книги из ГПНТБ / Кузнецов, Р. А. Активационный анализ

Радиационный захват. Он оказывается ведущим процессом при взаимодействии медленных и отчасти промежуточных ней­ тронов с ядрами элементов. В области быстрых нейтронов радиационный захват играет уже незначительную роль и его сечение мало. Образовавшееся в этом процессе возбужденное ядро переходит в основное состояние путем испускания одного

или нескольких у-квантов в течение примерно ICO14 сек. Каж­ дый изотоп при таком переходе испускает характерный и обыч­ но сложный спектр у-излучения [70].

В результате реакции А (п, у)™+1А возникает изотоп об­

лучаемого элемента. Хотя часто получающийся изотоп ста­ билен, имеется все же значительное число случаев, когда радиационный захват приводит к возникновению радиоизо­ топа.

Практически у всех элементов периодической системы по реакции (п, у) образуются радиоизотопы. Поскольку они, как правило, являются нейтроноизбыточными, то претерпевают |3_-распад. Имеется незначительное число случаев, когда полу­ чившийся радиоизотоп испытывает |3+-распад или К-захват. Иногда при радиационном захвате образуются изомеры.

Реакции (п, р ) и (я, а). Поскольку для испускания заря­ женных частиц существует потенциальный барьер, эти реакции имеют заметные сечения только при облучении быстрыми ней­ тронами. Правда, для некоторых легких элементов, когда по­

60

но в отдельных случаях могут служить источниками интенсив­ ных потоков заряженных частиц.

значения, чем для тяжелых, что связано с влиянием потенци­ ального барьера ядра. Так, при энергии нейтронов 14 Мэе сечения этих реакций составляют десятые доли барна и посте­

пенно уменьшаются до тысячных долей барна для тяжелых ядер.

По реакции % А(я, р)*£_х А образуется изобар исходного

ядра, который почти всегда радиоактивен и, будучи нейтроно­ избыточным, претерпевает ^--распад, превращаясь снова в исходное ядро. Продукты реакции ^ А (я, а) ^ ~ 2 А также почти всегда радиоактивны и испытывают |3_-распад.

Реакция ( п , 2п). Для освобождения из ядра дополнитель­

нов с энергией 14 Мэе сечение реакции (я, 2я) возрастает с увеличением атомного номера ядра примерно от 0,01 барн для легких ядер до 1—2 барн для элементов с Z>50.

Деление ядер. Некоторые наиболее тяжелые ядра вследст­ вие возрастания кулоновского отталкивания протонов в ядре оказываются энергетически неустойчивыми и способными к са­ мопроизвольному или происходящему под воздействием ядерпого облучения делению на два осколка. При облучении мед­ ленными нейтронами реакция (я, f) наблюдается только на

ядрах 235U и 233U. Быстрые нейтроны вызывают также деление

238U и 232U.

Образующиеся продукты деления являются изотопами мно­ гих элементов, находящихся в середине периодической систе­ мы примерно от Zn до Cd. Поскольку изотопы обычно содер­ жат избыток нейтронов, они радиоактивны и испускают Р- -ча- стицы.

Неупругое рассеяние. В процессе (я, п') нейтрон отдает часть своей энергии для возбуждения ядра. Положение пер­ вого возбужденного состояния зависит от атомного номера ядра. У тяжелых ядер неупругое рассеяние наблюдается при

номера ядра и энергии нейтронов. Оно возрастает при перехо­ де от легких ядер к тяжелым и с ростом энергии нейтронов. При этом сечение неупругого рассеяния меняется не очень сильно — в пределах 0,6—3 барн.

61

При переходе из возбужденного состояния в основное ис­ пускается у-квант с энергией, характерной для каждого ядра. В очень небольшом числе случаев неупругое рассеяние при­ водит к образованию изомеров [71].

нейтрона и испускание вместо него другой частицы, кванта или быстрых нейтронов. Эти реакции выводят медленные нейтроны из потока и поэтому их суммарное сечение объединяют под названием сечение поглощения. При облучении некоторых проб поглощение медленных нейтронов оказывается настолько зна­ чительным, что приводит к заметному изменению энергетиче­ ского спектра и плотности потока. Это создает некоторые за­ труднения при выполнении анализов (см. § 4 этой главы).

§ 2. Источники нейтронов

Основные типы и характеристики источников нейтронов.

Получение нейтронов в свободном состоянии в виде достаточно интенсивных потоков возможно только в результате двух ос­ новных процессов: ядерных реакций и деления (спонтанного или вынужденного). Имеется значительное число ядерных ре­ акций, в ходе которых освобождаются нейтроны, но все они требуют источника первичного излучения с достаточно высокой энергией. Таковыми могут быть некоторые радиоизотопы или ускорители заряженных частиц.

Радиоизотопные источники преимущественно основываются на ядерных реакциях типа (а, га) и (у, га). Из ускорителей для получения нейтронов чаще других используются ускорители дейтронов [реакция (d, га)]; протонов [реакция (р, га)] и элек­ тронов, тормозное излучение которых позволяет осуществлять реакцию (у, га). Последние две реакции требуют ускорения за­ ряженных частиц до энергий выше 1,5 Мэе, в то время как ре­ акция (d, га) имеет высокое сечение уже при энергии дейтронов около 100 кэв.

Наиболее интенсивные потоки нейтронов возникают в ядер­ ных реакторах, в которых нейтроны освобождаются в ходе цеп­ ной реакции, основанной на процессе вынужденного деления ядер некоторых тяжелых элементов. Как известно, в этом про­ цессе на каждый поглощенный первичный нейтрон возникает 2—3 вторичных нейтрона. При определенных условиях цепная реакция деления становится самоподдерживаюшимся процессом, который сопровождается выделением большого количества ней­ тронов и энергии.

Для аналитического применения основными параметрами ис­ точников нейтронов представляются плотность потока нейтронов в зоне облучения и энергетический спектр нейтронов. В боль­ шинстве элементарных процессов возникают быстрые нейтроны,

62

важное значение имеют и такие характеристики источника, как стабильность плотности потока и его энергетического спектра во времени, величина градиента, возможность транспортировки, безопасность эксплуатации и т. д. Немалую роль играют и та­ кие факторы, как сложность обслуживания и доступность для отдельных аналитических лабораторий.

Радиоизотопные источники. Это малоинтенсивные и сравни­ тельно доступные источники, в которых плотность потока ней­ тронов обычно не превышает 105 нейтрон/(см2--сек). Подробные сведения об основных технических характеристиках радиоизо­ топных источников, а также наиболее важные данные по их

радиоизотопы естественных радиоактивных семейств и некото­

малым пробегом а-частиц в веществе такие источники обычно приготавливают путем тщательного перемешивания порошкооб­ разных препаратов а-излучателя и бериллия. Приготовленную таким образом смесь помещают в герметичную стеклянную или металлическую ампулу, объем которой рассчитан на выделение гелия. Выход нейтронов, а также в какой-то степени и энергети­ ческий спектр (а, п)-источников зависят от способа его приго­ товления. Недостаток некоторых радиоизотопных источников (Ra—Be, Ac—Be) состоит в высоком уровне жесткого уизлучения, что несколько осложняет проблему защиты от излучения.

63

Энергетические спектры (а, п)-источников мало отличаются друг от друга и обычно имеют сплошное распределение с мак­ симумом в области 4—6 Мэе. Основная масса нейтронов заклю­ чена в интервале 1—8 Мэе.

Источники нейтронов, основанные на реакции (у, п), исполь­

связи нейтрона в ядре. Поэтому для фотонейтронных источников необходимо использовать жесткие у-излучатели. Среди стабиль­ ных изотопов наименьшими значениями энергии связи нейтрона отличаются 9Ве (1,67 Мэе) и 2Н (2,23 Мэе). Эти элементы обычно используют для приготовления фотонейтронных источников.

Фотонейтронные источники получают, помещая у-актнвный препарат внутрь цилиндра или шара из бериллия, или в рас­ твор тяжелой воды. Интенсивность фотонейтронного источника определяется мощностью источника у-излучения и толщиной слоя вещества мишени. Особенность фотонейтронных источников состоит в том, что они в основном монохроматические и имеют

энергию нейтронов в области десятков и сотен килоэлектрон­ вольт.

В табл. 3 отмечен только 124Sb—Be-источник, так как его применяют чаще, чем другие фотонейтронные источники. Одна­ ко короткий период полураспада и необходимость мощной

защиты от у-излучения — серьезные недостатки этого источ­ ника.

Как источник нейтронов 252Cf отличается весьма благоприят­ ными параметрами. Средний период полураспада, высокий вы­ ход, низкая интенсивность сопровождающего у-излучения и ма­ лые размеры активного вещества выделяют этот источник среди других изотопных источников. Однако 252Cf пока относительно дорог, и его получают в ограниченных количествах. Как следует из изложенного выше, большинство радиоизотопных источников непосредственно испускают быстрые или промежуточные нейт­ роны. Для получения тепловых нейтронов источник необходимо поместить внутрь какого-либо замедлителя. При конструирова­ нии систем для активационного анализа в качестве замедлителя обычно используют парафин и очень редко воду.

Быстрые нейтроны при прохождении через замедлитель те­ ряют энергию в результате упругих и неупругих столкновений с ядрами замедлителя. Поэтому по мере продвижения потока нейтронов в замедлителе быстро возрастает доля медленных нейтронов и уменьшается доля быстрых. Следовательно, наи­ больший поток быстрых нейтронов находится в непосредствен­ ной близости от источника, а максимальный поток тепловых нейтронов — на некотором оптимальном расстоянии от источни­

64

ка, которое зависит от типа замедлителя и начального энергети­ ческого спектра нейтронов. Например, для Ra—Ве-источника, помещенного в воду, поток тепловых нейтронов имеет макси­ мальную плотность на расстоянии 4—5 см от источника.

Схема устройства, предназначенного для активационного анализа с источником нейтронов небольшой интенсивности, при­

Рис. 9. Схема устройства для облучений с радиоизотопным источником нейтронов:

быстрых и медленных нейтронов проводят в центральном ка­ нале. На некотором расстоянии от центрального канала по ок­ ружности располагают каналы для облучения тепловыми нейт­ ронами. Иногда в системе предусматривают специальный канал, стенки которого выложены кадмием (Cd-канал). Этот канал располагают как можно ближе к источнику. Поскольку кадмий поглощает все тепловые нейтроны, активация элементов проис­ ходит под действием нейтронов с энергией выше 0,4 эв.

Недостатком рассмотренной системы для облучения яв­ ляется большой градиент потока нейтронов в каналах. Поэтому для точных определений необходимы эталоны, имеющие те же состав и объем, что и анализируемые пробы. С помощью не­ скольких радиоизотопных источников, располагаемых опреде­ ленным образом вокруг центрального канала, можно получить систему с более однородным потоком нейтронов. Плотность по­ тока тепловых нейтронов в целом довольно низка и в некоторой степени зависит от устройства системы ддя облучений. Ориен­ тировочно можно указать, что получающаяся плотность обычно на 2—3 порядка меньше интенсивности источника. При облуче-3

ниях быстрыми нейтронами можно получить более высокие значения плотности потока, так как пробу можно поместить ближе к источнику, но градиент при этом возрастает.

Изотопные источники находят некоторое аналитическое при­ менение, однако из-за низкой плотности потоков нейтронов ме­ тоды определения с их помощью имеют низкую чувствитель­ ность (более 0,1%) и ограничиваются элементами с наиболее высокими сечениями активации. По этой причине радиоизотоп­ ные источники обычно применяют для экспрессной инструмен­ тальной оценки содержания макроколичеств благоприятных элементов.

Особый интерес вызывает применение изотопных источников для решения некоторых геологических задач [75]. Подобные исследовайия всегда требуют проведения массовых анализов проб с достаточной точностью и по возможности наиболее быстрыми методами. Следует также отметить использование изотопных источников для каротажных исследований скважин.

Повышение интенсивности изотопных источников представ­ ляет большой интерес, и в этом направлении достигнуты неко­ торые успехи. Так, облучение в реакторах большой мощности позволяет получать препараты 124Sb с высокой удельной актив­ ностью и большой суммарной активностью. Собранное на основе такого препарата устройство может обеспечить поток тепловых нейтронов средней интенсивности [76].

Основу конструкции составляет диск из бериллия. В отвер­ стиях этого диска, расположенных по окружности относительно центрального канала, помещают ампулы с радиоизотопом 124Sb. При общей активности 1000 кюри в центральном канале объемом 35 смъ получается поток тепловых нейтронов плот­ ностью до 1• 108 нейтрон!(см2-сек). В центральном канале плот­ ность потока меняется на ± 1 % в вертикальном направлении и ±4% по горизонтали. Это наиболее дешевый источник с такой плотностью потока тепловых нейтронов. Конечно, такой источ­ ник требует громоздкой защиты из-за высокой интенсивности у-излучения, но все же главный его недостаток состоит в отно­ сительно коротком периоде полураспада 124Sb, что требует по­ стоянных усилий на проведение повторной активации сурьмы. Спад интенсивности составляет 1,2% за 24 ч. Развитие ядерной энергетики и технологии привело к получению в значительных количествах ряда трансурановых элементов, отдельные радио­ изотопы которых обладают весьма благоприятными параметра­ ми для приготовления радиоизотопных источников средней ин­ тенсивности. Так, приготовлен 244Сш — Be-источник, который содержит 0,63 кюри [77]. Этот источник имеет интенсивность нейтронного излучения 1,25 -108 нейтрон/сек. Видимо, будут до­ ступны и более интенсивные источники, поскольку ожидается,

66

ионы дейтерия втягиваются электрическим полем в ускоритель­ ную трубку, где им сообщается необходимая энергия. Для по­ лучения равномерного электрического поля и для обеспечения хорошей ^фокусировки ионного пучка ускорительные трубки со­ бирают из нескольких секций, каждая из которых состоит из. электрода специальной формы и керамического изолятора. На­ пряжение на электроды подается от высокоомного делителя.

Рис. 10. Схема устройства нейтронного генератора с заземленной мишенью:

афрагма; 12 — танталовый клапан; 13 — водяное охлаждение; /4 — мишень.

Ускоренные ионы дейтерия падают на мишень, содержащуюдейтерий или тритий. Чаще всего мишени изготовляют из ти­ тана или циркония, либо путем напаивания фольги, либо напы­ лением металлов на подложку из меди, никеля или другого' металла. Процесс изготовления мишени завершается обезгажи-

нейтронные генераторы подразделяются на непрерывно откачи­ ваемые и отпаянные. Первые из них применяются в лаборатор­ ных условиях и могут работать в непрерывном и импульсном режимах. Отпаянные нейтронные трубки дают потоки нейтроновменьшей интенсивности и чаще всего эксплуатируются в им­ пульсном режиме. Они особенно полезны для проведения акти­ вационного анализа в полевых условиях [78].

Нейтронные генераторы — источники нейтронов средней ин­ тенсивности. Выход нейтронов на 1 мкк ионов дейтерия с энер­ гией 100—200 кэв достигает 108 нейтрон!сек. Промышленные образцы нейтронных генераторов устойчиво работают при ион­ ном токе в несколько сот микроампер, что обеспечивает интен­ сивность потока нейтронов 109—1010 нейтрон/сек. Замедление быстрых нейтронов дает потоки тепловых нейтронов с плот­ ностью 107—108 нейтрон/(см2-сек). Предложены конструкции нейтронных генераторов, работающих при полном рабочем токе 2—5 ма (интенсивность до 1012 нейтрон/сек).

68

Серьезный недостаток нейтронных генераторов — быстрое уменьшение интенсивности, обусловленное потерей трития (дей­ терия) из-за локального разогрева и частичного распыления вещества мишени. По данным работы [79], для свежей мишени

период нейтронного генерато-

шени.

ра. В усовершенствованных конструкциях нейтронных генера­ торов высокая интенсивность потока нейтронов (1010—10й ней­ трон/сек) поддерживается постоянной в течение 100 ч и более.

Нейтронный генератор дает поток быстрых нейтронов со зна­ чительным градиентом. Величина последнего зависит от экспе­ риментальных условий: фокусировки и размеров пучка, рас­ стояния от мишени и других факторов [80]. Уменьшение плот­ ности потока нейтронов с расстоянием показано на рис. И, а при смещении от оси пучка на разных расстояниях от мишени — на рис. 12. Для получения медленных нейтронов около мишени генератора устанавливают систему с замедлителем.

С помощью нейтронных генераторов проводят активацион­ ные определения на быстрых и тепловых нейтронах. Как пра­ вило, аналитические методики основываются на короткоживущих радиоизотопах с периодом полураспада от нескольких секунд до нескольких часов. Поэтому нейтронные генераторы обязательно оборудуются пневмопочтой.

69