RU2054659C1 - Method for determining quantitative composition of two- component fissile heavy nuclei mixture - Google Patents

Abstract

FIELD: material analysis. SUBSTANCE: method involves exposing specimen having a mixture of fissile heavy nuclei in neutron emission field in reactor. After being exposed, the specimen is heated to 500- 1500 C. The gas products produced as a result of fission are collected in closed vessel and blown through with a gas carrier like helium. The mixture is directed into a chromatographic column where the mixture is separated into components and each separated component activity is measured. The quantity of each kind of fissile heavy nuclei is calculated from the component activity measured. EFFECT: enhanced accuracy of analysis. 1 dwg

Description

Изобретение относится к количественному анализу смеси тяжелых делящихся ядер в различных средах. The invention relates to a quantitative analysis of a mixture of heavy fissile nuclei in various environments.

Известные радиометрические [1] и радиационно-химические [2] методы определения количества тяжелых делящихся ядер либо недостаточно чувствительны, либо трудоемки, требуют большого количества химических реактивов и анализируемых веществ. Known radiometric [1] and radiation-chemical [2] methods for determining the number of heavy fissile nuclei are either not sensitive enough or time-consuming, require a large number of chemical reagents and analytes.

Ближайшим к заявляемому способу является нейтронно-активационный анализ [3]
Недостатком нейтронно-активационного анализа является низкая чувствительность при наличии в пробе других нуклидов, активация которых в нейтронном поле усложняет спектры излучений и идентификацию по ним тех или иных продуктов деления. Кроме того, используемые для этих целей полупроводниковые детекторы имеют низкую ( ≈10^-3 имп./квант) эффективность регистрации гамма-излучения, а сцинтилляционные детекторы недостаточное разрешение.Closest to the claimed method is a neutron activation analysis [3]
The disadvantage of neutron activation analysis is the low sensitivity in the presence of other nuclides in the sample, the activation of which in the neutron field complicates the emission spectra and the identification of fission products from them. In addition, the semiconductor detectors used for these purposes have low (≈10 ^-3 pulse / quantum) gamma-ray detection efficiency, and scintillation detectors have insufficient resolution.

Технической задачей изобретения является увеличение чувствительности и уменьшение трудоемкости количественного анализа смеси тяжелых делящихся ядер в различных средах. An object of the invention is to increase the sensitivity and reduce the complexity of the quantitative analysis of a mixture of heavy fissile nuclei in various environments.

Поставленная задача достигается тем, что пробу, содержащую смесь тяжелых делящихся ядер, облучают в нейтронном поле (реактора), затем после облучения пробу нагревают до температуры, при которой все образовавшиеся газообразные продукты деления (ГПД) выходят из нее (500-1500^оС) в замкнутую емкость, которую далее продувают газом-носителем, например гелием. Далее газ-носитель вместе с ГПД (радионуклидами ксенона и криптона) поступают на хроматографическую колонку, где смесь ГПД разделяется на составные части. Далее измеряется активность каждого из разделившихся компонентов ГПД.The stated object is achieved in that the sample containing the mixture of heavy fissioning nuclei are irradiated in a neutron field (reactor), then after irradiation the sample is heated to a temperature at which all the gaseous fission products are formed (GPA) emerge from it (500-1500 ° ^C) into a closed container, which is then purged with a carrier gas, for example helium. Next, the carrier gas together with the GPA (xenon and krypton radionuclides) is fed to a chromatographic column, where the GPA mixture is separated into its constituent parts. Next, the activity of each of the separated components of the GPA is measured.

Количество каждого из находящихся в пробе тяжелых делящихся ядер определяется из системы уравнений
∑ a_ijm_i= b_j (1) где m_i количество i-х тяжелых ядер;
b_j активность j-го компонента ГПД.The amount of each of the heavy fissile nuclei in the sample is determined from the system of equations
∑ a _ij m _i = b _j (1) where m _{i is the} number of i-heavy nuclei;
b _j activity of the j-th component of the GPA.

Коэффициенты аij либо рассчитываются по формуле
a_ij= Φ σ_fi•

y

1-e

e

(2) где Φ плотность потока нейтронов; σ_fi микроскопическое сечение деления i-го тяжелого ядра; y_ijk выход k-го радионуклида (изотопа) j-го ГПД при делении i-го тяжелого ядра; λ_jk постоянная распада; η_jk- эффективность регистрации jk-го радионуклида; t_p время облучения пробы в нейтронном поле; t_b время охлаждения образца, либо определяются экспериментально. В последнем случае необходимо приготовить пробы с известными количествами всех подлежащих количественному анализу тяжелых делящихся ядер и с ними провести измерения по вышеописанному способу, т.е. решается обратная задача по известным m_i и b_jопределяются а_ij.The coefficients aij are either calculated by the formula
a _ij = Φ σ _fi •

y

1st

e

(2) where Φ is the neutron flux density; σ _{fi the} microscopic cross section of the fission of the i-th heavy nucleus; y _{ijk the} output of the k-th radionuclide (isotope) of the j-th GPA in the fission of the i-th heavy nucleus; λ _jk decay constant; η _jk is the registration efficiency of the jkth radionuclide; t _p time of irradiation of the sample in a neutron field; t _b the cooling time of the sample, or determined experimentally. In the latter case, it is necessary to prepare samples with known amounts of all heavy fissile nuclei to be quantified and measure them using the above method, i.e. the inverse problem is solved by the known m _i and b _{j are} determined by a _ij .

Полноту выхода ГПД из пробы при нагреве определяют повторным нагревом пробы и измерением радиоактивности разделившихся на хроматографической колонке компонентов ГПД. Отсутствие активности указывает на полный выход ГПД из пробы. Если при повторном нагреве и измерении фиксируют наличие радиоактивных компонентов в газе, то, используя два вышеупомянутых измерения, полную активность каждого из компонентов ГПД на любой момент времени после окончания облучения можно определить, используя активационную модель газовыделения:
dQ_k/dt -(d_k + λ_k) Q_k; (3)
dP_k/dt d_kQ_k λ_kP_k, где Q_k и P_k количество ядер k-го радионуклида после облучения в пробе и измеренное соответственно; d_k скорость утечки ядер k-го радионуклида из материала пробы.The completeness of the GPA output from the sample upon heating is determined by re-heating the sample and measuring the radioactivity of the GPA components separated on the chromatographic column. Lack of activity indicates the full yield of GPA from the sample. If, during repeated heating and measurement, the presence of radioactive components in the gas is recorded, then using the two above-mentioned measurements, the total activity of each of the GPA components at any time after the end of irradiation can be determined using the activation model of gas evolution:
dQ _k / dt - (d _k + λ _k ) Q _k ; (3)
dP _k / dt d _k Q _k λ _k P _k , where Q _k and P _{k the} number of nuclei of the k-th radionuclide after irradiation in the sample and measured accordingly; d _k the leakage rate of the nuclei of the k-th radionuclide from the sample material.

Решение системы имеет вид
Q_k Q_ok eхр [-( λ_k + α_k) t_b]
P_k α_kQ_k λ $\genfrac{}{}{0ex}{}{\text{-1}}{\text{k}}$ [1 eхр (- λ_kt_b)] (4)
При измерении общей активности радионуклидов ксенона следует иметь в виду, что при t_b<1 ч основным радионуклидом, определяющим активность, будет ксенон-138, при t_b < 1 cут активность определяется радионуклидом ксенон-135, а при t_b > 3 сут ксеноном-133. Первое и второе измерения активности ГПД, вышедших из пробы, позволяют определить величины α_k и Q_k, а посредством их и начальную активность Q_ok.The system solution has the form
Q _k Q _ok exp [- (λ _k + α _k ) t _b ]
P _k α _k Q _k λ $\genfrac{}{}{0ex}{}{\text{-1}}{\text{k}}$ [1 exp (- λ _k t _b )] (4)
When measuring the total activity of xenon radionuclides, it should be borne in mind that at t _b <1 h, the main radionuclide that determines activity is xenon-138, at t _b <1 day the activity is determined by xenon-135 radionuclide, and at t _b > 3 days xenon -133. The first and second measurements of the activity of the GPA that emerged from the sample allow us to determine the values of α _k and Q _k , and through them the initial activity Q _ok .

Активность радионуклидов криптона при t_b > 0,5 ч определяется активностями криптонов 87 и 88. Приняв во внимание соотношение α(Kr) 2α (хе) и вычислив отношение Q_o(⁸⁷Kr)/Q_o(⁸⁸Kr), можно определить абсолютные величины Q_o(⁸⁷Kr) и Q_o(⁸⁸Kr).The activity of krypton radionuclides at t _b > 0.5 h is determined by the activities of kryptons 87 and 88. Taking into account the ratio α (Kr) 2α (хе) and calculating the ratio Q _o ( ⁸⁷ Kr) / Q _o ( ⁸⁸ Kr), we can determine the absolute the quantities Q _o ( ⁸⁷ Kr) and Q _o ( ⁸⁸ Kr).

Чувствительность предлагаемого способа может быть оценена из следующего уравнения:

I/m

=

Φ σ_fiy

1-e

e

(5) где A_i и N-атомный вес i-го тяжелого делящегося нуклида и число Авогадро соответственно.The sensitivity of the proposed method can be estimated from the following equation:

I / m

=

Φ σ _fi y

1st

e

(5) where A _i and N are the atomic weights of the i-th heavy fissile nuclide and Avogadro's number, respectively.

При плотности потока нейтронов Φ=10¹³ н/см² ·с, выходе K-го нуклида при делении Y_ik 5 ·10^-2, эффективности регистрации радиоактивности

1, t_p 300 c, t_b 1800 с чувствительность будет ≈10¹⁰ имп./г.When the neutron flux density Φ = 10 ¹³ n / cm ² · s, the output of the Kth nuclide in the division Y _ik 5 · 10 ^-2 , the efficiency of radioactivity registration

1, t _p 300 s, t _b 1800 s, the sensitivity will be ≈10 ¹⁰ pulses / g.

П р и м е р. В кварцевую ампулу поместили пробу с землей, на которую нанесены по 0,01 см³ водных растворов с концентрацией урана-235 0,963·10^-7 г/см³ и PuO₂(NO₃)₂ c концентрацией плутония-239 1,0034 ·10^-7г/см³. Далее отваккуумированную и запаянную ампулу с пробой облучили на пневмопочте реактора ВВР-Ц. Время облучения t_р 300 с. Для определения флюенса тепловых нейтронов вместе с пробой облучили дозиметр-свидетель. Таким образом, проба содержала m_u 9,63 ·10^-10 г и m_pu 10,034 ·10^-10г.PRI me R. A sample of earth was placed in a quartz ampoule, onto which 0.01 cm ^{3 of} aqueous solutions with a concentration of uranium-235 0.963 · 10 ^-7 g / cm ³ and PuO ₂ (NO ₃ ) ₂ with a concentration of plutonium-239 1.0034 · were applied 10 ^-7 g / cm ³ . Next, the evacuated and sealed ampoule with the sample was irradiated at the airmail of the VVR-Ts reactor. The exposure time t _p 300 s To determine the thermal neutron fluence, a witness dosimeter was irradiated with a sample. Thus, the sample contained m _u 9.63 · 10 ^-10 g and m _pu 10.034 · 10 ^-10 g

После облучения ампулу с пробой поместили в устройство для ее (ампулы) раздавливания, подключенное к хроматографу ХТМ-73-ГЛ. После продувки устройства чистым гелием и нагрева до 600^оС через 1800 с от момента начала облучения хроматограф включили в автоматический режим работы и в момент включения режима "накопление" ампулу с пробой раздавили. ГПД, выделившиеся из пробы, выносились газом-носителем (гелием) и накопились в теплодинамическом накопителе хроматографа. Расход газа в режиме накопления составил ≈ 800 см³/мин при объеме устройства раздавливания ≈50 см³. Режим накопления продолжался 90 с. Далее хроматограф перевели в режим "анализ" и концентрированная проба поступила в разделительную колонку хроматографа. Измерение β-активности проб проводили с помощью 4π -газопроточного счетчика типа "Протока" с эффективностью регистрации, равной единице. Пересчетный прибор измерял количество импульсов через каждые 10 с с экспозицией 10 с без паузы. Результат регистрировался на печатающем устройстве. Повторный цикл измерения показал полный выход ГПД из пробы в первом цикле.After irradiation, the ampoule with the sample was placed in a device for crushing it (ampoules) connected to an XTM-73-GL chromatograph. After purging the device with pure helium and heating to 600 ^° C after 1800 s from the start of irradiation, the chromatograph was switched on to the automatic mode and the ampoule with the sample was crushed at the moment of switching on the accumulation mode. The GPA released from the sample was carried out by the carrier gas (helium) and accumulated in the thermodynamic storage device of the chromatograph. The gas flow rate in the accumulation mode was ≈ 800 cm ³ / min with a crushing device volume of ≈50 cm ³ . The accumulation mode lasted 90 s. Next, the chromatograph was switched to the “analysis” mode and the concentrated sample entered the separation column of the chromatograph. Measurement of the β-activity of the samples was carried out using a 4π-gas flow meter of the “Flow” type with a recording efficiency of unity. The recounter measured the number of pulses every 10 s with an exposure of 10 s without a pause. The result was recorded on a printing device. A repeated measurement cycle showed the full yield of the GPA from the sample in the first cycle.

Результаты измерений (см. чертеж) обработали с помощью сплайн-функции. Расстояние между максимумами хроматографических пиков криптона и ксенона составило ≈ 80 с. По результатам измерения определили коэффициенты b₁ и b₂ уравнения (1). Коэффициенты a_ijвычислили по формуле (2), где плотность потока тепловых нейтронов Φ (3,5-0,75)· 10¹³ н/см²· с определили экспериментально. Сечения деления плутония-239 и урана-235 в поле нейтронов реактора ВВР-Ц определили при температуре нейтронного газа 340 К и границе сшивания спектров Ферми и Максвелла α_гр 7.The measurement results (see drawing) were processed using the spline function. The distance between the maxima of the chromatographic peaks of krypton and xenon was ≈ 80 s. According to the measurement results, the coefficients b ₁ and b _{2 of} equation (1) were determined. The coefficients a _{ij were} calculated by the formula (2), where the thermal neutron flux density Φ (3.5-0.75) · 10 ¹³ n / cm ² · s was determined experimentally. The fission cross sections of plutonium-239 and uranium-235 in the neutron field of the VVR-Ts reactor were determined at a neutron gas temperature of 340 K and a crosslink of the Fermi and Maxwell spectra α _gr 7.

Из системы уравнений
9,39 ·10¹⁰ m_pu + 1,63 ·10¹¹ m_u 207;
1,47· 10₁₁ m_pu + 7,9 ·10¹⁰ m_u 180 определили, что
m_pu (7,9 ±1,9) ·10^-10 г; m_u (8,2 ±2,0)· 10^-10 г.From the system of equations
9.39 · 10 ¹⁰ m _pu + 1.63 · 10 ¹¹ m _u 207;
1.47 · 10 ₁₁ m _pu + 7.9 · 10 ¹⁰ m _u 180 determined that
m _pu (7.9 ± 1.9) · 10 ^-10 g; m _u (8.2 ± 2.0) · 10 ^-10 g.

Основное преимущество данного способа по сравнению с лучшими применяемыми для этих целей способами наглядно проявляется при сравнении их чувствительностей. The main advantage of this method in comparison with the best methods used for these purposes is clearly manifested when comparing their sensitivities.

Чувствительность нейтронно-активационного анализа определяется формулой

I/m

=

Φ σ_fy

1-e

e

(6) где λ_к постоянная распада k-го радионуклида; ξ_jk выход регистрируемого гамма-кванта при распаде k-го радионуклида, а радиохимического способа формулой
(I/m)_р.x N/Aλ_i η_α (7) где λ_i постоянная распада i-го тяжелого делящегося нуклида;
η α эффективность регистрации альфа-частиц.The sensitivity of neutron activation analysis is determined by the formula

I / m

=

Φ σ _f y

1st

e

(6) where λ is _the decay constant of the k-th radionuclide; ξ _{jk the} output of the detected gamma-ray during the decay of the k-th radionuclide, and the radiochemical method by the formula
(I / m) _s.x N / Aλ _i η _α (7) where λ _i is the decay constant of the i-th heavy fissile nuclide;
η α alpha particle detection efficiency.

Деление формулы (5), определяющей чувствительность предлагаемого способа, на формулы (6) и (7) дает
(I/m)/(I/m)_н.а= η_β / η_γ •e

для всех трансурановых ядер.The division of formula (5), which determines the sensitivity of the proposed method, by formulas (6) and (7) gives
(I / m) / (I / m) _n.a = η _β / η _γ • e

for all transuranic nuclei.

(I/m)/(I/m)_p.x

∈

Таким образом, предлагаемый способ обладает очевидным значительным преимуществом по чувствительности по сравнению с известными способами.(I / m) / (I / m) _px

∈

Thus, the proposed method has an obvious significant advantage in sensitivity compared to known methods.

Claims (1)

СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ КОЛИЧЕСТВЕННОГО СОСТАВА ДВУХКОМПОНЕНТНОЙ СМЕСИ ТЯЖЕЛЫХ ДЕЛЯЩИХСЯ ЯДЕР, основанный на нейтронно-активационном анализе, отличающийся тем, что образовавшиеся в процессе деления тяжелых ядер газообразные продукты деления выделяют из пробы, разделяют хроматографически на компоненты и, измерив активность каждого компонента, рассчитывают количество каждого из типов тяжелых ядер в пробе. METHOD FOR DETERMINING THE QUANTITATIVE COMPOSITION OF A TWO-COMPONENT MIXTURE OF HEAVY FISSIONING NUCLEUS, based on neutron activation analysis, characterized in that the gaseous fission products formed during the fission of heavy nuclei are isolated from the sample, separated by chromatography into components and measured, and measured heavy nuclei in the sample.

Images