Методологические особенности использования импульсных самогасящихся реакторов для проведения нейтронно-активационного анализа благородных металлов и делящихся изотопов

Тип работы:
Диссертация
Предмет:
Ядерные энергетические установки
Страниц:
142


Узнать стоимость новой

Детальная информация о работе

Выдержка из работы

Определение элементного и изотопного состава веществ и материалов является актуальной аналитической задачей. Ее решение находит свое широкое применение в самых различных областях науки и производства. Широта практического приложения и актуальность задач, решаемых при определении элементного и изотопного состава, послужила основой для развития десятков физических и химических методов анализа.

Основными требованиями, предъявляемыми к выполнению аналитических работ в области исследования элементного и изотопного состава веществ, является высокая чувствительность, оперативность и качество анализов при их низкой себестоимости. Сравнение различных методов анализа даже по нескольким параметрам делает проблему их выбора неоднозначной. Одним из наиболее универсальных и чувствительных методов определения элементного и изотопного состава веществ является нейтронно-активационный анализ (НАА) [1].

Особенности и аналитические возможности НАА определяются тем, что метод основывается на ядерных взаимодействиях, свойствах радиоактивных и возбужденных атомных ядер. Поэтому НАА нечувствителен к химическому состоянию атомов определяемого элемента в исследуемом объекте. С другой стороны, можно осуществлять активационное определение практически всех элементов периодической системы. Нередко эта способность метода реализуется на практике в схемах анализа, предусматривающих определение значительного числа элементов из одной небольшой навески, что сразу же дает обширную аналитическую информацию. Ядерные излучения (особенно гамма и нейтронное) обладают высокой проникающей способностью, что позволяет проводить анализ представительных по массе проб инструментальным способом, то есть без химического разложения исследуемого материала. НАА относится к числу наиболее чувствительных аналитических методов. Предел обнаружения для большинства элементов находится в интервале

П 1 1

10″ -10″ % [2]. Отмеченные особенности активационного анализа позволяют отнести его к наиболее надежным методам определения малых содержаний элементов в самых разнообразных объектах. По этим же причинам он часто рассматривается как арбитражный метод в области крайне низких концентраций элементов и изотопов. В тоже время у активационного анализа нет каких-либо существенных концентрационных ограничений, и он с одинаковым успехом может использоваться в широкой области пределов обнаружения от микро-, до макро-концентраций (вплоть до материалов особой чистоты). При этом точность получаемых результатов достаточно велика и погрешность в большинстве случаев находится в интервале 1−10% [1].

Нейтронно-активационный анализ, как и любой другой аналитический метод, не является абсолютно универсальным и имеет свои ограничения. Они определяются не столько ядерно-физическими свойствами исследуемых материалов, сколько характеристиками источника активирующего излучения. Высокие аналитические параметры часто могут быть достигнуты только с помощью довольно дорогого и сложного в эксплуатации оборудования. Наибольшего успеха, как правило, удается добиться при использовании в качестве источника излучения ядерного реактора, как одного из наиболее интенсивных источников нейтронов для облучения проб. Облученные пробы подвергаются гамма-спектрометрическому анализу, бета-, либо нейтронной радиометрии.

Исследовательские ядерные реакторы широко используются в качестве источника нейтронов для проведения НАА. В зависимости от типа реакторной установки, ее нейтронно-физических и технических характеристик возникают различные возможности в облучении проб и проведении анализов. Для реализации этих возможностей требуется разработка специальных методов и технологий, наиболее полно отвечающих экспериментальной базе и содержанию аналитических задач. Импульсные реакторы представляют широко распространенный класс исследовательских ядерных установок.

Цель работы. Расчетно-экспериментальный анализ физико-технических особенностей импульсных самогасящихся реакторов и адаптация методик НАА к условиям проведения анализа содержания благородных металлов и делящихся изотопов на их базе.

Для достижения этой цели необходимо было решить ряд задач: -провести анализ особенностей импульсных реакторов с точки зрения их использования для выполнения НАА-

-определить методические и технологические подходы, позволяющие выполнять НАА с помощью импульсных самогасящихся реакторов-

-провести теоретические и экспериментальные исследования для обоснования возможности использования импульсных реакторов самогасящегося действия для выполнения НАА.

Решение поставленных задач позволило получить ряд теоретических и экспериментальных результатов, определяющих научную новизну работы:

-проведен анализ физических и технических особенностей импульсных реакторов и сформулированы критерии пригодности и эффективности их использования для проведения НАА в условиях облучения проб импульсными

18 2 потоками нейтронов с плотностью до 10 нейтрон/(см -с) при отсутствии принудительного охлаждения-

-разработаны и испытаны устройства для проведения облучения проб геологических материалов импульсными потоками нейтронов-

— определена и обоснована возможность использования импульсных самогасящихся реакторов для анализа содержания делящихся изотопов в геологических породах, а также экологических пробах грунта-

-разработан и экспериментально испытан полуэмпирический способ калибровки гамма-спектрометрического тракта с полупроводниковым детектором по эффективности для измерения параметров спектра излучения проб различной геометрии с помощью точечных образцовых источников излучения (ОСГИ) — б

-разработана методика облучения и анализа геологических проб большой массы (до 100 г), содержащих самородное золото.

Практическая значимость работы определяется тем, что: -разработаны технологии, методы и экспериментальные устройства, позволяющие использовать самогасящиеся импульсные реакторы для проведения НАА геологических и экологических проб, содержащих благородные металлы и делящиеся изотопы, в опытных и промышленных масштабах, а также проводить облучение проб параллельно с другими исследованиями-

-определены возможности анализа делящихся материалов с помощью самогасящегося импульсного реактора по запаздывающим нейтронам и продуктам деления. Практическая реализация указанных возможностей открывает перспективны использования указанного типа реакторов для радиоэкологических исследований-

-проведены серии экспериментов по определению элементного состава проб различных материалов, имеющие прикладное значение-

-результаты работы используются в ФГУП концерн & quot-Росэнергоатом"- (справка прилагается) и в учебном процессе на физико-техническом факультете Томского политехнического университета при подготовке инженеров по специальностям & quot-Ядерные реакторы и энергетические установки& quot-, а также & quot-Безопасность и нераспространение ядерных материалов& quot-. На защиту выносятся:

-физические и технологические особенности процесса облучения проб для проведения НАА с помощью самогасящихся импульсных реакторов-

-результаты использования полуэмпирического способа энергетической калибровки спектрометрического тракта ОСГИ для измерения параметров спектра излучения проб сложных геометрий-

-методика и особенности облучения с помощью ИРСД и НАА материалов, содержащих благородные металлы, делящиеся изотопы.

выводы

1 В работе проанализированы импульсные реакторы с точки зрения пригодности и эффективности их использования для выполнения нейтронно-активационного анализа. В классе импульсных реакторов самогасящегося действия выделен подкласс установок, которые могут быть эффективно использованы для выполнения НЛА. Значение флюенса нейтронов в них (например, ИГРИК и ИГР) соответствует характерным параметрам при выполнении анализов с помощью исследовательских реакторов, работающих на стационарном уровне мощности.

2 При выполнении НАА с помощью ИРСД следует учитывать особенности импульсного процесса облучения и требования к качеству выполнения анализов к которым относятся:

-высокий радиационный разогрев материалов, облучаемых в импульсном режиме без принудительного охлаждения-

-большой (до 100 г) размер проб геологических материалов, содержащих благородные металлы, обеспечивающий их представительность.

3 Радиационный разогрев материалов во время облучения в ИРСД накладывает ряд ограничений на их использование, а именно:

-в качестве индикатора нейтронного потока не может использоваться золото. Поэтому для определения абсолютных характеристик нейтронного потока была предложена и экспериментально отработана технология использования химически чистого цинка-

-наиболее технологичным и дешевым является использование ядерно-чистого графита для изготовления устройств, предназначенных для размещения проб в реакторе-

-контейнеры на основе полиэтилена могут использоваться при флюен

15 2 сах нейтронов не более 5−10 см& quot-.

4 Для калибровки спектрометрического тракта по эффективности, при выполнении гамма-спектрометрического анализа объемных образцов, может быть использован полуэмпирический подход, экспериментальная проверка которого показала хорошую сходимость результатов анализов.

5 Для геологических проб большого размера, содержащих золото, требуется оптимизация ряда параметров, обеспечивающих наилучшее качество выполнения анализов:

-геометрические размеры контейнеров, предназначенных для облучения проб в реакторе: диаметр — 40−90 мм при толщине до 10 мм-

-время выдержки проб после облучения — 5−7 дней-

-расстояние между пробой и детектором при выполнении гамма-спектрометрических анализов облученных проб — 400−600 мм.

6 Принятые технологические решения и специально разработанное устройство для размещения контейнеров с пробами в реакторе для облучения позволяют производить НАА с помощью ИРСД в промышленных масштабах (до 100 проб массой 100 г в сутки). Производительность анализов по пробам массой в несколько грамм превышает несколько тысяч в сутки.

7 Чувствительность при определении благородных металлов методом НАА с помощью ИРСД соответствует параметрам аналогичных анализов, выполняемых с помощью серийных исследовательских реакторов со стационарным нейтронным потоком. Уровень чувствительности инструментального НАА позволяет использовать ИРСД для проведения геолого-разведочных работ благородных металлов с качеством, соответствующим рядовым и особо точным анализам.

8 Существует возможность определения содержания делящихся изотопов урана и тория активационными методами с использованием ИРСД вплоть до уровня естественного содержания элементов в пробах и ниже. Рас

239 четным способом доказана возможность определения Ри по продуктам деления в экологических пробах в присутствии урана и тория. Нижний предел определения Ри инструментальным методом составляет 3,5 Бк/г, что является достаточным для практического использования в экологических исследованиях.

9 Опыт проведения работ по НАА с использованием реактора ИГР подтверждает правильность принятых методологических и технических решений. Спектр выполняемых работ по проведению НАА с помощью ИРСД не ограничивается анализом благородных металлов и делящихся изотопов.

ПоказатьСвернуть

Содержание

1 ОСОБЕННОСТИ ИМПУЛЬСНЫХ РЕАКТОРОВ С ТОЧКИ ЗРЕНИЯ ВЫПОЛНЕНИЯ НАА. 1 Источники нейтронов для НАД.

1.2 Особенности использования импульсных самогасящихся. реакторов для НАА.

1.2.1 Классификация импульсных реакторов.

1.2.2 Требования к реакторному источнику облучения.

1.2.3 Критерии выбора реакторных установок для НАА.

1.2. 4ИРСД, пригодные для выполнения НАА.

1.2.5 Критерии эффективности использования ИРСДдля НАА.

1.3 Предельные параметры облучения.

2 МЕТОДИЧЕСКИЕ ПОДХОДЫ К ИСПОЛЬЗОВАНИЮ ИРСД ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ НАА БЛАГОРОДНЫХ МЕТАЛЛОВ И ДЕЛЯЩИХСЯ ИЗОТОПОВ.

2.1 Определение нейтронно-физических параметров облучения.

2.2 Особенности подготовки и облучения проб и индикаторов нейтронного потока в ИРСД.

2.3 Анализ проб после облучения.

2.3.1 Классификация методов анализа.

2.3. 2Определение активности облученного материала.

2.3.3 Полуэмпирический метод калибровкигамма-спектрометрического тракта по эффективности.

2.3. 4Оценка пределов обнаружения элементов в пробах.

2.3. 5Особенности определения содержания благородных металлов.

2.4 Особенности oi 1ределения содержания делящихся изотопов.

ЗРАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ОБОСНОВАНИЕ ВЫБРАННЫХ МЕТОДИЧЕСКИХ ПОДХОДОВ.

3.1 Обоснование выбора источ! ihka облучения.

3.2 Ограничения в использовании материалов в ИРСД.'.

3.3 Нейтронно-физические параметры источника облучения.

3.4 Оптимизация процессов подготовки и облучения проб.

3.4.1 Процесс подготовки проб.

3.4. 2Облучательные устройства.

3.4.3 Режим облучения.

3.5 Оптимизация процесса измерений.

3.5.1 Оптимизация измерения активности проб, содержащих золото.

3.5.2 Расчетно-эксперименталыюе обоснование полуэмпирического метода калибровки.

3.6 Оценка эффективности использования ИРСД для анализа благородных металлов.

3.7 Оценка возможности выполнения анализа содержания делящихся материалов с помощью ИРСД.

3.7.1 Определение содержания урана по продуктам деления.

3.7. 20пределение плутония в присутствии урана и тория.

4 РЕЗУЛЬТАТЫ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ РАБОТ ПО ИСПОЛЬЗОВАНИЮ ИРСД ДЛЯ НАА.

4.1 Технологическая схема выполнения анализов.

4.2 Определение золота в геологических пробах.

4.3 Прикладной многоэлемептный НАА.

4.3.1 Экологические исследования на территории СИП.

4.3.2 Изучение состава и свойств HFCMS детектора.

4.3.3 Изучение возможности миграции радионуклидов из твердой геологической породы в водную среду

ВЫВОДЫ.

Список литературы

1. CRC Handbook of Radioanalytical Chemistry. Volume I /editors Juraj Tol-gyessy and Erno Bujdoso. Library of Congress Card Number 90−26 590.

2. Маслов И. А., Лукницкий В. А. Справочник по нейтронному активаци-онному анализу. Л.: Наука, 1971. -312с.

3. W. Schulze. Neutronaktiverung als analytisches Hilfsmittel. Ferdinand Enke Verlang, Stutgart, 1962.

4. Шевелев Я. В., Клименко A.B. Эффективная экономика ядерно-энергетического комплекса. M.: РГТУ, 1996. — 736с.

5. Ибрагимов Ш. Ш., Кирсанов В. В., Пятилетов Ю. С. Радиационные повреждения металлов и сплавов. — М.: Энергоатомиздат, 1985 240с.

6. Определение параметров нейтронных резонансов 149Sm в области энергий 15−300 эВ / Г. Л. Георгиев, Ю. С. Замятнин, Л. Б. Пикельнер, Х.В. Файков-Станчик и др. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы. Вып.1 — 1999 — С.З.

7. Ананьев В. Д., Матора И. М., Погодаев Г. Н. Импульсный реактор ЛНФ ОИЯИ и перспективы применения импульсных реакторов в нейтронной спектроскопии. Дубна — 1965 — (Препринт ОИЯИ № 2372).

8. Холл Э. Дж. Радиация и жизнь. М.: Медицина, 1989. — 256с.

9. Нейтронное легирование кремния на реакторах РБМК-1000 / А. Н. Ерыкалов, Д. М. Каминкер, К. А. Коноплёв и др. // Атомная Энергия Т. 65, Вып.1 — 1988 — С. 24−28.

10. Nuclear Technology Review Update 2005. IAEA. GC (49)/INf/3. 11 July 2005.

11. Смирнов Ю. В., Архангельский И. А. и др. Научно-экспериментальная база атомной промышленности зарубежных стран. — М.: Энергоатомиздат, 1987−408с.

12. Групповые константы для расчета реакторов и защиты: Справочник/ Л. П. Абагян, Н. О. Базазянц, М. Н. Николаев, А.М. Цибуля- Под. ред. М. Н. Николаева. М.: Энергоатомиздат, 1981. -231с.

13. Политика в области ядерных технологий и ядерного нераспространения. // Выпуск 7. Аналитический центр по проблемам нераспространения. Саров, 2002, — 188с.

14. Кузнецов P.A. Активационный анализ. — М.: Атомиздат, 1974. 343с.

15. Taylor D. Neutron irradiation and activation analysis. London, 1964. — 204c.

16. Импульсные ядерные реакторы РФЯЦ ВНИИТФ / Б. Г. Леваков, А. В. Лукин, Э. П Магда и др.- Под ред. A.B. Лукина. — Снежинск: Изд-во РФЯЦ — ВНИИТФ, 2002 — 608с.

17. Колесов В. Ф. Апериодические импульсные реакторы. Саров: Изд-во РФЯЦ-ВНИИЭФ, 1999 — 1032с.

18. Бать Г. А., Коченов A.C., Кабанов Л. П. Исследовательские ядерные реакторы: Учебное пособие для вузов. М.: Энергоатомиздат, 1985. — 280с.

19. Исследовательские импульсные реакторы // АИНФ-125 (ОБ). М.: Атомиздат, 1972. -254с.

20. Ломидзе В. А. Импульсные ядерные реакторы. М.: Знание, 1982.

21. Thayer G.R., Miley G.H., Jones B.G., an Experimental Study of Two Coupled Reactors // Nucl. Thechnol. -1975. -Vol. 25, № l. -P. 56−67.

22. Эйвери P. Теория связанных реакторов // Труды 2-й международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Женева: 1958. Избр. докл. иностр. ученых. — Т.З. — Физика ядерных реакторов.- М.: Атомиздат, 1959. — С. 321−340.

23. Г. Е. Блохин, Д. И. Блохинцев, Ю. А. Блюмкина и др. Импульсный реактор на быстрых нейтронах // Атомная энергия — 1961 — Т. 10, Вып.5 — С. 437.

24. Проблемы лазеров с ядерной накачкой и импульсные реакторы // III международная конференция, 16−20 сентября 2002 года, Снежинск. — Сне-жинск: РФЯЦ ВНИИТФ, 2003. — 664с.

25. Varnostno porocilo za reaktor TRIGA Mark II v Podgorici, Revizija 3, IJS-DP-5823, junij 1992

26. Mele, M. Ravnik, A. Trkov, «TRIGA Mark II Benchmark Experiment, Part II: Pulse Operation,» Nuclear Technology 105, 52−58, 1994.

27. Немец О. Ф., Гофман Ю. В. Справочник по ядерной физике. Киев: & laquo-Наукова думка& raquo-, 1975 — 414с.

28. Г. Гольдсмит, Г. Ибсер, Б. Фельд Нейтронные эффективные сечения элементов: Атлас. // Приложение к книге Научные и технические основы ядерной энергетики. М. Иностранная литература. 1948.

29. Гордадзе Г. П. Оптимизация активационного анализа. — М.: Энерго-атомиздат, 1985. -301с.

30. Иванов И. Н., Рывкин Б. Н., Филиппов В. В. Выбор методики активационного анализа с помощью ЭВМ // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Радиационная техника. Вып. 13. М: Атомиздат. 1976 — С. 171.

31. Guide to activation analysis. Ed. W. S. Lyon (Jr.). D. Nan Nostrand Inc., London, 1964.

32. H. J. M. Bowen, D. Gibbons. Radio activation analysis. Oxrord, at Clarendon Press, 1963.

33. Иванов И. Н., Николаенко O.K. Активационный анализ по короткожи-вущим нуклидам. М.: Энергоатомиздат, 1987 — 120с.

34. Anders O.U. The use of shot-lived isotopes in activation analysis// Anal. Chem. 1961. V. 33. P. 1706.

35. Исследование эксплутационных возможностей реактора ИГРИК в квазиимпульсном режиме / В. В. Андреев, М. Ю. Биянов, Н. В. Горин, А. В. Кедров // Известия ВУЗ. Ядерная энергетика, № 1. 1995 — С. 32- 33.

36. Pakhnitz V.A., Pavshook V.A., Cherepnin Yu.S., Talyzin V.M. Impulse Graphite Reaktor IGR: Proc. of International Embedded Topical Meeting Physics, Safety, and Applications of Pulse Reactors. Washington, 1994. P. 123−125.

37. Дементьев Б. А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов -М. :Энергоатомиздат, 1986. 272с.

38. Дубовский Б. Г., Камаев А. В., Кузнецов Ф. М. и др. Критические параметры систем с делящимися веществами и ядерная безопасность: Справочник. М.: Атомиздат, 1966. — 226с.

39. Васильев Р. Д. Основы метрологии нейтронного излучения. М.: Атомиздат. 1972. -312с.

40. Greer G.R., Walker J. // Radiation Measurements in Nuclear Power. 1966. P. 270.

41. Внутриреакторная аппаратура для измерений плотности потока нейтронов в энергетических реакторах // Стандарт МЭК. Публикация 568. -1978.

42. Берурц К., Виртц К. Нейтронная физика. — М.: Атомиздат, 1968. -295с.

43. Ломакин С. С., Петров В. И., Самойлов П. С. Радиометрия нейтронов активационным методом. — М.: Атомиздат, 1975. & mdash-207с.

44. Климаиов В. Б., Колчинский Г. А., Фрунзе В. В. Активационные измерения потоков и спектров нейтронов в ядерных реакторах. М.: Издательство стандартов, 1974. — 215с.

45. Крамер-Агеев Е.А., Трошин B.C., Фатеева Г. Н. Восстановление спектра быстрых нейтронов по результатам измерений активационными детекторами. // в кн.: Метрология нейтронных измерений на ядерно-физических установках. М.: ЦЬЖИАтоминформ, 1976. — С. 158.

46. Zijp W.L., Nolthenius H.J. Intercomparision of unfolding procedures (programs and libraries). R.M.G. Note 76/09. Stichting reactors centrum, Nederland.

47. Лапенас A.A. Измерение спектров нейтронов активационным методом. -Рига.: ЗИНАТЕ. 1975. 198с.

48. Внутриреакторная дозиметрия / Б. А Брискман, В. В. Генералов, Е.А. Крамер-Агеев, B.C. Трошин М.: Энергоатомиздат. 1985. — 200с.

49. Галлиев Н. Б., Григорьев Е. И., Севастьянов В. Д. и др. Методы и аппаратура для точных измерений параметров ионизирующих излучений. М.: ЦНИИАтоминформ. 1978. -С. 59.

50. Классификация методов аиализа минерального сырья: Методическое указание Министерство геологии СССР Всесоюзный научно-исследовательский институт минерального сырья (ВИМС) // Научный совет по аналитическим методам. — № 11 — М: 1976 12с.

51. Ривес Р. Д., Брукс P.P. Анализ геологических материалов на следы элементов. М.: Недра, 1983. — 398с.

52. Measurement of radionuclides in food and environment. A gidebok // STI/DOC/10/295. -Vienna: IAEA. 1989. 169c.

53. Порядок приема и оформления в лабораториях Мингео СССР проб, направляемых на количественный анализ. Методические указания // Министерство геологии СССР. ВНИИ минерального сырья. Научный совет по аналитическим методам. № 12. — М: 1976. — 25с.

54. Сборник руководящих материалов по геолого-экономической оценке месторождений полезных ископаемых // Том 1. Государственная комиссия по запасам полезных ископаемых при Совете Министров СССР (ГКЗ СССР). — М.: 1985. -523с.

55. R. Dierckx, М. L. Nimis, V. Sangiust, М. Terrani Unfolding methods in neutron spectra measurements by foil activation technique. «Nucl. Instum. and Meyhods», 1972, v. 105, N1, pi.

56. Горин H.B., Кандиев Я. З., Литвин В. И. и др. Расчетно-экспериментальное исследование особенностей спектра нейтронов ИГР // Атомная энергия. 2000 — Т. 89 — Вып.З. — С. 233−237.

57. Горин H.В., Кандиев Я З., Катаева Е. А. и др. Особенности поля тепловых нейтронов в экспериментальном канале ИГР // Атомная энергия. -2001. Т. 90. — Вып.4. — С. 251−256.

58. Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядерных реакторов М: Иностранная литературыа, 1961. — 732с.

59. Тепловыделение в ядерном реакторе // Под редакцией Н.Н. Пономарева-Степного. -М: Эпергоатомиздат, 1985 — 160с.

60. Томпсон М. Дефекты и радиационные повреждения в металлах. М.: Мир, 1971. -386с.

61. Тимофеев И. Г. Комплекс программ ДАМ расчета многогруппового нейтронного спектра, тепловыделения и процессов радиационного повреждения в конструкционных материалах для различных типов реакторов. — М.: 1978, — 16с. (Препринт ИАЭ-2935)

62. Методы лабораторного контроля качества аналитических работ. Методические указания // Всесоюзный научно-исследовательский институт минерального сырья, Научный совет по аналитическим методам. М: 1975.

63. Методы радиоизотопного анализа продуктов нейтронной активации и деления / Под ред. кан. хим. наук Ф. Я. Ровинского. М.: Атомиздат, 1973.

64. Стандартные образцы, выпускаемые в СССР. М. :Стандартгиз, 1973.

65. Амиел С., Пейсаз М. Аналитическое применение задержанных нейтронов // Атомная энергия. Т. 14 — 1963.

66. Amiel S., Gilat J. Uranium content of chondrites by thermal neutron activation and delayed neutroncounting. -Geochim. at cosmochim. acta, 1967, v. 31, P. 1499.

67. Price P. В., Walker R.M. Fission tracks in micas and dating minerals. -J. Geophys. Research., 1963, v. 68, P. 4847.

68. Шукулюков Ю. А. Деление ядер урана в природе. М.: Атомиздат, 1970. -203с.

69. Fleischer R. L. Distribution of uranium in stone meteorite by fission trecks. -Geochim. et cosmochim. acta, 1968, v. 39, p. 999.

70. Берзина А. Г. и др. Дозиметрия нейтронных потоков по следам от осколков деления урана // Трю ВНИИЯГГ, Вып.7 1969 — 215с.

71. Fisher D.F. Homogenized fission track determination of uranium in whole geologic samples. Analyt. Chem., 1970, v, 42, p. 414.

72. Берзина И. Г. Использование следов от осколков деления тяжелых элементов в веществах для решения практических задач // Тр. ВНИИЯГГ, Вып. 5, — 298с.

73. Методика проведения нейтронно-активационного анализа геологических материалов: Методические указания. // Институт атомной энергии Национального ядерного центра Республики Казахстан. АК. 65 000. 00. 566 МИ. — Курчатов 1997.

74. Н. Г. Гусев, Е. Е. Ковалев, Д. П. Осанов, В. И. Попов Защита от излучения протяженных источников. -М.: Госатомиздат. 1961.

75. Гунне Х. Э., Пелекис JI. JI. Роль статистического характера излучения в выборе критерия чувствительности нейтронно-активационного анализа, //в кн.: Нейтронно-активационный анализ. Рига: Зинатне, 1966.

76. Currie L.A. Limits for qualitative detection and quantitative determination. Anal. Chem., 1968, v. 40, p. 586.

77. Sterlinski S. The lower limit of detection for short-lived radioisotopes. -Nucleonika, 1966, v. 11, # 6, p. 441.

78. Твэлов Ю. Нейтронный активационный анализ на исследовательских реакторах // Атомная энергия за рубежом. М. — 2002. — № 6. — С. 11−14.

79. Бимиш Ф. Аналитическая химия благородных металлов: в 2ч. М: Мир, 1969.

80. Центральная лаборатория. Справочные данные о лабораторной службе // Министерство геологии СССР. Производственное геологическое объединение & quot-ВостокКазгеология"- Усть-Каменогорск — 1988. — 38с.

81. Физические методы анализа следов элементов // пер. с англ. под ред. акад. И. П. Алимапина. М: Мир, 1967. — 307с.

82. Волков Н. Г., Христофоров В. А., Ушакова Н. П. Методы ядерной спектрометрии. М. :Энергоатомиздат, 1990. — 256с.

83. А. И. Алиев, В. И. Дрынкин Ядернофизические константы для нейтронного активационного анализа: Справочник. М: Атомиздат, 1969 — 328с.

84. Гусев Н. Г., Дмитриев П. П. Квантовое излучение радиоактивных нуклидов. Справочник. М., Атомиздат, 1977 — 400с.

85. Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения // Публикация МКРЗ. Ч. 1, 2. М.: Энергоатомиздат, 1987. — 720с.

86. Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Атомиздат. 1979. -288с.

87. Климов А. Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат, 2002. — 464с.

88. Mayer М/ Phys. Rev., 74, 235 (1948) — 75, 1696 (1949) — 78, 16 (1950).

89. Dutta S. Indian. J. Phys., 27, 547 (1953).

90. Ho Zah-Weiet al. C. R. Acad. Sei., 223, 1119 (1946).

91. Гусев H. Г., Рубцов П. М., Коваленко В. В., Колобашкин В. М. Радиационные характеристики продуктов деления: Справочник. — М.: Атомиздат, 1974. -224с.

92. Гусев Н. Г., Дмитриев П. П. Радиоактивные цепочки: Справочник. — М.: Атомиздат, 1978. 88с.

93. Козлов В. Ф. Справочник по радиационной безопасности. М.: Энергоатомиздат, 1987. -352с.

94. Бойко В. И., Силаев М. Е., Черепнин Ю. С., Шаманин И. В. Экспериментальное исследование полей мощности экспозиционной дозы вблизи отработанного топлива реактора на быстрых нейтронах. // Известия ВУЗ. Ядерная энергетика. № 1. 2006 — С. 85−92.

95. Горшков Г. В., Зябкин В. А., Лятковская Н. М., Цветков О. С. Естественный нейтронный фон атмосферы и земной коры М.: Атомиздат, 1980.

96. Виноградов А. П. // в сб. Химия земной коры — М.: Из-во АН СССР, 1963. -С. 206.

97. Taylor S. R. Geochim. Cosmochim. Acta, 28, 1280 (1964).

98. Кухлинг X. Справочник по физике М.: Мир, 1982 — 520с.

99. А. П. Бабичев, Н. А. Бабушкин, A.M. Братковский и др. Физические величины: Справочник М.: Энергоатомиздат, 1991 — 1232с.

100. Бойко В. И., Силаев М. Е., Черепнин Ю. С., Шаманин И. В. Расчетно-экспериментальный анализ возможности использования импульсного реактора ИГР для проведения НАА проб геологических материалов // Известия ВУЗ. Ядерная энергетика, № 1 2006 — С. 62−69.

101. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. (НРБ-99). СП 2.6.1. 758 99 // Гигиенические нормативы. — М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 1999. — 116с.

102. Горин Н. В., Кандиев Я. З., Кашаева Е. А. и др. Особенности поля тепловых нейтронов в экспериментальном канале ИГР // Атомная энергия. Вып. 4. Т. 90. -2001 -С. 251−256.

103. Шаевич А. Б. Стандартные образцы для аналитических целей. М.: Химия, 1987- 184с.

104. Nuclear safety review. Part F of the IAEA Yearbook 1995.

105. Силаев M.E., Азаров B.A. и др. // Институт атомной энергии НЯЦ PK. 22. 02. 2000 Акт № 240/119вн.

Заполнить форму текущей работой