Масоперенос домішкових атомів у матеріалах атомної енергетики, радіоактивних відходах і джерелах випромінювань

Размещено на http://www.allbest.ru

НАЦІОНАЛЬНИЙ НАУКОВИЙ ЦЕНТР

ХАРКІВСЬКИЙ ФІЗИКО-ТЕХНІЧНИЙ ІНСТИТУТ

СПЕЦІАЛІЗОВАНА ВЧЕНА РАДА Д64.845.01

Дикий Микола Петрович

УДК 539.172.12:621.039.554

МАСОПЕРЕНОС ДОМІШКОВИХ АТОМІВ У МАТЕРІАЛАХ

АТОМНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ, РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДАХ

І ДЖЕРЕЛАХ ВИПРОМІНЮВАНЬ

01.04.21 - радіаційна фізика і ядерна безпека

Автореферат

дисертації на здобуття наукового ступеня

доктора фізико-математичних наук

Харків - 2009

Дисертацією є рукопис

Робота виконана в Інституті фізики високих енергій та ядерної фізики Національного наукового центру “Харківський фізико-технічний інститут”, Національна академія наук України.

Науковий консультант: член-кореспондент НАН України, доктор фізико-математичних наук, професор Довбня Анатолій Миколайович, ННЦ „Харківський фізико-технічний інститут”, директор Інституту фізики високих енергій та ядерної фізики, м. Харків.

Офіційні опоненти:

доктор фізико-математичних наук, професор Коваленко Григорій Дмитрович, директор Українського науково-дослідного інституту екологічних проблем, м. Харків

доктор фізико-математичних наук Пеліхатий Микола Михайлович, завідувач лабораторії кафедри експериментальної ядерної фізики Харківського Національного університету ім. В.Н.Каразіна, м. Харків

доктор фізико-математичних наук, професор Маслюк Володимир Трофимович, завідувач відділу фотоядерних процесів Інституту електронної фізики НАН України, м. Ужгород

З дисертацією можна ознайомитись у бібліотеці Національного наукового центру “Харківський фізико-технічний інститут” за адресою: 61108, м. Харків, вул. Академічна, 1.

Вчений секретар

спеціалізованої вченої ради Айзацький М.І.

ЗАГАЛЬНА ХАРАКТЕРИСТИКА РОБОТИ

Актуальність теми. У дисертаційній роботі вирішується проблема вивчення властивостей конструкційних матеріалів ядерної енергетики в умовах дії інтенсивних радіаційних полів на основі використання ядерно-фізичних методів (ЯФМ). Методи дослідження вмісту домішок впровадження й просторових розподілів за допомогою ядерних реакцій дозволяють успішно вирішувати завдання по створенню радіаційно стійких матеріалів ядерної енергетики. Особливо необхідно відзначити вплив водню і гелію на процес еволюції радіаційних дефектів у твердій речовині. Використання ЯФМ для аналізу цих елементів дає важливу інформацію про вплив водню й гелію на процес пороутворення конструкційних матеріалів.

Особливий інтерес для України представляє розробка способів створення захисних матеріалів для поховання радіоактивних відходів (РАВ) і методів прогнозування їхнього поводження в умовах вилуговування і радіації, що імітують реальні умови тривалого зберігання РАВ у зв'язку з передбачуваним розвитком ядерної енергетики. Такі дослідження інтенсивно вивчаються в багатьох країнах світу. Створення методів вивчення масопереносу аналогів РАВ в захисних матеріалах і гранітах передбачуваних місць поховання особливо актуально.

Поряд з похованням РАВ у стабільних геологічних структурах, перспективним напрямком вирішення цієї проблеми є їх ядерна трансмутація у короткоживучі. Ядерний енергетичний цикл супроводжується нагромадженням значної кількості довгоживучих радіонуклідів. В останні роки була показана перспективність застосування потужних прискорювачів електронів на енергію до 100 МеВ для вирішення проблеми трансмутації довгоживучих радіонуклідів.

Розробка технології одержання радіоізотопів в Україні на прискорювачах ННЦ ХФТІ є особливо актуальною для поліпшення медичного обслуговування населення України. Використання радіоізотопів дозволяє проводити ранню діагностику і лікування багатьох захворювань.

Зв'язок роботи з науковими програмами, планами, темами. Основні наукові результати одержано здобувачем в ННЦ ХФТІ НАН України в рамках виконання наступних науково-дослідних робіт:

Державна науково-технічна програма 04.14 Екологічно-чисті технології видобутку, переробки, транспортування й використання рудних і нерудних корисних копалин: проект 5.53.05/ 086-92.

Програма робіт із атомної науки і техніки ННЦ ХФТІ на 1993-2000 роки затвердженої постановою Кабінету Міністрів України від 20.07.93 р., № 588 (№ держреєстрації 08.05-KM/03-93 від 01.12.1996 р.); Програма проведення фундаментальних досліджень з атомної науки і техніки ННЦ ХФТІ до 2005 року затвердженої розпорядженням Кабінету Міністрів України від 13.09.2001 р., №421р. (№ держреєстрації 08090UР0009 від 08.10.2001 р.).

Наукові й науково-технічні проекти Державного фонду фундаментальних досліджень: договір Ф7/419 2001 (№ держреєстрації 0102U005569); договір № М/ 239-2005 (№ держреєстрації 0105U008770).

Державна програма фундаментальних і прикладних досліджень із проблем використання ядерних матеріалів, ядерних і радіаційних технологій у сфері розвитку галузей економіки на 2004 - 2010 роки: проект X866 (№ держреєстрації 080999UP0009); проект K102/ 05-U (№ держреєстрації 080999UP0009). радіаційний радіоактивний ядерний ізотоп

Відомче замовлення НАН України на проведення наукових досліджень з атомної науки і техніки ННЦ ХФТІ на 2006-2010 роки, затвердженого Постановою Бюро Відділення ядерної фізики та енергетики НАН України від 13 червня 2005 року, протокол №7(16) §2 (№ держреєстрації 080906UР0010).

Проекти УНТЦ: №2185: Технології вироблення радіо фармпрепаратів на основі технецію-99м для медичних потреб, 1.04.2001-31.03.2003; №1761: Дослідження впливу опромінення і дифузії на природні матеріали, що розглядаються як середовища для безпечного розміщення і поховання ядерних відходів, 1.06.2002-31.05.2004; №1797: Комплекс по виробництву радіонуклідів на базі лінійного прискорювача іонів, 1.06.2004-31.05.2006; №1768: Радіаційне підсилення дії цитостатиків платинової групи, 1.05.2005-30.04.2007; №3151: Технологічні основи виробництва на прискорювачі електронів ізотопів ¹⁸¹W, ¹⁰³Pd та ¹⁸⁶Re для ядерної медицини, 1.04.2005-31.03.2008; №Р228: Розробка технологій та обладнання для фотоядерного виробництва медичних радіонуклідів, 1.11.2005-31.10.2008.

У цих програмах і проектах дисертант був керівником тем, відповідальним виконавцем й співавтором звіту з цих тем.

Мета і задачі досліджень. Основна мета роботи - вирішення проблеми дії радіаційних порушень на матеріали ядерної енергетики, масопереносу аналогів РАВ в матеріалах довгострокових сховищ за допомогою ядерно-фізичних методів, трансмутації продуктів ділення і актиноїдів на електронних прискорювачах та створення методів наробітку медичних ізотопів ^99mТс і ^195mPt на лінійних прискорювачах електронів.

Для досягнення поставленої мети автору необхідно було вирішити такі задачі:

1. Дослідити вплив водню на властивості матеріалів ядерної енергетики при дії іонних потоків за допомогою використання ядер віддачі, обумовлених нейтронами ядерної реакції ¹¹B(,n)¹⁴N.

2. Вивчити вміст і просторові розподіли по глибині домішок впровадження вуглецю, азоту й кисню в іонно-плазмових покриттях за допомогою ядерних реакцій. Дослідити вплив іонного змішування на дифузію домішок впровадження в процесі іонного травлення. Створити програму розрахунку просторових розподілів домішкових атомів у речовині по виходу ядерних реакцій з використанням методу регуляризації.

3. Визначити коефіцієнти дифузії і просторові розподіли біля поверхні зразків інертних газів аргону і неону, а також алюмінію, хрому, титану за допомогою ядерних реакцій.

4. Вивчити вплив домішок впровадження на властивості конструкційних матеріалів за допомогою реєстрації анігіляційних гама квантів з реакцій ¹²С(р,)¹³N, ¹⁴N(р,)¹⁵О і ¹⁶О(p,)¹⁷F, що дозволяє проводити дослідження їх вмісту на рівні 10⁴% мас.

5. Дослідити форми розподілу дорогоцінних і рідкоземельних елементів у рудах і вивчити вміст золота в корінних породах Українського кристалічного щита шляхом розкладу проби, електролітичного осадження на вуглецеву підкладку й виміру спектрів розсіювання на великі кути іонів гелію з межею виявлення 0,1 нг/г.

6. Обчислити потенціал взаємодії канальованих частинок для напрямків 110, 111 і 100 кристала Si з урахуванням реального розподілу щільності валентних електронів. Дослідити вплив електронної щільності в гратці кристалу сплаву МоRe на перерозподіл потоку канальованих іонів гелію.

7. Вивчити масоперенос аналогів РАВ в гранітах, склокераміці за допомогою використання фотоактиваційного аналізу й методу зняття шарів. Створити програму розрахунку коефіцієнтів дифузії аналогів РАВ й елементів матриці з обліком масопереносу по границях зерен і об'єму кристалітів з використанням методу мінімізації функціоналу.

8. Вивчити дифузію елементів матриці й продуктів паливовміщающих матеріалів у бетон 4 блоку ЧАЕС.

9. Вивчити трансмутацію ізотопів ^154,155Eu, ²⁴¹Am, ²⁴³Cm, ¹³⁷Cs, ⁹⁰Sr, ⁹⁹Tc при використанні комбінованого високоінтенсивного впливу нейтронів, електронів і гама випромінювання впродовж тривалого часу опромінення.

10. Дослідити можливості одержання ⁹⁹Мо з молібдену природного ізотопного складу при низьких значеннях його питомої активності за допомогою використання гальмівного випромінювання електронного прискорювача і електролітичним виділенням ^99mTc.

11. Розробити оптимальні умови одержання радіоактивного цисплатину на електронних прискорювачах з високою питомою активністю на основі ^195mPt за допомогою використання ядерної реакції ¹⁹⁷Au(,np)^195mPt. Розробити синтез радіоактивного цисплатину.

Об'єкт дослідження. Конструкційні матеріали і радіоактивні відходи ядерної енергетики, ізотопи для біомедицинських досліджень.

Предмет дослідження. Вплив особливостей масопереносу домішок впровадження і аналогів радіоактивних відходів в матеріалах ядерної енергетики на фізичні властивості конструкційних матеріалів ядерних установок і довгострокових сховищ РАВ. Процеси екстракції ізотопів із опромінених мішеней для біомедицинських досліджень.

Методи дослідження. У роботі використовувалися спектрометри гама випромінювання із кристалами NaІ(Tl) 150х100 мм, спектрометр на основі Ge(Li)детектора об'ємом 50 см³ і енергетичним розділенням 3,2 кеВ по лінії 1333 кеВ, спектрометри заряджених частинок на основі поверхнево-бар'єрних Si детекторів з енергетичним розділенням 25 кеВ для енергії альфа частинок 5050 кеВ. Для виміру вмісту вуглецю, кисню і азоту методом активаційного аналізу на заряджених частинках була розроблена й виготовлена схема збігів анігіляційного випромінювання від двох сцинтиляційних детекторів. Реєстрація протонів віддачі здійснювалася спектрометром на основі тонкого кристалу СsІ(Tl). Розклад руд і біооб'єктів здійснювалося в тефлонових посудинах у НВЧ печі. Для електролітичного виділення мікроелементів (MЕ) з розчинів руд і біооб'єктів була розроблена й виготовлена спеціальна електролітична комірка. Виготовлена електролітична комірка для виділення ^99mTc з обертаючим катодом і стабілізацією температури, що дозволило інтенсифікувати процес осадження ізотопу. Проведено випробування отриманого ^99mTc на тваринах у Харківському інституті медичної радіології. Для одержання ^195mPt і синтезу радіоактивного цисплатину розроблений екстрактор золота на основі використання етилацетату.

Наукова новизна отриманих результатів. Вперше розроблений і використаний новий метод визначення водню в речовині за допомогою реєстрації ядер віддачі, обумовлених нейтронами з ядерної реакції ¹¹B(,n)¹⁴N з межею виявлення 210⁴%мас.

Вперше за допомогою використання ядерних реакцій реалізовані дослідження просторових розподілів азоту біля поверхні з розділенням по глибині 1,2 нм. Досліджений вплив погрішностей експериментальних результатів за допомогою програмної системи розрахунку просторових розподілів домішкових атомів у речовині по виходу резонансних ядерних реакцій з використанням методу регуляризації.

Вперше вивчено вплив іонного змішування на дифузію домішок заміщення і впровадження в міді. Визначено коефіцієнти дифузії при іонному змішуванні в процесі плазмового напилювання при кімнатній температурі алюмінію, титану, неону, азоту, які становлять 2,510^-15, 8,310^-14, 1,510^-13, 2,910^-14 см²/с, відповідно. Знайдено збільшення коефіцієнтів дифузії при іонному змішуванні домішок заміщення.

Вперше при застосуванні активаційного аналізу на протонах виявлена прискорена дифузія атомів вуглецю к поверхні сталей, підданих дії коротких інтенсивних імпульсів електронів, а також виявлена прискорена дифузія атомів азоту у сталях при імпульсному впливу азотної плазми.

Вперше обчислений потенціал взаємодії канальованих частинок для напрямків 110, 111 і 100 кристалу Si з урахуванням реального розподілу щільності валентних електронів. Виявлено вплив електронної щільності в гратці кристалу сплаву Мо-Re на перерозподіл потоку канальованих іонів He.

Вперше розроблений метод дослідження масопереносу аналогів РАВ в гранітах, склокераміці при використання фотоактиваційного аналізу й методу зняття шарів використаний для вивчення їх дифузії в гранітах УКЩ і перспективних матеріалах для захисних оболонок РАВ. Створено програму розрахунку коефіцієнтів дифузії аналогів РАВ й елементів матриці з обліком масопереносу по границях зерен і об'єму кристалітів.

Вперше вивчена дифузія елементів матриці й продуктів паливовміщующих матеріалів у бетоні 4 блоку ЧАЕС. Виявлено дві виражені області підвищеної концентрації елементів (Ti, Ni, Zr, U, Mn, Na, Rb) у бетоні на глибині 5-20 і 20-40 см.

Вивчена трансмутація ізотопів ^154,155Eu, ²⁴¹Am, ²⁴³Cm, ⁹⁹Tc при комбінованому високоінтенсивному впливі нейтронів, електронів і випромінювання. Досягнута трансмутація ¹⁵⁴Eu і ¹⁵⁵Eu при опроміненні комбінованим високоінтенсивним випромінюванням нейтронів, електронів і квантів впродовж 500 годин склала 3% і 12%, відповідно.

Вперше реалізоване визначення вмісту золота у рудах за допомогою розкладу проби, електролітичного осадження елемента на вуглецеву підкладку й виміру спектрів розсіювання на великі кути іонів гелію з межею виявлення 0,1 нг/г.

Вперше розроблений метод одержання ^195mPt з високою питомою активністю 1 Кі/мг при використанні ядерної реакції ¹⁹⁷Au(,np)^195mPt на електронному прискорювачі. Отримане значення питомої активності ^195mPt в 15 разів перевершує значення питомої активності ^195mPt, отримане дослідниками США (Окрідж) на даний момент. Реалізовано метод збагачення ^195mPt за допомогою екстракції Au етилацетатом. Проведено синтез радіоактивного цисплатину. Досліджено вплив вихідного і радіоактивного цисплатину з високою питомою активністю (1 Кі/мг) на злоякісні клітини. Показано високу біологічну ефективність отриманого радіоактивного цисплатину.

Вперше реалізоване одержання медичного ізотопу ^99mTc на електронних прискорювачах за допомогою електролітичного осадження на вуглецеву підкладку. Досягнута працездатність методу при низьких концентраціях ^99mTc, які реалізуються при використанні мішені молібдену природного ізотопного складу.

Практичне значення отриманих результатів. Вплив високих температур і навантажень в умовах інтенсивного ядерного опромінення спричиняє значну залежність властивостей конструкційних матеріалів від їхнього елементного складу. Особливо впливають на властивості матеріалів домішки впровадження: H, He, C, O, N. Традиційні методи визначення цих домішок не є задовільними. У цьому зв'язку використання ядерних реакцій для визначення вмісту домішок впровадження і їхніх профілів у поверхні представляє значну практичну цінність для створення нових матеріалів ядерної енергетики з поліпшеними властивостями.

Результати роботи були використані при розробці іонно-плазмових покриттів, що володіють унікальними властивостями по міцності й корозійних характеристиках. ЯФМ були використані для з'ясування механізму зміцнення сталей під впливом високо інтенсивного імпульсного опромінення електронами й азотною плазмою. У цьому випадку альтернативи ЯФМ не існувало.

Дані дослідження дозволили з'ясувати природу сегрегації атомів бору в Мо сплавах, що використовуються в космічному матеріалознавстві.

Практично не існує альтернативи вивченню масопереносу аналогів РАВ в матеріалах оболонок контейнерів і гранітах місць передбачуваного їхнього поховання за допомогою використання фотоактиваційного аналізу й методу зняття шарів.

Розроблені методи одержання медичних ізотопів ^99mTc і ^195mPt дозволяють підвищити ефективність діагностики багатьох захворювань. Синтезований радіоактивний цисплатин з високою питомою активністю (1 Кі/мг) в експериментах на тваринах показав високий протипухлинний ефект.

Результати досліджень знайшли своє відбиття в патентах на винахід (№46382 А від 5.07.2001; №47898 A від 22.10.2001; №54183 А від 4.06.2002), наукових публікаціях.

Особистий внесок здобувача полягає у виборі об'єкту досліджень, опануванні експериментальних методик, підготовці та проведенні експерименту. Автором були запропоновані і створені ядерно-фізичні методи дослідження масопереносу аналогів РАВ в гранітах, склокераміці. Під керівництвом здобувача були створені методи одержання ізотопів ^99mТс і ^195mPt для медичного застосування. Таким чином, здобувачу належить основна роль в постановці задач, вибору об'єкту досліджень, визначенні експериментальних методів досліджень, аналізі експериментальних результатів.

Особиста участь автора в роботах, опублікованих за темою дисертації полягає: [6,8] - автором була створена програма розрахунку просторових розподілів домішкових атомів по виходу ядерних процесів; [1-14,16,17,19-22,24-33] - автор формулював постановку завдання, брав участь в одержанні експериментальних даних і підготовці публікацій та апробації результатів на конференціях, самостійно виконував інтерпретацію отриманих результатів; [15,18,23,41] - виконані автором самостійно. Вплив електронної щільності на перерозподіл потоку канальованих часток у кристалі Si автор виконав самостійно.

Апробація результатів дисертації

Результати, покладені в основу дисертації, доповідалися на Нараді по ядерній спектроскопії й структурі атомного ядра (Ленінград, 1980; Алма-Ата, 1984; Харків, Україна, 1986; Ташкент, 1989; Ленінград, 1990; Мінськ, 1991; Алма-Ата, 1992; Дубна, Росія, 1993; С.-Петербург, Росія, 1994; С.-Петербург, Росія, 1995; Москва, Росія, 1996; Обнінск, Росія, 1997; Москва, Росія, 1998; Дубна, Росія, 1999; С.-Петербург, Росія, 2000; Саров, Росія, 2001; Москва, Росія, 2003; Бєлгород, Росія, 2004; С.-Петербург, Росія, 2005; Саров, Росія, 2006; Вороніж, Росія, 2007), Європейська конференція по прискорювачам (Стокгольм, Швеція, 1998; Ла Віолетта, Париж, Франція, 2002; Единбург, Шотландія, 2006), Конференція по прискорювачам частинок (Ванкувер, Канада, 1997; Чикаго, Іллінойс, США, 2001), Семінарі по прискорювачам заряджених часток (Алушта, Крим, Україна, 1997, 2001; 2003; 2005; 2007), Конференції по фізиці високих енергій, ядерній фізиці й прискорювачам (Харків, Україна, 2003; 2004; 2005; 2006; 2007), Наради по прискорювачам заряджених частинок (Протвіно, Росія, 2000), Нарада по електростатичним прискорювачам (ДНЦ РФ ФЕІ, Обнінск, Росія, 1995; 1997), Міжнародна нарада по застосуванню прискорювачів заряджених часток у промисловості і медицині (С.-Петербург, Росія, 2001; 2005), Міжнародна конференція по фізиці і контролю (С.-Петербург, Росія, 2003), Міжнародна конференція по фізиці радіаційних явищ і радіаційному матеріалознавству (Алушта, Крим, Україна, 2000; 2004; 2006), Міжнародна конференція по циклотронам і їх застосуванню (Гіардіні Наксос, Італія, 2007), Російсько-німецько-український аналітичний симпозіум (Дармштадт, Німеччина, 1994; Аахен: Майнц, 1997; ГКСС дослідний центр, Гестачт, Німеччина, 1999; Байкальск, Іркутськ, Росія, 2001; Гамбург, Німеччина, 2003; Київ, Україна, 2005).

Публікації

Основні матеріали дисертації опубліковані в 57 наукових публікаціях, у тому числі, 30 статтях у спеціалізованих журналах [1-30], які задовольняють вимогам ВАК України до публікацій, 3 патентах на винахід [31-33], 9 статтях в журналах [34-42] та 15 доповідях на конференціях [43-57].

Структура та об'єм дисертації. Робота складається з вступу, 6 розділів основного тексту із 120 малюнками та 38 таблицями, висновків і списку використаних літературних джерел із 327 найменувань. Повний обсяг дисертації складає 270 сторінок. Список використаних джерел розміщений на 37 сторінках.

ОСНОВНИЙ ЗМІСТ РОБОТИ

У вступі обґрунтовано актуальність роботи, сформульовані мета і задачі досліджень, обґрунтовано вибір об'єкту та предмету досліджень. Наведено відомості про зв'язок проведених досліджень з науковими програмами, що виконуються в ННЦ ХФТІ, та про особистий внесок здобувача. Викладено наукову новизну і практичну цінність одержаних результатів, повідомлено про апробації робіт і про публікації за темою дисертації.

У розділі 1 «Літературний огляд. 1.1. Використання ядерно-фізичних методів у радіаційному матеріалознавстві і при поводженні з радіоактивними відходами» зроблено стислий огляд досліджень використання ЯФМ в радіаційному матеріалознавстві, створенні захисних матеріалів для поховання радіоактивних відходів і методів прогнозування їхнього поводження в умовах вилуговування і радіації.

Опромінення конструкційних матеріалів при температурах експлуатації реакторів спричиняє зміни мікроструктури, механічних властивостей і навіть зовнішніх розмірів внаслідок явищ розпухання, росту, повзучості. Ці зміни обумовлені радіаційно-індукованою еволюцією мікроструктури й мікро композиційного складу. Саме радіаційно-індуковані явища визначають економічність і безпечний строк експлуатації кожного типу реакторів. Основними механізмами деградації й розмірної нестабільності матеріалів у процесі опромінення є зсуви атомів у решітці; їхня наступна міграція й кластеризація; участь у процесах сегрегації й трансмутаційних ефектах.

Особливістю сучасної технології є важлива роль поверхні й приповерхніх областей твердого тіла. Іонна імплантація, імпульсні електронні пучки й іонно-плазмові технології використовуються для зміни складу й структури речовини. Тонкі шари речовини наносяться різноманітними методами: епітаксіальні плівки вирощуються методами з використанням молекулярних пучків, окислювання, реакцій каталізу, іонно-плазмових пучків і т.п. Інтенсивне використання зазначених технологій зажадало створення методів, чутливих до складу й структури поверхні твердого тіла.

Важливою характеристикою методів аналізу поверхні твердого тіла є можливість дослідження розподілу по глибині досліджуваного елемента. Особливо це важливо в поверхні для домішок впровадження: С, N, O, H. Як відомо, напруженість в окисних, карбідних і азотних шарах в іонно-плазмових покриттях близькі до теоретичної межі міцності кристалів. У загальному випадку реакційна дифузія N, C і O відбувається за рахунок в'язко пластичних явищ і внаслідок чого утворюються шляхи полегшеної дифузії, які сприяють прискоренню масопереносу. Дифузійні процеси за участю вуглецю, азоту й кисню відбуваються в шарах товщиною 1-100 нм. Використання резонансних ядерних реакцій для вивчення просторових розподілів домішкових атомів по глибині з розділенням до 1-2 нм особливо ефективне й практично не має альтернативи.

Вплив водню на конструкційні матеріали добре відомий. Традиційні методи аналізу H біля поверхні методами мас-спектрометрії є руйнівними й не дають у багатьох випадках адекватні результати. Тому в ряді випадків використання ЯФМ для дослідження вмісту і просторових розподілів водню в матеріалах не має альтернативи.

В підрозділі 1.2. «Вивчення впливу АЕС і ядерної промисловості на населення прилягаючих територій ядерно-фізичними методами» зроблено огляд впливу ізольованих і комбінованих факторів радіаційної, фізичної, хімічної й біологічної природи на організм людини, які сприяють появі різних аномалій в організмі і, зокрема, у щитовидній залозі. ЯФМ аналізу знаходять помітне застосування в біології й медицині. Висока актуальність використання ЯФМ у медицині проявляється при вивченні розповсюджених захворювань, обумовлених функціональними порушеннями, пов'язаними з регулюванням метаболічних процесів в організмі. Це обумовлено багатофакторністю цих захворювань. Вивчення функціональних захворювань дозволить планувати профілактичні заходи, які мають значний соціальний і економічний ефект.

В підрозділі 1.3. «Розробка методів одержання ізотопів» зроблено огляд методів розробки одержання ізотопів для медичного використання. Використання препаратів, що дозволяють транспортувати радіоізотопи безпосередньо в ядро клітини, викликало необхідність виробництва ізотопів з радіусом впливу випромінювань сотні нанометрів. Одним з найбільш перспективних ізотопів для крапкового впливу на ядро клітини є ^195mPt. Це обумовлено наявністю широкого використання фармпрепарату цисплатину, що дозволяє транспортувати радіоактивний ізотоп у ядро ракової клітки. Тому надзвичайно важливо виробляти радіоактивні ізотопи Pt з високою питомою активністю, що дає можливість визначити невирішені до цього часу питання, та на основі цього сформулювати проблему, поставлену в дисертаційній роботі.

У розділі 2 «Методи визначення змісту й просторових розподілів елементів у матеріалах ядерної енергетики з використанням ЕСП й лінійних прискорювачів електронів» надано детальний опис методики ЯФМ та приведені експериментальні результати по використанню цих методів для визначення складу і просторових розподілів домішкових елементів в матеріалах ядерної енергетики.

Для визначення H у речовині з межею виявлення 50 ppm на електростатичному прискорювачі ННЦ ХФТІ була створена методика, що використовує спосіб реєстрації ядер віддачі, що вилітають із аналізованого шару зразка в результаті пружних зіткнень із нейтронами, отриманими в реакції ¹¹B(?,n)¹⁴N. Кінематика пружного розсіювання нейтронів на ізотопах H і He така, що ядра віддачі розсіюються лише в передню півсферу. При цьому енергія ядра віддачі Е_от залежно від кута вильоту ядра віддачі ? (кут між напрямком вильоту ядер віддачі й напрямком швидкості нейтрона до зіткнення) буде: Е_от=Е_n(4Mm/(M+m)²⁾cos²?, де М - маса ядра віддачі, m - маса нейтрона, Е_n- енергія нейтрона до зіткнення.

Іони He з енергією 2,1 МеВ падають на конвертер з В₄С товщиною 1 мм. На відстані 5 мм від конвертера розміщуєть-ся досліджуваний зразок. Безпосередньо за зразком розміщується кристал СsІ(Tl) діаметром 20 мм і товщиною 0,2 мм, оп-тично з'єднаний з ФЕП30. Аналіз сорту частинок здійснювався за часом висвіт-лення СsІ(Tl) кристалу. Імпульс струму ФЕП інтегрувався, а потім диференцію-вався і проводилася реєстрація моменту перетинання базової лінії (_і=_д=400 нс).

Концентрація водню у досліджуваному зразку (С_н1) при використанні високо енергетичної частини спектру протонів віддачі, зареєстрованих спектрометром на основі СsІ(Tl) кристалу, становить: С_н=Y_обробр/Y_nn, де - частка атомів H у поліетилені, Y_обр, Y_n - виходи в обраній частині спектру для зразка й поліетилену, _обр, _n - атомні питомі енергетичні втрати протонів у зразку й поліетиленовому еталоні для обраної енергії протонів віддачі.

Визначення вуглецю в іонно-плазмових покриттях, на границях зерен з використанням реакції ¹³С(р,)¹⁴N було реалізовано за допомогою реєстрації -квантів з E=8,06 МеВ спектрометром на базі кристалу NaІ(Tl). Використання резонансу при енергії протонів 550 кеВ і шириною 32,5 кеВ дозволило здійснювати аналіз вуглецю у тонких шарах. У цьому випадку для ізольованого резонансу вміст вуглецю С (C1): C=(Y_samsam)/(Y_cc), де Y_sam, Y_c - вихід -квантів з реакції для зразка й вуглецю; _sam, _з - атомні питомі гальмівні втрати протонів у зразку й вуглеці для резонансної енергії. Визначення вуглецю за допомогою цієї реакції проводяться на глибинах 1-5 мкм із просторовим розділенням 0,3 мкм. Межа виявлення становить 0,1% мас.

Використання реакції ¹²С(р,)¹³N з реєстрацією миттєвого випромінювання з E=2,36 МеВ важке, тому вимірювали активність ¹³N, що утворюється в даній реакції. Застосовувалися протони з енергією 600-1000 кеВ і струмом до 20 мкА. кванти з E=511 кеВ вимірялися спектрометром збігів із кристалами NaІ(Tl). Ефективність реєстрації збігів була ~95% при ширині часового вікна 50 нс. Сумарна похибка виміру виходу реакції ¹²С(р,)¹³N склала 7%. Межа виявлення становить 510^-4% мас. Визначення C у тонких шарах (~500 Е) досягалося застосуванням ядерної реакції ¹³С(,n)¹⁶O. Нейтрони реєструвалися детектором на базі кристала стильбену розміром 40x40 мм із аналізом одержуваного сигналу за часом наростання, що дозволило виключити фон гамма-випромінювання. Межа виявлення складала 510^-5% мас.

Визначення азоту здійснювалося за допомогою ядерної реакції ¹⁵N(р,)¹²C. Проводилася реєстрація квантів з E=4,43 МеВ. Межа виявлення в оптимальних умовах досягає 10⁴ %мас (при Е_p=1250 кеВ). Фон від елементів досліджуваних зразків змушує знижувати енергію протонів що приводить до зниження межі виявлення, наприклад, для сталі 5ХНМ вона становить 10^-2% мас.

Кисень визначався за допомогою ядерної реакції ¹⁶О(p,)¹⁷F. Реєстрація квантів з енергією 495 кеВ здійснювалася Ge(Li)детектором. Межа виявлення залежить від енергії протонів, від домішкових елементів і для Nb при Е_р=1600 кеВ становить 10² % мас. Ефективність даної реакції проявляється, наприклад, при аналізі O у високотемпературній кераміці YBa₂Cu₃O_7-x. Похибка при цьому становить 1,7%. Аналіз O у тонких шарах (~10 нм) здійснювався за допомогою ядерної реакції ¹⁸О(,n)²¹Ne. Реєстрація -квантів з E=351 кеВ виконувалась Ge(Li)-детектором. Межа виявлення для енергії іонів He 3 МеВ в Nb становить 310³ % мас.

У зв'язку з важливістю для аналітичних цілей величини питомих гальмівних втрат у процесі використання ЯФМ при аналізі елементного складу речовини була виміряна її величина в C і B₄C для енергій протонів 457 і 1698 кеВ. Вихід реакції ¹²C(p,)¹³N вимірявся за допомогою реєстрації анігіляційних квантів, що виникають у процесі розпаду ¹³N, кванти з E=511 кеВ реєструвалися детекторами із кристалами NaІ(Tl). Ефективність підрахунку збігів була 95% при ширині часового вікна 50 нc. Сумарна похибка виміру виходу реакції ¹²C(p,)¹³N становила ±1%. Виміряне значення питомих втрат протонів у вуглеці - 6,080,83 і В₄С - 5,780,80 при 457 кеВ істотно менше табличних значень або експериментальних даних інших авторів. Причиною розбіжностей, очевидно, є різні фізичні характеристики використовуваних мішеней та методичні труднощі при виготовленні якісних тонких мішеней. При Е_p=1698 кеВ отримане значення питомих гальмівних втрат 3,450,87 у межах експериментальних помилок збігається з табличними даними.

Визначення вмісту золота реалізовано за допомогою аналізу мішеней, отриманих за допомогою електролітичного осадження Au на вуглецеву підкладку з використанням пружного розсіювання прискорених частинок (зворотного розсіювання (ЗР)). У цьому випадку енергія Е₁ розсіяних іонів виражається в такий спосіб: Е₁=Е₀{[М₂²М₁²sin²)^1/2 + М₁ cos]/(М₂+ М₁)}², де Е₀ - енергія частинки, що налітає, М₁, М₂ - маси частки, що налітає, і ядра мішені, - кут розсіювання частинки з масою М₁. У нашому випадку (тонка мішень обумовленої речовини) енергія розсіяних частинок для обраного кута реєстрації буде відповідати атомній вазі елементів. Переріз розсіювання (): ()=(Z₁Z₂e²/E)²(1/sin⁴/2), де Z₁, Z₂ - заряди частинок, що налітає, і ядра мішені. Вихід зареєстрованих детектором частинок Q_d виражається: Q_d=()QN_m, де - тілесний кут захоплення детектора, Q - число іонів, що налітають, N_m - число атомів на см². Мінімальне значення N_m яке можна зареєструвати за допомогою ЗР: N_m=(Q_dY)/(()ad), дe Y - вихід продуктів розпилення, a - площа плями, створюваної пучком. Для Au при використанні іонів Не з Е₀=2 МеВ, =160⁰, d=210² ср, Y=10³а=0,1 см² при мінімальному числі реєстрації 100 відліків товщина шару становить 10¹² ат/см² або 0,3 нг/см².

Типовий спектр ЗР іонів Не з енергією 2,87 МеВ з мішені С при електролітичному осадженні 30 мкг Au наведений на рис. 2. Доза іонів Не склала 30 мкКл. Число відліків у піці становить 50100 від 1 мкг Au на 1 мкКл. Енергія іонів He вибиралася з умови максимального відношення відліків для Au до загального числа відліків від вуглецю. Розділити Pt, Os, Ir і Au практично неможливо. Тому селективність визначення Au досягалася вибором оптимальної напруги електролізу й складу електроліту.

Електролітичне концентрування золота проводилося у кварцовій комірці з анодом зі спектрально чистого графіту й катодом з пірографіту (загальна кількість домішок  1 pmm). Як електроліт використовувався розчин НCl + HNO₃ при рН = 2. Умови електролізу: напруга 0.76  0.9 В, сила струму 0.006  0.03 мА, площа мішені 1 см², час електролізу 60 хв. Калібрована крива будувалася методом добавок. Для аналізу вмісту Au у руді проводилося розклад проби залежно від її складу.

Метод ЗР використовувався для виявлення домішок у біооб'єктах. У цьому випадку осадження здійснювалося на вуглецеву підкладку (пірографіт). Навішення аналізованої проби становило 1 - 10 мг (0,2-3 см³ крові або молока). Межа виявлення для Cu, Zn, As складала 10^-5 - 10^-6 %мас і 10^-4 - 10⁵ %мас для Fe і Cr.

Звичайно при інтерпретації результатів експериментів по визначенню місця розташування домішкових атомів у решітці кристалу використовують потенціал ланцюжка або площини, запропонований Ліндхардом. Однак потенціал у центральній області каналу сильно залежить від розподілу валентних електронів в об'ємі кристалічної гратки. Щільність валентних електронів в Si може змінюватися в 24 рази, що необхідно враховувати при визначенні місця розташування домішкових атомів у решітці кристалів.

Більше реалістичний потенціал ланцюжка можна одержати при використанні потенціалу виду:

,

де (R) - щільність заряду атомних електронів на відстані R від ядра із зарядом Ze. Функція (R) може бути визначена за допомогою хартрієвського самоузгодженого поля або методом Фока. У нашому випадку функція (R) для Si⁴⁺ визначалася з розрахунку Хартрі-Фока. Розподіл валентних електронів отримано за допомогою зворотного перетворення Фур'є рентгенівського випромінювання.

Нерівномірним розподілом щільності елек-тронного заряду в сплаві МоRe можна пояснити нерегулярність в орієнтаційній залежності виходу розсіяних на великі кути іонів Не для осі 110. Для зміщеного атома або атома в міжвузлі при традиційному (без локальних мінімумів) розподілі потенціалу каналу 110 з мінімумом у центрі каналу спостерігався б пік, але зі значною шириною. У нашому випадку спостерігається вузький пік при разорієнтації пучка щодо осі 110 0,8^о. Тому його поводження можна пояснити різкою зміною розповсюдження іонів He по каналу, що приводить до доступності практично всієї області каналу при Е=0,8.

Використання лінійних електронних прискорювачів дозволяє проводити масове визначення благородних металів у представницьких пробах руд з межею виявлення 0,03-1,0 г/т без попереднього концентрування. При цьому реалізуються високі техніко-економічні характеристики, зокрема, вартість елементовизначення у два-три рази нижча, ніж при пробірному аналізі. Використовувалася наведена активність із великими періодами напіврозпаду (більше 10 діб), що дозволило підвищити межі виявлення Ir, Au, Ru, Rh до 0,3 г/т. Наведену активність ізотопу N_t можна визначити по формулі:

N_t=(_aN_A/)(1-exp(-t_ir))(1-exp(-t_det)),

де Ф щільність потоку випромінювання, що активує, частинка/(см²/с); N_A  число вихідних атомів; переріз активації; постійна розпаду; t_ir час опромінення; t_det час виміру. Якщо t_ir/T_1/2 мале, то вираз перетворюється в такий спосіб: N_t/t_ir=_aN_A(1exp(t_ir))=A_d , де A_d - швидкість розпаду або активність радіоізотопу. Досліджувалися зразки руд масою близько 100 г, відібрані на різних родовищах і рудопроявленях України. Проби поміщали в алюмінієвий контейнер. Опромінення виконувалося гальмівним випромінюванням з Е_max 1625 МеВ. Середній струм електронів становив до 1 мА, час опромінення від 1 год до декількох діб. З економічних потреб одночасно проводили опромінення 1015 проб. Загальна товщина досліджуваних зразків вибиралася таким чином, щоб поглинання квантів з E=1015 МеВ у них не перевищувало 0,3. Реєстрація випромінювання здійснювалася Ge(Li)-детектором. Для зменшення фонового випромінювання детектор поміщався в Pb контейнер з товщиною захисту 1,5 см, що дозволило зменшити фон в області 100500 кеВ у два рази. Елементний склад руд визначався після математичної обробки отриманих спектрів. Для чого спочатку проводилося згладжування апаратурних спектрів фільтром ЛапласаГауса з урахуванням апріорної інформації про ширину реєстрованих піків. Надалі, застосовуючи швидкі алгоритми рішення лінійної системи рівнянь для виявлених концентрацій з доданням значення фону методом мінімізації, обчислювали їх вміст. Для калібрування використовувалися еталонні спектри зразків з відомим вмістом аналізованих елементів. Межа виявлення для фотоактиваційного аналізу склала для Au - 0,03-0,1 г/т, Ir - 0,5 г/т, Ru - 0,8 г/т, Rh - 1,8 г/т, Os - 3-8 г/т, Pt - 0,3 г/т.

У розділі 3 «Вивчення впливу пучків заряджених часток на поверхню металів і сплавів» приведені дослідження по взаємодії заряджених частинок на властивості матеріалів ядерної енергетики.

Використання резонансних ядерних реакцій і прецизійних електростатичних прискорювачів з розкидом пучка по енергії 300 еВ дозволяє одержувати профілі легуючих домішок у твердому тілі з розділенням по глибині 5-10 нм. Для ізольованого резонансу вихід гама-квантів з реакції буде:

де (Е) - переріз реакції; f(E_i-E) - імовірність, що протон з енергією E_i має енергію на глибині x в інтервалі від Е до Е+dE; g(Е_р-Е_i) - енергетичний розподіл протонного пучка; с(x) - концентрація домішки; Е_р- енергія протонів. Замінимо інтеграл для Y_р сумою: Y(E_p)=F_piC_i. Система отриманих нормальних рівнянь (Y(E_p)Y_p):

F_ipF_piC_i = F_ipY_р

у нашому випадку система рівнянь виявляється погано обумовлена й тому вирішувалася методом регуляризації. Використовувалася гребньова оцінка :

при цьому параметр k вибирався таким чином, щоб досягався мінімум виразу:

де т - число рівнянь С_i=С(x_i); I - одинична матриця. Оцінка погрішності визначення концентрації домішки записується:

у припущенні, що . Енергетичне розділення протонів на заданій глибині x обчислювалося по Вавілову.

Для вивчення просторових розподілів у поверхні одержуваних іонно-плазмових шарів використовувалися вузькі резонанси ядерних реакцій ⁴⁸Тi(р,)⁴⁹V, ¹⁵N(p,)¹²C, ²²Ne(p,)²³Na з більшими перерізами. Профілі Ti вимірялися при використанні двох вузьких резонансів реакції радіаційного захоплення при 1007 і 1013 кеВ. Гамма-кванти з E=4-8 МеВ реакції реєструвалися спектрометром на основі NaІ(Tl)-кристалу. При дослідженні профілів N використовувався резонанс реакції ¹⁵N(p,)¹⁶О при енергії 898 кеВ з реєстрацією випромінювання з E=4,43 МеВ. Просторові розподіли Ne вивчалися при використанні резонансу при 851 кеВ за допомогою реєстрації випромінювання з E більше 3,5 МеВ.

При вивченні просторового розподілу аргону в Mo використовувався резонанс реакції ⁴⁰Ar(p,)⁴¹K при енергії 1101,8 кеВ (Г=90 еВ). Реєструвалися кванти з E=7,3 МеВ. В зразки Mo імплантували іони Ar з енергією 3 і 10 кеВ до дози 310¹⁷ ат./см². На рис. 5 наведений вихід квантів з E=7,3 МеВ з реакції ⁴⁰Ar(p,)⁴¹K і розраховані профілі залягання Ar по глибині зразка. Глибина проникнення для енергії 3 і 10 кеВ склала 10 і 15 нм. Розрахований пробіг іонів Ar з енергією 3 кеВ становить 2,6 нм, 10 кеВ - 5,9 нм. Використання резонансу реакції при 1101,8 кеВ і методу регуляризації для розрахунку просторового розподілу Ar в зразку дозволило одержати розділення по глибині близько 7 нм. Межа виявлення Ar в сприятливому випадку становить 0,2 % мас.

Просторові розподіли алюмінію в міді вивчалися за допомогою ядерної реакції ²⁷Al(p,)²⁸Si при використанні резонансу 991,88 кеВ. Реєструвалися кванти з E=10,7 МеВ. Зразки Cu піддавалися іонному травленню Al з енергією 1,4 кеВ впродовж 30 хв (щільність струму близько 4 мА/см²). На рис. 6 показаний вихід квантів з E=10,7 МеВ і розраховані профілі залягання Al по глибині зразка. Спостерігається три шари: поверхневий, на глибині 12 і більше 20 нм. У наведеному прикладі отримане розділення по глибині 8 нм. Межа виявлення Al в Cu становить 0,01 % мас.

Пробіг іонів алюмінію із середньою енергією 1,6 кеВ складає 2,6 нм. Даний пік і відзначається на рис. 6. Нерегулярність у профілі алюмінію в міді при 10 нм обумовлена формуванням -фази. Гранична розчинність Al в Cu становить 9,5%мас. Профіль на більших глибинах обумовлений дифузією Al внаслідок іонного змішування. Ефективний коефіцієнт дифузії Al у міді для цього шару дорівнює 2,510^-15см²/с при кімнатній температурі, що значно більше, ніж для Al у міді, що оцінюється при кімнатній температурі 5,710^-30см²/с. Атомний радіус алюмінію становить 0,143 нм, що спричиняється значні деформації в міді (0,128 нм) при переміщенні Al з одного положення в інше. Припускаючи, що частотний множник для дифузії Al у міді дорівнює 0,5 см²/с, енергія активації атома Al у міді при імплантації становить 82 кДж/гмоль (0,85 еВ). Отримане значення енергії активації атома Al у міді при іонному впровадженні 0,85 еВ значно уступає енергії активації вакансій у міді рівної 2,1 еВ і істотно менше енергії утворення міжвузільних атомів (4 еВ).

Профілі азоту в міді визначалися за допомогою ядерної реакції ¹⁵N(p,)¹²C. Використовувався резонанс при Е=429 кеВ (Г=120 еВ). Реєструвалися гама кванти з E=4,43 МеВ. На рис. 7 показаний вихід квантів з E=4,43 МеВ зі зразка Cu після іонного травлення іонами Ti з Е=1,5 кеВ впродовж 15 хв, щільність струму 2 мА/см² при тиску залишкового газу в камері 10² Па. Проникнення N у зразок Cu спостерігається аж до 150 нм. Використання резонансу 429 кеВ і методу регуляризації для розрахунку просторового розподілу N в Cu дозволило досягти розділення по глибині 8 нм.

Межа виявлення N на даному резонансі становить 10²% мас, а на резонансі при Е_р=898 кеВ при деякому погіршенні розділення по глибині межа виявлення N досягає 10³ % мас. Азот є домішкою впровадження і має більший коефіцієнт дифузії в міді в порівнянні з Al. При травленні іонами титану з енергією 1,5 кеВ і щільністю струму 2 мА/см² протягом 15 хв. При кімнатній температурі коефіцієнт дифузії азоту склав 2,910^-14см²/с. Передбачуваний коефіцієнт дифузії азоту при кімнатній температурі в міді становить 6,610^-15см²/с. Можна бачити, що для домішки впровадження азоту в міді коефіцієнт дифузії при іонному травленні збільшився незначно, що дозволяє стверджувати про незначний вплив іонного змішування на дифузію атомів впровадження.

Розподіл Cr по глибині в окисленій сталі 1Х18Н10Т досліджувався за допомогою реакції ⁵²Сr(p,)⁵³Mn. Використовувався ізольований резонанс при енергії 1005 кеВ. кванти реєструвалися Ge(Li)-детектором.

Відомо, що сталь 1Х18Н10Т добре протисто-їть окислюванню до 800^оС. При утворенні окалини відбувається перерозподіл атомів Cr по глибині окісної плівки. На поверхні спостерігається підвищена концентрація Cr, яка обумовлена утворенням шпінелей FeCr₂O₄ і NiCr₂O₄ у шарі гематиту (Fe₂O₃). На глибині 0,8 мкм (15540 кгц) спостерігається збільшена концентрація хрома, яка, очевидно, обумовлена шпінелями FeCr₂O₄, NiCr₂O₄ у закисі заліза.

Профілі титану по глибині в зразках досліджувалися за допомогою реакції ⁴⁸Тi(р,)⁴⁹V. Використовувалися резонанси при Е=1007 і 1013 кеВ. кванти з E=90 кеВ реєструвалися Ge(Li)детектором. Межа виявлення Ti становить 210^-3 % мас, розділення по глибині 10 нм.

Досліджувався зразок Сu після травлення іонами Ti з Е=1,5 кеВ впродовж 15 хв. Ліворуч показаний вихід реакції ⁴⁸Тi(р,)⁴⁹V, праворуч профіль титану по глибині зразка Cu. Видно, що титан у процесі травлення проникає на глибину аж до 200 нм. Розрахований пробіг іонів Тi з Е=1,5 кеВ становить всього 1,6 нм. Титан має атомний радіус 0,146 нм, що спричиняє досить високе значення енергії активації атомів у міді 60 кДж/г.моль. При іонному травленні міді іонами титану з енергією 1,5 кеВ впродовж 15 хв коефіцієнт дифузії атомів титану в міді склав 8,310¹⁴см²/с. Різниця атомних радіусів міді й титану ще більше, ніж в алюмінію і міді, і становить 14,96%. Тому оцінка коефіцієнт дифузії атомів титану в міді при кімнатній температурі становить 4,910³⁵ см²/с.

Коефіцієнти дифузії атомів титану і алюмінію в міді при травленні іонами Ti i Al з енергією 1,5 кеВ впродовж 15 хв з щільністю струму 2 мА/см² при кімнатній температурі складають 8,2810¹⁴ і 2,510^-15см²/с, відповідно. Енергія взаємодії обумовлює зміною пружної енергії при зближенні домішкового атому і дефекту, і внаслідок перерозподілу електронів. Домішкові атоми і вакансія створюють деформації протилежних знаків, що буде спричиняти їхнє притягання і, відповідно, високу рухливість домішкових атомів, яка пов'язана з величиною деформації, створюваних ними. Атомні радіуси Al i Ti більше атомного радіуса міді на 12,6 і 14,96%, відповідно. У цьому зв'язку, зона нестійкості для домішкових атомів титану більше значна, що і приводить до більше сильної дифузії титану в міді в процесі потужнострумового іонного опромінення.

Наведені приклади використання реакцій радіаційного захоплення вказують на високу ефективність прецизійних електростатичних прискорювачів для дослідження властивостей захисних покриттів, впливу опромінення на матеріали ядерної техніки й т.п. Вивчення просторових розподілів Cr, Ti, Ni, Li, Na, N, Al, F, Ar, Mg, Si, Cl, O з розділенням по глибині близько 10 нм біля поверхні зразка й межею виявлення 10²10³ % мас є ефективним інструментом дослідження поверхневих фаз, утворених за допомогою іонно-плазмових технологій, методами газофазних реакцій, імплантації, напилювання й ін. Даний метод вивчення профілів по глибині домішок біля поверхні неруйнівний, що є істотною перевагою при контролі виготовленої продукції. Ще однією перевагою його є також можливість одночасного дослідження багатьох домішок в одному зразку, що особливо проявляється, наприклад, при дослідженні властивостей багатокомпонентних сталей після різного роду впливів на її поверхню (окислювання, опромінення, іонно-плазмова обробка т.п.).