Magyar Tudományos Akadémia

Energiatudományi Kutatóközpont

1121 Budapest, Konkoly Thege Miklós út 29-33. Postacím: 1525 Bp. 114, Pf.: 49. Telefon: 392 2222

File:MTA EK NAL

NEUTRON AKTIVÁCIÓS ANALITIKAI GYAKORLAT

a BME NTI hallgatói számára

Szerzők:

Sziklainé László Ibolya-Párkányi Dénes-Szentmiklósi László

MTA Energiatudományi Kutatóközpont

2014

MTA EK

File:EK NAL NAA

2/16

BEVEZETÉS

Ezen összefoglaló első része az aktivációs analízis (NAA) elveit és legfontosabb lépéseit

tárgyalja, különös tekintettel a kutatóreaktorok termikus neutronjaival végzett vizsgálatokra.

Összefoglalja a mérési feladathoz kapcsolódó alapvető összefüggéseket, segítve ezzel a

laboratóriumi feladat megértését és kiértékelését. A második rész a neutronaktivációs analitikai

laboratóriumi gyakorlat feladatát fogalmazza meg, röviden áttekinti a Budapesti Kutatóreaktornál

használt mérőberendezéseket, a mérést és adatfeldolgozást szolgáló számítógépes programokat,

valamint a mérési feladattal kapcsolatos teendőket.

A mérés célja a neutronaktivációs analízis alapeljárásainak gyakorlása. A gyakorlat a

témakörben elhangzott előadások (NAA alapjai és NAA gyakorlata és standardizációs módszerei,

Gamma-spektroszkópia) ismeretanyagára épít.

Az aktivációs analízis elve

Az aktivációs analízis egy olyan analitikai módszer, amely a nukleáris ismeretekre épül. A

vizsgálandó mintát nukleáris részecskékkel sugározzuk be, melynek során a minta stabil

atommagjai és az aktiváló részecskék között létrejövő kölcsönhatások következtében magreakciók

játszódnak le. A magreakciók termékei rendszerint radioaktívak. A keletkezett atommagok

jellemző felezési idővel (T1/2) bomlanak, miközben különböző típusú és energiájú magsugárzást

bocsájtanak ki. A magsugárzások mérésére általában a besugárzástól távolabbi helyen és későbbi

időpontban kerül sor. A sugárzás különböző komponenseinek szelektív mérésével kvalitatív és

kvantitatív analitikai információkat szerezhetünk a keletkezett radioaktív atommagokról. Ennek

birtokában és a lejátszódott magreakciók ismeretében a besugárzott elemek stabil izotópjainak a

jelenléte és mennyisége meghatározható. Az aktivációs analízis elvi alapját két nukleáris folyamat

alkotja: a radioaktív atommagok létrehozása, majd ezek bomlása.

NAA vizsgálatok termikus neutronokkal

Termikus reaktorok aktív zónájában a fűtőelemeket moderátor veszi körül. A maghasadás

során a fűtőelemekben keletkező (ún. hasadási) neutronok bejutnak a moderáló közegbe, annak

atommagjaival rugalmasan ütköznek és ezáltal fokozatosan lelassulnak. A lelassult, a moderáló

közeggel hőegyensúlyba került (ún. termikus) neutronok további mozgása sok szempontból

hasonlít az egyatomos gázok diffúziójához. A kutatóreaktorokban kialakított besugárzóhelyeken

tehát folytonos energiaeloszlású neutronok lépnek kölcsönhatásba a mintával. A termikus reaktor

neutronspektruma igen széles energiatartományt fog át, melyet önkényesen három csoportra

szokás felosztani (1.ábra).

termikus neutronfluxus (termikus neutronok, amelyek a környezettel termikus egyensúlyban

vannak, energiájuk Maxwell-Bolzmann eloszlást követ (E<0.5 eV)

epitermikus neutronfluxus (0.5 <E<100 eV)

hasadási gyorsneutronfluxus (100 eV<E<20 MeV)

MTA EK

File:EK NAL NAA

3/16

1. ábra: Termikus nukleáris reaktor tipikus neutronfluxus-eloszlása (A. Stopic, J. Benett, 2013)

A termikus és epitermikus neutronok általában (n,) magreakciókat hoznak létre; a

hasadási neutronok hozzájárulása az említett reakciókhoz legtöbbször elhanyagolható. A

neutronspektrumnak termikus és epitermikus tartományokra történő felosztása különösen előnyös,

mert ezen tartományok energiaspektruma jól termalizált reaktorban mindig azonos alakú:

Maxwell-, illetve 1/E eloszlást követ. A termikus/epitermikus spektrum alakja függ a reaktor

típusától, teljesítményétől, az aktív zóna kialakításától, a besugárzóhely elhelyezkedésétől.

További előny, hogy kadmium árnyékolással a termikus neutronok kiszűrhetők, így mód van a

mintákat epitermikus neutronokkal aktiválni, illetve az epitermikus aktiválást korrekcióba venni.

Az (n,) reakciók hatáskeresztmetszete a hasadási tartományban igen kicsi, emiatt

számunkra csak a termikus és az epitermikus tartomány bír jelentőséggel. Ugyanakkor a gyors

neutronok hatására fellépő küszöbreakcióknak lehet analitikai jelentősége. Egyrészt alkalmasak

lehetnek mennyiségi meghatározásokra is (pl. 58

Ni(n,p)58

Co), másrészt ha az (n,x) reakcióban

(ahol x részecske lehet p, , n’, stb.) keletkező termék megegyezik az (n,) reakció termékével,

akkor az előző járulékát korrekcióba venni.

Minden besugárzóhelyet a termikus neutronfluxussal, epitermikus neutronfluxussal (vagy

helyette a két fluxus arányával) és az epitermikus alaktényezővel (α), esetleg még a

neutronhőmérséklettel jellemezhetünk.

Az NAA standardizációs módszerei

A műszeres neutronaktivációs analízis esetén a minták besugárzását nem követi

radiokémiai vagy fizikai elválasztás, hanem az érdeklődéssel kísért tömegeket megfelelő

(energiadiszperzív) mérési eszközök kísérleti adatainak matematikai módszerekkel történő

interpretálásával határozzuk meg. Az NAA multielem analízis kvantitatív kiértékelését jelentő

koncentráció kiszámítása, a standardizálási konvenciótól függően, több módon történhet.

MTA EK

File:EK NAL NAA

4/16

Abszolút standardizálás

Az NAA egyik legegyszerűbb, elvi módja, a vizsgálandó elem tömegének számítására és a

következő egyenlet alapján történik:

m = M

NAp, (Φ𝑡ℎσ𝑡ℎ+Φ𝑒I0 )∙

Np/tm

SDC, (1)

ahol m: a vizsgálandó elem tömege, M: atomtömeg, Np: csúcsterület, NA: Avogadro szám, :

izotóp-előfordulás, p : teljesenergia-csúcs hatásfok, : a mérendő E energiájú gamma-vonal

abszolút intenzitása. th: termikus neutronfluxus, e: epitermikus neutronfluxus, th: termikus

hatáskeresztmetszet (2200 m/s neutron sebességnél). I0: rezonanciaintegrál (integrális

hatáskeresztmetszet epitermikus neutronokra), S= 1-exp(-ti) telítési, D=(exp(-td) bomlási, C= 1-

exp(-tm) mérési faktorok, : bomlási állandó = ln2/T1/2 ahol T1/2: a felezési idő, ti: besugárzási

idő, tm: mérési idő, td: hűtési idő.

Követelmény az p abszolút detektálási hatásfok nagy pontosságú kísérleti meghatározása.

Az M, NA, , és paraméterek megfelelő pontossággal és precizitással ismertek (bizonytalanság

1%), nukleáris adatbázisban hozzáférhetők. Problémás lehet az aktivációs hatáskeresztmetszet

(, I0) és egyes bomlási állandók pontatlansága. A neutrontér paraméterek (th és e) kísérleti

meghatározásának bizonytalansága elérheti az 5-20%-ot. Hátránya, hogy csak az adott mérési

összeállításra alkalmazható.

Relatív standardizálás

A vizsgálandó mintával együtt, a mérendő elemek ismert tömegű mennyiségét (𝑚𝑠)

tartalmazó (kémiai) standardot is aktiválunk azonos körülmények között, homogénnek tekinthető

neutrontérben. A meghatározandó 𝑚𝑥 tömeg:

𝑚𝑥 =[

𝑁𝑝 𝑡𝑚⁄

𝐷∙𝐶]𝑚𝑖𝑛𝑡𝑎

[𝑁𝑝 𝑡𝑚⁄

𝐷∙𝐶]𝑠𝑡𝑎𝑛𝑑𝑎𝑟𝑑

∙ 𝑚𝑠, (2)

ahol

Sx = Ss, A𝑝 = Np/tm a számlálási sebesség,

A𝑠𝑝 =Np/tm

S∙D∙C∙m az elemi standard specifikus számlálási sebessége.

A minta és standard mérése külön-külön, de azonos detektorral és mérési geometriában

történik, valamint a nuklid ugyanazon energiájú sugárzását használjuk fel a kiértékelésnél. Előnye,

hogy szükségtelen a neutrontér jellemzése és a nukleáris konstansok ismerete (th, epi, , I0,...

p.), mivel közvetlen összehasonlításon alapszik. Hátránya, hogy nagyon munkaigényes

(multielemes meghatározások), kedvező esetben azonban1% körüli pontosság érhető el.

Komparátor standardizálás A mintával együtt egyetlen, alkalmasan kiválasztott standardot sugározunk be, minden

elemet egy komparátorra vonatkoztatunk. Az ún. kc faktorok kísérleti meghatározása szükséges

minden vizsgálandó elemre. Komparátorként leggyakrabban nagytisztaságú Au-, Ir-, Co-, Zn-,

Cu-, Ni- vagy Fe-fóliákat használunk az aktiválási idő függvényében. A vizsgálandó mintákat a

komparátorral együtt aktiváljuk, és a kc faktorok imeretében a mennyiségi analízis elvégezhető. A

kc faktor állandó, ha a mérési körülmények mindig azonosak (pl. új detektor üzembehelyezése a kc

MTA EK

File:EK NAL NAA

5/16

- faktorok újramérését követeli meg) és az aktiváló forrás neutrontere, termikus/epitermikus

neutronfluxus aránya nem változik.

A k0-módszer elve Mivel a Budapesti Kutatóreaktornál stabil, jól termalizált és nagy fluxusú (Фs>10

13

n/cm2s) besugárzó csatornák vannak, munkánk során a laboratóriumunkban a Genti Egyetemmel

való együttműködés keretében kidolgozott k0-módszert használjuk (Simonits és mtsai., 1976,

1982).

Feltételezve, hogy a minta pontszerű (ezáltal a neutron- és gamma abszorpció

elhanyagolható), az epitermikus fluxuseloszlás ideális (dE/E), és a minta-detektor távolság nagy (d

=10-25 cm; így a valódi koincidenciaeffektus elhanyagolható), definiálható egy olyan k0-tényező,

amely nukleáris konstans:

(3)

A * a komparátorelemre vonatkozik. A k0-tényező egy olyan összetett „aktivációs konstans”,

amely két elem specifikus aktivitásainak (Asp) hányadosa tiszta termikus fluxusban (Фe= 0)

történő besugárzáskor.

/p m

sp

N tA

S D C w

, (4)

ahol w - a minta tömege (g).

A k0 adatok az irodalomban rendelkezésre állnak, így a kiértékeléshez elegendő meghatározni

a besugárzó csatorna termikus/epitermikus fluxusarányát: f = Φth / Φepi és a detektor hatásfok-

energia görbéjét. Ezáltal az ún. irodalmi k0-tényezőket a berendezésre jellemző f és εp

paraméterekkel a saját rendszerünkre lehet konvertálni az alábbi képlet alapján:

00

0* * *

sp p

anal

sp p

A f Qk k

A f Q

(5)

Az irodalmi k0- tényezőket általában az arany komparátorra adják meg, mivel egyetlen stabil

izotópja és jellemző gamma-sugárzása van, továbbá az (n,γ) magreakció nukleáris adatai jól

ismertek. Ugyanakkor minden olyan izotóp használható komparátorként, amelyek k0,Au(komp)

tényezője pontosan ismert, illetve előzetesen meghatározott:

. (6)

Az ismeretlen elem tömege a W tömegű mintában a következő összefüggés alapján

számítható:

𝑚 =[

𝑁𝑝,𝑥

𝑡𝑚∙𝑆∙𝐷∙𝐶∙𝑊]

𝐴𝑠𝑝,𝐴𝑢∙

1

𝑘0,𝐴𝑢(𝑥)

∙𝑓+𝑄0,𝐴𝑢()

𝑓+𝑄0,𝑥()∙

𝜀𝑝,𝐴𝑢

𝜀𝑝,𝑥, (7)

00

0

*

* * *

Mk

M

0,

0,

0,

( )( )

( )

Au

komp

Au

k xk x

k komp

MTA EK

File:EK NAL NAA

6/16

ahol α: epitermikus alaktényező, és a rezonanciaintegrál és a termikus hatáskeresztmetszet

hányadosát Q0-val jelöljük.

AZ NAA JELLEMZŐI

Nagy érzékenység

Multielemes és többnyire roncsolásmentes meghatározás

A vizsgálatokhoz kis tömegű minta elegendő

Mátrixhatástól nagymértékben független

Térfogati (bulk) analízis

Külső szennyezések nem zavarnak, ill. kiküszöbölhetők

A standardizálás viszonylag egyszerű

Referencia-módszernek terinthető

Az NAA különösen alkalmas nyomelemek (pl. nagytisztaságú anyagok szennyezőinek)

meghatározására a ppm és ppt közötti koncentrációtartományban. A legkisebb meghatározható

tömeg (60-70 elem esetében < 0.01 μg) az adott elem nukleáris tulajdonságaitól, a mérés

körülményeitől, az aktiváló neutronok fluxusától és (bizonyos esetekben) a mátrix összetételétől

függ.

Egy-két aktiválással és több, egymás után következő gamma-spektrometriás méréssel

nagyszámú elem meghatározható kedvező mátrixban (multielemes vagy ún. panoráma analízis). A

kémiai elemek kb. 2/3 részének mérésére van elvi lehetőség. A mérés pontossága a minta

összetételétől és a kísérleti körülményektől függően 1-10% között változhat.

A vizsgálatok elvégzéséhez néhány milligramm anyagmennyiség már elegendő. Speciális

esetekben lehetőség van kisebb tömegű minták együttes besugárzására nagy pontosságú

összehasonlító elemzésekhez.

Az instrumentális jellegű eljárás előnye, hogy kevés mintaelőkészítést vagy mintakezelést

igényel (esetleges homogenizálás, felületi szennyezések eltávolítása, dúsítás). Az esetek döntő

többségében az indukált radioaktivitás mérése nagy felbontású, HPGe-alapú gamma-

spektroszkópiai módszerekkel szelektíven elvégezhető roncsolásmentesen. A nukleáris

tulajdonságok alapján történő azonosítás nagy megbízhatóságú. Mindezek olyan analitikai

feladatok megoldását (pl. a ritkaföldfémek elemzése) is lehetővé teszik, amelyek más kémiai

módszerekkel igen nehezen kivitelezhetőek. Az elemi összetevő kémiai formája és állapota nem

befolyásolja az analitikai eredményt.

Különleges igények esetén a szelektivitás és a pontosság még tovább fokozható kémiai

elválasztások alkalmazásával.

Mint minden módszernek, a klasszikus NAA-nak is, megvannak a maga fizikai,

módszertani és technikai korlátai. Kedvezőtlen nukleáris tulajdonságuk miatt néhány elem

egyáltalán nem, vagy csak csekély érzékenységgel mutatható ki. Pl. a H, B, C, N, O, P (könnyű

elemek), vagy az Pb, Bi és Tl. Ezen elemek (pl. O, Pb) speciális mérési összeállításokkal, vagy

más aktivációs analitikai módszerrel, mint a PGAA (pl. H és B) előnyösen mérhetők. A felsorolt

elemekből álló mátrixanyag ugyanakkor kedvező minden más elem meghatározására.

MTA EK

File:EK NAL NAA

7/16

ANALITIKAI ALKALMAZÁSOK

Az NAA módszert gyakran használják standard referencia anyagok minősítésére és

hitelesítésére a környezeti kémiában, orvos-biológiában és geológiában.

A nukleáris energetika területén atomerőművek primerköri hőhordozójában szerkezeti

anyagok korróziós termékeinek vizsgálatára alkalmas.

Adszorpciós-deszorpciós folyamatok nyomon követésére reaktorszerkezeti anyagokon

radioaktív nyomjelzésen alapuló vizsgálatokban. Különböző korróziós termékek (Co, Cr,

Fe) és egyes hasadvány-termékek (Cs, Ce, I) rozsdamentes acél és Zr-1%Nb felületeken

történő megkötődésének vizsgálata.

Környezeti kémia területén alkalmas ipari aeroszolok fizikai és kémiai tulajdonságainak

vizsgálatára.

Környezeti ártalmakkal, táplálkozással összefüggő betegségek és létfontosságú mikro- és

makro elemek kapcsolatának vizsgálatában.

A roncsolásmentes aktivációs analitikában nagy jelentősége van a szelektív

besugárzásnak, amely a vizsgált elemek nagyérzékenységű, gyors és nagypontosságú

meghatározását teszi lehetővé. A bóros árnyékolású besugárzásokhoz kifejlesztett bór

karbid (B4C) szűrők előnyösen alkalmazhatók biológiai és üveggyapot minták epitermikus

neutron aktivációs analitikai vizsgálatára. A bóros árnyékolás alkalmazásával az INAA

módszer előnyösen használható olyan esetekben, amikor a mátrixanyag vagy valamely

főkomponensek (pl. Na, Ca, Sc, P) jelentősen aktiválódnak.

A kutatóreaktor biztonságos üzemeltetését szolgáló vízkémiai paraméterek vizsgálata.

Ezen belül hasadási nuklidok, korróziós termékek és egyéb szennyezők meghatározása a

kutatóreaktor hűtőközege és a fűtőköteg tárolók vízmintáiban.

Nukleáris hulladékok kezelésével és elhelyezésével kapcsolatos kutatások területén pl.

egy nehezen mérhető radionuklid a 135

Cs meghatározása, összehasonlító mérések NAA és

ICP-MS módszerekkel (validálás).

Geológiai mintákban ritkaföldfémek meghatározása, meteorit vizsgálatok.

A MÉRŐBERENDEZÉS

A Budapesti Kutatóreaktor (BKR) szovjet tervezésű, WWR-SM típusú könnyűvizes

reaktor. A reaktor hőteljesítménye 10 MW, a zónában a termikus neutronfluxus elérheti a 2.2x1014

cm–2

s–1

értéket. A kutatóreaktor több mint 40 besugárzó csatornája közül az egyik függőleges

csatornában lehetőség van arra, hogy egy pneumatikus csőposta segítségével közvetlenül a

laboratóriumból rövid idejű besugárzásokat végezzünk. Mindezt oly módon, hogy a besugárzott

minta a lehető legrövidebb idő alatt juthasson a reaktorzónából a mérőhelyre. A termikus

neutronfluxus ingadozás <5% a besugárzó tok hossztengelye mentén, és <0.5% a minták

besugárzásra használt polietilén kapszulákon (10 mm hossz, 8 mm átmérő) belül (2. ábra).

A kutatóreaktor jellemző paraméterei (zónaelrendezés, reaktor teljesítmény, fluxus

paraméterek: termikus, epitermikus, gyors) mellett jelenleg 5 perces besugárzások végezhetők a

hordozó tok CO2-gáz áramoltatásával való hűtésével. A hordozó tokok felaktiválódása és külső

felületi elszennyeződése elsősorban a tok anyagi minőségének függvénye és fontos paraméter a

besugárzást végzők sugárterhelése szempontjából. A korábban használt, polietilénből készült

külső hordozó tokok helyett jelenleg poliimid anyagú (Dupont-Vespel) kiváló paraméterekkel

(sugárállóság és dekontaminálhatóság) rendelkező tokot alkalmazunk. A csőposta berendezés

blokksémája a 3a.és 3b. ábrákon látható. Az NAA laboratóriumban kiépített besugárzó csőposta és

csőpostavezérlő elektronika a 4. ábrán látható.

MTA EK

File:EK NAL NAA

8/16

2. ábra: Termikus neutronfluxus ingadozása a besugárzó tokon belül <5%, illetve a

mintatartó tokon belül <0.5%

3a és b. ábra: A Budapesti Kutatóreaktor pneumatikus csőposta berendezésének blokksémája

1. Indító - fogadó állomás (IFÁ)

2. Útvonalválasztó

3. Tározó

4. Légtartály

5. Reaktor tartály

6. Bontófülke

MTA EK

File:EK NAL NAA

9/16

A csőposta működése

A besugárzandó minta egy kis méretű polietilén tokban (8 mm x 5 mm), majd egy belső és külső

hordozótestben elhelyezve kerül az IFÁ-ba (1.).

Innen sűrített levegő segítségével jut a minta a reaktor tartályban (5.) lévő besugárzó csatornába.

A minta besugárzó csatornába történő érkezését egy koppanásdetektor érzékeli és ezen jel alapján

a vezérlő program az előre beállított besugárzási időt elkezdi visszaszámlálni.

A besugárzás befejezése után a tok alá fúvott sűrített levegő a tokot visszajuttatja az IFÁ-ba (1.).

Innen a tokot a keletkezett aktivitástól függően vagy az egyik bontófülkébe (6.) vagy az egyik

tározóba (3.) juttatjuk át sűrített levegő segítségével.

4. ábra: A Budapest Kutatóreaktor rövid idejű besugárzásokra alkalmas pneumatikus csőposta

berendezése és a vezérlő elektronika.

A Budapesti Kutatóreaktor csőposta berendezésének jellemző paramétereit az 1. táblázat mutatja

be.

Termikus neutronfluxus 4.45 x 1013

n/cm2s

f (termikus – epitermikus fluxusarány) 34.8

α (faktor, amely korrekcióba veszi az 1/E1+α

epitermikus

neutronfluxus eloszlást)

0.029

Gyors neutronfluxus 5.87 x 1012

n/cm2s

Megjegyzés: A primerköri hűtővíz hőmérséklete: 50 °C

1. táblázat: A Budapest Kutatóreaktor pneumatikus csőposta jellemző neutronfluxus paraméterei

(2014).

A mérőrendszerek kalibrálása

A mérőrendszerek kalibrálása három alapvető paraméter meghatározásán alapul: a

detektálási hatásfok, a csatorna-energia kalibráció nonlinearitással és az energiafelbontás. A

paraméterek meghatározásához olyan hitelesített gamma-forrásokat használunk fel, amelyek

energia és aktivitás adatai pontosan ismertek és gamma-vonalaik a mért energiatartományban (50-

3300 keV) egyenletesen oszlanak el. Detektálási hatásfok meghatározására az 241

Am, 133

Ba, 60

Co, 137

Cs, 152

Eu, 226

Ra radioaktív pontforrások, valamint kiegészítő standardok (reaktorban vagy

gyorsítóban előállított izotópok) 51

Cr, 56

Co, 65

Zn, 198

Au, 110m

Ag, 75

Se vonalait használjuk. A

MTA EK

File:EK NAL NAA

10/16

számításokat a Hypermet-PC-hez hasonló HyperLab program EFFICIENCY, NONLINEARITY

és RESOLUTION ANALYSIS moduljai alapján végezzük. A Windows alatt futó program

lehetőséget ad nagy mennyiségű spektrum és kalibrációs paraméterek, illetve kiegészítő

információk, fájlok rendezett tárolására.

A mérőrendszer paramétereinek meghatározása

Detektálási hatásfok

A -detektorok egyik legfontosabb jellemzője az abszolút detektálási hatásfok (εp (E)).

Ennek számértéke megadja, hogy egy adott sugárforrásból kibocsájtott E energiájú gamma

sugárzás hányad része járul hozzá az adott energiának megfelelő teljesenergia-csúcs területéhez a

mért spektrumban. Log-log skálán egy 6-8–fokú polinommal írható le. (5. ábra).

Adott típusú és méretű detektor abszolút teljesenergia-csúcs hatásfoka függ a sugárforrás-detektor

távolságtól, a sugárforrás alakjától, és a sugárzás energiájától.

5. ábra: A NAL NAA D4 mérőrendszer pontforrásra vonatkozó abszolút hatásfoka (2014)

MTA EK

File:EK NAL NAA

11/16

Nonlinearitás

A detektálás és a jelfeldolgozás részfolyamatai alapvetően lineárisak, így a spektrumban a

csatornaszám az energiával egyenesen arányos. A gyakorlatban ez nem teljesül maradéktalanul.

Az energiamérés pontossága még tovább finomítható a spektrumok kiértékelésekor a linearitástól

való kis eltérések (amiket elsősorban az elektronika okoz, ezért adott beállításnál időben állandó)

kísérleti meghatározásával és korrekciókra történő felhsználásával.

A szisztematikus, ezrelékes-szintű eltérést jellemezzük az ún. differenciális

nonlinearitással. A függvény meghatározására szolgál a nonlinearitás kalibráció, amely során

sugárforrások jól ismert energiájú csúcsait mérjük, majd a pozíciók és az irodalmi értékek

eltérésére polinomot illesztünk. Ezzel a függvénnyel korrigáljuk az analízisben a mért energiákat

(6. ábra).

6. ábra: A NAL NAA D4 mérőrendszer nonlinearitása (2014)

Energiafelbontás

A gamma-spektroszkópiában kiemelt fontosságú a detektor energiafelbontása.

Jellemzésére a csúcsok félértékszélességét használjuk (FWHM: full width at half maximum),

amely a 60

Co 1332.5 keV energiájú csúcsára esetünkben 1.8–2.2 keV (7. ábra). A mérőrendszer

felbontását az elektronika és a detektor együttesen határozzák meg, és az energia függvényében

három tag négyzetes összegeként adható meg. Ezek rendre az elektronika járuléka, a töltéskeltés

statisztikus fluktuációja és a tökéletlen töltésösszegyűjtés hatása.

MTA EK

File:EK NAL NAA

12/16

7. ábra: A NAL NAA D4 mérőrendszer energiafelbontása (2014)

ANALITIKAI PROTOKOLL

Vázlatosan összegezzük a kutatóreaktor termikus neutronjaival végzett NAA legfőbb

lépéseit a k0-standardizálási eljárást követve. A különböző eredetű minták aktivációs analitikai

vizsgálata során két különböző besugárzási ciklust alkalmazunk. A hosszú idejű (1-48 óra)

besugárzásokat a BKR valamelyik függőleges csatornájában, többnyire a 17-es, nagy átmérőjű,

forgatható csatornában végezzük, esetenként speciális besugárzási geometriát is (pl. Cd-os vagy

bóros besugárzás) alkalmazva. A rövid idejű (20 sec-5 perc), besugárzásokat a laboratóriumból

működtetett pneumatikius csőposta rendszerrel végezzük.

Mintaelőkészítés és neutronbesugárzás

A neutronaktivációs analízisben a mintaelőkészítés igen egyszerű. Rövid idejű

besugárzáshoz az esetleges felületi maratás, mosás és szárítás után a vizsgálandó mintát, amely a

mérési feladattól és a vizsgálati körülményektől függően rendszerint néhány mg és néhányszor 10

mg tömegű lehet, nagytisztaságú polietilén (PE) mintatartó kapszulába mérjük be, vagy

nagytisztaságú Whatman szűrőpapirba csomagolva pasztillát készítünk. Esetenként, a

homogenizálás és kis mennyiség bemérése miatt szükség lehet a minta feloldására. Ilyenkor az

oldatból jól meghatározott térfogatot (10-100 μl) mikropipettával felviszünk egy hordozó anyag

(pl. nagytisztaságú szűrőpapír vagy Al fólia) felületére, majd infravörös lámpa segítségével

megszárítjuk és teflon bevonatú présszerszám segítségével jól reprodukálható, 5-6 mm átmérőjű

és 0.5-1 mm vastagságú pasztillát készítünk a fóliából. A besugárzáshoz a mintatartó kapszulát

MTA EK

File:EK NAL NAA

13/16

egy további biztonsági tokba, majd egy külső ún. röpítő tokba csomagoljuk. A mintával

egyidejűleg, külön kapszulában, de ugyanazon besugárzó tokban ismert tömegű komparátor

elemstandardot is felaktiválunk (pl. Zr, Au, Cu, ...), melynek specifikus aktivitásából a mintában

előforduló valamennyi elemkomponens koncentrációját kiszámíthatjuk.

Hosszabb idejű besugárzáshoz a mintákat (~50-150 mg) nagytisztaságú (6 cm hosszú, 6

mm , Heraeus Suprasil ) kvarcampullába leforrasztva sugározzuk be, amelyek felületi

szennyeződéseit (kívül és belül) marató eleggyel (HF, ecetsav és HNO3 elegye és H2O2 adalékkal)

eltávolítjuk. 6-8 db kvarcampullából köteget hozunk létre alumínium dróttal, a köteg palástjára

erősítjük az Al-fóliába csomagolt monitor fóliákat (pl. Au, Zr, Ni). A köteget újabb Al-fóliába

csomagolva, egy erre a célra rendszeresített, alumíniumból készült besugárzó tokba hermetikusan

lezárva kerülnek besugárzásra a minták.

Esetenként a minták (pl. talaj, környezeti, biológiai) nedvességtartalmának (1-3 g minta,

105 °C-on súlyállandóságig történő szárítás) meghatározása is szükséges az elemkoncentrációk

meghatározása során.

A besugárzás megkezdése előtt meg kell tervezni a besugárzás körülményeit és becsülni

kell a mérendő minta tömegét, ekkor törekedni kell a minimális aktivitás elérésére, hiszen a nagy

aktivitású minta veszélyes lehet, mellyel bizonyos dózisteljesítmény szint felett már nem lehet

dolgozni. Az időparamétereket az optimalizációs számítások vagy a tapasztalatok szerint

választjuk meg, tekintettel a besugárzás helyén fennálló hőmérsékleti és sugárzási viszonyokra. A

besugárzási, hűtési és mérési idők optimalizálását együttesen kell elvégezni, tekintettel arra, hogy

a besugárzás során számos radionuklid keletkezik, melyek befolyásolják a mérés szelektivitását és

az elemzés érzékenységét (háttérnövekedés, interferenciák következtében).

Gamma-spektroszkópiai mérés

A mérés során a vizsgálandó mintában gerjesztett radioaktív izotópok késleltetett

magsugárzásai közül általában a diszkrét energiájú gamma fotonokat mérjük gamma-spektrométer

segítségével. A gamma-spektrumok mérése nagytisztaságú germánium félvezető detektorhoz

(Canberra HPGe, p-típus, 36% rel. hatásfok, Ortec HPGe, 50% rel. hatásfok) kapcsolt digitális

spektrométerrel (Digital Signal Processor, DSP) történik.

8. ábra: Az FSM minta hosszú besugárzás után mért spektruma

MTA EK

File:EK NAL NAA

14/16

A RUTIN ANALÍZIS

A gamma-spektroszkópiai mérés közvetlen eredménye a gamma-spektrum, amelyben a

csatornaszám függvényében megjelennek a különböző energiájú gamma-fotonoknak megfelelő

teljes-energia csúcsok. A gamma-spektrum vízszintes tengelyén szereplő csatornaszám gamma-

energiában is kalibrálható (pl. keV) radioaktív standard izotópok ismert energiájú gamma-

vonalainak mérése alapján. A gamma-spektrométereknek rendszerint igen jó a linearitása, ami

lehetővé teszi az u.n. kétpontos kalibrálást.

A mért gamma-spektrumban a vízszintes tengely mentén megjelenő csúcsok pozíciója

(energiája) alapján végezhetjük el a radioaktív izotópok (kémiai elemek) minőségi azonosítását,

míg az egyes fotócsúcsok háttérrel korrigált csúcsbeütés számából az izotópok (elemek)

mennyiségére (koncentrációjára) következtethetünk.

A gamma-spektrumok kiértékelése, koncentráció számítás A spektrumokban az értékes információt a teljesenergia-csúcsok pozíciója és területe

hordozza. A kiértékelés célja e két paraméter minél pontosabb meghatározása.

A spektrumok kiértékeléséhez a Hypermet-PC, vagy HyperLab programokat használjuk.

Mindenekelőtt kiválasztunk egy kis és egy nagy energiájú, ismert nuklidoktól származó, intenzív

csúcsot, amelyekkel kalibráljuk az energia-tengelyt és a csúcsszélességet. A program ezután

végighalad a spektrumon, megkeresi a háttérből szignifikánsan kiemelkedő csúcsokat,

meghatározza a tartományok optimális határait, és régiónként elvégzi a modellfüggvény

minimalizálását. Ebből megkapjuk a csúcsok pozícióját, területét és ezek bizonytalanságát. Végül

az automatikus illesztés eredményét a χ2 értéke és a reziduumok alapján felül kell vizsgálni. Ahol

szükséges, további csúcs hozzáadásával vagy törlésével, a modellfüggvény vagy a régióhatárok

módosításával javítani kell az illesztésen.

A 9. ábra egy spektrumrészlet illesztését mutatja be a HyperLab programmal. Az aszimmetrikus

csúcsok alatt jól látszik a lépcsőugrás függvény, valamint az u.n. jobb oldali tail. Az illesztés

végeztével betöltjük a hatásfok- és nonlinearitás-függvényt. Utóbbit a program úgy

transzformálja, hogy a kalibrációs alappontokban értéke nulla legyen. Az utolsó lépésben egy

csúcslistát (PTF) készítünk, amely táblázatosan tartalmazza az összes csúcs pozícióját, energiáját,

félértékszélességét, területét, mindezek becsült hibáját, valamint az illesztések χ2-értékét.

MTA EK

File:EK NAL NAA

15/16

9. ábra: Egy spektrumrészlet a HyperLab-programmal illesztve

Analitikai számítások

A gamma-energiákhoz tartozó radioaktív izotópok azonosítására és az elemkoncentrációk

számítására a k0-standardizációs eljáráson alapuló Kayzero (ill. Kayzero for Windows), k0-

IAEA vagy RNAACNC programokat használhatjuk, ezek a programok a Hypermet-PC, ill

HyperLab csúcslistáját használják fel.

10. ábra: A Kayzero for Windows programmal végzett koncentrációszámítások

Eu-152

Zn-65

Sc-46

MTA EK

File:EK NAL NAA

16/16

A LABORGYAKORLAT MENETE

Tanulmányozza a mintaelőkészítéshez használt eszközöket, mintatartókat és anyagokat

A rövid besugárzásokhoz használt csőposta berendezés megtekintése

A sugárvédelmi műszerek és intézkedések áttekintése

A gamma spektroszkópiai mérőhely megtekintése, korábban aktivált minta gamma-

spektrumának felvétele a D5 detektorral

Spektrumkönyvtár alapján izotópazonosítás

Koncentráció meghatározása a Kayzero for Windows program segítségével.

IRODALOM

1. Ryves, T. B., 1969, Metrologia 5, 119 (1969).

2. Szabó, E., Simonits, A., Aktivációs analízis. Műszaki Könyvkiadó, Budapest 1973.

3. Simonits, A., De Corte, F., Hoste, J., Zirconium as a multi-isotopic flux ratio monitor and

a single comparator in reactor-neutron activation analysis. J. Radioanal. Chem. 31, 467

(1976).

4. Simonits, A., De Corte, F., Moens, L., Hoste, J., Status and recent developments int he k0-

standardization method. J. Radioanal. Chem. 72, 209 (1982).

5. De Corte F.: The k0-standardization method. Doktori értekezés. Rijksuniversiteit Gent,

Gent 1987.

6. De Corte F., Simonits A., Recommended nuclear data for use in the k0 standardization of

neutron activation analysis. Atomic Data and Nuclear Data Tables 85, 47 (2003).

7. Az elemanalitika korszerű módszerei. Akadémiai Kiadó, Budapest, 2006. Szerkesztette

Záray Gyula.

8. M. Kubesová, k0- standardization in neutron activation analysis, PhD Thesis, Rez, 2012.