Активность облученной мишени

На прошлой неделе мы облучили мишень из кюри ионами кислорода... в надежде найти спонтанно деля и уюся активность, которая могла бы быть обусловлен [c.480]

В. В. Сулиным [137]. Для облучений использовали бетатроны с максимальной энергией 13,5 и 24 Мэе и мощностью дозы излучения 3 и 15 р/мин соответственно. Пробы облучали и измеряли в специальных кассетах, вмещающих обычно 7—30 г породы. При облучениях кассету располагали в центре пучка тормозного излучения бетатрона на расстоянии 15—25 см от мишени. Наведенную активность измеряли с помощью двух торцовых счетчиков. [c.95]

Обогащение Р осуществлялось следующим образом. Трифенилфосфин в количестве 20 мг облучался тепловыми нейтронами, а затем растворялся в 0 мл бензола. Полученный раствор встряхивался в течение 15 мин. с 10 мл дистиллированной воды в делительной воронке, после чего водная фаза отделялась и обрабатывалась 10 мл бензола для извлечения из нее остатков органически связанного фосфора. Определение выхода радиоактивного фосфора производилось путем измерения активности мишеней, приготовленных из облученного трифенилфос-,фина и трифенилфосфина, выделенного из бензольного раствора. Фактор обогащения оказался равным —ГО при выходе радиоактивного фосфора 45%. [c.277]

Если нет возможности облучать вещества в элементарном виде, то в большинстве случаев используют окислы или карбонаты. При использовании в качестве мишени хлорида, или бромида облучаемого элемента, помимо основного радиоактивного изотопа, образуются примеси в случае хлоридов 5 , Р и СР , а в случае бромидов Вг . Облучение нитратов, разлагающихся в процессе облучения на нитриты и кислород, может нарушить нормальную работу реактора. Были сделаны попытки готовить сложные органические соединения, меченные радиоактивными изотопами (С 4, Вг , и др.), прямым облучением мишеней из подходящего материала. Однако термическая и радиационная неустойчивость этих мишеней, малый выход конечного продукта, низкая удельная активность, трудности контроля положения метки и последующей очистки делают эти методы мало пригодными. [c.669]

Заполняют колбу ССЦ. Затем помещают в центре колбы нейтронный источник и облучают в течение 4—12 ч. Отмечают время начала и конца облучения. Полученный по реакции (С1 (п, а) радиоактивный фосфор извлекают из мишени по методике, изложенной в работе 8.5 (раздел Б). Активность полученного фосфор-молибдата аммония или магний-аммонийфосфата измеряют на счетчике, для которого известен геометрический коэффициент. Вводят в полученный результат измерения активности все необходимые поправки и определяют активность (распад/сек) в препарате. Вычисляют сечение ядерной реакции з С1 (п, усредненное на весь спектр энергий нейтронов от данного источника [формула (8.2)]. Сравнивают полученный результат с литературными данными. [c.228]

К преимуществам реакторного способа накопления радионуклидов следует отнести возможность накопления значительных (до нескольких килокюри) количеств целевого радионуклида. Эта возможность определяется как большой массой облучаемых мишеней (одновременно могут облучаться килограммовые количества стартового материала), так и доступностью облучательных устройств с высокой плотностью нейтронного потока. Недостатком реакторного метода является ограниченное число направлений возможных ядерных реакций (см. рис. 9.1.1) и, следовательно, ограниченная номенклатура накапливаемых радионуклидов (как правило, лишь нейтронноизбыточных). Кроме того, при облучении в реакторе в мишени, наряду с целевым радионуклидом, одновременно образуются нежелательные радиоактивные и стабильные примеси. Вместе с тем, в реакторе могут быть реализованы некоторые пороговые ядерные реакции (например — (п, р) г), при помощи которых после радиохимического отделения стартового химического элемента получается целевой радионуклид, практически не содержащий других нуклидов. Такие препараты называются безносительными, а их удельная активность в этом случае близка к теоретической. [c.506]

Облучают серебряную мишень внутренним пучком дейтронов циклотрона. Вынимают мишень и помещают ее в контейнер. Контейнер с мишенью переносят в химическую лабораторию. На дозиметре оценивают общую активность мишени и в зависимости от уровня радиоактивности оборудуют рабочее место (защита и т. д.). [c.240]

Рассчитать соотношение активности никеля, золота и платины в момент снятия с облучения мишени из никеля, содержащей в качестве примесей 0,074% золота и 0,028% платины, если мишень облучалась нейтронами в течение суток. [c.61]

Очевидно, что с помощью внутренней мишени можно облучать образцы небольших размеров, получая при этом препараты с высокой удельной активностью. Например, при облучении кусочка меди размером 5x1x10 мм (вес 0,4 г) до насыщения по радиоактивному изотопу Си получили активность, равную 1 мкюри [117]. Полученная удельная активность образца оказалась примерно в 500 раз выше, чем при облучении на внешнем пучке бетатрона. Некоторые недостатки применения внутренней мишени — малый размер образцов, необходимость тщательного установления образца в строго определенное положение и трудность контроля интенсивности излучения, проходящего через образец. Все эти недостатки обусловлены малыми размерами пучка тормозного излучения при облучении с помощью внутренней мишени. Общим следствием этих" недостатков в случае применения внутренней мишени для фотоактивационного анализа является трудность обеспечения необходимой точности анализа. Эта трудность усугубляется 4 83 [c.83]

Разработке методов у-спектрометрического анализа облученных образцов полупроводникового кремния и некоторых его соединений было посвящено большое число работ [367—374]. Моррисон и Косгроув [367] облучали образцы поликристаллического кремния (0,05—1 г) вместе с соответствующими стандартами 3 суток в потоке 3 10 нейтрон (см сек). После облучения образец подвергали поверхностному выщелачиванию раствором КОН + + 30%-ная Н2О2. Затем образец переносили на алюминиевую мишень. Для поглощения р—-излучения 51 - использовали фильтр толщиной 0,738 г см . Метод позволял определять примеси 2п, Аз, Ре, К, Ма, Та. Осложнений, возникающих из-за тормозного излучения, отмечено не было, так как образцы облучали в реакторе с относительно невысоким потоком нейтронов, а активность измеряли через 266 [c.266]

Основной проблемой существуюш,его способа производства осколочного 99мо является необходимость извлечения облучённого топливо из активной зоны реактора и его полная радиохимическая переработка. Если бы имелась возможность не удаляя топливо из реактора избирательно выводить из него только Мо или небольшую группу осколочных элементов, то технологический процесс упростился бы, стал бы более безопасным и сопровождался суш,ественно меньшим количеством радиоактивных отходов. Такие эксперименты начали проводить в конце 80-х в Россендорфе. Здесь было сконструировано мишенное устройство, содержащее обогащённый уран-235, которое облучалось тепловыми нейтронами реактора и из которого было возможно выделение летучих осколков, в частности молибдена-99, из-за разогрева за счёт тепла, выделяемого в реакции деления. Внешняя оболочка капсулы была сделана из нержавеющей стали. [c.522]

Облучали образец величиной 1x5x10 мм. Удельная активность образца примерно в 500 раз больше полученной па внешней мишени бетатрона. — Прим. ред. [c.22]

На использовании ВаВгг в качестве мишени остановились по следующим соображениям. При нейтронном облучении барий не образует долгоживущих изотопов, и через 4 часа после конца облучения активность практически принадлежит, как это видно из графика рис. 2, только радиоброму (препарат облучался 36 час.). [c.189]

НИЯ и отдачи ядра должны быть достаточно большими для отрыва электронов от атома, и можно ожидать, что атом перейдет в состояние с наиболее устойчивой конфигурацией. Хорошим примером отделения продуктов облучения от материала мишени, основанного на изменении степени окисления, является отделение активного теллура. Теллур в форме НеТеОв можно облучить либо нейтронами, либо гамма-лучами, причем атомы активного теллура, получающиеся по (у, п)- или п, 7)-реакциям, как оказалось, имеют степень окисления (+1У). Так как теллур со степенью окисления (+1У) легче восстановить, чем теллур со степенью окисления (-+-У1), то, использовав ЗОа для избирательного восстановления теллура с более низкой степенью окисления до свободного состояния, можно провести разделение. Этот метод был использован и для нескольких других элементов он может быть, по-видимому, применен в любом случае, когда атом элемента в менее устойчивом окисленном состоянии не обменивается слишком быстро с атомом того же элемента в более устойчивом окисленном состоянии. Очень важным применением этих реакций обогащения является получение радиоактивных источников. Как известно вид бета-спектра зависит от толщины источника. Это объясняется энергетическими потерями бета-лучей во время их прохождения сквозь массу образца. Действительно, бета-лучи с низкой энергией могут быть полностью поглощены в толстом источнике. По этой причине используют источники с ничтожно малой толщиной. Они постоянны в отношении поглощения бета-лучей. Однако, когда требуется знать энергию бета-лучей, то необходимо иметь образцы с большой удельной активностью. Именно для их получения и важны реакции типа Сциларда — Чалмерса. [c.421]

В качестве источника излучения авторы применили бетатрон с энергией тормозного излучения, регулируемой от 4 до 25 Мэе, и интенсивность 50 рентген/мин на расстоянии 1 м от мишени. Бетатрон был або1рудо1ван специальным устройством, позволявшим облучать образцы внутри ускорительной камеры. Измерение наведенной активности образцов ороводилось на установке, регистрирующей у-кванты, возникающие при аннигиляции позитронов. Установка состояла из двух сцинтилляционных счетчиков (кристаллы NaJ/Tl и ФЭУ-29), регистрирующих два кванта аннигиляции с энергией 0,51 Мэе, разлетающиеся в противоположных направлениях. Кроме того, в установку входили два предусилителя и одноканальных анализатора, блок схемы. соапаяений, позволяющий одновременно фиксировать оба у-кванта по каналам, и блок механического регистратора. Как облучение, так и измерение образцов проводилось с сохранением строго фиксированной геометрии [253]. [c.52]

Предположим, что нужно приготовить некоторое количество Со (период полураспада 5,2 года), используя циклотрон при этом образец кобальта можно а) бомбардировать непосредственно дейтронами с энергией 14 Мэв в течение 2 час, б) окружить его парафином и, расположив возле бернллиевой мишени, бомбардируемой дейтронами с той же энергией, облучать образующимися нейтронами на протяжении 20 час. Какой способ более предпочтителен, если нужно получить наибольшую полную активность Использовать данные из приложения В, сделав разумные предположения о величине телесного угла при облучении образца нейтронами. [c.380]

Мышей-гибркдов (Н-2 / Н-2 )р1 облучали летальной дозой, чтобы выбить собственные лимфоидные клетки, и тимэкгомиро-вали. В контрольных опытах обработанным подобным образом животным трансплантировали костный мозг и строму тимуса от гибридных же (сингенных) доноров. Через 3 месяца (щ)емя, достаточное для полного восстановления утраченной при облучении лимфоидной ткани) животных заражали вирусом оспы и еще через 6 дней по завершению латентного периода из селезенки иммунизированных животных выделяли лим циты. Цитотоксическую активность этих клеток проверяли на клетках-мишенях одного из родителей (гаплотип родителей Н-2 или Н-2 ). В обоих случаях эф-фекторные Т-клетки гибридов развивали цитотоксическую реакцию. [c.173]

А. Мышей-гибридов (N-2 , Н-2 )Р облучали летальной дозой и эктомиро-вали тимус. Таким лишенным клеток собственной лимфоидной ткани мышам компенсаторно трансплантировали эпителиальную строму сингенного тимуса и син-генный костный мозг. Через 3 мес (время, достаточное для восстановления лимфоидной ткани облученных реципиентов) животных заражали вирусом оспы. Через 6 дней из селезенки иммунизированных мышей выделяли клетки, цитоггокси-ческую активность которых проверяли на клетках-мишенях одного из родительских гаплотипов (Н-г или Н-2 ). В обоих случаях эффекторные клетки гибридов развивали цитотоксическую реакцию. [c.174]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология