книги из ГПНТБ / Пикаев, А. К. Дозиметрия в радиационной химии

Необходимо отметить еще одну особенность дозиметрии реак^ торного излучения. Как известно, ЛПЭ этого вида излучения за­ висит от энергетического спектра быстрых нейтронов и соотноше­ ния потоков нейтронов и у-лучей. В случае одного и того же реак­ тора на эти параметры сильное влияние оказывает расстояние сосуда с дозиметрической системой от активной зоны. Поэтому для успешного проведения радиационно-химического экспери­ мента следует не только точно соблюдать идентичность положения дозиметра и облучаемого образца относительно активной зоны реактора, но и знать для этого положения величину выхода пре­ вращения в дозиметрической системе (естественно, если выход зависит от ЛПЭ).

ЛИ Т Е Р А Т У Р А

1.I. Draganic. Determination of Absorbed Dose in Reactors. Vienna, IAEA, 1971, p. 197.

2.J. Wright. Disc. Faraday Soc., 12, 60 (1952).

3.J. Sutton, I. Draganic, U. liering. Proc. Intern. Conference on Peaceful Uses of Atomic Energy, vol. 14. Geneva, 1956, p. 160, 301.

4.J. Pucheaull. J. Chim. pbys., 53, 705 (1956).

5.A. A. Ghosh-Mazumdar, Й. A . Singh. 1. Scient. Ind. Res., 20B, 509 (1966).

6.M. В. Владимирова, А. А. Баталов, И. А. Куликов, Л. Г. Шулятикова.

Атомная энергия, 20, 509 (1966).

7.М. В. Владимирова. Атомная энергия, 17, 222 (1964).

8.М. В. Владимирова, А. А. Баталов, И. А. Куликов, Л. Г. Шулятикова. Дозиметрия больших доз. Ташкент, «Фан», 1966, стр. 163.

9.Ю. Е. Тиликс, Д . К. Топе, В. Я . Калъкис. Радиационная физика. II.

Рига, Изд-во АН ЛатвССР, 1964, стр. 39.

10. 10. С. Рябухин, В. В. Ткаченко, Г. С. Бологова, Т. В. Вахлакова,

Г. М. Обатуров, А. Г. Васильев. Мед. радиол., 14, № 8, 66 (1969).

11.10. С. Рябухин, Дозиметрия и радиационные процессы в дозиметриче­ ских системах. Ташкент, «Фан», 1972, стр. 185.

12.G. Ahnstrdm, G. Guerrieri, М. Giacomelli, L. DiPallo. Rep. RT/B10, No. 64, 1964, p. 26; цит. по [1].

13.J. Jaspert. Rep. CEA-CEN, Int./Pi—171127 (1963); цит. по [1].

14.E. J. Hart, P. Walsch. Proc. II United Nations Intern. Conference on Peaceful Uses of Atomic Energy, vol. 29. Geneva, 1958, p. 38.

15.С. В. Стародубцев, Ш. А. Абляев, В. В. Генералова. Атомная энергия, 8, 264 (1960).

16.С. В. Стародубцев, В. В. Генералова, Г. В. Поляк. Радиационная фи­ зика. II. Рига, Изд-во АН ЛатвССР, 1964, стр. 27.

17.В. В. Генералова. Дозиметрия больших доз. Ташкент, «Фан», 1966, стр. 29.

18.Л . X. Абдукадырова, В. В. Генералова, Н. А. Ремискевич. Там же, стр. 168. ^

19.И. X. Абдукадырова, В. В. Генералова. Дозиметрия интенсивных пото­ ков ионизирующих излучений. Ташкент, «Фан», 1969, стр. 157.

20.С. В. Стародубцев, В. В. Генералова. Изв. АН УзбССР, серия физ-мат. наук, 1963, стр. 46.

21.Л. Г. Гуревич, И. X. Абдукадырова. Дозиметрия интенсивных потоков ионизирующих излучений. Ташкент, «Фан», 1969, стр. 61.

22.С. В. Стародубцев, И. X. Абдукадырова, В. В. Генералова. Изв. АН УзбССР, серия фиэ.-мат. наук, 1966, 62.

299

23.В. Г. Дзаптиев, Е. Л. Ковалева. Вести. АН БССР, серия фпз.-техн. наук,

№1, 47 (1967).

24.Г. С. Бологова, Б. А. Брискман, В. В. Ткаченко, В. П. Тусова. Дози­ метрия и радиационные процессы и дозиметрических системах. Ташкент, «Фан», 1972, стр. 162.

25.Е. П. Ковалева, Е. Л. Пепгряев, Е. П. Калязин. Там же, стр. 167.

26.I. Draganic. J. Chim. pliys., 52, 595 (1955).

27.I. Draganic. J. Chim. pliys., 56, 9 (1959).

28.I . Draganic, B.Radak, V. Markovic. Intern. J. Appl. Radiation Isotopes, 16, 145 (1965).

29.0. Gal, S. Pribicevic, S. Constanlinovic, I. Draganic. Bull. Inst. Nucl. Sci. Boris Kidrich, 13, 54 (1962).

30.V. Marcovic, I. Draganic. Radiation Res., 36, 588 (1968).

31.J.Fenger. Riso Rep., No. 67 (1963); цит. по [1].

32.K . Gopakumar. Int. Rep. Trombay, India (1968); цит. по [1].

33.В. В. Ткаченко. Радиационная дозиметрия и спектрометрия ионизирую­ щих излучений. Ташкент, «Фан», 1970, стр. 169.

35.А. М . Афанасьев, Л. Т. Бугаенко, В. М . Бяков, Е. Л. Калягин, Е. П. Ко­ валева, Ф. Т. Личипоров, Е. II. Петряев. Вестн. АН БССР, серия физ,- энерг. наук, № 4, 23 (1970).

36.Е. П. Петряев, Ё. П. Калязин, Е. П. Ковалева. Дозиметрия и радиаци­ онные процессы в дозиметрических системах. Ташкент, «Фан», 1972, стр. 170.

37.Е. П. Ковалева. Автореферат канд. дисс. Минск, Ин-т ядерной энерге­ тики АН БССР, 1972.

38.A. W . Boyd., II. W, J. Connor. Can. J. Chen:., 42, 1418 (1964).

39.I. Rules, M. Gees. Proc. II Tihany Symposium on Radiation Chemistry. Budapest, 1967, p. 319.

40.I. Kiss, K . Pinter, M. Iioder. Ibid., p. 391.

42.E. Proksch, II. Bildstein. Intern. J. Appl. Radiation Isotopes, 16, 56 (1956).

43.In-Pile Dosimetry. Vienna, IAEA, 1965.

44.Z. Spumy, J. Sulgova, J. Hruska. Jaderna Energ., 9, 329 (1963).

45.S. C. Sigoloff. Nucleonics, 14, No. 10, 54 0956).

46.E. Proksch. Atompraxis, 13, 190 (1967).

47.E. Proksch. Solid State and Chemical Radiation Dosimetry in Medicine and Biology. Vienna, IAEA, 1967, p. 307.

48.E. Proksch. Intern. J. Appl. Radiation Isotopes, 22, 441 (1971).

49.P. Gehringer, P. Krenmayr, E. Proksch. Proc. I ll Tihany Symposium on Radiation Chemistry, vol. 1. Budapest, 1973, p. 371.

50.C. D. Bopp, W . W . Parkinson, R. L. Towns, W . K . Kirkland. Rep. ORNL — 3213, 1961, p. 95; цит. по [1].

51.O. Gal, 1. Draganic. Intern. J. Appl. Radiation Isotopes, 22, 753 (1971).

52.E. Jeltsch. Atomkernenergie, 14, 369 (1969).

53.Я . И. Лаврентович, А. Б. Зверев, А. А. Великовский, A. M. Кабакчи.

Химия высоких энергий, 3, 147 (1969).

54.Я . И. Лаврентович, Г. С. Якименко, А. Б. Зверев, А. М. Кабакчи.

Атомная энергия, 27, 296 (1969).

55.Я . И. Лаврентович, Л. Е. Коваленко, А. Г. Старенький, А. А. Вели­ ковский, А. М. Кабакчи. Дозиметрия и радиационные процессы в дози­ метрических системах. Ташкент, «Фаи», 1972, стр. 178.

56.Я. И. Лаврентович, А. И. Левон, Г. Н. Мельникова, А. М. Кабакчи.

Атомная энергия, 19, 273 (1965).

57.G. Ahnstrom, L. Ehrenberg. Selected Topics in Radiation Dosimetry. Vienna, IAEA, 1961, p. 603.

300

58.Р. Наг leek, S. Dondes. Nucleonics, 14, No. 3, 66 (1956).

59.H. E. Simpson. Health Phys., 8, 143 (1962).

60.D. A.Flory. Nucleonics, 21, No. 12, 50 (1963).

61.AT. T. Дмитриев. Атомная энергия, 15, 52 (1963).

62.E. В. Сазонова. Радиационная дозиметрия н спектрометрия ионизирую­ щих пзлучешш. Ташкент, «(Ран», 1970, стр. 183.

63.Е. Н.Петр.чвв, E.1I. Ковалева. Вести. АН ВССР, серия физ.-энерг. наук, № 1, 49 (1970).

64.R. В. Thomas, J. К . Linacre. lu-Pile Irradiation Equipment and Techni­ ques (Proc. Symp. Harwell, 1966). AEHE, 1966; цнт. по [1].

65.J. Draganic. Nucleonics, 21, No. 2, 33 (1963).

66.K . Sehested, E. B/ergbekke, N. W. Holm. Proc. II Tihany Symposium on

RadiaLion Chemistry. Budapest, 1967, p. 149.

67. Г. С. Бологова, С. II. Добровольский, IT. В. Захарова, В. Д . Трусова.

Радиационная дозиметрия и спектрометрия ионизирующих излучений. Ташкент, «Фаи», 1970, стр. 165.

68.A. W. Boyd. Nucleonics, 22, No 7, 6 (1964).

69.A. W. Boyd. Determination oi Absorbed Dose in Reactors. Vienna, IAEA, 1971, p. 35.

70.A. W. Boyd, IT. W. Connor, J. J. Pieroni. CRNL — Rep. AECL — 2203 (1965); цит. no [1J.

71.A. W. Boyd. In-Pile Dosimetry. Vienna, IAEA, 1966; цит. по [1].

72.M. Corbal, A. Chapiro, C. Cousin. Conipt, reud., 235, 799 (1952).

73.P. Bonet-Maury. Brit. J. Radiology, 24, 284 (1951).

74.J. Pucheault. Comp, rend., 240, 772 (1952).

75.E. J. Hart, S. Gordon. Nucleonics, 12, No. 4, 40 (1954).

76.E. Saeland, L. Ehrenberg. Acta Chem. Scand., 6, 1113 (1952).

77.L. Ehrenberg, E. Saeland. Nucl. Sci. Abstr., 9, N 3, 899 (1955).

78.R. McDonnell, E. J. Hart. J. Am. Chem., Soc., 76, 2121 (1954).

79.Ii. IT. Schuler, N .F . Barr. J. Am. Chem. Soc., 78, 5766 (1956).

80.I. Dargenic, J. Sutton. J. Cbim. phys., 52, 327 (1955).

81.A. W. Boyd. Determination of Absorbed Dose in Reactors. Vienna, IAEA, 1971, p. 7.

82.E. J. Hart, P. D. Walsch. Radiation Res., 1, 342 (1954).

86.S. С. Sigoloff. Selected Topics in Radiation Dosimetry. Vienna, IAEA, 1961, p. 337.

87.С. В. Стародубцев, M. 11. Гурский, A. II. Цой. Дозиметрия больших доз. Ташкент, «Фаи», 1966, стр. 156.

88.И. Г. Берзина. Там же, стр. 173.

89.М. II. Гурский, А. 11. Цой. Радиационная дозиметрия и спектрометрия ионизирующих излучении. Ташкент, «Фан», 1970, стр. 174.

90.Б. А. Вайншток, В. В. Генералова, ТТ. Ф. Левченко. Там же, стр.

91.И. А. Бочвар, Т. Б. Кериим-Маркус, А. А. Васильева, Т. И. Прошина,

3.М. Сырицкая, В. В. Якубик. Атомная энергия, 15, 48 (1963).

92.N . Haring, М. Schon. Proc. IX Intern. Congress (Munich, 1979); цпт. по S. Ilayakawa. Determination of Absorbed Dose in Reactors. Vienna, IAEA, 1971, p. 223.

93.A. R. Reedy, K . Ayyangar, G. L. Brownell. Radiation Res., 40, 552 (1962).

94. G. W. Endres, L. F. Kocher. Rep. BNWL— 1080 (1969); цнт. no S.Hayakawa, Determination of Absorbed Dose in Reactors. Vienna, IAEA, 1971, p. 223.

301

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Изложенный п книге материал показывает, что в настоящее время радиационная химия располагает многими методами дози­ метрии. Читатель мог убедиться, что с их помощью возможно в лабораторпых условиях определять с большой точностью дозы различных видов излучения: рентгеновских и у-лучей, быстрых электронов, тяжелых заряженных частиц, нейтронов, осколков деления. Вместе с тем в этой области есть и нерешенные проблемы. Остановимся на некоторых из них.

Во введении отмечалось, что современный этап развития радиа­ ционной химии характеризуется разработкой и внедрением в про­ мышленность нескольких процессов, в которых используется энер­ гия ионизирующего излучения. Однако проблема технологичес­ кой дозиметрии еще далека от своего решения.

Существующие технологические радиационные процессы можно разделить на две большие группы. В первую группу следует вклю­ чить радиационно-химические процессы (радиационно-химический синтез, полимеризация, радиационная модификация, материалов и т. д.), во вторую — радиационную стерилизацию лекарствен­ ных препаратов и медицинского оборудования, радиационное кон­ сервирование пищевых продуктов и т. и.

В радиационно-химической технологии нередко нет необхо­ димости измерять поглощенные дозы, поскольку степень облуче­ ния определяется здесь путем контроля количества или качества целевого продукта [1—4]. Такие процессы обычно характеризу­ ются параметрами источника ионизирующего излучения, геомет­ рией аппаратуры, скоростью подачи сырья и т. п. И если целевой продукт получается в количестве,4 соответствующем заданным технологическим условиям, или же~он в [результате радиацион­ ной обработки"приобретает необходимые качества, это означает, что процесс протекает нормально/В противном случае должны быть изменены, например, условия облучения. Н. Хольм [2] пред­ лагает этот метод контроля радиационно-химического процесса называть «дозиметрией эффекта».

Дозиметрические измерения проводятся на стадиях лабора­ торной и полупромышленной отработки радиационно-химического процесса. Кроме того, эти измерения необходимы в случае радиа­ ционных процессов второй группы. Здесь объект, как правило, облучается до строго определенной дозы (например, при стерили-

30?

зации лекарственных препаратов или медицинского оборудования эта доза равна 2,5 Мрад), н поэтому требуется знать, что каждый образец «получил» такую дозу. Дозиметры, фиксирующие кон­ кретные дозы, называются дозиметрами-индикаторами (см. также стр. 223). К настоящему времени, как это уже было отмечено в главе VIII, описано всего несколько таких дозиметров. Оип явля­ ются преимущественно полимерными плепкамн, содержащими красители или их лейкоосноватшя. Очевидно, дальнейшие иссле­ дования с целью разработки дозиметров-индикаторов для различ­ ных диапазонов доз представляют существенный интерес.

Согласно [2], другое перспективное направление в технологи­ ческой дозиметрии — это поиски систем, с помощью которых можно осуществлять автоматическую регистрацию дозы. В связи с этим важпое значение имеют скопструироваиные В. В. Генера­ ловой и сотр. [5—8] специальные петлевые устройства. В этих устройствах через поле радиации постояппо циркулирует дози­ метрическая жидкость. В качестве такой жидкости применялся водный раствор глюкозы. В результате облучеппя в нем проис­ ходит увеличение вязкости и электропроводности, а также наблю­ дается газовыделеппе. Путем измерения этих изменений можно непрерывно контролировать поглощепиые дозы в диапазоне 10° — 8-108 рад. Контроль осуществляется с помощью речейпых устройств. Рассмотрим в качестве примера принцип действия ре­ лейного устройства, работающего па основе изменений электро­ проводности раствора [8].

Устройство состоит из электролитической ячейки с раствором глюкозы, усилителя низкой частоты, электроппого реле и блоков питания. К электродам ячейки подается напряжение порядка 1,5 —2 в. Через раствор протекает ток, который при облучении возрастает вследствие умепыпеппя сопротивления. Выходной сиг­ нал из ячейки после усиления и выпрямлеппя подается на вход электронного реле. Последнее собрано по мостовой схеме. Оио «срабатывает» (загорается красная сигпалъпая лампочка), когда в схему из ячейки поступает ток, равпый пекоторой заранее задан­ ной величине. Изменение дозы (т. е. тока), при которой загорается лампочка, осуществляется варьированием напряжения, подавае­ мого в схему. Описанное релейное устройство удовлетворительно функционирует в диапазонах температур 35 —60° С и мощностей дозы 100—3000 рад!сек.

Недавно сконструированы и другие подобные устройства. В работе [9] описан метод непрерывной регистрации поглощенных доз у-излучения в интервале 0,06—1 Мрад с помощью 18%-пого водного раствора глюкозы. Доза измеряется по увеличению опти­ ческой плотности облученного раствора при 265 нм. Раствор не­ прерывно протекает через радиационно-химический аппарат и за­ тем через измерительную кварцевую кювету. Оптическая плот­ ность раствора в этом методе регистрируется с помощью фото­ умножителя ФЭУ-39. Е. П. Петряев и др. [10] предложили ис­

304

пользовать 3 М водный раствор метанола для технологической дозиметрии смешанного реакторного излучения. Ими найдено, что выход этиленгликоля не зависит от скорости протока раствора в диапазоне от 0 до 620 мл!час. Способ пригоден для определения доз

дозиметрии реакционного объема с использованием закиси азота в случае пучков быстрых электронов. В этой схеме доза измеря­ ется по количеству выделившегося водорода, определяемому ме­ тодом газовой хроматографии.

Рассмотренные устройства являются первыми в области авто­ матизации процессов измерения поглощенной дозы в радиационнохимической технологии. Желательны дальнейшие работы в этом направлении с целью создания более простых и надежных уст­ ройств.

В радиационных процессах облучению часто подвергаются объекты, состоящие из самых разнообразных материалов, имею­ щие различные размеры, конфигурацию и т. п. Это обусловливает существенные трудности при проведении дозиметрических измере­ ний. Отметим некоторые из таких трудностей.

При действии у-излучеиия на сравнительно большие объекты доза вследствие рассеяния квантов значительно зависит от при­ роды материала объекта (см. также стр. 120). Поэтому для опре­ деления дозы необходимо использовать дозиметрическую систему, которая по своим характеристикам близка к материалу облучае­ мого объекта. В дозиметрии электронных потоков это усложняю­ щее обстоятельство не имеет места. В этом случае доза в дозиметре и объекте пропорциональна их тормозным способностям.

При осуществлении тех нологических процессов во многих слу­ чаях (особенно при работе с электронными пучками) необходимо знать простраиствениое распределение дозы в облучаемом объекте. В последнее время это выполняется преимущественно с помощью пленочных дозиметров. Особенности соответствующих измерений подробно изложены в недавнем обзоре У. Мак-Лафлина и др. [12]. Там же сделай анализ возможных ошибок при использовании этих дозиметров.

Свою специфику имеет дозиметрия в случае гетерогенных сис­ тем. Особенно это относится к измерениям дозы для полимеров, находящихся в контакте с металлами. Как следует из работы А. X. Брегера и сотр. [13], доза в поверхностных слоях полимера, грани­ чащих с металлом, существенно отличается от дозы в толще поли­ мера. Согласно [12—14], для определения доз в таких гетероген­ ных системах удобны пленочные дозиметры.

Другая нерешенная проблема — это проблема единства измере­ ний поглощенной дозы при проведении радиационно-химических ис­ следований [2, 15]. По ГОСТ 16263—70 [16] единство измерений — состояние измерений, при котором результаты выражены в уза­ коненных единицах и погрешности измерений изве стны с заданной

305

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Изложенный в книге материал показывает, что в настоящее время радиационная химия располагает многими методами дози­ метрии. Читатель мог убедиться, что с их помощью возможно в лабораторных условиях определять с большой точностью дозы различных видов излучения: рентгеновских и у-лучей, быстрых электронов, тяжелых заряженных частиц, нейтронов, осколков деления. Вместе с тем в этой области есть и нерешенные проблемы. Остановимся на некоторых из них.

Во введении отмечалось, что современный этап развития радиа­ ционной химии характеризуется разработкой и внедрением в про­ мышленность нескольких процессов, в которых используется энер­ гия ионизирующего излучения. Однако проблема технологичес­ кой дозиметрии еще далека от своего решения.

Существующие технологические радиационные процессы можно разделить на две большие группы. В первую группу следует вклю­ чить радиационно-химические процессы (радиационно-химический синтез, полимеризация, радиационная модификация, материалов и т. д.), во вторую — радиационную стерилизацию лекарствен­ ных препаратов и медицинского оборудования, радиационное кон­ сервирование пищевых продуктов и т. и.

В радиационно-химической технологии нередко нет необхо­ димости измерять поглощенные дозы, поскольку степень облуче­ ния определяется здесь путем контроля количества или качества целевого продукта [1—4]. Такие процессы обычно характеризу­ ются параметрами источника ионизирующего излучения, геомет­ рией аппаратуры, скоростью подачи сырья и т. и. И если целевой продукт получается в количестве,4 соответствующем заданным технологическим условиям, или же'рн в результате радиацион­ ной обработки"приобретает необходимые качества, это означает, что процесс протекает нормально.’'В противном случае должны быть изменены, например, условия облучения. Н. Хольм [2] пред­ лагает этот метод контроля радиационно-химического процесса называть «дозиметрией эффекта».

Дозиметрические измерения проводятся на стадиях лабора­ торной и полупромышленной отработки радиационно-химического процесса. Кроме того, эти измерения необходимы в случае радиа­ ционных процессов второй группы. Здесь объект, как правило, облучается до строго определенной дозы (например, при стерили-

Щ

зации лекарственных препаратов или медицинского оборудования эта доза равна 2,5 Мрад), и поэтому требуется знать, что каждый образец «получил» такую дозу. Дозиметры, фиксирующие кон­ кретные дозы, называются дозиметрамп-ипдпкаторамн (см. также стр. 223). К настоящему времени, как это уже было отмечено в главе VIII, описано всего несколько таких дозпметров. Они явля­ ются преимущественно полимерными пленками, содержащими красители пли их лепкоосноватшя. Очевидно, дальнейшие иссле­ дования с целью разработки дозпметров-ипднкаторов для различ­ ных диапазонов доз представляют существенный интерес.

Согласно [2], другое перспективное направление в технологи­ ческой дозиметрии — это поиски систем, с помощью которых можно осуществлять автоматическую регистрацию дозы. В связи с этим важное значение имеют сконструированные В. В. Генера­ ловой и сотр. [5—81 специальные петлевые устройства. В этих устройствах через поле радиации постоянно циркулирует дози­ метрическая жидкость. В качестве такой жидкости применялся водный раствор глюкозы. В результате облучеппя в пем проис­ ходит увеличение вязкости и электропроводности, а также наблю­ дается газовыделепие. Путем измерения этих изменений можно непрерывно контролировать поглощеппые дозы в диапазопе 10° — 8-108 рад. Коптроль осуществляется с помощью ретейпнх устройств. Рассмотрим в качестве примера принцип действия ре­ лейного устройства, работающего на оспове изменений электро­ проводности раствора [81.

Устройство состоит пз электролитической ячейки с раствором глюкозы, усилителя низкой частоты, электронного реле и блоков питания. К электродам ячейки подается напряжение порядка 1,5 —2 в. Через раствор протекает ток, который прп облучении возрастает вследствие умепьшения сопротивления. Выходной сиг­ нал пз ячейки после усиления и выпрямления подается па вход электронного реле. Последнее собрано по мостовой схеме. Оно «срабатывает» (загорается красная сигнальная лампочка), когда в схему из ячейки поступает ток, равный некоторой заранее задан­ ной величине. Изменение дозы (т. е. тока), при которой загорается лампочка, осуществляется варьированием напряжения, подавае­ мого в схему. Описанное релейное устройство удовлетворительно функционирует в диапазонах температур 35 —60° С и мощностей дозы 100—3000 рад/сек.

Недавно сконструировать п другие подобные устройства. В работе [9] описан метод непрерывной регистрации поглощенных доз у-излучения в интервале 0,06—1 Мрад с помощью 18%-иого водного раствора глюкозы. Доза измеряется по увеличению опти­ ческой плотности облученного раствора при 265 нм. Раствор не­ прерывно протекает через радиациопно-химический аппарат и за­ тем через измерительную кварцевую кювету. Оптическая плот­ ность раствора в этом методе регистрируется с помощью фото­ умножителя ФЭУ-39. Е. П. Петряев и др. [10] предложили ис­

304