книги из ГПНТБ / Методы радиоизотопного анализа продуктов нейтронной активации и деления

энергий более 1 Мэв могут быть использованы пики двойного вылета аннигиляционных квантов [58].

Как показывает практика анализа, при использова­ нии вышеописанных приемов удается достаточно точно определить энергии фотопиков, зарегистрированных на спектрограммах проб сложного состава. Идентификация фотопиков в отдельных случаях производится путем по­

изотопы с каскадной схемой распада. Зависимость фотоэффективиости от энергии у-квантов выражается урав-, нением прямой (в двойном логарифмическом масшта­ бе). Наклон этой прямой определяется из следующего соотношения:

где ii\ и ii2 — квантовые выходы находящихся в каскаде у-линий с энергиями Е\ и Е2 соответственно; S| и S2 — площади фотопиков с энергиями Е\ и Е2. При определе­ нии площадей фотопиков 5і и 52 на полупроводниковых спектрограммах эффектами суммирования можно прене­ бречь.

При обработке спектрограмм вручную активности ра­ диоизотопов вычисляются по площадям фотопиков по соотношениям типа (1.19) и (1.21). Как правило, на спектрограммах регистрируются одиночные фотопики, что существенно облегчает расчет активности радиоизо­ топов. Лишь небольшое число изотопов, например Np239 {Еу =277,6 кэв) и Pb203 ( Еу= 279 кэв), имеют одинако­ вые в пределах разрешения полупроводниковых спектро­ метров энергии у-квантов и близкие периоды полурас­ пада. Раздельное определение таких изотопов может быть осуществлено, если один из них имеет другие пики, автономно регистрируемые на спектрограмме.

Перечисленные в табл. 1.3 изотопы, за исключением незначительной их части, при измерении проб на полу­ проводниковом спектрометре могут быть количественно определены из однократного измерения.

Для иллюстрации на рис. 1.20 представлен у-спектр пробы, содержащей смесь осколочных продуктов с воз­ растом около 1,5 месяцев в присутствии некоторых изо-

61

топов наведенной активности. Измерения проведены на Ge (Li)-детекторе объемом 70 см3. Из рисунка видно, что хорошо разрешены фотопики с энергиями 134 кэв (Се144), 145 кэв (Се141) п 162 кэв (Ва140); 304 кэв (Ва140), 329 кэв (La140) и 364 кэв (I131); 487 кэв (La140),

497 кэв (Ru103), 512 кэв (Ru106-Rh106) и 537 кэв (Ва140); 724 кэв (Zr95), 754 кэв (Zr95), 765 кэв (Nb95), 816 кэв (La140) и 835 кэв (Мп54). Перечисленные группы пиков при измерении этой же пробы на сцинтилляционном у-спектрометре должны были сформировать всего четы­ ре пика со средними энергиями 145, 330, 500 и 760 кэв соответственно. Таким образом, однократное измерение рассматриваемой пробы на Ge (Li)-детекторе позволяет определить содержание в ней Мп54, Fe59, Со60, Zr95, Nb95,

62

Ru103, Ru106, I131, Cs137, Bal4t), La1'10, CeMI, Ce14'1. При об­ работке спектрограмм, полученных на полупроводнико­ вом спектрометре, нет необходимости вводить какие-ли­ бо предположения о степени равновесия генетически связанных пар изотопов Ba140-^-LaM0, Zr95-*-Nb95 и т. д.

ров пяти проб, полученные по однократным измерениям на полупроводниковом спектрометре, в‘сопоставлении с радиохимическими определениями из тех же растворов.

. В таблицу включены пары изотопов с близкими энер­ гиями у-излучения, которые не разрешаются при измере­ ниях на сцинтилляционном спектрометре. Результаты анализов приведены в относительных единицах. За еди­ ничную активность каждого изотопа приняты результа­ ты радиохимического анализа. Как видно из приведен­ ных данных, результаты двух способов анализа удов­ летворительно сходятся. Расхождение в самых небла,- гоприятных случаях не превышает 20%.

низких величин загрязнения внешней среды, на рис. 1.21 приведен у-спектр пробы глобального радиоактивного загрязнения атмосферы. На у-спектрах, полученных на Ge (Li)-детекторах объемом 56 см3 («жесткий» диапа­ зон) и 7 см3 («мягкий» диапазон), отчетливо разрешены пики Zr95 и Nb95, Ru'03, Rh106 и Be7, Се141 и Се144.

Р-с п е к т р о м е т р и я

Аппаратурный ß-спектр, полученный на сцинтилляци­ онном спектрометре, представляет собой непрерывное распределение с четко выраженным максимумом. Форма

63

спектра зависит от энергии ß-частиц, размеров детектора и проб и их вещественного состава.

При измерении толстослойных источников помимо об­ ратного рассеяния ß-частиц от кристалла и подложки весьма существенны эффекты рассеяния и самопоглощсния частиц в самом веществе пробы. ■Поэтому при

Рис. 1.21. уСпектры проб глобальном радиоактивной загрязненіюети атмосферы:

/ — О е.(и)-детектор объемом 7 с,и3; 2 — Ge (LD-детектор объемом 56 см*.

ß-спектрометрическом анализе следует строго соблюдать идентичность условий измерений проб и рабочих этало­ нов. Сведения о влиянии на результаты измерения ß-пз- лучения величин телесного угла, толщины подложки и поглотителей, их атомных номеров и т. п. подробно изло­ жены в работах [29, 59—65].

Если известен радиоизотопный состав, то активность отдельных изотопов в смеси может быть определена пу­

где Nh— скорости счета в интервале Е)г±ДЕд ß-спектра препарата; а,й— калибровочный коэффициент для і-изо- топа; А і — искомая активность і-изотопа; п — число изо­ топов в пробе.

64

- У

Максимальная энергия ß-частнц может быть опреде­ лена из графика Ферми — Кюри. Для сцинтилляцнонных спектрометров с постоянной шириной канала анализа­ тора можно считать, что полная энергия ß-частнц Wj,

линейно связана с ] / N k!W\G, где Nh — скорость счета

в канале, соответствующем энергии Wh [20]. Для по­ строения графиков Ферми — Кюри по оси ординат от­

кладывается величина V N j W i G (G — табулированная

модифицированная функция Ферми), а по оси абсцисс — величина Wh. Энергия ß-частиц выражается в единицах массы покоя электрона, равной 511 кэв. Обычно эти графики представляют собой прямые линии, которые пересекают энергетическую ось в точке, соответствующей максимальной полной энергии ß-частиц. Для определения кинетической энергии ß-частиц полученную величину надо уменьшить на 511 кэв. Построение графика Ферми — Кю­ ри начинается от верхней границы спектра. Наличие в таком спектре нескольких групп частиц может быть об­ наружено по отклонению графика вверх по прямой линии.

В качестве первой стадии анализа производится по­ следовательное вычитание из общего графика Ферми — Кюри графиков отдельных компонент, начиная с наибо­ лее жесткого излучателя. Таким образом, можно анали­ зировать двух-четырехкомпонентные смеси ß-пзлуча- телей.

Угловой коэффициент прямой помимо энергии зави­ сит от активности источников (у4і ■—'tg20f). Это дает воз­ можность после разложения спектра на составляющие по величине отсечки на оси ординат определить актив­ ность t-изотопа в смеси.

Для определения граничной энергии ß-частиц исполь­ зуется также модифицированный способ Харлея — Халдена [67], описанный в работах [68, 69]. Способ основан на измерении интегральных спектров ß-частиц при раз­ ных уровнях дискриминнрования импульсов. Как указы­ вают авторы, метод применим к источникам с толщи­ ной до 100 мг/см2.

Ниже будет изложено применение способов ецпнтилляционноп ß-спектрометрнн для анализа препаратов, содержащих радиоизотопы Sr и Y, и методика опреде­

по измерениям препарата Y) или накопление (расчет содержания Sr90 по измерениям препарата Sr).

В качестве рабочих эталонов используются порошко­ вые препараты Sr90+ Y90 и Y91. Наполнителями этих пре­ паратов служат карбонат Sr и оксалат Y соответствен­ но, так ка« при радиохимическом анализе Sr и Y обыч­ но выделяются в этих весовых формах. Y91, энергия ß-излучения которого близка к энергии Sr89, исполь­ зуется в качестве рабочего эталона и для Sr89.

Расчет активностей Sr89 и Y91 производится по анало­ гичным соотношениям:

66

для Sr89 или Y91 в энергетической области Ер, т — хими­ ческий выход изотопа по анализу; 1\ и /2— поправки на разность толщины рабочего эталона и пробы при изме­ рении в области Е 1 для Sr90+ Y90 и Y91 соответственно.

При определении Y90 вводить поправку I не тре­ буется, так как скорость счета в энергетическом интер­ вале спектра 1700—2200 кэв практически не зависит от вариаций в толщине препаратов (Й=11—55 кг/см2).

Пороговая активность, выше которой содержание изотопов в препарате определяется с погрешностью не больше 30%, составляет для Sr89 и Y91 9,5■ 10—12 кюри (при равных активностях этих изотопов и Y90 в препара­ тах), для Y90 — 4,2-ІО-12 кюри.

Для снижения пороговой активности Sr89 измерения препаратов должны проводиться сразу после радиохими­ ческого выделения Sr, чтобы избежать существенного вклада накапливающегося Y90. Для снижения пороговой активности Y91 его определение целесообразно проводить через 10—12 суток после радиохимического выделения.

Для определения содержания Sr90, Ru106 и Се144 в пробах почвы и аэрозолей толщина препаратов проб с общей удельной активностью более ІО-8 кюри/мг должна быть около 50 мг/см2, проб с общей удельной актив­ ностью около 10_|° кюри/мг — 1000 мг/см2.

Для расчета активности радиоизотопов целесообраз­ но выбрать следующие рабочие интервалы на спектро­ граммах: Sг90+Y90— 1710—1870 кэв (£,), Се144+ Рг144— 2530—2700 кэв (Д2), Ru106+ Rh106— 3160—3320 кэв (£3).

В соответствии с соотношением (1.53) система урав­ нений для этого случая имеет вид:

A7s = a'°<MRll;

Nz = а' 44ЛСе + а‘ 06ЛКи ;

Лзг, АСе, А ни — активность Sr90, Се1’14 н RuIÜG.

Как показало сравнение результатов ß-спектрометри- ческих и радиохимических анализов, определение Sr90 в пробах может быть произведено с погрешностью 10— 20%, если его относительный вклад в активность пробы превышает 20—30%. При относительном содержании Се144 в пробах более 15% погрешность анализа состав­ ляет 10—20%. Наиболее точно в пробах такого изотоп­ ного состава определяется Ru106. При его относительной активности 5—10% погрешность анализа обычно не больше 10—15%. Приведенные выше сведения о погреш­ ностях ß-спектрометрического анализов относятся к слу­ чаю, когда удельная активность каждого изотопа в про­ бе превышает 10_|° кюри.

а-СПЕКТРОМЕТРИЯ

а-Спектрометричеекне измерения являются эффектив­ ным способом определения концентрации а-излучателей в пробах без предварительного их химического разделе­ ния, а также в радиохимических препаратах.

На спектрограммах а-излучення каждой моноэнерге­ тической a-линии соответствует один пик гауссовой фор­ мы с полушириной, зависящей в основном от разрешаю­ щей способности спектрометра и толщины источника. При измерении немоноэнергетнческнх источников на а-спектрограммах регистрируется серия пиков, положе­ ние которых определяется энергией а-частиц. Вследствие 100%-ной эффективности регистрации а-частиц, по­ падающих в детектор, площадь пиков при одинаковых условиях измерений пропорциональна только интенсив­ ности излучения данной а-лш-ши и не зависит от ее энер­ гии. Активность изотопов в препарате рассчитывается по соотношениям, аналогичным (1.19):

S f

68

где Ai и Л?т — активность t-го изотопа в препарате и эталоне соответственно; S; и S f — площадь пика пол­

ного поглощения энергии а-частиц t-го изотопа в препа­ рате и эталоне соответственно; ца — калибровочный ко­ эффициент, характеризующий эффективность спектро­ метра; І а — интенсивность а-линип.

Детекторы, используемые для а-спектрометрического анализа проб сложного состава, должны обладать высо­ кой разрешающей способностью — не хуже 1% (здесь и далее величина разрешения, если это не будет оговоре­ но особо, относится к а-линин с энергией 5 Мэв).

В настоящее время для а-спектрометрического ана­ лиза применяются импульсные камеры различных типов и полупроводниковые (в основном кремниевые) детек­ торы. Сцинтилляционные альфа-счетчики, несмотря на их доступность и удобство в эксплуатации, в лаборатор­ ной альфа-спектрометрии используются ограниченно вследствие их плохого разрешения [70, 71].

РІспользуемые для а-спектрометрического анализа импульсные камеры делятся на два типа: ионно-импульс­ ные и электронно-импульсные [64, 70].

В большинстве случаев в ионизационных а-спектро- метрах применяют электронно-импульсные камеры, в ко­ торых импульс напряжения создается за счет сбора электронов, образующихся при ионизации газа. Посколь­ ку подвижность электронов приблизительно в 100 раз выше, чем ионов, постоянная времени таких камер со­ ставляет 0,1—0,01 мсек. Для наполнения камер исполь­ зуют смесь аргона с метаном (10%), аргона с С02 [20] и аргона с азотом (2—4%) [71]; при этом необходима высокая чистота газа-наполнителя.

Энергетическое разрешение лучших образцов им­ пульсных камер достигает 0,3—0,4% [20]. Обычно изме­ рения в импульсных камерах производят в геометрии, близкой к 2л. Это дает возможность при продолжитель­ ности измерений в несколько часов определять изотопы с активностью ІО“12—ІО-13 кюри [70].

На рис. 1.23 изображен спектр a-излучения ураново­ го минерала (толщина источника 0,04 мг/см2), получен­ ный] с электронно-импульсной камерой. Из рисунка вид­ но, что по энергии пиков молено идентифицировать радиоизотопный состав этого минерала. Общий пик вследствие недостаточной разрешающей способности

69

дают Th230 (Еа = 4,68 Мэв), U234 (Еа= 4,77 Мэв) и Ra226 (Еа =4,78 Мэв) [72].

Несмотря на хорошие эффективность и энергетиче­ ское разрешение, импульсные камеры вследствие их сложного устройства и трудностей, связанных с эксплуа-

Рис. 1.23. Спектр a-излучения уранового минера­ ла (содержание урана в пробе 0,1%, толщина слоя около 0,04 мг/см2) [72].

тацией, в настоящее время вытесняются более современ­ ной аппаратурой — полупроводниковыми детекторами [22, 23]. Основными преимуществами таких детекторов являются отличное энергетическое разрешение (0,2— 0,5%), линейность сигнала в широком диапазоне энер­ гий, весьма низкая фоновая активность детекторов и, наконец, небольшие размеры и удобство в эксплуатации.

70