Нейтронно-
радиационный
анализ
МОСКВА ЭНЕРГОАТОМИЗДАТ 1984
УДК 539.16.08
Нейтронно-радиационный анализ/В.И. Гума, А.М. Демидов, В.А. Ива-
нов, В.В. Миллер. М.: Энергоатомиздат, 1984. 64 с.
Изложены физические основы, экспериментальная методика нейтрон-
но-радиационного метода анализа содержания изотопов и элементов, ис-
пользующего регистрацию мгновенного y-излучения, возникающего
при взаимодействии нейтронов с ядрами: при захвате тепловых и резо
нансных нейтронов, при неупругом рассеянии быстрых нейтронов и де
лении ядер. Рассматриваются применение метода в геологии, горнопе
рерабатывающей промышленности и медицине, а также возможность
использования метода при анализе сплавов, почвы, ядерного топлива
и биологических объектов.
Для научных и инженерно-технических работников.
Авторы: В.И. Гума, А.М. Демидов, В.А. Иванов, В.В. Миллер
Рецензент: А.Л. Якубович
Н
2304000000-090
-------------- Свод. пл. подписных изд. 1984
051 (01)-84
©Энергоатомиздат, 1984
ВВЕДЕНИЕ
Наука и промышленное производство, медицина и сельское хозяйство,
добыча полезных ископаемых и охрана окружающей среды не обходятся
сегодня без анализа состава веществ. Требования к объему аналитических
исследований и метрологическим характеристикам методов анализа не-
прерывно возрастают. Круг задач, которые ставятся перед аналитикой, по-
стоянно расширяется, усложняются условия, в которых необходимо про-
водить исследования. Несмотря на то что имеется богатый арсенал хими-
ческих, физико-химических и физических методов определения состава
веществ [1], возникает необходимость дальнейшего совершенствования
существующих и создания принципиально новых методов анализа.
В последние десятилетия на базе достижений ядерной физики и элект-
роники развились ядерно-физические методы анализа элементного и изо-
топного состава веществ. Важное достоинство ядерно-физических мето-
дов состоит в том, что в большинстве своем они являются инструменталь-
ными методами, не требующими химической и другой сложной пробо-
подготовки, обеспечивают экспрессность и допускают автоматизацию
аналитического процесса. При этом, в принципе, ядерно-физические ме-
тоды позволяют находить содержание изотопов, но при работе с естест-
венными смесями изотопов они являются методами элементного анализа.
Важное место среди ядерно-физических методов анализа занимают ме-
тоды, основанные на спектрометрии у-излучения, возникающего при раз-
личных ядерных реакциях с нейтронами. Большая проникающая способ-
ность нейтронного и у-излучения обеспечивает нейтронным у-спектромет-
рическим методам высокую глубинность анализа для объектов большого
объема, позволяет осуществлять дистанционный анализ без отбора проб и
непосредственного контакта с исследуемым объектом.
Основными типами нейтронных источников, применяемых в настоящее
время для нейтронного у-спектрометрического анализа, являются ядерные
реакторы, нейтронные (d — 7")-генераторы и изотопные источники. Ядер-
ные реакторы обеспечивают максимальные нейтронные потоки и наивыс-
шую чувствительность анализа. Однако применение изотопных источников
и генераторов нейтронов позволяет проводить аналитические исследова-
ния не только в крупных ядерных центрах, где расположены ядерные
реакторы, но и в цехах промышленных предприятий, на полевых станци-
ях геологов, в геологических скважинах, на дне морей и океанов.
Нейтронные у-спектрометрические методы можно разделить на две
группы: с регистрацией запаздывающего относительно момента реакции
с нейтронами у-излучения и с регистрацией "мгновенного у-излучения",
испускаемого за время менее 10”7 — 10”9 с. Методы первой группы от-
носятся к нейтронному активационному анализу, методы второй принято
называть нейтронно-радиационным анализом ( это название уже неодно-
кратно использовалось в отечественной литературе). Это деление связа-
но с современными возможностями экспериментальной техники, исполь-
з
зуемой для аналитических целей, разделить по времени моменты погло-
щения нейтрона и регистрации испускаемого у-излучения.
Наибольшее применение нашел нейтронно-активационный анализ, при
котором облучение исследуемого объекта и измерение наведенной актив-
ности осуществляют последовательно во времени. Это облегчает задачу
спектрометрии у-излучения, позволяет избавиться от фона, вызван-
ного нейтронным источником, и повысить селективность анализа в резуль-
тате оптимизации времени облучения, "охлаждения" и измерения. Однако
не все элементы имеют достаточно большие сечения активации нейтрона-
ми, кроме того, слишком малые или слишком большие периоды 0-распа-
да неблагоприятны для активационного анализа, что ограничивает область
его применения.
В последние годы все большее развитие и применение находит нейтрон-
но-радиационный анализ. Для изучения структуры ядер спектрометрию
мгновенного у-излучения, возникающего при взаимодействии с нейтрона-
ми, используют давно и плодотворно. Сопровождающее захват нейтронов
у-излучение впервые наблюдали в 1934 г., однако детальное исследование
этого излучения началось в 50-х годах после появления ядерных реакто-
ров — мощных источников нейтронов и развития сцинтилляционных и
магнитных гамма-спектрометров. В настоящее время наиболее системати-
чески изучены спектры у-излучения, возникающего при захвате тепловых
и резонансных нейтронов [2,3], а также при неупругом рассеянии быст-
рых нейтронов реактора [4].
Экспериментальные исследования и оценки, сделанные на основе экс-
периментальных данных, показали перспективность применения мгновен-
ного у-излучения для аналитических целей. Было обнаружено, что этот ме-
тод позволяет находить содержание элементов, не определяемых методом
активации (Н, В, С, N, Р, S, Fe и др.). Для группы элементов (В, Cl, Cd,
Hg, Sm, Gd) анализ по мгновенному излучению обеспечивает сравнительно
низкий предел обнаружения (10” 3 — 10”5 %).
Положительными качествами нейтронно-радиационного анализа явля-
ются следующие.
1.	Возможность анализа представительных проб (до десятков килог-
раммов) без специальной подготовки пробы.
2.	Возможность обеспечения экспрессного анализа.
3.	Возможность одновременного определения нескольких, а с исполь-
зованием различных реакций — всех основных (по массе) элементов в
исследуемом объекте.
4.	Возможность анализа образцов без их механического разрушения.
5.	Возможность проведения анализа без непосредственного контакта
с исследуемым объектом, например, находящимся за стенкой технологи-
ческого оборудования, при каротаже обсаженных скважин.
6.	Низкая остаточная активность.
Однако несмотря на очевидную перспективность данного метода, не-
которые технические и методические трудности сдерживали его примене-
ние. Основные сложности сводятся к следующему.
1.	Большая сложность у-спектра требует применения, спектрометров с
высоким энергетическим разрешением.
2.	Высокий уровень фона требует специальных мер по его снижению.
3.	Быстрые нейтроны создают в детекторе радиационные дефекты, что
снижает время его работы. Поэтому проблема оптимизации условий из-
мерения и защиты детектора для данного метода является весьма острой.
4
Число работ по нейтронно-радиационному анализу в последние годы
резко возросло, причем большинство из них посвящено использованию
(л, у)-реакции на тепловых нейтронах. В опубликованных работах показа-
на большая перспективность применения этого метода в геологии и геофи-
зике, в горной, перерабатывающей промышленности и в медицине. Разра-
батываются аппаратура и создаются методики для изучения состава гор-
ных пород путем измерений в скважинах (in situ) для контроля состава
вещества в ходе технологического процесса (on line) для определения
содержания некоторых элементов в живых организмах (in vivo).
Авторы книги преследуют цель рассмотреть результаты разработок
нейтронно-радиационного анализа [5 — 11] ив какой-то мере проанализи-
ровать возможности метода, в первую очередь с использованием германи-
евых детекторов. Книга является первым относительно полным изложе-
нием метода, поэтому в ней уделено много внимания его физическим ос-
новам.
Глава 1
ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ
НЕЙТРОННО-РАДИАЦИОННОГО АНАЛИЗА
1.1. ОСНОВНЫЕ ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЕ ПАРАМЕТРЫ,
ОПРЕДЕЛЯЮЩИЕ ЧУВСТВИТЕЛЬНОСТЬ МЕТОДА
При нейтронно-радиационном анализе исследуемое вещество облучают
нейтронами и регистрируют мгновенное у-излучение. Спектр этого излуче-
ния — в большинстве случаев линейчатый — индивидуален для каждого
нуклида, что позволяет идентифицировать нуклид, а по интенсивности
у-линий найти его содержание. При работе с естественными смесями
изотопов определяют содержание элементов. Спектры мгновенного
7-излучения могут быть очень сложны, однако для определения концентра-
ции нуклида (элемента) используют только одну или несколько наиболее
интенсивных линий, которые называют аналитическими.
В общем случае для скорости счета в детекторе от аналитической ли-
нии можно записать:
Ny = Н Ф (Еп, г) с (г) NAp х
V Еп
а (Еп) /у (Еп)
X ------—1—— е (Еу, T]dEndV,	(1)
А	1
где Ф (Еп, г) — плотность потока нейтронов с энергией Еп в точке г ;
с (г) — концентрация определяемого элемента; Ид — число Авогадро;
р — плотность исследуемого вещества; о (Еп) — сечение используемой
для анализа реакции; 1у(Еп) — выход у-квантов в этой реакции; А —
атомная масса определяемого элемента; е (Еу, г) — вероятность регистра-
ции у-кванта с энергией Еу, рожденного в точке г. Интегрирование прово-
дится по всему объему исследуемого объекта и по спектру нейтронов.
Очевидно, простая однозначная связь между /Vy и с (г) существует
только при очень малом объеме анализируемого вещества и монохрома-
тичности нейтронного потока в образце. Однако нейтронно-радиационный
анализ привлекает к себе внимание возможностью использования образ-
цов большой массы, что вызывает необходимость искать пути учета та-
ких факторов, как Ф (Еп, г ) и е(Еу, г), нахождением дополнительных
сведений о них или постановкой модельных и градуировочных экспери-
ментов. Проблема определения концентраций в образцах большой массы
не является специфической для рассматриваемого метода, она возникает,
например, и при нейтронно-активационном анализе. К данному вопросу
мы вернемся позднее.
Существенными для чувствительности анализа являются величины
о (Еп) и /у (Еп). Ниже они будут рассмотрены более детально для различ-
ных типов взаимодействия нейтронов с ядрами.
1.2. СЕЧЕНИЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКЦИЙ, ВЫЗВАННЫХ НЕЙТРОНАМИ
С изменением энергии нейтронов изменяются механизм их взаимодей-
ствия с ядрами и сечение этого взаимодействия. Рассмотрим часть этого
сечения, связанную с испусканием у-квантов.
Для медленных нейтронов (Еп < 0,5 эВ) при отсутствии близких ре-
зонансов сечение радиационного захвата нейтрона изменяется по закону
11\/ Еп\ В общем случае это сечение определяется удаленностью тепловой
области от ближайшего резонанса и значениями его параметров. И то, и
другое являются случайными величинами, и поэтому наблюдается значи-
тельный разброс сечений от долей миллибарна до сотен тысяч барн. Сростом
массы ядра сечения в среднем возрастают и уменьшаются вблизи магичес-
ких чисел.
Большие флуктуации сечения создают предпосылки для избирательнос-
ти анализа к некоторым элементам (нуклидам). Эти флуктуации несколь-
ко сглаживаются при элементном анализе по сравнению с изотопным, так
как иногда очень большие сечения захвата наблюдаются для изотопов
с небольшим содержанием в естественной смеси.
Если сечение реакции подчиняется закону 1 /\/Еп\ то число захватов
в единицу времени в 1 см3 может быть записано как Nnv0o0, где /V —
число ядер в 1 см3; nv Q — поток нейтронов; о0 — сечение при Еп =
= 0,025 эВ. При этом нет зависимости от температуры нейтронов. В том
случае, когда ход сечения значительно отличается от закона 1 /VЕп, при
расчете скорости реакции можно пользоваться «/-факторами Весткот-
та [17]. Для учета вклада надтепловых нейтронов Весткотт предложил
записывать сечение в виде
6 = а0 (£+<$),
где 6 — сечение с учетом отступления хода сечения от закона 1/д/Ёр и
вклада надтепловых нейтронов; г — доля надтепловых нейтронов; s —
аналог (/-фактора для надтепловых нейтронов.
В резонансной (0,5 эВ < Еп < 1 кэВ) и в промежуточной (1 кэВ <
< Еп < 500 кэВ) областях сечение может сильно изменяться с энергией
нейтронов. Возможность выбирать энергию нейтронов (по времени проле-
та от пульсирующего источника или другим способом), равную резонанс-
ной энергии для интересующего элемента (нуклида), позволяет увеличить
селективность анализа.
С ростом энергии нейтронов появляется возможность протекания та-
ких реакций с испусканием у-квантов, как (п, п'у), (п, ру), (л, ау) и
(п, 2пу), причем, начиная с некоторой энергии, сечение этих реакций
превосходит сечение радиационного захвата. Для этих реакций характерен
порог, связанный с необходимостью возбуждения первого уровня конеч-
ного ядра. В реакции (п, п'у) пороговая энергия Епор для возбуждения
уровня с энергией Еур равна:
^пор = £ур (1 + 1М).
Реакция (п, 2пу) становится возможной при энергии нейтронов выше
энергии связи нейтронов в ядре-продукте, образовавшемся после захвата
одного нейтрона.
Сечение возбуждения уровня в реакции (п, п'у) зависит от углового
момента этого уровня и наличия соседних уровней. Начиная с Епор сече-
7
Рис. 1. Зависимость сечения
возбуждения уровня 1432 кэВ
в 112Cd от энергии нейтро-
нов при различных угловых
моментах этого уровня
Рис. 2. Теоретическая зависимость от энергии
нейтронов сечения возбуждения уровня 1128 кэВ
с J 7Г = 2+ в 106PdO(En) (1), плотности потока
нейтронов Ф(ЕЛ) (2) и произведение 0{Еп) х
хФ(Ел) (3)
ние возбуждения растет с увеличением энергии нейтронов. При наличии
конкурирующих вышележащих уровней сечение проходит через макси-
мум. Этот максимум может не проявиться при измерении выхода у-кван-
тов из-за каскадного заселения уровня. На рис. 1 показана теоретически
рассчитанная зависимость от энергии сечения возбуждения уровня 112Cd
с энергией 1432 кэВ при различных угловых моментах этого уровня. Из
приведенного рисунка следует, что со сравнимой вероятностью в реакции
(п, п'у) возбуждаются уровни, имеющие угловые моменты, отличающие-
ся от углового момента основного состояния ядра на 4 единицы. Зависи-
мость от четности уровня слабая. Из рис. 1 можно также сделать вывод,
что условия анализа будут оптимальны, когда энергия падающих нейтро-
нов превышает энергию 1-го хорошо изолированного уровня на несколько
сот килоэлектрон-вольт. Дальнейшее увеличение энергии нейтронов ве-
дет к возбуждению следующих уровней, возможному уменьшению сече-
ния возбуждения данного уровня и усложнению у-спектра.
Использование для Анализа по неупругому рассеянию монохроматичес-
ких нейтронных пучков затруднительно по ряду причин. Применение нейт-
ронных генераторов с энергией нейтронов 14 МэВ и Ро —Be- или Ри —Ве-
источников может дать хорошие результаты только для легких ядер, где
первые уровни расположены высоко. В случае более тяжелых ядер исполь-
зование указанных выше источников нейтронов приводит к возбуждению
многих уровней и тем самым к сложному спектру у-квантов. Несомнен-
ный интерес для нейтронно-радиационного анализа представляет использо-
вание пучков быстрых нейтронов реактора и 2 52 СТ-нейтронных источни-
ков, имеющих при энергии выше 1 МэВ близкие по форме нейтронные
спектры.
При непрерывном нейтронном спектре Ф (Еп) величина заселяемости
(интегральное по спектру нейтронов сечение возбуждения) уровня будет
определяться соотношением
Ps = 7 Ф (£„) о (Еп) dEn.
^пор
8
На рис. 2 показаны спектр быстрых нейтронов реактора Ф (Еп), теоре-
тически рассчитанное сечение неупругого рассеяния о(Ел) для уровня
1128 кэВ ядра 106Pd и произведение Ф (Еп) о (Еп). Максимум функции
Фо расположен при энергии 0,35 МэВ, а центр тяжести £П/Эф ПРИ МэВ,
т.е. уровень в среднем возбуждается нейтронами с энергией Еур + Д, где
Д =0,7 МэВ для 112 Cd. Величина Д изменяется с увеличением А от 1,5 МэВ
в легких ядрах до 0,5 МэВ в тяжелых. Если энергия нейтронов такова, что
могут возбуждаться и более высокие уровни, то уровень может заселяться
не только прямым образом по реакции (п, п 'у), но и в результате каскад-
ных переходов.
Зависимость сечения деления от энергии для нечетных тяжелых ядер
(2 3 5 U, 2 39 Ри и др.) аналогична зависимости сечения радиационного зах-
вата, причем при малых энергиях сечение деления следует также закону
1 /\/ Еп'. Не слишком тяжелые четно-четные нуклиды имеют порог деления.
Следует отметить, что при больших энергиях быстрых нейтронов сече-
ния таких процессов, как (п, п'у) и (л, f у), возрастают слабо, но сущест-
венно увеличивается выход реакции (п,ру) и (п, ау) (влияние кулоновс-
кого барьера). При всех энергиях нейтронов с захватом и неупругими про-
цессами конкурирует упругое рассеяние, сечение которого составляет
несколько барн.
1.3. СПЕКТРЫ 7-КВАНТОВ В РЕАКЦИЯХ С НЕЙТРОНАМИ
Предел обнаружения элемента при нейтронно-радиационном анализе
существенно зависит от интенсивности аналитических линий и их располо-
жения в спектре у-излучения, что влияет на их выделяемость из спектра.
Ниже рассмотрены характерные черты спектров у-квантов и расположение
наиболее интенсивных у-линий для различных нуклидов в реакциях с
нейтронами.
у-Излучение захвата тепловых нейтронов. При радиационном захвате
тепловых нейтронов ядро-продукт оказывается в возбужденном состоя-
нии, энергия которого равна энергии связи нейтрона Вп. Затем ядро пере-
ходит в основное состояние путем последовательных у-переходов.
Верхняя граница спектра у-квантов, образующихся по реакции (л, у)
на тепловых нейтронах, не превосходит энергии связи нейтронов в ядре-
продукте. Энергия связи нейтрона уменьшается с возрастанием атомного
номера. Так, в ядре 15N Вп= 10833 кэВ, а в ядре 239U = кэВ.
Значение Вп зависит от четности числа нейтронов и протонов в ядре и бли-
зости к магическим числам.
Большая энергия связи нейтрона создает, как правило, благоприятные
условия для выделения из у-спектра высокоэнергетических у-линий дан-
ного нуклида.
Общая форма у-спектра в реакции (л, у) определяется двумя фактора-
ми: 1) расположением и характеристиками уровней, лежащих ниже Вп\
2) зависимостью вероятности переходов И/от энергии. В случае тяжелых
ядер, принимая для 14х ~ Е& (а = 3 -г5) и для плотности уровней р ~
— exp 2у/аЕ* (а = 16 МэВ-1) или р ~ exp Е^/Т (Т = 0,6 МэВ), получаем
теоретически рассчитанный спектр, изображенный на рис. 3. Высвечивание
захьзтного состояния в этом случае происходит каскадами с четырьмя или
даже шестью ступенями (см. рис. 3).
Для нейтронно-радиационного анализа существенна индивидуальность
у-спектра каждого нуклида. Оказывается, что наибольшая индивидуаль-
9
700
Рис. 3. Теоретически рассчитанные спектры у-из-
лучения 1—4 ступеней при каскадном высвечивании
нечетного ядра с энергией возбуждения 7 МэВ.
Пунктиром показан интегральный спектр
Рис. 4. Спектр у-излучения, возникающего при реак-
ции 149Sm (л, у) 150Sm на тепловых нейтронах,
измеренный магнитным комптоновским спектро-
метром [2]
600
500
Оо
$
£ ЧОО
ность у-спектра наблюдается в первой и последних ступенях каскадных пе-
реходов в исходное состояние. Она обусловливается особенностями
расположения и характеристик нижних 5 — 10 уровнёй. На рис. 4 показан
у-спектр 150Sm, измеренный магнитным комптоновским спектрометром.
В низко- и высокоэнергетической частях этого спектра располагаются ха-
рактерные интенсивные у-линии, которые и используют для анализа.
В легких и близких к магическим ядрам высвечивание в значительной
степени ограничивается двумя-тремя ступенями в каскаде и одним интен-
сивным переходом в основное состояние. Высокоэнергетическая (Еу >
> 3 МэВ) часть спектра у большинства ядер соответствует переходам из
захватного состяния на низколежащие уровни. Появление отдельных на-
иболее интенсивных у-линий в этом участке спектра связано с конкретной
структурой возбужденных состояний ядер и особенностями высвечивания
захватного состояния. В частности, существенным моментом является тот
10
факт, что из захватного состояния наиболее вероятны электрические ди-
польные переходы и возможен прямой переход захваченного s-нейтрона
на р-орбиту. Эта особенность, например, обусловливает хорошую чувст-
вительность анализа для области ядер с 30 < А < 70 (Ti, V, Cr, Мп, Fe,
Со, Ni, Си, Zn и др.). При уменьшении плотности уровней (околомагичес-
кие и легкие ядра) интенсивности отдельных 7-переходов также возраста-
ют. При благоприятном сочетании нескольких факторов мы имеем /jnax =
= 35-Н00% и Еу > 6,5 МэВ ( Fe, Ni, Pb) , в неблагоприятном случае
/max _ qj -?0,5% и Sy ^5 МэВ (235 (/, Ей) (/™ах —интенсивность наибо-
лее сильной линии в спектре).
Рассмотрим далее факторы, определяющие интенсивность 7-линий в
низкоэнергетической (Еу < 3 МэВ) части спектра. Местоположение этих
7-линий в спектре определяется расположением и характеристиками са-
мых нижних уровней ядра, а интенсивность — заселяемостью в процессе
каскадного высвечивания. Процесс каскадного высвечивания приводит
к тем большей заселяемости уровня с данным угловым моментом J,
чем ниже он лежит. Так, в частности, заселяемость первого хорошо изоли-
рованного уровня с угловым моментом, близким к угловому моменту
захватного состояния, может превышать 50%. Однако если вблизи перво-
го уровня будут расположены другие уровни с то количество 7-ли-
ний возрастет пропорционально их числу и средняя интенсивность соот-
ветственно уменьшится. Таким образом, положение самой интенсивной
линии в низкоэнергетической части спектра зависит от энергии первого
уровня с -/~Лахв- С точки зрения нейтронно-радиационного анализа
существенно, чтобы энергия этой 7-линии лежала выше 0,2 МэВ, так как
7-излучение с меньшей энергией мало пригодно для целей анализа из-за
сильного поглощения.
Исходя из известных закономерностей в положениях первых уровней
различных ядер, можно судить о благоприятных или неблагоприятных
условиях анализа по 7-квантам низких энергий, что особенно существенно
при изотопном анализе: наиболее благоприятные условия существуют для
легких (А 30) и околомагических излучающих ядер, а также для сред-
них (А 60) четно-нечетных ядер и всех четно-четных сферических ядер.
Во всех этих случаях первые уровни хорошо изолированы, имеют энергию
порядка 0,5—1,0 МэВ и для них ожидается заселяемость порядка 50%,
т.е. четность числа нейтронов и протонов для излучающего нуклида явля-
ется весьма существенным фактором, влияющим на чувствительность
нейтронно-радиационного анализа по низкоэнергетическим 7-квантам.
Более детально с исследованием 7-излучения, возникающего при взаи-
модействии тепловых нейтронов с ядрами, можно ознакомиться в работах
[8-11].
Необходимые для нейтронно-радиационного анализа с использованием
тепловых нейтронов данные, такие, как сечения радиационного захвата
тепловых нейтронов ос (при Еп = 0,025 эВ), энергии и интенсивности
7-линий, наиболее удобных, с нашей точки зрения, для анализа, приведе-
ны в приложении (данные на конец 1981 г.).
При отборе 7-линий мы не пользовались каким-либо формальным кри-
терием. Учитывали выход 7-квантов и положение 7-линии. Предпочтение
отдавалось хорошо выделяемым из спектра данного элемента линиям с
большей энергией 7-квантов. В скобках указаны погрешности в единицах
последней цифры. Использованные данные для 7-линий с энергией более и
менее 3 МэВ отделены интервалом. При составлении этой таблицы использо-
вали обзоры [2,3,6,7,12], значения ос взяты из работы [13] и последующих
11
публикаций. Более детальную информацию оу-спектрах можно получить в
работе [2]. При нахождении энергий для у-переходов в высокоэнергетичес-
кой части спектра иногда использовали соотношение {Вп - Еур) ,а для низко
лежащей части (Еур 2 — Еур i) с учетом и в том и другом случаях энергии от-
дачи ядра. При этом использовались данные исследований структуры энер-
гетических уровней ядер, образующихся в результате различных реакций
и /3-распада (наиболее прецизионные или адаптированные данные).
Приведенные /у не усредняли, а брали из наиболее достоверных, по
мнению авторов, источников. В некоторых случаях для нахождения
/у в элементе применяли данные по исследованию нуклида с учетом его
вклада в захват тепловых нейтронов элементом.
На рис. 5 даны величины ос ах'в/А и /™ах'н /Д для различных эле-
ментов, где /™ах,в и /™ах'н — максимальная интенсивность у-линий в
верхней {Еу > 3 МэВ) и нижней частях спектра. Эти величины характери-
зуют чувствительность определения элементов в случае использования у-
излучения, появляющегося при захвате тепловых нейтронов. Из рис. 5
видно, что относительная чувствительность нейтронно-радиационного ана-
лиза на тепловых нейтронах для элементов изменяется в пределах неско-
льких порядков. Для некоторых элементов (В, Cd, Sm, Gd) она на 3—4
порядка выше, чем среднее значение чувствительности определения боль-
шинства элементов. Рис. 5, а и б наглядно иллюстрируют тот факт, что
чувствительность анализа по у-линиям низкоэнергетической части спектра
для большинства элементов в среднем на порядок выше из-за больших
величин /™ах .
у-Излучение радиационного захвата резонансных и промежуточных
нейтронов. При переходе от резонанса к резонансу в данном нуклиде об-
щая форма у-спектра в тяжелых ядрах и низкоэнергетическая часть спект-
ра изменяются слабо. Однако интенсивности у-переходов из захватного
состояния на низколежащие уровни могут изменяться очень резко, что да-
ет возможность выбирать нейтронный резонанс, наиболее благоприятный
для анализа, исходя из наибольшей интенсивности наиболее удобной для
анализа линии. Очевидно, при элементном анализе переход от резонанса
к резонансу, принадлежащих различным изотопам, приведет к кардиналь-
ному изменению у-спектра элемента.
Трудности при количественной оценке содержания нуклида в случае
использования резонансных нейтронов могут возникнуть из-за резкой
энергетической зависимости сечения в резонансе, немонохроматичности
пучка нейтронов, конечной толщины образца и недостаточной статисти-
ческой точности измерения у-спектра.
Интенсивность резонансных нейтронов можно увеличить, отказавшись
от монохроматичности. Довольно широкий непрерывный спектр резонанс-
ных нейтронов получают с помощью различного рода фильтров. Кадмие-
вый фильтр отрезает нейтроны с Еп < 0,5 эВ, и вклад в захват нейтронов
вносят все резонансы, лежащие выше этой энергии. При малой плотности
резонансов резонансный интеграл в значительной степени определяется
первым низкорасположенным резонансом, этот же резонанс определяет
захват в тепловой области. Поэтому у-спектры с кадмиевым фильтром
и без него различаются незначительно. Различие в спектре может возник-
нуть только из-за различия резонансных интегралов элементов при отсут-
ствии корреляции этих интегралов с сечениями в тепловой области.
В случае применения борного фильтра, поглощающего нейтроны до
энергий 50—100 эВ, захват нейтронов в тяжелых ядрах будет определяться
многими лежащими выше резонансами. При этом флуктуации интенсив-
12
J
2 "
\ о
-2
-3
-¥
6d
О
- Be
C
Ll
О
в
о
N
О
" -»
о
с
о
F
О
Cl
о
Sc
ОД1 Мп
5 о.
NO
О w
О ° о
Ne Р
0
О
Cd.
О
5s
Sm °У
О °
ей
о
Ir Au
OO
Nd
О
la
OPr
5 О
Rh т«
о
о
КГ
о
OY
ВГ Sr
ZnOO<zn
о
бе
О
5 ^C0°n<oi
о о v 9 °
Si A v re си
р
ООО
foca
Mo
Orc
Хе
О I
(
CS
т о,
Pd
°Тс Pd S'KV'6
zr О О ck Те бо
О W
Nb °
Rb °
О
SboO
Sn
О
Yb
^O°Tm
««о°Оо-“
О
тъ

ow
Та О°Т1РЪ
о «вТ(5о
OS
о
01
О
235
Th U
OO
O23tfa
°)
О 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 65 70 75 80 85 90 95 z
¥
3
2
H
О
OB
Cd
О
О Cd
Sm
О
О
EU
о9
/
0
-/
-2
-3
Na
О
Lt
О

Cl
о
SC
о
он
Сг
со
о
Кг
о
se
К
° 79эМпСа О МО
с Аг О Ni оЛ%Л?гО
Л ипп О
ОСа
О
юр
Fe
N
° NerPSb
 "О
Be AL
О F
С о
О
0
о
п^ООО
оЧ°“
Zn
п О
Тс ° о
о Аз
Pd
О
О Ли
Y о
Nb
О
Kb OOZr
Хе
о
Cs
Те I
Sb
о
Sn
о
Nd
О
Рг
о°а
Ва
° ОСе
°Ет
О Н*
О
LU
О
оо
УЬ О
Та
ЯеО OPt
О OS
Те
О
НО
о
Tm
Tb
о
IP
°ОАи
235 и
О
w
о
25^
О
О
Th
S)
О 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 65 70 75 80 85 90 95 г
Рис. 5. Относительные чувствительности определения содержания элементов при ис-
пользовании у-излучения, испускаемого при захвате тепловых нейтронов:
а — по верхним линиям спектра; б — по нижним
ностей переходов из захватного состояния на низколежащие уровни рез-
ко уменьшаются, а интенсивности ^-переходов будут зависеть в основном
от различия угловых моментов и четностей исходного и конечного состоя-
ний в переходе. Спектр соответственно усложняется, а /™ах в общем слу-
чае уменьшается. Спектры у-излучения многоизотопных элементов более
сложны из-за наложения спектров отдельных изотопов. Вклад изотопа бу-
дет пропорционален его содержанию в элементе и резонансному интегра-
лу в области Еп > 50—100 эВ.
Фильтры из скандия или Fe + Al + S на нейтронных пучках реактора
обеспечивают поток промежуточных нейтронов с энергией 2 или 24 кэВ и
шириной около 1 кэВ в первом случае и примерно 2 кэВ во втором.
Нейтроны с энергией 24 кэВ образуются также при использовании Sb —
Ве-нейтронных источников. Захват промежуточных нейтронов эквивален-
тен захвату на многих резонансах. Новой особенностью такого захвата яв-
ляется появление вклада от захвата на р-нейтронных резонансах. При на-
личии уровней с Л = 1/2+, 3/2* или 5/2* вблизи основного состояния
p-захват может привести к появлению интенсивных £7-переходов с энерги-
ей, близкой к энергии связи нейтрона. Такой эффект наблюдается для
ядер в области атомных масс порядка 90.
До настоящего времени резонансные и промежуточные нейтроны не
использовали для элементного нейтронно-радиационного анализа вне
пределов физического эксперимента.
у-Излучение неупругого рассеяния быстрых нейтронов. Следует обра-
тить внимание на две особенности у-излучения, испускаемого в реакции
(п, п 'у):
а) у-линии в реакции (п, п'у) имеют доплеровское уширение ДЕу
и смещение ~&Еу при изменении угла 0 между направлением регистрации
у-квантов и пучком первичных нейтронов. Уширение и смещение зависят
от соотношения времени жизни уровня тур и времени замедления ядра-
отдачи тзам (тзам « 10~13 с). При Тур ^тзам в случае использования
быстрых нейтронов реактора:
* с _ £ур Г / £ур +<л + 11 Г~р . ’ 1
Д£7=— V— [V — У£ур + Дл]
и
£у / 2 (£vd + Д„) '
6 Еу =	V ------------- cos О,
1 А + 1	931
где 0 — угол, под которым установлен детектор в лабораторной системе;
Дп равна средней энергии рассеянных нейтронов. Например, для у-лини>/
Л,43 МэВ из реакции 12С (п, п'у) при угле 90° имеем Д ЕуЪ 60 кэв.
Для ядер с А « 100 и Еу « 1 МэВ Д Еу и 6 Еу порядка 0,5 кэВ;
б) у-излучение, испускаемое в реакции (п, п'у) анизотропно, угловое
распределение симметрично относительно 0 =90° в системе центра масс.
Угловое распределение у-квантов «сильно зависит от порядка испускаемо-
го мультиполя, смесей мультиполей, если они возможны, и угловых мо-
ментов основного состояния ядра, а также начального и конечного состоя-
ний в переходе. Зависимость от четностей состояний более слабая. Анизо-
тропия может достигать десятков процентов.
14
HI о
Na
о
AS
Fe Ge°c
О
о se
о
Zn Вг
Ti
О
V zn вг *" Ml
°°.NiO Ояр "ъ
Sc
О
СП о
о Си
о
Ga
О
GO
О
мл
Cd
О
In
Ru О (
?о“оо °.
1 Rh
5b
О
оек°<
о
ZP
PdO
4’
I
о
чОТс
5л
Оз
се
о
Ва
О
Sm
О
Nd
О
О La
О
Рг
О
„ Ьи Та
Но о о
о
олъ
W
о
Re
OO0S
8г
О
Ей Dy ,
°О°^
УЬ п*
Cd О О
О
qAu
О H(J
Въ
%°
о
ть
Th
о
о
и
к
оса
о
^>0
21—1 I I I I I I I 1—1 I I I I I I I 
5 Ю IS 20 25 30 35 40 45 50 55 60 65 70 75 80 85 90 Z
Рис. 6. Величины /<у (Fe) для элементов
Как уже отмечалось, наиболее систематические данные [4] о 7-излуче-
нии реакции (п, п'у) получены для спектра нейтронов реактора. В ра-
боте [4] за 100% принимали, как правило, выход 7-квантов для наиболее
интенсивной линии. Для линий, относительная интенсивность которых
принята за 100%, определяли /у (Fe) — выраженное в процентах отноше-
ние интенсивности аналитической 7-линии к интенсивности линии 847 кэВ
5 6 Fe при равном количестве ядер рассматриваемого элемента и железа в
облучаемом образце. Велечины /у (Fe) характеризуют относительную
чувствительность определения элементов (рис. 6).
Все нуклиды можно разделить на следующие группы по характерным
особенностям 7-спектров: ядра 12С, 16О и 208 РЬ; легкие ядра с А <40;
четно-четные сферические ядра; четно-четные несферические ядра; ядра
с нечетным А.
Рассмотрим особенности 7-спектров этих групп.
а.	При распаде первых уровней 12 С, 16О и 2°8РЬ испускаются характер-
ные 7-кванты с энергиями соответственно 4439,2; 6130,7 и 2614,7 кэВ.
У большинства ядер в этих областях энергий интенсивных 7-линий от не-
упругого рассеяния нейтронов не ожидается, что создает благоприятные
условия для нахождения содержания углерода, кислорода и свинца.
К недостаткам необходимо отнести сильное доплеровское уширение 7-ли-
нии 12 С, что снижает чувствительность обнаружения этого элемента.
б.	7-Спектры ядер с А < 40 относительно просты и простираются до 3—5
МэВ. Первый наиболее эффективно заселяемый уровень обычно лежит при
энергии 0,5—2,5 МэВ, что создает благоприятные условия для определе-
ния содержания легких элементов.
в.	Четно-четные ядра с вибрационной структурой уровней имеют пер-
вый уровень 2+ при энергиях 0,4—1,5 МэВ. Следующие два или три уровня
(0*, 2+ и 4+) лежат при вдвое большей энергии и их заселяемость уже на
порядок ниже. Переход с первого уровня в основное состояние обуслов-
ливает хорошую чувствительность при обнаружении данной группы нук-
лидов.
15
Энергия фотонов,Мэй
Рис. 7. Спектр 7-излучения деления урана
г.	Для четно-нечетных несферических
ядер аналитические линии ожидаются при
энергиях 200—300 кэВ и около 1 МэВ.
д.	В ядрах с нечетным массовым числом
уже при малых энергиях возбуждения
(~ 1 МэВ) наблюдается большая плот-
ность уровней, определяющая достаточно
сложный спектр у-квантов. В данной груп-
пе ядер по форме у-спектра можно выде-
лить ряд подгрупп. Мы остановимся
на двух из них.
В ядрах с нечетным А средних атомных масс и в ядрах, близких к маги-
ческим, несмотря на сложность 7-спектров наблюдается сравнительно ин-
тенсивные 7-линии при энергиях 0,3—1,0 МэВ (Sc, V, Мп, Со, Ga, As, I,
Nb, Rh, Ag, In, Bi и т.п.). Для определения содержания этих элементов вы-
годнее использовать 7-линии с энергией менее 1 МэВ.
В несферических нечетных по А ядрах при малых энергиях возбужде-
ния плотность уровней из-за ротационных полос выше, чем в сферических,
и спектр 7-квантов ожидается очень мягким. Однако исследования спект-
ров 7-квантов этих ядер в реакции (п, п'у) показали наличие одной очень
интенсивной 7-линии при энергии 0,2—0,5 МэВ, что представляет интерес
для анализа.
При переходе от изотопного к элементному анализу становится сущест-
веным число стабильных изотопов и их содержание. В выигрышной ситуа-
ции оказываются при этом элементы с А < 70 и элементы, имеющие изо-
топы с числом нейтронов, близких к магическим числам (Zr, Ва, Се, РЬ),
в которых один из изотопов имеет большое содержание.
Для некоторых легких ядер (31Р, 32S, 39К, 40Са и др.) помимо реак-
ции (п, п'у) при небольших энергиях нейтронов становятся возможными
реакции (п, ру) и (п, ау). Появление дополнительных каналов реакции
играет отрицательную роль, так как усложняет 7-спектр и уменьшает се-
чение реакции для конкретного уровня.
Мгновенное 7-излучение при делении ядер. В процессе деления энергия
возбуждения осколков сначала в основном уносится путем испускания
избыточных нейтронов и только после того, как энергия возбуждения
осколков становится меньше энергии связи нейтронов в осколке, проис-
ходит испускание 7-квантов. Поскольку исходных возбужденных состоя-
ний очень много (из-за наличия большого количества разных осколков
деления и различия их возбуждения) и они высвечиваются путем каскад-
ных переходов, то 7-спектр не имеет отдельных линий (по крайней мере
при Еу > 1 МэВ) и быстро спадает с увеличением энергии. На рис. 7 пока-
зан спектр мгновенного 7-излучения, испускаемого при делении 235 U
тепловыми нейтронами. Полная энергия мгновенного 7-излучения на один
акт деления равна 7—9 МэВ при В—10 7-квантах, испускаемых в процессе
каскадного высвечивания. Последнее обстоятельство дает возможность
использовать спектрометры множественности 7-квантов, состоящие из
нескольких детекторов и позволяющие при регистрации отделять деление
ядер от радиационного захвата.
16
Глава 2
ТЕХНИКА И МЕТОДИКА
НЕЙТРОННО-РАДИАЦИОННОГО АНАЛИЗА
2.1.	ИСТОЧНИКИ НЕЙТРОНОВ, ПРИМЕНЯЕМЫЕ
ДЛЯ НЕЙТРОННО-РАДИАЦИОННОГО АНАЛИЗА
Возможности нейтронно-радиационного анализа в значительной мере
определяются такими характеристиками источника нейтронов, как нейт-
ронный поток, его спектральный состав и особенности изменения во вре-
мени (стационарный, импульсный, модулированный). Выделяют три ос-
новных типа источников: ядерные реакторы, изотопные источники и нейт-
ронные генераторы.
Максимальная чувствительность и точность анализа достигаются при ис-
пользовании ядерных реакторов.
Требования к энергетическому спектру нейтронного потока определя-
ются характером сечения реакции, используемой для нахождения концен-
трации интересующего элемента: порог реакции, положение резонансов и
т.п. Спектр нейтронов можно изменять, используя замедлители, монохро-
маторы и фильтры. Применение импульсных источников нейтронов позво-
ляет повысить селективность анализа, используя различие времени проле-
та и времени замедления нейтронов. При прочих равных условиях для ана-
лиза на тепловых нейтронах предпочтительнее источник с более мягким
спектром нейтронов и минимальным у-излучением.
В настоящее время наиболее часто используют изотопный источник на
основе 2S2Cf, находят применение также 210 Ро -Be-, 239Pu — Be-,
241 Am — Be- и Sb — Be-источники. Их основные характеристики приведе-
ны в табл. 1.
Особенности нейтронных генераторов как источников для нейтронно-
радиационного анализа состоят в следующем:
1.	В выключенном состоянии они являются радиационно-безопасными.
2.	Нейтронные генераторы являются управляемыми источниками,
энергию и выход нйтронов в которых можно изменять в широких преде-
лах. В реакции 2Н (d, п) 3Не могут быть получены нейтроны с энергией от
2 до 10 МэВ, а в реакции 3 Н (d, п) 3 Не — от 12 до 20 МэВ.
3.	При сравнительно небольшом ускоряющем напряжении порядка
150 кВ генераторы нейтронов являются источниками практически моно-
хроматического излучения с энергией нейтронов 2,46 МэВ [реакция
Таблица 1. Характеристики изотопных нейтронных источников
Источник	Г1/2	Удельный выход нейтронов, нейтр./ (с - Ки)	Средняя энергия нейтронов, МэВ
210Ро—Be	138,4 сут	2,6 • 106	4,3
241 Am —Be	458 лет	2,5- 106	4,3
239Pu-Be	2,44-104 лет	1,4- 106	4,5
252Cf	2,65 года	2,5- 1012	2,4
Sb-Be	60 сут	1,6- 106	0,024
17
2H( d, п) ] и 14,1 МэВ [реакция 3H(d, п)]. При этом выход нейтронов
достигает значения порядка 109 и 1011 нейтр./с соответственно.
Промышленность выпускает разнообразные нейтронные генераторы.
Выход нейтронов для лабораторных генераторов откачного типа, напри-
мер Н Г-150, достигает примерно 1011 нейтр./с. Скважинные генераторы
на отпаянных трубках изготавливают различного диаметра (от 32 до
90 мм), выход нейтронов достигает 109 нейтр./с. Однако в основном
скважинные генераторы являются низкочастотными (до 20 Гц), что зат-
рудняет проведение нейтронно-радиационного анализа в скважинах. Име-
ется настоятельная необходимость разработки и выпуска высокочастот-
ных скважинных нейтронных генераторов, в том числе с дейтериевыми
трубками с частотой 1000—10000 Гц и со средним выходом нейтронов
10® — 109 нейтр./с.
2.2.	НЕКОТОРЫЕ ВОПРОСЫ у-СПЕКТРОМ Е ТРИ И
При нейтронно-радиационном анализе практически наиболее широко
используют у-спектрометры на основе сцинтилляционного или Ge-детек-
тора.
Возможно применение антикомптоновских спектрометров с окружени-
ем Ge-детектора большими кристаллами Nal(TI). Такое усложнение де-
тектирующей системы позволяет снизить предел обнаружения элементов
в 1,5—2 раза.
Остановимся на специфических особенностях использования Ge-детек-
тора. Обычно спектрометрический тракт с Ge-детектором состоит из
предусилителя, усилителя, преобразователя аналогового сигнала в
цифровой код на 256 — 8192 каналов, многоканального анализатора
и выводных устройств. Из-за сложности спектра "мгновенного" у-излуче-
ния по возможности необходимо использовать детекторы с наилучшим
энергетическим разрешением (1,7—2,0 кэВ при 1,2 МэВ). Для решения
многих практических задач можно использовать детекторы с разрешением
3—5 кэВ. Большая эффективность детектора важна, но, с учетом повыше-
ния стоимости детектора при увеличении его объема и ограниченности
срока службы детектора при нейтронно-радиационном анализе, разумно
использовать детекторы с эффективностью 10—15%.
Один из наиболее существенных недостатков применения Ge-детекто-
ра — радиационные повреждения детектора под воздействием быстрых
нейтронов. Они приводят к уменьшению эффективной толщины чувстви-
тельной области, ухудшению разрешения и уменьшению ампулитуды
импульсов.
При рассеянии быстрого нейтрона на ядре Ge последнее приобретает
энергию отдачи, максимальное значение которой определяется формулой
4Мт
=|^^£"=0'ои£"'
где М — масса ядра Ge; т — масса нйтрона; Еп — энергия нейтрона в ла-
бораторной системе координат. Энергия связи атома германия в кристал-
лической решетке £св равна 25 эВ. Поэтому пороговое значение энергии
нейтронов, способных выбивать атом из кристаллической решетки, равно
£пор =463 эВ. Если ядро отдачи, выбитое из кристаллической решетки,
18
обладает энергией больше 2 Есв, то оно, в свою очередь, может произво-
дить смещение ядер Ge из узлов кристаллической решетки. В результате
бомбардировки быстрыми нейтронами в детекторе образуется значитель-
ное число дефектов типа вакансия атомов между узлами, которые называ-
ются дефектами Френкеля. Эти дефекты обусловливают появление глубо-
ких энергетических уровней в запрещенной зоне кристалла. Такие уровни
являются ловушками или рекомбинационными центрами.
При малых энергиях нейтронов сечение появления дефектов мало.
При облучении быстрыми нейтронами ухудшение разрешения уже замече-
но при флюенсе нейтронов порядка 2 • 108 нейтр./см . Резкое ухудшение
энергетического разрешения наступает при флюенсе, равном 109 — 1О10
нейтр./см2, эта величина, по-видимому, зависит от свойств германия.
Перерывы в облучении приводят к некоторому восстановлению его
характеристик. Характеристики восстанавливаются также в результате
специальной процедуры отжига детекторов, изготовленных из сверхчис-
того германия. Критическая доза быстрых нейтронов для детекторов из
сверхчистого германия, которые в последнее время находят все большее
применение, различна для л- и p-типа монокристаллов. Это вызвано следу-
ющей причиной. В коаксиальных детекторах 7-излучение, особенно мяг-
кое, поглощается в основном в приповерхностном слое и, следовательно,
пути электронов и дырок различны. Подвижность электронов в полупро-
воднике больше подвижности дырок, поэтому, если дырки собираются
на внешней поверхности (в л-типе германия), влияние дефектов на разре-
шающую способность детектора меньше. Этот эффект может повысить
радиационный ресурс детектора примерно на порядок.
Флюенс быстрых нейтронов в детекторе может быть грубо измерен по
интенсивности пика с энергией 692 кэВ, принадлежащего 0* — 0+-кон-
версионному переходу в 72 Ge. Для нахождения флюенса быстрых нейтро-
нов необходимо количество отсчетов в этом пике умножить на 18 при об-
лучении быстрыми нейтронами с Еп « 2 МэВ и на 27 при Еп « 3 МэВ
[15]. По форме пика 692 кэВ можно судить качественно о спектре быст-
рых нейтронов, падающих на детектор. Из соотношения площади неуши-
ренной части пика с энергией 594 кэВ, обусловленной реакцией 73Ge
(л, 7) 74Ge, к площади уширенной части этого пика из реакции 74Ge
(л, л'7) или к площади пика 692 кэВ из реакции 72 Ge (л, л'7) можно
судить о соотношении потоков медленных и быстрых нейтронов, падаю-
щих на детектор.
При нейтронно-радиационном анализе имеются некоторые особенности
обработки 7-спектров. Как уже указывалось, спектры 7-квантов из реак-
ций (л, 7) и (л, л '7) очень сложны даже для отдельного нуклида с атом-
ной массой А > 20. Тем более они становятся сложными для смеси эле-
ментов. Дополнительно усложняет спектр фоновое излучение. Соответст-
венно возникает большая вероятность наложения пиков от различных эле-
ментов, и аналитические пики находятся на высоком пьедестале. При
интерпретации 7-спектров из реакции (п,п'у) на легких элементах допол-
нительные трудности может создавать доплеровское уширение пиков.
Большая вероятность наложения 7-линий от различных элементов приво-
дит к необходимости использования не одной, а нескольких аналитичес-
ких 7-линий для каждого элемента. Использование нескольких аналити-
ческих линий повышает статистическую точность измерения и уменьшает
погрешность в нахождении концентраций. Естественно, что обработку
большого числа пиков в спектре и сопоставление их величины с данными
измерения стандартных образцов состава при требуемой экспрессное™
19
можно проводить только с помощью ЭВМ. Определение концентраций
значительно упрощается, если заранее известен элементный состав изуча-
емого объекта. В этом случае можно задать поиск определенных пиков
с заданной шириной и мультиплетной структурой. При этом существенно
сохранение энергетической градуировки спектрометра.
Поиск пиков в спектре, определение площадей, их погрешностей,
поправок на эффективность детектора, учет эффектов поглощения и са-
мопоглощения 7-квантов, разделение пиков не являются специфическими
для нейтронно-радиационного анализа, им посвящены многочисленные ра-
боты, и мы здесь их не рассматриваем.
2.3.	ТЕХНИКА НЕЙТРОННО-РАДИАЦИОННОГО АНАЛИЗА
С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
При нейтронно-радиационном анализе на реакторах используется опыт,
накопленный в исследованиях спектров 7-излучения из реакций (п, у) и
(п, п'у), проводимых при изучении структуры атомных ядер.
В таких исследованиях определились две наиболее рациональные гео-
метрии эксперимента: с образцом, расположенным около активной зоны
реактора, и на выведенном из реактора пучке нейтронов. И та, и другая
геометрия имеют свои преимущества и недостатки.
При размещении образца вблизи активной зоны реактора обеспечивает-
ся большая плотность потока нейтронов, падающих на образец, которая
может достигать значения 5 • 1014 нейтр./(см2 • с), как это имеет место
на реакторе в Гренобле. Это, в частности, позволяет использовать для ана-
лиза по (п, у) -реакции на тепловых нейтронах образцы массой порядка
нескольких десятков миллиграмм и применять дифракционные 7-спектро-
метры и магнитные спектрометры электронов. Такие спектрометры име-
ют значительно более низкую эффективность по сравнению с Ge-детекто-
рами, но более высокую разрешающую способность при Еу < 2 МэВ, что
может обеспечить наибольшую чувствительность анализа.
Для уменьшения фона в таких экспериментах используют каналы,
проходящие по касательной к активной зоне реактора (рис. 8). Между
каналом и активной зоной желательно размещать свинцовый экран тол-
щиной порядка 50 мм, который защищает образец от нагрева 7-квантами,
идущими непосредственно из активной зоны. Для улучшения условий
термализации нейтронов канал размещают в графитовой колонне или в
бериллиевом замедлителе. Систему коллиматоров устанавливают таким
образом, чтобы спектрометр "не видел" стенок канала, первого коллима-
тора и других конструкционных деталей, находящихся в поле нейтрон-
ного потока большой плотности. Пучок 7-квантов от образца фильтруется
водородсодержащим рассеивателем (парафином, полиэтиленом), сме-
шанным с карбидом бора или литием, для поглощения медленных нейтро-
нов. Поскольку фильтры одновременно поглощают 7-излучение от образ-
ца, то их толщина ограничена величиной 10—20 г/см . При такой толщине
фильтра поток быстрых нейтронов на детекторе остается все же сущест-
венным и в спектре фона присутствуют линии от Ge (п, п 'у) -реакции.
Дополнительный фон создает взаимодействие нейтронов с воздухом,
находящимся в той части канала, которая расположена ближе к активной
зоне и "просматривается" спектрометром. Для исключения этого фона
канал необходимо вакуумировать или заполнять гелием.
20
Рис. 8. Схема эксперимента при исследовании у-излучения радиационного захвата
с образцом около активной зоны реактора:
1 — активная зона реактора; 2 — исследуемый образец; 3 — свинцовый экран
для защиты образца от у-излучения из активной зоны; 4 — система коллиматоров
для формирования пучка у-квантов; 5 — фильтр (смесь парафина с карбидом бора)
для удаления нейтронов из пучка; 6 — защита детектора от нейтронов из 6 Li; 7 —
Ge-детектор у-излучения
Вариант организации анализов с образцом вблизи активной зоны реак-
тора обладает более низким пределом обнаружения элементов по сравне-
нию с вариантом расположения образца в пучке нейтронов реактора.
Однако существенными недостатками этого варианта являются большая
остаточная активность образца, невозможность анализа радиационно-
и термически-нестойких веществ, более сложная смена образцов.
Для исследования у-излучения реакции (п, п'у) на быстрых нейтро-
нах с образцом, расположенным вблизи активной зоны реактора, вводят
фильтры из кадмия (~ 0,5 мм) и карбида бора (~ 10 мм), окружающие
образец, но "невидимые" детектором. В "видимой" детектором области
образец окружен 6 Li. Измерения спектров производят, как правило,
при энергиях Еу > 1 МэВ, так как при меньших энергиях наблюдает-
ся резкое повышение фона из-за рассеянного на образце у-излучения из
активной зоны реактора.
Существует большое разнообразие схем эксперимента с выведенным
из канала реактора пучком тепловых нейтронов. Основное различие
их сводится к способу подавления вклада быстрых нейтронов и фонового
у-излучения. Рассмотрим отдельные элементы формирования и вывода
пучка тепловых нейтронов.
1.	Для получения пучка тепловых нейтронов с малым вкладом быст-
рых и резонансных нейтронов, а также у-излучения желательно, чтобы ка-
нал начинался в тяжеловодном, бериллиевом или графитовом отражате-
ле (тепловой колонне) и у-излучение из активной зоны реактора не попа-
дало бы на образец. Таким образом, например, устроен вертикальный ка-
нал из тяжеловодного замедлителя на реакторе в Мэриленде (США).
Поток тепловых нейтронов на образце в этой установке составляет 2 • 108
нейтр./см2 при кадмиевом отношении, равном 55. Другой вариант получе-
ний нейтронного пучка из графитовой тепловой колонны показан на рис.9,
взятом из работы Болотина [8].
2.	Фильтрацию пучка тепловых нейтронов осуществляют пропусканием
его через монокристаллы висмута, кремния, кварца или окиси магния,
21
Рис. 9. Схема эксперимента при исследовании 7-излучения радиационного захвата
образца, помещенного в пучок тепловых нейтронов [в]:
1 — активная зона реактора; 2 — графит тепловой колонны; 3 — шибер; 4 —
бетонная защита; 5 — образец; 6 — ловушка пучка
охлаждаемые до температуры жидкого азота для уменьшения теплового
диффузного рассеяния. Так, охлажденный монокристалл висмута длиной
40 см имеет коэффициент пропускания тепловых нейтронов от 0,1 до 0,3
в зависимости от совершенства кристалла. Поданным Кейна [10], 7-кван-
ты и нейтроны с энергией 2 МэВ ослабляются им в2-107 и 5 • 103 раз соот-
ветственно. На реакторе NRU (Канада) нейтронный пучок выводится из
расположенного по касательной к активной зоне сквозного канала, в ко-
тором находится графитовый блок диаметром 15 см, являющийся источ-
ником нейтронов (см. работу Лоуна и Инглиса в [10]). Пучок фильтрует-
ся висмутом длиной 15 см и кварцевым фильтром толщиной 30 см, ох-
лаждаемым жидким азотом. Без фильтра плотность потока тепловых
нейтронов составляет 1,2 • 108 нейтр./(см2 • с), с фильтром — 9 • 106
нейтр./(см2 • с).
Другой возможностью фильтрации пучка тепловых нейтронов является
пропускание его через изогнутые нейтроноводы. Радиус изгиба нейтроно-
вода зависит от угла полного внутреннего отражения и соответственно
от верхней границы энергии выводимых нейтронов (~ 0,15° для никеля,
напыленного на стекле, и Еп ^0,025 эВ). Ширина щели нейтроновода свя-
зана с его длиной. При ширине щели 2 см длина нейтроновода должна
быть порядка 50 м, чтобы обеспечить отделение теплового пучка от прямо-
го пучка быстрых нейтронов и 7-квантов. Спектр нейтронов в нейтроново-
де смещается в холодную область. Потеря нейтронов в основном обуслов-
ливается поглощением и составляет для нейтроновода из никеля 2% на
метр. Выведенный поток нейтронов определяется потоком холодных
нейтронов в источнике, откуда начинается нейтроновод. Наибольшая
плотность потока нейтронов, полученная с нейтроноводом в Гренобле
(Франция), равна 1,5 * 1010 нейтр./(см2 * с). Нейтроновод, установленный
на исследовательском реакторе мощностью 5 МВт в Университете в Киото
(Япония), имеет сечение 1x7 см, длину 10,8 м и радиус кривизны 833 м
и дает на мишени плотность потока 1,2 • 106 нейтр./(см2  с).
Если пучок нейтронов, полученный с помощью достаточно длинного
нейтроновода, пропускать через вакуумную трубу, а камеру с образцом
окружить защитой из лития-6, то на расстоянии 5 см от камеры фон нейт-
ронов становится сравнимым с естественным фоном.
Пучок тепловых нейтронов, относительно свободный от нейтронов дру-
гих энергий и 7-квантов, можно получить также с помощью брэгговского
отражения от монокристалла и с использованием методики времени про-
лета.
22
Рис. 10. Схема эксперимента при исследовании 7-излучения неупругого рассеяния на
быстрых нейтронах реактора:
1 — ловушка пучка; 2 — образец; 3,4 — защита детектора из полиэтилена с В4С
и свинца; 5 — коллиматор; 6 — активная зона реактора
3.	При конструировании коллиматоров необходимо иметь в виду,
что они являются источниками рассеянных нейтронов и 7-квантов. Поэто-
му необходимо, чтобы между частями коллиматора, на которые падает
основной пучок нейтронов, и детектором было расстояние 50—100 см,
заполненное защитным материалом.
4.	Защита детектора определяется способом формирования пучка и
его чистотой. В идеальном случае детектор достаточно защитить слоем
лития-6 и разместить по возможности ближе к образцу, а защиту от внеш-
них излучателей удалить от детектора на расстояние не менее 1 м. При
пучке, в котором вклад быстрых нейтронов значителен, применяют за-
щиту детектора, состоящую помимо лития-6, окружающего детектор, из
слоя свинца толщиной 10 см и слоя полиэтилена с литием или бором
толщиной 20—40 см. В этом случае детектор оказывается на расстоянии
20—50 см от образца. Промежуточные варианты подбирают исходя из
конкретных условий. При плотности потока тепловых нейтронов 1 • 107
нейтр./ (см2 • с) масса образца, умноженная на среднее его сечение погло-
щения нейтронов, должна составлять примерно 10 г при атомной массе
порядка 100. В этом случае возможно выделение 7-линий с интенсивнос-
тью 0,01—0,001%. Масса образца в экспериментах на выведенных пучках
реактора обычно меньше 50 г.
Некоторые данные об устройстве каналов, которые непосредственно
использовали для нейтронно-радиационного анализа, о потоках тепловых
нейтронов на образце и их размерах приведены в обзоре Андерсона и др.
[11]. Там же можно найти ссылки на статьи, в которых дано более деталь-
ное описание установок. При сравнении плотности потоков тепловых нейт-
ронов на образце и величины кадмиевых отношений по золоту для различ-
ных реакторов необходимо принимать во внимание мощность реактора,
тип замедлителя, из которого выводится пучок, и характер фильтрации.
При выполнении анализа на резонансных и промежуточных нейтронах
определенное преимущество имеют импульсные реакторы или ускорите-
ли, позволяющие применить методику времени пролета.
При работе с быстрыми нейтронами пучок, идущий из канала реактора,
фильтруется от 7-излучения фильтрами из свинца толщиной 100 мм или ес-
тественного урана толщиной 50 мм, а от тепловых и резонансных нейтро-
нов фильтрами из карбида бора толщиной 10 мм и кадмия толщиной 0,5
мм (рис. 10). Для защиты детектора используют слои из 300 мм бориро-
ванного полиэтилена, 100 мм свинца и 3 мм 6 Li. Пучок 7-квантов из об-
разца фильтруется от быстрых нейтронов с помощью 10 см полиэтилена.
23
/£
14
/2
ю
ч/
о
18
I *
2
О
800	1000	1200	1400	1600	1800
Номер канала
Рис. 11. Участок спектра
7-излучения при неупру-
гом рассеянии быстрых
нейтронов реактора на об-
разце нержавеющей стали
[16]
Такой фильтр уменьшает поток 7-квантов с Еу « 1 МэВ на 30%, а поток
быстрых нейтронов на детекторе в 2 раза. Оптимальная масса образцов
составляет около 10 г при плотности потока быстрых нейтронов порядка
107 нейтр./(см2 * с). Уровень непрерывного распределения фона начина-
ет очень резко возрастать при Еу < 450 кэВ из-за рассеяния на 90° остав-
шегося после фильтрации 7-излучения реактора. Фоновые пики обусловле-
ны 7-квантами неупругого рассеяния нейтронов в конструкционных мате-
риалах защиты и детектора, в.частности в германии. Участок спектра 7-
квантов неупругого рассеяния быстрых нейтронов на образце из нержаве-
ющей стали показан на рис. 11 [16].
2.4.	УСТРОЙСТВА ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ АНАЛИЗА ПРОБ
С ИЗОТОПНЫМИ ИСТОЧНИКАМИ И ГЕНЕРАТОРАМИ НЕЙТРОНОВ
' /
Устройства для нейтронно-радиационного анализаЛ^б должны обес-
печивать:
1)	возможно большую для данного источника плотность потока нейтро-
нов нужного спектрального состава в образце^
2)	защиту детектора от прямого и рассеянного нейтронного и 7-излуче-
ний источника;
3)	минимально возможный уровень фонового 7-излучения, обуслов-
ленного взаимодействием нейтронов с конструкционными материалами
устройства;
4)	условия для высокой эффективности регистрации 7-излучения от
исследуемой пробы;
5)	необходимую радиационную защиту обслуживающего персонала.
Эти требования во многом противоречивы и создают значительные тру-
дности при. конструировании устройств для нейтронно-радиационного ана-
лиза пробЦПринципиальная схема устройств определяется, в первую оче-
типом используемых для анализа реакций и, следовательно, диапа-
зоном энергий нейтронов, облучающих образец. Конкретная конструкция
устройств связана, в частности, с размерами и массой исследуемых проб.
До настоящего времени наиболее широко используют анализ на тепло-
вых нейтронах. В этом случае устройство состоит из источника нейтронов,
24
Рис. 12. Схема устройства с располо-
жением пробы вблизи источника нейт-
ронов:
1 — вода; 2,6 — экран из свинца;
3 _ 252Cf-источник; 4 — проба; 5 -
коллиматор; 7 — фильтр из 6LiF;
8 — Ge(Li)-детектор; 9 — блок бо-
рированного парафина
Рис. 13. Схема устройства с расположе-
нием пробы вблизи детектора:
1 — легкая вода; 2 - D2O (замед-
литель); 3 — 252Cf-источник нейтро-
нов; 4 — экран из свинца; 5 — проба;
6 — борированный полиэтилен
замедлителя, элементов защиты детекторов от фонового излучения и
радиационной защиты установки. В литературе описано много различных
вариантов конструкций устройств [5, 10, 11, 17—22]. Рассмотрим основ-
ные особенности этих устройств.
Принципиальные схемы устройств для анализа проб малой массы
(единицы—десятки граммов) рассмотрены в обзоре Гринвуда [10].
Для получения приемлемых пределов обнаружения в этом случае приходит-
ся использовать сравнительно мощные нейтронные источники с выходом
более 108 нейтр./с. Как и при анализе на реакторе, здесь можно выделить
две наиболее рациональные геометрии: с расположением пробы вблизи
источника нейтронов (рис. 12) и вблизи детектора (рис. 13). Оценка, про-
веденная автором обзора, показала, что первая геометрия обеспечивает
чувствительность анализа примерно в 7 раз большую по сравнению со вто-
рой. Из-за возможности фильтрации пучка у-квантов от быстрых нейтро-
нов в первой геометрии фоновые условия могут оказаться лучшими.
К недостаткам этой геометрии необходимо отнести более высокую оста-
точную активность пробы.
Из практических соображений большой интерес представляет нейтрон-
но радиационный анализ с использованием нейтронных источников с вы-
ходом менее 108 нейтр./с. Для обеспечения требуемых пределов обнару-
жения в этом случае, как правило, приходится увеличивать массу ис-
следуемых проб (до сотен и тысяч граммов) и уменьшать расстояние
источник—образец—детектор. Следует'отметить, что независимо от мощно-
сти источника исследования состава проб большой массы представляют са-
мостоятельный интерес, обеспечивая высокую представительность анализа.
Конструкция устройств для нейтронно-радиационного анализа проб
большой массы имеет свои особенности. На рис. 14 показано одно из пер-
вых устройств, предназначенное для анализа проб с массой до нескольких
килограммов [17]. Пробы в полиэтиленовых пакетах помещают в бак
с водой. Для защиты детектора от прямого излучения нейтронного источ-
ника служит фильтр из полиэтилена и свинца. От тепловых нейтронов де-
тектор защищен слоем лития-6. Из-за большого фона рассеянного у-из-
лучения и у-квантов из реакции Н (п, у) Одля анализа используют только
высокоэнергетичные у-кванты (Еу > 3 МэВ).
25
Ф500
Рис. 14. Схема устройства для анализа
проб большой массы:
7 — бак; 2 — 252Cf-источник нейтронов;
3 — полиэтилен; 4 — свинец; 5 — проба;
6 — вода (замедлитель); 7 — Се(и)-детек-
тор
Конструкция одного из немногих
устройств нейтронно-радиационного
анализа, применяемых в промышлен-
ности, показана на рис. 15 [18]. Дан-
ное устройство используют со сцин-
тилляционным у-спектрометром. Ус-
тройство предназначено для анализа
проб с массой. 0,5—1 кг, помещаемых
между источником if детектором, рас-
положенными внутри водородсодер-
жащего замедлителя. Из-за высокого
фона в низкоэнергетической области
спектра (Еу < 3 МэВ) устройство поз-
воляет также проводить анализ лишь
по жестким линиям у-излучения (Е7>
>ЗМэВ).
Трудности одновременного удовлетворения противоречивых требова-
ний, предъявляемых к устройствам для нейтронно-радиационного анализа
представительных проб, наилучшим образом преодолены в устройстве,
описанном в работе [19] . Конструкция этого устройства изображена на
рис. 16.
Рис. 15. Промышленная установка для нейтронно-радиационного анализа проб:
7 — сцинтилляционный детектор; 2 — оргстекло; 3 — шток для смены проб; 4 —
проба; 5 — 252Cf-источник; 6 — парафин
26
Рис. 16. Устройство для анализа проб массой до несколь-
ких килограммов с оптимальной геометрией измерений:
1 — 252СТ-источник; 2 — замедлитель (оргстекло);
3 — отражатель (оргстекло); 4,5 — защита от быстрых
нейтронов (4 — оргстекло, 5 — висмут); 6 — экран
(висмут); 7 — проба; 8 - 6Ь2соз; 9 - кристалл гер-
мания
Нейтронный источник на основе 252Cf поме-
щается внутри предварительного замедлителя
(цилиндр из водородсодержащего вещества),
обеспечивающего смещение максимума спектра
нейтронов в область ~ 1 эВ. Дальнейшее замедле-
ние нейтронов и формирование теплового спектра
происходят в результате многократного рассеяния от стенок отражателя,
образующих полбсть. В этой полости создается однородное поле нейтро-
нов со спектром, близким к тепловому, что позволяет обеспечить равно-
мерное облучение пробы массой до нескольких килограммов, располо-
женной внутри полости. При этом плотность потока нейтронов на поверх-
ности образца практически не зависит от местоположения пробы.
Это дает возможность вплотную приблизить образец к детектору,
обеспечив максимальную эффективность регистрации полезного сигна-
ла, и одновременно недежно защитить детектор от прямого излу-
чения источника в результате увеличения расстояния источник —
детектор и введения между ними фильтра (плексиглас + свинец
или висмут). Описанное устройство обеспечивает высокий коэффициент
использования нейтронов источника. При выходе нейтронов 252СТ-источ-
ника 5 - 107 нейтр./с плотность потока тепловых нейтронов на поверхнос-
ти образца при расстоянии источник—детектор, равном 30—50 см, состав-
ляет 105 нейтр./(см2 • с). Другой важной особенностью описанного устро-
йства является то, что детектор и исследуемый образец защищен от корот-
коволнового у-излучения, возникающего в конструкционных материалах
установки, специальным экраном из висмута. Это существенно снижает
фон в низкоэнергетической области спектра (Еу < 1 МэВ) и позволяет
использовать для анализа расположенные в этой области линии, что в ко-
нечном счете приводит к значительному снижению пределов обнаружения
большинства элементов. Некоторые особенности конструкции, комплек-
сно реализованные в описанном устройстве, присущи устройствам, разра-
ботанным другими авторами [10, 20, 21 ].
При конструировании установок для нейтронно-радиационного анализа
важен правильный выбор конструкционных материалов. Они должны
обладать ядерно-физическими свойствами, наилучшим образом отвеча-
ющими функциональному назначению той или иной детали (замедление,
отражение, рассеивание или поглощение нейтронов, поглощение у-кван-
тов), обладать необходимыми механическими свойствами. В то же время
они должны создавать минимальный фон у-излучения при облучении
их нейтронами. При разработке промышленных установок важным мо-
ментом являются также стоимость материалов и возможность их широ-
кого использования. Для изготовления замедлителей (отражателей) нейт-
ронов обычно используют водородсодержащие материалы (вода, пара-
27
Рис. 17. Схема устройства с
комбинированным замедлите*
лем:
1 — проба; 2 — детектор;
3 — защита из висмута; 4 —
DjO; 5 — 252 Cf-источник ;
6 — графит
Рис. 18. Устройство для ана-
лиза проб на тепловых ней-
тронах с использованием
генератора нейтронов:
7 — замедлитель нейтро-
нов; 2 — монитор потока
нейтронов; 3 — проба; 4 —
защита из кадмия; 5 — де-
тектор; 6 — дейтронный
пучок; 7 — мишень генера-
тора нейтронов
Рис. 19. Геометрия измерений при анализе проб с использова-
нием быстрых нейтронов:
1 — проба; 2 — защита детектора от тепловых нейтронов
(литий-6); 3 — детектор; 4 — защита (висмут, вольфрам,
свинец); 5 — источник быстрых нейтронов
фин, оргстекло, полиэтилен). Для рассеивания ней-
тронов и поглощения фонового у-излучения применя-
ют свинец или висмут (последний более предпочти-
телен) . Для защиты от тепловых нетронов лучше всего
использовать обогащенный изотоп ° Li в виде метал-
ла или в соединениях, не содержащих элементов с
большими сечениями захвата тепловых нейтронов
(например, Li2Co 3). Для изготовления конструкционных деталей предпоч-
тительно использовать цирконий. Стремление уменьшить фоновое у-из-
лучение от захвата нейтронов водородом (Еу = 2223 кэВ) заставляет ис-
пользовать для изготовления замедлителей такие материалы, как графит,
бериллий или тяжелая вода. Применение графита обусловливает сущест-
венное снижение плотности потока тепловых нейтронов на поверхности
образца. Бериллий и тяжелая вода сравнительно дороги и не всегда досту-
пны для практического применения. Устройство с комбинированным за-
медлителем из графита и тяжелой воды (рис. 17) описано в сообщении
Лукандера и Юзитало в [10]. Предназначено оно для нейтронно-радиацион-
ного анализа вещества на ленте транспортера, но, в принципе, может быть
использовано и для исследования проб. Преимущество этого устройства
в полном отсутствии фонового у-излучения водорода.
В устройствах для нейтронно-радиационного анализа проб в большинст-
ве случаев используют 2*2СТ-источники, обладающие сравнительно мяг-
ким спектром нейтронов и низким уровнем собственного у-излучения.
Для снижения фона от быстрых нейтронов обеспечения безопасности
28
работ в качестве источников нейтронов могут быть использованы импуль-
сные генераторы нейтронов. Устройство с генератором нейтронов [22]
показано на рис. 18. Для нейтронно-радиационного анализа на тепловых
нейтронах целесообразно использовать (d, d)-генераторы, дающие нейт-
роны с энергией 2,5 МэВ. То же в большинстве случаев относится и к нейт-
ронно-радиационному анализу на быстрых нейтронах (анализ по 7-из-
лучению неупругого рассеяния), за исключением случаев анализа на кис-
лород и углерод, где необходим генератор нейтронов с энергией 14 МэВ.
Возможная геометрия анализа по 7-излучению неупругого рассеяния пока-
зана на рис. 19. Однако следует отметить, что этот вид нейтронно-радиаци-
онного анализа еще не получил распространения.
2.5.	НАХОЖДЕНИЕ КОНЦЕНТРАЦИЙ ЭЛЕМЕНТОВ
ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ИЗМЕРЕНИЙ
Зависимость аналитического сигнала (скорости счета или числа заре-
гистрированных за время измерения импульсов от аналитической линии)
от концентрации элемента определяется выражением (1). В общем случае
эта связь неоднозначна. На аналитический сигнал влияют параметры
переноса нейтронов и 7-квантов в исследуемой среде, которые необходи-
мо учитывать при интерпретации результатов измерений. В конкретных
случаях выражение может быть упрощено и связь концентрации элемента
• и аналитического сигнала получена в явном виде. Если элемент равномер-
но распределен по объему исследуемого объекта и для данных условий
измерений известны усредненные по спектру нейтронов сечения реакции
и выход 7-квантов аналитической линии, то выражение (1) может быть
приведено к следующему виду:
Ny = cpNA —- J Ф (г) е (Еу, г) dv.
При анализе на тепловых нейтронах а = ос — сечению захвата, усреднен-
ному по максвелловскому спектру нейтронов; 1у — соответствующий
этому спектру выход 7-квантов.
Отношение концентраций двух элементов (1) и (2) определяется фор-
мулой
л/	/т	/	Л	/Ф(г)е(Ег	r)du
ci _ Nyx	а2	ly2	А1	и
с 2 Ny2 А 2	s Ф(г ) е (Еуг г ) dv
v
Если различием в ослаблении аналитических линий в исследуемом объ-
екте можно пренебречь (малые образцы, близкие энергии линий), то
относительные концентрации элементов могут быть легко рассчитаны:
ci	к n7i
с2	Ny2 Tfe
где К = ----—	------ определяют либо по справочным данным,
либо экспериментально, например, по результатам измерений с эталон-
ными образцами; и ^2 ~ эффективности детектора для соответствую-
29
щих энергий 7-квантов. При определении относительных концентраций
элементов в больших образцах (или при измерениях в скважинах) по да-
леко отстоящим друг от друга аналитическим линиям необходимо учиты-
вать различия ослабления у-излучения на пути к детектору. Это может быть
сделано с помощью экспериментально полученной зависимости
/ Ф (г) е (£'7,г) dv ;j
-------------------------=f(Ey),
/ Ф (г ) е (Elf, г ) dr /'yNlf
V
где - аналитические сигналы от различных 7-линий одного и того же
элемента. Зависимость f (Еу) для конкретного случая сравнительно лег-
ко получить при измерениях с Ge-детектором, когда 1\Ц — площади соот-
ветствующих пиков одного элемента.
Для нахождения абсолютных концентраций элементов могут быть ис-
пользованы измерения с эталонными средами (с эталонными образцами),
содержание искомых элементов в которых известно. В этом случае
абсолютную концентрацию элемента в исследуемом веществе записывают
так:
л/^рэт	/Фэт (г) еэт(е7л)^
Сх ~ ^эт	•
ну Рх	J Фж (г ) ex(Ey,r)dv
V
Индексы х и эт относятся к исследуемой и эталонной средам соответст-
венно. Это выражение при анализе малых образцов, для которых несуще-
ственны различия в распределении нейтронов и поглощении 7-квантов,
преобразуется к виду
ЯЭт
г =	------ -----
где Рх и Рэт — масса исследуемого образца и эталона соответственно.
При исследованиях состава больших масс вещества нахождение абсо-
лютных концентраций — задача более сложная. Если среди определяемых
нейтронно-радиационным методом элементов содержание какого-либо
одного известно, то задача сводится к определению относительных кон-
центраций. При исследовании образцов такой элемент может быть добав-
лен специально (метод внутреннего стандарта). Другая возможность
может быть реализована в некоторых случаях при измерениях с Ge-дете-
кторами, когда определяемые элементы или их соединения, химическая
формула которых известна, составляют основную массу вещества. Тогда
для перехода от относительных концентраций к абсолютным может быть
использована нормировка на 100%. Этот прием, в частности, можно ис-
пользовать при анализе руд и концентратов на потоке и при каротаже
скважин. В общем случае для нахождения абсолютных концентраций эле-
ментов в больших массах вещества необходима дополнительная инфор-
мация о его нейтронных свойствах (или характере распределения нейтро-
нов) и параметрах, определяющих ослабление 7-излучения (р, Z3q).
30
Рис. 20. Пояснения к вопросу о применении мо-
нитора для учета матричного эффекта при ана-
лизе образцов:
а — возможный вариант расположения мони-
тора из кадмия в кассете для образца; б —
градуировочная зависимость площади пика сиг-
нала бора (Еу = 478 кэВ) от его содержания,
полученная без учета матричного эффекта (7)
и с поправкой на показания монитора (2)
Эти сведения, а также данные о возмож-
ных изменениях геометрии (высоты слоя
руды на ленте транспортера, диаметра
скважины и т.п.) могут быть получены из
независимых измерений и учтены введе-
нием соответствующих поправок. Для
учета влияния нейтронных свойств при
анализе образцов большой массы (сот-
ни граммов — килограммы) используют
у-излучение монитора, расположенного в кассете, в которую засыпают
исследуемый образец (рис. 20). Монитор изготавливают из вещества, не
содержащего элементы, подлежащие определению (например, селен), но
имеющего достаточно интенсивную линию в спектре у-излучения радиа-
ционного захвата нейтронов. При удачном расположении монитора вариа-
ции нейтронного поля в образце будут приблизительно одинаково влиять
на интенсивность регистрируемого у-излучения образца и монитора.
Нормировка на у-излучение монитора позволяет в значительной степени
ослабить влияние изменения нейтронных свойств образца на результаты
анализа. На рис. 20 показаны экспериментальные зависимости площади
пика у-излучения бора (Еу = 478 кэВ) от его концентрации в образце без
нормировки на интенсивность у-излучения монитора (кривая /) и с со-
ответствующей нормировкой (кривая 2). В последнем случае получена
практически линейная зависимость.
Г лава 3
ПРИМЕНЕНИЕ НЕЙТРОННО-РАДИАЦИОННОГО АНАЛИЗА
К настоящему времени опубликовано уже более 200 работ по при-
менению нейтронно-радиационного метода анализа, причем основная
тема этих работ — выяснение преимуществ и поиск рациональных направ-
лений использования рассматриваемого метода. Следует отметить, что
этот поиск не закончен, ожидается дальнейший прогресс как в тех-
нике анализа, так и в выявлении новых направлений. Ниже будут кратко
рассмотрены только некоторые направления, в которых уже сейчас наибо-
лее четко видна перспективность использования метода.
3.1.	ИСПОЛЬЗОВАНИЕ РЕАКТОРОВ
ДЛЯ НЕЙТРОННО-РАДИАЦИОННОГО АНАЛИЗА
Краткий обзор работ, выполненных в последние годы по нейтронно-
радиационному анализу на зарубежных реакторах, можно найти в мате-
риалах четвертого симпозиума по спектроскопии у-излучения при захвате
нейтронов [11]. Данные о примерных пределах обнаружения элементов,
полученные на вертикальном пучке тепловых нейтронов реактора в Мэри-
лендском университете (США) Андерсоном и другими, приведены в
табл. 2 [11]. Время измерения составляло порядка 12 ч при массе обазцов
1,5 г. Плотность потока тепловых нейтронов на образце 2-108 нейтр./
(см2-с). При времени анализа 12 мин указанные пределы обнаружения
возрастут в 8 раз. Увеличивая массу пробы до 15 г, можно этот предел
снизить примерно в 3 раза.
Указанные в табл. 2 пределы зависят от матрицы образца. Авторы
использовали результаты измерений угля, гавайского базальта и печени
млекопитающего. Относительные величины этих пределов в основном
определяются рассмотренными нами ранее параметрами ос/™ахД.
Существенную роль играют также условия фона в месте расположения
аналитических линий данного элемента. В частности, при нахождении
таких элементов, как Н, Li, Al, Fe, Ni, Cu, Ge и Pb, которые могут входить
в конструкционные материалы защиты детектора, самого детектора и
вспомогательных устройств, необходимо предпринимать специальные
меры защиты детектора от у-излучения из этих матриалов, от облучения
их нейтронами или исключения указанных элементов из материалов ус-
тановки.
Нетрудно заметить, что распределение порогов определения качествен-
но коррелирует с распространенностью элементов, поскольку последняя
тем больше, чем меньше сечение захвата тепловых нейтронов. Следова-
тельно, наиболее распространенные элементы не мешают обнаружению
менее распространенных. В то же время большая группа элементов имеет
примерно одинаковый порог определения от 10"2 до 1 мг/г, что позво-
ляет одновременно находить содержание большого набора этих элементов
при высоком содержании таких распространенных элементов, как О, С,
N, Ри F.
В качестве примера многоэлементного нейтронно-радиационного
анализа на реакторе в табл. 3 даны результаты определения концентраций
элементов во внутренних органах замороженной и высушенной рыбы
[11].
Таблица 2. Примерные пределы для обнаружения элементов с использованием
пучка тепловых нейтронов на реакторе
с, мг/г	Элемент
Ч’ со сч О	О	О	О I	I	I	I	I V)	СО СЧ »-1 О	о	‘о	‘о	‘о т—	т—	Г—	»“	В, Cd, Sm, Gd Cl, Мп, In, Nd, Hg H, K, Ti, 4, Co, Ni, Cu, Ag, Ba, Pt, Au Na, Mg, Al, Si, S, Ca, Cr, Fe, Zn, Ga, Ge, As, Se, Br, Sr, Zr, Mo, Sb
1 - 10	C, N, F, P, Sn, Pb
32
Таблица 3. Концентрация элементов, %, в тканях рыбы
Элемент	Печень	Почки	Мозги	Белые ткани	Красные ткани
Н	10,4 (2)	10,8 (2)	10,2 (2)	11,5(3)	11,8 (3)
В (мгк/г)	6,0 (5)	2,6 (5)	2,5 (4)	3,4 (3)	5,7 (5)
С	61 (3)	62 (9)	59(1)	68(2)	64(2)
N	9,2(10)	11,5(3)	8,6 (4)	6,5 (2)	8,4(2)
Na	0,44 (2)	0,99(11)	1,11 (3)	0,21 (1)	0,87 (5)
Р	—	—	1,7 (3)	—	—
S	1,24(7)	1,07 (8)	1,06 (6)	0,47(1)	1,23 (4)
CI	0,79(1)	0,144(2)	1,31 (1)	0,20(7)	0,76 (6)
К	1,35 (3)	1,13(3)	1,24(3)	0,88(2)	0,76 (3)
Сс1(мкг/г)	13,2(3)	1,4 (2)	0,29 (2)	—	—
Примечание. В скобках указана погрешность измерения в единицах
последней значащей цифры.
Для нейтронно-радиационного анализа на реакторах с использованием
пучков тепловых нейтронов в настоящее время определились следующие
направления.
1.	Определение малых содержаний элементов с высоким сечением
захвата тепловых нейтронов (В, Cd, Sm, Gd, Hg, Cl) в различного рода
образцах: в биологических, в полупроводниках, в сплавах, в реакторных
материалах и т.п. В частности, в этом направлении были проведены работы
еще с магнитным комптоновским спектрометром [23, 24]. Широкое
развитие получили работы по определению бора и кадмия в медицинских
образцах.
2.	Определение содержания всех основных элементов в образцах (до
99% по массе) без его разрушения. При этом для нахождения содержания
таких элементов, как Li, О, С, N, F, Р, Sn и РЬ, дополнительно полезно
привлекать анализ на быстрых нейтронах. Анализ без разрушения необхо-
дим во многих случаях: уникальные геологические образцы, сплавы,
метеориты, химические соединения, фильтры, биологические материалы,
музейные экспонаты, предметы археологических раскопок и т.п. При
этом образцы могут находиться в оболочке и при специальных условиях:
температура, давление, магнитное поле. Соответственно возможен анализ
нестойких и агрессивных химических соединений.
3.	Исследование элементного и изотопного состава радиационно-опас-
ных объектов с использованием внутренней геометрии расположения
образца. Например, определение содержания осколков деления с большим
сечением захвата тепловых нейтронов в отработавших твэлах [10].
4.	Измерение относительного содержания изотопов и элементов с высо-
кой точностью при благоприятном расположении и сравнимых интенсив-
ностях аналитических линий (например, стехиометрические исследова-
ния) .
5.	Определение содержания водорода в металлах (в циркониевых спла-
вах [9]) ив химических соединениях [26].
6.	Определение содержания азота, например в химических соединениях.
7.	Анализ содержания элементов in vivo в медицинских объектах с
использованием „чистых пучков" тепловых и промежуточных нейтронов.
3.2.	ПРИМЕНЕНИЕ НЕЙТРОННО-РАДИАЦИОННОГО АНАЛИЗА
ПРИ ГЕОЛОГО-ГЕОФИЗИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЯХ
Исследование элементного состава горных пород и руд с отбором проб.
Основной объем информации об элементном составе исследуемых геоло-
гических объектов получают при анализе образцов, отобранных с поверх-
ности, из горных выработок или из скважин (керн, шлам). Для этого при-
меняют весь арсенал разработанных к настоящему времени аналитичес-
ких методов, среди которых в последние годы все большее место зани-
мают ядерно-физические. Нейтронно-радиационный анализ образцов не
нашел еще широкого применения в геологических исследованиях, хотя
работы, подтверждающие перспективность его использования при реше-
нии различных геолого-геофизических задач, ведутся давно и существует
множество публикаций, посвященных этому вопросу. Так, различными
авторами показана возможность определения железа, марганца, ртути,
хрома, кадмия, никеля и титана в рудах и концентратах [18, 27, 28, 34]
и серы в углях [28]. Перечисленные работы выполнены с использованием
сцинтилляционных спектрометров, изотопных нейтронных источников и
простейших малоканальных амплитудных анализаторов. Возможности
нейтронно-радиационного анализа в таком техническом оснащении ограни-
чиваются сравнительно небольшим кругом определяемых элементов,
находящихся в несложных матрицах или дающих основной вклад в жест-
кую область спектра (Еу > 3 МэВ). Пределы обнаружения элементов
сравнительно высоки и, как правило, составляют 10”2 — 10”1 %. Число
одновременно определяемых элементов равно 1—2. Однако простота
и доступность используемой аппаратуры, высокая представительность
анализируемой пробы, оперативность анализа оказываются в некото-
рых случаях решающими факторами, определяющими целесообразность
применения нейтронно-радиационного анализа, например, для определения
никеля и железа в представительных грубо дробленных рудных пробах
при разработке месторождений сульфидных медно-никелевых руд [28]
и разведке железорудных местооождений [35]. В обоих случаях исполь-
зуют установку НРА-3 с 2 5 2Cf-источником с выходом 107 нейтр./с и
сцинтилляционным спектрометром. Масса проб составляет 0,5—1 кг.
При времени измерения одной пробы 10 мин предел обнаружения никеля
в сульфидных медно-никелевых рудах составляет 0,1%. Относительная
погрешность определения железа в железорудных пробах при его концен-
трации 30—50% и времени измерения одной пробы 5 мин равна 2—3%.
При использовании спектрометров с Ge-детекторами возможности
нейтронно-радиационного анализа образцов горных пород и руд сущест-
венно возрастают [5, 10, 11, 17, 30—34]. Впервые оценка пределов обнару-
жения отдельных элементов в образцах при использовании спектрометра с
Ge -детектором и изотопного источника нейтронов в сравнении с кларко-
выми содержаниями и минимальными промышленно-ценными концентра-
циями этих элементов в горных породах и рудах сделана в работе [33].
В табл. 4 для 28 элементов приведены минимальные концентрации этих
элементов в основных типах горных пород ^min, в породах концентрато-
рах ст*п и в рудах cPjn [57]. Там же даны пределы обнаружения этих
элементов с”Ра при нейтронно-радиационном анализе проб массой 1 кг на
установке, описанной в разд. 2.4 [19, 34], при использовании 252Cf-источ-
ника с выходом 108 нейтр./с и спектрометра с Ge (Li (-детектором объемом
30 см3. Время измерения одной пробы 60 мин. Естественно, что реальные
34
Таблица 4. Оценка возможностей нейтронного радиационного анализа образцов
горных пород и руд с 252Cf-источником и Ge-детектором
Эле-	n cmirv	* cmin»	r p. cmm»	нра cmin>	Эле-	n cmin»	cmin»	cmirv	нра спр»
мент	%	%	%	%	мент	%	%	%	%
Н							0,1	Fe	10"1	10	10	0,2
в	10"4	10"2	10"1	10"4	Co	10"4	10"2	10	0,01
N							4,5	Ni	10"4	10"1	1	0,1
Na	10"2	1	10	10,1	Cu	10"4	10"2	10’1	0,05
Mg	10"1	10	10	2	Zn	10"3	10“2	1	0,6
Al	10"1	10	10	0,7	As	10"s	10"3	1	0,7
Si	1	10	10	0,9	Ag	10“e	10"s	10“2	8Ю"3
P	10"2	10"1	10	13	Cd	10"6	10"5	10"3	7-Ю’5
S	10“2	10"2	10	0,3	La	10“5	10"2	10"1	10~2
Cl	10~3	10"1	10	0,03	Sm	10"S	10"2	10"1	ю’4
К	10~3	1	10	0,1	Eu	10~e	10"4	10"3	5-10“5
Ca	10"1	10	10	1	Gd	10"s	10"3	10"2	10"4
Ti	10"2	1	10	0,05	Er	10"s	Ю"3	10"2	7Ю“3
Cr	10"3	10"1	10	0,2	Hf	10“s	10"4	10"3	10"4
Mn	IO”2	10"1	10	0,1	Hg	10"e	10"S	10"2	10‘3
пределы обнаружения тех или иных элементов зависят от состава матри-
цы. Приведенные в табл. 4 пределы обнаружения определены для образ-
цов с силикатной матрицей. Пределы обнаружения всех данных в табл. 4
элементов ниже минимальных рудных концентраций. Для некоторых эле-
ментов пределы обнаружения ниже минимальных их концентраций в поро-
дах-концентраторах, а для некоторых ( В, Si, Ti, Fe, Sm, Gd) находятся
на уровне минимальных концентраций в основных типах горных пород.
С учетом данных табл. 4, а также физических особенностей нейтронно-
радиационного метода (глубинности, экспрессное™ и т.п.) можно наме-
тить следующие направления его эффективного применения при исследо-
вании состава геологических и технологических проб:
анализ представительных геологических проб в целях правильной
оценки среднего содержания интересующих компонентов;
оперативный многоэлементный анализ при комплексной оценке руд и
контроле процессов их переработки (горнодобывающие, горноперераба-
тывающие предприятия);
при петрофизических исследованиях в целях определения нейтронных
параметров горных пород;
анализ геологических образцов без их разрушения;
определение объемного содержания водорода образцов;
определения концентрации некоторых микроэлементов.
Ниже приведены некоторые примеры, иллюстрирующие возможности
нейтронно-радиационного анализа в указанных направлениях.
В работе [35] рассматриваются возможности комплексной оценки
качества апатит-нефелиновых руд с помощью нейтронно-радиационного
анализа с использованием 252Cf-нейтронного источника. Характерный
спектр у-излучения радиационного захвата нейтронов в образце апатит-
нефелиновой руды показан на рис. 21.
В табл. 5 приведены определяемые в этих рудах элементы и пределы их
обнаружения при анализе образцов массой 1 кг, времени измерения
35
Рис. 21. Спектр у-излучения радиационного захвата нейтронов в образцеапатит-не-
фелиновой руды
Таблица 5. Пределы обнаружения с помощью нейтронно-радиационного анализа
и типичные концентрации элементов в апатит-нефелин о вых рудах (н — нижнее,
в — верхнее значение)
Элемент	Na	Al	Si	Р	К	Са
Предел обнаружения, % по	0,2	1,5	3,2	4	0,3	2,9
массе						
Типичная кон цент-* н	0,1	1	7	2	0,6	15
рация, % по массе в	3	8	20	15	3,8	37
Элемент	Ti	Fe	Sm	Gd
Предел обнаружения, % по массе	0,1	0,6	10“4	10’4
Типичная концент- н	0,2	2	10“3	5-10"4
рация, % по массе в	2,6	20	2-10-2	10"3
60 мин, выходе нейтронов источника 108 нейтр./с. Здесь же даны типич-
ные концентрации этих элементов в рудах.
Определяемый данным методом перечень элементов в апатит-нефелино-
вых рудах позволяет вести комплексную оценку их качества и технологи-
ческих свойств, а также контролировать дальнейшую переработку концен-
тратов. Высокая чувствительность метода к самарию и гадолинию дает
возможность определять их содержание за несколько минут.
Авторами показана возможность одновременного определения ней-
тронно-радиационным методом при тех же условиях, что и в предыдущем
36
Рис. 22. Спектр y-излучения радиационного захвата нейтронов в образце сульфид-
ной мед но-ни к елевой руды
Таблица 6. Пределы обнаружения с помощью нейтронно-радиационного анализа и
типичные концентрации основных элементов в сульфидных медно-никелевых ру-
дах (н — нижнее, в — верхнее значение)
Элемент	Си	Ni	Со	S	Fe
Предел обнаружения, % по массе	0,3	0,3	0,06	0,5	0,6
Типичная концентрация, н	3	1	0,05	15	30
% по массе	в	25	4	0,15	30	40
примере, пяти основных компонентов сульфидных медно-никелевых руд,
определяющих их промышленную ценность и технологичность: Си, Ni, Со,
S, Fe. Типичный спектр у-излучения сульфидной медно-никелевой руды
показан на рис. 22. В табл. 6 приведены пределы обнаружения указанных
элементов и типичные концентрации их в этих рудах.
Приведенные в табл. 6 пределы обнаружения элементов в реальных
рудах выше соответствующих величин в образцах с силикатной матрицей
(см. табл. 4). Это является следствием наложения пиков в аппаратурных
спектрах и большего уровня фона особенно в низкоэнергетической
области спектра {Еу < 500 кэВ), в которой выбраны аналитические ли-
нии для Си, Ni, Со и Fe. Тем не менее эти пределы ниже минимальных руд-
ных концентраций, что обеспечивает возможность одновременного
определения перечисленных элементов в рудах.
Особо следует отметить возможность экспрессного определения серы
в продуктах переработки сульфидных медно-никелевых руд—шихте, воз-
врате и агломерате. При времени измерения 10 мин относительная погреш-
ность определения серы при ее средней концентрации 14% не превышает
37
N, Ю'иип.
5 -
Рис. 23. Спектр у-излучения радиационного захвата нейтронов в образце титано-
циркониевой руды
1,5%. Это позволяет использовать нейтронно-радиационный анализ для
оперативного контроля процесса переработки руд.
Нейтронно-радиационным методом может быть определен большой
круг элементов, важных для комплексной оценки качества титано-цирко-
ниевых руд и концентратов [35], особенно в том случае, когда для
анализа используют низкоэнергетическую область спектра Еу < 3 МэВ.
В этом случае одновременно определяют 7 элементов: Al, Si, Fe, Ti, В,
Sm, Hf. Типичный спектр у-излучения радиационного захвата тепловых
нейтронов в образце титано-циркониевой руды, измеренный с использо-
ванием 252СТ-источника нейтронов, показан на рис. 23.
Нейтронно-радиационный анализ удобно использовать при петрофизи-
ческих исследованиях для определения нейтронных параметров горных
пород и их компонентов (скелета, флюида и т.п.). Знание этих парамет-
ров необходимо при количественной интерпретации нейтронных мето-
дов каротажа, в частности при определении нефтенасыщенности подан-
ным импульсного нейтронного каротажа. Нейтронные параметры опреде-
ляются макросечениями рассеяния и поглощения нейтронов, которые
однозначно рассчитывают по данным нейтронно-радиационного анализа,
обеспечивающего определения всех элементов, вносящих заметный вклад
в эти макросечения, включая микроэлементы (В, Sm, Gd и др.), обладаю-
щие аномально большими сечениями поглощения, и водород, имеющий
аномально большое сечение рассеяния и замедляющую способность.
Макроскопическое сечение поглощения тепловых нейтронов и связан-
ный с ним параметр т — среднее время жизни тепловых нейтронов —
рассчитывают по данным о содержании элементов, одновременно опре-
деляемых в (п, у) -реакции. Макросечение рассеяния нейтронов и
связанные с ним параметры L3 (длина замедления) и D (коэффициент
диффузии) определяются основными породообразующими элементами
и содержанием водорода. Из числа породообразующих элементов по (п,
38
7)-реакции не определяются лишь кислород и углерод. Содержание этих
элементов может быть найдено по (п, п'у) -реакции на быстрых нейтронах.
Их содержание для конкретных литотипов в большинстве случаев
известно с достаточной точностью или может быть рассчитано по
формулам породообразующих минералов и данным о содержании
породообразующих элементов, определенном по (п, у) -реакции. Важной
особенностью нейтронно-радиационного анализа в петрофизических
исследованиях является то, что определение элементов, необходимых для
расчета нейтронных параметров в горных породах, может быть
произведено без разрушения кернов. Определяемые по результатам
анализа парциальные вклады отдельных элементов в суммарные макро-
сечения дают представление о роли отдельных элементов или компонентов
пород в формировании их интегральных нейтронных характеристик.
Авторами работы [37] были исследованы образцы керна из сложно-
построенных коллекторов нефти и газа Западной Сибири. С помощью
нейтронно-радиационного анализа с 2 52 Cf-источником и спектрометром
с Се(и)-детектором в образцах определяли следующие элементы: Н, В,
Na, Mg, Al, Si, S, Cl, K, Ca, Ti, Fe, Cd, Sm и Gd. В зависимости от литотипа
заметный вклад в макросечение поглощения дают 6—12 элементов,
содержание которых определяется по результатам одного измерения.
Парциальные вклады отдельных элементов в суммарное макроскопичес-
кое поглощение тепловых нейтронов для некоторых типов пород при-
ведены в табл.7.
Как уже отмечалось, чувствительность нейтронно-радиационного анализа
к некоторым элементам (В, Sm, Gd) весьма высока (см. табл. 4), что поз-
воляет использовать его для экспрессного определения этих элементов в
большинстве горных пород и руд. Особенно большое число работ по-
священо определению в геологических образцах бора по реакции 10В(л,
a) 7Li*,B которой образуется возбужденное ядро 7Li, испускающее
7-квант с энергией 477,7 кэВ [41, 44, 63—65]. Массовое определение
содержания бора в образцах горных пород и руд в широком диапазоне его
концентраций (от 10“4 до несколько процентов) может быть осуществле-
но с использованием 252Cf-источника и спектрометра с Ge-детектором. На
рис. 24 приведены полученные по экспериментальным данным относитель-
ные погрешности 6 определения содержания бора в зависимости от вре-
мени измерения и его концентрации св в образце массой 300 г или абсо-
лютного содержания в исследуемой пробе при мощности нейтронного
источника 1,5-107 нейтр./с [39]. При времени измерения 5 мин относи-
тельная погрешность определения содержания бора в образцах массой
300 г и концентрации борасв >2-10“3% не превышает 10%.
Важно, что нейтронно-радиационный анализ может быть с успехом
использован и для определения бора в рудных пробах с высоким содер-
жанием других элементов с большим сечением захвата нейтронов (Li, Cl),
когда затруднительно применение нейтронно-абсорбционного метода,
наиболее широко применяемого для определения бора в рудных концен-
трациях.
Нейтронно-радиационный анализ при каротаже скважин. Для изучения элемент-
ного состава горных пород при каротаже скважин может быть использован лишь
ограниченный круг аналитических методов. В основном это рентгенорадиометричес-
кий, нейтронно-активационный и нейтронно-радиационный методы. Рентгенорадио-
метрический метод может быть применен в необсаженных, преимущественно сухих
скважинах для определения элементов с атомным номером не менее 20, при содер-
39
Таблица 7. Парциальные и суммарные сечения поглощения нейтронов для некото
Тип породы					
	Gd	Sm	В	Cd	Na
Порода типа „рябчик”	0,15	0,036	0,48	—	0,020
Аргилиты баженовской свиты	0,30	0,032	0,74	0,38	—
Кора выветривания	1,3	0,23	0,12	—	0,10
Рис. 24. Зависимость относительной пог-
решности определения бора от его конце-
нтрации в образце при различном времени
измерения
жании выше сотых долей процента. Ней-
тронный активационный метод использу-
ют для исследований как в необсажен-
ных, так и в обсаженных скважинах. Этот
метод практически может быть использо-
ван для определения элементов, продукты
активации которых имеют периоды полу-
распада не более нескольких десятков^
минут. Как будет показано ниже, при приемлемом для практических целей времени
измерений большинство элементов определяются с лучшей чувствительностью ней-
тронно-радиационным, нежели нейтронным активационным методом.
Изучение возможностей использования спектрометрами у-излучения радиацион-
ного захвата тепловых и неупругого рассеяния быстрых нейтронов для определения
элементного состава пород при каротаже скважин ведется уже давно. Большой
вклад в развитие теории и методики спектрометрического нейтронного гамма-каро-
тажа внесли советские геофизики А.Ф. Постельников, Л.А. Зиф, И.И. Фельдман,
А.М. Блюменцев, К.И. Якубсон, Н.В. Попов и другие. Основные физические пред-
посылки, определяющие перспективность такого метода исследований, состоят в
следующем:
1.	Он обеспечивает принципиальную возможность определения широкого круга
элементов, включая водород и основные породообразующие элементы (С, О, Na,
Mg, Са и др.), которые расположены в верхней части периодической таблицы элемен-
тов Д.И. Менделеева и определение которых другими методами затруднено или
не может быть осуществлено вовсе.
2.	Большая глубинность исследований (15—25 см) обусловливает относительно
слабое влияние „ближней зоны” (заполнение скважины, состояние стенок скважины,
глинистая корка) на полезный сигнал и создает возможность проведения исследо-
ваний в обсаженных скважинах.
3.	Наличие у большинства элементов интенсивных линий в „жесткой” (Еу>ЗМэВ)
области спектра позволяет избежать мешающего влияния ^излучения естественной
и наведенной радиоактивности.
4.	„Мгновенность” процессов, лежащих в основе метода, обеспечивает принци-
пиальную возможность непрерывного каротажа, скорость которого зависит от мощ-
ности источника и эффективности гамма-спектрометра.
Вместе с тем имеются серьезные трудности в практической реализации нейтронно-
радиационного анализа в скважинных условиях. Они связаны, в частности, со слож-
ным характером спектра ^излучения пород, высоким уровнем фона, обусловлен-
ного взаимодействием нейтронов с детектором, конструкционными материалами
скважинного прибора, заполнением и обсадкой скважины, сильным влиянием ней-
40
рых типов пород-коллекторов Западной Сибири
10“2 см”1							^а» 10"Jcm_1
К	CI	Ti	Al	Fe	S	н	Si '	
0,15	0,01	0,065	0,081	0,28	—	0,31	0,22	1,8
0,09	0,016	0,026	0,32	0,18	0,60	0,09	2,77
0,30	0,09	0,2	—	—	—	0,26	2,6
тронных свойств исследуемых пород на полезный сигнал. В породах с малым водо-
родсодержанием необходимо дополнительно учитывать возможные изменения
спектра у-излучения, возникающего в (п, у)-реакции на отдельных элементах
вследствие неполной термализации нейтронов [41].
Для снижения уровня фона и защиты детектора от радиационных повреждений
(для Ge-детекторов) важен правильный выбор материалов и конструкции зондовой
части скважинного прибора. Материалами служат стеклопластик, цирконий, висмут,
соединения лития (для защиты детектора от тепловых нейтронов).
Для уменьшения числа мешающих реакций и упрощения спектра у-излучения
породы важен выбор нейтронного источника. В последнее время для анализа по
(л, у )-реакции все больше используют 2 52Cf-источник. Значительные преимущества
дает применение импульсных генераторов нейтронов. Помимо обеспечения безопас-
ности работ это представляет некоторые дополнительные методические возмож-
ности.
1.	Раздельная регистрация у-излучения неупругого рассеяния и радиационного
захвата нейтронов упрощает аппаратурный спектр, снижает фон, повышает точность
определения элементов.
2.	Увеличение времени задержки при регистрации y-излучения радиационного
захвата повышает относительный вклад у-излучения пласта, понижая соответственно
вклад y-излучения ближней зоны — прибора, колонны, цемента [42] (это справедли-
во при условии, что макросечение захвата нейтронов в пласте меньше, чем в сква-
жине) .
3.	Применение генераторов нейтронов с энергией 14 МэВ существенно улучшает
возможность определения углерода и кислорода [42, 43]. Для определения осталь-
ных элементов предпочтительно использовать нейтронные генераторы с Д—Д-труб-
ками. Частота генератора должна быть не менее нескольких килогерц.
Возможность нейтронно-радиационного анализа в значительной мере определяют
ся характеристиками у-спектрометра. В настоящее время практическое применение
находят сцинтилляционные спектрометры. Они обладают удовлетворительными
эксплуатационными характеристиками и удобны для применения в производствен-
ных условиях. Однако недостаточное энергетическое разрешение этих спектрометров
существенно ограничивает возможности нейтронно-радиационного анализа в сква-
жинах. Даже при достижении параметров, близких к предельным для сцинтилляцион-
ных спектрометров [43], основные породообразующие элементы проявляются в
аппаратурных спектрах пиками, амплитуды которых не превышают 10—15% уровня
непрерывного распределения под ними. Такой характер аппаратурных спектров
позволяет, как правило, одновременно определять не более 2—3 элементов, дающих
основной вклад в регистрируемое y-излучение. К числу таких элементов относятся
О, Si и Са в терригенных породах. С, О, Са и S в карбонатных породах, Н, С, О, CI в
пластовых флюидах, S, Cr, Fe, Мп, Си, Нд в соответствующих рудах. В некоторых
случаях определяют не абсолютные концентрации, а относительные концентрации
пары элементов (Si/ Са, С/ О) [43].
Нейтронно-радиационный анализ со сцинтилляционными спектрометрами нашел
применение при разведке и контроле за разработкой нефтяных, угольных и рудных
месторождений. Так, „хлорный" и „углеродно-кислородный" каротаж используют
для определения типа насыщающего пласт флюида и оценки нефтенасыщенности
[43]. С помощью нейтронно-радиационного анализа определяют содержание серы
41
Рис. 25. Схема скважинного 7-спектрометра с Ge-детектором:
1 — каротажный кабель; 2 — корпус; 3 — блок электроники;
4 — корпус криогенной системы; 5 — камера для жидкого азота;
6 — твердый пропан; 7 — хладопровод; 8 — предусилитель; 9 —
фильтр тепловых нейтронов (литий-6); 10 — Ge-детектор; 11 —
циркониевая вставка; 12 — экран (висмут); 13 — 252Cf-источник
[40, 43] и железа [43, 44] в рудах. В докладе Нарголвалла и др.
[43] описана геофизическая каротажная станция со скважинным
сцинтилляционным 7-спектрометром и бортовой многокальной
компьютизированной системой регистрации и обработки данных.
В качестве источника нейтронов используется 252Cf-источник.
С помощью такой аппаратуры в латеритных никелевых рудах одно-
временно определяют Ni, Fe и Si. При измерении в точке в течение
300 с относительная погрешность определения никеля < 5% (при
концентрации никеля>1%), железа<4%(при концентрации>10%),
кремния <4% (при концентрации > 15%). Отмечается хорошая кор-
реляция данных каротажа с данными геологического опробования,
45-метровый интервал исследуют с шагом 1 м за время 10 ч.
В медно-порфировых рудах содержание меди может быть опре-
делено начиная с 0,2% при скорости каротажа 37 м/ч и усреднении
по 3-метровым интервалам. Относительная погрешность определе-
ния меди при этом меньше 10%.
На угольном месторождении при усреднении по интервалам
0,5 с и скорости каротажа 7 м/ч можно определять содержание
серы с относительной погрешностью меньше 8%, в том случае если
ее содержание более 1%.
Методические возможности нейтронно-радиационного анализа при каротаже
скважин значительно возрастают при использовании спектрометров с Ge-детекто-
рами [48—52].
В настоящее время разработано несколько вариантов скважинных спектрометров
с Ge-детекторами [45—47]. Схематически конструкция такого спектрометра
изображена на рис. 25. Для каротажа неглубоких сухих скважин для охлаждения
детектора используют жидкий азот. Для каротажа скважин глубиной 100 метров и
более, заполненных раствором, в качестве хладоаккумулятора применяют твердый
пропан, замораживаемый перед спуском прибора в скважину с помощью жидкого
азота. Время автономной работы в скважине спектрометров с твердым пропаном
составляет обычно 8—10 ч. Используется как аналоговая система передачи инфор-
мации на поверхность (при длине кабеля до нескольких сот метров), так и цифро-
вая, обеспечивающая возможность передачи неискаженной информации по кабелю
практически любой длины. При работе с большими загрузками в скважином приборе
желательно иметь промежуточную память, как это сделано в аппаратуре, о которой
сообщено в докладе Джорнея в [10].
Исследованиями на моделях пластов и в реальных скважинах показана возмож-
ность уверенной индентификации и оценки содержания в породах осадочного комплек-
са следующих элементов; Н, В, С, 0, Mg, Al, Si, S, Cl, К, Са, Fe.Ti. В песчано-глинистых
породах одновременно определяют 6—8 элементов. Эта информация обеспечивает
возможность решения ряда задач нефтяной геофизики: детального литологического
расчленения разреза, выделения коллекторов, оценки характера насыщения незави-
симо от степени минерализации пластовых вод. Последняя задача, в случае слабо-
минерализованных пластовых вод, как известно, решается по соотношению концен-
трации углерода и кислорода. Надежность определения этого соотношения по
спектру ^излучения неупругого рассеяния при использовании спектрометров с
Ge-детекторами существенно выше, чем при использовании сцинтилляционных
42
Рис. 26. Спектр у-излучения неупругого рассеяния нейтронов в модели кар-
бонатного пласта
у-спектрометров, что позволяет оценивать характер насыщения не только 'в терриген-
ных, но и в карбонатных коллекторах [50]. На рис. 26 показан спектр у-излучения
неупругого рассеяния нейтронов с энергией 14 МэВ от импульсного генератора в
модели, имитирующей карбонатный нефтенасыщенный пласт пористостью 16%.
Измерения проводили в скважине диаметром 200 мм, обсаженной стальной колон-
ной толщиной 5 мм и цементным кольцом толщиной 45 мм. Аналогичные измерения
выполнены в модели водонасыщенного известняка. Отношение площадей пиков
углерода (4430 кэВ) и кислорода (6140 кэВ) в моделях водоносного и нефтеносно-
го известняка составляют соответственно 1,23 ± 0,06 и 2,08 ± 0,08. Таким образом,
при переходе от водонасыщенного к нефтенасыщенному пласту это отношение
увеличивается в 1,7 ± 0,2 раза, что согласуется с изменением в них относительных
концентраций углерода и кислорода. Следует отметить значительное уширение линии
4430 кэВ у-излучения углерода в (л, л'у)-реакции за счет доплер-эффекта (ширина
на полувысоте 70—90 кэВ). Это ухудшает условия выделения у-излучения углерода,
практически исключает возможность оценки характера насыщения пластов по
углеродосодержанию с использованием изотопных нейтронных источников.
Важной представляется возможность определения при каротаже микроколичества
бора в осадочных породах. Бор является индикатором геохимических процессов,
его концентрация связана с условиями осадконакопления. Это позволяет, в частнос-
ти, использовать данные о его содержании в разрезе скважины для расчленения
немых толщ и корреляции разрезов.
Опробование нейтронно-радиационного анализа в скважинах на угольных место-
рождениях показало, что при использовании спектрометров с Ge-детекторами и
25 2
Cf-источников нейтронов в угольных пластах одновременно могут быть опреде-
лены следующие элементы: Н>, С, N, S, Al, Si, Fe, Ti и Cl [10]. Такая информация
позволяет оценивать зольность угля и его теплотворную способность.
Работы по нейтронно-радиационному анализу с использованием спектрометров с
Ge-детекторами не вышли еще за рамки опытно-методических исследований. Труд-
ности промышленной эксплуатации таких детекторов связаны, в первую очередь, с
необходимостью их охлаждения до криогенных температур. Это обстоятельство
43
не позволяет также сделать диаметр скважинных приборов меньше 65—70 мм, что
существенно ограничивает возможность их применения для каротажа рудных сква-
жин. Использование полупроводниковых детекторов, не требующих охлаждения до
температуры жидкого азота (Hgl2, CdTI и др.), откроет новые перспективы для
нейтронно-радиационного анализа при каротаже скважин.
В заключение сравним возможности нейтронно-активационного и нейтронно-ра-
диационного методов определения отдельных элементов при каротаже скважин с
25 2
использованием Cf-источников нейтронов и Ge-детекторов.
При нейтронно-активационном анализе площадь аналитического пика равна
5а“ b	И -ехр(-ХТ)]2 ехр(Хг) / ,
А X
в случае нейтронно-радиационного анализа
&ЯГУ
sD‘b' к'е'ТЧ',
к А'
где b (Ь') — коэффициент пропорциональности соответственно для двух видов ана-
лиза b » Ь',к (Аг') — относительное содержание данного изотопа в естественной смеси;
е (еЧ — эффективность детектора; 7(F) — время активации (время измерения);
t — время остывания при нейтронно-активационном анализе; /(/') — множитель,
учитывающий распределение нейтронов (и, следовательно, источников вторичного
y-излучения) и эффективность сбора y-излучения на детектор.
Отношения Sa/Sp, приведенные в табл. 8, рассчитывали для Т “ 10 мин, t - 0,
7" = 27 = 20 мин. Значения / и Г получены в результате расчета распределения ней*
тронов и обусловленных ими у-квантов в скважинной геометрии для следующих
конкретных условий; вмещающая среда-песчаник пористостью 16%, время жизни
тепловых нейтронов в ней 240 мкс, диаметр скважины 146 мм$^измерительный
прибор расположен по оси скважины, источник нейтронов — Ct, расстояние
источник — детектор при нейтронно-активационном анализе 2 см, при нейтронно-
радиационном 35 см, детектор Ge(Li) объемом 40 см3. Отношение $а/$р характе-
ризуют преимущества того или другого метода. Для нейтронно-активационного
метода выбирали одну наиболее интенсивную линию. Для нейтронно-радиационного
анализа рассматривали две аналитических линии: одну — наиболее интенсивную, в
диапазоне Еу < 3 МэВ, другую — в диапазоне Еу > 3 МэВ. Естественно, что получен-
ные отношения величин Sa/Sp не полностью характеризуют сравнительные аналити-
ческие возможности двух методов при заданных условиях измерений. Реальные
погрешности определения содержаний зависят не только от счета в аналитических
пиках, но и от уровня фона под ними. Учитывая, что фон в нейтронно-активационном
анализе в большинстве случаев меньше, чем в нейтронно-радиационном, можно
выбрать такой критерий для вывода о предпочтительности того или иного метода:
если $а/$р 'С 101, то применяют нейтронно-радиационный анализ, если Sa/Sp > 1,
то предпочтителен нейтронно-активационный анализ, если 10 1 <CSa/Sp^ 1, то вывод
неопределенный. Из анализа табл. 8 с учетом указанного критерия вытекает, что из
рассмотренных 36 элементов для 22 предпочтителен нейтронно-радиационный ана-
лиз, для 6 — нейтронно-активационный анализ, для 8 — вывод неопределенный.
Нейтронно-радиационный анализ морского дна и поверхности планет. В послед-
нее время возрос интерес к использованию нейтронно-радиационного анализа для
изучения элементного состава дна морей и океанов. Разработаны и опробованы раз-
личные погружные устройства, включающие источники нейтронов и у-спектрометри-
ческие блоки детектирования. Измерительная аппаратура с многоканальными анали-
заторами и мини-ЭВМ располагается на борту-исследовательского судна. Как сообща-
ется в работах [53, 54], основной проблемой, затрудняющей осуществление нейтрон-
но-радиационного анализа донных осадков, является высокое содержание хлора в
морской воде. Это создает чрезвычайно высокий фон y-излучения хлора, существен-
но мешающий определению других элементов, даже при использовании Ge-детекто-
ров, и приводит к "ужестчению" спектра нейтронов. Последнее заметно изменяет
соотношение интенсивности линий в спектрах y-излучения из (п, у) -реакции и уелож-
44
Таблица 8. Сравнение аналитических возможностей нейтронно-активационного
и нейтронно-радиационного анализа в скважинных условиях
Элемент	Еу, кэВ	$a/$p	Элемент	Еу, кэВ	5a/Sp
(изотоп)			(изотоп)		
24Na	1368,53 A		6SNi	1481,4 A	
Na	472,29 P	1,7x10“*	Ni	465 P	2,8x10“3
	6395,1 P	4,9x10“*		8999,3	1,5x 10" 3
27Mg	844 A		6*Cu	1939,35 A	
Mg	585,99 P	2,3x10“ 2	Cu	278,244 A	1,2
	3917,7 P	1,9x10“*		7916 P	2,5x10“*
28ai	1778,7 A		69Zn	438,82 A	
Al	2960,4 P	1,5x10	Zn	1977,35 P	1,2x10“ 2
	7724,2 P	6,7		7863,3 P	3,7x10“ 2
3 *Si	1266,2 A		76As	559,28 A	
Si	2092,9 P	1,5x10“3	As	165 P	1,3
	3539 P	5,1 x 10"4		6810 P	2,7x10“*
37s	3103,0 A		75 Se	264,67 A	
s	840,3 P	8,0 x 10“5	Se	238,9 P	5,3x10“4
	5421,9 P	1,1 x10“4		6600,5 P	2,6 10“4
38 Cl	2167,61 A		80Br	616,2 A	
Cl	788,4 P	8,0x10“3	Br	244,12 P	1,7x10
	6110,85 P	7,5x10“3		7575,8 P	4,4x10
42K	1524,2 A		88Rb	1836,07 A	
к	770,4 P	1,0 x10"3	Rb	556,9 P	2,7x10“*
	5380,3 P	6,6 x 10"3		7623,9 P	2,8
49Ca	3084,4 A		87Sr	388,51 A	
Ca	1942,61 P	5,9 x 10"3	Sr	1836,02 P	6,0x10“3
	6419,9 P	2,0x10“ 2		6267,1 P	1,1 x10“*
46Sc	1120,41 A		99Mo	1012,0 A	
Sc	227,77 P	1,2	Mo	778,26 P	5,4x10“ 2
	8174,7 P	6,8x10“*		6919,4 P	1,1
5*Ti	320,11 A		,oeAg	632,98 A	
Ti	1381,5 P	1,2x10“3	Ag	198,39 P	2,7x10“*
	6761,7P	5,7 x 10"3		5699,7 P	5,5x10“*
52v	1434,19 A		* * 7/”Cd	1996,5 A	
V	125,08 P	1,7x103	Cd	558,29 P	1,8x10“6
	6517,2 P	1,8x10		5823,9 P	1,3x10“4
5*Cr	320,11 A		**6Jn	1293,4 A	
Cr	834,85 P	6,1 x10“4	Jn	272,966 P	1,2x10
	8884,12 P	1,7x10“3		5891,3 P	6,9x10
56Mn	846,75 A		*25/nSn	331,95 A	— о
			Sn	1293,32 P	6,8x10
Mn	212,017 P	2,6x10			
				6268 P	3,0
s9Fe	7243,8 P 1099,27 A	3,1	*22Sb	564,1 A	
			£	Sb	121,48 P	1,8 x 10
Fe	352,3 P	1,1 x10			_ - --1
	7631,33 P	2,4x10“6		6523,4 P	7,7x10
6 “"’Co	58,603 A		15 Snr	103,18 A	
Co	229,8 P	7,1 x10“4	Sm	333,95 P	4,3x10 7
	6705,8 P	2,8 x 10"4		7213,0 P	2,6 x10”5
45
Продолжение табл. 8
Элемент (изотоп)	Бу, кэВ	$а/^р	Элемент (изотоп)	Еу,кэВ	Sa/Sp
15 2тЕи	841,68 А		*79/nHf	160 A	
Ей	89,85 Р	9,5	Hf	213,444 P	«1
	5379,7 Р	2,0		5724,7 P	«1
,59Gd	348,17 А		198 Au	411,776 A	
Gd	181,93 Р	4,4x10 8	Au	214,842 P	5,7x10"*
	6750,3 Р	4,0x10 8		6552,6 P	1,6x10"*
176 Lu	88,361 А		,97Hg	77,35 A	
Lu	150,392 Р	2,0x10 * 2 * * 5	Hg	367,942 P	1,2x10"8
	6803,6 Р	1,1 хЮ 6		5967,5 P	2,9x10"8
Примечание. А — линия наведенной радиоактивности; Р — линия радиацион-
ного захвата.
Рис. 27. Схема устройства для нейтронно-радиа-
ционного анализа морского дна [53]:
1 — бак с пресной водой; 2 — Ge (Li)-детектор;
3 — поверхность морского дна; 4 — 252Cf-источ-
ники нейтронов
Рис. 28. Схема измерения при
анализе поверхности планет
[ю]:
1 — замедлитель; 2 — ис-
точник нейтронов; 3 — эк-
ран; 4 — Na КТО-детектор;
5 — ФЭУ; 6 — электронный
блок; 7 — поверхность пла-
неты
няет интерпретацию результатов измерений. В указанной работе авторы опробовали
устройство, в котором 252Са-источник в стальной трубе внедряется на несколько
десятков сантиметров в морское дно. Ge (Li)-детектор находится над ним на рас-
стоянии 50—60 см внутри цилиндрического бака, заполненного пресной водой.
Несмотря на то что морская вода оттеснена от детектора, в измеряемых спектрах
превалирует y-излучение хлора. В спектрах идентифицированы линии у-излучения
N i, Fe и Си, однако из-за плохой статистики количественных определений не прово-
дили. Авторы считают более перспективной погруженную систему, схема которой
изображена на рис. 27.В ней используются несколько нейтронных источников, окру-
46
жающих детектор. Источники и детектор внедряют не небольшую глубину порядка
десятков сантиметров в морское дно. Над ними располагается цилиндрический бак,
заполненный пресной водой и уменьшающий интенсивность 7-излучения хлора.
В обзоре Гринвуда в [10] сообщается об испытании в океане аппаратуры MAN КА,
предназначенной для нейтронно-радиационного анализа марганцевых конкреций.
Конкреции собирают на дне в "большой образец", окружающий нейтронный источ-
ник и 7-спектрометрический детектор. Аппаратура предназначена для работы на глу-
бинах до 6500 м и определения в конкрециях концентраций Си, Ni, Ср и Мп. Однако
неудача при испытаниях аппаратуры на глубине 3700 м задержала развитие проекта.
В проектах использования нейтронно-радиационного анализа для изучения эле-
ментного состава поверхности планет предлагается сочетание спектрометрии 7-из-
лучения из {п, у) - и (п, п' у) -реакций, а также 7-излучения наведенной радиоактив-
ности. Схематическое изображение возможного варианта измерительной системы для
исследования поверхности планет представлено на рис. 28. Низкое содержание во-
дорода в породах на поверхности планет затруднит проведение анализа по (п, у-
реакции без специальных замедлителей.
3.3.	НЕЙТРОННО-РАДИАЦИОННЫЙ МЕТОД АНАЛИЗА СОСТАВА
ВЕЩЕСТВА НА ПОТОКЕ
Управление техническими процессами в промышленности требует контроля
различных параметров сред. Важнейшей характеристикой, подлежащей контролю,
является элементный состав или содержание отдельных компонентов в этих средах.
Данные анализа элементного состава наряду с другими параметрами используют
для оптимизации технологического процесса в целях увеличения выхода конечного
продукта, повышения его качества, снижения себестоимости. Так как большинство
технологических процессов являются быстропротекающими, непрерывными про-
цессами, то наибольший эффект дают оперативные методы контроля, осуществляе-
мые в реальном масштабе времени непосредственно в ходе технологических про-
цессов. Такие методы являются необходимым звеном оперативного управления и
автоматизации технологических процессов в горнодобывающей и горноперераба-
тывающей промышленности, на металлургических и химических предприятиях, на
теплоэлектростанциях и цементных заводах.
В последнее время для этих целей все большее применение находит нейтронно-
радиационный анализ.
Основные особенности условий применения этого метода для анализа состава
вещества на потоке в производственных условиях можно сформулировать следующим
образом.
1.	Набор элементов, подлежащих определению, постоянен.
2.	Концентрации определяемых элементов, как правило, изменяется в сравни-
тельно небольших пределах.
3.	Плотность, влажность и геометрические параметры могут изменяться в зна-
чительных пределах, и их вариации являются главными дестабилизирующими факто-
рами.
4.	Для повышения плотности потока тепловых нейтронов в исследуемом вещест-
ве необходимы внешние замедляющие устройства.
5.	Анализирующее устройство должно быть вписано в технологическую линию.
При этом оно должно быть работоспособным иногда в весьма тяжелых производст-
венных условиях и обеспечивать радиационную безопасность обслуживающего
персонала.
6.	Обработка результатов измерений должна осуществляться автоматически с
выдачей необходимых сигналов в систему управления производственным процессом
в течение отпущенного для этих целей времени.
Таким образом, основные сложности нейтронно-радиационного анализа на потоке
по сравнению с исследованием состава образцов заключаются в нестандартизиро-
ванной геометрии исследуемого объекта, более сильном влиянии свойств матрицы,
ограниченных возможностях оптимизации геометрии измерений, тяжелых условиях
(вибрация, агрессивная атмосфера, запыленность) работы измерительной установки.
47
1 2
Рис. 29. Основные схемы измерения при анализе состава вещества нейтронно-
радиационным методом на ленте транспортера:
1 — отражатель (оргстекло, парафин); 2 — масса вещества на ленте транс-
портера; 3 — детектор у-излучения; 4 — защита детектора (свинец, висмут);
5 — замедлитель (оргстекло, парафин); 6 — изотопный источник нейтронов
Основное число публикаций по применению нейтронно-радиационного анализа
для исследования состава вещества на потоке относится к изучению сыпучих и
твердых материалов, в первую очередь на ленте транспортера. Рассматривают и опро-
бовают две основных геометрии измерений (рис. 29) : в первой (рис. 29,0) источник
нейтронов и детектор y-излучения находятся по одну сторону исследуемого объекта,
во второй (рис. 29,6) — по разные стороны. Очевидных преимуществ между собой,
на наш взгляд, эти варианты не имеют. Ту или иную геометрию следует выбирать,
исходя из конкретных условий.
В работе [55] оценены пороги количественного определения некоторых элемен-
тов по y-излучению радиационного захвата тепловых нейтронов в непрерывном по-
токе вещества на ленте транспортера. Расчеты выполнены для 25 2Cf-источника с
выходом 2-107 нейтр./с, сцинтилляционного детектора с кристаллом Na/(TI) раз-
мером 80 х 80 мм. Плотность вещества принимали равной 2 г/см3, фон — не более
60 имп./с. Результаты расчетов приведены в табл. 9.
Таблица 9. Расчетные пределы обнаружения некоторых элементов при анализе
вещества на транспортере
Предел обна- ружения, % по массе	Определяемый элемент
0,001-0,01	Н, Cl, Ti, Со, Cd, Pr, Sm, Gd, Dy, lr, Hg
0,01-0,1	N, V, Fe, Ni, Mn, Cu, In, Ba, La, Hf, Pt, Au
Экспериментальные значения пределов обнаружения, полученные на реальных
промышленных рудах для некоторых элементов, несколько выше расчетных из-за
мешающего влияния элементов матрицы.
В случаях, когда это позволяют конкретные условия, предпочтительно форми-
ровать стандартную форму и высоту засыпки материала специальными механически-
ми разравнителями и поддерживать постоянную насыпную плотность. В общем слу-
чае все дестабилизирующие факторы необходимо учитывать при обработке резуль-
татов нейтронно-радиационного анализа, измеряя соответствующие дополнительные
параметры. Наиболее перспективным для этих целей является использование у-плотно-
меров, радиоизотопных конвейерных весов и нейтронных влагомеров [55], которые
обеспечивают измерение необходимых параметров бесконтактным способом с тре-
буемой для практических целей точностью. Следует отметить, что информация,
необходимая для определения указанных параметров, может быть получена с по-
мощью спектра y-излучения, измеряемого при нейтронно-радиационном анализе,
особенно если спектрометрию осуществляют с использованием германиевого де-
48
тектора. Действительно, при достаточном разрешении спектрометра одновременно
с измерением интенсивности y-излучения определяемых компонентов можно изме-
рять интенсивность y-излучения водорода [из Н(л, у)D-реакции] и излучения у-источ-
ников, находящихся за слоем вещества на ленте транспортера, и по этим данным
оценивать влажность и удельную массу вещества на ленте транспортера.
В настоящее время имеется уже довольно много примеров практического при-
менения нейтронно-радиационного анализа для исследования состава вещества на
потоке. Ряд из них приводится в обзорных работах Гринвуда в [10], Уатта и Клейто-
на в [43]. Гринвуд, в частности, отмечает большие выгоды, которые дает непре-
рывный анализ угля, используемого в качестве топлива на теплоэлектроцентралях,
вследствие оптимизации загрузки, автоматизации управления тепловой мощностью,
предсказания ошлакования бойлеров и, как следствие, снижения аварийности,
возможности управления газовыделением. Как показали лабораторные исследова-
ния, использование спектрометра с германиевым детектором при нейтронно-радиаци-
онном анализе углей позволяет определить большинство элементов, присутствующих
в количестве более 0,1 % по массе: S, Fe, Si, Са, Al, N, Н, Ti, Cl, Na и К.
Нейтронно-радиационный метод использовался для определения на ленте транс-
портера железа и концентратах гематитовой руды, получаемых в процессе сухого
обогащения, основанного на электростатическом разделении. Использовали измери-
тельную геометрию "на просвет". 238Ри — Be-источник нейтронов мощностью 4 х
х 106 нейтр./с в замедлителе располагали под лентой транспортера. Детектор сцин-
тилляционного у-спектрометра Nal(TI) располагался над рудой. Высоту слоя руды на
ленте транспортера поддерживали приблизительно постоянной с помощью специаль-
ного выравнивающего устройства. Длительные производственные испытания пока-
зали, что среднеквадратичная погрешность определения концентрации железа в
диапазоне 40—70% по массе за время измерения 2 мин не превышает 1 % (см.
доклад Лунгрена и Кристелла в [53]).
Для определения железа в потоке при составлении рудных смесей применяли
геометрию обратного рассеяния. Изменение влажности от 0 до 6% по массе и высоты
засыпки от?^ до 20 см учитывали по результатам независимых измерений. С исполь-
зованием ePu — Ве-нейтронного источника и сцинтилляционного спектрометра
стандартная погрешность определения железа составляла около 1 % в диапазоне
концентраций 58—67 % [43].
Ведется разработка установки для анализа состава сульфидных медно-никелевых
руд на ленте транспортера с использованием спектрометра с Ge (Li)-детек тором
(170 см3) [10, 11]. 25 2Cf-источник (20 мкг) и детектор располагаются под лентой
транспортера. Замедлитель изготовлен из графита и тяжелой воды. От у-излучения
и быстрых нейтронов из источника детектор защищают висмутом. Абсолютные
погрешности определения отдельных элементов в руде при общем времени измере-
ния 4000 и 600 с приведены в табл. 10.
Большой интерес при анализе вещества на потоке представляет комплексирова-
ние нейтронно-радиационного и нейтронно-активационного методов, позволяющее на
единой технической базе расширить круг определяемых элементов.
Таблица 10. Абсолютные погрешности определения элементов в сульфидной
меди о-никелевой руде на потоке (Юзитало и др. в [11])
Элемент	Диапазон концентра- ций, %	Абсолютная погрешность, %	
		гизм = 4000 с	гизм“ 500 с
Ni	5-15	1	1
Fe	20-45	2	3
S	15-30	1	5
Си	1-22	1	2
Si	2-13	1,5	3
49
3.4.	АНАЛИЗ МЕДИКО-БИОЛОГИЧЕСКИХ ОБЪЕКТОВ
В последние годы появился интерес к использованию нейтронно-радиационного
анализа для медицинской диагностики. Это связано с установлением того факта, что
при некоторых заболеваниях в живом организме происходит изменение как содер-
жания микроэлементов, к которым данный метод очень чувствителен (Cd, Hg), так
и содержания основных элементов в тканях и костях. Особенно привлекает внима-
ние данный метод возможностью проводить анализ непосредственно в живом орга-
низме (in vivo) при допустимых дозах облучения организма. Перечень многочислен-
ных публикаций на эту тему можно найти в обзорах Гласкока в [11] и Кона [56].
Для применения метода в медицинской диагностике необходимо выполнение
целого комплекса специфических требований. Главными из них являются :
1)	аппаратура должна обладать достаточной чувствительностью определения тре-
буемого элемента при сохранении допустимой дозы облучения пациента;
2)	в момент облучения пациента система коллимации нейтронного пучка должна
уменьшать дозу облучения на соседние части тела до приемлемого уровня;
3)	используемая установка не должна создавать пациенту излишних неудобств.
При создании аппаратуры для анализа важен выбор источника нейтронов. Выбор
обусловливается следующими факторами:
1)	интенсивность нейтронного источника должна обеспечивать достаточную
статистическую точность определения содержания элемента (при соблюдении радиа-
ционной безопасности);
2)	выбор спектра нейтронов зависит от размеров и расположения исследуемой
части тела с учетом трансформации спектра при прохождении через водородсодер-
жащие ткани и с учетом радиационного воздействия на организм;
3)	интенсивность y-излучения из нейтронного источника должна быть минимальной.
На рис. 30 показано распределение по глубине тепловых нейтронов в водяном
фантоме при облучении его тепловыми нейтронами, нейтронами с энергией 24 кэВ
и нейтронами от 2 2Cf-источника.
При исследовании органов и тканей, расположенных на глубине 1—2 см от поверх-
ности, наиболее целесообразно использовать пучки чисто тепловых нейтронов. При
исследовании на глубинах до 5 см от поверхности в случае водородсодержащей
ткани оптимальными должны быть энергии нейтронов порядка нескольких кило-
электрон-вольт, которые в несколько раз менее опасны для организма, чем более
быстрые. Такие нейтроны могут быть получены на ядерных реакторах и от Sb—Ве-
нейтронного источника. Однако в большинстве определений со^ржания элемен-
тов во внутренних органах in vivo использовали ru — Be- и z Cf-нейтронные
источники.
Возможность использования мгновенного y-излучения из реакции (п, у) для оп-
ределения содержания элементов в человеке in vivo впервые была продемонстриро-
вана Рундо и Бунсе [57] на примере определения со-
держания водорода во всем теле. Комар и др. [58] ис-
пользовали этот же метод для определения кальция в
отдельных частях тела в целях установления наруше-
ния метаболизма костной ткани.
Рис. 30. Распределение тепловых нейтронов по глуби-
не в фантоме человека (при исследовании почек и
печени) при облучении тепловыми нейтронами (7),
нейтронами с энергией 24 кэВ (2) и нейтронами 252Cf-
источника (3)
50
Измерение содержания азота в теле человека представляет оольшой интерес в
связи с проблемами питания. Первые эксперименты по определению азота по'реак-
ции 14N(n, 7)15N in vivo в теле человека были проделаны на Бирмингемском цикло*
троне (см., например, [59]). Нейтроны получали по реакции Li(p, п) при энергии
протонов 10 МэВ. Для анализа использовали нейтроны, вылетающие из мишени под
углом 90°, которые имели максимальную энергию 6 МэВ при средней 2,5 МэВ.
Эксперименты проводили с использованием импульсного режима циклотрона:
10 мкс — нейтронный импульс, 10 мкс — выдержка (замедление быстрых нейтронов
в теле пациента) и 136 мкс — время измерения. Пациент находился на расстоянии
3,5 м от мишени. При времени облучения 30 мин получаемая доза составляла 0,1 бэр.
Гамма-кванты регистрировали детектором с Nal(TI). Использование задержки
между импульсом быстрых нейтронов и временем захвата тепловых нейтронов за
счет времени замедления нейтронов позволяет улучшить фоновые условия измере*
ния 7-спектра.
238252
В ряде работ для определения содержания азота применяли Pu — Be- и Cf-
источники. На рис. 31 приведены 7-спектры фона и фантома человека, полученные при
использовании Pu — Be-источника нейтронов активностью 85 Ки (~2,5* 108 нейтр./с)
и двух NaKTD-детекторов размером 15 х 15 см [60]. Во время измерения (10 мин)
плотность потока тепловых нейтронов составляла ЗхЮ3 нейтр./(см2 . с) при раз-
мере пучка на фантоме 20 x 20 см. Общая доза, получаемая человеком в процессе
исследования, составляла 0,045 бэр. Абсолютное содержание азота находили сравне-
нием с содержанием воДорода и калибровкой по естественной радиоактивности К,
содержащегося в исследуемом объекте.
Определению кадмия в теле человека in vivo уделено много внимания. Кадмий —
токсичный металл, который находит широкое применение в технике антикорро-
зийных покрытий, сплавах, красителях» стабилизаторах пластических материалов и
др. Этот элемент не найден в тканях малолетних детей и, следовательно, аккумули-
руется постепенно в течение жизни человека. Кадмий содержится в воздухе, в пище
(в основном в хлебных злаках и рыбных продуктах) и в табаке. Примерно половина
общего количества кадмия в организме человека концентрируется в печени и поч-
ках, где он связывается специфическими протеинами и в результате слабо выво-
дится. Нормальное содержание кадмия в печеночных и почечных тканях (1—5) • 10"4 %
(от 1,7 до 8,5 мг) и (10—30) • 10”4% (от 1,5 до 5,5 мг) соответственно.
В литературе описано несколько установок, не! которых определяли содержание
кадмия в печени и почках человека. На рис. 32 показана одна из таких установок [ 61 ]
Для облучения иэпользуют 2 °Ри —Ве-нейтронный источник активностью 85 Ки. В
защите применяют пластик, насыщенный LiF, и полиэтиленовые блоки с содержа-
нием 1% В и 80% РЬ (по массе). Коллимирующая система на расстоянии 50 см
ограничивает облучаемую площадь до размеров 13x20 см. Поток быстрых нейтро-
нов на уровне кровати пациента составляет 7,5 х 103 нейтр./(см2 * с). Гамма-кванты
регистрируются двумя Ge (Li)-детекторам и общим объемом около193см3 (эффектив-
ность выше 25%). В этой установке при экспозиции 30 мин (доза на орган 670мбэр)
предел обнаружения кадмия составляет 2,0 мг в почках и 1,5 мкг/г (мокрая масса)
для печени.
Использование пучка нейтронов с энергией 24 кэВ после фильтрации железом в
канале реактора с целью нахождения содержания кадмия в печени и почках рассматри-
вались в работе Рида и Бергмана в [11]. Фильтрация позволяет получить нейтрон-
ный поток 106 нейтр./ (см2 • с), в котором 96% составляют нейтроны с Еп =24 кэВ.
Общая доза от нейтронов и 7-квантов оценивается как не превосходящая 0,54 мрад
на 10° нейтр./см2. При времени измерения 1 мин облучаемая ткань получит 35 мрад,
что позволит найти содержание кадмия около 4 мг с погрешностью ± 3 мг. Авторы
указывают, что доза, получаемая от нейтронного пучка 24 кэВ, по сравнению с дозой
на установке с источником Pu —Be активностью 85 Ки будет в 4 раза меньше при том
же пределе обнаружения кадмия.
Другим важным примером применения нейтронно-радиационного метода анализа
является определение бора по 7-линии 478 кэВ из реакции 10в(л, ау) 7 Li. Анализ
бора в тканях существен в связи с проблемой нейтронно-захватной терапии раковых
опухолей [ 11,25]. Работы по внедрению в оаковые опухоли борсодержащих соеди-
51
Рис. 31. Участок спектра у-излучения
фона и фантома человека в области
10,8 МэВ [реакция 14М (л, у} 1SN;
s.e. — пик одиночного вылета] [56]:
1 — спектр фона; 2 — суммарный
спектр
Рис. 32. Схема установки, применяе-
мой с 252Cf-источником, для измере-
ния содержания кадмия в почках и
печени:
1 — коллиматор; 2 — стол; 3 —
объект исследования
нений (типа В^НцБН и Na2 В и Hj jSH) определили принципиальную возмож-
ность нейтронно-захватной терапии. Эксперименты показали, что чувствительность
по 10В на пучке тепловых нейтронов с потоком 1х106 нейтр./(см2 • с) при ана-
лизе тонких образцов достигает 0,5 мкг. Такая чувствительность позволяет прово-
дить контроль in vivo за процессами накопления борсодержащих соединений в опу-
холевых и нормальных тканях, а также изучать in vitro процессы выведения соеди-
нений бора из организма. Внедрение нейтронно-захватной терапии внутренних орга-
нов в медицинскую практику тесно связано с возможностью получения пучков
нейтронов с энергией 5—25^ кэВ (свободных от быстрых нейтронов) и интенсив-
ностью 108— 109 нейтр./ (см2 . с).
С использованием пучков тепловых нейтронов реактора в костях и в различных
тканях человека, животных и рыб in vitro рассматриваемым методом были опреде-
лены концентрации Н, С, N, Na, Mg, S, Cl, К, Са и Cd [ 11,62].
3.5.	АНАЛИЗ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
Все возрастающее использование ядерных энергетических и транспортных уста-
новок, а также необходимость создания технических средств контроля в использо-
вании делящихся материалов требует разработки методов изотопного анализа ядер-
ного топлива. Анализ необходим на всех стадиях работы с ядерным топливом при
изготовлении твэлов. Наибольшие трудности возникают при работе с целыми твэла-
ми и кассетами, когда необходимо проводить анализ без разрушения оболочки твэла
или без разброрки кассеты. При этом в отработавших твэлах интерес представляет не
только степень выгорания первичного топлива, но и содержание вновь образовав-
шихся трансурановых изотопов, а также продуктов деления.
Наличие оболочки и относительно толстых слоев топлива заставляет отдавать
предпочтение методам анализа с использованием наиболее проникающего излуче-
ния — нейтронного и 7-излучения. Для этих целей разрабатывается ряд методик
анализа топлива: по естественной радиоактивности, по 7-квантам от -ос кол ков деле-
52
ния и по запаздывающим нейтронам деления. Однако эти методики не решают в
полной мере задачу и имеют ряд ограничений и существенных недостатков. Так, при-
меняемый в настоящее время метод, основанный на регистрации нейтронов деления,
позволяет получить достаточную глубинность метода, однако при наличии несколь-
ких делящихся изотопов в ядерном топливе с его помощью невозможно определить
их раздельное и даже суммарное содержание. Ниже будет рассмотрена возможность
использования нейтронно-радиационного метода для анализа ядерного топлива.
В табл. 11 и 12 приведены длины свободного пробега 7-квантов и нейтронов в
уране (ослабление плотности потока в е раз) для различных энергий излучения.
Данные для нейтронов приведены для высокообогащенного и низкообогащенного
топлива (содержание 90 и 2%) с учетом упругого рассеяния нейтронов. Для сравне-
ния отметим, что толщина урана в твэлах равна 0,3—3 мм по металлу в случае высо-
кообогащенного топлива и на порядок больше для низкообогащенного топлива.
Оболочка твэла из алюминия, циркония или нержавеющей стали имеет толщину
порядка 0,5—1,0 мм. При анализе кассет твэлов без их разборки толщина слоя ура-
на еще значительнее.
Применение нейтронно-радиационного анализа с использованием реакции (л,
у) для нахождения содержания делящихся изотопов осложняется наличием 7-излу-
чения от деления ядер. Особенно большую помеху создает такое 7-излучение, если
сечение деления превышает сечение радиационного захвата. В этом случае выделе-
ние монохроматических 7-линий из сплошного спектра деления затруднительно,
особенно при невысокой разрешающей способности спектрометра. В меньшей степе-
ни создает помеху естественная /3-активность делящихся нуклидов.
Для снижения фона от 7-квантов деления при регистрации радиационного захвата
в работе [63] предложено использовать систему антисовпадений с нейтронами деле-
ния. Схема 7-спектрометра, использующего такого рода антисовпадения с нейтрона-
ми деления в 4Я-геометрии, изображена на рис. 33. Для регистрации быстрых ней-
тронов деления по протонам отдачи используют жидкий или пластмассовый сцинтил-
лятор размером 44x60 см. Эффективность такого детектора по нейтронам с уче-
том испускания 2,5—3,0 нейтронов на акт деления может достигать 95%, что должно
приводить к двадцати кратном у уменьшению доли 7-квантов деления при регистра-
ции спектра. Однако сцинтиллятор регистрирует также и 7-кванты от каскадных
переходов, что в отсутствие схемы разделения импульсов от 7-квантов и протонов
отдачи снижает эффективность регистрации 7-квантов из реакции (п, у). Для умень-
шения этого эффекта и паразитной загрузки сцинтилляционного детектора между
образцом и детектором нейтронов вводят свинцовый экран толщиной около 50 мм.
На данной установке были измерены 7-спектры из реакции (л, у} на тепловых ней-
тронах для ряда делящихся нуклидов.
Чувствительность нейтронно-радиационного анализа для 235U и 239Ри оказывает-
ся низкой из-за малых значений /™ах в высокоэнергетической части 7-спектра из
реакции {л, у). Более благоприятные условия для их определения существуют
при энергии 7-квантов, равной 0,2—1 МэВ. В то же время при нахождении содержания
Таблица 11. Длина свободного пробега 7-квантов в уране Ау
Еу, МэВ Ау, см	0,1 0,042	1,о 0,69	5,0 1,2	10,0 1,05
Таблица 12. Длина свободного пробега нейтронов в уране Дл				
е„, эв		0,025	1-104	1-10s	1 Ю6
	2%-ный 235и	0,77	1,7	1,9	3,6
Дл, см	90 %-ный 235 U	0,033	1,6	1,7	3,3
53
Рис. 33. Схема экспериментальной установ-
ки для измерения 7-излучения из реакции
(п, у) для делящихся материалов с исполь-
зованием антисовпадений с нейтронами де-
ления:
1 — поток нейтронов; 2 — ФЭУ; 3 — об-
разец; 4 — сцинтиллятор; 5 — 6 Li; 6 — сви-
нец; 7 — Ge-детектор
238	232
U и Th более рационально использовать высокоэнергетическую часть спектра,
где наблюдаются отдельные интенсивные линии.
Из табл. 11 следует, что 7-излучение радиационного захвата нейтронов обладает
достаточной проникающей способностью для анализа ядерного топлива. Хуже
обстоит дело с проникновением тепловых нейтронов, так как толщину твэлов
выбирают исходя из существенного ослабления в них нейтронного потока; это
затрудняет расчет содержания нуклидов. Ситуация может упроститься, если перейти
к нейтронам промежуточных энергий, когда сечение поглощения + Of) значи-
тельно меньше. Использовать для нейтронно-радиационного анализа твэлов резо-
нансные нейтроны с энергией в несколько килоэлектрон-вольт было предложено
Вейткампом и др. в [10]. При этом также отмечалось, что благоприятным обстоя-
тельством является увеличение отношения OnylOf в 2—3 раза, что снижает вклад
7-излучения деления в суммарный 7-спектр.
При нейтронно-радиационном анализе облученного топлива, по-видимому, более
рациональной может оказаться внутренняя геометрия с расположением образца
около активной зоны при использовании реактора. В этом случае появляется воз-
можность уменьшить вклад, даваемый накопленным 7-излучением продуктов деле-
ния, и создать более эффективную защиту детектора от быстрых нейтронов. Во
внутренней геометрии возможно применение дифракционного монохроматора
совместно с германиевым детектором, что улучшает выделяемость7-линий из спектра.
Возможность нейтронно-радиационного анализа содержания осколков деления
в отработавших твэлах обсуждается в работе Песеквила и Суаренса в [10].
Использование 7-излучения неупругого рассеяния быстрых нейтронов для ней-
тронно-радиационного анализа твэлов в литературе подробно не рассматривалось.
2 38
Спектры 7-квантов неупругого рассеяния быстрых нейтронов реактора на U и
232Th приведены в [4]. В спектрах выделяется множество 7-линий с энергиями ни-
же 2 МэВ, обусловленных реакцией {п, п' у). Спектры 7-квантов 235 U и 239Ри из
реакции (п, л'7) пока не изучались, но отдельных интенсивных 7-линий с Бу>
>0,2 МэВ в этих спектрах не ожидается.
Подводя итог, необходимо отметить, что применение нейтронно-радиационного
метода к анализу твэлов еще не вышло из стадии поиска путей решения задачи.
ПРИЛОЖЕНИЕ
Таблица П. /.Энергия, сечение реакции и выход 7-квантов при радиационном
захвате тепловых нейтронов элементами
Еу, кэВ	Выход у-кван- тов, %	Еу, кэВ	Выход у-кван- тов, %	Еу, кэВ	Выход у-кван- тов, %
Н, 0^=0.332 (2) б		2520,62 (11)	5,8 (3)	Мд, а. =0,063 (3) б	
2223,258 (9)	100	1999,78 (9)	3,9 (4)	9282,5 (9)	1,0
D O. =0 53 (2) .10“’ б		1884,88 (12)	18,1 (13)	8153,2 (13)	4,5
6250.316 (24)	100	1678,27 (5)	9,5 (3) 		_-s _	3917,7 (10)	50
Li, Ос =0,036 (4) б		О, Ос =0,270 (25) • 10	0 3271.2 (9)	18 (3)		3302,0 (3) 3054,5 (5)	9 13
7246,5 (5)	3,6	2184,2 (4)	82 (3)	2828,8 (3)	38
6769,4 (5)	1,9	1087,3 (10)	82 (3)	1808,68 (6)	28
2032,50 (28)	84	870,79 (22)	100 		1130,2 (5)	14	/
1052,0 (2) 980,8 (1)	10 10	F, Ос =0,0095	(7) 6^г	974,79 (11) 585,09 (7)	53/ 2^0.
477.594 (12)	19	.6599,8 (3)	9,8		
Вя Л_=П ПП09 (1П) 5		6016,3 (3)	8,9	Al , (Jq ""0,230 (3) б	
-с	—	65	5543,4 (5)	4,4	7724,036 (5)	30,0 (15)
6809,4 (4)		5279,1 (5)	4,6	7693,396 (5)	3,68 (19)
3443,3 (3)	11	5033,2 (4)	5,8	6315,85 (3)	2,16 (11)
3367,4 (2) 2589,90 (25)	28 21	4556*5 (4) 3488,0 (3)	5,1 8,7	6101,348 (25) 5410,93 (5)	2,70 (14) 1,9 (1)
853,5 (3)	24	1387,9 (3)	9,0	5134,266 (22)	3,22 (16)
В,Ос=0,14	(6) б	1309,23 (20)	8,6	4903,113 (19)	3,27 (17)
11448,9	6 (1)	1056,93 (20)	9,1	4733,82 (3)	5,9 (3)
8916 (2)	15 (2)	983,71 (20)	12,8	4690,738 (18)	4,91 (25)
7007,8 (8)	54 (3)	655,94 (15)	15,4	4660,09 (3)	2,82 (15)
6740,7 (6)	19 (1)	583,5 (3)	34,0	4259,559 (20)	7,4 (4)
4711,3 (8)	25 (1)	Ne,Oc =0,038	(6) б	4133,398 (24)	7,3 (4)
4444,1 (5)	65 (3)			3875,433 (24)	2,80 (14)
2534 (2)	15 (2)	6760,4 (10)	4,7	3849,037 (24)	3,29 (17)
2295 (2)	10 (3)	5690,8 (10)	6,0	3591,123 (23)	4,71 (24)
В (л, в), Ос=	759 (2) б	4374,5 (15) 2795,9 (6)	53,0 23,5	3464,957 (23) 3033,757 (16)	7,2 (4) 8,1 (5)
477,594 (12)	93,311 (12)	2035,7 (6)	69,0	2959,998 (15)	8,5 (5)
С, Ос =0,0034 (2)		1930,5 (10)	17,0	2821,369 (19)	3,26 (16)
4945,374 (24)	68 (1)	1069,9 (10)	16,5	2590,159 (19)	3,32 (16)
3683,91 (7)	32 (1)	350,72 (6)	52,0	2282,797 (20)	3,63 (18)
1261,92 (6)	32 (1)	 1(75)6 ,32	Na, ac =0,530 (5) б		2108,29 (4)	2,23 (13)
N, Ос =0,075С		6395,1 (4)	20	1622,81 (4)	4,4 (3) .Xх
10829,101 (39) 13,8 (2)		5617,1 (4)	4,6	982,98 (6)	1,9 .</26
9149,24 (22)	1,6 (2)	3981,28 (25)	13,8	Si,O.=0,16 (2) б	
8310,32 (14)	3,6 (1)	3877,89 (20)	4,9	10607,6 (6)	0,26
7299,18 (17)	9,2 (2)	3587,24 (20)	11,6	8472,7 (5)	2,2 (3)
6322,42 (12)	18,1 (13)	2753,92 (12)	9,9	7200,4 (7)	7,2 (10)
5562,18 (10)	10,3 (4)	2517,56 (15)	13,4	6743,5 (10)	1,3
5533,38 (12)	18,9 (4)	2414,3 (2)	4,9	6380,0 (4)	11 (1)
5298,16 (12)	22,2 (4)	2025,1 (3)	6,2	6046,8 (7)	0,45 (20)
5269,36 (10)	31,2 (7)	1635,4 (4)	6,3	5107,1 (6)	3,5 (3)
4509,06 (11)	15,3 (4)	874,41 (20)	13,7	4934,0 (4)	58 (2)
3677,80 (9)	16,2 (3)	869,02 (4)	20,0	3955,0 (5)	1,9 (2)
3532,10 (15)	10,2 (1)	780,9 (4)	3,8	3865,3 (4)	1,7
2831,13 (11)	2,4 (4)	472,29 (5)	74		3661,1 (4)	36 (5)
2с7.1
55
Продолжение табл. П. 1
	Выход		Выход		Выход
Еу, кэВ	у-кван-	Еу, кэВ	у-кван-	Еу, кэВ	у-кван-
	тов, %		тов, %		тов, %
3539,1 (3)	62 (3)	Аг, а. =0.678 (9) б		228,71 (1)	12,2
2783,0 (5)	3,2	5582,3 (10)	14	227,77 (1)	25,4
2425,5 (2)	2,9 (8)	4744,6 (10)	56	216,368 (5)	7,7
2092,9 (3)	19 (2)	3700,4 (10)	8,8	147,010 (4)	14,1
2031,4 (5)	4,0	3365,3 (10)	3,6	142,528 (3)	11,8
1273,3 (1)	1? (2)	3150,2 (10)	4,5		
		2772,1 (10)	8,1	ч,ас =6,1 (2) б	
Р, Ос =0,180	(7) б	1186,3 (5)	57	6761,7 (10)	28 (4)
7423,3 (10) 6786/) (10)	5,9 (6) 18,3 (18)	838,0 (5) 516,0 (3) 349,1 (5)	12 30 9,2	6557,2 (10) 6417,3 (10) 4966,8 (10)	3,1 (8) 18 (3) 2,1 (2)
5706,9 (15)	4,5 (5)	167.3 (2)	72	4881, (1)	3,7 (4)
4672,6 (15) 3900,1 (4) 3522,8 (4)	12,2 (18) 19 (2) 15,0 (15)	к,ас=2,1,(1) б 7769,6 (8)	6,9 (7)		3923,0 (11) 3474,8 (15) 1761,9 (3)	0,9 (1) 1,1 (3) 3,9 (5)
2157,4 (10)	6,6 (7)	6999,4 (8)	2,6 (3)	1585,3 (5)	6,7 (13)
2151,9 (10)	6,4 (6)	5752,4 (6)	6,7 (5)	1498,3 (10)	3,2 (4)
2114,4 (8)	7,7 (8)	5696,2 (6)	6,7 (7)	1381,5 (2)	84 (10)
1071,4 (6) 636,8 (5)	16,7 (17) 21,8 (22)	5380,8 (6) 2546,2 (6)	9,3 (9) 2,8 (7)	341,9 (2)	45 "^7
513,0 (2)	28,0		2073,7 (3)	8,3 (5)	V, ас =5,04 (4) б	
	"7^2	1618,9 (2)	7,8 (2)	7310,5 (10)	4,9
S, Ос =0,52 (3) б		1613,7 (2) 1159,0 (1)	7,2 (2) 9,5 (2)	7291,5 (10) 7162,7 (10)	2,2 12,3
8640,9 (6) 7801,0 (8) 5421,9 (6) 4874 (2) 3219,8 (1) 2931 (2) 2379,6 (4) 1698 (2) 840,3 (3) 8578,21 (19) 7790,05 (19) 7413,8 (2)	2,3	770,4 (1)	53,3 (12)	6873,9 (10)	9,7
	3,8 57 11,6 22 15 41 2,4 65 2,94 (6) 8,61 (8) 10,0 (1)	Са, ос =0,43 6419,9 (5) 5900,5 (8) 5692,9 (8) 5515,7 (5) 4749,4 (6) 4418,7 (6) 3759,2 (5) 3610,4 (5) 3585,7 (10) 2809,8 (5)	(2) б 40 6,4 1,0 2,6 2,4 15,7 2,8 5,5 1,5 3,5	6517,2 (10) 6464,8 (10) 5751,9 (10) 5515;5 (10) 5209,9 (10) 5142,2 (10) 2146, (1) 1777,8 (10) 845,95 (19) 645,74 (8) 436,614 (26)	14,9 8,7 6,9 7,1 4,3 3,5 3,0 5,3 4,2 11,0 6,0
6977,56 (19)	2,23 (9)	2660,2 (10)	1,2	419,468 (23)	3,7
6627,50 (19)	4,64 (10)	2009,8 (2)	10,6	125,082 (2)	17,2
6619,42 (19) 6110,85 (18) 5902,84 (19)	8,1 (1) 19,7 (2) 1,11/4)	2001,5 (5) 1942,61 (11) 727,12 (17) 519,45 (15)	17Л 81 1,9	- 12,3/20-**	Сг,Ос=3,1 9718,83 (65)	(2) б 8,5 (12)
5715,07 (19) 5517,29 (19)	5,14 (6) 1,59 (8)			8884,12 (65) 8512,1 (5)	26 (4) 8,7 (9)
4979,9 (2)	3,5 (2)	Sc, <7с=26,5	(10) б	8484,0 (5)	6,3 (7)
3061,71 (15)	3,5 (2)	8531,6	3,6	7938,58 (10)	11 (1)
2863,94 (15)	6,0 (2)	8315,4	1,5	7362,0 (4)	3,5 (4)
2675,89 (15)	1,70 (5)	8174,7	7,4	6645,34 (65)	5,1 (5)
1959,13 (5)	12,1 (4)	8132,4	1,8	2239,07 (10)	5,7 (5)
1950,93 (5)	18,7 (4)	7635,9*	2,1	1899,3 (3)	2,7 (3)
1600,82 (5)	3,43 (17)	6839,5	4,3	1784,66 (10)	4,6 (5)
1164,72 (4)	25,7 (8)	627,50 (7)	7,2	834,854 (52)	45 (5)
788,40 (4)	15,0 (3)	554,53 (4)	5,8	749,02 (12)	16 (2)
517,0771 (9)	22,7 (9)	295,24 (2)	14,4	564,03 (4)	3,5 (5)
56
Продолжение табл. П. 1
	Выход		Выход		Выход
Еу, кэВ	7-к ван-	£у, кэВ	7-кван-	Еу, кэВ	у-кван-
	тов, %		тов, %		тов, %
Мп,ас=13,з	(2) б	366,74 (2)	1,4	1006,5 (8)	2,9
7270,3 (2)	3,5	352,3 (3)	10,2	834,0 (5)	2,6
7243,8 (2)	12,3	230,3 (3)	1,4	805,75 (6)	2,6
7159,7 (2)	5,96	136,4768 (24)	0,5 х	115,12 (3)	13
7057,8 (2)	11,0	122,0541 (24)		Ga,ac=2,9 (1) б	
6928,7 (2)	2,34	Со, О. =37,2 (2) б		7003,6 (10)	0,90
6783,3 (2)	3,42	7490,8 (10)	3,0 (5)	6513,6 (10)	1,4
6103,9 (2)	2,00	6876,8 (10)	8,5 (14)	6359 (1)	6,2
5527,4 (4)	6,72	6705,8 (10)	8,5 (14)	6110 (1)	3,0
5181,6 (2)	3,79	6485,9 (10)	7,1 (12)	6007 (1)	3,2
5068,3 (2)	2,73	5975,1 (10)	7,3 (12)	691,03 (13)	17
5015,0 (2)	6,12	5659,7 (10)	6,9 (11)	508,20 (14)	26
4725,4 (2)	2,76	1515,2 (15)	1,1 (3)	191,98 (4)	12
3409,1 (2)	3,17	555,846 (11)	9,8 (16)	187,5 (2)	11
2331,2 (2)	1,92	447,671 (18)	7,3 (12)	165,51 (4)	11
1747 (1)	3,3	277,131 (12)	12 (2)	145,09 (4)	32
314,395 (10)	9,4	229,800 (2)	21 (4)	Ge, О. =2.3 (2) б	
271,175 (9) 212,017 (6) 104,6234 (20) Fe,ac=2,55	5,7 10,6 , (3) б	158,556 (2)	6,1(11) Ni, <7С=4,43 (16) б 8999,3 (4)	26 8533.6 (4)	13		8736,4 (13) 8502,5 (13) 7262,3 (13) 7093,3 (13)	0,24 0,19 0,62 0,34
10044,1 (12)	0,05	8119,9 (4)	2,5	6707,6 (11)	0,82
9297,8 (10)	3,3	7819,6 (8)	6,6 (10)	6037,2 (11)	0,80
8886,4 (9)	0,5	7536,7 (8)	4,0 (4)	867,80 (5)	12,1
8369,7 (9)	0,21	6838,2 (7)	8,3 (5)	608,25 (7)	5,5
7645,74 (17)	20,8	878,0 (1)	4,0	595,74 (7)	24,4
7631,33 (17)	25,6	465,0 (1)	14,5	499,85 (9)	3,2
7278,9 (10)	4,3	339,3 (1)	3,5	178,88 (5)	3,1
6018,5 (10) 5920,5 (10) 4810,3 (10)	7,6 7,8 1,6	283,0 (4)	3,4	As, Ос =4,48 (11)6	
		Си, Ос =3,79 (3) б		7284 (3)	0,87
4406,8 (10)	1,2	7916, (1)	22,0	7064 (3)	1,1
4218,8 (10)	3,8	7637 (1)	12,0	7020 (1)	2,9
3854,9 (10)	0,9	7307 (1)	7,4	6810 (1)	4,1
3437,4 (10)	1,2	7252 (1)	3,5	472,2 (1)	7,1
3413,8 (10)	1,4	6988 (1)	3,0	264,43 (2)	3,9
3267,8 (10)	1,1	6674 (1)	1,9	165,00 (9)	20,0
2721,9 (8)	2,0	608,91 (18)	5,6	121,112 (8)	6,4
2137,6 (10)	0,85	278,244 (10)	15,0	Se,Gc=11,7	(2) б
1725,27 (10)	7,5	202,948 (5)	?,8	9882,8 (11)	3,1
1627,30 (7)	0,95	185,911 (10)	2,9	9188,1 (11)	1,8
1612,4 (5)	5,5	159,280 (3)	8	7418,0 (8)	3,9
1359,3 (3)	1,8	Zn,ac=1,10 (4) б		6600,5 (10)	6,1
1261,4 (3)	2,3	9120,1 (9)	1,2	6006,4 (10)	2,9
1018,6 (3)	2,2	7863,3 (10)	11,7	1308,5 (2)	2,5 (3)
921,0 (3)	0,74	6958,5 (10)	3,2	694,82 (12)	3,6 (5)
898,3 (3)	1,6	6910,6 (6)	1,9	613,78 (10)	17,5 (20)
810,759 (13)	1,3	6867,6 (10)	2,0	520,63 (10)	8,9 (8)
706,407 (5)	2,2	5473,6 (10)	3,8	249,7 (1)	4,6 (5)
692,2 (3)	4,6	1883,09 (7)	4,0	238,9 (1)	18 (2)
411,4 (2)	1,0	1077,35 (6)	21,5	161,81 (10)	8,3 (5)
57
Продолжение табл. П. 1
	Выход		Выход		Выход
Еу, кэВ	у-кван-	Еу, кэВ	у-кван-	Еу, кэВ	у-кван-
	тов, %		тов, %		тов, %
Вг,ас=б,8 (1)б		Y,ac =	= 1,28(2) б	225,37(10)	13
7575,8	1,16	6079,8	34	223,28(10)	13
7420,7	0,81	5645,0	U	172,12(7)	76
7076,3	0,53	4106,7	2,7	Ru, ac =	2,56(13)6
7030,1 6745,5 1199,1 555,1 314,65 (1) 271,18 (10) 244,12 (1) 219,11 (1)	0,49 0,45 4,6 7,1 5,3 7,4 14,8 6,2	1212,7 776,8(2) 574,7 202,51 (3) Zr, Ос = 8634,7 7700,9 6294,4	3,0 40 11 19 0,185(3)6 0,82 0,42 16,7	9135,9(13) 7504,5(4) 7174,8(5) 7102,7(21) 5021,6(18) 687,1 630,6 539,59(5)	0,16 0,35 0,50 0,54 1,09 6,1 5,1 15,2
Кг. (К =25 (1) б		5263,2	2,9	475/07(4)	10
9636,4 (20) 8423,8 (20)	0,28 0,78	1988,6(12) 1847,3(1) 1405,4(1)	2,4 3,4 8,0	Rh, Ос 6999,3(15)	= 150(5)6 0,176(11)
6931,7 (8)	2,2	934,46(7)	37,5	6785,6(15)	0,475(14)
6880,7 (7)	5,6	561,1 (1)	8,6	5916,5(15)	1,28(3)
6803,5 (8)	2,6			5346,5(15)	1,45(3)
6519,1 (7)	3,5	Nb, ac s	= 1,15(5)6	555,67(30)	2,2
1897,45 (15)	8,1	7189(1)	0,53(6)	217,92(5)	6,4(5)
1463,32 (29)	26	6832,7(2)	1,21(7)	180,859(14)	20,9(10)
1213,29 (19)	37	5896,0(3)	0,94(8)	134,617(5)	5,3(4)
881,56(8)	84	5497,1 (5)	0,92(10)	127,217(15)	4,41(20)
424,35(35)	13	5104,3(2)	1,16(10)		
	0,37(3)6	518,28(10)	3,7	Pd, Oc	= 6,9(4) 6
Rb, Ос =		499,52(10)	4,3	8333,6(3)	0,16
8650,7(7)	0,31 (7)	309,92(2)	3,3	7475,9(3)	0,12
8093,8(8)	0,27(9)	293,21 (2)	3,3	6735,9	0,35
7623,9(4)	1,8(4)	255,92(2)	8,2	6653,1(7)	0,36
6831,4(5)	1,0(2)	253,13(2)	6'1 Xi = 2,65(8)6	5828,4	0,82
6520,3(5)	1,1(3)	99,404(3)		4794,6	1,1
1305,0(3)	4,4(13)	Mo, Ос 		1572,35(15)	3,9
1032,7(5) 1027,1(3) 873,2(4) 556,9(3) 488,1 (4) 421,6(5)	5,3(16) 6,8(16) 6,8(18) 17(5) 10(3) 5,2(13)	8375,8(8) 7528,1 (6) 6919,4(5) 5712,3(5) 1497,84(11) 1091,30(11)	0,78(4) 0,94(4) 4,20 1,82(9) 3,76(20) 6,27(10)	1128,02(7) 1045,83(8) 717,34(9) 616,17(3) 511,85(3) Ag, Oc =	4,0 9,3 11,7 10,7 59 = 63,6(6) б
Sr, ac =	1,21(6)6	849,95(11)	13,3(7)	7268,9	0,57
8378,9(10) 7528,4(10) 6942,8(10)	2Л 7,3 6,0	778,26(10)	62,0 719,40(15)	8,9(5) ”Тс, <7с=19,2б		7076,3 6538,6 6056,1	0,29 0,56 1,2
6661 (1)	6,3	6221,2(15)	0,05	5793,1	1,0
6267,1(10)	7,8	5696,4(17)	0,23	5699,7	1,6
1836,02(4)	91	5411,9/9)	0,34	294,8(3)	5,6
1218,5(10)	4,2	4463,2(14)	0,34	235,47(10)	14
898,02(2)	58	4433,1 (22)	0,34	206,23(10)	11
850,6(8)	22	299,61 (8)	44	198,39(5)	35
585,5(5)	4,7	263,52(8)	17	117,37(3)	22
58
Продолжение табл. П. 1
	Выход		Выход		Выход
Еу, кэВ	у-кван-	Еу, кэВ	7-кван-	Еу, кэВ	у-кван-
	тов, %		тов, %		тов, %
Cd,ac =	2450(30) б	1489,06 (8)	1,6	La, Ос	= 9,2(3)6
9043,5	0,27	1325,59 (6)	1,4	5161,0	1,2(3)
8485 2	0,54	722,78 (4)	13	5126,5	1,7 (4)
7834,0	0,30	646,85 (3)	6,5	5097,8	9,2(19)
7738.7 7679,6 5823,9	0 32	602,708(23)	56		4888,8	2,1 (5)
	0,62 2,8	353,68 (3) l,Qc =	2,1 0,12(12)6	4842,8 4416,4	9,7 (20) 3,9 (8)
1364,339 1209,713 805,887 725,298 651,256 558,456	3,45 3,09 3,80 3,32 10,48 у 72,19/0^	6826,1 (7) 6691,5 (5) 6307,1 (5) 5725,8 (5) 5559,2 (5) 5197,6 (5)	0,07 1,9 1,8 1,5 2,5 1,4	4389,7 567,30 (9) 422,63 (2) 288,249 (8) 272,303 (6) 218,200(5) 162,656 (3)	4,0 (8) 3,8 (7) 4,4 (8) 8,8(17) 6,4(12) 9,3 (20) 6,0(12)
In, Ос = 193,5(15)6 6410,4(14)	0,092(20) 5891,3(12)	0,86(16) 5171.5(10)	0.44(8)		420,843	3,35 301,897	5,55 160,7560(11) 4,95 153,0112	5,87		Се, (J^ — 4766,6 (5) 4336,8(10)	0,63(15)6 15,9 4,3
5102,2(10)	0,71 (13)	133,611	46,9	4291,4 (6)	9,1
4968,8(10) 556,746 (30)	0,41 (80) 2,0(5)	Хе, ас = 8268,5 (9)	г 24,5(10)6 0,44	662,0(1) 475,0 (2)	28,8 8,3
385,105(8)	5,8 (6)	6466,8 (5)	4,6	Рг, Ос =	11,5(3)6
335,426(3)	5,9(4)	6380,5 (5)	0,8	5843,4(15)	1,5 (3)
272,9643(23) 20,4(10)		5755(1)	0,7	5666,4 (2)	4,2 (9)
186,2034 (7)	13,8(11)	772,60 (8) 667,67 (6) 630,22 (9)	1 л	5140,4 (3)	3,8 (8)
162,3913(14)	14,7(10) Sn,ac = 0,63(1)6			14 ~60 ~11	5096,2 (3) 4692,2 (3)	2,1 (5) 3,2(7)
9326,1	0,35			645,7(13)	3,4 (7)
7450,3	0,15	Cs, Oq =	29,0(15)6	182,785(5)	3,8 (9).
6601,9	0,23	6715,6(10)	0,18	176,863 (3)	9,7 (20)
6268,0	0,44	6697 (1)	0,60	140,906 (3)	4,1 (8)
1293,54(5)	13	6439,5(10)	0,26	126,845 (3)	2,8(6)
1229,64 (4)	7,0	6188,3(10)	0,43	Nd, <JC =	50,5(20)6
1171,32(10)	8,0	6175(1)	0,73	7111,0(4)	0,31
Sb, <JC =	= 5,4(6)6	6051,8(10)	0,82	6501,7	5,5
6806,2 (3) 6728,1 (3) 6523,4 (3) 6379,69 (22) 5885,3 (3)	0,12 0,49 0,84 0,7 0,56	307,258 (3) 234,339 (2) 205,613 (2) 176,403 (2) 130,232(2)	4,15 3,73 5,65 10,32 7,43	6255,3 5522,0 5448,4 864,53(75) 814,14(6)	2,5 1,0 1,2 8,8 8,9
		116,373(2)	15,15	696,49 (2)	62,0
384,52 (4)	1,0			618,01 (3)	24,0
282,63 (4)	3,2	Ba, Oc	s 1,2(1)6	453.77(13)	5.5
148,22 (3) 121,48(3)	3,2 5,0	9106,5(13) 5730,4 (7)	0,22 3,2	Sm, ас = 5800(100)6	
114,87 (3)	3,9	4096,1 (7)	9,0	7213,0 (3)	0,47
Те, Oc •	: 4,7(1)6	0641,4 (7)	3,1	6537,6 (3)	0,13
8822,5 (8)	0,14	1445,0(2)	4	5061,7(12) 5533,6 (8)	0,12 0,38
8100,1 (8) 7334,4 (7)	0,16 0,35	1435,91 (6) 878,50(5)	17 9	1170,75(28) 884,29 (6)	2,1(4) 5,6 (5)
6324,3 (3)	1,2	627,24 (3)	15	439,39 (7)	35,7(16)
5668,1 (7)	0,43	454,66 (6)	4	333,95(1)	61 (3)
61 (3)
/©£ Г
Продолжение табл. П. 1
Еу, кэВ	Выход у-к ван- тов, %	Еу, кэВ	Выход у-кван- тов, %	Еу, кэВ	Выход у-кван- тов, %
Ей, Ос = 4600(50)6		371,75(3)	3,0(3)	Hf, ос =	102(2)6
6228,5	0,11	239,140(11)	4,2(4)	7532,6	0,045
6068,9	0,08	136,662(2)	27,5 (28)	6357,3	0,30
5918,3	0,14	116,835(1)	15,8(16)	6110(3)	0,66
5379,7	0,13	Ег, Ос =	162(8)6	5724,7(10)	1,6
221,235 (8)	3,8	6677,0 (5)	0,46	5693 (3)	0,77
143,225 (4)	3,8	6577,9 (5)	0,16	1230,1 (3)	2,9
89,8505 (20)	38	6228,8 (5)	0,56	1207,1 (3)	2,8
Gd, <7- = 49000(1000)6		6137,3 (5)	0,30	325,562(15)	6,3
6750,0 (5)	1,3	5878,0 (5)	0,36	213,444(15)	57
6420,1 (5)	0,22	853,54 (8)	6,5	93,170 (5)	12
5903,2 (2)	0,47	816,08 (7)	37	Та, Gq ~~	21,0(7)6
5582,5(14) 1187,13(9) 1185,99 (8)	0,24 1,9 2,1	730,72 (7) 198,236 (3) 184,281 (3)	9,4 17 52	6062,9 (5) 5965,0 (5) 5792,5 (5)	0,43 0,71 0,15
944,09 (5)	4,2	Тт, Ос =	103(3)6	5343,3(5)	0,27
897,59 (5)	2,9	6556,4 (в)	0,49	5245,8(5)	0,26
199,25 (5)	6,2	6387,4	0,80	402,619 (7)	15,2(9)
181,930 (4)	20	6003,5(5)	0,62	297,123 (5)	7,8 (5)
ть,ос =	23,2(5)6	5945,0(5)	0,78	270,406 (4)	32,3
6311,4(5)	0,20(1)	5738,6 (5)	0,88	133,8770(26) 14,8	
6218,5(4)	0,94 (2)	237,250(12)	3,9	114,3151(25) 7,4(10)	
6138,1 (4)	0,56 (2)	204,451 (4)	9,2	w, ас =	18,3(5)6
5890,6 (4)	0,80 (3)	181,004 (5)	3,7	7411,9 (3)	0,49
5776,4 (4)	0,60 (2)	149,718(3)	5,9	6192,8(30)	4,4
339,492(10)	1,44 (8)	144,482 (4)	5,0	6146,4 (30)	1,5
248,052(10)	1,37 (8)			5320,9 (3)	2,9
193,434 (6)	1,80 (8)	Yb, Ос • 36,6(20)6		5261,8 (3)	4,1
178,876(6)	1,47 (8)	6779,8(6)	0,36	577,3(1) 557,2(1) 273,0(1) 201,4(1) 145,7(1)	2,0 1,2 2,3 2,0 3,3
153,685 (4)	2,52(10)	5266,7(15)	4,2 (4)		
135,595 (4)	2,12(8)	4830,0(15)	0,72(10)		
Dy, Ос = 5606,7 (2)	930(20)6 3,8	3884,0(15) 3632,3(15)	2,1 (2) 1,2(2)		
5556,4 (3) 5142,6 (5) 4123,2 (4)	3,0 1,1 3,1	811,39 (7) 639,274(17) 514,863(11) 363,957 (9)	2,7 (3) 4,1 (4) 27 (2) 2,3 (2)	Re, ос = 6110,8 6079,5	88(4)6 0,08 0,11
538,51 (5)	6,5	191,2137(15)		5910,2	0,66
496,92 (4)	4,2			5348,69 (30)	0,20
465,34 (5)	3,5	Lu, ac =	83(5)6	5134,77 (40)	0,17
411,67 (3)	3,5	6803,6 (6)	1,0	316,473 (20)	3,0
185,005 (3)	4,7	5769,9 (4)	0,44	290,669(13)	3,3
184,255(5)	15,5	5730,1 (4)	0,59	214,648 (8)	3,0
Но, Ос =	66,5(3)6	5601,8 (3)	0,77	207,849 (5)	3,2
6051,8(6)	0,25 (4)	5570,₽(3)	0,92	Os, Oc J	= 15,3(7)6
5870,6 (6)	0,30 (5)	457,90 (4)	8,9	7990,7 (9)	0,03
5812,4 (6)	0,76(12)	319,04(2)	3,4	7834,4(10)	0,04
5771,8 (6)	0,15(3)	162,492 (4)	7,3	7793,3 (9)	0,04
5760,9 (6)	0,21 (4)	150,392 (3)	20	7235,0 (9)	0,05
425,99 (3)	3,7 (6)	138,606(5)	8,3	6587,2(10)	0,09
60
Продолжение табл. П. 1
кэВ	Выход 7-кван- тов, %	Еу, кэВ	Выход 7-кван- тов, %	Еу, кэВ	Выход 7-кван- тов, %
634,0	10,2	TI, ос =	3,4(5)6	687,5 (2)	1,8(5)
569,291 (20)	5,2	6515,7(7)	1,9	642,2(2)	5,8(8)
557,956(19) 478,10 186,718(2) «г, Ос =	6,8 6,8 9,2 426(4)6	6167,5(3) 5642,7 (3) 5604,4 (3) 5281,2 (3)	2,5 4,4 3,8 2,8	238U, Ос 4660,7 (2) 4060,5 (2) 3991,4(2)	- 2,70(2)6 0,17(2) 7,30 1,22 (3)
6080,6 (6)	1,22	4914,8 (3)	2,3	3982,8 (2)	1,32 (3)
5957,5 (6)	1,39	471,9 (2)	1,4 (2)	3583,1 (2)	2,1(1)
5781,3(6) 5666,1 (6)	0,83 1,23	348,3 347,9 (5)	W	687,5(15) 612,0(4)	1,5 3,0
418,1 (1)	1,40	319,3(5)	5,7 (23)	552,8(1)	6,5
351,8(1)	3,96	139,9 (5)	16(10)	540,7(1)	3,5
216,9(1) 136,1 (1) Pt, Ос	1,6 3,1 = 10,06	РЬ, Ос = 0,170(2)6 7367,73 (50)	94,77		133,80 (8) 2 3 7 |\|р, ас	23,0 = 169(3)6
		6736,4	5,08	5352,00(15)	1,00(4)
7922,2 (6)	0,30 (3)			5238,05(15)	0,356 (23)
7234,3 (6)	0,30(3)	Bi, 0с = 0,033(4)6		5030,55(15)	0,566 (32)
6034,0(7)	0,66 (8)	4284,8		4778,80(15)	0,54 (3)
5612,5	0,69 (6)	4256,6	5	4232,0 (2)	0,48 (3)
5255,3 (8)	2,9 (2)	4165,4	42	243,92 (3)	27 (отн.)
5173,4(10)	1,1	4101,7	23	182,85(3)	100 (отн.)
672,900 (7)	0,83 (6)	4054,6	35	156,43(3)	34 (отн.)
521,440(11)	1,45(15)	347,9	—		
355,684 (2)	27,6	319,7	—	23’Ри, ас =	2683(30)6
332,983 (2)	11,3(9)	162,2	—	6491,5(5)	0,30 (3)
326,349 (4)	2,3 (2)	154,9	—	5937,3 (5)	0,13(3)
Au, ac =	98,8(3)6	116,5 110,8	—	5575,6 (3) 5293,8 (4)	1,00(10) 0,38 (8)
6513,2(5) 6457,8(7)	1,86 (8) 2,66(12)	Th, Ос =	7,40(8)6	5123,2 (3)	0,58(15)
6320,0 (7)	3,74 (20)	4769,6 (3)	0,33 (4)	987,8	—
6276,8 (8)	1,37 (20)	4246,9 (2)	0,62 (6)	938,0	—
6252,6 (7)	6,08 (24)	3946,4 (2)	1,77(10)	916,0	—
5983,3(7)	1,56(14)	3473,0 (2)	4,17(20)	605,8	—
380,991 (8) 261,253(4)	5,7 (8) 8,0(13)	3448,5 (3) 3436,15(20)	1,58(10) 1,47(10)	597,2 554,3	
247,430(2)	9,2(16)	681,846(19)	1,62(11)	241Ри, 0С 	= 425(40)6
214,842(3)	14,1 (24)	665,252(17)	1,42(10)	6264,4 (35)	0,12(5)
168,2365(30) 8,2(14)		577,888 (6)	1,84(15)	5476,9 (3)	2,0 (5)
На =	375(5)6	566,630(7)	3,80(10)	5289,9 (3)	0,72 (20)
1 ’я» ''С		522,757 (6)	1,81 (11)	5157,0(3)	0,47(10)
6458,4 (2)	5,2 (6)	472,300(5)	2,92(11)	4482,7 (5)	0,22 (8)
5967,5 (2)	13,9(14)			974,9 915,7 787,8	
5658,7 (4)	6,2 (7)	23SU( Ос :	= 98,6(15)6		
5388,7 (4)	3,8 (4)	6500,0(7)	0,02(1)		
5050,3 (4)	5,0(5)	6395,7 (4)	0,32 (6)	7803	
4739,2 (4)	7,3 (8)	5544,1 (7)	0,04 (2;	735,8		
2002,1 (2)	6,4	4973,0 (5)	0,09 (2)	684,6		
1693,13(14)	14,0	48833(10)	0,09 (2)		
1262,96(8)	4,3	956,2 (3)	1,03		
661,36(3)	6,0	943,0 (3)	0,94		
367,942(10)	70,0	909,1 (2)	0,76		
61
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1.	Методжеские основы исследования химического состава горных пород, руд и
минералов / Под ред. Г.В. Остроумова. М.: Недра, 1979. 400 с.
2.	Compendium of thermal neutron capture gamma-rays measurements / G.A. Bartho-
lomev, A. Doveika, K.M. E st wood. e.a. — Nuclear data tables, Pt 1,1967, Sec. A3, №4—6,
p. 367-650; Pt 2,1968, Sec. A5, №1,2, p. 1-242; Pt 3, 1969, Sec. A5, №3,4, p. 243-431.
3.	Nuclear data sheets. N.Y. — London: Acad. Press, 1970—1982, v. 3—33.
4.	Атлас спектров гамма-излучения от неупругого рассеяния быстрых нейтронов
реактора / А.М. Демидов, Л.И. Говор, Ю.К. Черепанцев и др. М.: Атомиздат, 1978,
328 с.
5.	Peisach М. Prompt nuclear analysis. — J. Radioanal. Chem., 1981, v. 61, p. 243—271.
6.	Duffey D., El-Kady A., Senftle F.E. Analytical sensitivities and energies of thermal-
neutron-capture gamma-rays. — Nucl. Instrum and Methods, 1970, v. 80, № 1, p. 149—172.
7.	Analytical sensitivities and energies of thermal neutron capture gamma-rays/ F.E. Sen-
ftle, H.D. Moore, D.B. Leep e.a. - Ibid., 1971, v. 93, №3, p. 425-461.
8.	Neutron capture gamma-ray spectroscopy. Proc, studsvik intern, symp. Vienna: IAEA,
1969, p. 708.
9.	Neutron capture gamma-ray spectroscopy. Proc, intern, symp. in Petten, 1974. —
Publ. by reactor centrum Nederland, Petten: 1975, p. 801.
10.	Neutron capture gamma-ray spectroscopy / Ed. by R.E. Chrien, W.R. Kane. — Proc.
3rd Intern. Symp. 1978 At Brookhaven. N.Y. — London: Plenum Press, 1979, p. 880.
11.	Neutron capture gamma-ray spectroscopy and related topics 1981. Conference series
number 62. The institute of physics. Bristol — London, 1981, p. 728.
12.	Endt P.M., Van der Leun C. Energy level of A-21-44 nuclei (VI).— Nucl. Phys., 1978,
v. A310, № 1,2, p. 1—752.
13.	Mughabghad S.P., Garber D.l. Neutron cross section. — BNL 325, Ed. 3, 1973, v. 1.
Resonance parameters.
14.	Nichol L., KennetT.J. Inelastic neutron scattering with fission neutrons?— Canad. J.
Phys., 1971, v. 49, № 11, p. 1461-1468.
15.	Smith D.L. Fast-neutron flux measurement with a Ge(Li)-detectors. — Nucl. Instrum
and Methods, 1972, v. 102, №2, p. 193.
16.	Use of spectroscopy of gamma-radiation from the inelastic scattering of reactor fast
neutrons for elemental analysis / M.R. Ahmed, A.M. Demidov, S.A. Al-Najjar e.a.— J. Radio-
anal. Chem., 1974, v. 23, №1, 2,p. 199-203.
17.	Демидов A.M., Иванов B.A., Тарыкчиева H.K. Нейтронно-радиационный анализ
горных пород и руд с помощью Ge(Li)-cneKTpOMeTpa. — Атомная энергия, 1973, т. 34,
вып. 5, с. 359—363.
18.	Элементный анализ образцов горных пород по спектрометрическим измере-
ниям гамма-излучения радиационного захвата нейтронов от слабых источников /
В.И. Дрынкин, М.Г. Крутиков, Д.И. Л ей пуне кая и др. — В кн.: Ядерно-физические
методы анализа вещества. М.: Атомиздат, 1971.
19.	А.с. 563057 (СССР). Устройство для определения элементного состава веще-
ства/ Ю.Ф. Барышев, В.И. Гума, Е.М. Кадисов и др. Опубл, в Б.И., 1981, № 15.
20.	Sacha J. The use of the (n, y)-reaction for analytical purposes. — Radioisotopy,
1974, v. 15, №6, p. 877-894.
21.	Арипов Г.А., Гажиев Н.Ю., Саттаров М.Г. Установка на базе изотопных источ-
ников нейтронов для исследования спектров гамма-лучей захвата нейтронов. — Тру-
ды Ташкентского политехнического института, 1975, вып. 143, с. 22—26.
22.	Loos G., Heiser Ch., Schaffer G.The determination of boron in geological materials.—
J. Radioanal. Chem., 1980, v. 58, № 1-2, p. 247-256.
23.	Грошев Л.В., Демидов A.M., Пелехов В.И. Определение малых примесей гадо-
линия и самария методом анализа спектров 7-лучей из реакции (л, 7). — В кн.:
Нейтронная физика. М.: Госатомиздат, 1961, с. 345—353.
24.	Vobecky М., Juna J., Копеспу К. Determination of some lanthanides by the measu-
rement of prompt gamma-rays induced by neutron. — Radioisotopy, 1973, v. 14, № 4,
p. 547-556.
62
2	ие пучков тепловых нейтронов для изучения распределения ато-
мов	териалах / Я. Боганч, Й. Дюлан, А. Надь и др. — Препринт ОИЯИ
РЗ-11816 1Q7
ы кА9 М-' Lubkowitz J.A. Determination of water in hydrodesulfurization
6. Heurtebisy capture 7-ray spectrometry. - Analytical Chemistry, 1976, v. 48,
catalyst by neut'	'
p. 2143-2146. f
27. Лобанов
чей радиацио!
объектов. Таш
28. Экспресс^’4
технологически
тиков, Д.И. Ле1
геофизика, М.,
29. Deter пг'
е.а. — J. Radir'
30. EI-KaC,
and geologic;
31.
marine
Chem
з:в
elemer^
Chem.,
Е.М., Арипов Г., Алабергенов Б.Р. Об идентификации спектров 7-лу-
£ного захвата образцов. Многокомпонентный анализ геологических
1-ент, 1967, с. 27-41.
m .ое определение содержания никеля в геологических пробах, рудах и
с£ продуктах методом нейтронного радиационного анализа / М.Г. Кру-
лунская, Н.Д. Путянина и др. — В кн.: Региональная и промысловая
всесоюзный институт экономики минерального сырья, № 25, 1972.
'.nation of sulfur and moisture in coal using capture gamma-rays / D.A. Fay
janal. Chem., 1978, v. 43, № 1, p. 263-274.
jy A.A., Duffey D., Wiggins P.F. Neutron capture gamma-rays from mixtures
Г’ ’.”jl samples. — Nucl. Instrum and Methods, 1972, v. 100, №3, p. 461—465.
VVi?fl’ns Cuffey D,, El-Kady A.A. Neutron-capture gamma-rays studies of
anganese nodules using a nuclear reactor and a californium-252 source. — Anal.
1 xta, 1972, v. 61, №3,p. 421-430.
Gladney E.S., Curtis D.B., Jumey E.T. Multielement analysis of major and minor
. by thermal neutron induced capture gamma-ray spectrometry. — J. Radioanal.
> 1978, v. 46, p. 299-308.
‘ Демидов A.M., Иванов B.A., Тарыкчиева H.K. Нейтронно-радиационный анализ
х пород и руд с помощью у-спектрометра. — Атомная энергия, 1973, т. 34, вып.
59-363.
. Гума В.И., Миллер В.В., Старостин В.А. Установка для многоэлементного
^тронно-активационного анализа горных пород и руд. — Изотопы в СССР, 1978,
с. 39-41.
"/ 35. Современные ядерно-физические методы определения элементного состава
/орных пород, руд и минералов в лабораторных условиях. М.: ВНИИ ядерной геофи-
зики и геохимии. 156 с.
36. Демидов A.M., Иванов B.A., Тарыкчиева H.K. Нейтронно-радиационный анализ
И циркониевых и титановых концентратов. — В кн.: Вопросы атомной науки и
" техники. М.: Атомиздат, 1975, вып. 4, с. 3—5.
37. Применение прецизионной гамма-спектрометрии для исследования состава и
нейтронных свойств образцов керна из сложнопостроенных коллекторов Западной
Сибири / Б.В. Вашакидзе, О.В. Горбатюк, В.И. Гума и др. — В кн.: Ядерная геофи-
зика при поисках и разведке месторождений нефти и газа. Тр. ВНИИ ядерной геофи-
зики и геохимии. М,: ОНТИ ВНИИЯГГ, 1981, с. 78-83.
38.	The determination of boron in sedimentary rock by neutron irradiation and prompt
7-ray spectrometry / S.A. Kerr, W.W. Prestwich, T.J. Kennett e.a. — J. Radioanal. Chem.,
1980, v. 57, №2, p. 525-533.
39.	Применение нейтронно-радиационного анализа при поисках месторождений
бора / В.И. Гума, А.Е. Лисицын, В.В. Миллер и др. — Изв. вузов, Геология и разведка
недр, 1978, № 3, с. 159-163.
40.	Использование спектрометрии нейтронного гамма-излучения для изучения
элементного состава пород в скважинах / Н.М. Бланкова, В.В. Муравьев, К.Г. Эйфе
и др. — В кн.: Ядерно-геофизические методы изучения горных пород в скважинах.
М.: Недра, 1974, с. 179-207.
41.	Importance of neutron energy distribution in borehole activation analysis in relati-
vely dry-low porosity rocks / F.E. Senftle, R.M. Moxham, A.B. Tanner e.a. — Geoexplora-
tion, 1977, v. 15, №2, p. 121-136.
42.	Физические основы импульсных нейтронных методов исследования скважин /
Ю.С. Шимелевич, С.А. Кантор, А.С. Школьников и др. М.: Недра, 1976, с. 160.
43.	Proc, of a Symp. Nuclear technique and mineral resources 1977. Vienna, IAEA,
1977, p. 760.
44.	Спектрометрический нейтронный гамма-каротаж в изучении железных руд
63
Кривбаса / И.И. Фельдман, Л.И. Онисько, Л.И. Лидовский и др. — '	'СР,
1978, №54, с. 13-16.	. > . .
45.	Tanner А.В., Moxham R.M., Senftle F.E. A borehole sonde using A A ^.-source
and a GelLi)-detector cooled by a melting-cryogen. — Nucl. Instrum and^ethods, 1971,
v. 100, p. 1-7.
46.	Lauber A., Landstrom O. A Ge(Li)-bore hole for in situ gamma-ray spectrometry. —
Geophys. Prospecting, 1972, v. 20, №4, p. 800—813.
47.	Макет скважинного гамма-спектрометра с полупроводниковым германиево-
литиевым детектором / Е.М. Кадисов, Н.В. Попов, Ю.В. Ефремов и ДР- — В кн.:
Ядерно-геофизические исследования обсаженных скважин. Тр. ВНИИ ядерной геофи-
зики и геохимии. М.: 1975, Вып. 23, с. 125—133.
48.	Говор Л.И., Демидов А.М., Иванов В.А. Исследование возможностей каротажа
нефтяных скважин с использованием Се(Ы)-гамма-детектора и Ро—Ь «-источника. —
Атомная энергия, 1971, т. 30, вып. 1, с. 66.
49.	Nickel exploration by neutron capture / F.E. Senftle, P.E. Wiggirs, D. Duffey,
P. Philbin. — Economic Geology, 1971, v. 66, № 1, p. 583—590.	'
50.	Применение спектрометра с германиево-литиевым детектором для изучения
элементного состава горных пород в условиях обсаженных скважин / Ю.Ф. Барышев,
В.П. Иванкин, Н.М. Кучер и др. — В кн.: Ядерно-физические и акустические методы
выделения продуктивных пластов в обсаженных скважинах. — М.: Недра^ 1972,
с. 8-18.	<
51.	Применение Се(и)-спектрометров для нейтронного радиационного а* лиза
горных пород / Е.М. Кадисов, В.В. Миллер, Ю.С. Шимелевич — В кн.: Ядерно-г ^фи-
зические и акустические исследования обсаженных скважин при доразведке н. ефтя-
ных и газовых месторождений. М.: ОНТИ ВНИИЯГГ, 1973, с. 21—43.
52.	Применение Се(Ы)-детекторов при многоэлементном анализе горных породе
лабораторных условиях / Е.В. Карус, В.В. Миллер, Н.В. Попов и др. — Геологи;* и
разведка. Изв. вузов, 1978, № 12, с. 166—169.
53.	Nuclear Technigues in Geochem. and Geophysics. IAEA, Vienna, 1976, p. 5(х'»0-
54.	Senftle F.E., Duffey D., Wiggins P.F. Mineral exploration of the ocean floor t^*Y
in situ neutron absorption using a californium-252 (252Cf) source. — Mariner Tech. SocX
Journ., 1969, v. 3, №5, p. 9-16.	\
55.	Карташев E.P., Штань A.C. Нейтронные методы непрерывного анализа состава
вещества. М.: Атомиздат, 1978, с. 160.
56.	Cohn S.H. The present state of „in vivo” neutron activation analysis in clinical
diagnosis and therapy. — Atomic Energy Rev., 1980, v. 18, №3, p. 599—660.
57.	Rundo J., Bunce L.J. Estimation of total hydrogen content of the human body. —
Nature, 1966, v.210,p. 1023.
58.	Proc. 9th Intern, symp. on radioactive isotopes in clinical medicine and research I
D. Comar, R. Ruviere, B. Maziere e.a. — Vienna: IAEA, 1970, p. 431.
59.	Measurement of whole-body nitrogen by neutron activation analysis / H.C. Biggin,
N.C. Chen, K.V. Ettinger e.a. — In: Nuclear activation techniques in the life sciences 1972.
Vienna: IAEA, 1972, p. 639-649.
60.	In vivo determination of nitrogen in wasting disease / K.G. Me Neill, J.R. Mernagh,
K.N. Jeejeebhoy e.a. — In: Nuclear techniques in the life sciences, 1978. Vienna: IAEA,
1979,p.799.
61.	Ellis K.J., Vartsky D., Cohn S.H. A mobile prompt-gamma „in vivo” neutron activa-
tion facility. — In: Nuclear activation techniques in the life sciences. Vienna: IAEA, 1979,
p. 739.
62.	Демидов A.M., Тарыкчиева H.K. Нейтронно-радиационный анализ содержания
элементов в биологических средах — В кн.: Прикладная ядерная спектроскопия.
Вып. 3. М.: Госатомиздат, 1962, с. 81—82.
63.	Michaelis W. Nondestructive analysis of nuclear fuels by radiative neutron capture. —
Atomkernenergie, 1969, Bd 5, S. 347—351.
ОГЛАВЛЕНИЕ
Введение............................................................... 3
Глава 1. Физические основы	нейтронно-радиационного анализа............. 6
1.1.	Основные ядерно-физические параметры, определяющие чувствитель-
ность метода........................................................ 6
1.2.	Сечения ядерных реакций,	вызванных нейтронами.................. 7
1.3.	Спектры ^-квантов в реакциях с нейтронами...................... g
Глава 2. Техника и методика нейтронно-радиационного анализа........... 17
2.1.	Источники нейтронов, применяемые для нейтронно-радиационного
анализа............................................................ 17
2.2.	Некоторые вопросы ^спектрометрии.............................. 18
2.3.	Техника нейтронно-радиационного анализа с использованием ядерных
реакторов.......................................................... 20
2.4.	Устройства для проведения анализа проб с изотопными источниками и
генераторами нейтронов............................................. 24
2.5.	Нахождение концентраций элементов по результатам измерений.... 29
Глава 3. Применение нейтронно-радиационного анализа................... 31
3.1.	Использование реакторов для нейтронно-радиационного анализа... 32
3.2.	Применение нейтронно-радиационного анализа при геолого-геофизичес-
ких исследованиях................................................   34
3.3.	Нейтронно-радиационный метод анализа состава вещества на потоке. . . 47
3.4.	Анализ медико-биологических объектов.......................... 50
3.5.	Анализ ядерного топлива....................................... 52
Приложение............................................................ 55
Список литеоатепы . . . ;............................................. 62
’ Ж'' ‘
Владимир Игоревич Гума
Анатолий Михайлович Демидов
Вадим Александрович Иванов
Виталий Викторович Миллер
НЕЙТРОННО-РАДИАЦИОННЫЙ АНАЛИЗ
Редактор Е.А. Путилова
Художественный редактор А. Т. Кирьянов
Технический редактор О.С. Быкова
Корректор С. Ю. Торо кина
Операторы С.В. Быкова, Л.А. Дорианова
ИБ№ 1302
Набор выполнен в Энергоатомиздате на композере ИБМ-82. Подписано в печать
16.01 84. Т-04143. Формат 60x901/16. Бумага офсетная № 1. Печать офсетная. Усл.
печ. л. 4,0. Усл. кр.-отт. 4,38. Уч.-изд.л. 5,61. Тираж 610 экз. Заказ 1230.Цена 85 к.
Энергоатомиздат, 113114 Москва М-114, Шлюзовая наб., 10
Московская типография № 9 Союзполиграфпрома при Государственном комитете
СССР по делам издательств, полиграфии и книжной торговли
109033 Москва Ж-33, Волочаевская ул., 40