu.

Для этого отобранную аликвоту смешивают со сцинтилляционным коктейлем Ultima Gold, переносят в измерительный флакон и проводят измерение скорости счета на жидкосцинтилляционном бета-, альфа-радиометре типа TRI-CARB. С помощью программного обеспечения SpectraDec (Мос НПО «Радон») [2, 7] ориентировочно определяют радионуклидный состав и количественное соотношение активности радионуклидов ^{238,239+240,241}Pu на фоне мешающих радионуклидов и минеральных солей. Исходя из полученных данных рассчитывают количество радиоактивной метки ²⁴²Pu, необходимой для внесения в раствор для оценки химического выхода Pu в ходе последующих радиохимических операций. Количество метки по активности должно быть соизмеримо с активностью определяемых радионуклидов ^{238,239+240,241}Pu и приближаться к наименьшей активности анализируемых радионуклидов, в противном случае сложно оценить химический выход радионуклидов по соотношению метки ²⁴²Pu и ^{238,239+240,241}Pu.

Вносят метку ²⁴²Pu в необходимом количестве.

Объединенный декантат выпаривают досуха при непрерывном перемешивании.

К сухому остатку добавляют 20 мл 7.5 н горячей HNO₃, обмывают внутренние стенки чашки и выпаривают содержимое чашки до влажных солей.

Для окончательной отгонки фторидов в чашку с пробой вносят 10 г Н₂С₂О₄, добавляют 5 мл дистиллированной воды и нагревают при перемешивании на электроплитке до испарения воды, затем возгоняют щавелевую кислоту из расплава.

Вносят в чашку с пробой 20 мл 7.5 Н HNO₃, накрывают чашку фторопластовой крышкой и нагревают в течение 20 мин. Затем аккуратно снимают крышку и выпаривают содержимое до влажных солей.

Чашку трижды обмывают раствором 7.5 н HNO₃, обмывные растворы переносят в приемную колбу на 100 мл, доводят объем до метки.

В полученный раствор вносят кристаллический нитрит натрия (NaNO₂) для перевода Pu(VI) в Pu(IV) из расчета 250 мг на 100 г раствора, выдерживают раствор в течение 30 мин на водяной бане, после чего кипятят под фторопластовой крышкой 3-5 мин до прекращения выделения бурых паров двуокиси азота.

1.2.2. Подготовка хроматографической колонки

В нижнюю часть колонки помещают тампон из стеклянной ваты.

Смолу АВ-17 (фракция 0,25-0,5 мм) предварительно заливают дистиллированной водой на 1-2 суток при периодической ее смене, обрабатывают 7,5 М азотной кислотой и выдерживают в течение 1 часа.

С помощью пипетки загружают анионит АВ-17 в NO3^- -форме в колонку диаметром 10 мм, пока высота в колонке не достигнет 200 мм, следя за тем, чтобы в слое смолы не было пузырьков воздуха.

После перенесения всей массы смолы в колонку верхнюю ее часть прикрывают тампоном из стеклянной ваты.

Промывают колонку 50 см³ 7,5н HNO₃ со скоростью 1 капля в секунду.

Колонку снизу закрывают колпачком-заглушкой, а сверху - химическим стаканчиком или стеклянной пробкой.

Требование к любым хроматографическим колонкам - во время хроматографического выделения необходимо, чтобы всегда над верхним слоем смолы АВ-17 в колонке находился достаточный слой жидкости 2-3 мл.

1.2.3. Ионообменное выделение радионуклидов Pu

Подготовленную пробу, охлажденную до комнатной температуры, пропускают через хроматографическую колонку с анионитом АВ-17 в NO3^- форме со скоростью 1 капля в секунду.

Промывают колонку 100 мл 7,5 н HNO₃ для удаления примесей, затем - 100 мл 9 н HCl с той же скоростью для очистки от радионуклидов тория.

Элюируют плутоний, пропуская через колонку 100 мл 0,4 М HCl. Полученный элюат упаривают досуха на электроплитке.

Сухой остаток прокаливают на электроплитке в течение 15 минут и растворяют. При этом в чашку наливают (5÷7) мл раствора 7,5 Н азотной кислоты и 3÷4 капли 30% раствора перекиси водорода. Раствор выдерживают на электроплитке под покровной крышкой до прекращения разложения перекиси водорода, а затем выпаривают.

Вносят в чашку (1,2±0,2) мл 0,2 моль/л азотной кислоты, покрывают покровной крышкой и выдерживают ее на электроплитке с асбестом. Снимают с электроплитки, охлаждают и приготавливают источник для α-спектрометрического измерения.

1.3 Приготовление источников для радиометрических измерений

Приготовление фоновых счетных образцов для измерения на жидкосцинтилляционном спектрометрическом бета-, альфа-радиометре типа TRI-CARD TR/LL.

Раствор 0,2 Н азотной кислоты в количестве (1,2±0,2) мл вносят в измерительный флакон. В этот же флакон вносят 15÷20 мл сцинтилляционного коктейля ULTIMA GOLD LLT, тщательно перемешивают встряхиванием и оставляют в темном месте на сутки до прекращения процесса люминесценции.

Приготовление счетных образцов для измерения на жидкосцинтилляционном спектрометрическом бета-, альфа-радиометре типа TRI-CARD TR/LL.

Раствор, содержащий выделенные радионуклиды Pu, количественно переносят в измерительный флакон, вносят 15÷20 мл сцинтилляционного коктейля ULTIMA GOLD LLT, предварительно обмывая стенки кварцевой чашки, тщательно перемешивают встряхиванием и оставляют на сутки до прекращения процесса люминесценции.

2 Проведение измерений

Определение активности радионуклидов ^{238,239+240,241}Pu в счетных образцах выполняют путем прямого измерения на жидкосцинтилляционном спектрометрическом бета-, альфа-радиометре типа TRI-CARB числа импульсов от счетного образца, приготовленного на этапе подготовки пробы, и последующей обработкой результатов измерений с учетом коэффициентов химического выхода при радиохимическом выделении радионуклидов Pu.

Выполнение измерений проводят в следующей последовательности (в соответствии со Справочным руководством для радиометра).

2.1 Проведение нормализации параметров системы

Нормализация параметров системы радиометра выполняется автоматически по образцовым источникам ³Н, ¹⁴С и Bg, объем и геометрия которых соответствуют объему и геометрии анализируемых счетных образцов. Проверка работоспособности осуществляется по фону, эффективности, тесту на чувствительность Е²/В и тесту хи-квадрат.

2.2 Определение протокола измерений

В протоколе измерений задаются следующие параметры:

- наименование;

- условия счета для измеряемых образцов (условия завершения счета, количество циклов измерений, энергетический диапазон измерения, необходимость в коррекции (по фону, периоду полураспада, люминесценции), указатель гашения);

- определение параметров, которые выводятся на печать, условия записи на диск и условия передачи полученных данных и т.д.

2.3 Выполнение измерений

После выбора необходимого протокола осуществляют загрузку фонового и счетного образцов в измерительную кассету. Протокольная вставка, которая помещается в кассету, используется для идентификации протокола и образца.

Устройство смены образцов Varisette^ТМ перемещает образцы в нужное положение и загружает их в детектор для измерения. После окончания измерения образцы автоматически выгружаются и загружаются следующие без вмешательства оператора.

По завершении счета для каждого счетного образца прибор распечатывает результаты измерений в соответствии с заданными условиями протокола.

3 Обработка результатов измерений

Определение активности анализируемых радионуклидов можно вести двумя способами:

- расчетный;

- программный (программное обеспечение расшифровки спектров SpectraDec разработки Мос НПО «Радон») [3].

3.1 Расчетный метод

По завершении измерений программное обеспечение радиометра определяет скорости счета импульсов n от счетных образцов с поправкой на фон, на период полураспада измеряемого радионуклида и относительное среднеквадратическое отклонение (СКО) скорости счета S_n.

Скорость счета для каждого из анализируемых радионуклидов Pu определяется в соответствующих окнах в зависимости от энергии излучения.

²³⁸Pu - 5500 кэВ (α)

^239+240Pu - 5155 (5168) кэВ (α)

²⁴¹Pu - 20 кэВ (β)

Для жидкосцинтилляционного спектрометрического бета-, альфа-радиометра типа TRI-CARB, имеющего режим разделения альфа/бета, в данном случае он не требуется, так как ²⁴¹Pu является мягким бета-излучателем и для измерения его активности обычно используется тритиевое окно.

Учитывая потери исходного раствора анализируемой пробы за счет отбора аликвоты для предварительного определения активности радионуклидов Рu, необходимо скорректировать исходный вес пробы:

где: Р^* - скорректированный вес пробы, г;

Р_исх - исходный вес пробы, г;

V_иcx - исходный объем растворенной пробы, мл;

V_ал - объем аликвоты, мл.

Таким образом, определение удельной активности радионуклидов ²⁴¹Pu выполняют по следующей формуле:

где: - удельная β-активность ²⁴¹Pu пробе, Бк/г;

- составляющие скорости счета β-излучения источника, обусловленные ²⁴¹Pu.

Э_β - значение эффективности регистрации бета-излучения, (имп/с)/Бк, (из свидетельства о поверке на прибор, для ²⁴¹Pu Э_β ~33%);

К_хв - коэффициент химического выхода Pu, отн.ед. (данные протокола радиохимической пробоподготовки);

Р^* - скорректированный вес пробы, г;

Определение удельной активности радионуклидов ²³⁸Pu и ^239+240Pu выполняют по следующей формуле:

где: - удельная α-активность ²³⁸Pu и ^239+240Pu пробе соответственно, Бк/г;

- составляющие скорости счета α-излучения источника, обусловленные ²³⁸Pu и ^239+240Pu в соответствующих энергетических диапазонах;

Э_α - значение эффективности регистрации α-излучения, (имп/с)/Бк, (из свидетельства о поверке на прибор, для Pu Э_α ~100%);

К_хв - коэффициент химического выхода Pu, отн.ед. (данные протокола радиохимической пробоподготовки);

Р^* - скорректированный вес пробы, г;

Коэффициент химического выхода для радионуклидов Pu определяется по формуле:

где: KXB_Pu - коэффициент химического выхода Pu, отн.ед;

- измеренная активность внесенной метки ²⁴²Pu, Бк;

- удельная активность внесенной метки ²⁴²Pu, Бк/мл;

V - объем внесенной метки, мл.

Оценку погрешности измерения удельной активности радионуклидов в счетном образце выполняют в соответствии с МИ 1552 "Измерения прямые однократные. Оценивание погрешностей результатов измерений".

Программный метод

Определение активности анализируемых радионуклидов осуществляется с помощью программы расшифровки SpectraDec разработки Мос НПО «Радон» [7].

При измерении счетного образца анализируемых радионуклидов на жидкосцинтилляционном спектрометрическом альфа-, бета-радиометре типа TRI-CARB производится запись аппаратурного спектра и параметров измерения, сворачивание аппаратного спектра в группы, создание модельного спектра на основе библиотеки базовых спектров, минимизация отклонения модельного спектра от спектра пробы и определение содержания радионуклидов в пробе.

Наличие в библиотеке спектров анализируемых в данном способе радионуклидов ^{238,239+240,241}Pu в сочетании с другими бета-, альфа-излучающими нуклидами позволяет:

- оценить качество разделения радионуклидов в ходе радиохимической пробородготовки, отсутствие (или наличие) в счетных образцах примесей;

- определить удельную активность радионуклидов в пробе на основе учета в программе количества взятой на анализ пробы, полученных коэффициентов химического выхода радионуклидов, а также автоматически рассчитанных параметров тушения измеряемых счетных образцов.

Обоснование соответствия критерию охраноспособности «изобретательский уровень».

Предлагаемое техническое решение имеет изобретательский уровень, поскольку из опубликованных научных данных и известных технических решений явным образом не следует, что заявленный способ определения активности радионуклидов ^{238,239+240,241}Pu приводит к расширению анализируемых радионуклидов, повышению достоверности полученных результатов с использованием высокочувствительных средств измерений и контроля на основе современных программных методов идентификации радионуклидов в смеси.

Обоснование соответствия критерию охраноспособности «промышленная применимость».

Предлагаемое техническое решение промышленно применимо, так как для его реализации может быть использовано серийное измерительное оборудование (в т.ч. зарубежного производства) в комплексе с методическим обеспечением, разработанным и аттестованным в соответствии с поставленными задачами при проведении радиационного контроля.

Результаты экспериментальной проверки реализации способа.

Способ реализован в лабораторных условиях при проведении радиоэкологического мониторинга различных объектов окружающей среды.

Обоснование технико-экономической эффективности изобретения.

Предлагаемый способ позволяет расширить объем анализируемых радионуклидов, повысить чувствительность метода за счет 100%-ной эффективности измерений и контролировать качество химический очистки определяемых радионуклидов с помощью программных методов. Применение избирательных методов по выделению трансурановых элементов с последующим измерением их активности на высокочувствительных средствах измерений позволяет повысить точность и достоверность полученной информации по радиоактивному загрязнению альфа- излучающими нуклидами.

Список использованных источников

1. Н.С. Швыдко, Д.К. Попов Определение плутония в почве / Швыдко Н.С., Д.К. Попов / Ленинградский НИИ Радиационной гигиены Минздрава РСФСР. - М.: Радиохимия, 1986. - С. 47.

2. Патент на изобретение RU №2191409 С2 «Способ идентификации альфа-излучающих радионуклидов в пробах с использованием жидкостного сцинтилляционного счетчика» / Ермаков А.И., Каширин И.А., Малиновский С.В. и др., - М.: - 2000.

3. Патенты на изобретение RU №№2120646 и 2132074 С1 «Способ идентификации радионуклидов в пробах с использованием жидкостного сцинтилляционного счетчика», М., 1999.

4. Р. Бок, В.А. Трофимова Методы разложения в аналитической химии - М.: Химия, 1984 - 429 с.

5. Руководство по методам контроля за радиоактивностью окружающей среды / Под. ред. И.А. Соболева, Е.Н. Беляева - М.: Медицина, 2002 – 432 с.

6. Жидкостной сцинтилляционный анализатор TRI-CARB. Справочное руководство. Canberra Parcarl, 1995.

7. Разработка программного обеспечения для обработки спектров жидкосцинтилляционного спектрометра модли «TRI-CARB 2750 TR/LL»: отчет / Каширин И.А., Малиновский С.В. - М.: ГУП Мос НПО «Радон», 2008 - 10 с.

Изобретение относится к методам определения активности радионуклидов трансурановых элементов техногенного происхождения в различных типах проб. Способ предлагает одновременное определение бета-излучающих нуклидов ²⁴¹Pu и альфа-излучающих нуклидов ^238,239+240Pu на основе ионнохроматографического метода, их выделение из проб с последующим определением удельной активности радионуклидов. Пробу высушивают, измельчают и квартуют, отбирают навеску 1-2 г, растворяют ее в смеси фтористоводородной и 7,5 Н кислот при нагревании, разделяют твердую и жидкую фазы, отбирают 1-2 мл раствора и определяют ориентировочную активность радионуклидов Pu для количественной оценки радиоактивной метки Pu, вносят ее в раствор, который выпаривают досуха, сухой остаток растворяют в 7,5 Н азотной кислоте, выпаривают до влажных солей, обрабатывают щавелевой кислотой, вносят нитрит натрия для смены валентности Pu, фильтруют полученный раствор через хроматографическую колонку, заполненную ионообменной смолой АВ-17 в NO^3- форме, промывают последовательно 7,5 Н азотной кислотой и 9 Н соляной кислотой для удаления примесей, элюируют Pu 0,2 Н соляной кислотой, элюат упаривают досуха и прокаливают на электроплитке. Сухой остаток растворяют в 7,5 Н азотной кислоте в присутствии гидроперита, выпаривают и растворяют в 0,2 Н азотной кислоте. После охлаждения приготавливают счетный образец смешением со сцинтилляционным коктейлем, далее проводят измерение на жидкосцинтилляционном бета-, альфа-радиометре и рассчитывают активность выделенных радионуклидов ^{238,239+240,241}Pu. Техническим результатом является повышение чувствительности метода при снижении погрешности измерений и сокращении времени проведения анализа. 1 ил.

Способ определения активности радионуклидов Pu в твердых пробах, включающий их отбор, кислотную обработку, выделение радионуклидов ионообменным методом и определение их активности, отличающийся тем, что определение активности радионуклидов ^{238,239+240,241}Pu в отобранных пробах грунта проводят в следующей последовательности операций: пробу высушивают, измельчают и квартуют, отбирают навеску 1-2 г, растворяют ее в смеси фтористоводородной и 7,5 Н кислот при нагревании, разделяют твердую и жидкую фазы декантацией при наличии осадка, отбирают 1-2 мл раствора и определяют ориентировочную активность радионуклидов ^{238,239+240,241}Pu для количественной оценки радиоактивной метки Pu, вносят ее в раствор, который выпаривают досуха, сухой остаток растворяют в 7,5 Н азотной кислоте, выпаривают до влажных солей, обрабатывают щавелевой кислотой для окончательного удаления фторидов, вносят нитрит натрия для смены валентности Pu, фильтруют полученный раствор через хроматографическую колонку, заполненную ионообменной смолой АВ-17 в NO^3- форме, промывают последовательно 7,5 Н азотной кислотой и 9 Н соляной кислотой для удаления примесей, элюируют Pu 0,2 Н соляной кислотой, элюат упаривают досуха и прокаливают на электроплитке, сухой остаток растворяют в 7,5 Н азотной кислоте в присутствии гидроперита, выпаривают и растворяют в 0,2 Н азотной кислоте, после охлаждения приготавливают счетный образец смешением со сцинтилляционным коктейлем, далее проводят измерение на жидкосцинтилляционном бета-, альфа-радиометре и рассчитывают активность выделенных радионуклидов ^{238,239+240,241}Pu с учетом потерь исходного раствора анализируемой пробы за счет отбора аликвот

,

где Р^* - скорректированный вес пробы, г;

Р_исх - исходный вес пробы, г;

V_исх - исходный объем растворенной пробы, мл;

V_ал - объем аликвоты, мл,

удельную активность радионуклидов ²⁴¹Pu определяют по выражению

,

где - удельная β-активность ²⁴¹Pu пробе, Бк/г;

- составляющие скорости счета β-излучения источника, обусловленные ²⁴¹Pu, имп/с;

Э_β - значение эффективности регистрации бета-излучения, (имп/с)/Бк, (из свидетельства о поверке на прибор, для ²⁴¹Pu Э_β ~33%);

K_хв - коэффициент химического выхода Pu, отн.ед. (данные протокола радиохимической пробоподготовки);

Р^* - скорректированный вес пробы, г,

удельную активность радионуклидов ²³⁸Pu и ^239+240Pu определяют по выражению

,

где - удельная α-активность ²³⁸Pu и ^239+240Pu в пробе соответственно, Бк/г;

- составляющие скорости счета α-излучения источника, обусловленные ²³⁸Pu и ^239+240Pu в соответствующих энергетических диапазонах, имп/с;

Э_α - значение эффективности регистрации α-излучения, (имп/с)/Бк,

(из свидетельства о поверке на прибор, для ²³⁸Pu и ^239+240Pu Э_β ~100%);

K_хв - коэффициент химического выхода Pu, отн.ед. (данные протокола радиохимической пробоподготовки);

Р^* - скорректированный вес пробы, г,

коэффициент химического выхода для радионуклидов Pu определяют по выражению

,

где КХВ_Pu - коэффициент химического выхода Pu, отн.ед.;

- измеренная активность внесенной метки ²⁴²Pu, Бк;

- удельная активность внесенной метки ²⁴²Pu, Бк/мл;

V - объем внесенной метки, мл.