RU2785061C1 - Способ определения активности радионуклидов 238,239+240,241Pu в пробах аэрозолей и выпадениях - Google Patents
Способ определения активности радионуклидов 238,239+240,241Pu в пробах аэрозолей и выпадениях Download PDFInfo
- Publication number
- RU2785061C1 RU2785061C1 RU2021126125A RU2021126125A RU2785061C1 RU 2785061 C1 RU2785061 C1 RU 2785061C1 RU 2021126125 A RU2021126125 A RU 2021126125A RU 2021126125 A RU2021126125 A RU 2021126125A RU 2785061 C1 RU2785061 C1 RU 2785061C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- radionuclides
- activity
- samples
- determination
- alpha
- Prior art date
Links
- 230000000694 effects Effects 0.000 title claims abstract description 46
- 239000000443 aerosol Substances 0.000 title claims abstract description 10
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 8
- 238000005070 sampling Methods 0.000 claims abstract description 6
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 5
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 5
- 238000005342 ion exchange Methods 0.000 claims abstract description 3
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 claims description 18
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 17
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N nitric acid Chemical class O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 15
- MUBZPKHOEPUJKR-UHFFFAOYSA-N oxalic acid Chemical compound OC(=O)C(O)=O MUBZPKHOEPUJKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 15
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-N HCl Chemical compound Cl VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 14
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 14
- 239000003247 radioactive fallout Substances 0.000 claims description 11
- KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-N HF Chemical compound F KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 9
- 230000002285 radioactive Effects 0.000 claims description 9
- MHAJPDPJQMAIIY-UHFFFAOYSA-N hydrogen peroxide Chemical compound OO MHAJPDPJQMAIIY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 8
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 7
- LPXPTNMVRIOKMN-UHFFFAOYSA-M Sodium nitrite Chemical compound [Na+].[O-]N=O LPXPTNMVRIOKMN-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims description 6
- 239000012535 impurity Substances 0.000 claims description 6
- 235000006408 oxalic acid Nutrition 0.000 claims description 5
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims description 4
- 238000000746 purification Methods 0.000 claims description 4
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 claims description 4
- 239000011780 sodium chloride Substances 0.000 claims description 4
- 239000004744 fabric Substances 0.000 claims description 3
- 150000002222 fluorine compounds Chemical class 0.000 claims description 3
- 230000002452 interceptive Effects 0.000 claims description 3
- 239000003456 ion exchange resin Substances 0.000 claims description 3
- 229920003303 ion-exchange polymer Polymers 0.000 claims description 3
- 235000010288 sodium nitrite Nutrition 0.000 claims description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 2
- 238000010908 decantation Methods 0.000 claims description 2
- 239000007791 liquid phase Substances 0.000 claims description 2
- 238000002156 mixing Methods 0.000 claims description 2
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 claims description 2
- 239000007790 solid phase Substances 0.000 claims description 2
- 150000007522 mineralic acids Chemical class 0.000 claims 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 abstract description 31
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 16
- 238000000926 separation method Methods 0.000 abstract description 9
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 abstract description 6
- 230000035945 sensitivity Effects 0.000 abstract description 5
- 238000002955 isolation Methods 0.000 abstract description 4
- 238000001914 filtration Methods 0.000 abstract 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 15
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 5
- 229920002313 fluoropolymer Polymers 0.000 description 5
- 238000000034 method Methods 0.000 description 4
- JCXJVPUVTGWSNB-UHFFFAOYSA-N nitrogen dioxide Chemical compound O=[N]=O JCXJVPUVTGWSNB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 4
- 229910052904 quartz Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000010453 quartz Substances 0.000 description 4
- 239000011347 resin Substances 0.000 description 4
- 229920005989 resin Polymers 0.000 description 4
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N silicon dioxide Inorganic materials O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000036499 Half live Effects 0.000 description 3
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 3
- 150000007513 acids Chemical class 0.000 description 3
- 238000000975 co-precipitation Methods 0.000 description 3
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 description 3
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 3
- 239000012153 distilled water Substances 0.000 description 3
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 3
- PCHJSUWPFVWCPO-UHFFFAOYSA-N gold Chemical compound [Au] PCHJSUWPFVWCPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000010931 gold Substances 0.000 description 3
- 229910052737 gold Inorganic materials 0.000 description 3
- 229910052500 inorganic mineral Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000004020 luminiscence type Methods 0.000 description 3
- 239000011707 mineral Substances 0.000 description 3
- HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M sodium hydroxide Chemical compound [OH-].[Na+] HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 3
- 238000003756 stirring Methods 0.000 description 3
- 239000000758 substrate Substances 0.000 description 3
- 229910052695 Americium Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910015800 MoS Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000003915 air pollution Methods 0.000 description 2
- LXQXZNRPTYVCNG-UHFFFAOYSA-N americium Chemical compound [Am] LXQXZNRPTYVCNG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000003957 anion exchange resin Substances 0.000 description 2
- 239000011491 glass wool Substances 0.000 description 2
- 229910000041 hydrogen chloride Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910000659 lithium lanthanum titanates (LLT) Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- 230000001264 neutralization Effects 0.000 description 2
- 238000010606 normalization Methods 0.000 description 2
- 239000004810 polytetrafluoroethylene Substances 0.000 description 2
- 229920001343 polytetrafluoroethylene Polymers 0.000 description 2
- 229910052573 porcelain Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000010791 quenching Methods 0.000 description 2
- 230000000171 quenching Effects 0.000 description 2
- 238000004611 spectroscopical analysis Methods 0.000 description 2
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 2
- 102000037197 Anion exchangers Human genes 0.000 description 1
- 108091006437 Anion exchangers Proteins 0.000 description 1
- 210000001736 Capillaries Anatomy 0.000 description 1
- 238000007445 Chromatographic isolation Methods 0.000 description 1
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010425 asbestos Substances 0.000 description 1
- 238000004380 ashing Methods 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 238000000546 chi-square test Methods 0.000 description 1
- 230000000875 corresponding Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000004821 distillation Methods 0.000 description 1
- 239000003814 drug Substances 0.000 description 1
- 238000004070 electrodeposition Methods 0.000 description 1
- 238000003912 environmental pollution Methods 0.000 description 1
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 1
- 239000000835 fiber Substances 0.000 description 1
- 239000011521 glass Substances 0.000 description 1
- 238000004255 ion exchange chromatography Methods 0.000 description 1
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 1
- 150000002829 nitrogen Chemical class 0.000 description 1
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 1
- 238000003908 quality control method Methods 0.000 description 1
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 229910052895 riebeckite Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002689 soil Substances 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- ZSLUVFAKFWKJRC-UHFFFAOYSA-N thorium Chemical compound [Th] ZSLUVFAKFWKJRC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000000699 topical Effects 0.000 description 1
- 230000001988 toxicity Effects 0.000 description 1
- 231100000419 toxicity Toxicity 0.000 description 1
- 229910052722 tritium Inorganic materials 0.000 description 1
- YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N tritium Chemical compound [3H] YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
Images
Abstract
Изобретение относится к методам определения активности радионуклидов трансурановых элементов техногенного происхождения в различных типах проб. Способ определения активности радионуклидов плутония (Pu) в пробах аэрозолей и выпадениях заключается в одновременном определении активности трансурановых элементов на основе ионообменного метода их выделения из проб фильтрующего материала с последующим определением активности на жидкосцинтилляционном бета-, альфа-радиометре типа TRI-CARB. Расшифровка спектрометрической информации с помощью программных средств дает возможность корректного определения химического выхода радионуклидов в ходе радиохимической пробоподготовки, а также контролировать качество их разделения. Способ позволяет повысить чувствительность метода за счет селективного метода выделения радионуклидов и 100%-ной эффективности по альфа-излучающим нуклидам Pu (33%-ной эффективности по бета-излучающим нуклидам Pu), при этом снижается погрешность измерений и сокращается время проведения анализа. 1 ил.
Description
Область техники, к которой относится изобретение.
Изобретение относится к методам определения активности радионуклидов трансурановых элементов техногенного происхождения в различных типах проб.
Двумя доминирующими источниками загрязнения окружающей среды этими радионуклидами являются выпадения от проводившихся испытаний ядерного оружия и аварии на ядерных установках в газообразном или жидком виде.
В последние три десятилетия, особенно в связи с Чернобыльской АС, большое внимание во всем мире уделяют долгоживущим альфа-излучающим трансурановым элеметам 238,239+240Pu. Более того, наличие в чернобыльском выбросе значительного количества 241Pu приводит к увеличению содержания Am, т.е. он является родительским для других трансурановых элементов, имеющих большой период полураспада, большую подвижность в окружающей среде и большую токсичность по сравнению с 239Pu. Потому его количественное определение в низкофоновых радиоактивных отходах и образцах окружающей среды, в том числе в пробах аэрозолей и выпадениях, имеет особое значение. В данной работе предложен способ одновременного определения бета-излучающих нуклидов Pu на фоне альфа-излучающих нуклидов Pu в пробах аэрозолей и выпадениях, отобранных с помощью фильтрующего материала.
Техническая проблема, на решение которой направлено изобретение.
В настоящее время актуальной является разработка эффективных схем определения активности трансурановых элементов в пробах, различных как по минеральному и радионуклидному составу, так и по уровню активности. Особенно актуальной является задача при исследовании малоактивных проб, решение которой требует применения селективных методов извлечения радионуклидов, позволяющих с высоким химическим выходом в сжатые сроки получить достоверную информацию о качественном и количественном составе радиоактивного загрязнения различных проб окружающей среды.
С другой стороны, необходимым условием повышения чувствительности метода определения активности радионуклидов является применение современной измерительной техники в сочетании с программным обеспечением, позволяющим расшифровывать сложные спектры для предварительной оценки состава радиоактивного загрязнения и оценки качества разделения радионуклидов.
Аналог.
Широко известен способ определения активности радионуклидов Pu и америция (Am) в объектах окружающей среды альфа-спектрометрией [1]. Рассмотрены различные методы предварительной радиохимической пробоподготовки по переведению радионуклидов в раствор, при том приведена пробоподготовка только для твердых проб (почва, донные отложения, растения) и для водных проб. Дальнейшие методы выделения радионуклидов ТУ проводят традиционными методами соосаждения, жидкостной экстракции, ионообменной хроматографии. Последующее измерение активности проводят с помощью альфа-спектрометра. Для приготовления счетного образца применяют методы соосаждения или электрохимического нанесения выделенных радионуклидов на подложку, которые достаточно сложны в технологическом плане и требуют дополнительного оборудования.
Кроме того, эффективность регистрации на альфа-спектрометре не превышает 40%, что актуально при анализе низкоактивных проб.
Прототип.
Наиболее близким к заявляемому способу техническим решением того же назначения и в качестве прототипа является способ определения содержания 239+240Pu в пробах аэрозолей и выпадениях [2]. Метод основан на разложении пробы аэрозолей или выпадений (не более 10 г) смесью кислот, переведении Pu в четырехвалентное состояние, отделении от примесей на анионообменной смоле АРА-2П и электролитическом осаждении Pu на подложку из нержавеющей стали. В качестве метки используют 242Pu. Измерение альфа-излучения проводят на альфа-спектрометре.
Подобный способ имеет ряд следующих ограничений:
- методика, разработанная по данному способу, не обеспечивает определение активности 241Pu наряду с 238,239+240Pu;
- применение в качестве средства измерения альфа-спектрометра не обеспечивает 100%-ной эффективности регистрации излучения, что является актуальным при анализе низко-активных проб, характерных для аэрозолей воздуха и выпадений;
- для изготовления счетного образца требуется сложная технология электролитического нанесения Pu на подложку;
- не контролируется содержание микро-примесей, способных исказить результаты измерений вследствие соосаждения с определяемыми радионуклидами Pu.
Таким образом, рассмотренный способ имеет ограничения по радионуклидному составу, по эффективности регистрации, по контролю содержания микропримесей, а также сложен в изготовлении счетного образца.
Предлагаемое изобретение позволяет оптимизировать исследования в данной области и в сжатые сроки с минимальными затратами контролировать радиоактивное загрязнение воздуха с помощью анализа фильтрующего материала и выпадений.
Технический результат изобретения.
Техническим результатом предлагаемого способа является повышение эффективности радионуклидных исследований по следующим направлениям:
- одновременное определение активности альфа-(238,239+240Pu) и бета-(241Pu) излучающих нуклидов на одном приборе;
- применение жидкосцинтилляционного альфа-, бета- радиометра с функцией спектрометра в качестве измерительного средства повышает чувствительность метода (10-2 Бк/счетный образец) за счет 100%-ной эффективности регистрации по радионуклидам 238,239+240Pu и 33%-ной эффективности для радионуклидов 241Pu;
- идентификация радионуклидов в спектре с помощью программного обеспечения Spectra Dec (Мос НПО «Радон») позволяет контролировать качество разделения радионуклидов [3].
Способ достижения технического результата
Указанный результат достигается тем, что определение активности радионуклидов 238,239+240,241Pu в отобранных пробах фильтрующего материала и выпадениях проводят в следующей последовательности операций: отделяют сорбирующую поверхность от марлевой основы, озоляют ткань в муфельной печи, выщелачивают радионуклиды смесью концентрированной фтористоводородной и 7,5 Н азотной кислот при нагревании, разделяют твердую и жидкую фазы декантацией, отбирают 2 г раствора и определяют ориентировочную активность радионуклидов 238,239+240,241Pu и количество необходимой радиоактивной метки 242Pu, вносят ее в раствор, который выпаривают досуха, сухой остаток растворяют в 7,5 Н азотной кислоте, выпаривают до влажных солей, обрабатывают щавелевой кислотой в присутствии воды при нагревании для окончательного удаления фторидов, остаток растворяют в 7,5 Н азотной кислоте, вносят нитрит натрия для смены валентности Pu при нагревании и охлаждают.
Последующее радиохимическое выделение радионуклидов 238,239+340,241Pu из солянокислого раствора проводят ионообменным методом в следующей последовательности операций: подготавливают хроматографическую колонку, заполненную ионобменной смолой АВ-17 в NO3- форме, фильтруют полученный раствор через хроматографическую колонку, заполненную ионообменной смолой АВ-17 в NO3- форме, промывают последовательно 7,5 Н азотной кислотой и 9Н соляной кислотой для удаления от примесей, элюируют Pu 0,2 Н соляной кислотой, элюат упаривают досуха и прокаливают на электроплитке, сухой остаток растворяют в 7,5 Н азотной кислоте в присутствии 30% перекиси водорода, выпаривают и растворяют в 0,2 Н азотной кислоте, после охлаждения приготавливают счетный образец смешением со сцинтилляционным коктейлем.
Проведение измерений, определение химического выхода и активности радионуклидов Pu проводят на жидкосцинтилляционном бета-, альфа-радиометре типа TRI-CARB, позволяющего регистрировать излучение со 100%-ной эффективностью, что снижает погрешность измерений и повышает достоверность определения активности радионуклидов.
Контроль качества очистки радионуклидов Pu от других мешающих радионуклидов в пробах проводят с помощью метода расшифровки сложных спектров на основе программного обеспечения Spectra Dec, позволяющего без радиохимического разделения радионуклидов математическими методами предварительно оценить качественный и количественный состав радиоактивного загрязнения пробы для определения химического выхода, а также сопоставить в дальнейшем данные результаты с результатами, полученными в более точном предложенном способе определения активности радионуклидов Pu в пробах аэрозолей и выпадениях.
Сущность изобретения
Способ осуществляют в соответствии с блок-схемой на фиг.1 следующим образом.
1 Отбор и подготовка проб к измерению.
Анализ радионуклидного состава и количественной оценки радиоактивного загрязнения воздуха радионуклидами 238,239+240,241Pu проводят по пробам фильтрующего материала и выпадений после соответствующей радиохимической пробоподготовки.
1.1 Отбор проб
Пробы аэрозолей и выпадений отбирают на тонковолокнистый фильтр Петрянова, реализуя планшетный метод (радионуклидный анализ планшетов) и метод снятия нефиксированного загрязнения (радионуклидный анализ мазков). Также применим аспирационный метод, основанный на прокачивании необходимого объема воздуха через фильтрующую поверхность. После экспонирования фильтрующую ткань (или мазки) упаковывают в маркированные пакеты с указанием места, даты отбора, объема прокаченного воздуха и МЭД в точке отбора.
1.2 Радиохимическая подготовка проб к измерению с помощью жидкосцинтилляционного радиометра
1.2.1 Предварительная подготовка проб фильтрующего материала (планшетов) и мазков [4].
Сухие пробы фильтра Петрянова аккуратно разворачивают и отделяют марлевую основу от фильтрующей поверхности, измельчают ножницами и помещают в фарфоровый тигель с крышкой. Сухие мазки сразу помещают в фарфоровый тигель.
Фиксируют сухой вес.
Проводят озоление в муфельной печи в течение 3 часов при температуре 450 - 500°С.
Озоленную пробу переносят во фторопластовую чашку и заливают смесью минеральных кислот: концентрированной фтористоводородной (HF) и 7, 5Н азотной (HNO3) в соотношении 3:1 из расчета 60 мл HF/20 мл HNO3/10 г пробы. Содержимое чашки перемешивают и нагревают в течение 30 мин на электроплитке.
Чашку охлаждают, не снимая покровной крышки, после чего осторожно декантируют раствор в другую взвешенную фторопластовую чашку.
В первую чашку снова добавляют такую же смесь кислот, перемешивают содержимое, нагревают ~30 мин на электроплитке, охлаждают и декантируют раствор во вторую чашку.
Определяют вес декантата, и отбирают 2 г для приготовления счетного образца с целью предварительного определения активности радионуклидов Pu.
Для того 2 г раствора смешивают со сцинтилляционным коктейлем Ultima Gold, переносят в измерительный флакон и проводят измерение скорости счета на жидкосцинтилляционном бета-, альфа- радиометре типа TRI-CARB. С помощью программного обеспечения Spectra Dec (Мос НПО «Радон») ориентировочно определяют радионуклидный состав и количественное соотношение активности радионуклидов 238,239+240,241Pu на фоне мешающих радионуклидов и минеральных солей [3]. Исходя из полученных данных рассчитывают количество радиоактивной метки 242Pu, необходимой для внесения в раствор для оценки химического выхода Pu в ходе последующих радиохимических операций. Количество метки по активности должно быть соизмеримо с активностью определяемых радионуклидов 238,239+240,241Pu и приближаться к наименьшей активности анализируемых радионуклидов, в противном случае сложно оценить химический выход радионуклидов по соотношению метки 242Pu и 238,239+240,241Pu.
Следует отметить, математическая расшифровка спектра имеет ряд ограничений, заявленных разработчиком программы, потому дает только ориентировочное определение активности, необходимо выделение радионуклидов для получения точных результатов.
Вносят метку 242Pu.
Объединенный декантат выпаривают досуха при непрерывном перемешивании.
К сухому остатку добавляют 30 мл 7.5 моль/л горячей HNO3, аккуратно наклоняя чашку в разные стороны и работая фторопластовым шпателем добиваются хорошего и полного обмывания внутренних стенок, выпаривают содержимое чашки до влажных солей.
Для окончательной отгонки фторидов в чашку с пробой вносят 10 г щавелевой кислоты (Н2С2О4), добавляют 5 мл дистиллированной воды и нагревают при перемешивании на электроплитке до испарения воды, затем возгоняют щавелевую кислоту из расплава. При интенсивном выделении бурых паров двуокиси азота чашку снимают с плитки. После прекращения выделения бурых паров чашку снова ставят на плитку и процесс проводят до прекращения выделения белых паров щавелевой кислоты.
Вносят в чашку с пробой 40 мл 7.5 Н HNO3, накрывают чашку фторопластовой крышкой и нагревают в течение 20 мин. Снимают чашку с электроплитки, охлаждают и переносят раствор в кварцевую чашку вместимостью 100 мл.
Фторопластовую чашку трижды обмывают раствором 7.5 Н HNO3 и переносят в чашку.
Если во фторопластовой чашке имеется осадок, то производят центрифугирование раствора. Для этого раствор с осадком количественно переносят в центрифужную пробирку, центрифугируют и раствор-центрифугат переносят в кварцевую чашку. Осадок в центрифужной пробирке (30÷100 мг) трижды по 10 мл промывают раствором 7.5 Н HNO3. Промывные растворы также переносят в кварцевую чашку.
В полученный раствор исходной пробы добавляют при перемешивании кристаллический нитрит натрия для перевода Pu(III) в Pu(IV) из рассчета 250 мг на 100 г раствора, выдерживают раствор в течение 30 мин на водяной бане, после чего кипятят под фторопластовой крышкой 3-5 мин до прекращения выделения бурых паров двуокиси азота.
Далее раствор поступает для дальнейшей очистки плутония и урана на хроматографической колонке, а осадок переводят в отходы.
1.2.2 Экстракционно-хроматографическое выделение радионуклидов Pu
Подготовка хроматографической колонки.
Смолу АВ-17 (фракция 0,25 - 0,5 мм) перед работой промывают раствором 1 Н соляной кислоты, дистиллированной водой до нейтральной реакции, 0,5 Н раствором едкого натрия и снова водой до нейтральной реакции. Подготовленную смолу хранят под водой в склянке с притертой пробкой.
Перед употреблением в нижнюю часть колонки диаметром 10 мм помещают тампон из стекловаты. В колонку наливают дистиллированную воду и понемногу с помощью пипетки или капилляра загружают анионит АВ-17, пока высота в колонке не достигнет 200 мм, следя за тем, чтобы в слое смолы не было пузырьков воздуха.
После перенесения всей массы смолы в колонку верхнею ее часть прикрывают тампоном из стеклянной ваты.
Промывают колонку 50 мл 7,5 Н HNO3 со скоростью 1 капля в секунду, после чего колонка с АВ-17 в NO3- форме готова к работе.
Колонку снизу закрывают колпачком-заглушкой, а сверху - химическим стаканчиком или стеклянной пробкой.
Требование к любым хроматографическим колонкам - во время хроматографического выделения необходимо, чтобы всегда над верхним слоем смолы АВ-17 в колонке находился достаточный слой жидкости 2-3 мл.
Проведение экстракционно-хроматографического выделения радионуклидов Pu.
Подготовленную пробу, охлажденную до комнатной температуры, пропускают через хроматографическую колонку с анионитом АВ-17 в NO3- в форме со скоростью 1 капля в секунду.
Далее промывают колонку 100 мл 7,5 Н HNO3 для удаления примесей, затем - 100 мл 9 Н HCl с той же скоростью для очистки от радионуклидов тория.
Элюируют плутоний, пропуская через колонку 100 мл 0,4 Н HCl.
Полученный элюат упаривают досуха на электроплитке.
Сухой остаток прокаливают на электроплитке в течение 15 минут.
В чашку наливают (54-7) мл раствора 7,5 Н азотной кислоты и 3÷4 капли 30% раствора перекиси водорода. Раствор выдерживают на электроплитке под покровной крышкой до прекращения разложения перекиси водорода, а затем выпаривают.
Вносят в чашку (1,2±0,2) мл 0,2 Н азотной кислоты, покрывают покровной крышкой и выдерживают ее на электроплитке с асбестом. Снимают с электроплитки, охлаждают и приготавливают источник для α-спектрометрического измерения.
1.3 Приготовление источников для радиометрических измерений
Приготовление фоновых счетных образцов для измерения на жидкосцинтилляционном спектрометрическом бета-, альфа-радиометре типа TRI-CARB TR/LL
Раствор 0,2 Н азотной кислоты в количестве (1,2±0,2) мл вносят в измерительный флакон. В этот же флакон вносят 15÷20 мл сцинтилляционного коктейля ULTIMA GOLD LLT, тщательно перемешивают встряхиванием и оставляют в темном месте на сутки до прекращения процесса люминесценции.
Приготовление счетных образцов для измерения на жидкосцинтилляционном спектрометрическом бета-, альфа-радиометре типа TRI-CARB TR/LL
Раствор, содержащий выделенные радионуклиды Pu, количественно переносят в измерительный флакон, вносят 15÷20 мл сцинтилляционного коктейля ULTIMA GOLD LLT, предварительно обмывая стенки кварцевой чашки, тщательно перемешивают встряхиванием и оставляют на сутки до прекращения процесса люминесценции.
2 Проведение измерений
Определение активности радионуклидов 238,239+240,241Pu в счетных образцах выполняют путем прямого измерения на жидкосцинтилляционном спектрометрическом бета-, альфа-радиометре типа TRI-CARB числа импульсов от счетного образца, приготовленного на этапе подготовки пробы, и последующей обработкой результатов измерений с учетом коэффициентов химического выхода при радиохимическом выделении радионуклидов Pu.
Выполнение измерений проводят в следующей последовательности (в соответствии со Справочным руководством для радиометра.
2.1 Проведение нормализации параметров системы
Нормализация параметров системы радиометра выполняется автоматически по образцовым источникам 3Н, 14С и Bg, объем и геометрия которых соответствуют объему и геометрии анализируемых счетных образцов. Проверка работоспособности осуществляется по фону, эффективности, тесту на чувствительность Е2/В и тесту хи-квадрат.
2.2 Определение протокола измерений
В протоколе измерений задаются следующие параметры:
- наименование;
- условия счета для измеряемых образцов (условия завершения счета, количество циклов измерений, энергетический диапазон измерения, необходимость в коррекции (по фону, периоду полураспада, люминесценции), указатель гашения);
- определение параметров, которые выводятся на печать, условия записи на диск и условия передачи полученных данных и т.д..
2.3 Выполнение измерений
После выбора необходимого протокола осуществляют загрузку фонового и счетного образцов в измерительную кассету. Протокольная вставка, которая помещается в кассету, используется для идентификации протокола и образца.
Устройство смены образцов Varisettetm перемещает образцы в нужное положение и загружает их в детектор для измерения. После окончания измерения образцы автоматически выгружаются и загружаются следующие без вмешательства оператора.
По завершении счета для каждого счетного образца прибор распечатывает результаты измерений в соответствии с заданными условиями протокола.
3 Обработка результатов измерений
Определение активности анализируемых радионуклидов можно вести двумя способами:
- расчетный;
- программный (программное обеспечение расшифровки спектров Spectra Dec разработки Мос НПО «Радон») [3].
3.1 Расчетный метод
По завершении измерений программное обеспечение радиометра определяет скорости счета импульсов n от счетных образцов с поправкой на фон, на период полураспада измеряемого радионуклида и относительное среднеквадратическое отклонение (СКО) скорости счета Sn.
Скорость счета для каждого из анализируемых радионуклидов Pu определяется в соответствующих окнах в зависимости от энергии излучения.
238Pu - 5500 кэВ (α)
239+240Pu - 5155 (5168) кэВ (α)
241Pu - 20 кэВ (β)
Для жидкосцинтилляционного спектрометрического бета-, альфа-радиометра типа TRI-CARB, имеющего режим разделения альфа/бета, в данном случае он не требуется, так как 241Pu является мягким бета-излучателем и для измерения его активности обычно используется тритиевое окно (см. рисунок 1).
Таким образом, определение удельной активности радионуклидов 241Pu выполняют по следующей формуле:
где: 
- удельная β-активность 241Pu пробе, Бк/г;
Эβ - значение эффективности регистрации бета-излучения, (имп/с)/Бк, (из свидетельства о поверке на прибор, для 241Pu Эβ ~33%);
Кхв - коэффициент химического выхода Pu, отн. ед. (данные протокола радиохимической пробоподготовки);
Р - вес пробы, г.
Определение удельной активности радионуклидов 238Pu выполняют по следующей формуле:
где: 
- удельная α-активность 238Pu пробе, Бк/г;
Эα - значение эффективности регистрации бета-излучения, (имп/с)/Бк, (из свидетельства о поверке на прибор, для 238Pu Э*в ~100%);
Кхв - коэффициент химического выхода Pu, отн .ед. (данные протокола радиохимической пробоподготовки);
Р - вес пробы, г.
Определение удельной активности радионуклидов 239+240Pu выполняют по следующей формуле:
где: 
- удельная α-активность 239+240Pu пробе, Бк/г;
Эα - значение эффективности регистрации бета-излучения, (имп/с)/Бк, (из свидетельства о поверке на прибор, для 239+240Pu Эβ ~100%);
Кхв - коэффициент химического выхода Pu, отн. ед. (данные протокола радиохимической пробоподготовки);
Р - вес пробы, г.
Коэффициент химического выхода для радионуклидов Pu определяется по формуле:
где: КХВPu - коэффициент химического выхода Pu, отн.ед;
V - объем внесенной метки, мл.
Оценку погрешности измерения удельной активности радионуклидов в счетном образце выполняют в соответствии с МИ 1552-86 "Измерения прямые однократные. Оценивание погрешностей результатов измерений".
Программный метод
Определение активности анализируемых радионуклидов осуществляется с помощью программы расшифровки Spectra Dec разработки Мос НПО «Радон» [3].
При измерении счетного образца анализируемых радионуклидов на жидкосцинтилляционном спектрометрическом бета-, альфа-радиометре типа TRI-CARB производится запись аппаратурного спектра и параметров измерения, сворачивание аппаратного спектра в группы, создание модельного спектра на основе библиотеки базовых спектров, минимизация отклонения модельного спектра от спектра пробы и определение содержания радионуклидов в пробе.
Наличие в библиотеке спектров анализируемых в данном способе радионуклидов 238,239+240,241Pu в сочетании с другими бета-, альфа-излучающими нуклидами позволяет:
- оценить качество разделения радионуклидов в ходе радиохимической пробоподготовки, отсутствие (или наличие) в счетных образцах примесей;
- определить удельную активность радионуклидов в пробе на основе учета в программе количества взятой на анализ пробы, полученных коэффициентов химического выхода радионуклидов, а также автоматически рассчитанных параметров тушения измеряемых счетных образцов.
Обоснование соответствия критерию охраноспособности «изобретательский уровень».
Предлагаемое техническое решение имеет изобретательский уровень, поскольку из опубликованных научных данных и известных технических решений явным образом не следует, что заявленный способ определения активности радионуклидов 238,239+240,241Pu и приводит к расширению анализируемых радионуклидов, повышению достоверности полученных результатов с использованием высокочувствительных средств измерений и контроля на основе современных программных методов идентификации радионуклидов в смеси.
Обоснование соответствия критерию охраноспособности «промышленная применимость».
Предлагаемое техническое решение промышленно применимо, так как для его реализации может быть использовано серийное измерительное оборудование (в т.ч. зарубежного производства) в комплексе с методическим обеспечением, разработанным и аттестованным в соответствии с поставленными задачами при проведении радиационного контроля.
Результаты экспериментальной проверки реализации способа.
Способ реализован в лабораторных условиях при проведении радиоэкологического мониторинга различных объектов окружающей среды.
Обоснование технико-экономической эффективности изобретения.
Предлагаемый способ позволяет расширить объем анализируемых радионуклидов, повысить чувствительность метода за счет 100%-ной эффективности измерений и контролировать качество химический очистки определяемых радио-нулидов с помощью программных методов. Применение избирательных методов по выделению трансурановых элементов с последующим измерением их активности на высокочувствительных средствах измерений позволяет повысить точность и достоверность полученной информации по радиоактивному загрязнению альфа-излучающими нуклидами, что особенно актуально при их обнаружении.
Список использованных источников
1. Радиохимические методы определения изотопов плутония и америция в объектах окружающей среды альфа-спектрометрией / Довнар А.А, Лысенкова А.В. / Гомельский государственный медицинский университет, экспериментальная медицина и биология, 2012. - 111 с.
2. Руководство по методам контроля за радиоактивностью окружающей среды, под ред. И.А. Соболева, Е.Н. Беляева, М.: «Медицина», 2002, - с. 209.
3. Патент на изобретение RU №№2120646 и 2132074 С1 «Способ идентификации радионуклидов в пробах с использованием жидкостного сцинтилляционного счетчика» Беланов С.В, Каширин И.А., Малиновский СВ. и др., 1999 г.
4. Р. Бок, В.А. Трофимова Методы разложения в аналитической химии - М.: Химия, 1984-429 с.
Claims (1)
- Способ определения активности радионуклидов плутония (Pu) в пробах аэрозолей и выпадениях, заключающийся в отборе проб фильтрующего материала, его растворении в смеси неорганических кислот, выделении радионуклидов ионообменным методом и определении их активности, отличающийся тем, что определение активности радионуклидов 238,239+240,241Pu в отобранных пробах фильтрующего материала и выпадениях проводят в следующей последовательности операций: отделяют сорбирующую поверхность от марлевой основы, озоляют ткань в муфельной печи, выщелачивают радионуклиды смесью концентрированной фтористоводородной и 7,5 Н азотной кислот при нагревании, разделяют твердую и жидкую фазы декантацией, отбирают 2 г раствора и определяют ориентировочную активность радионуклидов 238,239+240,241Pu и количество необходимой радиоактивной метки 242Pu, вносят ее в раствор, который выпаривают досуха, сухой остаток растворяют в 7,5 Н азотной кислоте, выпаривают до влажных солей, обрабатывают щавелевой кислотой в присутствии воды при нагревании для окончательного удаления фторидов, остаток растворяют в 7,5 Н азотной кислоте, вносят нитрит натрия для смены валентности Pu при нагревании, охлаждают и фильтруют полученный раствор через хроматографическую колонку, заполненную ионообменной смолой АВ-17 в NO3- форме, промывают последовательно 7,5 Н азотной кислотой и 9Н соляной кислотой для удаления от примесей, элюируют Pu 0,2 Н соляной кислотой, элюат упаривают досуха и прокаливают на электроплитке, сухой остаток растворяют в 7,5 Н азотной кислоте в присутствии 30% перекиси водорода, выпаривают и растворяют в 0,2 Н азотной кислоте, после охлаждения приготавливают счетный образец смешением со сцинтилляционным коктейлем, далее проводят измерение скорости счета на жидкосцинтилляционном бета-, альфа-радиометре типа TRI-CARB и рассчитывают активность выделенных радионуклидов 238,239+240,241Pu, затем оценивают качество очистки радионуклидов Pu от других мешающих радионуклидов с помощью расшифровки сложных спектров на основе программного обеспечения Spectra Dec.
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2785061C1 true RU2785061C1 (ru) | 2022-12-02 |
Family
ID=
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4742226A (en) * | 1985-09-13 | 1988-05-03 | Packard Instrument Company, Inc. | Radionuclide identification in liquid scintillation counting |
| RU2132074C1 (ru) * | 1998-04-03 | 1999-06-20 | Московское государственное предприятие - Объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию радиоактивных отходов и охране окружающей среды (Мос. НПО. "Радон") | Способ идентификации радионуклидов в пробах с использованием жидкостного сцинтилляционного счетчика |
| RU2154843C1 (ru) * | 1998-12-03 | 2000-08-20 | Государственный научный центр Российской Федерации "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара" | Способ сцинтилляционного альфа-спектрометрического измерения активности радионуклидов |
| RU2191409C2 (ru) * | 2000-10-26 | 2002-10-20 | Московское государственное предприятие - Oбъединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (МосНПО "Радон") | Способ идентификации альфа-излучающих радионуклидов в пробах с использованием жидкостного сцинтилляционного счетчика |
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4742226A (en) * | 1985-09-13 | 1988-05-03 | Packard Instrument Company, Inc. | Radionuclide identification in liquid scintillation counting |
| RU2132074C1 (ru) * | 1998-04-03 | 1999-06-20 | Московское государственное предприятие - Объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию радиоактивных отходов и охране окружающей среды (Мос. НПО. "Радон") | Способ идентификации радионуклидов в пробах с использованием жидкостного сцинтилляционного счетчика |
| RU2154843C1 (ru) * | 1998-12-03 | 2000-08-20 | Государственный научный центр Российской Федерации "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара" | Способ сцинтилляционного альфа-спектрометрического измерения активности радионуклидов |
| RU2191409C2 (ru) * | 2000-10-26 | 2002-10-20 | Московское государственное предприятие - Oбъединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (МосНПО "Радон") | Способ идентификации альфа-излучающих радионуклидов в пробах с использованием жидкостного сцинтилляционного счетчика |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Bu et al. | Mass spectrometry for the determination of fission products 135Cs, 137Cs and 90Sr: A review of methodology and applications | |
| Samsahl et al. | Automatic group separation system for the simulataneous determination of a great number of elements in biological material of a great number of elements in biological material. Recovery and reproducibility studies | |
| Kołacińska et al. | Automation of sample processing for ICP-MS determination of 90Sr radionuclide at ppq level for nuclear technology and environmental purposes | |
| Kołacińska et al. | Application of flow analysis in determination of selected radionuclides | |
| Grahek et al. | Possibility of rapid determination of low-level 90Sr activity by combination of extraction chromatography separation and Cherenkov counting | |
| Brooksbank et al. | Ion-exchange separation of trace impurities | |
| Harley | EML procedures manual | |
| Maxwell et al. | Rapid method to determine 89 Sr/90 Sr in large concrete samples | |
| RU2785061C1 (ru) | Способ определения активности радионуклидов 238,239+240,241Pu в пробах аэрозолей и выпадениях | |
| Pilviö et al. | Measurement of low-level radioactivity in bone ash | |
| Dulanská et al. | Scaling model for prediction of radionuclide activity in cooling water using a regression triplet technique | |
| RU2770584C1 (ru) | Способ определения активности радионуклидов стронция и бария в пробах окружающей среды и специальных сорбентов | |
| Harduin et al. | Analytical determination of actinides in biological samples | |
| Erickson et al. | Radiochemical method development | |
| Gjeci | Analysis of 90 Sr in environmental and biological samples by extraction chromatography using a crown ether | |
| Sahoo et al. | Actinide analysis in biological materials | |
| Dewberry et al. | Separation and purification and beta liquid scintillation analysis of 151 Sm in Savannah River Site and Hanford Site DOE high level waste | |
| JP3202397B2 (ja) | 原子炉冷却材におけるよう素とふっ素の分離方法 | |
| Dhamodharan et al. | Alternative method for determination of specific activity of plutonium present in the irradiated fuel solution | |
| Ware et al. | Analysis of radioactive metal ions in environmental and liquid effluent samples | |
| US20070224687A1 (en) | Analysis of large soil samples for actinides | |
| Wan Mahmood et al. | Combination of developed in-house method and application of Eichrom Sr resin to determine the radioactivity of 90 Sr in environmental sample | |
| Harduin et al. | Détermination analytique des actinides dans les milieux biologiques | |
| Raaen | ANALYTICAL CHEMISTRY DIVISION ANNUAL PROGRESS REPORT FOR PERIOD ENDING OCTOBER 31, 1966. | |
| Gautier | Health and environmental chemistry: Analytical techniques, data management, and quality assurance. Volume 1, Manual |