Методика измерения распределения массы трансплутониевых элементов в мишени
Автор: Лещенко Юрий Иосифович, Кушнир Юрий Алексеевич, Романовский Вадим Сергеевич
Журнал: Известия Самарского научного центра Российской академии наук @izvestiya-ssc
Рубрика: Физика и электроника
Статья в выпуске: 4-5 т.15, 2013 года.
Бесплатный доступ
В данной статье описана методика определения массы ТПЭ в мишени с использованием прецизионного гамма спектрометра и разработанных алгоритмов вычислений и обработки спектров, внедренных в специальное программное обеспечение.
Гамма спектрометр, радиационная плотнометрия, источник рентгеновского излучения, трансплутониевый элемент
Короткий адрес: https://sciup.org/148202429
IDR: 148202429
Текст научной статьи Методика измерения распределения массы трансплутониевых элементов в мишени
Для реакторного получения калифорния-252, одного из самых дорогих и широко используемых в промышленности и науке радионуклида, используются мишени с сердечником, изготовленным из смеси оксида трансплутониевого элемента (например, плутоний, америций, кюрий) и легкого элемента матрицы (например, алюминия).
Необходимой мерой безопасности при эксплуатации мишени является контроль качества изготовления сердечников, а также сборки сердечников мишени до установки её на облучение в реактор. Главное требование – равномерность распределения плотности трансплутониевого элемента (ТПЭ) в сердечнике с определённым заданным массовым содержанием ТПЭ. Для измерения плотности (или массы) должен использоваться неразрушающий анализ (НРА), не нарушающий целостность самой мишени или сердечника.
В ОАО “ГНЦ НИИАР” создана методика измерения распределения локальной поверхностной плотности и локальной массы ТПЭ в мишени.
МЕТОДИКА ИЗМЕРЕНИЯ МАССЫ ТРАНСПЛУТОНИЕВОГО ЭЛЕМЕНТА В МИШЕНИ
Принцип, положенный в основу методики, заключается в измерении непрерывного спектра коэффициента пропускания T(E) для пучка рентгеновского излучения (РИ), проходящего через мишень. Массу ТПЭ определяют с исполь-
зованием данных массовых коэффициентов ослабления гамма излучения в ТПЭ, элементах матрицы (алюминий и кислород) и нержавеющей стали капсулы, входящими в состав мишени. Энергетические зависимости массовых коэффициентов ослабления измеряют с помощью контрольных образцов этих элементов. В качестве источника рентгеновского излучения (РИ) используется радиоизотопный источник на основе изотопа 55Fe [1].
Методика подразумевает использование двух способов определения массы ТПЭ.
В первом способе [2] непрерывный спектр T(E) анализируется в достаточно широком диапазоне энергий от 70 до 170 кэв. При этом для каждого канала анализатора вычисляется плотность р (или поверхностная плотность р *x) трансплутониевого элемента:
р *x=ln(T/ Д ), (1) где Д есть полное сечение взаимодействия гамма излучения с материалом ТПЭO, измеренное в специальном измерении с контрольным образцом.
Второй способ, который возможно реализовать при использовании в качестве детектора ОЧГ ППД, предполагает использование достаточно узкой области спектра, расположенной вблизи энергии К-края в энергетической зависимости массового коэффициента ослабления фотонов этим тяжёлым элементом. Специальный анализ этой части спектра T(E), заключается в определении энергетической зависимости коэффициентов пропускания при энергиях выше (TU) и ниже (TL) энергии К-края, а также определения их отношения (TL/TU) при энергии К-края. Это позволяет определить абсолютное значение поверхностной плотности р *х трансплутониевого элемента [3]:
р * x = (ln T U - ln T L )/ А д ) , (2) где А д - разность массовых коэффициентов ослабления выше и ниже энергии К-края.
СТАНДАРТНЫЕ ОБРАЗЦЫ И СПЕЦИАЛЬНЫЕ ИСТОЧНИКИ
При реализации обоих методов особое внимание уделено разработке и контрольных образцов (КО) и метрологическим исследованиям методик с использованием комплектов контрольных образцов. Проблема создания контрольных образцов из уникальных материалов, используемых в мишенях, для производства калифорния, таких как плутоний, америций, кюрий (причём используются тяжёлые изотопы этих элементов) заключается в дороговизне этих материалов, особом способе учёта этих ЯМ, а также их особой радиационной опасности. Поэтому целесообразно в начальный период отработки методического и программного обеспечений разработать контрольные образцы концентрации ТПЭ сердечников из тяжёлых элементов – заменителей, например, оксид свинца.
Были разработаны, прошли метрологические испытания и аттестованы следующие контрольные образцы концентрации трансплутониевых элементов:
Наборы КО из металлических фольг свинца, урана и алюминия по типу АКН;
Наборы КО, представляющих цилиндрическую конструкцию-сочетание фольг из свинца (различной толщины) и цилиндра из металлического алюминия;
Наборы сердечников (диаметр 9,1 мм, длиной 16-25 мм) из 6 смесей порошкового алюминия АП4 и окиси свинца (типа AlxPbO). Сердечники с содержанием оксида свинца 0-5% приготовлены по технологии изготовления сердечников из оксида кюрия, включающей операции смешивания порошков, прессования и спекания сердечников.
ОПИСАНИЕ ИЗМЕРИТЕЛЬНОЙ УСТАНОВКИ
Техническим средством реализации методики измерения распределения локальной массы ТПЭ в сердечнике является сканирующий авто- матизированный гамма спектрометр на базе ОЧГ ППД и цифрового анализатора ORTEC DSPEC jr 2,0. Сканирование мишеней и контрольных образцов осуществляется с помощью шагового привода.
В методике используется как стандартное программное обеспечение MAESTRO, прилагаемое с анализатором, так и специальное ПО SPCX, в котором реализовано управление анализатором и шаговым приводом, а также обработка спектров, измеренных при сканировании объекта. Обработка спектров прошедшего через сердечник (мишень) излучения позволяет вычислить коэффициенты пропускания рентгеновского излучения с учётом: комптоновского рассеянного гамма излучения от примесей 54Mn, 60Co (и других) источника РЖ55, спектра собственного гамма излучения изотопов ТПЭ, спектра флуоресцентного излучения ТПЭ, гамма фона окружающей среды.
Указанные технические и метрологические средства позволили провести комплексные исследования результатов измерения локальной массы свинца и урана в образцах, способом радиационной классической плотнометрии и поверхностной плотности свинца способом радиационной плотнометрии по К-краю с помощью контрольных образцов [2].
ПРЕДВАРИТЕЛЬНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ ИЗМЕРЕНИЙ ОБРАЗЦОВ
Далее приведены иллюстрации результатов применения методики на определённых этапах её реализации. На начальном этапе проводятся измерения основных спектров: опорного РЖ5503, фона, собственного гамма излучения контрольных образцов, источников 54Mn и 60Co, а также спектров пропускания контрольных образцов. Все перечисленные спектры загружаются в программу SPCX для последующей работы с ними (рис. 2).
На рис. 3 и 4 приведен опорный спектр пучка

Рис. 1. Стандартные образцы из фольги свинца типа АКН (слева) и цилиндрического типа с фольгой свинца вокруг алюминиевого стержня (справа)
Спектры начальных условий:
Тип |
Имя спектра |
|
— Опорный: |
Гх |
Опорный РЖ55-06 5.11 2013 1 5.54 |
— фон: |
|Х |
Фоновый 3.10.2013 9.15 |
— Фон объекта: |
1х |
Фон СОП U5-6 10000 3.10.201310.6 |
— Примесь 1: |
X |
ГМн54 03 02 5000 2.10.201311.47 |
— Примесь 2: |
х |
ГКо60-02 3000 22.8.2013 8.6 |
— СОП оболочки: |
Гх |
0 боломка ф1 0 5000 210.2013 9.51 |
СОП матрицы: |
X |
Матрица Ал 55000 3 10.2013 16.8 |
- СОП ЯМ: |
Гх |
СОПи5 2 500013 8 2013 818 |
— Фон СОП ЯМ: |
|х |
ФОНОВЫЙ СОП U5-2 500013.8.201310.0 |
— Флуоресиени... |
IX |
Флюр СОП U5-2 2100000 9.8.2013 15.34 |
£5 J iJ >
Рис. 2. Спектры начальных условий

рентгеновского излучения источника РЖ55-0306. Опорный спектр представляет собой композицию из непрерывного спектра тормозного гамма излучения, спектра флуоресцентного излучения деталей конструкции контейнера источника РЖ55 и комптоновской части гамма излучения примесей марганца и кобальта.
На спектре коэффициента пропускания контрольным образцом свинца виден скачок К-края свинца, вычисленный с учётом излучений фона и флуоресцентного излучения свинца.
На рис. 6 представлены спектры сечения поглощения свинца для гамма излучения источника РЖ55 в диапазоне энергий 50-179 кэВ опре-дедленные по спектру пропускания (измеренные) и теоретические, приведённые в таблицах
NIST [3]. Наблюдается существенное совпадение теоретических и экспериментальных зависимостей сечения от энергии.
Такое совпадение позволяет сделать вывод о возможности использования в данной методике теоретических зависимостей сечений взаимодействия тяжёлых элементов (Pu, Am, Cm) от энергии.
На рис. 7 показана зависимость измеренной методом анализа К-края в спектре T(E) поверхностной плотности фольг набора КОПPb от образцовой.
Проведённые предварительные метрологические исследования методики, которая использует два метода радиационной плотнометрии для измерения характеристик тяжёлых элементов в реакторных мишенях, показали, что существует


Рис. 5. Спектр коэффициента пропускания рентгеновского излучения образцом свинца
хорошая возможность для их успешной реализации. Использование спектрометра с ОЧГ ППД за счет высокого разрешения позволяет проводить измерения с хорошей точностью. А источник просвечивания - радиоизотопный источник на основе изотопа 55Fe - является универсальным средством для измерения массы любого ТПЭ, таким образом, избавляя от использования для каждого химического элемента индивидуального набора радиоактивных источников при измерении концентрации или поверхностной плотности по К-краю.

Рис. 6. Спектры сечения поглощения свинца, определенные по спектру пропускания и теоретические

Рис. 7. Измерения поверхностной плотности КОПPb методом К-края
Работа выполнена при поддержке Министерства науки и образования Российской Федерации.
Список литературы Методика измерения распределения массы трансплутониевых элементов в мишени
- Схемы распада Fe-55. URL: http://www.nucleide.org/DDEP_WG/Nuclides/Fe-55_tables.pdf (дата обращения 23.10.2013).
- Новая реализация старого метода просветки для измерения массы урана в мишенях./Ю.И. Лещенко, А.Ю. Лещенко, В.С. Романовский, Д.А. Леоненко, А.А. Леоненко//III Всероссийская научно-техническая конференция “Стандартные образцы в измерениях и технологиях“, сборник трудов. Екатеринбург, Российская Федерация, 2011 г.
- Reilly D. et al., Passive Non-destructive Assay of Nuclear Materials, NUREG/CR-5550, LA-UR-90-732, March 1991.