Источники ядерных излучений

В ядерной геофизике используются разнообразные источники ядерных излучений. Среди них выделяют: радиоизотопные источ­ники, для которых характерны небольшие размеры, ограниченная энергия частиц и обычно невысокая интенсивность излучений; ускорители заряженных частиц и ядерные реакторы, имеющие сложное устройство, но позволяющие получать интенсивные потоки излучения с разнообразной, при необходимости и очень высокой, энергией частиц.

Радиоизотопные источники α-, β- и γ-излучения представляют собой препараты радиоактивного вещества, выпускаемые в различных формах в зависимости от назначения, типа излучения и его энергии.

Источники α-частиц. Из-за малого пробега α-частиц источники α-излу­чения изготовляют в виде тонкого слоя (меньше 0,1 мг/см²) изотопа на плоской подложке. Для получения высокой удельной активности пери­од полураспада изотопа должен быть не слишком велик. Наиболее широко применяют изотопы Рu²³⁸, Pu²³⁹, Pu²⁴⁰, U²³⁴ и Ро²¹⁰.

Изотоп	Период полураспада	Энергия излучения, Мэв	Выход излучения на 100 распадов
Рu^238	86 лет	5,45
Pu^239	24360 лет	5,10	11,5
		5,14	15,1
		5,16	73,0
Pu^240	6580 лет	5,12
		5,17
Ро^210	138 дней	5,30

Источники β-излучения обычно представляют препарат с β-активным изотопом, помещенный в герметичную ампулу. Поскольку спектр β-излу­че­ния сплошной, в таблице указывается максимальная энергия частиц Е_mах. Изотоп Y⁹⁰, являющийся продуктом распада Sr⁹⁰, имеет малый период полу­распада. Поэтому через одну - две недели после изготовления источ­ника Sr⁹⁰, между последним и Y⁹⁰ устанавливается радиоактивное равновесие, т. е. по­лу­чается смешанный источник Sr⁹⁰ + Y⁹⁰ с периодом полураспада 28 лет.

Изотоп	Период полураспада	Энергия излучения, Кэв	Выход излучения на 100 распадов
H^3	12.3 года
C^14	5760 лет
S^35	87,2 дня
Sr^90	28 лет
Y^90	64,3 часа
Ni^63	125 лет

Источники γ-излучения представляют собой ра­диоактивный препарат, помещенный в герметичные ампулы из нержавеющей стали или алюминия; в некоторых случаях исполь­зуются источники в виде металлических подложек с тонким слоем изотопа. Источники обычно испускают сложный спектр из не­­скольких интенсивных линий. Большинство γ-активных препаратов испу­скает и β-излучение, однако оно поглощается в корпусе ампулы или может быть легко исключено дополнительной экранировкой. Чистое γ-излучение, без сопровождающего β-излучения, получается при изомерных переходах или К-захвате.

Изотоп	Период полураспада	Энергия излучения, Кэв	Выход излучения на 100 распадов
Co^60	5.25 лет
Cs^137	29,6 лет		82,5
Tm^170	129 дней	84,2
Se^75	120 дней
Cd^109	1,3 года	22,6

Изотопные источники нейтронов чаще всего представляют собой смесь или сплав α-излучателя с бериллием или бором. При бомбардировке после­дних α-частицами происхо­дит реакция (а, n), например Ве⁹ (α, n) С¹²; В¹¹ (α, n) N¹⁴. Спектр нейтронов этих реакций сплошной, в основном за счет потери части энергии α-частиц на ионизацию в веществе самого источника. В качес­тве α-излучателя чаще всего применяют Ро²¹⁰ или Рu²³⁹. Достоинством пер­вого является практически полное отсутствие γ-излучения, не считая γ-кван­тов, сопровождающих часть реак­ций (α, n); недостатком — слишком малый период полураспада. Достоинством Рn²³⁹ является большой период полурас­пада, недостатком — большой вес на единицу активности, обусловли­вающий большой размер и большую стоимость по сравнению с источниками с Ро²¹⁰. Источники с бором дают более мягкий спектр нейтронов, чем источники с бериллием.

Источник	Период полураспада	Энергия излучения, Мэв	Ядерная реакция
Pu^239 + Be	24360 лет	До 10,8	Be^9 (α, n)
Pu^238 + Be	86,4 года	До 11	Be^9 (α, n)
Po^210 +Be	138 дней	До 10,9	Be^9 (α, n)
Po^210 +B	138 дней	До 5 - 6	B^11 (α, n)
Sb^124 + Be	54 дня	0,024	Be^9 (γ, n)
Cf^252	2,2 года	До 7 - 8	Спонтанное деление

Конструктивно Ро-Ве и Ро-В источники представляют собой герметич­ные двойные ампулы из нержавеющей стали или хроми­рованной латуни, внутри которых расположена стеклянная ам­пула с порошком карбида бери­л­лия (керамическая таблетка) или карбида бора с осажденным на нем Ро²¹⁰. Pu-Ве источники представляют собой двойные ампулы, заполненные спла­вом Pu-Ве. К ампульным источникам относится источник из спонтанно делящегося материала, в первую очередь из Cf²⁵², с наиболее вероятной энергией нейтрона 1,3 МэВ. Ограниченное применение, в основном при градуи­ровке приборов, имеют фотонейтронные источники, чаще всего Sb¹²⁴ + Be. Их недостатком является большой фон g-излучения.

Методы определения содержания радиоактивных элементов

Радиометрический метод является основным при определении концен­тра­ции радиоактивных изотопов. Наиболее широко он применяется как опе­ра­тивный метод определения урана и тория в процессе поисково-разведоч­ных работ и при добыче радио­активных руд. По своей точности он часто не уступает химиче­скому методу, будучи при этом в 4—5 раз дешевле и в 5—6 раз производительнее последнего.

В лаборатории исследуемые порошковые пробы и эталоны обычно насыпают в спе­ци­альные кассеты, форма которых определяется формой де­тектора излуче­ния. По соотношению между толщиной образца и длиной пробега регистри­руе­мых частиц различают тонкий, промежуточный и насыщенный (толстый) слой.

Тонким для дан­ного излучения является слой, толщина которого значи­тельно меньше длины пробега частиц и потому ослабление излучения в са­мом образце пренебрежимо мало. Насыщенным является слой, толщина ко­то­­ро­го столь велика, что дальнейшее ее увеличение не приводит к росту пото­ка излу­чения через его поверхность, обращенную к детектору. Резуль­таты измерений с насыщенными слоями не зависят от колебаний тол­щины образца.

Измерения с насыщенным слоем обычно проводят при бета-методе. Изме­рения в тонких слоях используются при малом количестве, либо при очень высокой удельной активности исследуемого ве­щества. Для γ-излу­чения измерения также проводятся в тонких или близких е тонким слоям.

Лабораторные методы радиометрии классифицируют в зави­симости от регистрируемого вида излучения: различают бета- и гамма-методы. Во всех лабораторных методах используется относительный метод измерений, за­ключающийся в сравнении показаний прибора для исследуемого образца и эталона. Если измерения излучения пробы I_п и эталона I_э проводятся в идеен­тичных условиях, масса пробы и эталона одинакова, то измерения будут пропорциональны концентрациям радиоактивного изотопа I_п /I_э = C_п/C_э отсюда концентрация изотопа в пробе:

C_п = I_пС_э/I_э

Бета-метод используется при определении суммарной радиоактивности в единицах равновесного урана, без разделения по составу радиоактивных изотопов.

Гамма-метод используется для определения общей γ-активности проб, определения содержания радия в урановых рудах и определения коэффици­ента эманации пробы. Суть метода заключается в том, что в урановом ряде 98% γ-активности обусловлено содержанием радия (Т ≈ 1600 лет) и продук­тами его распада. Исходя из этого, гамма-метод, в качестве самостоятельного используется редко, преиму­щественно для исследования проб, содержащих один радий.

Комплексный бета-гамма-метод. Этим методом определяется:

1. Содержание урана и радия в образцах пород и руд с нарушенным радио­активным равновесием. Основой для раздельного определения урана и радия является то, что β-излучатели в ряду урана распространены равно­мерно по всему ряду, а почти вся γ-активность ряда урана обусловлена содержанием радия и продуктами его распада. Проводя раздельные измерения β- и γ-активности пробы, получаем два уравнения с двумя неизвестными (концентрации урана и радия), решается система этих уравнений и находятся искомые концентрации.

2. Содержание урана и тория в равновес­ной уран-ториевой руде. Основой для раздельного определения урана и тория является различная γ-актив­ность ряда урана и ряда тория: 1 г равновесного урана излучает примерно 12300 γ-квантов в секунду, а 1 г равновесного тория около 4300. По β-ак­тивности эти ряды примерно одинаковы. Методика измерения и расчетов концентраций урана и тория аналогична вышеописанной.

Все эти методы (бета-, гамма- и бета-гамма) широко использовались в 60 - 70-е годы прошлого века, когда аппаратурная база и методы обработки информации были недостаточно развиты. В настоящее время для опре­де­ле­ния содержания естественных радиоактивных элементов пород использу­ется метод гамма- спектрометрии.

Гамма-спектрометрический метод. С помощью гамма-спектрометри­чес­кого метода проводят экспрессные дистанционные измерения содержаний естественных радиоактивных элементов в горных породах. Чувствительность определения достаточно высока – концентрации, близкие к кларковым, изме­ряются с удовлетворительной погрешностью в условиях естественного залег­а­ния пород (в полевой модификации).

Метод основан на том, что излучение любого радиоактивного элемента прямо пропорционально его содержанию в объекте. Гамма-кванты, испускае­мые атомными ядрами, обладают дискретным линейчатым спектром, у каж­до­го изотопа свой спектр γ-излучения. Возможность надежной идентифи­ка­ции и определения содержания радиоактивных элементов по спектру γ-излу­че­ния является важнейшим достоинством гамма-спектрометрического анали­за. Другое преимущество этого анализа связано с большой проникающей спосо­бностью γ-квантов.

В полевых, и в некоторых лабораторных, γ-спектрометрах датчиками служат сцинтилляционные детекторы на основе кристалла NaJ(Tl). Проблема использования сцинтилляционного детектора заключается в том, что:

1. В рядах урана и тория присутствует примерно по 50 γ-квантов различной энергии, при этом значительная часть их приходится в область энергий до 1 Мэв.

2. Особенности применения сцинтилляционного детектора для гамма-спект­рометрии приводит к образованию в спектрах «искусственного» компто­но­в­ского шлейфа, существенного в области энергий до 0.6 Мэв, а также дополнительных пиков за счет РЭП.

3. Сравнительно низкое энергетическое разрешение сцинтилляционного дете­ктора приводит к тому, что энергетически близко расположенные пики сливаются в один. Например, в ряде тория изотоп Ac²²⁸ испускает γ-кванты с энергией 0.911 и 0.967 Мэв, на долю которых приходится 14.5% и 11.5% γ-активности всего ряда. Так вот, при разрешении 10% сцинтил­ляционного детектора, полуширина пика составит для каждого пика около 90 Кэв, а разница энергий между ними – всего 56 Кэв. Следовательно, сци­н­тилляционный детектор вместо двух пиков зарегистрирует один суммарный пик.

На рисунке показаны спектры γ-излу­че­ния калия-40 и рядов урана и тория, зарегистрированных сцинтилляционным детектором.

Для определения содержания есте­ст­венных радиоактивных элементов, в спектрометрах начала 80-х годов (СП-4, РКП-305 и др.) в спектре урана выделялся энергетический интервал 1,65 – 1,85 Мэв, связанный с излучением Bi²¹⁴ (1,76 Мэв), в спектре тория – интервал 2,5 – 2,7 Мэв (излучение Tl²⁰⁸ 2,615 Мэв), γ-излу­че­ние К⁴⁰ содержит пик 1,46 Мэв, - интервал измерений 1,30 – 1,55 Мэв. Выбор интервалов измерений осуществ­лял­ся по критериям: пики γ-излу­че­ния должны быть достаточно интенсив­ными; выбранные интервалы энергий для различных элементов должны хоро­шо разрешаться сцинтилляционным детектором.

Как видно из рисунка, в интерва­лах измерения данного элемента, при­сут­­ствует излучение в виде фона от другого элемента. Например, в канале урана (1,65 – 1,85 Мэв) присутствует фон от тория. Точный аналитический учет «фона» от других элементов практически невозможен. Эту проблему решают следующим образом.

При измерении породы, содержащей все три компоненты естественной радиоактивности, измерения в каждом канале можно представить так:

J_U = a₁C_K + b₁C_U + c₁C_Th

J_Th = a₂C_K + b₂C_U + c₂C_Th

J_K = a₃C_K + b₃C_U + c₃C_Th

где: J_U, J_Th, J_K – измеренная интенсивность в каналах урана, тория и калия; C_K, C_U, C_Th – содержания калия, урана и тория в измеряемой породе; a_i, b_i, c_i - коэффициенты, учитывающие взаимовлияние каналов («фона»). Девять коэф­фи­циентов (a_i, b_i, c_i) находят при измерении трех эталонов с известным содержанием радиоактивных элементов, причем содержания в эталонах дол­жно различным. При таком способе измерений относительная погрешность определения составляла примерно 5 – 8%, а порог чувствительности оцени­вал­ся для урана и тория (1,5 ÷ 3)* 10^-4% равновесного урана, для калия – (1,5÷ 3)* 10^-1%.

В настоящее время, когда появилась возможность использовать ЭВМ не только в лабораторных, но и в полевых условиях, в современных γ-спект­ро­метрах анализ содержание урана и тория ведут не по одному энергетичес­кому интервалу, а по нескольким, как правило по четырем – пяти пикам наи­более интенсивных γ-излучателей. Учет влияния «фона» проводится при этало­нировании и по известным справочным данным соотношения γ-актив­ностей изотопов рядов урана и тория. При такой методике удается понизить относительную ошибку измерения до (2 ÷ 3)% и снизить порог чувствитель­нос­ти для урана и тория до (1 ÷ 1,5)* 10^-4% равновесного урана.

В лабораторных условиях для гамма-спектрометрии возможно приме­не­ние полупроводниковых детекторов, которые работают при температуре жидкого азота (-190⁰С). У полупроводникового детектора (ППД) имеются преимущества относительно сцинтилляционного детектора (СД):

1. Великолепное энергетическое разрешение – 0.6% ППД против 10% СД.

2. В отличие от СД, у ППД не существенны дополнительные составляющие в γ-спектре (комптоновское рассеяние, РЭП).

В результате γ-спектр образцов, полученных с помощью ППД, сущест­вен­но отличается от спектра СД тем, что в интервале энергий от 200 Кэв до 3 Мэв все пики разрешены, фон от рассеянного излучения практически отсут­ст­­вует. Используя методику определения содержания урана и тория по не­ско­ль­ким пикам γ-излучения в каждом ряде, получают хорошие результаты.

Однако порог чувствительности и относительная погрешность измере­ния содержания естественных радиоактивных элементов в породе в полевых и лабораторных условиях, как ни странно, примерно одинакова. Это обусло­в­лено тем, что при лабораторных исследованиях уменьшается представитель­ность анализа. Если в полевых условиях измеряется порода в объеме сферы радиусом 30 – 40 см (в геометрии 4π в шпурах или скважинах) или полусфе­ры того же радиуса (в геометрии 2 π на поверхности), то в лабораторных ус­ловиях размер образца существенно (на порядок) меньше. Точность лабора­тор­ного анализа также зависит от уменьшения естественного фона, для чего применяют свинцовые экраны («домики»), которые уменьшают фон пример­но на порядок.

Эманационный метод. Определение содержания радия и его изотопов по их эманациям (радон) основано на том, что содержание радиоактивных газо­образных эманаций измеряется с высокой точностью и чувствительнос­тью по их α-излучению. Весь радий и его изотопы, содержащиеся в образце, пред­варительно переводят в растворенное со­стояние с помощью химических опера­ций. Для определения содержания радия приготовленный раствор пробы помеща­ют в специальный сосуд – барботер, затем продувают его насосом в течение 15 ми­нут для удаления содержащегося радона, после чего закрывают (герметизируют) систему. Количество накопившегося после герметизации радона определяют по формуле:

где Q_Ra – содержание Ra в г, λ – постоянная распада радона, t – время после герметизации.

Для накопления равновесного (максимального) с радием количества радона необходимо около 30 суток. Однако на практике длительность накоп­ления обычно не превышает 7 суток, т.к. при этом накапливается 72% радо­на, равновесного с радием.

Для измерения α-активности накопившегося радона применяется сцин­ти­лляционный детектор. Люминофор ZnS(Ag) нанесен на внутреннюю стен­ку металлической камеры, диаметр которой равен 8 см – длине пробега α-ча­с­тицы в воздухе. Накопившийся в барботере радон вводится в сцинтилля­тор через систему краников с помощью прокачки воздуха. Чтобы избежать попа­дания влаги из раствора, между барботером и камерой помещен экси­катор с CaCl₂. Сцинтилляции, возникающие при бомбардировке люминофора α-час­ти­­цами, воздействуют на фотокатод ФЭУ через прозрачное стекло. Опреде­лив содержание радона, определяют содержание радия в исходной пробе.

Дата добавления: 2014-01-07