Способ изготовления контрольного препарата для альфа-радиометрии толстослойных проб

Использование: для калибровки радиометрических установок. Сущность: из золы ягеля выделяют 210Pb в составе хромата свинца, который выдерживают до накопления в нем 210Ро до уровня, достаточного для выполнения α-радиометрии. Удельную активность 210Ро в контрольном препарате определяют по результату β-радиометрии 210Pb. Технический результат - упрощение изготовления контрольного препарата. 1 табл.

 

Предлагаемый способ относится к области радиационного контроля объектов окружающей среды, а более точно к обеспечению калибровки радиометрических установок, предназначенных для измерения удельной активности радионуклидов α-излучателей в объектах окружающей среды. Способ может найти применение при проведении радиационного контроля за удельной активностью α-излучателей в пищевых продуктах, фураже, почве, радиоактивных отходах и других объектах окружающей среды.

Для калибровки радиометрических установок, предназначенных для измерения α-активности проб применяют образцовые источники α-излучения на основе 239Pu, 238U и 232Th [1]. Недостатком этих источников является то, что они тонкослойные. Поэтому выполнить калибровку радиометрической установки с их помощью на определение удельной α-активности радионуклидов в пробе без дополнительных процедур, обеспечивающих переход к толстослойному образцовому источнику, не представляется возможным. Другим недостатком использования 239Рu для изготовления образцового источника α-излучения является то, что из-за возможного присутствия в источнике 241Рu, который при распаде переходит в 241Аm, интенсивность α-излучеиия источника возрастает с течением времени. Изготовление образцового источника α-излучения на основе урана является сложной задачей, т.к. трудно получить источник, содержащий известный состав радионуклидов урана.

Международный стандарт [2] рекомендует для изготовления эталонных источников α-излучения использовать 241Аm. Однако необходимые для изготовления таких источников калиброванные растворы 241Аm трудно доступны для рядового потребителя как из-за высокой стоимости, так и из-за того, что немногочисленные центры, поставляющие эти растворы, находятся за рубежом.

Наиболее близким к заявляемому является способ, основанный на изготовлении толстослойного образцового источника α-активности [3]. Основным недостатком этого способа является то, что для его осуществления требуется калиброванный раствор радионуклида α-излучателя. К его недостаткам относятся также необходимость измерения объема раствора, вносимого в золу, и необходимость тщательного перемешивания золы. При измерении объема раствора неизбежно внесение погрешности, а перемешивание не всегда обеспечивает равномерное распределение активности по объему источника, что необходимо для образцового источника. Зола, в которую вносится калиброванный раствор, должна быть свободной от присутствия в ней посторонних α-излучателей. Это требует применения методов проверки исходной золы на содержание в ней α-получателей, что также является недостатком рассматриваемого способа.

Целью заявляемого способа является упрощение изготовления контрольного препарата для α-радиометрии толстослойных проб.

Цель достигается тем, что в известном способе изготовления контрольного препарата для α-радиометрии толстослойных проб, включающем внесение носителя свинца в исходный материал, содержащий 210Рb, выделение хромата свинца и изготовление из него толстослойного препарата, в качестве исходного материала используют золу ягеля, записывают время выделения хромата свинца, который выдерживают до накопления в нем 210Ро до уровня, достаточного для выполнения α-радиометрии, проводят β-радиометрию изготовленного контрольного препарата и препарата соли КСl в одинаковых условиях, а удельную активность (А) 210Ро в контрольном препарате определяют по формуле

A(t)=14320*(1-e-λ*t)*(NBi-Nф)/0,8*(Nк-Nф), Бк/кг при t⇐700 суток, (1)

А=14320*(NBi-Nф)/0,8*(Nк-Nф), Бк/кг при t>700 суток, (2)

где λ - постоянная распада 210Ро, λ=0,005008 суток-1; t - время, прошедшее от момента выделения хромата свинца до момента определения удельной активности 210Ро в препарате по скорости счета импульсов при β-радиометрии от 210Bi, присутствующего в препарате, суток; NBi - скорость счета импульсов при β-радаометрии толстослойного контрольного препарата, содержащего 210Рb, 210Bi и 210Ро, имп/мин; Nк - скорость счета импульсов при β-радиометрии толстослойного препарата соли КCl, имп/мин; Nф - скорость счета импульсов фона, имп/мин; 14320 - удельная активность 40К в соли КCl, Бк/кг; 0,8 - отношение коэффициентов β-радиометрии 210Bi и 40К.

Использование в качестве исходного материала золы ягеля дает то преимущество, что эта зола имеет высокую удельную активность 210Рb и легко растворяется в концентрированной соляной кислоте. По методике, изложенной в методических рекомендациях [4], 210Рb выделяют на подложку в составе толстослойного препарата хромата свинца. Для установления состояния, близкого к радиоактивному равновесию между 210Pb и 210Po, требуется выдержка препарата в течение не менее 700 суток после выделения 210Рb. После установления радиоактивного равновесия в препарате снижение удельной активности 210Ро с течением времени происходит с периодом полураспада 210Pb.

Преимущество предлагаемого способа изготовления контрольного препарата состоит в том, что удельную активность 210Ро в нем можно определять по прошествии того или иного интервала времени путем β-радиометрии 210Вi (средняя энергия β-частиц 389 кэВ [5]) и сравнения полученного результата с результатом β-радиометрии препарата соли КCl. Присутствие 210Рb в контрольном препарате не влияет на результат β-радиометрии 210Bi, т.к. средняя энергия β-частиц, испускаемых при распаде 210Pb, составляет менее 16 кэВ [5].

К достоинствам предлагаемого способа изготовления контрольного препарата относится также то, что используемые для его изготовления химические процедуры не вносят вклада в погрешность определения его удельной активности. Исключены такие источники погрешности, присущие другим способам, как промахи при взятии объемов растворов и тому подобных процедур, используемых при изготовлении эталонных источников. В предлагаемом способе имеет место только статистическая погрешность при регистрации β-излучения от контрольного препарата и от препарата соли КCl. Такая погрешность имеет место и в других существующих способах, использующих радиометрию эталонных препаратов. Величина этой погрешности зависит от удельной активности радионуклида в контрольном препарате. При изготовлении препарата с удельной активностью, обеспечивающей скорость счета импульсов при радиометрии на уровне 100 имп/мин, относительная погрешность составит не более 10% и вполне приемлема при проведении радиационного контроля объектов окружающей среды. Если скорость счета импульсов будет больше 100 имп/мин, то относительная погрешность при проведении радиометрии будет меньше 10%.

Пример осуществления способа. Ягель, доставленный экспедицией из Мурманской области озолен в муфельной печи при температуре 500°С. Из полученной золы по методике, изложенной в методических рекомендациях [4], выделен 210Рb на подложку в виде толстослойного препарата хромата свинца. Препарат на подложке был помещен в эксикатор и выдержан при комнатной температуре 2 года. На радиометрической установке УМФ-1500 с торцовым счетчиком СБФ-13 выполнена β-радиометрия приготовленного препарата. Скорость счета импульсов (NBi) составила 55 имп/мин. Скорость счета импульсов фона (Nф) на этой установке во время проведения β-радиометрии препарата была равна 6 имп/мин. В это же время на той же установке и в той же геометрии измерения проведена β-радиометрия толстослойного препарата соли КСl. Скорость счета импульсов (Nк) от препарата соли КСl составила 110 имп/мин. Согласно формуле (2) удельная активность 210Ро в приготовленном препарате на момент измерения составляла А=14320*(55-6)/0,8*(110-6)≈8430 Бк/кг.

С приближением, достаточным для практических целей, можно считать, что скорость счета импульсов от толстослойного препарата, содержащего радионуклид α-излучатель, пропорциональна толщине слоя препарата, с которой α-частица может достигать поверхности детектора. Тогда отношение коэффициентов α-радиометрии (ОКА) дня двух сравниваемых α-частиц разных энергий равно отношению пробегов этих α-частиц в материале препарата. Таким путем рассчитаны величины ОКА для α-частиц с энергиями, указанными в табл. В качестве опорной использована энергия α-частиц 210Ро. При выполнении расчета использованы данные о пробегах α-частиц в углероде [6]. Учтено, что полный пробег α-частицы состоит из пробега в толстослойном препарате, состоящем из углерода, и пробега в воздухе от поверхности препарата до поверхности детектора, составляющего 3 мм.

Отношение коэффициента α-радиометрии радионуклида i к коэффициенту α-радиометрии 210Ро можно рассчитать по формуле

где ОКАij - отношение коэффициента α-радиометрии для α-частиц энергии Еij радионуклида i к коэффициенту α-радиометрии для α-частиц 210Po; fij - доля от полного числа распадов радионуклида i, сопровождающихся испусканием α-частицы с энергией Eij; mi - полное число α-линий радионуклида i.

Таблица

Отношение коэффициентов α-радиометрии
Энергия α-частицы, МэВОКАЭнергия α-частицы, МэВОКАЭнергия α-частицы, МэВОКА
2,50,3085,00,9087,01,58
3,00,4045,2971,0007,51,77
3,50,5145.51,0618,02,00
4,00,6366,01,2239,02,43
4,50,7656,51,39710,02,90

Удельная α-активность Ai радионуклида i в толстослойном препарате определяется по результатам α-радиометрии этого препарата и контрольного препарата, содержащего 210Ро с удельной активностью (Бк/кг), с помощью формулы

где ni(n) - скорость счета импульсов при α-радиометрии толстослойного препарата, содержащего радионуклид i (210Ро), имп/мин; nф - скорость счета импульсов фона, имп/мин.

Положительный экономический эффект от предлагаемого способа обусловлен тем, что у лабораторий, проводящих α-радиометрию проб, отпадает необходимость в приобретении дорогостоящих эталонов (или эталонных растворов), которые к тому же недолговечны и требуют возобновления. Предлагаемый способ по исполнению доступен обычным лабораториям, т.к. не требуют специальных средств и применения сложной дорогостоящей аппаратуры. Применение способа только в одной лаборатории может дать экономию денежных средств в десятки тысяч рублей.

Литература

1. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. 4-е издание перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1991; с.316.

2. Water quality - Measurement of gross alpha activity in non-saline water - Thick source melhod. International Standard ISO 9696, 1992.

3. Методические рекомендации по санитарному контролю за содержанием радиоактивных веществ в объектах внешней среды. Под. ред. A.Н.Марея и А.С.Зыковой. Минздрав СССР, M., 1980, с.263.

4. Методические рекомендации по санитарному контролю за содержанием радиоактивных веществ в объектах внешней среды. Под. ред. А.К.Марея и А.С.Зыковой. Минздрав СССР, М., 1980, с.171.

5. Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения. Публикация 38 МКРЗ. Перевод В.И.Попова под ред. А.А.Моисеева, ч.2, кн.2. М.: Энергоатомиздат, 1987.

6. Машкович В.П. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1982, с.244.

Способ изготовления контрольного препарата для α-радиометрии толстослойных проб, включающий внесение носителя свинца в исходный материал, содержащий 210Рb, выделение хромата свинца и изготовление из него толстослойного препарата, отличающийся тем, что, с целью упрощения, в качестве исходного материала используют золу ягеля, записывают время выделения хромата свинца, который выдерживают до накопления в нем 210Ро до уровня, достаточного для выполнения α-радиометрии, проводят β-радиометрию изготовленного контрольного препарата и препарата соли КСl в одинаковых условиях, а удельную активность (А) 210Ро в контрольном препарате определяют по формуле

A(t)=14320·(1-e-λ*t)·(NBi-Nф)/0,8·(Nk-Nф), Бк/кг при t≤700 суток, (1)

А=14320·(NBi-Nф)/0,8·(Nk-Nф), Бк/кг при t>700 суток, (2)

где λ - постоянная распада 210Ро, λ=0,005008 суток-1; t - время, прошедшее от момента выделения хромата свинца до момента определения удельной активности 210Ро в препарате по скорости счета импульсов при β-радиометрии от 210Bi, присутствующего в препарате, суток; NBi - скорость счета импульсов при β-радиометрии толстослойного контрольного препарата, содержащего 210Рb, 210Bi и 210Ро, имп/мин, Nk - скорость счета импульсов при β-радиометрии толстослойного препарата соли КСl имп/мин; Nф - скорость счета импульсов фона, имп/мин; 14320 - удельная активность 40К в соли КСl, Бк/кг; 0,8 - отношение коэффициентов β - радиометрии 210Вi и 40K.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области обнаружения радиоактивных ядерных материалов и предназначено для обнаружения несанкционированно перемещаемых в ручной клади, грузах и багаже указанных материалов через проходные и контрольно-пропускные пункты таможен и других объектов народнохозяйственного назначения.

Изобретение относится к области атомной техники, связанной с разработкой специализированных радиометрических устройств, необходимых для дистанционного контроля выведенных из эксплуатации ядерных установок.

Изобретение относится к способам измерения радиоактивности объектов, а именно к способам дистанционного обнаружения радиационных выбросов в атмосферу, и может быть использовано для мониторинга состояния приземного слоя атмосферы над различными радиоактивными объектами, например АЭС, складами ядерного топлива и радиоактивных отходов, транспортными средствами с ядерными реакторами.

Изобретение относится к области радиационного контроля объектов окружающей среды и предназначено для определения содержания радия-226 в воде. .

Изобретение относится к области радиохимии и, в частности, к способу определения активности трития в контейнере с радиоактивными отходами. .

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, в частности к радиоэкологическому мониторингу содержания трития в окружающей среде промышленного предприятия при оценке влияния технологий по обращению с тритийсодержащими веществами и при проведении мероприятий по дезактивации загрязненных участков.

Изобретение относится к медицинской технике, точнее к приборам радиоуправляемой хирургии, и предназначено для обнаружения местоположения злокачественных новообразований
Изобретение относится к аэрогамма-спектрометрическим методам и может быть использовано в условиях техногенной аварии, сопровождающейся диспергированием плутония, а также в процессе мероприятий, связанных с ликвидацией последствий этих аварий

Изобретение относится к области измерительной техники и касается вопросов определения безопасного состояния ядерной энергетической установки

Изобретение относится к области измерения интенсивности -излучения и может быть использовано для определения интенсивности -излучения образцов материалов

Изобретение относится к области измерений ядерных излучений

Изобретение относится к медицине, а именно к диагностическим устройствам для выявления патологических клеток при определении элементного состава вещества по гамма-излучению, например, по искусственно накопленному в молочной железе изотопу 59 Fe

Изобретение относится к гамма-спектрометрическим способам определения количества радионуклидов, а именно к способам определения количества радионуклидов, равномерно распределенных в объекте, в котором по крайней мере две противоположные стенки являются плоскими и параллельными и находятся на расстоянии, меньшем слоя полного поглощения

Изобретение относится к медицинской технике, точнее к инструментам, применяемым в хирургии злокачественных новообразований

Изобретение относится к области медицины, а именно к ядерно-медицинскому применению, и предназначено для определения дозы, которая реально получена патологическим очагом, поглотившим открытый радионуклид
Наверх