3. Активационный метод

Активационный метод удобен тем, что позволяет определять большую (аварийную) дозу и спектр нейтронов в присутствии интенсивного γ-излучения, а при известном спектре нейтронов – эквивалентную дозу. Небольшие размеры и приемлемая масса активационных детекторов позволяют использовать их как аварийные индивидуальные дозиметры.

Активность А детектора, которую измеряют после облучения его в нейтроном потоке с плотностью φ(Е), выражается

(14.21)

где р – относительное содержание облучаемого изотопа в химическом элементе; N_A – число Авогадро; m – масса детектора, г; А – атомная масса; Т – время облучения; t – время после облучения; λ – постоянная распада получаемого нуклида; – эффективное сечение активации данного детектора нейтронами с энергией Е; – плотность потока нейтронов с энергией в интервале от до ; и – пределы интегрирования, которые соответствуют верхней и нижней границам энергии в спектре нейтронов.

Интеграл в выражении (14.21) для тепловых нейтронов с энергией до 0,4 эВ ( ≤ 0,4 эВ) равен

(14.22)

где – сечение активации тепловыми нейтронами; – плотность потока тепловых нейтронов с максвелловским распределением (спектром тепловых нейтронов), нейтр./(см²·с).

Для промежуточных и надтепловых нейтронов, имеющих спектр за защитой реакторов в виде так называемого фермиевского распределения (где а - константа):

(14.23)

где – верхняя граница энергии нейтронов; – так называемый резонансный интеграл, который определяет активацию под действием всех нейтронов с энергией от 0,4 эВ до .

Для быстрых нейтронов применяют пороговые детекторы, полагая, что они активируются, начиная с некоторой условно принятой эффективной пороговой энергии нейтронов , и сечение активации почти не зависит от энергии нейтронов. Тогда

(14.24)

где – сечение активации порогового детектора; – плотность потока быстрых нейтронов спектра деления. Когда время облучения мало: Т«T_½, «1 (а этот случай наиболее важен в практическом использовании активационных детекторов в дозиметрии радиационных аварий), активность выражается так:

(14.25)

Активационный дозиметр может быть составлен из перечисленных в таблице 14.2 детекторов, наиболее часто употребляемых для этих целей.

Примером может служить аварийный дозиметр АСИДА или АИДА. В последнем имеются три активационных детектора: ⁶³Cu и ³¹P в кадмиевом фильтре и ⁶³Cu без фильтра. Медный детектор в кадмии регистрирует только нейтроны промежуточных энергий; без кадмия – и тепловые, и промежуточные4 фосфорный детектор регистрирует быстрые нейтроны. Медные детекторы изготовлены из фольги толщиной 0,1 мм размером 15×20 мм, масса их составляет 240 мг. Фосфорный детектор приготовлен прессованием красного фосфора с порошком полиэтилена (массовое содержание 60 и 40 % соответственно). Масса фосфорного детектора 300 мг, размер 1×15×20 мм.

Указанные детекторы размещают в свободные полости фотокассеты ИФК-2,3, либо помещают в специальный пакет после аварийного облучения β-активность детекторов измеряют на счетной установке с торцевым счетчиком.

Таблица 14.2. Характеристики активационных детекторов нейтронов

Материал, реакция	Содержание данного нуклида в естественной смеси, %	Эффективный порог детектора, МэВ	Среднее сечение активации нейтронного деления, 100 фм2	Сечение активации тепловых нейтронов, 100 фм2	Резонансный интеграл, 100 фм2	Период полураспада получаемого нуклида
23Na(n,γ)24Na	100	–	–	0,54	0,28	15 ч
31P(n,p)31Si	100	3,0	0,03	–	–	2,6 ч
32S(n,p)32P	95	3,2	0,066	–	–	14,2 сут
27Al(n,p)27Mg	100	5,3	0,003	–	–	9,4 мин
115In(n,n′)115mIn	96	1,65	0,171	–	–	4,5 ч
55Mn(n,γ)56Mn	100	–	–	13,2	14,0	2,6 ч
63Cu(n,γ)64Cu	69	–	–	4,5	5,0	12,9 ч
115In(n,γ)116In	96	–	–	155	2640	54 мин
197Au(n,γ)198Au	100	–	–	96,0	1558	2,7 сут
107Ag(n,γ)108Ag	51	–	–	45	74	2,3 мин
237Np(n,f)	2	0,87	1,100	19	–	–
238U(n,f)	99.2	1,55	0,310	6·10-4	–	–