CC BY
33
Градиентная гравиметрическая съемка на втором объекте ввиду недостатка времени была проведена только на первых пяти из семи профилей. Обследованная площадь составила (150x100) м"\ Устье скважины располагалось на последнем, пятом профиле. На рис. 3,г показано трехмерное изображение плотностей промежуточного слоя.
На пикете с координатами по оси X 75 м и по оси У 50 м обнаруживается область с большей, чем нормальная для солей, плотностью, непосредственно соседствующая с аномально разреженными зонами. Такие резкие чередования плотности свидетельствуют о прохождении через породу мощной ударной волны.
Выводы
Подтверждена малая эффективность стандартной гравиметрической съемки при обнаружении аномалий гравитационного поля, вызванных ПЯВ малой мощности, проведенных на большой глубине в пластичной среде даже при условии применения высокоточной аппаратуры и тщательно выполненных измерений.
Опробованная методика измерения вертикального градиента силы тяжести дала обнадеживающие результаты, она вполне технологична.
Градиентная гравиметрическая съемка позволяет обнаружить аномалии плотности промежуточного слоя, что очень важно при исследовании проявлений воздействия МЯВ.
Градиентная гравиметрия с успехом может быть использована также при поиске полезных ископаемых, в инженерной геологии, археологии - везде, где требуется детальное исследование структу ры пород до глубин, исчисляемых несколькими сотнями метров.
Необходимо продолжать теоретические исследования и эксперименты для изучения применимости и эффективности градиентной гравиметрии для обнаружения места проведения ПЯВ.
УДК 550.838
Ю.Б. Давыдов
ПАЛЕТКА ДЛЯ РЕШЕНИЯ ОБРАТНОЙ ЗАДАЧИ НЕЙТРОННОГО АКТИВАЦИОННОГО КАРОТАЖА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
При активации медных руд потоком высокоэнергстичсских нейтронов дсйтсрий-тритневого генератора с энергией 14,1 МэВ возникает ряд высокопороговых реакций, реализация которых на основе использования ампульных источников ранее была невозможна. Возбуждение высокопороговых реакций (п, 2п), (п, р) и (п, а) позволяет дополнить список элементов, определяемых активационным анализом, и создает новые перспективы для элементного анализа медных руд. В частности, внедрение генераторов позволило решить задачу раздельного определения меди и цинка в медно-цинковых колчеданных рудах по изотопам Си6: (порог реакции Е„= 10.96 МэВ) и 7мь' (порог реакции Еп= 12.09 МэВ). Появилась также возможность литологического расчленения медных руд и определения границ оруденения по содержанию кислорода. Для этого можно использовать реакцию 01о(п,р)М !6 (порог реакции Е„= 10 МэВ).
В качестве изотопа-индикатора для определения содержания меди, по данным активационного анализа, на быстрых нейтронах (14,1 МэВ) используется изотоп Си6 (Е,=0,511 МэВ; т|я=9,76 мин), образующийся по реакции Си63(п,2п)Сий. Изотопом-индикатором для определения содержания цинка служит изотоп Zn'J, (Т]/2=38.4 мин; £>=0,511 МэВ), образующийся по реакции 2п64(п,2п^п6?. По энергии гамма-излучения он не отличается от изотопа-индикатора меди Си62. Поэтому для раздельного определения содержания меди и цинка используют разницу в периодах полураспада изотопов Zn6 и Си62. Выполняя измерения при двух временах задержки и составляя систему двух уравнений с двумя неизвестными, находят насыщенные активности медной и цинковой составляющей суммарного фотопика 0,511 МэВ.
Вопрос о литологическом расчленении медноколчеданных руд и определении границ оруденения наиболее эффективно решается на основе непрерывных измерений наведенного гамма-
излучения изотопа Л128 (Е,—1,78 МэВ; Tl/2=2,31 мин), возникающего в результате интерферирующих реакций на быстрых Si2S(n,p)AI2S и тепловых нейтронах Л1г(п,у)А1:8. Эти реакции идут при наличии в среде соответственно кремния и алюминия.
Кремний является основным породообразующим элементом горных пород, вмещающих оруденение, где его содержание может достигать 30 %. На рудных интервалах содержание кремния и алюминия резко уменьшается. Поэтому рудные интервалы выделяются минимумами потока наведенного гамма-излучения изэтопа AI'8. Вкрапленные медноколчеданные руды характеризуются средними содержаниями кремния и на диаграммах каротажа выделяются средними значениями наведенного эффекта.
При активации горных пород нейтронами с энергией 14,1 МэВ появляется возможность решения вопроса об их лигологическом расчленении и определении границ колчеданного оруденения путем исследования вариаций содержания кислорода по разрезу скважин. Для этого выполняется непрерывный нейтронный активационный каротаж наведенного гамма-излучения изотопа N:o (ej=6,1 МэВ; Т|/2=7,35 с), который возникает в результате пороговой реакции ol6(n,p)N16 (Еп=Ю МэВ). Колчеданные руды, в отличие от вмещающих оруденение кварцитов, характеризуются низкими содержаниями кислорода и отмечаются минимумами наведенного гамма-излучения N16.
Необходимым условием дня определения содержания определяемого элемента по площади аномалии его наведенное гамма-излучения являемся знание мощности пласта, т. с. границ оруденения. Однако резкие границы оруденения часто отсутствуют, что приводит к неоднозначности решения задачи об определении содержания искусственно-радиоактивного элемента. Кроме того, используя теорему о площади, можно найти лишь некоторое среднее содержание в пределах мощности пласта. Между тем часто возникает потребность в более подробной характеристике искусственно-радиоактивного оруденения. Для изучения детального строения рудного тела, изучения контрастности и обогатимости руд на стадии буровой разведки требуется детальная информация о распределении полезного компонента внутри рудного сечения.
Наиболее близким к действительности является предположение о наличии произвольного одномерного оруденения. Использование площади аномалии наведенного гамма-излучения в этом случае малоэффективно, поскольку информация о границах оруденения либо отсутствует, пибо произвольна. Поэтому возникает необходимость в разработке алгоритма, который позволил бы определить содержание искусственно-радиоактивного элемента без привлечения информации о границах оруденения. Вопрос об увеличении детальности исследования при определении содержания искусственно-радиоактивного элемента в случае произвольного одномерного оруденения решается на основе дифференциальной интерпретации результатов каротажа индуцированного гамма-излучения.
Дифференциальная интерпретация основана на исследовании дифференциальных характеристик гамма-поля в скважине. Искусственнэ-радиоактивное рудное тело, пересеченное скважиной, представляется в виде набора тонких радиоактивных пластов, плотно прилегающих друг к другу. Зная распределение наведенного гамма-излучения от отдельного тонкого пласта, можно методом подбора или исследуя форму кривых наведенного гамма-излучения, найти содержание искусственно-радиоактивного элемента в отдельных пластах и получить, таким образом, детальную информацию о характере оруденения.
Для решения обратной задачи нейтронного активационного каротажа (HAK) необходимо иметь решение прямой чадами. Сформулируем прямую тадачу HAK следующим образом Задана слоистая среда с произвольным одномерным оруденением. Дня удобства координаты источников наведенного гамма-излучения будем отмечать штрихами q=q(z'), где q(z') - массовая доля определяемого элемента в среде. В скважине в точке z=z* помещен точечный источник быстрых нейтронов активностью Q нейтрон в секунду. Под действием нейтронов ядра определяемого элемента активируются и возникает искусственно-радиоактивный изотоп, наведенное гамма-излучение которого регистрируется в той же точке, где до этого располагался источник нейтронов. Буровая скважина пересекает среду в направлении оси z нормально к оруденению. Предполагается, что оруденение не влияет на свойства исследуемого рудного пласта по отношению к переносу нейтронного и гамма-излучения, т. с. замедляющие и поглощающие свойства рудных и вмещающих пород одинаковы. Требуется найти поток гамма-излучения радиоактивного изотопа-индикатора
Ьределяемого элемента в точках, совпадающих с точками активации, в предположении, что Ввяянием скважины можно пренебречь
Поток наведенного гамма-излучения в слоистой среде будем рассматривать как сумму Ьстоков от бесконечно тонких пластов, расположенных перпендикулярно оси скважины и плотно Ьполняющих весь рудный интервал. При этом решение задачи распадается на два этапа. Сначала [тходится поток гамма-излучения от элементарного рудного пропластка а затем для
-эоизвольного набора пластов с различным содержанием определяемого элемента д=д(г^ путем интегрирования по всему промежутку распределения источников наведенного гамма-излучения.
Введем цилиндрическую систему координат (г,г,ф), ось г которой направим вдоль оси скважины. Если координаты источников наведенного излучения отмечать штрихами, а координаты точки измерения, совпадающей с точкей активации, не штриховать, то расстояние от элементарного гэопластка до детектора будет равно г-г, а расстояние от элементарного рудного объема, входящего
• пласт, до точки измерения Я = -»¡г': + (г' - г)' .
Поток наведенного гамма-излучения с1Ф на расстоянии Я от элементарного объема ¿/И, содержащего искусственно-радиоактивные излучатели, определяется соотношением [2]
¿Ф = '?/('„ >'. Л )Ев1|(Л>(лУГ, (1)
где «(/?) - поток быстрых нейтронов на расстоянии Я от источника;
¡(К) - функция, описывающая ослабление гамма-излучения;
Еа - макроскопическое сечение ядерной реакции, в результате которой
образуется изотоп-индикатор определяемого элемента;
г1 - выход гамма-квантов на акт распада изотопа-индикатора;
" функция, учитывающая время активации 10, время паузы /„ и время измерения 1и наведенного гамма-излучения; ¿V - г'с1г'с1(р'ск' - элементарный рудный объем.
Если скорость каротажа постоянна и равна v, длина зонда равна /. мощность элементарного пропластка /?, то время активации равно времени измерения /а='и= Л/у, а время задержки равно /Л>.
Макроскопическое сечение ядерной реакции, в результате которой образуется искусственно-радиоактивный изотоп, связано с содержанием анализируемого элемента <у соотношением Iи = , где £°а - удельное макроскопическое сечение активации, под которым понимается вероятность активационного взаимодействия, приходящаяся на единицу содержания определяемого элемента, обычно на 1 %. При изменении содержания искомого элемента удельное макросеченис активации остается постоянной величиной.
Полный поток наведенного гамма-излучения в среде с произвольным одномерным оруденением <?=<7(г') находится путем интегрирования (1) по всем элементарным объемам, содержащим ядра изотопа-индикатора:
♦ОС в
<0(2) = 2* ?/(/. \Ч(2')(к'\п(ЯШг'4г'. (2)
-«о О
Рассмотрим случай активации среды быстрыми нейтронами. Экспериментально установлено, что в водосодержящих горних породах распределение быстрых нейтронов хорошо аппроксимируется экспоненциальной зависимостью [3]
о
,<«)=—Я.—о)
где Q - мощность источника нейтронов;
¿5 - длина замедления быстрых нейтронов до пороговой энергии; £ - средняя логарифмическая потеря энергии нейтронов;
- макроскопическое сечение рассеяния замедляющихся нейтронов в момент ухода за пороговую энергию.
Экспоненциальный закон ослабления потока быстрых нейтронов, несмотря на свой приближенный характер, позволяет получить достаточную для практических целей точность расчета первичного нейтронного поля.
Для описания переноса интегрального потока наведенного гамма-излучения воспользуемся диффузионным приближением теории переноса гамма-излучения. Функция, описывающая
ослабление гамма-излучения в среде, при этом будет иметь вид [2]
л
(4)
где Д I - коэффициент диффузии и длина диффузии наведенного гамма-излучения изотопа-индикатора определяемого элемента в среде.
Диффузионное приближение справедливо в предположении слабой анизотропии рассеяния в слабопоглощающих средах, когда спектральный состав рассеянного наведенного гамма-излучения стремится к равновесию.
Умножение ¡(Я) на п(Л) не меняет экспоненциального характера ослабления наведенного гамма-излучения. Экспоненциальный закон ослабления потока наведенного гамма-излучения /'(Я)
после умножения на /»(/?) приобретает вид ехр
и воспринимается как усиление
поглощающих свойств среды по отношению к переносу гамма-квантов на отрезке /? от элементарного рудного объема до детектора гамма-излучения. Поэтому в рассматриваемом случае, когда точка измерения потока гамма-квантов совпадает с точкой активации, перенос гамма-излучения, наведенного быстрыми нейтронами, можно представить как перенос гамма-излучения в среде, коэффициент поглощения которой равен сумме коэффициентов поглощения быстрых нейтронов и наведенного гамма-излучения.
Подставим (3) и (4) в (2):
Ф(2) = А \чИск' \ --г'(¡г', (5)
где.
Выполним интегрирование по г':
Ф(г) = - ¡е-°1"*Ч(2-)сЬ'. (6)
Введем понятие перссчегного коэффициента, под которым понимается величина потока наведенного гамма-излучения в однородной бесконечной среде с единичным содержанием определяемого элемента.
Величину пересчетного коэффициента можно подсчитать, если положить </(2')=<г/ и проинтегрировать (6) по г'. Выполняя интегрирование, находим величину' потока наведенного гамма-нзлучення в однородной бесконечной среде с содержанием определяемого элемента q•.
2Ац
Ф.^. (7)
В соответствии с определением пересчетный коэффициент
Ф,г 2А
К0= — = ~т. (8)
Я «
При этом величина потока наведенного гамма-излучения в бесконечной однородной среде пропорциональна содержанию определяемого элемента = К0д.
Величину псресчетного коэффициента можно подсчитать по формуле
„ л л б
Нж^Оа2
Таким образом, пересчетный коэффициент зависит от мощности источника нейтронов, временного режима активационных измерений, удельного макроскопического сечения ядерной реакции, приводящей к образованию изотопа-индикатора определяемого элемента, выхода гамма-квантов на акт активации и замедляющих свойств среды по отношению к переносу быстрых нейтронов и наведенного гамма-излучения.
Учитывая большое количество факторов, влияющих на величину пересчетного коэффициента, в ряде случаев следует отдать предпочтение его экспериментальному определению, особенно в тех случаях, когда элементный состав среды изучен слабо.
Используя понятие пересчетного коэффициента, выражения для потока наведенного гамма-излучения в среде с произвольным одномерным орудененисм (6) можно переписать в виде
•W
<*>(z) = \q(z')4Íi,-z)dz'4
(Ю)
-да
где - z) - ядро интегрального уравнения (10), которое имеет вид
= (11)
Таким образом, решение прямой задачи каротажа наведенного гамма-излучения в среде с произвольным одномерным оруденением имеет вид интегрального уравнения первого рода. Ядро интегрального уравнения, которое определяется соотношением (11), физически характеризует распределение потока наведенного гамма-излучения от бесконечно тонкого рудного пласта с массовой долей активируемого элемента q(z'\ пересекающего скважину под прямым углом в точке
В частном случае для пласта конечной мощности 2h с постоянным оруденением q(z')=q при z'\<h выражение для потока наведенного гамма-излучения по оси скважины принимает вид
. . *ra . íl-e"*chaz, |z|</j
0{z,h) = Koq = (12)
[e shah, \z>h
Отметим, что выражение (12) по структуре соответствует аналогичной формуле, известной м теории гамма-каротажа [2]. Отличие состоит лишь в наличии активационных характеристик и параметров переноса первичного нейтронного излучения.
Введем понятие функции насыщения пласта по наведенному гамма-излучению. Под функцией насыщения будем понимать зависимость потока наведенного гамма-излучения на оси скважины в центре пласта от его мощности. В рассматриваемом случае величина потока наведенного гамма-излучения в центре пласта достигает cDoero максимального значения. Поэтому функцию
г(и\
насыщения можно представить в виде отношения f\h) =-.
При z -> 0 (12) получаем следующее выражение для потока наведенного гамма-излучения в центре пласта:
(*)■-«"*)■ (13)
При этом функция насыщения принимает вид f(h) = 1-е' . (14)
Если мощность пласта увеличивать до бесконечности h-* оо, то величина потока в центре пласта стремится к величине потока наведенного (амма-излучения в однородной бесконечной среде, а функция насыщения стремится при эгом к единице.
В ряде случаев в полевых условиях использование электронных вычислительных машин затруднено. Часто возникает необходимость в разработке надежных методов ручного счета, позволяющих быстро и точно провести подсчет содержания определяемого элемента в рудных интервалах со сложным характером оруденения. Поэтому ниже рассмотрены возможности
построения палетки для решения обратной задачи каротажа гамма-излучения, индуцированного нейтронами.
Интеграл в уравнении (1) можно заменить суммой, выбирая интервал квантования подынтегральной функции Л так, чтобы погрешность замены не превышала допустимой. При этом реальное рудное пересечение заменяется слоистой моделью из пропластков равной мощности с постоянным содержанием искусственно-радиоактивного элемента внутри каждого элементарного слоя. Мощность элементарных пропластков h принимается равной интервалу квантования Л и чаще всего принимается равной 10 см.
После замены интеграла суммой решение интегрального уравнения (10) сводится к решению системы линейных неоднородных уравнений вида
)=aAzJ)' =j>2.....ну• <15>
J-1
где 0(zJ - поток наведенного гамма-излучения в /-й точке;
í/,j - относительный вклад наведенною гамма-излучения у-го элементарного пропластка в /'-й точке измерения;
N - количество точек измерения наведенного гамма-поля;
М - количество элементарных искусственно-радиоактивных рудных пропластков.
Систему (15) можно записать в матричной форме Ф = kQMq(\6)
где Ф - Л'-мерный вектор потока наведенного гамма-излучения;
Л/ - прямоугольная матрица системы (3), имеющая N строк и Л/столбцов, N>M:
q - А/-мерный вектор содержаний определяемого элемента.
Умножая обе части системы (16) на матрицу М\ обратную матрице Л/, находим вектор содержаний определяемого элемента:
<7 = —ЛГ'Ф. (17)
*о
Таким образом, решение задачи сводится к отысканию матрицы Л/', обратной к матрице Л/.
После нахождения коэффициентов b,¡ обратной матрицы содержание искусственно-радиоактивного элемента ву-м пропластке находится по формуле
К0 М
При Д =10 см для получения устойчивого решения можно ограничиться пятью точками наблюдений наведенного гамма-поля (N=5).
В качестве примера рассмотрим решение обратной задачи каротажа наведенного гамма-излучения, возникающего в результате активации ядер горных пород на быстрых нейтронах в меднорудных скважинах.
Возможности решения обратной задачи нейтронного активационного каротажа меднорудных скважин оценены расчетным методом. С этой целью выполнен расчет потока гамма-излучения, наведенного быстрыми нейтронами в медьсодержащей среде силикатного состава.
Предполагалось, что для активации среды использовался импульсный дейтерий-тритиевый генератор нейтронов. При активации среды потоком нейтронов с начальной энергией Е0=14,1 МэВ ядра стабильного изотопа меди Си6" в результате пороговой реакции Cu6(n,2n)Cu6' превращаются в искусственно-радиоактивный продукт Си0'. Порог реакции Ец=10,8 МэВ. Изотоп Си6' распадается с периодом полураспада Tj/2-9,76 минут. Энергия наведенного гамма-излучения изотопа Си Ео-0,511 МэВ.
Для расчета потока наведенного гамма-излучения необходимо знать параметры переноса быстрых нейтронов дейтерий-тритиевого генератора и наведенного гамма-излучения изотопа Си62 в медьсодержащей среде различной влажности, плотности и вещественного состава. Поэтому предварительно были выполнены расчеты параметров переноса быстрых нейтронов и наведенного гамма-излучения изотопа Сиь2.
При расчете параметров переноса все быстрые нейтроны генератора были объединены в одну группу. Расчеты параметров переноса быстрых нейтронов выполнены в диффузионном
приближении. Расчет параметров диффузионного переноса наведенного гамма-излучения осуществлялся по методике, предложенной Г.М. Воскобойниковым [1).
При расчете параметров переноса нейтронного излучения необходимо знать эффективные сечения рассеяния и поглощения нейтронов на ядрах горных пород различного сорта. Средневзвешенные по энергии нейтронов эффективные сечения рассеяния найдены методом численного интегрирования с использованием атласа эффективных нейтронных сечений. При этом учитывались начальная Е0 и конечная Еп энергии нейтронов. Для рассматриваемого случая начальная энергия была равна энергии нейтронов дейтерий-тритиевого генератора Е0=14,1 МэВ, а конечная совпадала с порогом реакции Си63(п,2п)Си62 и составляла Еп= 10,84 МэВ.
При расчете параметров переноса наведенного гамма-излучения нижняя пороговая энергия принималась равной уровню дискриминации регистрируемых гамма-квантов. Диффузионные параметры переноса гамма-излучения в двухкомпонентных смесях, например, в горной породе и воде, заполняющей поры, подсчитывались в приближении однородной эквивалентной смеси. Начальная энергия наведенного гамма-излучения изотопа Си6" принята Ео~"0,511 МэВ. За конечную энергию принят уровень дискриминации наведенного гамма-излучения Егт=0,15 МэВ.
Результаты расчета параметров переноса быстрых нейтронов и наведенного гамма-излучения изотопа меди Си " в среде силикатного состава различной влажности, содержащей 1 % меди • медистые песчаники), приведены в табл. 1.
Таблица 1
Параметры переноса быстрых нейтронов дейтерий-тритиевого генератора нейтронов и наведенного гамма-излучения изотопа меди Си : в медистых песчаниках различной влажности
Влажность. % 0 10 20 30
Длина замедления быстрых нейтронов ¿у см 6.12 5.62 5.34 5.09
: Длина переноса навоженного гамма-излучения £. см 4.02 4.29 4.60 4.98
Плотность среды, г/см3 2.75 2.52 2.40 2.22
| Параметра,см'1 0.412 0.411 0.404 0.397
Медноколчеданные руды можно представить в виде двухкомпонентной смеси, состоящей из пирита и кремнезема. Сортность медноколчеданных руд зависит от соотношения содержаний пирита и кремнезема. Сплошные массивные медные колчеданы содержат более 75 % пирита, а вкрапленные руды содержат менее 75 % пирита.
Результаты расчета параметров переноса быстрых нейтронов и наведенного гамма-излучения изотопа меди Си62 в маловлажных массивных и вкрапленных медных колчеданах приведены в табл. 2. При расчете предполагалось, что состав руд можно представить в виде п(Ре52)( 1 -п)5|02, где п меняется от нуля до единицы. Руда состоит из пирита и кремнезема, причем п-я часть руды, содержащей 1 % меди, представлена пиритом, а (1-п)-я часть - кремнеземом. Случай п = 1 соответствует сплошному медному колчедану, 0<п<1 - прожнлково-вкрапленным колчеданным рудам с различным содержанием сульфидов, п = 0 - вмещающим орудснение вторичным кварцитам.
Таблица 2
Параметры переноса быстрых нейтронов дейтерий-тритиевого генератора нейтронов и наведенного гамма-излучения изотопа меди Си " в маловлажных массивных и вкрапленных рудах медноколчеданных месторождений
Содержание пирита в руде, п 1 0.75 05 0.25 0
! Длина замедления быстрых нейтронов ¿„ см 8.84 7.91 7.17 6.60 6.12
Длина переноса наведенною гамма-излучения ¿, см 2.51 2.76 3.09 3.50 4.02
, 11лотностъ среды, г/см3. 4.4 4.0 3.57 3.16 2.75
Параметр а. см"1 0.511 0.488 0.463 0.437 0.412
Для нахождения численного значения элементов матрицы Л/достаточно найти интенсивность наведенного гамма-излучения от отдельного дециметрового интервала с постоянным содержанием меди в его центре и на крыльях аномалии в точках, расположенных на расстояниях 2, = ¡Д, где
Д-Юем, /=1,2.3.
Результаты численного расчета потока наведенного гамма-излучения изотопа меди Си62 над пластом мощностью 10 см для медистого песчаника 1 и сплошной медноколчеданной руды 2
приведены на рис. 1. Результаты численного расчета функции насыщения пласта, сложенного медистыми песчаниками, для наведенного гамма-излучения изотопа меди Си62 приведены на рис. 2.
Ф(2)
УШ
Рис. 1. Форма кривой наведенного
Ь, СМ
Рис. 2. Функции насыщения пласта»
гамма-излучения изотопа меди Си6? над сложенного медистыми песчаниками, для
пластом мощностью 10 см для медистого наведенного гамма-излучения изотопа меди Си62
песчаника Ф\(г) и сплошной медноколчеданной руды Ф2(г)
Непосредственные вычисления показали, что матрицу Мможно представить в виде
0.871 0.0636 0.0011 0 0 ^
0.0636 0871 0.0636 0.0011 0
м = 0.0011 0.0636 0.871 0.0636 0.0011 1
0 0.0011 0.0636 0871 0.0636 1
, о 0 0.0011 0.0636 0.871 ;
Отличные от нуля элементы каждого ее столбца в рассматриваемом случае значения: 0,11; 6,36; 87,1; 6,36; 0,11. Результаты обращения матрицы Мможно представить в виде
1.154 -0085 4739 X 10" 3 -24 х 10" 4 1154 х 10" 5
-0.085 1.16 -0.085 4.757 х 10 ' 3 -2.4 х 10" 4
м-1. 4 739 х 10" 3 -0085 1.161 -0 085 4.739 х Ю" 3
-2.4 х Ю" 4 4 757 х 10" -0085 1.16 -0085
к 1.154 х 10" 5 -2.4 х 10" 4 4 739 х 10" -0085 1.154
Отличные от нуля элементы каждой строки обратной матрицы имеют следующие значения: 0.00474, -0.085, 1.16, -0.085, 0.00474. Таким образом, матрица М имеет ¿-диагональный вид. Элементы матрицы, находящиеся на каждой диагонали, равны между собой. Этим обстоятельством можно воспользоваться при построении палетки.
Внешний вид палетки изображен на рис. 3 Палетка состоит из пяти вертикальных шкал, масштабы которых пропорциональны отличным от нуля элементам строк обратной матрицы. Расстояния между шкалами удобно взять равными I см. Цена каждого деления палетки равна одной
тысячной доле процента меди при условии, что пересчетный коэффициент принял равным 100 имп/мин на 0,1 % меди.
Подсчет содержаний по палетке осуществляется в следующем порядке. Кривая каротажа наведенного гамма-излучения, исправленная за поглощение наведенного гамма-излучения в буревом растворе, вычерчивается в масштабе 1:10 по оси глубин и 100 имп/мин в 1 см - по оси интенсивности. Затем палетка
накладывается на кривую нейтронного активационпого каротажа так, чтобы крест ее совместился с выбранной дтя подсчета содержаний точкой, лежащей на оси скважины, а шкалы были параллельны оси интенсивности. Учитывая знаки шкал, подсчитывают количество делений палетки, ограниченных кривой интенсивности наведенного гамма-излучения. Полученное таким образом число делений палетки равно содержанию определяемого радионуклида в тысячных долях процента для данного дециметрового
+
+
-60 • 60
-з 600 -
-40 40
-2 - ш •
7 -20 200 20 .
-20 -Ю
О
¡О 20см
Рис. 3. Палетка для решения обратной задачи НАК (Си-62)
интервала, центр которого совпадает с выбранной точкой. Если масштаб интерпретируемой кривой по оси интенсивности наведенного гамма-излучения отличается от указанного, то при вычислении содержания следует ввести масштабный коэффициент.
Измерения наведенного гамма-излучения изотопа меди Си62 проводятся в нспрсрывно-дискрстном варианте. Это означает, что измерения проводятся непрерывно в области аналитической линии изотопа Си62 зондом длиной 1.3 м при оптимальной скорости каротажа 6 м/ч, а информация о наведенном эффекте выводится на поверхность дискретно с интервалом квантования по глубине 10 см. Перссчетный коэффициент для определения содержания меди по изотопу Си<: принят равным 100 имп/мин на I % меди.
Другим примером может служить построение палетки для решения обратной задачи кислородного каротажа по данным НАК на быстрых нейтронах. При активации кислородсодержащей среды потоком дейтсрий-тритиевого генератора нейтронов с начальной энергией Е0=14,1 МэВ ядра стабильного изотопа кислорода О' в результате пороговой реакции 016(п,р)Ы16 превращаются в искусственно-радиоактивный продукт Порог реакции Еп=Ю МэВ. Эффективное сечение реакции 90 мбарн. Массовое макроскопическое сечение ядерной реакции равно 0,0034 см"7г. Изотоп К" распадается с периодом полураспада Т|л=7,35 с. Энергия наведенного гамма-излучения изотопа К1' равна Е0=6,1 МэВ. Выход гамма-квантов с энергией 6,1 МэВ равен 55 % [4].
Для построения палетки необходимо знать параметры переноса быстрых нейтронов дейтерий-тритисвого генератора и наведенного гамма-излучения изотопа V6 в горных породах различного вещественного состава. Поэтому предварительно были выполнены расчеты параметров переноса быстрых нейтронов и наведенного гамма-излучения изотопа К16. Расчеты параметров переноса быстрых нейтронов выполнены в диффузионном приближении. Расчет параметров переноса гамма-излучения радионуклида осуществлялся по методике, предложенной Г.М. Воскобойниковым [1].
Средневзвешенные по энергии быстрых нейтронов эффективные сечение рассеяния найдены методом численного интегрирования с использованием атласа эффективных нейтронных сечений. При этом учитывались начальная Е0 и конечная Еп энергии нейтронов. Для рассматриваемого случая начальная энергия была равна энергии нейтронов дейтсрий-тритиевого генератора Е0=14,1 МэВ, а конечная совпадала с порогом реакции 0:6(п,р)М!6 и составляла Еп=Ю МэВ.
При расчете параметров переноса гамма-излучения нижняя пороговая энергия принималась равной уровню дискриминации регистрируемых гамма-квантов. Начальная энергия наведенного
гамма-излучения изотопа принята Е0=6,1 МэВ. За конечную энергию принят уровень
дискриминации наведенного гамма-излучения Еп=0,15 МэВ.
Для указанных условий длина замедления быстрых нейтронов Ц до пороговой энергии реакции (У6(п,р)М16 6.12 см, длина диффузии Ь наведенного гамма-излучения изотопа !М16 6.44 см. При этом параметр переноса а= 0.318 см"'.
Отличные от нуля элементы каждого столбца прямой матрицы в рассматриваемом случае имеют следующие значения: 0,00406; 0.0977; 0.796; 0.0977; 0,00406. Отличные от нуля элементы каждой строки обратной матрицы имеют следующие значения: 0.013; -0.158; 1.275; -0.158; 0.013.
Матрица М"1 имеет 5-диагональный вид. Элементы матрицы, находящиеся на каждой диагонали, равны между собой. Это обстоятельство используется при построении палетки для определения содержания кислорода по пяти измеренным значениям потока наведенного гамма-излучения изотопа
Вопрос о литологическом расчленении медноколчеданных руд и определении границ оруденения по содержанию кремнезема решается на основе непрерывных измерений наведенного гамма-излучения изогона А128 (£,-1,78 МэВ, Т1/з=2,31 мин), возникающего в результате реакции на быстрых 5>г8(п,р)А128. Кремний является основным породообразующим элементом горных пород, вмещающих оруденснис, где его содержание может достигать 30 %. На рудных интервалах содержание кремния резко уменьшается. Поэтому рудные интервалы выделяются минимумами потока наведенного гамма-излучения изотопа А128.
При активации кремннйсодержащей среды потоком дейтерий-тритиевого генератора нейтронов с начальной энергией Е0=14,1 МэВ ядра стабильного изотопа кремния Б!2* в результате пороговой реакции 8128(п,р)А128 превращаются в искусственно-радиоактивный продукт Аг . Порог реакции Еп=3,9 МэВ. Эффективное сечение реакции 380 мбарн. Массовое макроскопическое сечение ядерной реакции равно 0,00754 см2/г. Изотоп А128 распадается с периодом полураспада 1
мин. Энергия наведенного гамма-излучения изотопа Л1"' равна Е0=1,78 МэВ. Выход гамма-квантов с энергией 1,78 МэВ равен 100 % [4].
Для построения палетки необходимо знать параметры переноса быстрых нейтронов дейтерий-тритиевого генератора и наведенного гамма-излучения изотопа А1:$ в горных породах различного вещественного состава. Поэтому предварительно были выполнены расчеты параметров переноса быстрых нейтронов и наведенного гамма-излучения изотопа АГ\ Расчеты параметров переноса быстрых нейтронов выполнены в диффузионном приближении. Расчет параметров переноса гамма-излучения радионуклида А128 осуществлялся по методике, предложенной Г.М. Воскобойниковым (1).
Средневзвешенные по энергии быстрых нейтронов эффективные сечения рассеяния найдены методом численного интегрирования с использованием атласа эффективных нейтронных сечений. При этом учитывались начальная Ес и конечная Еп энергии нейтронов. Для рассматриваемого случая начальная энергия была равна энергии нейтронов дейтерий-тритиевого генератора Е0= 14,1 МэВ, а конечная совпадала с порогом реакции "я(п,р)Л1Л и была равна Еп=3,9 МэВ. Начальная энергия наведенного гамма-излучения изотопа А128 принята равной Е©=1,78 МэВ. За конечную энергию принят уровень дискриминации наведенного гамма-излучения, равный Еп=0,15 МэВ.
Для указанных условий длина замедления быстрых нейтронов Ь, до пороговой энергии реакции 5и28(п,р)А128 3.08 см, длина диффузии наведенного гамма-иглучения тотопа А128 5.18 см При этом параметр переноса а= 0.518 см .
Отличные от нуля элементы каждого столбца прямой матрицы в рассматриваемом случае имеют следующие значения: 0.00021; 0.037; 0.925; 0.037; 0,00021. Отличные от нуля элементы каждой строки обратной матрицы имеют следующие значения: 0.00149; -0.043; 1.083; -0.043; 0.00149.
Обратная матрица имеет 5-диагональный вид. Элементы матрицы, находящиеся на каждой диагонали, равны между собой. Это позволяет построить палетку для определения содержаний кремния по пяти измеренным значениям потока наведенного гамма-излучения изотопа А128.
Для оценки величины пересчетного коэффициента выполнены измерения наведенного гамма-излучения в горных породах с известным содержанием определяемых элементов. Измерения выполнены методом непрерывного импульсного спектрометрического нейтронного активационного каротажа (ИНАК-С) на одном из типичных медноколчеданных месторождений Урала. Вмещающие оруденение горные породы сложены андезито-дацитовыми туфами, содержащими 60-65 % БЮ». 15 %
А120з> 5-8 % Ре203+Ре0, 3 % М$»0 и 4-6 % К20+Ыа20. При этом среднее содержание кремния равно 29 %. Среднее содержание кислорода равно 43,4 %.
Для активации использовался скважинный импульсный генератор нейтронов (ИГН-6) с энергией нейтронов 14,1 МэВ. Наведенное гамма-излучение разлагалось в спектр по энергиям с помощью 1Ч'а1(Т1)-детектора и регистрировалось с помощью гамма-спектрометра СГСЛ-2 и каротажного самописца. Спектрометр предварительно настраивался на регистрацию аналитической линии изотопа А128 при определении содержания кремния и ' при определении содержания кислорода. Измерения наведенного гамма-излучения выполнялись в промежутках между импульсами нейтронов в течение 45 мкс с задержкой 1,=4500 мкс после каждого импульса. Длина зонда при выполнении ИНАК-С(А128) и ИНАК-С(К16) была равна 1,5 м. При этом оптимальные скорости каротажа составили 100 м/ч для изотопа А1 * и 530 м/ч для изотопа Ы16.
Средний наведенный эффект на вмещающих горных породах составил 6000 имп/мин для изотопа А128 и 2400 имп/мин - для изотопа >}16. Таким образом, пересчетныс коэффициенты для определения содержания кремния и кислорода в рассматриваемом случае оказались равными 206.9 имп/мин на 1 % кремния и 55.3 имп/мин на 1 % кислорода.
БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК
1. Воскобонников Г.М. Теоретические основы селективного гамма-каротажа // Изв. АН СССР. Серия геоф.,1957. №3. С. 351-352.
2. Давыдов Ю.Б., Давыдов В.Ю. Теоретические предпосылки каротажа индуцированного гамма-излучения. Свердловск, 1990. 166 с.
3. Кантор С.А. Основы теории нейтронного каротажа // Прикладная 1еофизика. 1955. Вып. 13. С. 3-13.
4. Филиппов Е.М. Ядерная разведка полезных ископаемых: Справочник. Киев: Наукова думка, 1978. 588 с.
УДК 550.838
A.B. Кузин, В.Е. Петряев
МЕТОДИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ МАГНИТНОЙ СЪЕМКИ ВБЛИЗИ ИСТОЧНИКА ПОМЕХ ЛИНЕЙНОГО ТИПА
При магнитной съемке в промышленно освоенных районах источниками электромагнитных помех выступают линии электропередач (ЛЭП), электрифицированные железные дороги, трубопроводы и т. п. Специальная методическая литерагура [1, 2, 3] рекомендует для учета короткопериодных колебаний (КПК) магнитного поля размещать магнитовариационные станции (МВС) на участке съемки, перемещать их по мере продвижения фронта полевых работ.
При выполнении магнитной съемки на одном из участков в Сысертском районе Свердловской области авторами работы зафиксированы КПК магнитного поля. Для их учета нами были опробованы известные методические рекомендации, а также применены некоторые методические приемы съемки, позволившие более точно учесть вариации и добиться проектной точности съемки. В настоящей статье приведены краткое описание методики магнитной съемки вблизи линейною источника помех и некоторые результаты наблюдений магнитного поля, дающие представление о его характере в этом районе.
Участок съемки располагается в зоне распространения интрузивных и метаморфических пород ультраосновного состава: пироксенитов. серпентинитов, амфиболитов. Магнитная восприимчивость пород достигает величины до 3000 х 10*5 ед. СИ. Аномальное магнитное поле достигает 200-1000 нТл, горизонтальный градиент поля в аномальных участках - до 15-45 нТл/м. Размер участка 200 х 200 м, сеть съемки 10 х 10 м. Ориентировка профилей съемки субмеридиональная. В качестве измерительной аппаратуры использовался протонный магнитометр ММП-203, с датчиком на стабильном веществе (УГТУ-УПИ), и квантовый магнитометр ММП-303, используемый в качестве МВС.
