Нейтронное облучение, получение радиоизотопов

Радиоактивные изотопы золота, свободные от носителя, можно получить посредством различных ядерных реакций с заряженными частицами из изотопов иридия, платины, ртути и таллия. Однако радиоизотопы, полученные на ускорителях, трудно доступны и дороги. Из числа радиоактивных изотопов золота, которые получают нейтронным облучением в реакторе, изотоп Au можно выделить свободным от носителя из облученной нейтронами пла-тины. Этот изотоп образуется по цепочке реакций [c.53]

Разобранную выше методику и аппаратуру мы использовали для активационного анализа элементов, при нейтронном облучении которых получаются короткоживущие радиоизотопы. Вначале анализ элемента сам но себе интересовал нас больше, чем связь анализируемого элемента со спецификой образца. Однако в процессе дальнейшей работы были выполнены анализы самых различных образцов (с периодом полураспада в пределах 0,5—1,0 ч) — от метеоритов до печеночной ткани крысы и от морской биологической золы до первичных нефтепродуктов. Ниже приводятся некоторые из полученных результатов. [c.157]

Редкоземельные элементы европий и самарий разделяются с большим трудом. Оба элемента становятся радиоактивными при облучении медленными нейтронами полученные радиоизотопы — самарий-153 и европий-152 [c.222]

Спустя всего год после открытия первых искусственных радиО элементов, когда число вновь полученных радиоэлементов (точнее радиоактивных изотопов уже известных элементов) перевалило за 60, определились области практического применения этих новых видов меченых атомов, вызванных к жизни искусством человека. Они оказались пригодными для замены природных радиоактивных элементов в лечении злокачественных опухолей, а также в качестве индикаторов при биологических, медицинских и химических исследованиях. Но изотопы с таким коротким сроком жизни, как фосфор Жолио, для указанных целей неудобны. Поэтому вместо Р сейчас применяется другой, позднее полученный радиоизотоп фосфора с атомным весом 32 и периодом полураспада 14,295 суток. Этот изотоп производится искусственно из серы путем облучения нейтронами сероуглерода. [c.473]

Использование отдельной группы синтетических красителей в областях далеких друг от друга рассмотрено на примере фталоцианинов (см. гл. Бутса в т. V и в монографии Мозера и Томаса, стр. 379) [113]. Ниже приведены некоторые области применения фталоцианинов для удаления следов металлов добавлением не содержащего металл фталоцианина (противонагарная присадка к топливу) новая кристаллическая форма (Х-форма) не содержащего металл фталоцианина — в качестве фотопроводящего материала в электрофотографии [114] фталоцианин никеля — как катализатор окисления получение радиоизотопов с высокоспецифичной активностью и коротким полупериодом распада путем нейтронного облучения фталоцианина кобальта и других металлов в процессе Сциларда — Чалмерса. [c.1710]

Захват медленных нейтронов является одним из наиболее важных методов получения радиоизотопов. Многие из стабильных изотопов имеют большие поперечные сечения захвата для этой реакции. Период полураспада и интенсивность наведенной активности специфичны для облучаемого изотопа. В некоторых случаях активность столь высока (обычно в сочетании с коротким периодом полураспада), что активность, вызванная облучением нейтронами, может служить очень чувствительным методом определения элемента. Этот метод исследования известен как нейтронная активация. Все химические операции выполняются с обычным элементом. Затем полученный образец облучают нейтронами и измеряют его активность. Недавно опубликован обзор по общему применению этого метода [3]. [c.348]

Фтор др при облучении нейтронами выбрасывает ядро гелия. Полученный при этом радиоизотоп проявляет -радиоактивность. Написать уравнения ядерных реакций. [c.69]

Преимущества нейтронной активации заключаются в ее равномерности (для образцов обычных размеров интенсивность нейтронного потока практически одинакова во всех точках, эффекты само-экранирования обычно невелики), возможности получения образцов с необходимой, иногда сравнительно высокой удельной активностью (достигается путем подбора режима облучения), возможности работы с образцами промышленной плавки. Поскольку образование радиоизотопа одновременно решает проблему его введения в образец, расширяются возможности использования в качестве метки изотопов с относительно небольшим временем жизни. [c.207]

Количественная сторона активационного анализа характеризуется процессами накопления и процессами распада радиоактивных ядер. Зная основные параметры (сечение активации исходного изотопа нейтронами а, интенсивность потока нейтронов п, период полураспада образующегося радиоизотопа и коэффициент счета детектирующего прибора а), можно рассчитать количество радиоизотопа для любого момента времени как в ходе активации, так и после нее, а по количеству радиоизотопа определить весовое количество анализируемого элемента. С необходимыми для этого расчетными уравнениями и методами регистрации излучений можно познакомиться по соответствующим учебникам и руководствам по радиометрии и радиохимии [46, 72, 94, 271]. Однако на практике для упрощения работы, а также во избежание погрешностей, допущенных в определении а, а и, особенно, п, пользуются относительным методом сравнения со стандартом определяемого элемента, облученного вместе с анализируемым образцом. Лишь в частном случае использования лабораторных источников нейтронов, обладающих большой стабильностью по потоку нейтронов, удобнее пользоваться абсолютным методом вычисления или методом градуировочных графиков, полученных для стандартных смесей. [c.211]

При облучении бромистого бария нейтронами активируется как бром, так и барий, однако активность брома значительно выше активности бария, поэтому изотопы бария Ба и Ва (другие радиоизотопы бария практически не играют роли) выступают в данном случае как примесь в препарате Вг . Одновременно с Вг образуется Вг ", но он не рассматривается как примесь. Анализировался препарат с изотопом Вг , полученный облучением ВаВгз (ВТУ 493—51 ч ) в течение 16 ч. [c.287]

Способ получения изотопа также играет известную роль при выборе изотопа. Радиоактивные изотопы, полученные в результате активации медленными нейтронами или заряженными частицами низкой энергии, более свободны от радиоактивных примесей, чем изотопы, полученные облучением мишени высокоэнергетическими частицами,так как в последнем случае вероятность конкурирующих ядерных реакций значительно выше. Кроме того, при постановке некоторых исследований не безразлично, будет ли исходный радиоизотоп с носителем или без него. [c.164]

При облучении тепловыми нейтронами твердых или растворенных хлоратов, броматов, иодатов, перхлоратов и других подобных соединений данный метод позволяет выделить полученные при реакции п, у) радиоизотопы с выходом порядка 70 — 100%. [c.157]

Выбранный метод получения Р основан на облучении котельными нейтронами мишени, предварительно обогащенной по 3 . Примерный состав природной смеси серы, а также характеристика известных радиоизотопов серы приведены в таблице. [c.29]

Методика выделения суммы редкоземельных элементов из облученного тепловыми нейтронами уранилнитрата была заимствована из работы [6]. Идентификация пиков на хроматограммах, полученных при разделении осколочных редкоземельных элементов, производилась с помощью люминесцентного -спектрометра [10], а также путем измерения периодов полураспада и энергии -излучения на торцовом счетчике. Употребляемые радиоизотопы проверялись на радиоактивную чистоту теми же методами. [c.180]

Для идентификации радиоизотопов проводится сравнение полученных энергий пиков с энергиями у-переходов, хранящимися в запоминающем устройстве ЭВМ. Набор хранящихся сведений о всех радиоизотопах, образующихся при облучениях нейтронами, весьма широк. Прежде всего он включает наиболее точные значения энергий до 5 основных у-переходов и периода полураспада радиоизотопа. В памяти ЭВМ записаны также некоторые необходимые дополнительные сведения энергии менее интенсивных у-переходов, удельные активности элементов при стандартном потоке пейтронов и условия измерения эталонов, абсолютные интенсивности переходов, способы образования радиоизотопов. [c.184]

Радиоизотопы, используемые как индикаторы. При облучении ускоренными в циклотроне частицами или нейтронами, полученными в ядерном реакторе, из каждого устойчивого изотопа было получено несколько радиоактивных изотопов. В то время как Б общем случае при реакциях в циклотроне можно получить лишь очень небольшие количества изотопов, метод облучения нейтронами в ядерном реакторе позволяет получить изотопы в миллиграммовых и даже граммовых количествах. Большие количества изотопов (до килограмма) выделяют при разделении продуктов реакций ядерных расщеплений, происходящих в ядерном реакторе (см. стр. 774). [c.772]

Радиоизотопы, полученные при облучении нейтронами [c.735]

Эффект был открыт Сциллардом и Чалмерсом в 1934 при облучении нейтронами броморганич. соединений и использован для обогащения радиоактивных изотопов брома. С.—Ч. э. лежит в основе получения высококонцентрировапных препаратов радиоизотопов, образующихся при реакции (н, у). Эта реакция служит одним из основных источников получения радиоизотопов, однако даже в случае применения нейтронных источников высокой интенсивности приводит к препаратам сравнительно небольшой уд. активности (вследствие разбавления получающегося радиоизотопа исходным соединением). Для получения радиоактивных изотопов с очень большой уд. активностью или без носителей необходимо отделять радиоизотопы от основного вещества мишени, что и достигается использованием С.—Ч. э. Главными требованиями, обычно предъявляемыми при этом к облучаемому соединению, являются отсутствие в нем ионо-геиных связей активируемого элемента (в противном случае обогащения не будет из-за изотопного обмена) п устойчивость соединения к воздействию у- и нейтронных радиаций (иначе оно будет разрушаться и давать нерадиоактивиые продукты, часто аналогичные форме радиоактивных атомов). Этим требованиям в значительной степени удовлетворяют элементоорганич. и комплексные соединения, карбонилы металлов и нек-рые др. [c.571]

Различные виды излучения представляют собой формы энергии, испускаемой возбужденными или нестабильными яДраМи атомов. Некоторые из этих атомов встречаются в природе, другие получают в атомных реакторах. Все они находятся в нестабильном состоянии. Для того чтобы достигнуть равновесия, они должны изменить свою структуру (распасться) с выделением энергии (рис. 11.1). К естественным радиоактивным элементам относятся уран и радий примерами искусственных радиоизотопов служат плутоний и продукты распада, образующиеся в реакторах при бомбардировке нейтронами ядер некоторых тяжелых элементов. При контроле дозы облучения, полученной сотрудни- [c.349]

В случае работы с углем и большинством металлических руд, а также с естественными минералами следы редкоземельных загрязнений усложняют измерения методом радиоактивных индикаторов. Ни один из главных компонентов угля не может быть активирован нейтронами для получения гамма-излучаю-щих радиоизотопов. Основное гамма-излучение обусловлено наличием следов редкоземельных элементов (вроде скандия) и металлических примесей типа железа. К сожалению, эти элементы распределены в угле не гомогенно. Например, железо часто встречается в виде пирита железа, который находится внутри угля в виде отдельных частиц. Во время измельчения может наблюдаться селективность, ибо загрязнения, видимо, находятся в более твердых частях угля и труднее поддаются измельчению. Это означает, что измеренное количество радиоактивности в каждой фракции не обязательно пропорционально весу облученного угля во фракции, так как измельченный уголь может содержать меньше гамма-излучателей чем неизмельчен-ный. Надо также доказать, что облучение не влияет на измель-чаемость угля. [c.224]

Когда исследуемый препарат содержит значительное число радиоизотопов, каждый из которых является источником одной ли нескольких у-линий, то это приводит к соответствующему усложнению получающегося на выходе спектрометра амплитудного распределег1ия. При этом со всей полнотой начинают проявляться отрицательные последствия ограниченной разрешающей способности и сложной функции отклика гамма-спектрометров. В результате в амплитудном распределении появляются пики, площади которых частично или полностью перекрываются, и ложные пики, обусловленные различными побочными эффектами, кроме того, происходит нивелирование слабых ппков, которые маскируются статистическими колебаниями непрерывного амплитудного распределения от более жестких линий. В этих условиях процесс извлечения необходимой информации из амплитудного распределения становится более трудным, а получающиеся результаты менее точными и часто неоднозначными. В наибольшей степени эти ограничения проявляются 3 случае сцинтилляционных спектрометров. Чтобы убедиться в справедливости этого положения, достаточно даже беглого взгляда на рис. 50, на котором представлены спектры одной и тон же облученной нейтронами пробы, полученные с помощью сцинтилляционного и полупроводникового спектрометров [195]. [c.179]

Ддя приготовления радиоизотопов используют ядерше реакции с нейтронами или заряженными частицами (дейтроны, протоны и фотоядерные реакции. Наиболее распространенным является способ получения радиоизотопов облучением мишеней нейтронами в [c.3]

Значит, радиоактивный изотоп, полученный Ферми, не был изотопом радия, а представлял собой радиоактивный барий. Хан и Штрассман побоялись сделать столь смелый вывод ведь это означало бы, что при облучении нейтронами ядра урана раскалываются практически пополам с образованием радиоизотопа Ва, т. е, ядра урана подвергаются делению. Однако этот вывод назрел, и через несколько месяцев другие исследователи, в частности Лиза Мейтнер в Германии, сообщили о спонтанном делении ядер урана. [c.26]

Пробу ( 500 мг) и соответствующие эталоны облучают в ядерном реакторе нейтронным потоком 1,2-10 нейтр (см -сек) в течение 20 час. при определении Мп, Ni и Си или в течение 200 час. при определении Сг, Со и Zn. Облученную пробу промывают царской водкой на холоду и растворяют в царской водке при нагревании. Прибавляют НВг для восстановления As(V) до As(III), раствор пропускают со скоростью 2—3 мл мин через колонку (15 X X 240 мм), содержащую 50 г силикагеля марки КСК (размер зерен 100 мкм), гидрофобизированного диметилдихлорсиланом и пропитанного ТБФ (30 мл)-, промывают колонку 8 М НС1 (75 мл). При этом определяемые примеси проходят в фильтрат, aGa(III) и As(III) остаются на колонке. Для разделения примесей фильтрат пропускают со скоростью 2—3 мл мин через вторую колонку (10 X 220 мм) с 10 г силикагеля, пропитанного триоктиламином (6 мл), и проводят последовательное элюирование Сг, Мп и Ni раствором 8 М НС1 (40 мл), Со и Си — 1 М раствором НС1 (30 мл) и Zn — водой (60 мл). В полученных фракциях измеряют активность радиоизотопов i r, 5бМп, <>Со, Си и Zn при помощи гамма-спектрометра с кристаллом [c.104]

Чувствительность. Кратковременные облучения неблагоприятны нри получении долгоживущих радиоизотопов, и поэтому их целесообразно применять для получения главным образом короткоживущих изотопов. Шин- (евольф (S hindewolt) [22] рассчитал чувствительности (на основании р-из-мерений) нри 6-минутном облучении различных элементов [23]. Те же расчеты лежат в основе данных, приведенных на рис. 1—3, где указаны все элементы, для которых 6-минутное облучение дает чувствительность, большую некоторого заданного значения. Величина этой чувствительности — линейная функция нейтронного потока источника, и поэтому значения относительной чувствительности будут оставаться теми же самыми независимо от того, используется ли портативный нейтронный источник или реактор. [c.155]

Для целей обогащения радиоактивного кремния был использован чистейший препарат тетраэтилкремния. К облученному медленными нейтронами (С2Нб)451 добавляли ацетоновый раствор перманганата натрия (20 мг NaMn04 на 250 г тетраэтилкремния) и образовавшийся осадок МпОг, адсорбировавший радиоизотоп Si , отделяли фильтрованием через бумажный фильтр. Полученный таким образом обогащенный препарат по своим радиоактивным характеристикам — периоду полураспада и определенной методом поглощения максимальной энергии р-спектра — полностью соответствовал табличным данным для Si и не содержал никаких радиоактивных загрязнений. Содержание кремния в обогащенном препарате, определенное колориметрически с помощью желтого молибденового комплекса, оказалось равно около 65 у иа 250 г препарата. Было показано, что выделение весомых количеств кремния в процессе обогащения обусловливается химическим действием перманганата на исходное соединение. [c.75]

Применяемая в Физико-химическом институте им. Л. Я. Карпова методика измерений сводится к следующему. Испытуемый образец металла или сплава облучается на ядерном реакторе в потоке нейтронов (1—4) 10 н см сек в течение нескольких часов или суток. Одновременно с ним облучаются предварительно взвешенные эталонные образцы. В случае сплавов эталоны представляют собой образцы чистых компонентов, входящих в состав сплава. Затем испытуемый образец помещается в соответствующую агрессивную среду и выдерживается в ней в интересующих исследователя условиях в течение времени, достаточного для установления стационарной скорости растворения, о чем можно судить по результатам радиохимического анализа периодически отбираемых проб электролита. Анализ осуществляется с помощью многоканальных сцинтилляционных гамма-спектрометров, собранных на базе датчиков с кристаллом NaJ, и стандартных амплитудных анализаторов импульсов, например типа АИ-100 или АИ-128. Количественный расчет содержания того или иного элемента в пробе проводится путем сравнения сумм импульсов (за вычетом фона) в 10 каналах спектрометра в области фотопика от соответствующего радиоизотопа для этой пробы и для эталонного раствора. Последний готовится путем полного растворения соответствующего эталонного образца, облученного вместе с испытуемым образцом на реакторе, и разбавления полученного раствора. Разбавление проводится для уменьшения уровня излучения до 10 мкрЫас, что контролируется с помощью сцинтилляционного радиометра типа Кристалл . Это обеспечивает получение хорошей статистики при продолжительности измерения 1—2 мин и позволяет не делать поправку на мертвое время спектрометра. Продолжительность измерения рабочих проб на у-спектро-метре составляет обычно 1—10 мин точность 10—30%. [c.96]

Нейтронно-активационное определение примесей р. з. э. в металлическом уране. Растворяли 0,1 г урана в концентрированной азотной кислоте ос. ч. в кварцевом стакане, раствор несколько раз осторожно упаривали с концентрированной соляной кислотой ос. ч. до влажны.х солей и остаток растворяли ъ мл н. раствора соляной кислоты ос. ч. Полученный раствор пропускали через колонку размером 4X150 мм, заполненную 0,5 г полиамфолита АЭФ в зернением 350— 300 меш. в Н+-форме со скоростью 1,0 мл/мин. После сорбции урана колонку промывали 4 мл 1 н. раствора соляной кислоты ос. ч. Фракцию р. 3. э. в объеме - 5 Л1л собирали в кварцевый бюкс, в котором и проводили облучение после выпаривания раствора под ИК-лампой. Облучение образцов и эталонов проводили аналогичным образом. Из облученного кварцевого бю кса сумму р. 3. э. вымывали раствором концентрированной соляной кислоты и проводили хроматографическое разделение суммы радиоизотопов р. з. э. на индивидуальные элементы на катионите КУ-2 при помощи растворов а-оксиизома сляной кислоты аналогично разработанной нами ранее методике [3]. [c.220]

Положение усложняет и то обстоятельство, что в этом методе одновременно регистрируется у-излучение, возникающее в процессах радиационного захвата и неупрхтого рассеяния ней-тро юв и при радиоактивном распаде образовавшихся радиоизотопов. Для нсключения последнего источника помех предложено модулировать поток пейтронов [225, 230]. Что касается различных компонентов фона, то их вкла.ц можно оценить пз спектров, полученных в различных условиях а) облучение пробы полным потоком нейтронов б) облуче1П1е пробы с Сс1-фильтром в пуч- [c.190]

Объем исследований по моделированию радиационной аварии зависит от реальной возможности провести такую работу, состояния или наличия источника излучения (будь то критическая сборка, ядерный реактор, ускоритель заряженных частиц, рентгеновская установка, радиоизотоп-ный прибор или просто закрытый источник излучения), квалификации персонала, наличия необходимых дозиметрических и спектрометрических приборов. Когда активность источника велика и не представляется возможным провести измерение дозы (мощности дозы) на небольпшх расстояниях от него (например, при моделировании аварийного облучения пальцев рук, когда источник находился непосредственно в руках пострадавшего), необходимо измерить мощность дозы (дозу) на больших расстояниях от источника (желательно в нескольких точках, на различных расстояниях от источника), что позволит уже расчетным путем с достаточной степенью точности оценить дозу излучения в соответствующих участках тела пострадавшего. Для получения информации о глубинном распределении дозы 7- и нейтронного излучения и спектров нейтронов на передней и задней относительно положения источника излучения поверхностях тела человека целесообразно использовать фантомы тела человека или его отдельных частей (головы, конечностей, торса). Более детальную информацию об исследовании радиационной обстановки на месте аварии, моделировании радиационной аварии можно найти в монографии С.Н. Крайтера Дозиметрия при радиационных авариях , М. Атомиздат, 1979 г. [c.255]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология