РЕГАТА

Ответственный за установку

Зиньковская Инга
e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в вашем браузере должен быть включен Javascript.
тел. +7 (49621) 6-56-09

Основные направления исследований

Контроль качества воздуха (исследования аэрозольных фильтров, биомониторинг с использованием мхов, лишайников, листьев)
Оценка состояния водных объектов
Биоремедиация почв и очистка сточных вод
Геология и геоэкология
Анализ продуктов питания, медицинских растений
Нанотоксикология
Материаловедение
Биотехнологии (разработка новых медицинских препаратов и сорбентов)
Археология
Анализ объектов внеземного происхождения

Схема установки

Общий вид установки

Описание установки

Пневмотранспортная установка (ПТУ) РЕГАТА ИЯУ ИБР-2 предназначена для определения элементного состава исследуемых образцов используя метод нейтронного активационного анализа. Метод основан на ядерно-физическом процессе взаимодействия стабильных ядер элементов с нейтронами при облучении исследуемых и стандартных образцов в потоке нейтронов ядерного реактора. В результате взаимодействия образуются радиоактивные нуклиды. Каждый радионуклид имеет определенную скорость уменьшения радиоактивности, которая характеризуется периодом полураспада Т_1/2, а также имеет только ему присущий спектр гамма-излучения (распределение гамма-квантов по энергиям и интенсивностям).

Облучения на установке РЕГАТА проводят в двух горизонтальных экспериментальных каналах реактора. Транспортные контейнеры с образцами с использованием пневмотранспортной установки перемещают в каналы облучения, расположенные около замедлителей активной зоны реактора. В канале облучения К2 облучение производится полным спектром реакторных нейтронов. Плотность потока тепловых нейтронов в этом канале примерно 2х10¹² см^-2 сек^-1. Второй канал облучения К1 имеет кадмиевый кожух, поэтому облучение в основном осуществляется надкадмиевыми, Е>0,6 эВ, нейтронами. Плотность потока резонансных нейтронов в канале К1 примерно 1,5х10¹¹ см^-2 сек^-1. Как правило, канал К2 используется для коротких облучений (КЖИ), а К1 – для длительных (ДЖИ). Продолжительность облучения образцов выбирают исходя из типа анализируемых образцов, их массы, а также от типа анализируемых элементов (получаемых радиоактивных изотопов короткоживущие или долгоживущие).

Ориентировочная продолжительность облучения образцов в каналах ядерного реактора ИБР-2

Объект анализа	Продолжительность облучения
Объект анализа	КЖИ (сек)	ДЖИ (час)
Почвы, грунты, донные отложения	60-120	70-100
Горные породы, руды, продукты их обогащения и переработки	60-120	5-100*
Твердые материалы растительного происхождения	180-300	70-100
Твердые материалы животного происхождения	180-300	70-100

*Длительность облучения образцов определяется после выполнения анализа спектров короткоживущих изотопов и определения возможных больших содержаний элементов, образующих после облучения долгоживущие нуклиды. Такая же процедура должна выполняться при анализе технологических, медицинских и других образцов, в которых возможно наличие высокого содержания элементов, образующих долгоживущие изотопы. После облучения таких образцов активности могут быть очень большими, что сделает невозможным измерение спектров.

После окончания облучения измеряют спектры гамма- излучения радионуклидов с использованием спектрометров на основе полупроводниковых особо чистых германиевых (ОЧГ) детекторов и анализаторов спектров высокого разрешения. Измерения спектров КЖИ, как правило, выполняют одновременно на 3-х или 4-х детекторах (по числу облученных образцов). Эти измерения выполняются без дополнительной выдержки после облучения сразу после переупаковки образцов в чистые контейнеры. Измерения спектров ДЖИ выполняют дважды (ДЖИ-1 и ДЖИ-2). Первый раз после выдержки в течение 3-5 суток после окончания облучения (в течение 30 минут) и второй раз через 19-22 суток после облучения (в течение 90 минут).

Обработку спектров производят с помощью программного обеспечения используемых спектрометров. Идентификация нуклидов выполняется путем сравнения энергий обнаруженных в спектре пиков с набором линий в библиотеке нуклидов, используемой при обработке спектра. Таким образом, энергия пика в спектре позволяет определить тип нуклида, а площадь пика пропорциональна исходному количеству ядер элемента, т.е. массовой доли элемента в исследуемом образце.

Расчет содержания (массовой доли) элементов в исследуемом образце осуществляется путем сравнения активностей одного и того же нуклида в облучавшихся вместе (одинаковых условиях) анализируемой пробе и стандартном образце с известным и сертифицированным значением массовой доли этого элемента. При облучениях в разных условиях используются мониторы потока нейтронов для коррекции рассчитанной активности. В качестве образцов сравнения (ОС) используются стандартные образцы с известными содержаниями элементов, которые подбирают таким образом, чтобы они были максимально близки к исследуемым пробам по составу, структуре и содержаниям определяемых элементов.

Основные харакеристики

Определяемые элементы	Na, Mg, Al, Si, S, Cl, K, Ca, Sc, Ti, V, Cr, Mn, Fe, Co, Ni, Zn, As, Se, Br, Sr, Y, Zr, Nb, Mo, Ag, In, Rb, Sn, Sb, I, Cs, Ba, La, Ce, Sm, Eu, Gd, Tb, Dy, Nd, Er, Tm, Yb, Lu, Hf, Ta, W, Re, Ir, Au, Hg, Th, U
Давление воздуха	3-7 бар
Транспортные контейнеры	Полиэтилен, полиэфиэфиркетон, алюминий
Внутренний объем контейнеров	3.5 – 5.5 см³
Поток тепловых нейтронов	2.0× 10¹²н/сек см²
Поток надкадмиевых нейтронов	1.5× 10¹¹н/сек см²
Масса образца (зависит от типа образцов)	50 мг- несколько грамм

Публикации

ФР.1.31.2021.41736 МП ОИЯИ 01-2021. Определение содержаний (массовой доли) химических элементов (Na, Al, Cl, K, Ca, Sc, Ti, V, Cr, Mn, Fe, Co, Ni, Zn, As, Sr, Rb, Sb, Cs, Ba, La, Ce, Tb, Hf, Ta, Th, U) в твердых объектах окружающей среды и технологических сред инструментальным нейтронно-активационным методом. № свидетельства об аттестации: 348/2021-01.00115-2013 (31.05.2021).