способ изготовления контрольного препарата для альфа-радиометрии толстослойных проб

Формула изобретения

Способ изготовления контрольного препарата для -радиометрии толстослойных проб, включающий внесение носителя свинца в исходный материал, содержащий ²¹⁰Рb, выделение хромата свинца и изготовление из него толстослойного препарата, отличающийся тем, что, с целью упрощения, в качестве исходного материала используют золу ягеля, записывают время выделения хромата свинца, который выдерживают до накопления в нем ²¹⁰Ро до уровня, достаточного для выполнения -радиометрии, проводят -радиометрию изготовленного контрольного препарата и препарата соли КСl в одинаковых условиях, а удельную активность (А) ²¹⁰ Ро в контрольном препарате определяют по формуле

A(t)=14320·(1-e ^-*t )·(N_Bi-N_ф)/0,8·(N_k -N_ф), Бк/кг при t700 суток, (1)

А=14320·(N_Bi-N_ф)/0,8·(N _k-N_ф), Бк/кг при t>700 суток, (2)

где - постоянная распада ²¹⁰Ро, =0,005008 суток^-1; t - время, прошедшее от момента выделения хромата свинца до момента определения удельной активности ²¹⁰Ро в препарате по скорости счета импульсов при -радиометрии от ²¹⁰Bi, присутствующего в препарате, суток; N _Bi - скорость счета импульсов при -радиометрии толстослойного контрольного препарата, содержащего ²¹⁰ Рb, ²¹⁰Bi и ²¹⁰Ро, имп/мин, N_k - скорость счета импульсов при -радиометрии толстослойного препарата соли КСl имп/мин; N_ф - скорость счета импульсов фона, имп/мин; 14320 - удельная активность ⁴⁰К в соли КСl, Бк/кг; 0,8 - отношение коэффициентов - радиометрии ²¹⁰Вi и ⁴⁰K.

Описание изобретения к патенту

Предлагаемый способ относится к области радиационного контроля объектов окружающей среды, а более точно к обеспечению калибровки радиометрических установок, предназначенных для измерения удельной активности радионуклидов -излучателей в объектах окружающей среды. Способ может найти применение при проведении радиационного контроля за удельной активностью -излучателей в пищевых продуктах, фураже, почве, радиоактивных отходах и других объектах окружающей среды.

Для калибровки радиометрических установок, предназначенных для измерения -активности проб применяют образцовые источники -излучения на основе ²³⁹Pu, ²³⁸U и ²³²Th [1]. Недостатком этих источников является то, что они тонкослойные. Поэтому выполнить калибровку радиометрической установки с их помощью на определение удельной -активности радионуклидов в пробе без дополнительных процедур, обеспечивающих переход к толстослойному образцовому источнику, не представляется возможным. Другим недостатком использования ²³⁹Рu для изготовления образцового источника -излучения является то, что из-за возможного присутствия в источнике ²⁴¹Рu, который при распаде переходит в ²⁴¹Аm, интенсивность -излучеиия источника возрастает с течением времени. Изготовление образцового источника -излучения на основе урана является сложной задачей, т.к. трудно получить источник, содержащий известный состав радионуклидов урана.

Международный стандарт [2] рекомендует для изготовления эталонных источников -излучения использовать ²⁴¹Аm. Однако необходимые для изготовления таких источников калиброванные растворы ²⁴¹Аm трудно доступны для рядового потребителя как из-за высокой стоимости, так и из-за того, что немногочисленные центры, поставляющие эти растворы, находятся за рубежом.

Наиболее близким к заявляемому является способ, основанный на изготовлении толстослойного образцового источника -активности [3]. Основным недостатком этого способа является то, что для его осуществления требуется калиброванный раствор радионуклида -излучателя. К его недостаткам относятся также необходимость измерения объема раствора, вносимого в золу, и необходимость тщательного перемешивания золы. При измерении объема раствора неизбежно внесение погрешности, а перемешивание не всегда обеспечивает равномерное распределение активности по объему источника, что необходимо для образцового источника. Зола, в которую вносится калиброванный раствор, должна быть свободной от присутствия в ней посторонних -излучателей. Это требует применения методов проверки исходной золы на содержание в ней -получателей, что также является недостатком рассматриваемого способа.

Целью заявляемого способа является упрощение изготовления контрольного препарата для -радиометрии толстослойных проб.

Цель достигается тем, что в известном способе изготовления контрольного препарата для -радиометрии толстослойных проб, включающем внесение носителя свинца в исходный материал, содержащий ²¹⁰Рb, выделение хромата свинца и изготовление из него толстослойного препарата, в качестве исходного материала используют золу ягеля, записывают время выделения хромата свинца, который выдерживают до накопления в нем ²¹⁰ Ро до уровня, достаточного для выполнения -радиометрии, проводят -радиометрию изготовленного контрольного препарата и препарата соли КСl в одинаковых условиях, а удельную активность (А) ²¹⁰ Ро в контрольном препарате определяют по формуле

A(t)=14320*(1-e ^-*t )*(N_Bi-N_ф)/0,8*(N_к-N _ф), Бк/кг при t700 суток, (1)

А=14320*(N_Bi-N_ф)/0,8*(N _к-N_ф), Бк/кг при t>700 суток, (2)

где - постоянная распада ²¹⁰Ро, =0,005008 суток^-1; t - время, прошедшее от момента выделения хромата свинца до момента определения удельной активности ²¹⁰Ро в препарате по скорости счета импульсов при -радиометрии от ²¹⁰Bi, присутствующего в препарате, суток; N _Bi - скорость счета импульсов при -радаометрии толстослойного контрольного препарата, содержащего ²¹⁰ Рb, ²¹⁰Bi и ²¹⁰Ро, имп/мин; N_к - скорость счета импульсов при -радиометрии толстослойного препарата соли КCl, имп/мин; N_ф - скорость счета импульсов фона, имп/мин; 14320 - удельная активность ⁴⁰К в соли КCl, Бк/кг; 0,8 - отношение коэффициентов -радиометрии ²¹⁰Bi и ⁴⁰К.

Использование в качестве исходного материала золы ягеля дает то преимущество, что эта зола имеет высокую удельную активность ²¹⁰Рb и легко растворяется в концентрированной соляной кислоте. По методике, изложенной в методических рекомендациях [4], ²¹⁰Рb выделяют на подложку в составе толстослойного препарата хромата свинца. Для установления состояния, близкого к радиоактивному равновесию между ²¹⁰Pb и ²¹⁰Po, требуется выдержка препарата в течение не менее 700 суток после выделения ²¹⁰Рb. После установления радиоактивного равновесия в препарате снижение удельной активности ²¹⁰Ро с течением времени происходит с периодом полураспада ²¹⁰Pb.

Преимущество предлагаемого способа изготовления контрольного препарата состоит в том, что удельную активность ²¹⁰ Ро в нем можно определять по прошествии того или иного интервала времени путем -радиометрии ²¹⁰Вi (средняя энергия -частиц 389 кэВ [5]) и сравнения полученного результата с результатом -радиометрии препарата соли КCl. Присутствие ²¹⁰Рb в контрольном препарате не влияет на результат -радиометрии ²¹⁰Bi, т.к. средняя энергия -частиц, испускаемых при распаде ²¹⁰Pb, составляет менее 16 кэВ [5].

К достоинствам предлагаемого способа изготовления контрольного препарата относится также то, что используемые для его изготовления химические процедуры не вносят вклада в погрешность определения его удельной активности. Исключены такие источники погрешности, присущие другим способам, как промахи при взятии объемов растворов и тому подобных процедур, используемых при изготовлении эталонных источников. В предлагаемом способе имеет место только статистическая погрешность при регистрации -излучения от контрольного препарата и от препарата соли КCl. Такая погрешность имеет место и в других существующих способах, использующих радиометрию эталонных препаратов. Величина этой погрешности зависит от удельной активности радионуклида в контрольном препарате. При изготовлении препарата с удельной активностью, обеспечивающей скорость счета импульсов при радиометрии на уровне 100 имп/мин, относительная погрешность составит не более 10% и вполне приемлема при проведении радиационного контроля объектов окружающей среды. Если скорость счета импульсов будет больше 100 имп/мин, то относительная погрешность при проведении радиометрии будет меньше 10%.

Пример осуществления способа. Ягель, доставленный экспедицией из Мурманской области озолен в муфельной печи при температуре 500°С. Из полученной золы по методике, изложенной в методических рекомендациях [4], выделен ²¹⁰Рb на подложку в виде толстослойного препарата хромата свинца. Препарат на подложке был помещен в эксикатор и выдержан при комнатной температуре 2 года. На радиометрической установке УМФ-1500 с торцовым счетчиком СБФ-13 выполнена -радиометрия приготовленного препарата. Скорость счета импульсов (N_Bi ) составила 55 имп/мин. Скорость счета импульсов фона (N _ф) на этой установке во время проведения -радиометрии препарата была равна 6 имп/мин. В это же время на той же установке и в той же геометрии измерения проведена -радиометрия толстослойного препарата соли КСl. Скорость счета импульсов (N _к) от препарата соли КСl составила 110 имп/мин. Согласно формуле (2) удельная активность ²¹⁰Ро в приготовленном препарате на момент измерения составляла А=14320*(55-6)/0,8*(110-6)8430 Бк/кг.

С приближением, достаточным для практических целей, можно считать, что скорость счета импульсов от толстослойного препарата, содержащего радионуклид -излучатель, пропорциональна толщине слоя препарата, с которой -частица может достигать поверхности детектора. Тогда отношение коэффициентов -радиометрии (ОКА) дня двух сравниваемых -частиц разных энергий равно отношению пробегов этих -частиц в материале препарата. Таким путем рассчитаны величины ОКА для -частиц с энергиями, указанными в табл. В качестве опорной использована энергия -частиц ²¹⁰Ро. При выполнении расчета использованы данные о пробегах -частиц в углероде [6]. Учтено, что полный пробег -частицы состоит из пробега в толстослойном препарате, состоящем из углерода, и пробега в воздухе от поверхности препарата до поверхности детектора, составляющего 3 мм.

Отношение коэффициента -радиометрии радионуклида i к коэффициенту -радиометрии ²¹⁰Ро можно рассчитать по формуле

где ОКА_ij - отношение коэффициента -радиометрии для -частиц энергии Е_ij радионуклида i к коэффициенту -радиометрии для -частиц ²¹⁰Po; f_ij - доля от полного числа распадов радионуклида i, сопровождающихся испусканием -частицы с энергией E_ij; m_i - полное число -линий радионуклида i.

Таблица Отношение коэффициентов -радиометрии
Энергия -частицы, МэВ	ОКА	Энергия -частицы, МэВ	ОКА	Энергия -частицы, МэВ	ОКА
2,5	0,308	5,0	0,908	7,0	1,58
3,0	0,404	5,297	1,000	7,5	1,77
3,5	0,514	5.5	1,061	8,0	2,00
4,0	0,636	6,0	1,223	9,0	2,43
4,5	0,765	6,5	1,397	10,0	2,90

Удельная -активность A_i радионуклида i в толстослойном препарате определяется по результатам -радиометрии этого препарата и контрольного препарата, содержащего ²¹⁰ Ро с удельной активностью (Бк/кг), с помощью формулы

где n_i(n) - скорость счета импульсов при -радиометрии толстослойного препарата, содержащего радионуклид i (²¹⁰ Ро), имп/мин; n_ф - скорость счета импульсов фона, имп/мин.

Положительный экономический эффект от предлагаемого способа обусловлен тем, что у лабораторий, проводящих -радиометрию проб, отпадает необходимость в приобретении дорогостоящих эталонов (или эталонных растворов), которые к тому же недолговечны и требуют возобновления. Предлагаемый способ по исполнению доступен обычным лабораториям, т.к. не требуют специальных средств и применения сложной дорогостоящей аппаратуры. Применение способа только в одной лаборатории может дать экономию денежных средств в десятки тысяч рублей.

Литература

1. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. 4-е издание перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1991; с.316.

2. Water quality - Measurement of gross alpha activity in non-saline water - Thick source melhod. International Standard ISO 9696, 1992.

3. Методические рекомендации по санитарному контролю за содержанием радиоактивных веществ в объектах внешней среды. Под. ред. A.Н.Марея и А.С.Зыковой. Минздрав СССР, M., 1980, с.263.

4. Методические рекомендации по санитарному контролю за содержанием радиоактивных веществ в объектах внешней среды. Под. ред. А.К.Марея и А.С.Зыковой. Минздрав СССР, М., 1980, с.171.

5. Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения. Публикация 38 МКРЗ. Перевод В.И.Попова под ред. А.А.Моисеева, ч.2, кн.2. М.: Энергоатомиздат, 1987.

6. Машкович В.П. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1982, с.244.