СПОСОБ ОБЛУЧЕНИЯ МИНЕРАЛОВ

Изобретение относится преимущественно к радиационным методам обработки минералов с целью повышения их ювелирной ценности.

Известен способ обработки минералов и драгоценных камней с помощью ускоренных электронов с энергией от 3 до 45 МэВ с интегральной дозой от 1·10¹⁶ до 1·10¹⁸ электрон/см² при температуре от 80°С до 350°С (DE, N 2910520, кл. С04В 41/00, 1982).

Известен способ изменения окраски минералов в реакторе действием нейтронного и сопутствующего ему гамма-излучения. Облучение производится быстрыми нейтронами с энергией не ниже 0,5 МэВ при интегральной дозе облучения 5·10¹⁸-1·10¹⁸ нейтрон/см² и при интегральной дозе гамма-облучения 5·10⁶-1·10⁹ рентген при температуре не выше 300°С. В качестве фильтра тепловых нейтронов используется кадмиевая фольга (DE, N 2934944, кл. С04В 41/00, 1982).

Известен также способ облучения минералов в реакторе в потоке быстрых нейтронов с энергией не ниже 0,5 МэВ при интегральной дозе от 5·10¹⁵-1·10¹⁸ и интегральной дозе гамма-излучения 5·10⁵-5·10⁹ рентген. Тепловые нейтроны, присутствующие в спектре потока ядерного реактора, отфильтровывают с помощью кадмиевой фольги (NL, N 172467, кл. С30В 33/00, 1987).

Известен также способ облучения минералов нейтронным и гамма-излучением реактора (SU, N 601855, кл. В01J 19/08,1983). Способ заключается в том, что используют для оптимизации характеристик получаемого изделия быстрые нейтроны с энергией не менее 2 МэВ при интегральных потоках нейтронного излучения 5·10¹⁵-5·10¹⁸ нейтрон/см² и интегральных дозах гамма-излучения 5·10⁶-5·10⁹ рентген. Тепловые нейтроны частично отфильтровывались с помощью кадмиевой фольги, окраска минералов, облученных таким способом, оказалась устойчивой к световому и тепловому воздействию.

Однако все описанные выше способы требует длительного высвечивания для устранения наведенной активности.

Наиболее близким к заявляемому является способ, позволяющий уменьшить наведенную активность образцов, обусловленную тепловыми и резонансными нейтронами, которые образуются в рабочем объеме за счет замедления быстрых нейтронов (RU, N 2104770, кл. В01J 19/08, 1998 - прототип). Сущность изобретения: тепловые нейтроны частично отфильтровываются с помощью кадмиевой фольги, которой оборачивают контейнер. Контейнер заполняется веществом или смесью веществ, поглощающих тепловые и резонансные нейтроны, например бор, кадмий, бор-индий, кадмий-тантал, кадмий-индий и т.д. Затем размещают в нем минералы, причем соотношение предлагаемых веществ в смеси и плотность заполнения ею контейнера рассчитывают из условия, чтобы в момент облучения в контейнере отношение потока быстрых нейтронов к потоку тепловых нейтронов было больше или равно 10.

Известен также аналогичный способ (RU, N 2341596, кл. В01J 19/08, 2007), который также позволяет уменьшить наведенную активность образцов, обусловленную тепловыми и резонансными нейтронами, образующимися за счет замедления быстрых нейтронов в рабочем объеме. Для этого в способе облучения минералов в нейтронном потоке реактора, когда тепловые нейтроны частично отфильтровываются с помощью кадмиевой фольги, предложено емкость (или контейнер), в которую помещены облучаемые минералы, заполнять веществом или смесью веществ, поглощающих тепловые и резонансные нейтроны, например бор-индий, кадмий-тантал, кадмий-индий, причем соотношение указанных веществ в смеси и плотность заполнения ею контейнера рассчитывают таким образом, что в момент облучения в контейнере должно быть соблюдено условие

где Ф_б.н. - поток быстрых нейтронов с энергией выше 1 МэВ; Ф_т.н. - поток тепловых нейтронов.

Поскольку материалы, как правило, содержат активируемые примеси и их наведенная активность пропорциональна потоку тепловых нейтронов, а для получения желаемой окраски минерала необходимо облучить их флюенсом быстрых нейтронов до 10¹⁸ н./см², то, при характерном соотношении, в ядерном реакторе быстрых нейтронов к тепловым ≅1, минералы при таком облучении получат такой же флюенс тепловых нейтронов, что приводит к наведенной активности ≅1000 Бк/г, что недопустимо. Облучаемый контейнер с минералами имеет некоторый объем и его экранирование поглощающим тепловые нейтроны материалом, например, кадмием в качестве фильтра тепловых нейтронов (который используется в рассмотренных выше аналогах и прототипе), не обеспечивает: необходимое соотношение между быстрыми и тепловыми нейтронами ввиду генерации тепловых нейтронов внутри контейнера за счет замедления быстрых нейтронов.

Экспериментальным путем было установлено такое соотношение потока быстрых нейтронов к потоку тепловых нейтронов внутри контейнера в момент облучения, при котором осуществляется устранение различных дефектов в минералах, улучшение их окраски.

Недостатком данного решения является недостаточная защита продукции (облученных минералов) от резонансных нейтронов, активирующих примеси в минералах.

Принятые нормативы минимально значимой удельной активности (МЗУА) в соответствии с НРБ-99/2009 СанПиН 2.6.1.2523-09, в частности, для присутствующих в составе облученных топазов изотопов Та-182, Sc-46, Mn-54, Cr-51, Fe-59, составляют 10 Бк/г. При данных уровнях активности эффективная индивидуальная годовая доза облучения лиц из персонала и населения не превысит 10 мкЗв и в экстремальных случаях 1 мЗв, а коллективная эффективная доза 1 чел-Зв при любых условиях использования. Эквивалентная доза на кожу не превысит 50 мЗв/год. При этом в принятых нормах природные радионуклиды оценивались при их попадании в потребительские товары из техногенных источников (например, Ra-226, Po-210) или по их химической токсичности (для тория, урана и др.). Если присутствует несколько нуклидов, то сумма отношений активности к их нормированным значениям не должна превышать единицу.

Задача изобретения - создать способ облучения минералов в нейтронном потоке реактора в контейнере, при котором будет повышена защита продукции (облученных минералов) от резонансных нейтронов, активирующих примеси в минералах.

Поставленная задача решается тем, что: в способе облучения ювелирных минералов в нейтронном потоке реактора в контейнере в процессе облучения облучаемые минералы экранируют от тепловых и резонансных нейтронов, причем состав материала и плотность экрана рассчитывают так, чтобы удельная активность облученных минералов после окончания облучения и выдержки не превышала 10 Бк/г.

Кроме того:

- перед облучением проводят анализ содержания природных примесей в минералах, активируемых резонансными нейтронами, методом нейтронного активационного анализа;

- в состав материала экрана вводят элементы, входящие в состав природных примесей облучаемых минералов, вызывающих захват нейтронов;

- выполняют экран из материала, соответствующего природным примесям, активируемым резонансными нейтронами;

- выполняют экран из хромоникелевой стали, легированной танталом и/или марганцем и/или скандием.

Примером реализации изобретения служит способ облучения минералов в нейтронном потоке реактора в контейнере, описанный ниже.

Если состав минерала не известен, в отличие, например, от минералов искусственного происхождения, то перед облучением проводят анализ содержания природных примесей методом нейтронного активационного анализа и определяют расчетом уровень необходимой блокировки облучаемого материала от резонансных нейтронов, активирующих примеси в минералах, исходя из критерия не превышения удельной активности облученных минералов после окончания облучения и выдержки уровня 10 Бк/г.

В состав материала экрана контейнера, помещаемого в нейтронный поток реактора, целесообразно вводить элементы, входящие в состав природных примесей облучаемых минералов, вызывающих захват нейтронов любой энергии, поскольку все эти элементы при введении в состав экрана будут снижать активность минерала после облучения, Однако из экспериментов с кристаллами топаза выявлено, что наиболее опасными с точки зрения удельной активности являются примеси тантала, марганца, скандия, хрома и железа, активируемые надтепловыми (резонансными) нейтронами, что приводит к необходимости применения именно этих материалов в экранах контейнера, помещаемого в нейтронный поток реактора. Экран можно выполнять целиком из указанных выше материалов, но реально изготавливать экран из хромоникелевой стали, уже содержащей хром и железо, в этом случае достаточно дополнительно легировать материал экрана элементами из ряда тантал, марганец и скандий.

Для Та-181 резонансный интеграл захвата нейтронов с энергией свыше 0.5 эВ (эффективная граница кадмиевого среза) составляет 720·10^-28 м² при вкладе сечения, соответствующего закону 1/v, на уровне всего 9.2·10^-28 м² /Таблицы физических величин. Справочник. И.К.Кикоин. М., Атомиздат, 1991/. С учетом относительно высокого периода полураспада (114.43 сут), удельного содержания тантала в топазах различных месторождений на уровне 10^-5%-10^-6% после облучении топаза при флюенсе нейтронов (Е≥0.1 МэВ) на уровне 10¹⁷-10¹⁸ н/см² удельная активность продукта только по изотопу Та-182 может составлять 1000 Бк/г и более. Меньший флюенс, как показали эксперименты, не приводит к необходимому результату по изменению ювелирного качества продукции.

При флюенсе 10¹⁸ н/см² (Е≥0.1 МэВ) удельная активность, вызванная захватом быстрых нейтронов атомами Та-181, составит 1.67·10¹¹ Бк/г. Таким образом, при концентрации Та-181 в топазе на уровне 10^-8 активность топаза после облучения составит 1,36·10³ Бк/г. Время выдержки продукта для выхода на МЗУА (10 Бк/г) при условии распада остальных радионуклидов, образовавшихся при облучении, составит около 3 лет, что с экономической точки зрения значительно снижает рентабельность данной технологии, приводит к снижению скорости оборота средств и утрате мотивации ювелирной промышленности.

Наличие в облученных топазах также и таких радионуклидов, как Sc-46, Mn-54, Cr-51, Fe-59, требует, в свою очередь, учета их активности в конечном продукте, поскольку данные изотопы имеют значимые периоды полураспада от 27.7 сут для Cr-51 до 312 сут для Mn-54.

В результате поглощения нейтронов ядрами чаще всего испускаются мгновенные гамма-лучи, поэтому такую ядерную реакцию называют радиационным захватом нейтронов и обозначают через (n, γ). Радиационный захват нейтронов приводит, как правило, к образованию радиоактивных ядер. Иначе говоря, увеличение числа нейтронов в ядре на единицу делает его нестабильным. Количество данного радиоактивного изотопа, образующегося в веществе при облучении нейтронами, прямо пропорционально количеству его стабильного предшественника. После облучения регистрируют гамма-излучение образцов, активированных нейтронами, в широком диапазоне энергий, вследствие чего получаемый гамма-спектр содержит информацию о вкладе различных химических элементов.

Поскольку время облучения намного больше периода полураспада (T_1/2):

,

где σФN_x - скорость образования радиоактивных ядер в пробе, Ф - плотность потока нейтронов (см^-2 с^-1), σ - сечение реакции (см²), N_x - количество стабильного изотопа данного элемента в облучаемом образце.

После облучения некоторое время затрачивается на транспортировку или выдержку для распада более короткоживущих продуктов ядерных реакций, мешающих анализу. В результате распада активность радионуклидов тоже уменьшается в соответствии с выражением:

,

где А_выд - активность нуклида после выдержки; t_выд - время между концом облучения и началом измерения активности.

Расчет не учитывает «выгорание» стабильных ядер N_x в образце при облучении, поскольку «выгорание» незначительно и заметно только для изотопов с большим сечением ядерных реакций и при более длительном облучении.

В дальнейшем приведены результаты для топаза, на примере которого, как наиболее характерного природного ювелирного минерала, рассмотрен эффект изменения окраски. Похожие результаты могут быть получены и для других ювелирных минералов, объединенных с топазом похожим составом химических соединений (топаз - Al₂[SiO₄](F,OH)₂, цитрин, аметист, агат - SiO₂, александрит - BeAl₂O₄, гелиодор - Be₃Al₂Si₆O₁₈ и др).

Экспериментально было установлено, что увеличение флюенса с 10¹⁷ до 5·10¹⁷ привело к изменению окраски исследуемых образцов топазов с прозрачной до голубой, что повысило ювелирную ценность минерала примерно в 2-4 раза. Дальнейшее увеличение флюенса (до 10¹⁸), хотя и повысило интенсивность окраски образцов, но одновременно увеличило их активность, что, соответственно, повысило и время необходимой выдержки для выхода на МЗУА. В этой связи образцы, помещенные в контейнер, получали в дальнейшем флюенс 6·10¹⁷. В силу различного содержания активируемых примесей в образцах сравнение проведено для выборки из 50 образцов. В таблице представлены наиболее характерные данные для двух групп из данной выборки. Приведена удельная активность изотопов в образцах, Бк/г, в числителе - после облучения, в знаменателе - после выдержки (150 суток)

В первом режиме не применялся предложенный способ снижения активности образцов за счет блокировки резонансных нейтронов, во втором режиме резонансные нейтроны блокировались применением экрана из танталовой фольги.

Как видно из данных таблицы, у образцов второго режима активность снижена примерно в 4-40 раз, что уменьшает требуемую выдержку до периода меньше 1 года, приемлемую для коммерческих целей.

Тем самым, показана эффективность предложенного способа, в котором, исходя из данных активационного анализа и расчетов, в материал экрана помимо материалов, эффективно экранирующих от тепловых нейтронов, вводят материалы, имеющие высокие сечения поглощения резонансных нейтронов при уровнях энергии нейтронов, активирующих примеси, имеющие относительно высокое содержание в облучаемом минерале (выше 10^-8%) при значимых периодах полураспада образующихся из них при облучении изотопов (выше 24 ч).

Экспериментально в процессе облучения опытных партий минералов подбирают минимально необходимый флюенс нейтронов, обеспечивающий достижения заданного ювелирного качества при обеспечении допустимого уровня удельной активности продукта с использованием экрана согласно предложенному изобретению.