RU2055350C1 - Способ определения отношения концентраций изотопов урана-235 и урана-238 - Google Patents

Способ определения отношения концентраций изотопов урана-235 и урана-238 Download PDF

Info

Publication number
RU2055350C1
RU2055350C1 SU5060828A RU2055350C1 RU 2055350 C1 RU2055350 C1 RU 2055350C1 SU 5060828 A SU5060828 A SU 5060828A RU 2055350 C1 RU2055350 C1 RU 2055350C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
uranium
standard
sample
isotopes
tablets
Prior art date
Application number
Other languages
English (en)
Inventor
Ю.Т. Чубурков
В.П. Перелыгин
Original Assignee
Объединенный Институт Ядерных Исследований
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Объединенный Институт Ядерных Исследований filed Critical Объединенный Институт Ядерных Исследований
Priority to SU5060828 priority Critical patent/RU2055350C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2055350C1 publication Critical patent/RU2055350C1/ru

Links

Landscapes

  • Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)

Abstract

Использование: при прецизионном определении отношений концентраций изотопов урана-235 и урана-238 в веществах - как в природных средах, так и в индустриальных продуктах и изделиях, в частности при определении загрязнений окружающей среды техногенным ураном как обедненным изотопом урана-235, так и обогащенным изотопом при уровнях загрязнения до 10-8 г/г элемента урана. Сущность изобретения: измельчают исследуемое вещество в тонкий порошок, добавляют к части этого вещества уран с известным отношением концентрации его основных изотопов в преобладающем количестве, формируют таблетки одинаковой формы из вещества образца и эталона толщиной, превышающей пробег осколков деления в указанном веществе. К этим таблеткам прикладывают с торцов твердотельные трековые детекторы, облучают смешанным потоком тепловых и резонансных нейтронов и по измерению отношений числа треков осколков деления для образца и эталона, умноженному на отношение числа γ квантов 239Np для эталона и образца, судят о смещении изотопного отношения 235V к 238V по сравнению с естественным ураном.

Description

Изобретение относится к приборам и методам экспериментальной физики и предназначено для прецизионного определения отношений концентрации изотопов 235U и 238U в природных и антропогенных веществах, которые, в частности, могут быть загрязнены техногенным ураном, как обедненным изотопом урана-235, так и обогащенным ураном-235. Уровень таких загрязнений может быть близким к кларку естественного урана в природных образцах на уровне 10-6 10-8 г/г.
Известен способ определения отношений концентрации изотопов урана-235 и урана-238, который состоит в измерении скорости образования осколков деления в исследуемом веществе и эталоне, имеющем известное отношение концентраций этих изотопов в пучке нейтронов [1]
Недостатком способа является невысокая чувствительность определения этого отношения, так как для его реализации требуется обеспечить концентрацию урана на уровне ≥ 0,1-1% от массы исследуемого вещества.
Другим аналогом изобретения является способ определения отношения концентраций урана-235 и урана-238, заключающийся в переменной активации ядер этих изотопов в смешанных пучках тепловых и резонансных нейтронов с последующим измерением соотношений γ-активности изотопа 239Np и γ-активности продуктов деления 235U изотопа 137Ba в исследуемом веществе и эталоне [2]
Недостатком аналога является невозможность определять отношение концентраций изотопов урана на уровне менее 10-5 г/г, в то время как большинство природных образцов имеет концентрацию элемента урана ≅ 10-6 г/г.
Прототипом изобретения является способ определения отношения концентрации изотопов 235U к 238U [3] позволяющий определять это отклонение в природных веществах и синтетических материалах на уровне до концентраций U 10-8 г/г. Он основан на измерениях и сопоставлении ядерной активности, наведенной в исследуемом веществе и эталоне (с известным отношением концентрации 235U и 238U) тепловыми и резонансными нейтронами. Тепловые нейтроны приводят к мгновенному делению ядер 235U, осколки которых и регистрируются в диэлектрических трековых детекторах, помещенных вплотную к образцу и эталону перед облучением. Резонансные нейтроны захватываются 238U, что приводит к образованию 239U, который при β-распаде переходит в 239Np, испускающий γ-лучи. Сопоставлением γ-активности 239Np (239U) позволяет судить о концентрациях 238U в исследуемом веществе и эталоне. При этом используется эталон известного химического состава полевой шпат природного происхождения, который наносился тонким слоем 0,2 мг/см2 на вещество детектора. Аналогичным путем наносили слой 0,2 мг/см2 исследуемого вещества.
Определение отношения концентрации изотопов урана 235U (C235U) и 238U (C238U) проводили по результатам измерений плотности треков осколков 235U и чисел отсчетов Nγ, γ-квантов от 239Np (239U) в веществе и эталоне по формуле
(C235U/C238U)вещ A N f вещ N γ э /
/N f э N γ вещ , (1) где A известное отношение чисел атомов 235U и 238U в эталоне.
Недостатком прототипа являются, во-первых, возможные ошибки, связанные с большими различиями химического состава вещества и эталона. При конечной толщине препарата для полевого шпата (эталон) и сплавов меди, железа, никеля эффективный пробег осколков деления в веществе отличается на 25-30% что приводит к систематической ошибке ≥ 10% снижающей точность метода. Кроме того, применение тонкого слоя вещества и эталона требует более длительных экспозиций при облучении тепловыми и резонансными нейтронами, так как количество исследуемого вещества ограничено толщиной слоя 0,2 мг/см2 по изобретению, что связано с относительно невысокой наведенной γ-активностью 239Np.
Целью изобретения является повышение точности определения отношения концентрации изотопов 235U и 238U путем исключения ошибок, связанных с различием состава и геометрии образцов.
Цель достигается тем, что исследуемый образец измельчают в тонкий однородный порошок, например, на шаровой мельнице с механическим приводом. Размеры крупинок доводят до величины 0,1 мкм. Далее отбирают часть порошка исследуемого образца и в него добавляют раствор, содержащий уран с известным соотношением концентраций изотопа 235U и 238U (например, естественный уран, где это отклонение равно 0,00715) либо обедненный уран, где содержание урана-235 в 2-5 раза ниже, чем в естественном уране. Количество добавляемого урана должно превосходить концентрацию урана в исследуемом веществе в 30 раз или более с тем, чтобы исключить влияние возможных отклонений изотопного состава урана в исследуемом веществе (при 10%-ном отклонении в этом случае ошибка может составить не более 0,3%). Для исследуемых веществ на уровне концентраций урана 10-8 г/г эта добавка соответствует содержанию урана в эталоне ≥ 3 · 10-7 г/г. Затем из вещества и эталона изготавливают таблетки одинакового диаметра и толщины. Таким образом, последующие операции облучения и измерений активности производятся с одинаковыми по размерам и по химическому составу таблетками вещества и эталоном, что полностью исключает ошибки за счет различия в химическом составе. Кроме того, толщина такой таблетки превышает пробег осколка в веществе она составляет от 20 мкм и выше по сравнению с 0,2 мг/см2 (≈ 0,1 мкм) в прототипе, позволяет использовать меньшие потоки резонансных нейтронов за счет повышения выхода продуктов реакции. Выбор толщины таблетки определяется из условия оптимизации счета γ-активности 237Np при данной концентрации урана-238 в образце. Точность определения отклонения концентраций изотопов 235U и 238U определяется здесь исключительно статистическими ошибками измерений величин формулы (1), она может быть доведена до 1-2%
П р и м е р 1. Было определено отношение концентраций изотопов 238U и 235U в веществе метеорита Алленде, содержание урана в котором было найдено равным 1,3x x10-8 г/г. С этой целью 1 г метеорита измельчали на механической агатовой ступке до размера зерна 1 мкм. В качестве эталона брали 0,5 г этого порошка и смачивали его азотно-кислым раствором, содержащим естественный уран, доводя общую концентрацию урана в эталоне до 4,2· 10-7 г/г, Затем порошок сушили и помещали в матрицу между пуансонами диаметром 20 мм, поверхность которых покрывалась слюдой. К пуансонам прикладывали силу 150 кг/см2 с помощью гидравлического пресса. При этом вещество эталона превращали в таблетку площадью 3,14 см2 и толщиной 0,16 г/см2 около 0,85 мм. Из остального измельченного вещества прессовали точно такую таблетку. Обе таблетки (вещества и эталон) помещали между пластинами из парофазного кварцевого стекла и облучали потоком резонансных и тепловых нейтронов (1:2) ИБР-2 ЛНФ ОИЯИ с общим флюенсом, равным 4,7· 1017 нейтр./см2. После облучения измеряли число треков на кварцевых пластинках и значения γ-активности 239Np для вещества и эталона. Отношение концентрации изотопов урана-235 и урана-238 в веществе Алленде, определенное по формуле (1) оказалось равным 0,0073 ± 0,0004.
П р и м е р 2. Было определено отношение концентрации изотопов 238U и 235U в отходах от переработки облученных мишеней, изготовленных из лабораторного урана. Уран из отходов извлекается вместе с солями железа и других тяжелых гидролизующихся элементов. В качестве эталона брали естественный уран, выделенный аналогичным способом в присутствии тех же тяжелых гидролизующихся элементов. Анализируемое вещество и эталон как и в примере 1 прессовали в таблетки идентичной геометрии и после облучения нейтронами определяли число треков и γ-квантов в веществе и эталоне. С235U/C238U оказалось равным.

Claims (1)

  1. СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ОТНОШЕНИЯ КОНЦЕНТРАЦИЙ ИЗОТОПОВ УРАНА-235 И УРАНА-238 в исследуемом материале, заключающийся в том, что изготовляют образец из порошка исследуемого материала и эталон той же формы и толщины, что и образец, из порошка с известным сооотношением изотопов урана-235 и урана-238, облучают образец и эталон потоком тепловых и резонансных нейтронов и определяют отношение концентраций по соотношению числа треков осколков деления урана-235 и отношению наведенной активности гамма-излучения нептуния-239 для образца и этанола, отличающийся тем, что образец и этанол изготавливают в виде таблеток толщиной от 20 мк до 1 мм, а эталон изготавливают путем добавки в порошок исследуемого материала естественного или обедненного урана, содержащего известное отношение его изотопов, при этом количество добавляемого в исследуемый материал урана должно превосходить его содержание в исследуемом материале в 30 - 100 раз.
SU5060828 1992-06-15 1992-06-15 Способ определения отношения концентраций изотопов урана-235 и урана-238 RU2055350C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU5060828 RU2055350C1 (ru) 1992-06-15 1992-06-15 Способ определения отношения концентраций изотопов урана-235 и урана-238

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU5060828 RU2055350C1 (ru) 1992-06-15 1992-06-15 Способ определения отношения концентраций изотопов урана-235 и урана-238

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2055350C1 true RU2055350C1 (ru) 1996-02-27

Family

ID=21612585

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU5060828 RU2055350C1 (ru) 1992-06-15 1992-06-15 Способ определения отношения концентраций изотопов урана-235 и урана-238

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2055350C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2633941C1 (ru) * 2016-05-30 2017-10-19 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Севастопольский государственный университет" Способ оперативного определения обогащения урана по интенсивности испускания мгновенных гамма - квантов спонтанного деления

Non-Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Лобанов Е.М. и др. Двухканальные системы синхронной регистрации оскольков деления ядер этанола и анализируемого образца. Атомная энергия, т. 21, N 3, 1966, с.204-205. *
2. Turkstra Jet al. Fast determination of 2 3 5 V/ 2 3 8 V relation by the method of activation aualysis. Nucl. Jnstr. Meth. v. 63, N 23, 1968, p.269-273. *
3. Авторское свидетельство СССР N 880124, кл. G 01T 1/167, G 01N 23/22, 1984. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2633941C1 (ru) * 2016-05-30 2017-10-19 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Севастопольский государственный университет" Способ оперативного определения обогащения урана по интенсивности испускания мгновенных гамма - квантов спонтанного деления

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Iyer et al. Application of the fission track registration technique in the estimation of fissile materials: 235U-content in natural and depleted uranium samples and total uranium in solutions
Jaffrezic et al. A study of the precision attained by neutron activation analysis using international standard rocks GS-N and BCR-I as examples. A discussion of a geochemical model accounting for the estimated errors
RU2055350C1 (ru) Способ определения отношения концентраций изотопов урана-235 и урана-238
Friedman et al. Instrumental neutron activation analysis for mercury in dogs administered methylmercury chloride. Use of a low energy photon detector
Spencer et al. Neutron activation analysis of sodium in blood serum
Meyer Non-destructive determination of uranium and thorium in geological materials by resonance-neutron activation analysis
Olmez et al. Nondestructive analysis for silicon, rubidium, and yttrium in atomspheric particulate material
Kleeman et al. The evaluation of the spatial parameters K and α in equations for fission track uranium analysis
US3247380A (en) Determination of oxygen-18 by bombardment with alpha particles and detection of liberated neutrons
Chaudhuri et al. Application of fission track registration technique in the estimation of fissile materials: Analysis of plutonium in solutions of complex matrices
Gladney Determination of arsenic, antimony, molybdenum, thorium and tungsten in silicates by thermal neutron activation and inorganic ion exchange
Reimer Uranium determination in natural water by the fissiontrack technique
Wall Use of an alternative neutron dosimetry standard for fission track dating
SU880124A1 (ru) Способ определени отношени концентрации урана @ -235 и -238
Lavi et al. Epithermal neutron activation analysis and detection limit calculation for trace amounts of thorium at nanogram level, in Israeli geological samples
Danis et al. High neutron fluence measurements using simultaneously mica muscovite both as track detector and as material with low uranium content
Ottmar et al. Energy-dispersive X-ray techniques for accurate heavy element assay
Su The determination of uranium concentrations in seaweeds by nuclear track detectors
Schrack New applications of resonance neutron radiography
Ohno et al. Simultaneous determination of arsenic and antimony in soil by neutron activation analysis
Sevastyanov et al. The possibility of 93mNb radionuclide production in the nuclear reactor BR-10 and its application in the radiation sources for x-ray fluorescence analysis
Walker et al. Mass spectrometric determination of zirconium from a resin bead
Halperin et al. Neutron Capture and Fission in 254g Es
Pitrus INAA of trace impurities in aluminium clads
RU1577493C (ru) Способ градуировки гамма-абсорбционного плотномера