Способ определения активности радионуклидов в пробах объектов окружающей среды

Изобретение относится к области организации и методам контроля радиоактивности окружающей среды при отборе и анализе малоактивных проб. Сущность изобретения заключается в разработке алгоритма (последовательности выполнения технологических операций) при анализе малоактивных проб, в соответствии с которым при определении уровня активности бета-активных нуклидов проводят их радиохимическое выделение, спектрометрическое измерение и расчет активности, а затем оставшийся фильтрат, содержащий другие радионуклиды, направляется в схему выделения альфа-излучающих нуклидов. При анализе малоактивных проб на содержание альфа-активных нуклидов проводят их радиохимическое выделение, спектрометрическое измерение и расчет активности, а затем оставшийся фильтрат, содержащий другие радионуклиды, направляется в схему выделения бета-излучающих нуклидов. Технический результат – повышение информативности и достоверности результатов определения активности радионуклидов γ-, β-, α- излучающих нуклидов при анализе малоактивных проб. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

 

Область техники, к которой относится изобретение.

Изобретение относится к организации и методам контроля радиоактивности окружающей среды при отборе и анализе проб различного уровня активности.

Техническая проблема, на решение которой направлено изобретение.

В настоящее время актуальной является разработка системы радионуклидных исследований, включающей как вопросы аппаратурно-методического обеспечения, так и организацию проведения исследований, позволяющей с высоким уровнем чувствительности и достоверности результатов измерений в оперативном режиме получать информацию о качественном и количественном составе радиоактивного загрязнения различных проб объектов окружающей среды. Особенно данная проблема актуальна при анализе малоактивных проб.

Уровень техники.

Аналог.

Типовой способ радионуклидного исследования каждой отобранной пробы объектов окружающей среды включает предварительный дозиметрический контроль, гамма- спектрометрический анализ, бета-, альфа - радиометрический анализ в сочетании с радиохимическими методами разделения и концентрирования радионуклидов. Задача является трудоемкой, дорогостоящей и неэффективной при анализе большого объема проб.

Прототип.

Известен способ проведения радионуклидного анализа проб [«Руководство по методам контроля за радиоактивностью окружающей среды» под ред. И.А. Соболева, Е.Н. Беляева, М.: «Медицина», 2002, с. 25], основанный на предварительной оценке радиометрическими методами суммарной бета-, альфа- активности нуклидов для разбраковки экологических проб относительно пороговых (регламентируемых) уровней активности с дальнейшим определением содержания активности и состава выделенных аномальных (выше порогового уровня, установленного в зависимости от задачи исследования) проб гамма-, бета-, альфа- спектрометрическими методами с соответствующей радиохимической пробоподготовкой. Схема данного способа приведена на фиг. 1.

Однако подобный способ имеет ряд ограничений, связанный с заранее неизвестным радионуклидным составом.

При проведении абсолютных измерений необходимо учитывать ряд поправок при расчете активности (схема распада, самопоглощение, саморассеяние, эффективность счетчика, поглощение излучения слоем отделяющей среды и др.), которые напрямую зависят от энергии излучения, а отсутствие предварительной информации о составе загрязнения делает практически невозможным реализацию данного способа.

Применение относительного способа при подборе соответствующих стандартов облегчает рассматриваемую задачу, так как нивелирует большинство поправок, однако при неизвестном радионуклидном составе сложно оценить точное значение полной эффективности радиометра, что обусловлено разной чувствительностью детектора в разных энергетических областях спектра. Кроме того, необходимо предположить ожидаемый радионуклидный состав при подборе образцов сравнения. Например, при обследовании районов со значительным выпадением продуктов распада (аварийные объекты, район Чернобыльской АЭС, испытательные полигоны) состав образца сравнения должен включать естественные радионуклиды, а также 137Cs, 90Sr+90Y, делящийся материал в соотношении, типичном для выпадений на обследуемом объекте. Для районов с небольшой вероятностью загрязнения техногенными радионуклидами спектральный состав образца сравнения должен быть близок к спектру естественных радионуклидов в типичном соотношении для данной территории. Учитывая многообразие проб (грунты, растительность, водные пробы и др.), необходимо иметь набор образцов сравнения для градуировки аппаратуры в нескольких вариантах геометрии в зависимости от типа анализируемых проб.

Таким образом, рассмотренный способ является достаточно трудоемким, требует большой предварительной подготовки при подборе образцов сравнения

Предлагаемое изобретение позволяет оптимизировать исследования в данной области и в сжатые сроки с минимальными затратами получить информацию о радиоактивном загрязнении территории и других объектов.

Технический результат изобретения.

Техническим результатом предлагаемого способа является повышение эффективности радионуклидных исследований по следующим направлениям:

- увеличение объема анализируемых проб (~ в 10 раз) и информативности радионуклидных исследований за счет применения математических методов расшифровки спектрометрической информации при проведении экспресс-анализа всех анализируемых проб;

- повышение достоверности результатов измерений за счет сочетания математических методов расшифровки спектрометрической информации с классическими методами γ-, β-, α- спектрометрии;

- получение полной информации о составе радиоактивного загрязнения проб малой активности без деления пробы;

- снижение материальных, трудовых и временных затрат за счет применения минимально необходимого состава аппаратурно-методического обеспечения радионуклидных исследований.

Способ достижения технического результата.

Указанный результат достигается тем, что в предлагаемом способе разработаны следующие алгоритмы исследований:

- общий алгоритм радионуклидных исследований при достаточном количестве экспериментального материала (пробы грунта, растительности, воды и т.д.) на основе сочетания спектрометрических и радиохимических методов исследования с предварительной математической расшифровкой спектрометрической информации;

- алгоритм радионуклидных исследований малоактивных проб при недостаточном количестве экспериментального материала (мазки, планшеты), исключающий деление пробы, позволяющий получить полный объем информации о радионуклидном загрязнении каждого образца пробы.

В качестве средств измерения применены полупроводниковый гамма-спектрометр ДГДК-63 на основе Ge(Li) детектора и жидкосцинтилляционный альфа-, бета-радиометр TRI-CARB 2750/LL фирмы Canberra Parcard в комплекте с программным обеспечением Moc НПО «Радон» с математической расшифровкой сложных спектров (база включает 3Н, 14С, 137Cs, 90Sr+90Y, 239Pu, 234,235,238U)

Сущность изобретения

Общий алгоритм радионуклидных исследований после отбора проб предусматривает следующие этапы:

- предварительный радиационный контроль на местности;

- гамма- спектрометрический анализ всех отобранных проб;

- идентификация альфа-, бета- излучающих нуклидов математическими методами расшифровки во всех пробах без разделения (на данном этапе идет качественная оценка радиоактивного загрязнения в «поисковом режиме» с предварительной количественной оценкой, обусловленной ограничениями программы расшифровки);

- подтверждение обнаруженного состава загрязнения методами радиохимического разделения радионуклидов и определения их активности;

- выводы о состоянии исследуемого объекта по результатам радионуклидного анализа.

Алгоритм радионуклидного анализа с учетом специфики отбираемого экспериментального материала приведен на фиг. 2.

Более сложной задачей является получение информации о радионуклидном загрязнении объектов при использовании планшетного метода (анализ планшетов) и метода снятия нефиксированного загрязнения (анализ мазков). Оба метода имеют следующие ограничения:

- недостаточное количество экспериментального материала (обусловлено технологией отбора проб);

- низкая активность радионуклидного загрязнения мазков и планшетов вследствие малой экспозиции.

Данные факторы, о также отсутствие предварительной информации о качественном и количественном составе радиоактивного загрязнения исследуемых проб исключают возможность их деления при проведении всестороннего исследования по всем анализируемым радионуклидам.

В связи с этим разработан алгоритм радионуклидного анализа проб мазков и планшетов, предусматривающая получение максимально возможной информации о составе радиоактивного загрязнения в пробе. Задача решена для бета-излучающих нуклидов 90Sr+90Y и альфа-излучающих нуклидов 239Pu, 234,235,238U.

Алгоритм радионуклидных исследований при анализе проб мазков и планшетов предусматривает следующие этапы в соответствии со схемой на фиг. 3:

1 этап (предварительное исследование):

- предварительный гамма-спектрометрический анализ всех отобранных проб;

- предварительная радиохимическая пробоподготовка с целью максимального переведения в раствор всех имеющихся радионуклидов (озоление и кислотное выщелачивание);

- осветление полученного раствора химическими методами и приготовление счетного образца для измерений на ЖС радиометре;

- обработка полученной информации с помощью математических методов расшифровки и идентификация радионуклидов 3Н, l4C, 137Cs, 90Sr+90Y, 239Pu, 234,235,238U в анализируемых пробах мазков и планшетов.

На предварительном этапе анализируются все отобранные пробы.

Пробы, абсолютная активность которых по бета-, альфа- излучению не превышает 0,1 Бк, исключаются из дальнейшего анализа (предел измеряемой активности определен по чувствительности измерительной аппаратуры и прогнозу химического выхода радиохимической пробоподготовки).

Пробы, абсолютная активность которых по бета-, альфа- излучению превышает 0,1 Бк, а также пробы, предварительный анализ которых выявил наличие радионуклидов техногенного происхождения в значимых количествах, подвергаются детальному исследованию радиохимическими методами с целью подтверждения результатов идентификации математическими методами расшифровки.

2 этап Детальное исследование (90Sr+90Y, 239Pu, 234,235,238U)

Материал счетных образцов проб, отобранных для детального исследования, химическими методами (озоление) очищается от жидкого сцинтиллятора, полученный плотный остаток подвергается кислотному выщелачиванию с целью повторного переведения радионуклидов в раствор. Далее радионуклидный анализ проводится по следующей схеме:

- при обнаружении на предварительном этапе исследований значимого количества радионуклидов 90Sr+90Y проводится радиохимическое выделение указанных радионуклидов и определяется их активность по соответствующим методикам; при этом фильтрат, содержащий мешающие радионуклиды отбрасывается или направляется в схему выделения радионуклидов 239Pu, 234,235,238U;

- при обнаружении на предварительном этапе исследований значимого количества радионуклидов 239Pu, 234,235,238U проводится радиохимическое выделение указанных радионуклидов по соответствующим методикам; при этом фильтрат, содержащий мешающие радионуклиды, отбрасывается или направляется в схему выделения радионуклидов 90Sr+90Y.

Таким образом, данный алгоритм позволяет проанализировать качественный и количественный состав радиоактивного загрязнения мазков и планшетов в полном объеме без деления пробы. При необходимости алгоритмы могут быть разработаны для других бета- альфа-излучающих нуклидов.

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 заявленные алгоритмы радионуклидных исследований приводят к увеличению объема анализируемых проб, повышению информативности и достоверности результатов определения активности радионуклидов γ-, β-, α- излучающих нуклидов, включая анализ малоактивных проб без их деления.

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.

Предлагаемый способ по первому алгоритму реализован при проведении радиационного контроля на аварийных объектах с высоким уровнем загрязнения, по второму алгоритму - при обнаружении радиоактивного загрязнения с отбором проб планшетным методом и методом снятия нефиксированного загрязнения с помощью мазков. Оба алгоритма отработаны на едином аппаратурно-методическом обеспечении.

Обоснование технико-экономической эффективности изобретения.

Технико-экономическая эффективность предложенного способа заключается в увеличении количества анализируемых проб, повышении информативности и достоверности результатов определения активности радионуклидов γ-, β-, α- излучающих нуклидов при анализе проб различного уровня активности с применением минимально необходимого состава аппаратурно-методического обеспечения.

1. Способ определения активности радионуклидов в пробах объектов окружающей среды, заключающийся в отборе и подготовке проб, определении суммарной бета-, альфа-активности с разбраковкой экологических проб относительно пороговых уровней активности с последующим определением активности гамма-, бета-, альфа-излучающих нуклидов в выделенных пробах, отличающийся тем, что предварительно проводят гамма-спектрометрический анализ всех проб, идентифицируют альфа-, бета-излучающие нуклиды в смеси, по результатам идентификации проводят детальное исследование радиохимическими и спектрометрическими методами и устанавливают активность обнаруженных радионуклидов только в тех пробах, уровень активности в которых превышает регламентируемый уровень.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что при анализе малоактивных проб на содержание бета-активных нуклидов проводят их радиохимическое выделение, спектрометрическое измерение и расчет активности, а затем оставшийся фильтрат, содержащий другие радионуклиды, направляется в схему выделения альфа-излучающих нуклидов.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что при анализе малоактивных проб на содержание альфа-активных нуклидов проводят их радиохимическое выделение, спектрометрическое измерение и расчет активности, а затем оставшийся фильтрат, содержащий другие радионуклиды, направляется в схему выделения бета-излучающих нуклидов.



 

Похожие патенты:

Группа изобретений относится к детектору излучения прямого преобразования. Детектор излучения прямого преобразования содержит слой прямого преобразования, содержащий материал прямого преобразования для прямого преобразования падающего излучения от источника излучения в пары электрон-дырка, первый электрод, установленный на слое прямого преобразования обращенным к источнику излучения, второй электрод, установленный на противоположной стороне слоя прямого преобразования относительно первого электрода, средство для приложения электрического потенциала между первым электродом и вторым электродом, при этом материал прямого преобразования содержит гранат с составом Z3(AlxGay)5O12:Ce, в котором Z представляет собой Lu, Gd, Y, Tb или их сочетания и в котором y равен или больше x; и, предпочтительно, Z содержит Gd.

Изобретение относится к сцинтилляционным детекторам радиационного излучения. Сущность изобретения заключается в том, что детектор ионизирующих излучений содержит сцинтилляционный детектор радиационного излучения и фотоприемник, между которыми, непосредственно на поверхности сцинтилляционного детектора, расположен прозрачный для оптического излучения монослой мезоразмерных частиц (микрофокусирующих устройств) и с характерным размером не менее λ/2, где λ - длина волны используемого излучения с относительным коэффициентом преломления материала, лежащим в диапазоне от 1,2 до 1,7, формирующие на их внешней границе с противоположной стороны от падающего излучения области с повышенной интенсивностью излучения с поперечными размерами порядка λ/3-λ/4.

Изобретение относится к области техники детектирования ионизирующего излучения при помощи сцинтилляционных детекторов. Способ изготовления отражающих поверхностей для сцинтилляционных элементов, включающий стадию приготовления исходной смеси, состоящей из полимерной основы и 0,1-90 вес.

Изобретение относится к области диагностики пучков ультрарелятивистских электронов, используемых на линейных ускорителях, в лазерах на свободных электронах, синхротронах 4-го поколения, в частности определения их поперечных размеров.

Группа изобретений относится к приемному контейнеру для работающего в сверхглубоком вакууме (UHV) или в атмосфере защитного газа из высокочистого газа детектора. Приемный контейнер для работающего в сверхглубоком вакууме или в атмосфере защитного газа из высокочистого газа детектора содержит приемную часть, которая образует по меньшей мере часть приемной полости для детектора, и крышку для газонепроницаемого запирания приемной полости.

Изобретение относится к области спектрометрии заряженных частиц и может быть использовано для измерения энергетического спектра импульсно-периодических и непрерывных пучков заряженных частиц.

Изобретение относится к области измерения ядерных излучений. Двухканальный сцинтилляционный счетчик ионизирующего излучения двух различных потоков энергий содержит сцинтиллятор, связанный через оптический герметик с кремниевым фотоэлектронным умножителем, источник питания, усилитель-дискриминатор, микроконтроллер, при этом сцинтиллятор выполнен на основе ортосиликата лютеция, легированного церием LYSO, а блок усилителя-дискриминатора содержит два дискриминатора, каждый из которых выполнен с возможностью регистрации электрических импульсов с амплитудой заданного диапазона.

Группа изобретений относится к области обнаружения ионизирующего излучения. Детектор для обнаружения ионизирующего излучения содержит полупроводниковый слой прямого преобразования для производства носителей заряда в ответ на падающее ионизирующее излучение, и множество электродов, соответствующих пикселам для регистрации носителей заряда и генерирующих сигнал, соответствующий зарегистрированным носителям заряда; при этом электрод из упомянутого множества электродов структурирован так, чтобы двухмерным образом переплетаться с по меньшей мере двумя соседними электродами для регистрации носителей заряда упомянутым электродом и по меньшей мере одним соседним электродом.
Изобретение относится к технике измерения ионизирующих излучений. Сущность изобретения заключается в том, что способ определения величины выхода термоядерных нейтронов импульсного источника дополнительно содержит этапы, на которых подсчитывают количество импульсов тока в выбранном временном интервале, градуировку детектора производят непосредственно перед проведением измерений от эталонного импульсного источника, для чего детектор относительно эталонного источника устанавливают на расстоянии, соответствующем его местоположению при проведении измерений с импульсным источником, при этом используют прибор измерения выхода нейтронов с известной погрешностью, который устанавливают на заданном в паспорте расстоянии от эталонного источника, далее неоднократно снимают показания с детектора и этого прибора для достижения относительной погрешности определения фактической чувствительности детектора к нейтронному излучению в реальной геометрии и реальных климатических условиях измерения на уровне не более ±15% при доверительной вероятности Р=0,95, которую учитывают в качестве постоянного коэффициента при определении выхода нейтронов импульсного источника.

Изобретение относится к области ядерного приборостроения и может быть использовано при радиационном мониторинге в качестве портативного средства поиска и определения направления на источник фотонного излучения по двум угловым координатам в телесном угле 2π стерадиан.

Изобретение относится к области организации и методам контроля радиоактивности окружающей среды при отборе и анализе малоактивных проб. Сущность изобретения заключается в разработке алгоритма при анализе малоактивных проб, в соответствии с которым при определении уровня активности бета-активных нуклидов проводят их радиохимическое выделение, спектрометрическое измерение и расчет активности, а затем оставшийся фильтрат, содержащий другие радионуклиды, направляется в схему выделения альфа-излучающих нуклидов. При анализе малоактивных проб на содержание альфа-активных нуклидов проводят их радиохимическое выделение, спектрометрическое измерение и расчет активности, а затем оставшийся фильтрат, содержащий другие радионуклиды, направляется в схему выделения бета-излучающих нуклидов. Технический результат – повышение информативности и достоверности результатов определения активности радионуклидов γ-, β-, α- излучающих нуклидов при анализе малоактивных проб. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

Наверх