авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ  БИБЛИОТЕКА

АВТОРЕФЕРАТЫ КАНДИДАТСКИХ, ДОКТОРСКИХ ДИССЕРТАЦИЙ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ


Pages:   || 2 |
-- [ Страница 1 ] --

Российская Академия Наук

Институт геохимии и аналитической химии им.В.И.Вернадского

На правах рукописи

Колотов

Владимир Пантелеймонович

Теоретические и экспериментальные подходы к

решению задач активационного анализа, гамма-

спектрометрии и создания малоактивируемых материалов

02.00.14 - Радиохимия

02.00.02 - Аналитическая химия Диссертация в виде научного доклада на соискание ученой степени доктора химических наук

Москва 2007 г.

Официальные оппоненты:

Доктор технических наук Иванов Игорь Николаевич Доктор химических наук Дмитриев Сергей Николаевич Доктор химических наук Новиков Александр Павлович

Ведущая организация: Государственный научно-исследовательский и проектный институт редкометаллической промышленности «Гиредмет»

(ФГУП «Гиредмет»)

Защита состоится 18 октября 2007 года в 14 часов на заседании диссертационного совета Д.002.109.01 в Институте геохимии и аналитической химии им. В.И. Вернадского РАН по адресу:

119991, ГСП-1, Москва, ул. Косыгина, 19.

С диссертацией в виде научного доклада можно ознакомиться в библиотеке ГЕОХИ РАН.

Диссертация в виде научного доклада разослана « _ » сентября 2007 года

Ученый секретарь диссертационного совета Д.002.109.01, доктор химических наук И.В.Кубракова I.

Общая характеристика работы

Актуальность темы Явление активации химических элементов нейтронами, приводящее к образованию радиоактивных изотопов, давно используется для целей анализа.

Нейтронно-активационный анализ сыграл особую роль в развитии аналитической химии ультрамалых концентраций элементов, по сути определив прогресс во многих областях науки и техники. Первые работы по активационному анализу были нацелены на контроль содержания следов «вредных» (прежде всего нейтронозахватных) элементов в конструкционных материалах для ядерной энергетики. Сопутствующая активация элементов конструкционных материалов, приводящая к образованию долгоживущих радионуклидов не вызывала каких-либо сомнений, так как их радиоактивность была несопоставимо ниже радиоактивности облученного ядерного топлива. Лишь по истечении срока эксплуатации ядерных установок как промышленного, так и военного назначения проблема утилизации их конструкций стала достаточно острой. Если для облученного топлива разработаны технологии его переработки и утилизации отходов, то для утилизации различных конструкционных материалов единая технология едва ли возможна.

Особенно остро эта проблема была осознана, когда встала задача разработки термомоядерного реактора, который несомненно является экологически привлекательной альтернативой обычной ядерной энергетике, основанной на реакциях деления. Хотя термоядерный синтез и не ведет к образованию радиоактивных продуктов, одним из результатов реакции (d,t) является образование быстрых (14 Мэв) нейтронов, которые, обладая высокой проникающей способностью, порождают активацию окружающих конструкций и образование неприемлимо большого количества долгоживущих радионуклидов при использовании конструкционных материалов, обычно применяемых в ядерной энергетике.

На основании решения Координационного Совета по проблеме «Исследование и создание конструкционных материалов для термоядерных реакторов» АН СССР и Государственного комитета по атомной энергии в ИМЕТ РАН и ГЕОХИ РАН в 80-х годах были начаты первые в стране работы по созданию малоактивируемых материалов. Важно отметить, что эта тематика актуальна не только для термоядерной энергетики, но и для традиционной ядерной, особенно с учетом приоритетного развития реакторов на быстрых нейтронах.

Первым шагом при разработке малоактивируемых материалов является расчет ядерных трансмутаций, протекающих при облучении материалов нейтронами произвольногоэнергетического распределения, но определенного для каждой конкретной установки. Очевидно, что обычный формализм, описывающий активацию тепловыми нейтронами, не работает и необходимо решение задачи в общем виде с использованием дифференциальных сечений, включая рассмотрение многочисленных реакций, протекающих при длительном облучении. Последний фактор диктует необходимость учета ядерных реакций высокого порядка (как показала практика— вплоть до 6-го), вовлекающих как изотопы исходных элементов, так и продуктов их активации/распада (стабильные и радиоактивные изотопы), что заметно усложняет расчетную задачу.

С другой стороны, разработка малоактивируемых материалов подразумевает строгий контроль элементного состава, в том числе и по микропримесям. Для решения этих задач подходит инструментальный (недеструктивный) нейтронно-активационный анализ (ИНАА). Так как анализируемые объекты достаточно сложные, то применение полупроводниковой гамма-спектрометрии и программных средств для их обработки является обязательным условием при разработке эффективного метода анализа. В свою очередь, инструментальный активационный анализ отличается высокой производительностью и без эффективных средств обработки и хранения информации обойтись нельзя. В данной работе впервые было предложено использовать реляционные базы данных для хранения и обработки выходной аналитической информации (LIMS) и разработан программный комплекс, на котором построена система обеспечения качества результатов анализа. Принимая во внимание единую природу явления нейтронной активации как для целей анализа, так и для разработки нового класса материалов в данной работе разработан способ интеграции всего информационного обеспечения (ядерные данные, результаты анализов и расчетов трансмутаций и др.) в единую информационную среду на основе реляционных баз данных.

Цели и задачи работы Развитие компьютерного варианта активационного анализа, включающего разработку новых алгоритмических моделей и программ для обработки полупроводниковых гамма-спектров при проведении нейтронно-активационного анализа, измерения радиоактивности окружающей среды;

разработка способа оценки эффекта истинных совпадений при гамма-спектрометрии объемных радиоактивных источников;

создание средств и методов для оценки качества обработки данных в полупроводниковой гамма-спектрометрии;

разработка и тестирование компараторного (без использования стандартных образцов сравнения) варианта активационного анализа по короткоживущим радионуклидам с элементами внутренней самодигностики качества результатов анализа и разработка базы оцененных ядерно-физических данных для компараторного НАА;

разработка системы обработки лабораторной информации на основе реляционной базы данных при проведении поточного НАА (LIMS) Разработка теоретических и практических подходов для создания нового класса конструкционных материалов для ядерной энергетики (малоактивируемых материалов), отличающихся ускоренным спадом наведенной радиоактивности.

Разработка программного обеспечения для оценки ядерных трансмутаций вызываемых нейтронным облучением с задаваемым энергетическим распределением, исследование роли примесных элементов и их отдельных изотопов на активацию материалов, исследование взаимосвязи ядерных трансмутаций и фазовой устойчивости материалов, разработка возможных вариантов для переработки облученных материалов с целью их частичного рециклинга, исследование нетрадиционных источников сырья для получения пятиокиси ванадия с благоприятным микроэлементным составом.

Научная новизна Разработаны новые алгоритмы для обработки гамма-спектрометрической информации— для первичной обработки спектров: поиск и идентификация пиков, обработка накладывающихся пиков, изотопной идентификации радионуклидов, количественного варианта нейтронно-активационного анализа. Впервые создан метод для оценки эффекта истинных совпадений при измерении радиоактивности объемных источников с использованием полупроводниковых детекторов.

Разработан оригинальный метод двухкомпараторной стандартизации при проведении НАА по короткоживущим изотопам, включающий элементы самодиагностики и контроля результатов.

Предложена и разработана новая эффективная система обработки результатов НАА, основанная на использовании реляционных баз данных.

Разработаны теоретические и экспериментальные основы для создания нового класса конструкционных материалов, отличающихся ускоренным спадом навеленной радиоактивности: впервые разработана модель и создана компьютерная программа для оценки ядерных трансмутаций высокого порядка при облучении нейтронами произвольного энергетического распределения;

исследовано влияние ядерных трансмутаций при нейтронном облучении на фазовую устойчивость ряда материалов;

оценено влияние примесных элементов и изотопного состава материалов на активацию и кинетику спада наведенной радиоактивности.

Практическая ценность Впервые разработано программное обеспечение для оценки ядерных трансмутаций и активации при облучении химических элементов (изотопов) нейтронами задаваемого энергетического порядка с учетом ядерных реакций высокого порядка. Предложена новая концепция атласа активации и разработана его реализация на основе многотабличной реляционной базы данных, содержащей результаты расчетов трансмутаций. Созданный атлас активации используется для проведения оценок активации, кинетики распада, изменения химического состава и др. материалов конкретного состава, с использованием разработанного набора запросов и макропрограмм. Созданное программное обеспечение успешно применено для разработки нового класса конструкционных малоактивируемых материалов. Впервые показано, что пятиокись ванадия, полученная при регенерации топочных газов ТЭЦ отличается более благоприятным микроэлементным составом для получения малоактивируемых материалов, чем полученная по традиционной технологии из железорудного сырья.

Создана база данных результатов панорамного анализа большого числа продуктов и прекурсоров, выпускаемых отечественной промышленностью, которые могут быть использованы для получения малоактивируемых материалов. Эта база данных использована для оценки активационных свойств потенциальных шихтовых материалов и оптимизации их выбора при практической выплавке новых малоактивируемых материалов, таких как хромомарганцевая сталь (10 20)Х12Г20ВФ, ряда ферритных сталей (10Х9ВФА и 10Х12ВФТ), сплавов на основе ванадия V-4Cr-4Ti и на основе системы V-Ga.

Впервые разработаны новые алгоритмы и программы на их основе для обработки полупроводниковых гамма-спектров для НАА и анализа образцов окружающей среды, которое было внедрено в десятках лабораторий страны.

Лицензионная версия программного обеспечения распространялась вместе с многоканальными анализаторами серии NUC (Венгрия). Впервые разработана система взаимосвязанных баз данных для проведения различных расчетов, использующих нейтронную активацию (разработка малоактивируемых материалов, НАА, компараторный НАА, LIMS). Созданная реляционная база данных для обеспечения компараторной стандартизации в НАА размещена на сервере ИЮПАКа в свободном доступе для пользователей http://www.iupac.org/projects/2001/2001 075-1-500.html.

Проведенные исследования и их практическая реализация позволили в дальнейшем в составе группы экспертов МАГАТЭ создать комплекс гамма-спектров и сопутствующих методик и рекомендаций для тестирования програмного обеспечения для гамма-спектрометрии.

На защиту выносятся Алгоритмы и программное обеспечение для обработки полупроводниковых гамма-спектров, включая расчет эффекта истинных совпадений (каскадного суммирования) при измерении объемных образцов, а также относительный и компараторный варианты активационного анализа Концепция двухкомпараторного НАА по короткоживущим радионуклидам с элементами самодиагностики для обеспечения качества и надежности результатов анализа Алгоритмы и программное обеспечение лабораторной информационной системы (LIMS) для НАА на основе реляционной базы данных.

Модель интегрированного информационного обеспечения на основе реляционных баз данных для относительного и компараторного вариантов нейтронно-активационного анализа, учета эффекта каскадного суммирования, разработки малоактивируемых материалов.

Теоретические и практические основы разработки нового класса малоактивируемых конструкционных материалов для ядерной энергетики, отличающихся ускоренным спадом наведенной радиоактивности Моделирование процессов активации высокого порядка при облучении нейтронами произвольного энергетического распределения, включая разработку программного обеспечения для оценки ядерных трансмутаций.

Обоснование выбора основных и легирующих элементов, контроль примесного состава шихтовых материалов, применение изотопно-обогащенных элементов, использование нетрадиционных источников сырья, отличающихся благоприятным микроэлементным составом для производства шихтовых материалов Исследование влияния ядерных трансмутаций на активируемость и фазовую устойчивость материалов при их облучении нейтронами различного энергетического распределения.

Апробация работы Результаты работы были представлены на большом числе конференций и совещаний: Международный конгресс по аналитической химии (ICAS-2006), Москва, 2006 г.;

Asia-Pacific Symposium on Radiochemistry (APSORC-2005), Beijing, China, 2005,;

2-й Международный симпозиум «Разделение и концентрирование в аналитической химии и радиохимии», Краснодар, 2005 г.,;

Всероссийск. конф. по аналитической химии «Аналитика России – 2004», Москва, 2004 г;

11-th International conference “Modern trends in activation analysis” Guildford, UK, 2004;

VII Российско китайский симпозиум “Новые материалы и технологии", Агой, РФ, 2003 г.;

VII Международное совещание “Проблемы прикладной спектрометрии и радиометрии”, п. Менделеево, 2003 г.;

VII Международное совещание “Проблемы прикладной спектрометрии и радиометрии” Менделеево, 2002 г.,;

1-я Всероссийская конференция «Аналитические приборы», С-Петербург. 2002;

Российская конференция «Материалы ядерной техники», Агой, Краснодарский край, 2002 г.;

VI Международное совещание “Проблемы прикладной спектрометрии и радиометрии», 2002 г., г.Обнинск;

VI Sino-Russian International Symposium on New Materials and Technologies, Beijing, China 2001;

3-rd International k0-users Workshop, Bruges, Belgium, 2001;

5-th International Conference on Nuclear and Radiochemistry, Pontresina, Switzerland, 2000;

V Russian-Chinese Symposium, Baikalsk, 1999;

4-th Internatinal Conference on Nuclear and Radiochemistry, September, St.Malo, France, 1996;

4-th International Conference Methods and Applications of Radioanalytical Chemistry (MARC4), Kailua-Kona, USA, 1997;

VIII International Conference on Materials for fusion reactor (ICFRM8), Sendai, Japan, 1997;

Second International k0 Users Workshop, Ljubljana, Slovenia, 1996;

3-rd International Conference "Nuclear physics for protection of the environment", Dubna, RF, 1995;

VII International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM87), Obninsk, RF, 1995;

III Internatiional Conference on Methods and Applications of Radioanalytical Chemistry, (MARC-III), Kona, USA, 1994 и многих др.

Публикации Основные результаты работы изложены в статьях, опубликованных в ведущих российских и международных журналах, список которых приведен в конце диссертации.

Вклад автора Вклад автора в работы, выполненные в соавторстве и включенные в диссертацию, состоит в формировании направления и общей постановке задач и их экспериментальном решении, творческом участии на всех этапах исследований, интерпретации, обсуждении и представлении результатов.

II. Основное содержание работы

1. Нейтронно-активационый анализ 1.1 Программное обеспечение для гамма-спектрометрии Развитие метода нейтронно-активационного анализа (НАА) обеспечило в свое время прорыв в области определения ультрамалых количеств элементов и способствовало обеспечению прогресса в развитии других методов анализа следов элементов, благодаря созданию многочисленных стандартных образцов сравнения, использованию радиоактивационного анализа в качестве арбитражного метода, разработке полностью автоматизированных установок для анализа и др.

Несомненен вклад метода в развитие направления, которое впоследствии получило название “хемометрика”. Уже в первых многоканальных анализаторах использовалась цифровая система регистрации сигнала и хранения спектров и после появления в середине 60-х годов первых миникомпьютеров и полупроводниковых детекторов высокого разрешения началось интенсивное развитие методов компьютерной обработки сложных линейчатых гамма-спектров.

Разработан пакет программного обеспечения (ASPRO/ASPRO-NUC) для гамма-спектрометрии, изотопной идентификации и высокопроизводительного рутинного активационного анализа, а также ряд других программ. Особенностью разработанного пакета стало применение новых эффективных алгоритмов для обработки гамма-спектров, а также передовая система хранения и обработки информации с использованием возможностей реляционных баз данных. Этот пакет программ впервые в ядерной спектрометрии был интегрирован в лабораторную систему сбора и обработки информации (LIMS). Разработанная идеология была в дальнейшем заимствована и развита в других системах. Лицензионная версия пакета вошла в базовое программное обеспечение гамма-спектрометрического анализатора NUC-8100 (EMG-Merion, Венгрия).

Разработанный пакет ASPRO-NUC основан на концепции полностью компьютеризированного анализа, начиная с пробоотбора/пробоподготовки, облучения, измерения радиоактивности, расчета количества радионуклида/элемента в пробе, загрузки результалов в базу данных и подготовки требуемых отчетов, включая статистическую обработку результатов.

Программное обеспечение состоит из нескольких логически независимых блоков, связанных между собой информационными потоками (файловая система и база данных). Центральной частью пакета является программа ASPRO, предназначенная для первичной обработки гамма-спектров спектров (поиска пиков, расчета их позиции и площади, расщепления налагающихся пиков, проведения различных градуировок). Отличительной особенностью пакета ASPRO является использование ряда разработанных в лаборатории оригинальных алгоритмов: симуляции фоновой линии для определения границ фотопиков, использование метода моментов для разделения мультиплетов, автоматические градуировки (энергетическая, эффективности регистрации пика полного поглощения, формы линии одиночной линии и др.), изотопная идентификация радионуклидов с использованием априорной информации об образце и моделирования НАА для повышения качества получаемых результатов и др.

Последнее положение заключается в использовании информации об образце наиболее близко подходящего по элементному составу к анализируемой пробе с целью моделирования этапов активации/измерения с целью компиляции наиболее адекватных библиотек для изотопной идентификации. Такой подход по сути использует принципы работы экспертной системы конкретно для инструментального варианта НАА.

Созданный пакет STANDA/ANALYSIS предназначен для проведения автоматизированного количественного НАА с использованием обычной относительной стандартизации и по своей функциональности является наиболее развитым обеспечением. Для повышения надежности анализа предусмотрено, что пользователь имеет возможность проводить анализ с использованием одновременно до 7 образцов сравнения, включая учет фонового образца (например, упаковки при проведении анализа на пневмопочте), различие геометрии измерения образцов, введения различных поправок (распад, эффект наложения импульсов и др.).

Разработан пакет программ IDENT для изотопной идентификации с использованием специализированных банков данных, создания адаптированного для конкретной серии образцов файла данных для выполнения изотопной идентификации и др. возможности.

Кроме того, разработано два обширных банка данных: для реакторного нейтронно-активационного анализа (сечения реакций на тепловых и резонансных нейтронах, а также мешающих реакций на быстрых нейтронах, информация о более, чем 7200 гамма переходах, сопровождающих распад более радионуклидов) и для измерения объектов окружающей среды (схемы распада осколочных и других нормируемых радионуклидов).

1.2 Обработка лабораторной информации (LIMS) Компьютеризированный вариант инструментального (недеструктивного) активационного анализа обеспечивает высокую производительность анализов.

Известно, что для расширения круга определяемых элементов, снижения предела обнаружения обычной практикой ИНАА является облучение проб в различных временных режимах и/или в нейтронных полях различного спектрального состава, а также неоднократное измерение наведенной радиоактивности проб по мере их охлаждения, в том числе с использованием различных детекторов. При использовании относительного метода расчета концентрации, часто используют несколько образцов сравнения, а расчет концентрации определяемого элемента проводят (если возможно) по нескольким гамма-линиям соответствующего аналитического радионуклида. В итоге при проведении ИНАА одной партии (50- образцов), количество получаемых результатов может превысить 10000. Очевидно, что для эффективного управления всем объемом получаемых данных необходимо использование соответствующих программных технологий.

В этих целях для программного пакета ASPRO-NUC был разработан программный интерфейс для стыковки пакета с СУБД Paradox (Borland). Для этого использован язык MS С и библиотека функций Paradox Engine v.2.0. Сама постановка и решение этой задачи были для своего времени пионерскими.

Программа обеспечивает автоматическое создание таблиц с заданной структурой и наполнение этих таблиц данными, поступающими из программ пакета ASPRO-NUC (ASPRO, ANALYSIS и IDENT). Система таблиц, связанных между собой реляционными отношениями (Табл. 1), включает также и таблицы, описывающие условия пробоподготовки и облучения проб, а также ряд программ для генерации отчетов и экспорта данных, написанных на макроязыке СУБД.

Применение технологии СУБД, встроенной в среду аналитического прибора, обеспечивает следующие новые возможности: все стадии проведения анализа связаны в единый информационный поток, выходной протокол легко можно организовать в соответствии с требованиями заказчика, производства и др., любой современный прибор интегрируется в сеть сбора и обработки данных. СУБД передаются функции планирования анализа и его контроля, на базе СУБД организуется система обеспечения качества анализа и его контроля, организуется учет работы измерительного оборудования и обслуживающего персонала для оценки амортизационных и финансовых затрат при выполнении анализов, обеспечена безбумажная технология обработки и передачи информации и др.

Обеспечение качества результатов НАА Использование разработанной БД в качестве информационной основы аналитической службы позволяет решить различные вопросы обеспечения качества результатов анализа. Одним из наиболее важных понятий этой области является возможность прослеживания накопления погрешности на различных этапах анализа. Запись подробной информации в процессе выполнения анализа позволяет систематизировать работу аналитической службы и восстановить "историю" анализа.

В этой связи при создании пакета программ для НАА особое внимание было уделено вопросу оценки накопления погрешностей при выполнении анализа, что имеет определяющее значение для обоснованния выводов в предметной области, использующей результаты анализов.

Пакет программ ASPRO-NUC позволяет учесть различные источники погрешностей, связанные с этапами НАА: статистическая погрешность оценки площади аналитического пика в образце сравнения и анализируемой пробе, погрешность сертификации образца сравнения (стандартного образца), погрешность введения поправки на распад при обработке образца сравнения и анализируемой пробы (возникает из-за переноса погрешности оценки периода полураспада в расчет фактора распада и при умножении статистической погрешности определения площади пика при введении фактора распада).

После оценки погрешности единичных определений проводится статистическая обработка данных средствами СУБД. Для этого генерируется окончательный протокол анализа, содержащий информацию о поступивших данных, сгруппированных по каждому элементу, с детальной информацией по каждому единичному определению, включая предел обнаружения. Далее выполняется статистический анализ полученных результатов: рассчитывется среднее (c) и средневзвешенное (cw) значения, а также среднеквадратичное отклонение.

В качестве весовой функции при расчете средневзвешенного значения используется величина оцененой погрешности для единичного определения (ci).

Результаты, не удовлетворяющие приведенному критерию, выбраковываются:

|ci-cw| k (ci-cw)2/(n-1) (1) где k = 1.5-2, что соответствует доверительной вероятности 80-95 %, n число результатов. В неразрешимых ситуациях, например, при недостаточном числе измерений, программа аппелирует к оператору для экспертного разрешения конфликта.

Отбракованные значения сохраняются в другую таблицу базы данных для анализа причин выпадения результата (неудовлетворительное качество образцов сравнения, систематическое смещение результатов вследствие интерференции и прочее.) и выработки рекомендаций по их устранению. Такая БД может рассматриваться как обучающая выборка при создании экспертной системы анализа.

В случае, если концентрация элемента, подлежащего определению, имеет в сертификате стандартного образца статус "информационное значение" (обычно в этом случае погрешность определения неизвестна), результат анализа наследует тот же статус, причем это значение в статистической обработке не участвует.

Известны случаи, когда при повторной аттестации стандартных образцов "информационные значения" изменялись почти на порядок величины.

Табл. 1 Структура базы данных пакета ASSPRO-NUC Способ загрузки Этап анализа Таблица БД. Ключевое поле БД Получение образцов Lot: дата получения образцов, дата Ручной: средства от заказчика, сдачи результато в, имя заказчика, Lot - имя партии образцов. СУБД формирование особые требования, детальные партии для условия облучения образцов в облучения реакторе и другие данные, к партии образцов относящиеся к партии образцов Пробоподготовка: Sample: список образцов в партии с Lot$Sample - поле, содержащее составное Ручной: средства указанием их веса, маркировки имя(партия и название образца). Название СУБД заказчика и исполнителя и других образца может предст авлять рабочий характеристик. порядковый номер.

Измерение Pha: полный протокол измерения Spectrum – уникальный код содержащий Автоматический:

образцов: образцов (продолжительность, информацию о дате, времени и линии on line режим геометрия, линия набора уникальный код спектра, пакета ASPRO-NUC содержащий информацию о дате, времени и линии набора спектра Обработка спектров, Analysis: расчет концентрации Автоматический:

Связующая таблица, ключевого поля нет.

НАА: элементов с использованием on line режим относительного метода программы ANALYSIS Обработка спектров, Aspro: энергия, площади пиков, Автоматический:

Связующая таблица, ключевого поля нет.

гамма- статистическая погрешность и on line режим спектрометрия: другие данные. программы ASPRO Обработка спектров, Ident: абсолютная активность Автоматический:

Связующая таблица, ключевого поля нет..

изотопная радионуклидов, погрешность и on line режим идентификация: другие данные программы IDENT При статистической обработке данных важно представлять какие результаты НАА можно считать независимыми. Очевидно, что результаты, полученные при использовании разных гамма-линий одного и того же образца сравнения, будут коррелированы между собой. Это означает, что при расчете концентрации по различным образцам сравнения количество аналитических линий должно быть во всех случаях одинаковым или, по крайней мере, близким. В случае обработки зависимых значений применение СУБД дает выигрыш, так как нетрудно организовать обработку данных, сгруппированных по другим признакам (например, результатов, полученных с использованием одного и того же образца сравнения) с последующим объединением данных.

Благодаря существенному упрощению обработки большого объема информации с использованием СУБД, повышение качества аналитической работы может быть достигнуто и за счет неоднократного измерения многоэлементных образцов сравнения (по крайней мере дважды: в начале и в конце каждого измерения серии анализируемых проб). Быстрая обработка данных позволяет проводить оперативный контроль результатов в процессе выполнения анализа, давая рекомендации по дополнительному измерению проб с выпадающими данными. Это особенно важно при анализе по коротко- и среднеживущим радионуклидам во избежание невосполнимой потери аналитической информации.

2. Компараторная стандартизация в НАА 2.1 База оцененных ядерных данных для компараторной стандартизации в НАА Идея компараторной стандартизации появилась как реальная альтернатива безэталонному (параметрическому) варианту НАА. Концепция компараторной стандартизации подразумевает совместную активацию анализируемых проб и компаратора, представляющего собой образец, содержащий подходящий элемент с известной концентрацией. С использованием ядерно-физических данных, ряда параметров, характеризующих условия облучения и результатов гамма спектрометрии можно рассчитать содержание любого элемента в анализируемой пробе через этот элемент-компаратор. При использовании компараторной стандартизации отпадает необходимость использования многоэлементных образцов сравнения, разрешается задача проведения панорамного анализа, благодаря возможности определения всех возможных элементов, а не только тех которые присутствуют в образце(ах) сравнения. Концепция ko -компараторной стандартизации, предложенная Де Корте и Шимоничем*, оказалась наиболее продуктивной и востребованной практикой. ko-фактор представляет собой безразмерную величину (комплекс ядерно-физических констант определяемого элемента и золота) определенную с высокой точностью для более, чем радионуклидов:

* F.De Сorte, A.Simonits. J.Radioanal.Nucl.Chem.,Art., 133 (1989), M Aua 0,a a (2) (k 0, Au )a = M aAu 0, Au Au где Mx, x, x, x есть атомная масса, изотопная распространенность, сечение реакции (n, ) на тепловых нейтронах и выход аналитической гамма-линии.

Формула для расчета концентрации аналита (масс.%) с использованием золота в качестве компаратора выглядит следующим образом:

Np / tm ( ) p,Au fi +Q0,Au ( ) a c a = SDCW (3) Np / tm p,a fi +Q0,a ( ) ( k0,Au )a ( ) SDCW Au Где первый множитель представляет собой результаты гамма-спектрометрических измерений аналитического радионуклида и компаратора, второй соответствующий ko-фактор, третий- соотношение эффективности регистрации аналитического пика полного поглощения (Np) компаратора и определеляемого радионуклида, нормированного на время измерения пробы (tm), массу (W) и на факторы насыщения (S) и распада при охлаждении (D) и измерении образцов (C) и, наконец, 4-й сомножитель (в сером прямоугольном поле) необходим для учета вклада активации эпитепловыми нейтронами. Здесь fi есть отношение потока тепловых и эпитепловых нейтронов, Q0 = I0/0, отношение резонансного интеграла и сечения на тепловых нейтронах для реакции (n, ), - мера неидеальности распределения эпитепловых нейтронов, аппроксимируемая 1/E1+ распределением.

Как видно из уравнений (2)-(3) k0-методология подразумевает проведение достаточно громоздких расчетов как для определения концентрации, так и предварительных градуировок условий облучения и измерительного тракта.

Поэтому с самого начала эта методология была компьютер-ориентированной. К тому же, при расчетах требовалось использовать большое количество ядерных данных, которые постоянно уточнялись. Имея в виду, что сейчас к0-метод используется в практике НАА в лабораториях более чем 30 стран, то для того, чтобы обеспечить единство входных данных для всего международного сообщества пользователей, с целью корректного сопоставления результатов, в рамках проекта ИЮПАК по автором разработана база данных для к0-метода (формат Access 97/2000). База данных имеет довольно сложную структуру и состоит из реляционно-связанных таблиц, нескольких интерфейсных окон для просмотра и редактирования связанных данных, а также программного кода для поддержки целостности данных при их вводе/редактировании. Автором в сотрудничестве с F.DeCorte проведена загрузка и сверка оцененных данных. Созданная база данных и ее описание свободно распространяются ИЮПАК и доступны всем заинтересованным лицам через Интернет http://www.iupac.org/projects/2001/2001 075-1-500.html.

2.2 Компараторная стандартизация по короткоживущим изотопам Компараторная стандартизация для НАА по короткоживущим радионуклидам является удобным инструментом, позволяющим заметно повысить оперативность и гибкость автоматизированного НАА с использованием пневмопочты. Немаловажным достоинством является и то, что в значительной степени разрешается проблема подбора многоэлементного образца сравнения который был бы одинаково хорошо пригоден для всех определяемых элементов и для различных режимов анализа. Компараторный метод может быть также с успехом использован непосредственно в процедуре оптимизации многоэлементного НАА и предсказания результатов анализа, например, предела обнаружения.

При анализе биологических образцов, объектов окружающей среды, продуктов питания методом НАА по короткоживущим радионуклидам, наиболее часто приходится определять содержание как конституционных элементов - Ca, Cl, K, Mg, Na, S, присутствующих в пробе в больших количествах, так и микроэлементов - Al, Ag, Cu, Mn, Ti, Se, V, многие из которых играют важную роль в процессах метаболизма.

Показано, что практически для всех аналитических изотопов перечисленных элементов значение Qo меньше или незначительно превышает единицу. Учитывая же тот факт, что для реакторов различного типа значение f существенно больше единицы (например, f=17 для некоторых каналов графитового реактора, f50 для термализованных нейтронов тяжеловодного реактора) то, выбирая компаратор из числа перечисленных элементов, расчетное уравнение (3) можно упростить за счет удаления части выражения (выделеной серой прямоугольной областью).

Это позволяет избежать дополнительной процедуры мониторирования спектра нейтронов для определения параметров f и. Вводимая этим допущением погрешность в большинстве случаев не превысит порога 1-2 %, что существенно ниже вклада других источников и, прежде всего, статистической погрешности оценки площади аналитического фотопика.

Очевидно, что если компаратор и определяемый элемент совпадают, включая и выбранную гамма-линию, то метод фактически трансформируется в вариант относительной стандартизации. Было предложено использовать дополнительно второй компаратор, имеющий отличный от первого период полураспада, для повышения надежности единичного анализа при использовании автоматизированных систем НАА по короткоживущим радионуклидам.

При массовом НАА по короткоживущим радионуклидам имеется вероятность появления неверных единичных определений, вызванных различными причинами (сбои электронной аппаратуры пневмопочты, ошибки оператора при передаче программе значений времени облучения или охлаждения и др.).

Разработан метод детектирования таких ситуаций, включающий оценку этих параметров по результатам измерения компараторов. Суть предложенного метода состоит в том, что в каждом анализе сравнивают результаты определения двух элементов, полученные компараторным методом, с результатами относительного варианта стандартизации. При этом предполагается, что последние данные являются опорными. При обнаружении значимых расхождений задача программы заключается в анализе возможных причин и выдаче адекватной рекомендации.

Метод основан на расчете времён активации/распада по измеренной активности минимум двух компараторов с различающимися периодами полураспада путем решения системы линейных уравнений (используется сведение двух трансцендентных уравнений к одному и решении его методом биссекции) с использованием метода регуляризации для оценки погрешностей в определении времен облучения и охлаждения.

Для реализации метода необходимы многоэлементные образцы-компараторы в качестве которых могут быть использованы как подходящие образцы сравнения, так и искусственные смеси, например, состав одной из разработанных смесей таков: Al-0.2%;

V-0.006%;

Ca-5%;

Cl-0.8%;

Mn-0.01%;

Na-0.1%. Для этого образца сравнения в любом режиме анализа можно выбрать 2 аналитические гамма-линии разных компараторов с приемлемой статистической погрешностью оценки площади фотопика.

Для апробации нового метода была создана программа COMPA, включенная в оболочку пакета ASPRO. Программа организована в виде трехуровнего "меню" и позволяет автоматизировать все этапы НАА с использованием компараторной стандартизации по короткоживущим радионуклидам.

Созданные метод и программа апробированы при аттестации стандартных образцов различной природы с использованием пневмопочты реактора ИЯФ ТПИ (г.Томск). В качестве примера в Табл. 2 приведены результаты анализа стандартных образцов МАГАТЭ (A-11), образцов листьев табака CTA-OTL-1 и CTA VTL-2 (Польша). Как видно из приведенных результатов, метод работоспособен Табл. 2. Результаты анализа образцов компараторным методом.

Масса образцов 50-100 мг, время облучения 1 мин, время охлаждения 3 и минут, компараторы Mn56 (846 keV) и Cl38 (1642 keV). Результаты рассчитаны как среднее из определений по 2-м компараторам, количество независимых определений равно 3-6, звездочкой(*) отмечены информационные значения сертификата.

Образец A - 11 CTA-OTL-1 CTA-VTL- Элемент Найдено Сертиф. Найдено Сертиф. Найдено Сертиф.

Al, мкг/г *16. 10.9± 1890± 1740± 2120± 1682± 4.5 80 290 85 558* Ca, % 1.26± 1.29± 38.7± 31.7±1.2 3.85± 3.60± 0.03 0.08 3.9 0.15 0. Cl, % 0.0298* 1.07± 0.908± 0.030± 0.775± 0.743± 0.03 0.174 0.006 0.008 0. K, % 0.88± 1.03± 0.09 0. Mg, % 0.105± 0.110± 0.42± 0.44± 0.49± 0.510± 0.007 0.008 0.03 0.02 0.13 0. Mn, мкг/г 503± 412± 89± 79.7± 5 14 13 2. Na, мкг/г * 0.42± 0.44± 608± 529± *312± 0.03 0.03 18 11 V, мкг/г 2.3± 3.08± 3.1± 4.00± 0.7 0.42 0.7 0. 3. Гамма-спектрометрия 3.1 Способ учета эффекта истинных совпадений для объемных источников Для снижения предела обнаружения радионуклидов в объемных образцах имеется несколько возможностей: использование детекторов с более высокой эффективностью регистрации, расположение проб как можно ближе к детектору (например, стакан Маринелли, являющийся стандартной геометрией при измерении радиоактивности проб окружающей среды). Так как большинство радионуклидов распадается с испусканием большого числа гамма- и рентгеновских квантов в каскадных переходах, то в таких условиях становится заметным эффект истинных совпадений, неучет которого ведет к систематической погрешности при измерении радиоактивности. Автором впервые была решена эта проблема для случая измерения радиоактивности объемных излучателей.

Суть эффекта истинных совпадений состоит в том, что из-за конечного времени регистрации импульсов (микросекунды), измерительная система не способна обработать раздельно импульсы полного поглощения гамма-квантов, составляющих каскад (где время жизни уровней обычно измеряется нсек-псек), а регистрирует суммарный эффект. Например, если рассматривать только, совпадения, составляющие подавляющее большинство каскадных переходов, то различают два случая:, -суммирование и, -выбывание (Рис.1 (а) и (б), соответственно).

(а), -суммирование: ведет к увеличению площади пика А по сравнению с ожидаемой, рассчитанной по выходу линии и эффективности ее регистрации) из-за вклада переходов 0 и 1.

(б) - выбывание импульсов: наблюдается уменьшение, площади пика А, из-за полного или частичного суммирования поглощенной энергии перехода А с поглощенной энергией от переходов 0 и/или 1.

Рис.1. Принципиальная схема эффекта истинных совпадений (А- аналитическая линия, 0, 1 –другие линии каскадного перехода).

Имея в виду, что одна и та же линия может участвовать в различных каскадах как с суммированием, так и с выбыванием импульсов, то итоговый эффект есть комбинация всех случаев. Учитывая, что схемы распада обычно достаточно сложны, а расчет даже отдельного каскада весьма громоздок, то поправка на эффект истиных совпадений может быть определена только с использованием компьютерных расчетов и с использованием специализированных ядерных данных, характеризующих схему распада. В отличие от эффекта случайных совпадений, величина эффекта истинных совпадений пропорционально зависит от эффективности регистрации (по сути от геометрии измерения) и не зависит от скорости счета.

Для того, чтобы показать важность учета эффекта истинных совпадений, на Рис. 2. показано отклонение измеренной эффективности регистрации некоторых Cs134 Y88, гамма-линий и участвующих в каскадных переходах, от кривой эффективности, полученной при измерении радионуклидов не имеющих каскадных переходов. Использован стандартный источник (100 мл цилиндр, высотой 35.3 мм, твердая матрица 1.15 г/см3, содержащая Am241, Cd109, Ce139, Co57, Cs134, Cs137, Hg203, Mn54, Sn113, Y88, Zn65, Analytics Inc.), измеренный на полупроводником детекторе из особочистого германия (Ortec Inc., относительная эффективность 96%).

Рис. 2. Сравнение эффективности регистрации пиков полного поглощения от энергии при измерении радионуклидов не имеющих каскадных переходов ( ), аппроксимирующая функция показана сплошной линией) и радионуклидов Cs134 и Y88проявляющих эффект истинных совпадений ( и соответственно).

Из экспериментальных данных следует, что систематическая погрешность при измерении Cs134 и Y88 для данной геометрии и детектора составляет от 10 до % (в зависимости от линии), при этом она может быть как со знаком плюс (преобладает, -суммирование), так и со знаком минус (преобладают, -потери).

Для других радионуклидов систематическая погрешность может быть и выше.

Расчет поправок. Для устранения систематической погрешности, обусловленной эффектом истинных совпадений, необходимо рассчитать соответствующую поправку и скорректировать наблюдаемую (измеренную) площадь пика (Nm) определяемого радионуклида:

Nm (4) Nc = ;

COI Автором предложена следующая формула для расчета поправки (COI) для случая объемного источника:

(5) i COI i dV COI = V i dV где i – есть эффективность пика полного поглощения линии для которой рассчитывается поправка, а COIi – есть поправка на эффект истинных совпадений для интегрируемой точки внутри образца.

В свою очередь, поправка для точки (COIi ) представляет собой достаточно сложную функцию, зависящую от многих параметров:

COI = (1 + Sa ) (1 La ) ;

(6) где La Sa – вероятности, -потерь и, -суммирования, соответственно. Эти вероятности представляют собой сумму парциальных вероятностей, которые рассчитываются для каждого отдельного каскада:

m n La,i Sa, j La = Sa = и ;

(7) j =1 i = В свою очередь, парциальные вероятности есть соответствующие функции от параметров схемы распада.

Если градуировка эффективности регистрации пика полного поглощения является стандартной процедурой любого программного обеспечения для гамма спектрометрии, то градуировка полной эффективности необходима только для учета каскадного суммирования.

P/T-градуировка. Общая эффективность регистрации гамма-линии, представляет собой вероятность того, что фотон, попадающий в детектор будет зарегистрирован как за счет полной, так и частичной потери энергии. Другими словами, это отношение всех зарегистрированных импульсов от гамма-кванта (пик полного поглощения плюс континуум, ассоциированный с пиком) к количеству фотонов, испущенных источником. Исходя из определения общей эффективности регистрации, для построения градуировки используются индивидуальные источники (радионуклиды), имеющие одну или максимально две гамма-линии 241 57 109 139 113 137 54 например, Am, Co, Cd, Ce, Sn, Cs, Mn, Zn. Обычно оперируют не с общей эффективностью, а с отношением эффективности пика полного поглощения к общей эффективности для определенной энергии, так называемым P/T отношением (P/T-ratio). Разработана итерационная программа для построения экспериментальных P/T-градуировок.

Особенности расчета поправки для объемного источника. Расчет поправки для объемных излучателей сложен тем, что необходимо проинтегрировать парциальные поправки по объему образца (уравнение (5), что требует информации о P/T отношении и эффективности пика полного поглощения в каждой интегрируемой точке реального образца определенного химического состава и плотности. Таким образом, в общем случае, необходимо оперировать с трехмерными градуировками эффективностей или же двумерными, в случае симметричного источника, расположенного соосно с детектором.

Эффективность пика полного поглощения. Значения эффективности в окрестностях детектора можно получить либо расчетом, либо экспериментальным путем.

Расчетные варианты используют либо метод эффективного телесного угла, либо F.De Corte, C.Freitas. J.Radioanal.Nucl.Chem., v.160 (1992), p.253.

численное моделирование методом Монте-Карло. Оба метода требуют детальной информации о конструкции детектора (до 30 параметров), а сам расчет занимает достаточно длительное время. Точность получаемых результатов зависит от корректности используемой модели и входных данных, которые не всегда доступны в полном объеме. Разработан принципиально новый метод, рассматривающий детектор как «черный ящик». Предложена концепция виртуального центра детектора, суть которой состоит в том, что детектор рассматривается как некоторая эффективная точка, координаты которой в пространстве зависят от энергии излучения. Найдена простая аппроксимирующая функция, позволяющая быстро вычислять значения функции eff(x,y,z) для стандартных HPGe детекторов в интервале энергий от 60 keV до ~ 10 meV Для построения двумерного распределения эффективности проводится измерение точечного источника, содержащего специально подобраную смесь радионуклидов в предопределенных точках в окрестностях детектора. Затем проводится интерполяция полученных значений эффективности в радиальном и продольном (относительно оси детектора) направлениях с использованием полиномиальных зависимостей. Полученные зависимости служат основой для построения двумерной карты распределения эффективности вокруг детектора.

Полная эффективность регистрации. Как указано выше, полная эффективность подразумевает пик и ассоциированный с ним континуум. В случае точечного источника проблем нет следует провести P/T-градуировку и использовать ее для расчета поправки для неизвестного точечного источника, измеренного в такой же геометрии. В случае объемного образца, задача осложняется из-за необходимости знать, как меняются P/T-отношения в пространстве вокруг детектора и каков масштаб влияния рассеянного (на элементах основы) излучения, которое заметно сказывается на P/T-отношении, которое может измениться в несколько раз.

Оценить расчетным способом вклад рассеянного излучения можно с использованием моделирования методом Монте-Карло. Однако, такой подход едва ли можно рассматривать с практической точки зрения из-за непозволительно длительных расчетов. В этой связи предложено использовать концепцию «внутренней» (присущей только данному детектору) P/T-градуировки. Оценена работоспособность этой концепции применительно к анализу объемных излучателей и предложены способы учета рассеянного излучения.

Для понимания особенностей поведения P/T-градуировки в 2D пространстве исследовано поведение P/T-отношений в окрестностях детектора. При измерении использовали точечные источники, а сами измерения проводили вне защиты детектора для минимизации вклада от рассеянного излучения. Из Рис. 3 и видно, что P/T-отношения практически не зависят от положения точки относительно детектора, если только последнюю не размещать ниже плоскости кристалла. Таким образом, для получения «внутренней» P/T-градуировки (свободной от воздействия окружающих материалов) измерения рекомендуется проводить, размещая точечные источники по оси детектора на расстоянии 5-15 см и на достаточном расстоянии (40-50 см) от любой поверхности (защита, стены и др.).

Рис. 3. Зависимость P/T-отношения от Рис. 4. Зависимость P/T-отношения от расстояния до кожуха детектора (HPGe позиции точки на кожухе детектора (см.

детектор, 60%-ная относительная схему на врезке) (HPGe детектор, 96% эффективность) ная относительная эффективность) Для оценки масштаба влияния рассеянного излучения на величину поправки (COI) проведен ряд экспериментов. Точечный источник Eu152 размещали на криостате детектора и проводили измерения активности в присутствии так называемого отражателя (диски из алюминия и меди толщиной 5-10 мм), для создания поля рассеянного излучения. Экспериментально было показано, что P/T отношение уменьшается наиболее значимо именно при такой схеме измерения:

источник-отражатель. Полученные площади основных пиков, входящих в каскады, были соотнесены с пиками, полученными в отсутствие отражателя (Рис. 5). Как видно, для ряда пиков наблюдается отклонение отношения от единицы, что объясняется как раз особенностями регистрации каскадного излучения, на которое влияет рассеянное излучение. Однако, эффект сравнительно мал не более 4-5 % даже в случае измерений на высокоэффективном детекторе.

Рис. 5. Отношение площадей пиков, измеренных в отсутствии и присутствии отражателя (5 мм медь) для точечного источника Eu-152, измеренного HPGe (96% относительная эффективность) Для учета рассеяния при расчете поправки на каскадное суммирование предложено использовать несколько подходов.

Один из них основан на коррекции P/T-отношений в процессе расчета поправки на эффект суммирования. Коррекция предполагает, что потеря импульсов в пике за счет поглощения в образце увеличивает значение общего интеграла (знаменатель P/T-отношения). предлагается использовать следующее уравнение для расчета скорректированного значения P/T-отношения (P/T”) для каждой интегрируемой точки:

( P / T ) (1 a ) (8) ( P / T )" = 1 + a (P / T ) возд обр Где: P/T – отношение, согласно «внутренней» P/T-градуировки, a =,а возд возд и обр - есть эффективность регистрации в некоторой точке внутри образца для воздуха и материала образца. Например, для стакана Маринелли (400 мл), измеряемого HPGe-детектором (относит. эффективностью 60%) значение a=00. (в зависимости от расположения интегрируемой точки внутри образца).

В Табл. 3 приведены данные по результатам тестирование процедуры для расчета поправки на эффект суммирования по разработанным алгоритмам и программам. Видно, что разработанное решение работает даже при использовании «внутренней» P/T- градуировки, а коррекция этой градуировки на рассеянное излучение слегка улучшает результаты.

Табл. 3. Результаты расчета поправки на эффект суммирования. Измерение стандартного источника Eu152 (стакан Маринелли, 400 мл, 1.15 г/см3, HPGe 60% ной относит.эфф.). Активность по сертификату 1892 Бк (3.2 %) (1) – использование измеренной (внутренней) P/T- градуировки, (2)- использование скорректированной P/T- градуировки (выражение (8 )) A (Bq), COI A, Bq (1) COI A, Bq (2), E, keV измерения (1) коррект. (2) коррект.

2 3 4 5 1643 0.876 1876 0.885 121. 1484 0.833 1781 0.850 244. 1762 0.904 1949 0.912 344. 1560 0.852 1831 0.865 444. 1704 0.816 2088 0.836 778. 1453 0.736 1974 0.768 867. 1723 0.915 1883 0.927 964. 2094 1.039 2015 1.041 1086. 1778 0.951 1869 0.962 1112. 1816 0.941 1930 0.952 1408. 1702 1920 Среднее:

(10.9) (4.7) (4.7) (станд.откл., %) Отклонение от -10 +1 сертификата, % С использованием разработанной методики проведены расчеты пространственного распределения поправки на эффект истинных совпадений в окрестностях высокоэффективного полупроводникового детектора для двух характерных линий (случаев): гамма-линия 867 кэВ Eu (эффект выбывания импульсов) и гамма-линия 400 кэВ Se (эффект суммирования импульсов).

Результаты приведены на Рис. 6 (а) и (б), соответственно. Из масштаба шкалы изолиний следует, что систематическая погрешность для точек вблизи детектора может достигать значений -40% (эффект выбывания импульсов) и свыше +200% (эффект суммирования импульсов).

(а) (б) Рис. 6. Пространственное распределение поправок на эффект истинных совпадений:

(а) для случая выбывания (867 кэВ Eu) и (б) суммирования импульсов (400 кэВ Se), германиевый детектор 60% отн.эфф., образец- вода.

Для обеспечения расчета поправок на эффект истинных совпадений автором создана реляционная база ядерно-физических данных в формате СУБД Access2000. База данных состоит из 5-ти реляционно-связанных таблиц (около 1000 записей) и совместима (возможность связывания по общим ключевым полям) с другими, разработанными, базами данных (компараторная стандартизация, программа ACTIVA и др.) 3.2 Тестирование программного обеспечения для гамма спектрометрии Тенденцией последних лет становится встраивание аналитических приборов, в том числе и гамма-спектрометров, в лабораторные системы обработки информации (LIMS), что позволяет интегрировать все этапы анализа: от пробоотбора и пробоподготовки до проведения детальной аналитической обработки результатов. Программное обеспечение для обработки данных является важнейшим элементом системы, определяющим качество получаемых результатов.

Отсюда вытекает потребность объективной и независимой оценки качества работы программного обеспечения, включая как систему тестовых спектров, так и критериев для оценки качества получаемых результатов.

Автором внесен заметный вклад в решение этой задачи в рамках соответствующего проекта МАГАТЭ. В частности, разработана система тестирования программного обеспечения для анализа объектов окружающей среды, включая измерение низких уровней активности (обработка пиков с «плохой» статистикой), оценку предела обнаружения, способности программ корректно рассчитывать радиоактивность объемных образцов, включая случаи когда плотность и/или химический состав анализируемого образца отличаются от образца сравнения;

оценка способов учета каскадного суммирования;

учет и коррекция возможного нарушения изотопного равновесия при пробоотборе;

проблемы количественного измерения активности по низкоэнергетичному излучению;

расчет поправок на самопоглощение излучения и экранирование фона при измерении большеразмерных образцов и др.

Разработанные принципы тестирования и собственно тестовый материал (спектры и др. сопутствующая информация) являются основой для метрологической экспертизы всех этапов анализа.

4. Разработка теоретических и практических основ получения малоактивируемых материалов 4.1 Введение Термин «малоактивируемые» конструкционные материалы подразумевает материалы, отличающиеся ускоренным спадом наведенной радиоактивности после окончания облучения до приемлемого уровня. Этот уровень определяется - принятыми радиологическими порогами: 2510 мкЗв/ч мощность экспозиционной дозы, допускающей ручные операции с облученными материалами;

110-2 Зв/ч предельная мощность дозы, допускающая дистанционную работу, например, с помощью, робототехники.

Предполагается, что по окончании срока эксплуатации ядерной установки (10 лет и более) она выдерживается в течении 10-50 лет, после чего конструкции, изготовленные из малоактивируемых материалов, могут быть разобраны с применением как робототехники, так и ручных операций. Дальнейший сценарий определяется остаточной дозой- это либо переработка материалов (удаление радионуклидов, определяющих дозовую нагрузку, разбавление неактивными компонентами для дальнейшего использования в производстве конструкций новых реакторов или иных целей), либо захоронение конструкционных материалов в приповерхностных хранилищах. Имея в виду, что создание и эксплуатация хранилищ глубокого заложения для многовекового хранения высокорадиоактивных отходов является очень дорогостоящей технологией, то разработка конструкционных материалов с ускоренным (~ 100 лет) спадом наведенной радиоактивности до безопасного уровня обеспечивает значительную экономию средств на утилизацию установок после окончания их эксплуатации и в значительной мере снимает радиоэкологическую напряженность, связанную с развитием термоядерной и ядерной энергетики.

Разработка малоактивируемых материалов принадлежит к достаточно динамично развивающемуся разделу радиационного материаловедения. В результате анализа библиографической информации по этой теме показано, что период удвоения информации составляет около 5-6 лет, в то время как в “классических” областях науки этот период занимает более 10 лет.

Начальным шагом при разработке малоактивируемых материалов является проведение расчета выхода радионуклидов и мощности дозы при облучении материала заданного химического состава нейтронами определенного энергетического распределения. Следует иметь в виду, что при длительном (годы) облучении материала нейтронными потоками высокой плотности вероятны процессы заметного взаимопревращения элементов за счет ядерных трансмутаций, что может сказываться на свойствах материалов. Сложность расчетов возможных ядерных трансмутаций состоит в том, что необходимо в динамической взаимосвязи учитывать все возможные ядерные реакции, протекающие как на исходных изотопах, так и на продуктах их активации и распада. При этом следует учитывать вклад реакций высокого порядка (вплоть до 6-го).

Очевидно, что такие расчеты можно выполнять только по специальным программам при наличии обширной и современной базы ядерно-физических данных: дифференциальные сечения реакций, данные по схемам распада всех известных радионуклидов, изотопная распространенность элементов и др. Так как каждая ядерная установка или даже ее определенный конструкционный блок характеризуется своим уникальным нейтронным полем (энергетическим распределением нейтронов), то также необходима библиотека типичных спектров для разных установок.

База ядерно-физических данных. Точность и надежность получаемых результатов по активации материалов во многом зависят от качества и полноты ядерно физических данных, содержащихся в применяемых базах данных. В первую очередь это относится к данным по сечениям активации. В программе ACTIVA используется база данных по сечениям ядерных реакций, вызываемых нейтронами с энергией до 20 МэВ. Первоначальный вариант базы активационных данных был разработан в рамках программы по малоактивируемым материалам при участии Центра ядерных данных Физико-энергетического института и Института атомной энергетики (г.Обнинск). Он включал в себя библиотеки ADL-90 и ADL-91 по таким ядерным реакциям как: (n,np), (n,p), (n,d) (n,He), (n,nd), (n,t), (n,2p), (n,nHe), (n,He3), (n,g), (n,2n), (n,3n), (n,n'), (n,2He), (n,pHe), (n,pd), (n,pt), (n,pHe3) и некоторым другим. Текущая база данных периодически обновляется в соответствии с рекомендациями секции ядерных данных Международного агенства по атомной энергии (библиотеки FENDL и FENDL2- Fusion Evaluated Nuclear Data Library). В качестве источника информации по схемам распада использовали данные из файлов ENSDF, которые импортировали в нужном формате. Импортированные данные дополнительно выверяли и корректировали.

Нейтронные спектры ядерных установок. На Рис. 7 приведены типовые спектры некоторых ядерных установок, которые использовали при проведении расчетов активируемости и ядерных трансмутаций. Видно, что в спектре термоядерного реактора D-T синтеза доминируют нейтроны высоких энергий - 14 МэВ;

в периферийных зонах теплового реактора деления (типа ВВР) превалируют низкоэнергетичные нейтроны ( 0.1 эВ), а в спектре реактора на быстрых нейтронах (БОР-60) наблюдается максимум в интервале энергий 0.1-2 Мэв.

Рис. 7 Типовые нейтронные спектры ряда установок.

1- первая стенка термоядерного реактора (DEMO);

2- бланкет термоядерного реактора;

3 корпус ядерного реактора типа ВВР-1500;

4- корпус ядерного реактора типа ВВР-200;

5 корпус реактора БОР- 4.2 Программа ACTIVA для расчетов ядерных трансмутаций при нейтронном облучении Ниже приведено краткое изложение принципов расчета ядерных трансмутаций по программе ACTIVA. В общем виде, при облучении смеси изотопов нейтронами радионуклид i может образовываться как в результате ядерной реакции (n,x), так и результате распада какого-либо радионуклида соседнего элемента, возникающего при облучении. Убыль радионуклида i объясняется как его выгоранием за счет ядерных реакций, так и в результате радиоактивного распада.

Математически это можно представить в виде системы дифференциальных уравнений:

i dNi (9) Wij N j - Wii Ni ;

= i = 1,2...n dt j = где Wij — коэффициент накопления i-го радионуклида в результате облучения и/или распада другого радионуклида;

Wii — коэффициент убыли радионуклида i в процессе распада и/или выгорания;

Ni, Nj — первоначальное количество ядер i и j.

Скорость активации может быть определена следующим выражением:

i (E) (E) dE aij = (10) где: i(E) — дифференциальное сечение активации изотопа i;

(E) — функция распределения нейтронов от энергии. Скорость распада определяется константой распада и коэффициентами ветвления при распаде ядра. Система линейных однородных дифференциальных уравнений первого порядка (9) динамически описывающая процесс накопления и распада ядер может быть записана в матричном виде:

dy (11) =|| W || y t dt [] W = w ij — матрица постоянных коэффициентов, вычисляемых в соответствии где с уравнениями активации/распада, yt — вектор решений системы уравнений (11) на произвольный момент времени t.

Для начальных условий y(0)=y0 общее решение системы (11) имеет вид:

( ) yt = exp W t y 0 (t0), (12) ( ) где exp W t — матричная функция, разложение которой в соответствии с формулой интерполяционного многочлена Лагранжа- Сильвестра равно:

т n [exp(qk t ) (|| W || qi E ) л =1 i =k exp(|| W || t) = n (13) (q k qi ) i =k Здесь Е — единичная матрица, а q — вектор характеристических чисел матрицы W. Если матрица является нижней треугольной, то значения W элементов вектора q равны диагональным элементам матрицы W, а именно qi= wii, причем все wii различны.

Другой способ вычисления вектора решений yt, может быть основан на разложении матричной функции exp( W t) в ряд Маклорена:

m || W || t || W || 2 t 2 (14) k = exp(|| W || t ) = E + || W || t + K+K = E + =|| Z || k!

2!

Ограничившись m членами разложения матричной функции в ряд (14) можно вычислить элементы матрицы Z, умножением которой на вектор начальных значений y0 получим искомое решение yt. Этот способ решения системы (11) при разумном ограничении числа членов ряда (14) оказался предпочтительнее точного решения (13), особенно при описании облучения, когда возможно образование из дочернего изотопа материнского, т.е.

когда матрица не является нижней треугольной. Этот способ удобен для W набора различных значений t при неизменной матрице W, т.к. коэффициенты разложения (14), однажды вычисленные, можно использовать для получения решения при различных значениях времени (циклическое облучение).

Учитывая преимущества первого и второго численных решений системы уравнений (11), в программе были реализованы оба этих метода: точное решение (13) используется для расчета количеств продуктов распада после облучения, а разложение (14) — в процессе облучения.

Блок-схема и функциональность разработанного пакета "ACTIVA".

Разработанная программа ACTIVA явилась первым и пока единственным российским продуктом, обеспечивающим расчет ядерных трансмутаций для задач разработки малоактивируемых материалов. Программа построена по модульному принципу и состоит из нескольких частей, взаимодействующих между собой через дисковую файловую систему. Разработаны следующие модули: интегрирование дифференциальных сечений для заданного нейтронного спектра;

вывод из базы данных информации по сечениям в текстовом формате;

логический анализ для предсказания возможных цепочек ядерных трансмутаций, приводящих к образованию долгоживущих радионуклидов;

экспорт результатов расчетов в реляционную базу данных, и др.

Последний модуль следует прокомментировать особо. При облучении смеси изотопов (одного или разных элементов) результаты расчетов ядерных трансмутаций смеси являются суммой результатов расчетов отдельных изотопов (элементов). Для того, чтобы избежать многократного повторного вызова программы при изменении состава образца (или нейтронного спектра), был разработан модуль для сохранения результатов расчетов в многотабличной реляционной базе данных MS Access. Результирующая база данных для определенного нейтронного спектра и условий облучения (флюенс нейтронов, продолжительность облучения, список ядерных реакций и др.) была названа атласом активации. Для наполнения семейства атласов активации проведены расчеты ядерных трансмутаций отдельных изотопов для выбранных условий, результаты которых экспортировали в базу данных. Наводимую активность и другие параметры облученных сплавов реального состава получали с помощью последовательных запросов к базе данных. Запросы объединяли различные таблицы атласа активации, таблицу с элементным составом изучаемого сплава и необходимые дополнительные вычисления.

Для расчета по активности мощности эквивалентной дозы, необходимой для классификации облученных материалов, в рамках базы данных был разработан программный модуль для расчета полных ионизационных -постоянных по схемам распада более чем 2200 радионуклидов, которые составили отдельную таблицу базы данных. Эта таблица используются всеми атласами для оценки мощности эквивалентной дозы,.

Концепция атласа активации оказалась продуктивной. Его можно ипользовать на любом компьютере где установлена программа MS Access, а расчеты легко и быстро могут выполнить даже неподготовленные пользователи с помощью шаблонов готовых запросов. При этом не требуется опыта работы со сложной программой ACTIVA, включающей различные модули расчета, базы данных. Кроме того, через форму запроса можно выполнить дополнительные вычисления над большими массивами структурированных данных и провести более детальные исследования, например, проследить цепочки образования того или иного радионуклида, оценить накопление/выгорание элементов и выполнить другие количественные оценки.

В силу того, что программный пакет развивался во времени, использовались разные средства программирования: MS Basic и Visual Basic, MS Visual C++, Borland Turbo C и Borland Paradox Engine. В настоящее время практически завершена модернизация программного обеспечения и ее перенос на современную платформу Windows.NET (MS Visual C#.NET и Visual C++.NET) в архитектуре клиент-сервер.

4.3 Научные подходы создания малоактивируемых материалов Теоретической основой разработки малоактивируемых материалов является сопоставление результатов расчетов активации и кинетики спада наведенной радиоактивности после окончания облучения материала заданного химического состава с радиологическими нормами.

Автором были проведены одни из первых систематических расчетов активации большого числа химических элементов периодической системы, представляющих интерес для разработки конструкционных материалов, включая оценку наработки критически важных долгоживущих радионуклидов. На Рис. 8 и Рис. 9приведены рассчитанные кривые спада радиоактивности для ряда основных элементов, которые используются при производстве металлических конструкционных материалов для двух случаев: облучение в термоядерном реакторе и облучение в реакторе на быстрых нейтронах (БОР-60).

Видно, что лишь несколько элементов не достигают безопасного уровня.

Это ниобий, молибден, никель и алюминий, за счет образования долгоживущих радионуклидов с высокой гамма-постоянной (Nb94 2.03104 л., Nb91 680 л., Mo 4.0103 л. Ni59 7.6104 л., Al26 7.6105 л). При этом хорошую динамику спада активности показывают облученные Cr, V, Ti и др. Из этих металлов наибольший интерес представляет ванадий в силу легкой обрабатываемости, технологичности, жаростойкости. Железо, являющее основой радиационно-стойких жаропрочных сталей широко применяемых в реакторостроении, показывает спад дозы до безопасного уровня за несколько десятилетий, что также приемлемо.

Сравнивая оба приведенных Рис. 8 и 9 можно видеть, что различий в особенностях спада дозы после облучения нейтронами термоядерного реактора и реактора на быстрых нейтронах не очень заметны (например, для БОР-60 уровень дозы заметно ниже и алюминий выбывает из списка нежелательных элементов).

Отсюда можно сделать вывод: малоактивируемые материалы разработанные для термоядерного реактора, полностью подходят и для реактора на быстрых нейтронах. А так как ядерная энергетика ближайших десятилетий строится на основе последних, то разработка малоактивируемых материалов для отдаленного во времени термоядерного реактора становится применимой для ядерных установок ближайшего будущего.

Рис. 8. Кинетика спада мощности дозы для ряда основных Мощность эквивалентной дозы, Зв/ч Nb элементов 0,1 Mo Норма для 0,01 Ni металлических робототехники 1E-3 Al 1E-4 Норма для конструкционных 1E-5 персонала Fe материалов 1E- W 1E- Mn (нейтронный спект 1E- Ti 1E- DEMO, флюенс 1х Cr 1E- V н/см2) 1E- Ta 1E- 1E- 1E- Fe 1E- 1E- 1E- 1 10 100 Продолжительность выдержки, годы Рис. 9. Кинетика спада мощности дозы для ряда основных 0,1 элементов Норма для 0,01 Nb робототехники металлических 1E- Mo 1E-4 Норма для Ni конструкционных персонала 1E- 1E- материалов 1E- 1E- (нейтронный спект W 1E- Fe 1E- БОР-60, флюенс Ta 1E- 1E-12 Mn 1х1023 н/см2) 1E-13 Ti 1E-14 Cr 1E-15 V 1E- 1E- 1E- 1E- Fe 1E- 1E- 1E- 1 10 100 Продолжительность выдержки, годы В процессе исследований было показано, что присутствие ряда примесных элементов может заметно сказываться на активационных свойствах материалов и содержание этих элементов должно строго контролироваться. С помощью программы ACTIVA были рассчитаны предельно-допустимые концентрации таких элементов, которые приведены в Табл. 4.

Как видно из Табл. 4, содержание ряда элементов допустимо в достаточно (10-4 % низких концентрациях и менее), что требует применения высокочувствительных методов определения элементов и обеспечение аналитического контроля, по возможности на всех технологических этапах производства, начиная от выбора шихтовых компонентов и заканчивая контролем готовой продукции.

Табл. 4. Предельно-допустимые содержания элементов (масс.%) в конструкционных материалах или их компонентах, определяющие дозовую нагрузку после 100 лет окончания облучения нейтронами ТЯР и БОР-60 (для мощности дозы, допускающей ручные операции, расстояние 1 см и более) Допустимое Допустимое Элемент содержание, вес.% Элемент содержание, вес.% ТЯР БОР-60 ТЯР БОР- -7 -7 - Ag 110 210 Ge 910 -4 - 210- Al 310 - Mo 210-3 210-3 210-5 210- Ca Nb 110-2 210-4 310- Cd 30 Ni 310-1 510-1 410-4 410- Ce Sb 210-2 210-2 210-4 410- Co Sm 410-2 410-1 210-5 310- Cu Sn 610-3 810-1 110-2 110- Gd Zr 110-5 110- Bi Радионуклиды элементов, не вошедших в Табл. 4, имеют сравнительно малые периоды полураспада и определяют динамику спада на начальных этапах выдержки материалов. Для корректной оценки динамики спада наведенной радиоактивности, необходимо определять в пробе максимально возможное число элементов, что подразумевает использование методов, обеспечивающих панорамный анализ (т.е. анализа, обеспечивающий определение максимально возможного числа элементов). На первых этапах разработки малоактивируемых материалов в качестве такого метода анализа проб использовали инструментальный нейтронно-активационный анализ. ИНАА отличается и достаточно высокими метрологическими характеристиками: низким пределом обнаружения, прослеживаемыми градуировками и стандартизацией, что позволяет корректно оценить погрешность аналитических результатов. Поэтому ИНАА применяли, главным образом, в качестве арбитражного метода. Метод особенно удобен для определения элементов по долгоживущим радионуклидам, например, кобальта по радионуклиду Co60, что было использовано для скринингового анализа большого количества шихтовых материалов. Впоследствии ИНАА был комплексирован с искровой масс-спектрометрией, ИСП МС и эмиссионным анализом (ИСП АЭС). Особое внимание уделялось определению ряда газообразующих элементов, таких как углерод, кислород, азот, на которых могут нарабатываться гелий и водород. Для определения перечисленных газообразующих элементов использовали радиохимический вариант гамма-активационного анализа с экспрессным выделением короткоживущих радионуклидов C11, N13, O17 (пределы ~10-5-10-6 %) обнаружения для этих элементов [Б.А.Чапыжников]. Так как возможности аналитических методов для того или иного элемента ограничены пределом обнаружения, то для получения корректных результатов при расчете кинетики спада активности (мощности эквивалентной дозы) по результатам панорамного анализа мы предложили использовать «неблагоприятный» сценарий, предполагая, что если сигнал от какого-то элемента не обнаружен, то его содержание равно пределу обнаружения. Такой подход может приводить к несколько завышенным результатам по мощности эквивалентной дозы и продолжительности охлаждения пробы, но получаемые выводы более надежны, нежели вообще не принимать во внимание элементы, содержащиеся ниже предела обнаружения. В ряде случаев оказалось, что содержание примеси на уровне предела обнаружения является критичным. Так например, по результатам панорамного анализа малоактивируемой стали 10X9BФА было показано, что после 100 лет охлаждения около 50% мощности дозы определяется серебром, - содержание которого ниже предела обнаружения метода ИСП-МС (10 %). Таким образом, использование другого метода анализа, обеспечивающего более низкий предел обнаружения может существенно скорректировать результаты расчетов.

Выбор основных и легирующих элементов металлических конструкционных материалов. Одним из подходов при разработке малоактивируемых сплавов является частичная или полная замена нежелательных легирующих элементов на благоприятные в активационном плане элементы при сохранении физико химических, механических и технологических свойств модифицируемого сплава. В настоящее время исследования по разработке радиационно-стойких малоактивируемых металлических конструкционных материалов сосредоточены на таких типах материалов как аустенитные нержавеющие стали, ферритные стали, сплавы на основе ванадия и ряде других. Как показывают расчеты, кроме ванадия быстрый спад радиоактивности демонстрирует и гипотетически чистый хром. Но, в отличие от ванадия, хром не отличается достаточными технологическими свойствами из-за высокой хрупкости, проблем с обработкой и сваркой. Что касается сталей, то они были и пока остаются основными конструкционными материалами для термоядерной энергетики. Для создания композиций, обладающих ускоренным спадом наведенной активности в случае аустенитных нержавеющих сталей, никель частично или полностью заменяется на марганец (с учетом никелевого эквивалента последнего как условия для стабилизации аустенита), а в случае ферритных сталей молибден заменяется на вольфрам и ванадий, а ниобий — танталом.

Совместно с ИМЕТ РАН отобраны десятки материалов и лигатур, производимых в промышленных масштабах на различных предприятиях Российской Федерации, которые были проанализированы с использованием инструментального нейтронно-активационного анализа. Результаты анализов составили базу данных шихтовых материалов. Эта база данных послужила основой для выбора основных и легирующих компонентов для выплавки перспективных малоактивируемых материалов различного типа (стали и сплавы на основе ванадия).

Совместно в ИМЕТ РАН и ГЕОХИ РАН был разработан ряд перспективных малоактивируемых композиций: Fe20Mn12Cr1WTa (аустенитная сталь), Fe(2,9,12)CrWV (ферритная сталь), Fe0,1C9Cr1WVTa (ферритно-мартенситная сталь 10Х9ВФА), а также сплавы на основе ванадия: V(4-5)Cr(4-5)Ti и V(3-5)Ga дополнительно легируемые Si, Cr, Ce. В Табл. 5 приведено содержание основных и легирующих элементов в разработанных малоактивируемых материалах.

Табл. 5. Содержание основных легирующих элементов в малоактивируемых сталях и сплавах ванадия, разработанных в ИМЕТ РАН в сотрудничестве с ГЕОХИ РАН.

Элемент Концентрациия элементов, % Аустенитные стали Ферритные стали Сплавы ванадия C 0.10.3 0.10. Cr 5.020.0 2.012.0 015. Mn 10.030.0 0.31. W 0.73. V 0.20.7 Баланс Ta 0.10. Ti 3.020. Si 01. Ga Fe Баланс Баланс Разработанные стали характеризуются ускоренным (более чем на порядка) спадом наведенной активности по сравнению с исходными прототипами.

На Рис. 10 приведены кривые спада мощности дозы во времени для ряда материалов.

В ряде случаев присутствие нежелательных микропримесей может даже свести на нет замену легирующих добавок. Характерным примером может служить ванадий. На Рис. 10 представлены кривые активации различных типов ванадия.

Видно, что гипотетически чистый ванадий действительно отличается быстрым спадом наведенной радиоактивности. Вместе с тем, реальные образцы производимого ванадия весьма отличаются от гипотетически чистого ванадия именно за счет присутствия в образцах примесных элементов, которые и определяют окончательный вид динамики снижения эквивалентной дозы во времени. Более того, реальный образец ванадия уступает даже образцу малоактивируемой стали Cr9WVTa.

Рис. 10. Активационные характеристики ряда Мощность эквивалентной дозы, Зв/ч материалов (1) Сталь 316SS;

0. (2) Сталь Fe12Cr20MnW Норма для робототехники (панорамный анализ);

(3) 1E- Сталь Fe12Cr20MnW (основные Норма для персонала 3 элементы);

(4) Ванадий марки 1E-7 ВнМ-1;

(5) Сталь (1) (2) Fe12Cr20MnW (на основе (3) (4) изотопов Fe56, Mn55, Cr52, 1E-10 (5) W184);

(6) Гипотетически (6) чистый ванадий- 23 Спектр нейтронов: DEMO (флюенс 2*10 н/см ) 1E- 0.1 10 Продолжительность выдержки, годы Результаты анализа радионуклидного состава облученного сплава с использованием метода гамма-спектрометрии приведены в Табл. 6. Они являются примером экспериментальной оценки содержания долгоживущих радионуклидов в сплаве V-21.5 ат.% Ti после его облучения в реакторе СМ-2 нейтронным флюенсом 51020 см – и последующей выдержки в течение 5 лет, подтверждающий необходимость применения высокочувствительных панорамных методов элементного анализа химического состава материалов при создании малоактивируемых сталей и сплавов.

60 182 Обнаруженные долгоживущие радионуклиды Co, Ta, Nb, образующиеся на примесях W, Mo, Ni, Ta и Nb, существенно сказываются на активации и кинетике спада наведенной радиоактивности. Так, если для гипотетически чистого сплава V-21,5 ат.% Ti биологически безопасный уровень наведенной радиоактивности достигается менее чем за 30 лет, то присутствие 60 Nb — до 105 лет. При этом радионуклида Co увеличивает его до 35 лет, а следует подчеркнуть, что примесные элементы, на которых образуются указанные радионуклиды, в сертификате состава технического ванадия не представлены.



Pages:   || 2 |
 














 
2013 www.netess.ru - «Бесплатная библиотека авторефератов кандидатских и докторских диссертаций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.