Библиографическое описание:

Мухамедкалиева Б. С., Алейников Ю. В., Курбанбеков Ш. Р. Расчетные исследования с целью выбора оптимальных режимов проб в реакторе для нейтронно-активационного анализа // Молодой ученый. — 2016. — №8. — С. 92-96.



В рамках данной работы проведен теоретический обзор по основам нейтронно-активационного анализа для многоэлементного анализа различных материалов. Показаны возможности методов для решения практических задач, которые в ряде случаев не могут быть решены другими аналитическими методами. Проведена обработка и анализ расчетных данных, на основе которых сделаны выводы об оптимальных режимах проб в реакторе для нейтронно-активационного анализа.

Рассмотрены вопросы безопасности и охраны труда. Проведена оценка произведенных затрат при проведении расчётно-аналитических работ.

Ключевые слова: инструментально нейтронно-активационный анализ, режимы облучения, элементный состав, энерговыделение.

Актуальность и широкое применение ядерных методов в химическом анализе связано с их высокой чувствительностью, неразрушающем способе анализа, локальностью, в некоторых случаях высокой экспрессностью, способностью к анализу поверхности и тонких приповерхностных слоёв материалов.

Активационный анализ (радиоактивационный анализ) — метод качественного и количественного элементного анализа вещества, основанный на активации ядер атомов и исследовании образовавшихся радиоактивных изотопов (радионуклидов).

Целью данной работы является проведение расчетных исследований с целью выбора оптимальных режимов облучения проб в реакторе для нейтронно-активационного анализа с учетом условий облучения, физических и технических особенностей реактора.

В ходе данной работы необходимо решить ряд поставленных задач:

– изучить основные особенности и направления области применения нейтронно-активационного анализа;

– ознакомиться с технической документацией и конструкцией реактора ИВГ.1М;

– овладеть основами работы с программным средством MCNP5 для нейтронно-физических расчетов;

– изучить модель реактора ИВГ.1М,провести расчеты моделей с исследуемыми образцами (пробами) и провести и оценить результаты расчетов.

Объектом исследования являются образцы проб минерального сырья, помещенные в экспериментальный канала реактора ИВГ.1М для проведения инструментального нейтронно-активационного анализа (ИНАА).

Результаты исследований будут использованы в дальнейшем при адаптации метода инструментального нейтронно-активационного анализа на реакторе ИВГ.1М для определения элементного состава минерального сырья.

Расчеты по определению нейтронно-физических характеристик реактора были проведены с помощью многоцелевой программы MCNP5. На рисунках 1 и 2 приведены некоторые модели реактора ИВГ.1М построенные с помощью программы MCNP5.

Программное средство MCNP использует многоцелевой метод Монте-Карло для решения задач переноса нейтронного, фотонного, комбинированного нейтронно-фотонного и электронно-фотонного излучения в произвольной трехмерной геометрии. Его можно использовать для моделирования различных режимов переноса: только нейтронов, только фотонов, только электронов; совмещенный перенос нейтронов и фотонов, где фотоны образуются из взаимодействия нейтронов; электронов и фотонов. Область представления энергий нейтронов — от 10–11 МэВ до 20 МэВ, и область представления энергий фотонов и электронов — от 1 кэВ до 1000 МэВ. Возможно решение задач переноса с использованием сопряженного метода, а также получение оценок с временной зависимостью.

Область применения программного средства распространяется на расчеты нейтронно-физических характеристик для энергетических, транспортных, промышленных и исследовательских реакторов различных типов, широких классов критических сборок, хранилищ ядерных материалов и контейнеров для их транспортировки.

В MCNP значительно расширены возможности моделирования источников излучения без внесения изменений в текст самой программы. Независимые распределения вероятности могут быть определены для переменных источника: энергии, времени, положения и направления и для других параметров, таких как номер пространственной ячейки или поверхности. Также может быть введено геометрическое расширение источника или смещение для любой переменной источника. Может быть также дана информация о геометрическом расширении источника. Кроме того, допускается задание распределения вероятности одной переменной в зависимости от значения других переменных, например, энергии от углового направления. В дополнении, переменные источника могут зависеть от переменных других источников (например, энергия как функция угла) таким образом, расширяя внутренние запрограммированные возможности кода для источника. Пользователь может смещать все распределения при вводе.

Рис. 1. Модель реактора — групповой вариант загрузки: 1 — регулирующий барабан, 2 — поглощающий слой барабана (79˚), 3 — боковой отражатель, 4 — СКР, 5 — канал ВОТК, 6 — сборка 73000

Рис. 2. Модель реактора — петлевой вариант загрузки: 1- регулирующий барабан, 2- поглощающий слой барабана (89˚), 3- боковой отражатель, 4-СКР, 5- канал ВОТК, 6 — сборка 72000 и канал КЭТ, 7 — канал ФМ

Целью нейтронно-физических расчетов является определение ядерно-физических параметров элементов в составе образцов для нейтронно-активационного анализа (НАА) при облучении в реакторе ИВГ.1М. Необходимо провести нейтронно-физические расчеты облучательного устройства (ОУ) с образцами, размещенного в экспериментальном канале реактора ИВГ.1М.

Расчеты проведены для трех образцов указанных в таблице 1 при мощности реактора 1 МВт. Образцы представляют из себя матрицу из соответствующего материала с равномерно распределенными в матрице аналитическими элементами, приведенными в таблице 2. Образцы помещаются в полиэтиленовый контейнер. Размеры цилиндрического образца: диаметр — 10 мм, высота — 10 мм.

Таблица 1

Состав иплотность образцов для НАА

Образец (матрица)

Химический состав матрицы образца,% масс.

Плотность, г/см3

Вода

H O

1

Горная порода (усредненная)

O — 47,2, Si — 27,6, Al — 8,8, Fe — 5,1, Ca — 3,6, Na — 2,6, K — 2,6, Mg — 2,1

2,5

Почва

O — 49, Si — 33, Al –7,1, Fe — 3,8, Ca — 1,4, Na — 0,6, K –1,4, Mg–0,6, С– 2

1,5

Таблица 2

Элементы инуклиды, определяемые методом НАА

Элемент

Нуклид

Содержание вестественной смеси,%

Ag

109Ag

100

Au

197Au

100

Th

232Th

100

Результаты расчетов показали,что наибольшее энерговыделение в материале полиэтиленового контейнера и в воде, из таблицы 12 видно, из изотопов аналитических химических элементов наибольшую скорость реакции (n, γ) имеет 232Th. Из результатов расчетов, приведенных в таблицах 9–10, наименьшие значения наименьшие значения скорости реакции (n, γ), (n,p), (n,α) у изотопов 16O и 12Св матрице образцов. Выводы:

 в результате проведенных нейтронно-физических расчетов определены: скорости реакции (n, γ), (n, p), (n, α) для изотопов химических элементов в составе матрицы образцов; скорости реакции (n, γ) для изотопов аналитических химических элементов; энерговыделение в материале контейнера и образцах;

 рассмотренные в работе параметры облучения для целей НАА могут быть достигнуты на реакторе ИВГ.1М.

Результаты расчетов будут использованы при выборе оптимальных режимов облучения проб в реакторе.

В данной работе были рассмотрены методики выполнения количественного элементного анализа с применением НАА. В проекте подробно описаны применяемые методы НАА, способы и процедуры подготовки образцов проб к облучению в реакторной установке, приведены результаты расчетных исследований и ряды поставленных задач:

 изучены основные особенности и направления области применения НАА;

 изучены техническая документация и конструкция реактора ИВГ.1М;

 освоены основы работы с программным средством MCNP5 для нейтронно-физических расчетов;

 изучена модель реактора ИВГ.1М, проведены нейтронно-физические расчеты моделей с исследуемыми образцами и приведены результаты расчетов;

Результаты исследований будут использованы в дальнейшем при адаптации метода инструментального нейтронно-активационного анализа на реакторе ИВГ.1М для определения элементного состава минерального сырья.

Литература:

  1. Алейников Ю. В., Кожаханов С. Б., Попов Ю. А. и др. Расчетно-экспериментальные исследования по определению чувствительности метода ИНАА проб минерального сырья с использованием реакторов ИВГ.1М и ИГР. — Вестник НЯЦ РК, вып. 3, 2013, с. 69–74.
  2. Алейников Ю. В., Попов Ю. А., Прозорова И. В., Кожаханов С. Б. Адаптация метода инструментального НАА на реакторе ИГР. — Журнал «Известия Томского политехнического университета». Томск, РФ, Т.325, № 3, 2014.
  3. Кузнецов, Р. А. Активационный анализ. — Изд. 2-е. — М., Атомиздат, 1974. — С. 344.
  4. The k0-Consistent IRI Gamma-ray Catalogue for INAA / Menno Blaauw. — Delft: Interfaculty Reactor Institute.
  5. Фронтасьева, М. В. Нейтронный активационный анализ в науках о жизни: обзор / М. В. Фронтасьева // Физика элементарных частиц и атомного ядра.– 2011.– Том. 42, № 2.– Р. 636–716.
  6. Активационный анализ: курс лекции / В. И. Гутько.– Минск: МГЭУ им А. Д. Сахарова, 2008.– 74 с.
  7. Лаврухина, А. К. Нейтронно-активационное определение ультрамалых количеств элементов в метеоритном веществе. Успехи аналитической химии. — Наука, 1974.
  8. Inspector Volume Two. Advanced Topics: руководство пользователя спектрометрической системой Genie-PC: S404-USR.– 12/95.– V.2/3.

Обсуждение

Социальные комментарии Cackle