Основной целью проведения данной работы стало определение условий облучения и гамма-спектрометрических измерений проб горных пород при проведении НАА. При определении условий проведения гамма-спектрометрических измерений облученных проб в первую очередь учитываются режимы облучения проб в реакторе и продолжительность выдержки проб после облучения. В настоящей работе приведены результаты расчетов с целью выбора оптимальных режимов облучения, а также результаты исследований по определению условий измерения облученных проб.
Ключевые слова: инструментально нейтронно-активационный анализ, режимы облучения, флюенс нейтронов.
При проведении инструментального нейтронно-активационного анализа (ИНАА) для селективного измерения активности интересующих радионуклидов используются аппаратные средства и специальные программы обработки зарегистрированных гамма-спектров [1].
Расчет выполнен с целью разработки рекомендаций по выбору оптимальных условий облучения проб горных пород в реакторе в зависимости от матрицы анализируемой пробы и интересующего химического элемента. Расчеты предназначены для определения и выбора режима облучения проб при проведении количественного анализа элементного состава проб горных пород методом инструментального нейтронно-активационного анализа (ИНАА) с целью получения необходимой активности и интенсивности излучения в пиках полного поглощения (ППП) характерных гамма-линий радионуклидов элементов-аналитов. В качестве проб используются навески из материала горных пород, расфасованные в контейнеры для облучения из полиэтилена. Для разработки и верификации расчетной модели ППД были использованы паспортные данные детектора и результаты его калибровки с помощью точечных образцовых спектрометрических гамма-источников (ОСГИ).
В качестве приведенных в таблице 1 исходных данных для расчета загрузки использованы экспериментальные результаты измерений и обработки спектров ОСГИ и исследуемых стандартных образцов JB-1 и JA-3 после облучения в реакторе ИГР [2].
Таблица 1
Экспериментальные значения загрузки
|
Параметр |
Значение |
|
Расстояние от образцов до детектора Н, мм |
0; 150 |
|
Загрузка спектрометра Н = 150 мм, имп/с (%): JB-1 (выдержка 1 сутки) JA-3 (выдержка 1 сутки) |
1990 (3,04) 2330 (3,52) |
|
Загрузка спектрометра Н = 0 мм, имп/с (%): JB-1 (выдержка 6,8 суток) JA-3 (выдержка 7 суток) JB-1 (выдержка 22 суток) JA-3 (выдержка 29 суток) |
655 (1,05) 418 (0,69) 175 (0,29) 96,4 (0,17) |
Проведенные работы устанавливают способ и процедуру определения и выбора мощности реактора и алгоритм расчета времени облучения проб в экспериментальных каналах реакторов при проведении ИНАА сравнительным методом с использованием «внешнего эталона».
Конечным результатом проведения любого количественного метода анализа является определение значения концентрации ЭА в образце. При проведении ИНАА определение содержания элемента в образце возможно на основании соотношении (1). Такой подход получил название абсолютного метода ИНАА. Пусть образец пробы массой W облучается в нейтронном потоке φ. После облучения в течение времени t0 и по истечении необходимого времени выдержки td, облученный образец измеряется за время tс. Масса i-ого элемента в образце (mi), а затем и концентрация (Сi) вычисляется в соответствии с уравнением
(1)
где Np — площадь пика полного поглощения (ППП);
М — атомная масса нуклида мишени, г/моль;
σ — эффективное поперечное сечение для (n, γ) реакции см-2;
θ — распространенность нуклида;
у — выход гамма-квантов;
ε (E) — эффективность датчика к энергии E;
NA — число Авогадро, моль-1;
S = (1-exp(-λt0)) — коэффициент насыщения;
D = exp(-λ td) — поправка на время выдержки;
C = (l-exp(-λtс))/λtс — поправка на распад во время измерения.
Уравнение 1 является исходным выражением для расчета необходимых условий облучения образцов проб, таких как флюенс нейтронов и время облучения образцов проб (F, tо).
Флюенс нейтронов и время облучения (F, tо.) рассчитываются исходя из уравнения (1) по известным параметрам измерения активности пробы и заданному количеству ЭА в образце. Флюенс нейтронов, достаточный для достижения заданных параметров измерения Np и tс при соблюдении условия (1-exp(-λt0) << 1, определяется выражением
(2)
Предполагается, что масса ЭА в образце пробы существенно не отличается от массы mi i-того ЭА в эталоне и рассчитывается исходя из массы эталона Wэ и известной концентрации ЭА в эталоне Сiэ:
(3)
Поток тепловых нейтронов, полученный замедлением быстрых нейтронов, сопровождается потоком надтепловых (эпитепловых) нейтронов. Последние могут вносить заметный вклад в реакцию радиационного захвата, поэтому при расчете наведенной активности следует использовать эффективное сечение активации. В случае идеального 1/Е спектра надтепловых нейтронов эффективное сечение определяется как
(4)
где Q0 = I0/ σ0;
Io резонансный интеграл реакции радиационного захвата для идеального 1/Е спектра эпитепловых нейтронов;
σ0 — сечение реакции радиационного захвата на тепловых нейтронах;
φth, φе потоки тепловых и эпитепловых нейтронов.
Расчет проводится для термализованного спектра нейтронов, описываемого в области тепловых энергий распределением Максвелла, а в области эпитепловых нейтронов представляющего идеальный 1/Е спектр. Параметр f = φth / φе для такого спектра равен приблизительно 20.
Мощность реактора, как один из основных параметров облучения образцов проб, определяется в ходе нейтронно-физических и вариантных теплофизических расчетов исходя из допустимой температуры разогрева исследуемого образца и стенки контейнера [3, 4, 5, 6].
Допустимая температура разогрева стенки контейнера и упаковочного материала образцов определяется по результатам термоиспытаний контейнера с образцами проб [7]. Нейтронно-физические и вариантные теплофизические расчеты выполняются с использованием расчетных программных кодов MCNP5 и ANSIS.
Плотность потока тепловых нейтронов в экспериментальном канале реактора, рассчитывается исходя из соотношения
(5)
где φуд удельная плотность потока тепловых нейтронов в экспериментальном канале реактора, соответствующая мощности реактора 1 МВт, которая составляет для реактора ИГР 5,3∙1012 н/(см2∙с∙МВт), а для реактора ИВГ.1М 2,0∙1013 н/(см2∙с∙МВт);
Р мощность реактора, МВт.
В таблице 2 представлены нейтронно-физические характеристики изотопов и соответствующих реакции на ЭА первой группы.
Таблица 2
Характеристики изотопов и реакций для ЭА первой группы
|
Элемент |
Распространенность |
Реакция |
λ, c-1 |
Е, кэВ |
Выход гамма-кв. |
σ0, барн [8] |
I0 / σ0 [8] |
σэфф, барн |
|
Ti |
0,052 |
50Ti(n, γ)51Ti5 |
2,01∙10–3 |
320 |
0,93 |
0,179 |
0,66 |
0,18 |
|
Mg |
0,11 |
26Mg(n, γ)27Mg |
1,22∙10–3 |
843 |
0,71 |
0,0382 |
0,68 |
0,040 |
|
V |
0,997 |
51V(n, γ)52V |
3,08∙10–3 |
1434 |
1 |
4,9 |
0,55 |
5,04 |
|
Al |
1 |
27Al(n, γ)28Al |
5,15∙10–3 |
1778 |
1 |
0,231 |
0,74 |
0,240 |
|
Ca |
1,87∙10–3 |
48Ca(n, γ)49Ca |
1,33∙10–3 |
3086 |
0,92 |
1,09 |
0,82 |
1,13 |
Одним из определяющих условий при выборе режима облучения является достижение необходимой заданной статистической точности измерения активности изотопов ЭА. Необходимый и достаточный флюенс нейтронов в реакторе ИГР определим задавшись количеством регистрируемых импульсов в ППП не менее 1000 при времени измерения образца tс = 200 с.
В таблице 3 представлены нейтронно-физические характеристики изотопов и соответствующих реакции на ЭА второй группы.
Таблица 3
Характеристики изотопов и реакций для ЭА второй группы
|
Элемент |
Распространенность |
Реакция |
λ, c-1 |
Е, кэВ |
Выход гамма-квантов |
σ0, барн |
I0 / σ0 |
σэфф, барн |
|
As |
1 |
75As (n, γ) 76As |
7,31∙10–6 |
558 |
0,45 |
4,5 |
13,56 |
7,55 |
|
Au |
1 |
197Au (n, γ) 198Au |
2,98∙10–6 |
412 |
0,955 |
98,65 |
15,71 |
176 |
|
Ba |
0,001 |
130Ba (n, γ) 131Ba |
6,8∙10–7 |
496 |
0,44 |
11,3 |
17,70 |
21,3 |
|
Br |
0,493 |
81Br (n, γ) 82Br |
5,45∙10–6 |
554 |
0,708 |
2,7 |
18,52 |
5,2 |
|
Ca |
3,3·10–5 |
48Ca (n, γ) 49Ca |
1,77∙10–6 |
1297 |
0,74 |
0,74 |
1,30 |
0,788 |
|
Ce |
0,885 |
140Ce (n, γ) 141Ce |
2,47∙10–7 |
145 |
0,482 |
0,57 |
0,82 |
0,593 |
|
Co |
1 |
59Co (n, γ) 60Co |
4,17∙10–9 |
1332 |
0,999 |
37,18 |
1,99 |
40,9 |
|
Cr |
0,043 |
50Cr(n, γ) 51Cr |
2,9∙10–7 |
320 |
0,1008 |
15,9 |
0,49 |
16,3 |
|
Cs |
1 |
133Cs(n, γ) 134Cs |
1,06∙10–8 |
604 |
0,976 |
29 |
15,07 |
50,8 |
|
Eu |
0,478 |
151Eu(n, γ) 152Eu |
1,65∙10–9 |
122 |
0,28 |
5900 |
0,26 |
5975 |
|
Eu |
0,478 |
151Eu(n, γ) 152mEu |
2,07∙10–5 |
841 |
0,146 |
3300 |
0,54 |
3389 |
|
Fe |
3,1·10–3 |
58Fe(n, γ) 59Fe |
1,80∙10–7 |
1099 |
0,565 |
1,28 |
1,33 |
1,36 |
|
Hf |
0,352 |
180Hf(n, γ) 181Hf |
1,89∙10–7 |
482 |
0,806 |
13,04 |
2,68 |
14,8 |
|
Ho |
1 |
165Ho(n, γ) 166Ho |
7,18∙10–6 |
80 |
0,063 |
61 |
10,66 |
93,5 |
|
K |
0,0691 |
41K(n, γ) 42K |
1,56∙10–5 |
1524 |
0,188 |
1,46 |
0,97 |
1,53 |
|
La |
1 |
139La(n, γ) 140La |
4,78∙10–6 |
1596 |
0,954 |
8,93 |
1,32 |
9,52 |
|
Lu |
0,026 |
176Lu(n, γ) 177Lu |
1,20∙10–6 |
208 |
0,11 |
2090 |
0,52 |
2144 |
|
Rb |
0,722 |
85Rb(n, γ) 86Rb |
4,30∙10–7 |
1077 |
0,0864 |
0,48 |
11,25 |
0,75 |
|
Sb |
0,573 |
121Sb(n, γ) 122Sb |
2,97∙10–6 |
564 |
0,693 |
5,9 |
33,90 |
15,9 |
|
Sb |
0,427 |
123Sb(n, γ) 124Sb |
1,33∙10–7 |
1691 |
0,473 |
4,2 |
29,76 |
10,4 |
|
Sc |
1 |
45Sc(n, γ) 46Sc |
9,57∙10–8 |
889 |
1 |
27,2 |
0,44 |
27,8 |
|
Sm |
0,267 |
152Sm(n, γ) 153Sm |
4,13∙10–6 |
103 |
0,283 |
206 |
14,42 |
354 |
|
Sr |
5,6·10–3 |
84Sr(n, γ) 85Sr |
1,24·10–7 |
514 |
0,98 |
0,87 |
11,49 |
1,37 |
|
Ta |
1 |
180Ta(n, γ) 181Ta |
7,01∙10–8 |
1221 |
0,27 |
20,5 |
32,20 |
53,5 |
|
Tb |
1 |
159Tb(n, γ) 160Tb |
1,11∙10–7 |
299 |
0,289 |
23,4 |
17,86 |
44,3 |
|
Th |
0,999 |
232Th(n, γ) 233Th (233Pa) |
2,97∙10–7 |
312 |
0,36 |
7,37 |
11,53 |
11,6 |
|
U |
0,993 |
238U(n, γ) 239U (239Np) |
3,41∙10–6 |
277 |
0,142 |
2,68 |
103,36 |
16,5 |
|
W |
0,284 |
186W(n, γ) 187W |
8,05∙10–6 |
479 |
0,211 |
37,9 |
12,80 |
62,1 |
|
Yb Yb |
0,318 |
174Yb(n, γ) 175Yb |
1,91∙10–6 |
396 |
0,065 |
2300 |
9,26 |
3365 |
|
1,4·10–3 |
168Yb(n, γ) 169Yb |
2,50∙10–7 |
307 |
0,108 |
69,4 |
0,39 |
70,7 |
Одним из определяющих условий при выборе режима облучения является достижение необходимой заданной статистической точности измерения активности изотопов ЭА. Необходимый и достаточный флюенс нейтронов в реакторах ИВГ.1М и ИГР определим, задавшись количеством регистрируемых импульсов в ППП не менее 1000.
В результате выполненного с использованием экспериментальных данных расчета определены оптимальные условия облучения проб горных пород в реакторе с целью ИНАА.
В таблице 4 представлена расчетная рекомендуемая номинальная мощность реактора. В этой же таблице приведена рекомендуемая продолжительность облучения образцов проб для ИНАА. Параметры облучения представлены для двух групп ЭА. Первая группа ЭА: Al, Mg, V, Ti, Ca. Вторая группа ЭА: As, Ba, Ce, Co, Cr, Cs, Eu, Fe, Hf, K, La, Mn, Na, Sb, Sc, Sm, Ta, Tb, Th, U, W, Yb, Zn.
Таблица 4
Рекомендуемые режимы облучения проб
|
Реактор |
Группа аналитов |
Мощность реактора, МВт |
Время облучения, с |
|
ИГР |
I |
5 |
20 |
|
II |
2 |
до 2500 |
|
|
ИВГ.1М |
II |
0,4 |
до 3500 |
|
0,3 |
без ограничений |
Разработка рекомендаций по выбору времени выдержки образцов горных пород после облучения при проведении гамма-спектрометрических измерений проводилась на основании анализа литературных источников, некоторые из которых в свою очередь также являются обзорами. Были рассмотрены работы, касающиеся ИНАА как на тепловых, так и на эпитепловых нейтронах [1,2, 3, 5, 6].
В большинстве рассмотренных источников указывается, что независимо от типа анализа образцы после облучения, как правило, измеряются дважды: после выдержки в среднем от 5 до 10 суток и повторно после выдержки от 20 до 30 суток.
В [5] приведены данные об еще одном измерении, которое проводится после выдержки образцов приблизительно 1 сутки. В таблице 5 приведены элементы, определяемые через указанное время выдержки после облучения.
Таблица 5
Элементы, определяемые после продолжительного облучения
|
Выдержка после облучения 1 сутки |
|||||
|
Элемент -аналит |
Радиоактивный изотоп |
Период полураспада |
Энергии анализируемых линий, кэВ |
Энергии интерферирующих линий, кэВ (нуклид) |
|
|
Mn |
56Mn |
2,58 ч |
847, 1811 |
843 (152Eu) |
|
|
Na |
24Na |
14,7 ч |
1369 |
− |
|
|
K |
42K |
12,4 ч |
1525 |
− |
|
|
Выдержка после облучения от 5 до 10 суток |
|||||
|
Элемент -аналит |
Радиоактивный изотоп |
Период полураспада |
Энергии анализируемых линий, кэВ |
Энергии интерферирующих линий, кэВ (нуклид) |
|
|
Ho |
166Ho |
26,8 ч |
81 |
83 (153Sm) |
|
|
Nd |
147Nd |
11,0 д |
91, 531 |
− |
|
|
Sm |
153Sm |
47,7 ч |
103 |
104, 106 (239Np) |
|
|
U |
239Np |
2,36 д |
106, 278 |
103 (153Sm) |
|
|
Lu |
177Lu |
6,71 д |
208 |
210 (239Np) |
|
|
Yb |
175Yb |
4,19 д |
396 |
399 (233Pa) |
|
|
Au |
198Au |
2,69 д |
412 |
411 (152Sm) |
|
|
La |
140La |
1,68 д |
487, 1596 |
482 (181Hf) |
|
|
Ba |
131Ba |
11,8 д |
496 |
− |
|
|
Br |
82Br |
35,3 ч |
554, 776 |
559 (76As) |
|
|
As |
76As |
26,3 ч |
559 |
554 (82Br) |
|
|
W |
187W |
23,9 ч |
686, 480 |
480 (140La) |
|
|
Rb |
86Rb |
18,7 д |
1077 |
− |
|
|
Na |
24Na |
14,7 ч |
1369 |
− |
|
|
Ca |
47Ca |
4,54 д |
1297 |
1292 (59Fe), 1299 (152Eu) |
|
|
Выдержка после облучения от 20 до 30 суток |
|||||
|
Элемент — аналит |
Радиоактив- ный изотоп |
Период полураспада |
Энергии анализируемых линий, кэВ |
Энергии интерферирующих линий, кэВ (нуклид) |
|
|
Eu |
152Eu |
13,3 г |
122, 1408 |
− |
|
|
Hf |
181Hf |
42,4 д |
133, 482 |
480, 487 (140La) |
|
|
Ce |
145Ce |
32,5 д |
145 |
143 (59Fe), 145(175Yb) |
|
|
Ta |
181Ta |
2,36 д |
222, 1221 |
− |
|
|
Tb |
160Tb |
6,71 д |
299, 879 |
300(233Pa) |
|
|
Th |
233Pa |
27 д |
312 |
− |
|
|
Cr |
51Cr |
27,7 д |
320 |
− |
|
|
Sr |
85Sr |
64,8 д |
514 |
511 (65Zn) |
|
|
Zr |
95Zr |
64,0 д |
757 |
− |
|
|
Cs |
134Cs |
2,06 г |
796, 604 |
602 (124Sb) |
|
|
Sc |
46Sc |
83,8 д |
889, 1121 |
1116 (65Zn) 1112(152Eu) |
|
|
Fe |
59Fe |
44,5 д |
1099, 1292 |
|
|
|
Zn |
65Zn |
244 д |
1116 |
1112(152Eu) 1121 (46Sc) |
|
|
Co |
60Co |
5,27 г |
1173, 1332 |
1178 (160Tb) |
|
|
Sb |
124Sb |
60, 2 д |
1691, 602 |
604 (134Cs) |
|
Результаты расчета флюенса нейтронов и средней мощности реактора при различных временах облучения от 10 до 30 с при проведении ИНАА для определения ЭА по короткоживущим изотопам приведены в таблице 6.
Таблица 6
Результаты расчета параметров облучения проб в реакторе ИГР
|
Изотоп |
Энергия, кэВ |
Флюенс, см-2 |
Мощность реактора, МВт |
||
|
t 0 = 10 c |
t 0 = 20 c |
t 0 = 30 c |
|||
|
28Al |
1778 |
5,52∙1013 |
1,0 |
0,5 |
0,3 |
|
52V |
1434 |
6,97∙1014 |
13 |
6,6 |
4,4 |
|
27Mg |
1014 |
3,54∙1015 |
66 |
33 |
22 |
|
27Mg |
843 |
1,11∙1015 |
21 |
10 |
7,0 |
|
51Ti |
320 |
8,43∙1014 |
16 |
8 |
5,3 |
|
49Ca |
3086 |
1,14∙1016 |
214 |
107 |
71 |
Результаты расчета параметров облучения проб при измерении через 1, 6 и 30 сут после облучения приведены в таблицах 6, 7 и 8 соответственно.
Таблица 7
Параметры облучения проб при измерении через 1 сут после облучения
|
Изотоп |
Период полураспада, ч |
Энергия, кэВ |
ИГР (P = 5 МВт) |
|
|
Флюенс, см-2 |
tобл, с |
|||
|
152Eu |
9,32 |
841 |
2,15∙1016 |
4,05∙103 |
|
72Ga |
14,1 |
834 |
5,75∙1016 |
1,08∙104 |
|
42K |
12,36 |
1524 |
1,45∙1016 |
2,74∙103 |
|
140La |
40,23 |
1596 |
4,60∙1016 |
8,67∙103 |
|
24Na |
15,02 |
1368 |
1,22∙1014 |
2,30∙101 |
|
153Sm |
46,7 |
103 |
1,99∙1015 |
3,76∙102 |
|
187W |
23,9 |
479 |
4,49∙1016 |
8,47∙103 |
Таблица 8
Параметры облучения проб при измерении через 6 сут. после облучения
|
Изотоп |
Период полураспада, сут |
Энергия, кэВ |
ИГР (P = 5 МВт) |
|
|
Флюенс, см-2 |
tобл, с |
|||
|
76As |
1,097 |
558 |
7,6∙1017 |
1,43∙105 |
|
198Au |
2,696 |
412 |
3,03∙1016 |
5,71∙103 |
|
131Ba |
11,8 |
496 |
3,82∙1016 |
7,21∙103 |
|
82Br |
1,47 |
554 |
1,2∙1017 |
2,26∙104 |
|
47Ca |
4,536 |
1297 |
1,42∙1017 |
2,67∙104 |
|
165Ho |
1,117 |
80 |
4,61∙1015 |
8,70∙102 |
|
140La |
1,678 |
1596 |
1,9∙1017 |
3,59∙104 |
|
140La |
1,678 |
487 |
9,09∙1014 |
1,72∙102 |
|
177Lu |
6,71 |
208 |
1,45∙1016 |
2,74∙103 |
|
239Np |
2,355 |
277 |
1,81∙1016 |
3,42∙103 |
|
153Sm |
1,94 |
103 |
6,17∙1015 |
1,16∙103 |
|
122Sb |
2,70 |
564 |
5,68∙1016 |
1,07∙104 |
|
175Yb |
4,19 |
396 |
2,4∙1016 |
4,53∙103 |
В таблице 9 приведены результаты расчетов флюенса нейтронов и времени облучения образцов, необходимого для определения активности долгоживущих радионуклидов с периодом полураспада более 30 суток. Расчеты проведены для мощности реакторов ИГР и ИВГ.1М 1 и 0,25 МВт соответственно.
Таблица 9
Параметры облучения проб при измерении через 30 сут после облучения
|
Изотоп |
Энергия, кэВ |
ИГР (P = 1 МВт) ИВГ.1М (P = 0,25 МВт) |
|
|
Флюенс, см-2 |
tобл, с |
||
|
141Ce |
145 |
5,5∙1014 |
1,03∙102 |
|
60Co |
1173 |
2,4∙1015 |
4,56∙102 |
|
60Co |
1332 |
3∙1015 |
5,57∙102 |
|
51Cr |
320 |
4,4∙1014 |
8,20∙101 |
|
134Cs |
604 |
2∙1016 |
3,82∙103 |
|
152Eu |
122 |
4,7∙1014 |
8,90∙101 |
|
152Eu |
1408 |
3,6∙1016 |
6,88∙103 |
|
59Fe |
1099 |
8,2∙1014 |
1,54∙102 |
|
59Fe |
1292 |
1,4∙1015 |
2,59∙102 |
|
181Hf |
482 |
7,7∙1015 |
1,45∙103 |
|
86Rb |
1077 |
7,3∙1016 |
1,38∙104 |
|
124Sb |
1691 |
1∙1018 |
1,98∙105 |
|
46Sc |
889 |
1,4∙1014 |
2,50∙101 |
|
46Sc |
1121 |
1,9∙1014 |
3,60∙101 |
|
85Sr |
514 |
6,8∙1014 |
1,28∙102 |
|
182Ta |
222 |
5,1∙1015 |
9,59∙102 |
|
182Ta |
1221 |
2,1∙1016 |
3,88∙103 |
|
160Tb |
299 |
5,9∙1015 |
1,11∙103 |
|
160Tb |
1178 |
8,6∙1016 |
1,63∙104 |
|
169Yb |
307,5 |
4∙1016 |
7,57∙103 |
|
233Pa |
312 |
1,5∙1015 |
2,84∙102 |
|
65Zn |
1116 |
2,9∙1016 |
5,55∙103 |
|
95Zr |
756 |
1,7∙1017 |
3,23∙104 |
В результате выполненных работ определены оптимальные условия облучения проб горных пород в реакторе с целью ИНАА. Определена рекомендуемая номинальная мощность реактора. Приведена рекомендуемая продолжительность облучения образцов проб для ИНАА. Параметры облучения представлены для двух групп ЭА. Первая группа ЭА: Al, Mg, V, Ti, Ca. Вторая группа ЭА: As, Ba, Ce, Co, Cr, Cs, Eu, Fe, Hf, K, La, Mn, Na, Sb, Sc, Sm, Ta, Tb, Th, U, W, Yb, Zn.
В результате расчета получены значения флюенса нейтронов и необходимой мощности реактора при различных временах облучения от 10 до 30 с для группы ЭА: Al, Mg, V, Ti, Ca. Диапазон флюенса нейтронов при облучении образцов составляет от 5,52∙1013 см-2 при определении Al до 1,14∙1016 см-2 при определении Ca.
В результате расчета получены значения флюенса нейтронов и необходимой продолжительности облучения образцов при заданной мощности реактора. Диапазон флюенса нейтронов при облучении образцов составляет от 1,4∙1014 см-2 при определении Sc и до 7∙1017 см-2 при определении As.
На основе анализа данных, приведенных в литературных источниках, и результатах методических экспериментов по ИНАА горных пород на реакторах ИВГ.1М и ИГР определены оптимальные времена выдержки после облучения для трех групп элементов-аналитов. Результаты расчетов могут быть использованы при выборе оптимальных условий измерения проб горных пород в реакторах.
Литература:
- Алейников Ю. В., Кожаханов С. Б., Попов Ю. А. и др. Расчетно-экспериментальные исследования по определению чувствительности метода ИНАА проб минерального сырья с использованием реакторов ИВГ.1М и ИГР. — Вестник НЯЦ РК, вып. 3, 2013, с. 69–74.
- Алейников Ю. В., Попов Ю. А., Прозорова И. В., Кожаханов С. Б. Адаптация метода инструментального НАА на реакторе ИГР. — Журнал «Известия Томского политехнического университета». Томск, РФ, Т.325, № 3, 2014.
- Кузнецов, Р. А. Активационный анализ. — Изд. 2-е. — М., Атомиздат, 1974. — С. 344.
- The k0-Consistent IRI Gamma-ray Catalogue for INAA / Menno Blaauw. — Delft: Interfaculty Reactor Institute.
- Фронтасьева, М. В. Нейтронный активационный анализ в науках о жизни: обзор / М. В. Фронтасьева // Физика элементарных частиц и атомного ядра.– 2011.– Том. 42, № 2.– Р. 636–716.
- Активационный анализ: курс лекции / В. И. Гутько.– Минск: МГЭУ им А. Д. Сахарова, 2008.– 74 с.
- Лаврухина, А. К. Нейтронно-активационное определение ультрамалых количеств элементов в метеоритном веществе. Успехи аналитической химии. — Наука, 1974.
- Inspector Volume Two. Advanced Topics: руководство пользователя спектрометрической системой Genie-PC: S404-USR.– 12/95.–V.2/3.
