CC BY
25
исследование иатериалов,
разработка и производство стандартных образцов
MATERIAL ANALYSIS, DEVELOPMENT AND PRODUCTION OF REFERENCE MATERIALS
Статья поступила в редакцию 23 .11. 2015
DOI 10.20915/2077-1177-2015-0-4-22-27 УДК 006.9:53.089.6:556.18
development of a reference material
for water industry
M . Mazanova, V . Zdychova, P . Dryak, R . Bludovsky
The aim of our work was to develop and evaluate a homogenised material for the new IONEX resin reference material for NORM industries. The IONEX resin is a material from water purification filters. This work is a part of the European Research Project MetroNORM "Metrology for Processing Materials with High Natural Radioactivity", contract identifier JRP IND57. The current research resulted from the necessity of installing the technology for removing uranium from water in some areas in Europe [1, 2]. The European project JRP IND57 MetroNORM is perfectly suited for an accurate and precise determination of hazardous NORM materials. Proper evaluation of NORM materials is highly needed for the protection of health and minimization of economic and ecological burdens.
Key words: NORM industry, reference material, IONEX resin, natural uranium .
/When quoting reference: Mazanova M . , Zdychova V. , Dryak P . , Bludovsky R . Development of a reference material * for water industry . Stand. obraz. - Reference materials, 2015, No . 4, pp . 22-33 . (In Russian) .
■......... Authors:
1 MAZANOVA M.
| Mgr. , metrologist, Czech Metrology Institute (CMI), i Regional Branch Prague
Radiova 1a, 102 00 Prague 10, Czech Republic E-mail: mmazanova@cmi . cz
ZDYCHOVA V.
Ing . , metrologist, Czech Metrology Institute (CMI), Regional Branch Prague Radiova 1a, 102 00 Prague 10, Czech Republic E-mail: vzdychova@cmi . cz
DRYAK P.
RNDr. , CSc . , metrologist, Czech Metrology Institute (CMI), Regional Branch Prague Radiova 1a, 102 00 Prague 10, Czech Republic E-mail: pdryak@cmi . cz
BLUDOVSKY R.
RNDr. , CSc . , metrologist, Czech Metrology Institute (CMI), Regional Branch Prague Radiova 1a, 102 00 Prague 10, Czech Republic E-mail: rbludovsky@cmi . cz
Introduction
Naturally occurring radionuclides are present at varying concentrations in many natural resources . Industrial activities that exploit these resources may increase the concentrations of radioactive materials and thus increasing the danger of exposure to Naturally Occurring Radioactive Materials (NORM) in products, by products, residues and wastes . Industry sectors focus on the measurement of ionizing radiation originating from artificial radionuclides . Naturally occurring radionuclides are often taken as a part of the natural background, regardless of their concentrations NORM industries, however, produce large amounts of waste, therefore higher concentrations may significantly add to a range of hazards . When such materials are being handled or processed, it is clearly necessary to determine as accurately as possible the nuclides present and their activity concentrations . This creates the need to develop reference materials enabling accurate measurements of natural radionuclides . The project MetroNORM offers novel reference materials for lots of candidate materials including residue/waste from Ta/Nb ore processing, residue/waste from phosphogypsum processing, coal ash of the type used in building, tuff of the type used in building, residue/ waste from TiO2 production, building aggregates, IONEX resin from water industry, FeO(OH)/MnO2 sludge from water industry and oil wastes . All this will help to increase the production effectiveness and improve and optimize production technology in NORM and TENORM industries The IONEX technology (Fig . 1) is beneficial because it is highly selective for uranium, does not change the taste or properties of drinking water and is easy to operate IONEX is a material from water purification filters used for removing uranium from water and can be regenerated The obtained uranium can be used in another industry
Figure 1. The process of water purification in waterworks
sector Regarding water composition, there are two types of IONEX: weakly basic annex and strongly basic annex . The sample in Fig . 2 is a strongly basic annex . It is a styren-divinylbenzene copolymer with trialkyl-amin-groups . The insoluble matrix in the form of small beads provides a high surface area . Mean bead size is 0 . 64 mm .
Experimental part
Radioactivity measurements were performed by gamma-ray spectrometry employing a high-purity germanium coaxial detector (model GC4018, crystal length 63 mm and diameter 60 . 5 mm) with a cryostat (model 7500SL), preamplifier (model 2002CLS), and digital signal analyser Lynx of 8192 channels manufactured by CANBERRA . The relative efficiency is 40 %, the resolution is 1. 8 keV (FWHM) for the 1. 33 MeV gamma-ray and 0 . 75 keV (FWHM) for the 122 keV gamma-ray of 60Co . A shield containing lead bricks of 10 cm thickness, a Cd material of 0 .1 cm thickness and a brass material of 0 .1 cm thickness were used to reduce gamma-ray background . The sample of IONEX contained a large amount of carbonates (sediments from water, approx . 250 g per 1 kg of IONEX), which caused inhomogeneity of the sample and had to be removed from the sample before y-spectrometry measurement . The sample immersed in distilled water was placed into the ultrasonic bath . Then, the sample was washed with distilled water on a sieve (0 . 3 mm) . Most of carbonates were removed . No significant amount of uranium was detected in the waste water nor in the removed carbonates . The activity was measured with the liquid scintillation counter . The sediments were homogenously distributed in the scintillation cocktail (Ready Gel) and waste water was measured as scintillation cocktail (Ultima Gold) . A sample of the treated IONEX was finally air dried and mixed up
Figure 2. IONEX before (right side) and after (left side) regeneration
Discussion of the results
The same amount of the reference material IONEX resin (94 . 58 (19) g) was filled in seven identical containers to check radiation homogeneity (Fig . 3) . Each of these containers was measured for 50,000 seconds . Then the spectra were analysed and net peak counts of the most intense peaks were compared The coefficient of variation was up to 1 % . The evaluation data of homogeneity for the reference material IONEX resin from gamma-spectrometry measurement are given in Table 1.
Using the MCNP code, total efficiencies and peak efficiencies were calculated with a suitable accuracy The obtained efficiency curves were used for the calculation of the coincidence summing correction factors and the appropriate activities of the samples (Fig 4) The source was placed at the distance of 3 cm from the detector To obtain the efficiency calibration curve for the 3 cm geometry, calculated efficiencies covering the energy range 46 . 54-1. 764 keV were used (Table 2) . The reliability of the Monte Carlo code in calculating summing corrections was tested by comparing the results computed for the mixture of radionuclides with the known activities (radionuclides contained in the sample with silicone rubber: 241Am, 109Cd, 239Ce, 57Co, 60Co, 137Cs, 113Sn, 85Sr, 203Hg and 88Y) .
For measuring geometry 3 cm and the detector GC4018, correction factors were calculated for 235U . They
Figure 3. The reference material IONEX resin filled in seven identical containers
were calculated for predominant y-emissions significantly affected by coincidence-summing effects In order to obtain reliable activity values for some natural radionuclides coincidence summing cannot be neglected in environmental measurements at small source-detector distances . The sample of IONEX resin was kept in an 85-ml metal container of 6 cm diameter, 3-cm height and 1-mm thickness of the bottom (Fig . 5) . The chemical composition of the container is given in Table 3 . Bulk density of the active IONEX sample was 0 . 79 g cm-3 . The content of water in IONEX resin sample was determined as 10 % The samples were
Table 1
Evaluation data from the measurement of the homogeneity
Peak area
Radionuclide Th-234, Pa-234 Th-234, U-235 U-235 U-235 U-235 U-235 Pa-234m Pa-234m
Energy, keV 63.3, 62.7 92.38, 92.8, 93.351 143.767 163.356 185.72 205.316 766.361 1001.026
1 433768 805194 88602 41075 424673 34351 17562 38444
2 433224 815118 88954 41085 426467 34046 17734 38540
3 432327 806705 89403 40195 423955 34071 17763 38725
Sample 4 434702 811453 89754 40775 427172 34355 17874 38635
5 435186 809963 89264 40323 426861 34131 17537 38851
6 437325 812135 89514 40447 427504 34559 17577 38908
7 437749 813453 88022 40192 427184 33775 17928 38907
Average 434897 810574 89073 40584 426259 34184 17711 38716
Standard Deviation 1883 3304 553 363 1280 239 145 170
Coefficient of Variation, % 0 .43 0 .41 0 . 62 0 . 89 0 . 3 0 . 7 0 . 82 0 .44
Figure 4. Peak efficiency and total efficiency curves calculated in MCNP code
Table 2
Thirty-three energies used for MCNP efficiency calculations
Table 3
Elemental composition of the IONEX resin and metal container
E, kev
46 . 54 84 . 21 143 . 8 202 .1 351. 9 766 .4 1120
53 . 2 92 . 38 163 .4 205 . 3 391. 7 798 .1 1461
59 . 54 92 . 8 165 . 9 238 . 6 514 911. 2 1764
63 . 3 112 . 8 185 . 7 295 . 2 609 . 3 969 -
73 . 92 120 . 9 186 . 2 338 . 3 661. 7 1001 -
Figure 5. Sample with reference material IONEX resin
iONEX resin Metal container
Element Abundance, % Element abundance, % Element abundance, %
C 59 . 7 Si 1.1 Zn 0 . 05
N 11. 5 Fe 0 . 24 Ti 0 . 02
O 12 . 2 Cu 0 . 03 Pb 0 . 01
H 11. 4 Mn 0 . 53 Al 97 . 51
S 4 . 6 Mg 0 . 61 Cr 0 . 02
U 0 . 5
Table 4
Calculated coincidence summing corrections factors for the sample in 3-cm geometry
Radionuclide E, kev cs
U-235 143 . 77 1. 0035
U-235 163 . 35 1. 0014
U-235 185 . 72 1. 0035
dried in a desiccator with P2O5 . The elemental composition of the IONEX analysed by Elementar vario EL III is also given in Table 3 .
The summing correction factors were calculated for the main y-emissions of 235U (Table 4) . 238U does not yield any significant y-lines, and its activity can be estimated by means of its progeny 234mPa .
The air-dried sample was measured for 50,000 seconds The activity of each radionuclide for a peak at energy E was computed according to the following formula [3]:
A = -
N
■ C
£• t ■ Y
c = i/(Kc ■ Ks )
(E0) = 1 + P)P(E^ ■ sy ' P(E0)
, Ps (2)■ P(EI2 )• P(E22 )
P (E 0)
KC (E0) = 1 - Pc (LX)• T (LX)- Pc (KXa)-T (KXa)-Pc\KX) (KXp)--Pc(E1l)T(E\)-Pc(E12 )T(E12 ).„
where N is the number of counts in a given peak area corrected for background peaks of a peak at energy E, e is the peak efficiency at energy E, t is the counting live time, Y is a number of gammas per disintegration of the nuclide for a transition at energy E, Cs = KC ■ KS - true
Table 5
Activity of Unat (235U, 238U) in the air-dried sample
Radionuclide Mass activity, kBq/kg
U-235 6 . 5 (1) (k = 1)
U-238 145 (4) (k = 1)
summing coincidence correction factor for summing in KS and summing out KC effects, Ps(i) denotes the summing coefficients, P(F11), P(£21), P(E12), P(E22) and P(E0) denote peak efficiencies for photons with energy E11, E21, E12, E22 and E0, E0 = E11 + E21 = E12 + E22 = . . . , Pc denotes the summing coefficients of the E0 with LX, KXa, KXp, E11, E1 2 The results of calculated activities are given in Table 5 The spectrum of the sample, gathered for a long time period of 50,000 s, contains many gamma energy lines (Table 6) and is shown in Fig . 6 .
Conclusion
Homogenised material for the new reference material for water industry was evaluated This candidate refer-
Figure 6. Characteristic net gamma spectra of the source with IONEX containing natural radionuclides
Table 6
Natural radionuclides with energies (E) and gamma emission probabilities (Y) derived from the spectra [4]
RN E, keV Y, % RN E, keV Y, %
Th-234 63 . 3 (2) 3 . 75 (8) U-235 163 . 356 (3) 5 . 08 (3)
Th-234 73 . 92 (2) 0 . 0133 (14) U-235 185 . 72 (4) 57 (3)
Th-231 84 . 214 (13) 6 ■ 7 (7) U-235 202 .12 (1) 1. 08 (2)
Th-234 92 . 38 (1) 2 .18 (19) U-235 205 . 316 (4) 5 . 02 (5)
Th-234 92 . 8 (2) 2 .15 (19) Pa-234m 766 . 361 (20) 0 . 323 (4)
Th-234 112 .81 (5) 0 . 215 (22) Pa-234m 1001. 026 (18) 0 . 847 (8)
U-235 143 . 767 (3) 10 . 94 (6)
ence material was prepared from a real NORM material . IONEX material is usually contained in the filters for water purification where it removes uranium from drinking water The radioactive homogeneity of the reference material was validated from the measurements of seven identical samples . Evaluation results show that the samples with IONEX reference material are radioactive homogenised up to 1 % For the activity measurement of the 235U and 238U, the HPGe detector was used, and the MCNP model was applied for the calculation of the correction factors The MCNP code
was tested by comparing the results computed for a mixture of radionuclides, contained in the sample as silicon rubber, with the known activities of the radionuclides The activity of the 235U is in units of kBq kg-1 and the activity of the 238U is in hundreds of kBq kg-1.
Acknowledgements
The EMRP is jointly funded by the EMRP participating countries within EURAMET and the European Union .
■...........REFERENCES:
1. Czech Government Decree No . 18/1997 SB . Czech Republic 2002 .
2 . Guidelines for drinking-water quality - 4th edition . ISBN 978 92 4 154815 1. WHO 2011.
3 . Dryak P . , Kovar P . Table for true summation effect in gamma-ray spectrometry . Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry,
vol . 279, No . 2 (2009), pp . 385-394 .
4 . Table de Radionuclides, 2015 . Available at: http://www . nucleide . org/DDEP_WG/DDEPdata . htm .
разработка стандартного образца для водного хозяйства
Мазанова М ., Здыхова В ., Дрыак П ., Блудовский Р .
Данная работа была проведена с целью создания и оценивания однородности материала для нового стандартного образца смолы IONEX, предназначенного для контроля при производстве радиоактивных материалов природного происхождения. Смола IONEX - это материал из фильтров для очистки воды. Данная работа является частью Европейского исследовательского проекта MetroNORM «Метрология для обработки радиоактивных материалов природного происхождения», контракт JRP IND57. Настоящее исследование обусловлено необходимостью в технологиях для очистки воды от урана в некоторых районах Европы [1, 2]. Европейский проект JPRIND557 MetroNORM полностью подходит для правильного и точного определения потенциально опасных материалов с природной радиоактивностью. Достоверная оценка радиоактивных материалов природного происхождения необходима для охраны здоровья и минимизации экономических и экологических затрат.
Ключевые слова: производство радиоактивных материалов природного происхождения, стандартный образец, смола IONEX, природный уран .
/Ссылка при цитировании: Разработка стандартного образца для водного хозяйства / М . Мазанова [и др . ], пер . " с англ . // Стандартные образцы . 2015 . № 4 . С . 22-33 .
■......... Авторы:
I МАЗАНОВА М.
I Метролог Чешского метрологического института (CMI), i Пражское региональное отделение, магистр
Чешская Республика, 102 00, Прага 10, Радиовая, 1a E-mail: mmazanova@cmi . cz
ЗДЫХОВА В.
Инженер, метролог Чешского метрологического института (CMI),
Пражское региональное отделение Чешская Республика, 102 00, Прага 10, Радиовая, 1a
Введение
Радионуклиды, встречающиеся в природе, присутствуют в различных концентрациях во многих природных ресурсах . При использовании данных ресурсов в производстве концентрация радиоактивных материалов может возрасти, и таким образом возрастет опасность воздействия радиоактивных материалов природного происхождения (РМПП) в продуктах, побочных продуктах, остатках и отходах производства . Промышленные секторы ориентируются на измерения радиоактивного излучения, происходящего из искусственных радиону-
ДРЫАК П.
Метролог Чешского метрологического института (CMI), Пражское региональное отделение, канд. хим . наук Чешская Республика, 102 00, Прага 10, Радиовая, 1a E-mail: pdryak@cmi . cz
БЛУДОВСКИЙ Р.
Метролог Чешского метрологического института (CMI), Пражское региональное отделение, канд. хим . наук Чешская Республика, 102 00, Прага 10, Радиовая, 1a E-mail: rbludovsky@cmi . cz
клидов . Естественные радионуклиды часто воспринимаются как естественно-природный фон независимо от их концентрации . Индустрия РМПП, однако, вырабатывает огромное количество отходов, следовательно, повышенные концентрации могут значительно увеличивать риски . При обработке таких материалов необходимо определить как можно точнее присутствующие нуклиды и их активную концентрацию . Все это обуславливает необходимость создания стандартного образца, обеспечивающего точные измерения радионуклидов естественного происхождения . Проект MetroNORM представляет новые стандартные образцы для многих перспективных
Рис. 1. Установка для очистки воды в системе водоснабжения
материалов, включая остатки/отходы переработки руды Ta/Nb, отходы фосфогипсовой переработки, каменной золы и вулканического туфа, используемых при строительстве, отходы производства диоксида титана и каменных материалов, смолы IONEX от водного хозяйства, FeO(OH)/MnO2 шлам от водного хозяйства и отходы нефти . Все это поможет увеличить эффективность производства и улучшить и оптимизировать технологии производства РМПП и обогащенных радиоактивных материалов . Технология IONEX (рис . 1) целесообразна, потому что является высокоизбирательной по урану, не изменяет вкус и свойства питьевой воды и проста в обслуживании . IONEX - это материал из фильтров, очищающих воду от урана, с возможностью регенерации Полученный уран можно использовать в других промышленных секторах . Что касается состава воды, существует два типа материалов IONEX: слабоосновная и сильноосновная установка . На рис . 2 показано сильноосновная установка . Это стирол-дивинилбензола сополимеры с группами триалкил-амина Нерастворимая матрица в форме небольших шариков обуславливает большую площадь поверхности . Средний размер шариков равен 0,64 мм .
Экспериментальная часть
Радиоактивные измерения проведены методом гамма-спектрометрии с высокочувствительным германиевым коаксиальным детектором (модель GC4018, длина кристалла 63 мм и диаметр 60,5 мм) с криостатом (модель 7500SL), предварительным усилителем (модель 2002CLS), анализатором цифровых сигналов Lynx 8192 каналов производства CANBERRA . Относительная эффективность составляет 40 %, разрешение 1,8 кэВ (FWHM) для
Рис. 2. Материал IONEX до (справа) и после (слева) регенерации
1,33 МэВ гамма-лучей и 0,75 кэВ (FWHM) для 122 кэВ гамма-лучей 60Со . Для снижения фона гамма-лучей применяли экран, содержащий кубики свинца, толщиной 10 см, материал Cd толщиной 0,1 см и медный материал толщиной 0,1 см . Образец IONEX содержал большое количество карбонатов (осадки из воды, примерно 250 г на 1 кг IONEX), что спровоцировало неоднородность образца . Карбонаты были удалены из образца перед измерением методом у-спектрометрии . Образец был погружен в дистиллированную воду в ультразвуковой ванне . Затем образец был вымыт дистиллированной водой на сите (0,3 мм) . Большая часть карбонатов была удалена . Никаких значительных сигналов урана не было выявлено ни в остатках воды, ни в удаленных карбонатах . Активность измеряли при помощи жидкостного сцинтилляционного счетчика . Осадки были однородно распределены в сцинтилляционную смесь (готовый гель), и остатки воды измерялись как сцинтилляционная смесь (Ultima Gold) . Образец обработанного материала IONEX был окончательно высушен на воздухе и размешан
Обработка результатов
Одинаковое количество материала стандартного образца смолы IONEX (94,58 (19) г) было упаковано в семь одинаковых контейнеров для проверки радиационной однородности (рис . 3) . Измерения по каждому контейнеру проводили в течение 50 000 секунд Затем проанализировали спектры и сравнили число чистых пиков наиболее интенсивных пиков Вариационный коэффициент в пределах 1 % . В табл . 1 представлены оценочные данные по однородности стандартного образца смолы IONEX, полученные при помощи измерений методом у-спектрометрии .
Таблица 1
Оценочные данные, полученные при измерении однородности
Радионуклид Th-234, Pa-234 Th-234, U-235 U-235 U-235 U-235 U-235 Pa-234m Pa-234m
Энергия, кэВ 63,3; 62,7 92,38; 92,8; 93,351 143,767 163,356 185,72 205,316 766,361 1001,026
1 433 768 805 194 88 602 41 075 424 673 34 351 17 562 38 444
2 433 224 815 118 88 954 41 085 426 467 34 046 17 734 38 540
3 432 327 806 705 89 403 40 195 423 955 34 071 17 763 38 725
Образец 4 434 702 811 453 89 754 40 775 427 172 34 355 17 874 38 635
5 435 186 809 963 89 264 40 323 426 861 34 131 17 537 38 851
6 437 325 812 135 89 514 40 447 427 504 34 559 17 577 38 908
7 437 749 813 453 88 022 40 192 427 184 33 775 17 928 38 907
Среднее стандартное 434 897 810 574 89 073 40 584 426 259 34 184 17 711 38 716
отклонение 1883 3304 553 363 1280 239 145 170
Вариационный коэффициент, % 0,43 0,41 0,62 0,89 0,3 0,7 0, PO 0,44
Полная и максимальная эффективность были рассчитаны при помощи 1УОР-кода с соответствующей точностью . Полученные кривые эффективности были использованы для расчета коэффициента суммирующей коррекции совпадений и соответствующих активностей образцов (рис . 4) . Источник находился на расстоянии 3 см от детектора . Расчетные эффективности, покрывающие диапазон энергии 46,54-1,764 кэВ, использовались для поддержания кривой калибровки эффективности для геометрии 3 см (табл . 2) . Надежность кода Монте-Карло в расчете суммирующих коррекций была проверена посредством сравнения результатов,
Рис. 3. Стандартный образец смолы 10ЫЕХ, упакованный в семь одинаковых контейнеров
подсчитанных для смеси радионуклидов с известными активностями (радионуклиды, содержащиеся в образце с силиконовым каучуком: 241Am, 109Cd, 239Ce, 57Co, 60Co, 137Cs, 113Sn, 85Sr, 203Hg and 88Y) .
Для измерения геометрии 3 см и детектора GC4018 были рассчитаны поправочные коэффициенты для 235U . Они были рассчитаны для преобладающего у-излучения, на которое в значительной степени влияет суммирование эффектов совпадений . Чтобы поддерживать надежные значения активности для некоторых естественных радионуклидов, нельзя пренебрегать совпадением суммирования в измерениях окружающей среды при
Таблица 2
Значения энергии, используемые для расчетов эффективности MCNP
E, keV
46,54 84,21 143,8 202,1 351,9 766,4 1120
53,2 92,38 163,4 205,3 391,7 798,1 1461
59,54 92,8 165,9 238,6 514 911,2 1764
63,3 112,8 185,7 295,2 609,3 969 -
73,92 120,9 186,2 338,3 661,7 1001 -
0.04 0.03 0.03 0.02 0.02 0.01 0,01 0.00
Кривая пиковой эффективности Кривая общей эффективности
Г
186 keV Л> 186 teV
•< 186 keV •< 186 keV
V
-1-1-1-1 0.00 -1-1-1-1
500 1000 1500 2000 0 500 1 ООО 1500 2000
Е, Ке\ Е, кеУ
Рис. 4. Кривые пиковой и общей эффективности, рассчитанные при помощи МС1\1Р-кода
малых расстояниях между источником и приемником . Образец смолы IONEX был помещен в металлический контейнер объемом 85 мл, 6 см в диаметре, высотой 3 см, толщина дна 1 мм (рис . 5) . Химический состав контейнера указан в табл . 3 . Объемный вес активного образца IONEX составил 0,79 г/см3 . Содержание воды в образце смолы IONEX определено как 10 % . Образцы были высушены в сушильной печи с присутствием P2O5 . Элементный состав материала IONEX проанализирован при помощи прибора Elementar vario EL III и приведен в табл 3
Суммирующие поправочные коэффициенты были рассчитаны для основного у-излучения 235U (табл . 4) . Присутствие 238U не привносит каких-либо значительных у-линий, и его активность можно оценить, используя продукт его распада 234mPa
Рис. 5. Образец со стандартным образцом смолы IONEX
Высушенный на воздухе образец измеряли в течение 50 000 секунд . Активность каждого радионуклида для пика при энергии Е рассчитывалась по следующей формуле [3]:
Таблица 3
Элементный состав смолы IONEX и металлического контейнера
смола iONEX металлический контейнер
Элемент концентрация, % Элемент концентрация, % Элемент концентрация, %
C 59,7 Si 1,1 Zn 0,05
N 11,5 Fe 0,24 Ti 0,02
O 12,2 Cu 0,03 Pb 0,01
H 11,4 Mn 0,53 AI 97,51
S 4,6 Mg 0,61 Cr 0,02
U 0,5
Таблица 4
Рассчитанные коэффициенты суммирующей коррекции совпадений для образца в 3 см геометрии
Radionuclide E, kev cs
U-235 143,77 1,0035
U-235 163,35 1,0014
U-235 185,72 1,0035
^ = — • с,
е-(• У
0 , + Р (!)• Р Е, )• Р( Е 2,)
^ ! Р(Е0)
Ps (2)• Р(Е\2)• Р(Е22)
Р (Е 0)
Кс (Е0) = 1 - Рс (IX)• Т (IX)- Рс (КХа)-Т (КХа)-Рс\КХ) (кхв)--Рс (Е11 )• Т (Е11)-Рс (Е12 )Т (Е12 )...
где N - число отсчетов в заданной площади пика, скорректированное для фоновых пиков пика при энергии Е;
е - эффективность пика при энергии Е; 1 - отсчет живого времени; Y - число гамм в распаде нуклида для перехода при энергии Е;
С = Кс • KS - истинный коэффициент коррекции суммирующих совпадений для суммирования в ^ и исключения эффектов КС;
Рв([) - суммирующие коэффициенты;
Таблица 5
Активность ипгЛ(235и, 238и) в образце, высушенном на воздухе
Радионуклид Массовая активность, kBq/kg
и-235 6,5 (1) (к = 1)
и-238 145 (4) (к = 1)
Р(Е11), Р(Е21), Р(Е12), Р(Е22) и Р(Е0) - эффективности пиков для фотонов с энергией Е11, Е21, Е12, Е22 и Е0, Е0 = Е11 + Е21 = Е12 + Е22 = . . . ,
Рс - суммирующие коэффициенты Е0 с LX, КХа, КХв, Е11, Е12 .
Результаты рассчитанных активностей приведены в табл . 5 . Спектр образца, собираемый в течение длительного времени - 50 000 секунд, содержит множество линий гамма-излучения (табл 6, рис 6)
Заключение
Проведены исследования гомогенизированного материала для нового стандартного образца для водного
Е, кеУ
Рис. 6. Характерные чистые гамма-спектры источника с материалом ЮМЕХ, содержащим естественные радионуклиды
Таблица 6
Естественные радионуклиды с энергиями (Е) и вероятностями гамма-излучений (У), полученными из спектра [4]
RN E, keV Y, % RN E, keV Y, %
Th-234 63,3 (2) 3,75 (8) U-235 163,356 (3) 5,08 (3)
Th-234 73,92 (2) 0,0133 (14) U-235 185,72 (4) 57 (3)
Th-231 84,214 (13) 6,7 (7) U-235 202,12 (1) 1,08 (2)
Th-234 92,38 (1) 2,18 (19) U-235 205,316 (4) 5,02 (5)
Th-234 92,8 (2) 2,15 (19) Pa-234m 766,361 (20) 0,323 (4)
Th-234 112,81 (5) 0,215 (22) Pa-234m 1001,026 (18) 0,847 (8)
U-235 143,767 (3) 10,94 (6)
хозяйства . Данный перспективный стандартный образец был изготовлен из настоящего РМПП материала . Материал 10ЫЕХ обычно содержится в фильтрах для очистки воды (для удаления урана из питьевой воды) . Радиоактивная однородность стандартного образца подтверждена измерениями семи идентичных образцов . Результаты оценивания показывают, что материалы стандартного образца Ю1МЕХ однородны по радиоактивности в пределах 1 % . Для измерения активности 235и и 238и применяли НРОе-детектор, для расчета коэффициентов коррекции применяли МС1\1Р-модель . МС1\1Р-код был проверен сравнением результатов, вычисленных для смеси радионуклидов, содержащихся в образце сили-
конового каучука, с известными активностями радионуклидов . Активность 235и представлена в единицах kBq кд-1 и активность 238и в сотнях kBq кд-1.
Благодарности
Организация EMRP совместно финансируется странами-участниками EMRP в рамках Европейской ассоциации национальных метрологических институтов и Европейского союза .
Перевод Д.В. Сторожковой, ФГУП «УНИИМ»
■...........AMTEPATyPA
1. Czech Government Decree No . 18/1997 SB . Czech Republic 2002 .
2 . Guidelines for drinking-water quality - 4th edition . ISBN 978 92 4 154815 1. WHO 2011.
3 . Dryak P . , Kovar P . Table for true summation effect in gamma-ray spectrometry . Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry,
vol . 279, No . 2 (2009), pp . 385-394 .
4 . Table de Radionucleides, 2015 . Available at: http://www . nucleide . org/DDEP_WG/DDEPdata . htm .
