Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Центры ядерных исследований и технологий основные требования, существующий статус и перспективы развития. Учебное пособие
.pdf
51
Источниками нейтронов, которые применяются в НАА, являются:
- генераторы нейтронов (107- 1011 см-2 ·с-1);
- радиоактивные источники нейтронов (105- 107 см-2 ·с-1);
- нейтронные размножители (107- 109 см-2 ·с-1);
- ядерные реакторы (поток до 1014 см-2 ·с-1).
В качестве источников со средним значение потока можно упомянуть нейтронные генераторы (рисунок 1.2.3.5.1). В качестве
нейтронных генераторов можно использовать различные типы ускорителей. На ускорителях дейтронов, протонов, а также под воздействием тормозного излучения на ускорителях электронов протекают
соответственно реакции (d,n), (p,n) и (γ,n). Нейтронные генераторы,
работающие на дейтонах в зависимости от протекающей реакции
подразделяются на генераторы D-D и D-T. В них взаимодействуют
дейтон с дейтоном, или дейтон с тритием: +D=3He+n D+T=4He+n.
В результате первой реакции образуются нейтроны с энергией примерно 2.2 МэВ, а по второй реакции - нейтроны с энергией примерно
14 МэВ. Поток нейтронов может достигать значений 5∙1010
н/см2·сек.
Рисунок 1.2.3.5.1 – Нейтронный генератор НГ-150
В радиоизотопных источниках используются нейтроны спонтанного деления (
252
Cf) или реакции типа (α,n) и (γ,n). Один миллиграм
252
Cf испускает 2.28∙109 нейтронов в секунду с энергией 1.5 МэВ.
52
Нейтронный источник, использующий реакции (α,n), должен содержать альфа-источник и легкий изотоп (Li, Be), на котором происходит реакция (α,n). Например, в Pu/Be источнике используется смесь
металлического порошка бериллия с небольшим количеством α-излучателя - полония. Нейтроны образуются в реакции 9Be(α,n)12C. В
этом источнике получаются нейтроны, обладающие практически
сплошным спектром энергий от 0 до 13 МэВ. Источником нейтронов, основанным на фотоядерной реакции, является смесь радия и
бериллия. В этом случае источник нейтронов представляет собой систему из двух запаянных ампул. Внутри ампулы с порошком бериллия помещается ампула с солями радия таким образом, что на бериллий действует только гамма-излучение, проходящее через стенки
внутренней ампулы. Нейтроны образуются в реакции 9Ве(γ,n)8Ве, такой источник испускает монохроматические нейтроны с энергией
110 кэВ.
Ядерные реакторы являются мощными источниками нейтронов.
Спектр нейтронов очень широк. В нем выделяют 3 компоненты тепловые, эпитепловые (резонансные) и быстрые нейтроны (рисунок 1.2.3.5.2).
Рисунок 1.2.3.5.2 – Спектр нейтронов реактора
Тепловые нейтроны – это нейтроны с энергией < 0.5 эВ. Они
находятся в тепловом равновесии с атомами материала реактора.
При комнатной температуре они имеют энергетическое распределение Максвелла-Больцмана со средней энергией 0.025 эВ и наиболее
53
вероятной скоростью 2200 м/с. При облучении образцов, как правило, 90-95% нейтронного потока составляют тепловые нейтроны.
Реактор мощностью 1 МВт обеспечивает нейтронный поток
~1013 (cм-2с-1). Предел обнаружения большинства элементов при ис-
пользовании таких потоков составляет 10-5-10
-10
%. Эпитермальные
нейтроны имеют энергии в диапазоне от 0.5 эВ до ~0.5 МэВ. Их доля
в реакторе ~2%. Кадмиевая пластинка толщиной 1 мм поглощает все
тепловые нейтроны, но пропускает эпитепловые и быстрые
нейтроны. Как тепловые, так и эпитепловые нейтроны вызывают в
мишени реакции (n,γ). Доля быстрых нейтронов (> 0.5 МэВ) в реакторе составляет ~5%. Они вызывают реакции (n,p), (n,n') и (n,2n) и
практически не вызывают реакции (n,γ).
При работе реактора в постоянном режиме нейтронный поток
бывает достаточно стабильным и его изменения не превышают за
несколько часов 0.1%. Однако для большего диапазона времени эта
величина возрастает и может составить значения 1% за несколько
дней и 1.6% за 1 месяц. В некоторых случаях резонансные и быстрые
нейтроны могут сильно мешать проведению анализа. В таких случаях образец облучается в так называемой тепловой колонне. Тепловая колонна, будучи расположена на некотором удалении от центра активной зоны снабжена отражателями и дополнительными замедлителями. В этой колонне доля тепловых нейтронов бывает достаточно большой, поэтому большим бывает и значение кадмиевого
отношения. Метод нейтронно-активационного анализа Метод
нейтронно-активационного анализа (НАА), основанный на активации изотопов химических элементов нейтронами является среди методов активационного анализа ведущим и наиболее распространенным. Известно, что нейтроны, не имея заряда, при приближении к
атомам не взаимодействуют с электронным облаком, а взаимодействуют непосредственно с ядрами. Поэтому, нейтроны даже относительно малой энергии из-за отсутствия потенциального барьера
легко проникают внутрь ядра. Нейтроны проходя через вещество, в
зависимости от своей энергии могут испытывать различные виды
взаимодействия, о которых мы упоминали выше. В связи с тем, что
ведущей среди этих реакций является реакция на тепловых нейтронах (n, γ) мы рассмотрим нейтронно-активационный анализ, основанный на этой реакции. Имеющиеся данные показывают, что из 84
элементов, являющихся стабильными (либо, радиоактивных, но
54
имеющих очень большие периоды полураспада (U, Th), 74 элемента
можно определять методом нейтронно-активационного анализа.
Этим методом не определяются лишь 10 самых легких элементов (H,
He, Li, Be, B, C, N, O, F, Ne). По параметрам определения других элементов в целом, метод практически не имеет конкурентов, хотя различные элементы определяются с различными чувствительностями.
На рисунке 1.2.3.5.3 показаны энергетические спектры этих источников источники нейтронов
Рисунок 1.2.3.5.3 – Энергетический спектр нейтронов от различных источников
(1 - ядерный реактор и радиоактивный источник
252
Cf; 2 - циклотрон, пучок дейтро-
нов с энергией 40 МэВ, мишень бериллий; 3 -
241
Am/Be источник; 4 - 14 МэВ
нейтронный генератор)
При проведении анализа наиболее распространенным является
регистрация и идентификация линий излучения образовавшихся
изотопов с энергией квантов от 0.1 до 3.0 МэВ [26].
Окончательное решение по выбору условий обучения включает
определение потока и длительности облучения. В первом приближении продолжительность облучения образца и время выдержки образца между облучением и счётом выбирается так, чтобы активность
долгоживущих видов была существенно больше активности короткоживущих. С учётом радиоактивных равновесий при облучении,
облучение редко ведут дольше двух-трёх периодов полураспада возникающего нуклида. Например, при анализе алюминия образец облучают 10 мин нейтронным потоком 5∙1010 н/см2·с. Массу (m), присутствующего в образце элемента, рассчитывают по формуле:
55
где А - атомная масса определяемого элемента; а - активность
(скорость распада определяемого элемента); λ - его постоянная распада; σ - сечение ядерной реакции; θ - доля распространённости элемента, подвергающегося ядерной реакции; φ - плотность потока
нейтронов, NA - число Авогадро; t - время облучения; t1 - время после облучения.
Все члены в правой части уравнения известны и можно вычислить вес присутствующего в образце элемента, но на практике, однако, σ неизвестно с достаточной точностью, φ трудно точно измерить и не всегда легко определить абсолютную скорость распада а.
Поэтому, неизменно используют сравнительный метод, в котором
активность элемента в образце сравнивается с активностью эталона
определяемого элемента. Тогда массу элемента в образце (mx) легко
вычислить из соотношения:
где mэ - масса элемента в эталоне; Iх и Iэ - скорости счёта в образце
и эталоне, измеренные в идентичных условиях.
Наиболее распространенным способом НАА является способ с
регистрацией гамма-излучения радиоизотопов. Для этого используются γ-спектрометры (рисунок 1.2.3.5.4).
56
Рисунок. 1.2.3.5.4 – Спектр гамма-излучения стандартного образца СА-1 (t
обл
=
15 ч, t
ост
= 30 д, t
изм
= 400 с)
Возможные применения нейтронно-активационного анализа:
Геологические изыскания.
Биология
- Токсины в рыбе и сельскохозяйственной продукции.
- Следовые элементы в масле и липидах.
- Содержание йода в пище.
- Анализ фтора в потребительских продуктах.
Химия
- Загрязнители в солях, чистых кристаллах и металлах.
- Определение добавок и загрязнителей в маслах и пластмассах.
Производство
- Состав и примеси в металлах, тонкопленочные отложения
пластмасс, анализ сложных структур.
- Определение примесей в полупроводниках.
- Обнаружение галогенов при производстве продукции.
Судебно-медицинская экспертиза
- Анализ пуль и других материалов с места преступления (краска,
стекло, металлы)
Медицина
- Токсины и микроэлементы в образцах волос, кожи и ногтей.
- Обнаружение серебра, используемого в медицинских изделиях.
Археологическое дактилоскопирование
1.2.3.6 Испытание изделий в смешанном поле излучений
В экспериментальных каналах реактора могут производиться
различные виды испытаний. Испытание материалов и изделий на радиационную стойкость к воздействию различного вида ионизирующих излучений (электроны, реакторные нейтроны, протоны, гаммакванты) в различных средах (вода, воздух, вакуум, инертные газы)
при различных температурах, в условиях, приближенных к реальной
эксплуатации. При этом, в процессе испытаний изделий возможен
съем различных параметров в непрерывном (on-line) режиме с выводом к месту нахождения персонала.
57
Испытания, как правило, производятся в вертикальных экспериментальных каналах реактора. При необходимости, создается специализированное облучательное устройство для создания заданных
параметров (давление, температура, среда и т.д.).
После проведения испытаний изделия могут быть подвергнуты
разрушающим методам контроля с целью выявления структуры материалов. Оборудование для диагностики располагается в «горячих»
камерах при реакторе. Перемещение изделий осуществляется дистанционно с помощью транспортных цепочек для предотвращения
переоблучения персонала.
После испытаний изделия имеют наведенную -активность, поэтому они подлежат выдержке с последующим перемещением во
временное хранилище твердых радиоактивных отходов (ТРО).
1.2.3.7 Радиационное окрашивание минералов
Цвет драгоценных и поделочных камней является одной из основных качественных (ювелирных) их характеристик.
Окраска, обусловленная электронными переходами между различными ионами («переносом заряда»), в том числе между ионом
металла и лигандами и между разнозарядными ионами металлов.
Таковы, например, минералы трёхвалентного железа (перенос заряда O2-, Fe3+); хроматы, ванадаты и молибдаты - крокоит, ванадинит, вульфенит и др. (перенос заряда O2-, Cr6+, V5+, Mo6+); минералы,
содержащие одновременно разнозарядные ионы Fe2+ и Fe3+ (кордиерит, вивианит, аквамарин и др.).
Окраска, связанная с ионами переходных металлов (Ti, V, Cr,
Mn, Fe, Co, Ni, Cu), характерна для изумруда, рубина, рубеллита, ро-
донита, хризолита, малахита. Лантаноиды и актиноиды являются
хромофорами минералов редкоземельных элементов и уранила.
Окраска обусловлена электронными переходами между d- или fуровнями хромофорных ионов.
Радиационная окраска связана с образованием под действием
естественных ионизирующих излучений электронно-дырочных центров окраски (синяя и фиолетовая окраски галита, флюорита, жёлтая и дымчатая - кварца, кальцита и др.) [27].
Существуют несколько методов создания центров окраски:
1. С помощью нейтронного излучения в ядерных реакторах.
2. С помощью пучка электронов, создаваемого в ускорителе.
58
3. С помощью γ-квантов монохромного или широкополосного из-
лучения.
Суть метода окрашивания в ядерном реакторе состоит в следующем:
Образец граненый или полуфабрикат помещается в емкость для
облучения (блок-контейнер). В некоторых случаях образцы помещаются в фольгу из (Cd, Pb и т.д.), отсекающую нейтроны или гаммакванты различных энергий. Затем мишень устанавливается в вертикальный экспериментальный канал реактора с естественной циркуляцией. При попадании нейтрона в примеси содержащиеся в минерале происходит n- реакция и примесь придает цвет общему телу
минерала. Через определенное время мишень извлекается из реактора, и образцы отправляются на постобработку. В зависимости от
типа месторождения, а соответственно по составу примесей подбирается индивидуальный режим облучения с целью добиться максимального окрашивания.
Рисунок 1.2.3.7.1 – Минералы после радиационного окрашивания
Окрашиванию подвергаются следующие минералы: берилл, топаз, гранат, изумруд, алмаз и т.д. (рисунок 1.2.3.7.1).
Для каждого вида кристалла подбирают индивидуальный метод
окрашивания, который корректируется в зависимости от месторождения минерала. После радиационной обработки кристаллы обрабатываются в инертной среде с целью закрепления приобретенной
окраски.
59
1.2.3.8. Производство мембранных пленок (трековых мембран)
Пучки ускоренных тяжелых ионов, являющиеся одним из самых
современных методов фундаментальной науки, в настоящее время
активно используются в современных прикладных нано-технологических задачах в качестве средства для модификации материалов и
создания нанометрических структур. Основой технологии является
уникальное явление, когда высокоэнергетичные тяжелые ионы индуцируют очень узкий латентный трек, содержащий высоко разупорядоченную зону диаметром около 5-10 нм [29].
Для быстрых ионов с кинетической энергией более 1 МэВ/а. е. м.
интенсивность выделения энергии в электронную подсистему в 103104 раза превышает выделение энергии в ядерную подсистему и может составлять несколько МэВ/мкм. Высокая скорость выделения
энергии в электронную подсистему увеличивает вклад электронных
возбуждений и инициирует ряд специфических «эффектов» радиационного повреждения, например, формирование ионных треков, в
области которых могут инициироваться процессы локального плавления, аморфизации, создания необычных фаз (фаз высокого давления), генерации ударных волн и разрушения материала [30]. Благодаря своим размерам (диаметр - несколько нанометров, длина соответствует проективному пробегу частиц) и возможным вышеописанным состояниям материала в области ионных треков последние
эффективно влияют на физико-механические свойства облучаемого
вещества.
Технология получения трековых мембран включает элементы
высоких технологий и состоит из трех этапов: облучения исходного
материала высокоэнергетичными тяжелыми ионами3, сенсибилизации и химической обработки - щелочного травления. В качестве исходного материала используются полимерные пленки толщиной 12-
23 μм. Для создания пор поверхность будущей мембраны облучают
ионами криптона с энергиями от 1 МэВ/нук и выше, пробивающими
пленку насквозь. В местах прохождения отдельных ионов образуются каналы деструктированного материала (треки) с высокой плот-
3
В настоящее время в ЛЯР ОИЯИ исследовательские работы и промышленное
производство трековых мембран проводится с использованием ускорителей тяжелых ионов У-400 и ИЦ-100.
60
ностью деструкции макромолекулярных цепей. Поперечные размеры трека зависят от эффективного заряда, массы и энергии бомбардирующих ионов и составляют 30-60 нм.
Избирательное растворение деструктированного материала превращает пленку в микрофильтрационную мембрану со сквозными
порами цилиндрической формы, то есть при травлении обработанной ионами пленки в растворе щелочи на месте треков образуются
строго одинаковые сквозные отверстия - поры.
Обычно при облучении ускорителями тяжелых ионов полимерных материалов используются ионы Kr
15+
, Xe
23+
, Ar+8 имеющие про-
бег в материале полиэтилентерефталат (ПЭТФ) 16 - 20 μм, соответственно. Это позволяет обрабатывать пленки толщиной 10 и 20 μм
(пучок проходит насквозь) и более толстые материалы при обработке поверхности.
Одним из важнейших прикладных применений трековой мембраны является её использование для фильтрации питьевой воды.
Высокая селективность мембраны обуславливает эффективную защиту воды как от механических и коллоидных примесей, так и от
многих микробов и бактерий. ТМ позволяют эффективно выделять
ряд биологических объектов с характерными размерами, близкими
к размерам пор. Кишечная палочка, сальмонелла, холерный вибрион, штамм чумы отфильтровываются на ТМ полностью. На рисунке 1.2.3.8.1 представлены участки поверхности ТМ с задержанными на ее поверхности стрептококком и кишечной палочкой [31].
а)
б)
Рисунок 1.2.3.8.1 – ТМ с диаметром пор 0.39 мкм. На поверхности: а) стрептококк; б) кишечная палочка
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]