Иванов В.И (1)

Из Np образованных протонов в соответствии с соотношением

(61.6) Np cos2 0i протонов вылетят под углами, большими 0i۶

и будут обладать энергией меньше В. Число незарегистрирован؛

ных протонов, следовательно, равно

глощенная энергия оказывается равной Л٢рВ2٨2£о٠ Полная погло­

щенная энергия равна Л۶£؛о/2. Отсюда относительная погреш­ ность, обусловленная подпороговыми потерями, равна (В/£0)2٠ Погрешность оказывается небольшой, если В значительно мень­

ше Eq. В действительности небольшой уровень дискриминации

можно использовать лишь при малом ٦?-фоне. При достаточно большой интенсивности у-излучения импульсы от электронов мо­ гут накладываться друг на друга, создавая импульсы большой؛ амплитуды. В этом случае необходимо увеличить порог дискри­ минации, и погрешность возрастет. При большом пороге дис­ криминации следует также учитывать подпороговые потери, обус­ ловленные разными траекториями протонов в счетчике.

Пропорциональный счетчик можно проградуировать по а-из- лучению источника известной активности, помещенного непо­ средственно в газовый объем. На рис. 57 показан интегральный

спектр импульсов от а٠частиц 239Pu٠ С небольшим разбросом энергия а-частиц равна 5,14 МэВ. Эту энергию можно приписать

положению максимума, получающемуся при дифференцировании

интегральной кривой. По известной активности источника можно*

площади под интегральной кривой. Таким образом определяется цена единицы площади под интегральной кривой в приборном спектре.

Погрешность в результате подпороговых потерь в пропорцио­ нальном счетчике можно существенно уменьшить, если ,*импульсы обусловленные у-квантами, не отсекать, а направить по другому каналу. На этом принципе был предложен дозиметр смешан­

ного излучения, который может измерять как суммарную по­ глощенную дозу излучения, так и эквивалентную дозу (В. И. Ива­

нов).

В каждом канале, протонном и электронном, с помощью элек­ тронных устройств амплитуда импульса преобразуется в дли­

тельность, так что на выходе возникает число стандартных импульсов, пропорциональное сумме амплитуд импульсов вход­ ных сигналов. Следовательно, простое суммирование числа вы­ ходных импульсов определяет дозу излучения. Кроме того, можно установить такой масштаб перехода от амплитуды к длитель­ ности, что в расчете на одинаковую поглощенную дозу число выходных импульсов в протонном канале будет в к раз больше„ чем в электронном. Если к принять равным коэффициенту ка-

19fe

чества нейтронов, то суммарное число стандартных импульсов на выходе обоих каналов будет пропорционально эквивалентной дозе излучения.

§ 62. СЦИНТИЛЛЯЦИОННЫЙ МЕТОД ДОЗИМЕТРИИ НЕЙТРОНОВ

Световые вспышки в сцинтилляторе при облучении его ней­ тронами возникают в результате поглощения протонов и тяжелых

щина фосфора. Сумма учитывает взаимодействие нейтронов с тяжелыми элементами сцинтиллятора, а первый член в скобках — взаимодействие только с атомами водорода.

Для целей дозиметрии целесообразно применять водородсо­ держащие сцинтилляторы; в этом случае можно пренебречь вкла­ дом в поглощенную энергию тяжелых ядер. Чувствительность дозиметра определяется измеряемым током, отнесенным к одному падающему нейтрону:

А =٠٧„ (62.3,

Сцинтилляционный счетчик будет отвечать дозиметрическим требованиям, если зависимость чувствительности /ф/срм от энергии нейтронов Е٠ подобна зависимости тканевой дозы от энергии. Определяющую роль в энергетической зависимости чувствитель­ ности играют величины ٠٩, с٢н и Ео٠ В нейтронных дозиметрах используют сцинтилляторы двух типов: однородные органические

и смесь водородсодержащих веществ с неорганическим сцинтил­ лятором. Органические однородные сцинтилляторы обладают удов­ летворительной тканеэквивалентностью, но имеют недостаток — при их использовании затруднена дискриминация ،у-фона.

192

при ؛счет импульсов чувствительность к нейтронам выше

чувствительности к квантам, но зависимость чувствительности от энергии нейтронов будет далеко не тканеэквивалентной.

Наконец, можно сравнить показания сцинтилляционного дозиметра при одинаковой поглощенной дозе - излучения и ней-

тронов. Отношение измеряемого тока, очевидно', будет

جاغم::٢1لا/п > 1 ٠

Таким образом, при измерении смешанного - нейтронного излучения прибором с органическим однородным сцинтиллятором ток на выходе фотоумножителя не только не пропорционален

Фосфор, составленный из смеси водородсодержащих веществ с неорганическим сцинтиллятором, обладает лучшими дозиметрическими характеристиками по сравнению с однородными органическими сцинтилляторами. Более высокая конверсионная эффективность неорганических сцинтилляторов для прогонов позволяет производить амплитудную дискриминацию импульсов от элект'ронов. Преобразование энергии первичного излучения происходит в несцинтиллирующем органическом веществе. Возникаюние электроны и протоны часть своей энергии тратят в неорганическом сцинтилляторе. Примером такого фосфора может служить полистирол или плексиглас с равномерным распределением по всему объему гз. При использовании такого детектора еледует иметь в виду возможность реакции 325(п, Р)з2р с порогом около 2 МэВ, которая приводит к возникновению сцинтилляций, не связанных с образованием протонов отдачи.

§ 63. АКТИВАЦИОННЫЙ МЕТОД ДОЗИМЕТРИИ НЕЙТРОНОВ

В результате ядерных реакций, протекающих под действием

тивных ядер в 1 см٥, возникающих в результате облучения этого нуклида нейтронами, плотность потока которых равна

интервале от Е до Е-\-йЕ. Изменение в единицу времени числа

радиоактивных ядер определенного сорта описывается уравнением

سيا،» = п 7،(£)أ ٩<)£(٠Е — 63.2) ع)

где (* ء)—сечение активации для' нейтронов с энергией Е в веществе детектора؛ لأ —постоянная распада образующихся радиоактивных атомов, уравнение (63.2) справедливо в предположении, что число стабильных ядер активационного детектора

194

остается неизменным؛ то означает, что лишь незначительная часть общего числа ядер становится радиоактивной. Кроме того, предполагается, что сам детектор не влияет на нейтронный поток.

Решение уравнения (63.2) дает

тектора в течение времени t. Пределы интегрирования Е\ и Е2 соответствуют нижней и верхней границам энергий в спектре нейтронов. При использовании активационного метода измеряют наведенную активность, равную A=lNt

Для дозиметрических целей необходимо установить связь

между активностью детектора и дозой нейтронов. Сечение акти-

вации (Т (£) зависит от энергии нейтронов, поэтому применять

формулу (63.3) можно, только если известен нейтронный спектр или по крайней мере сделаны определенные предположения относительно энергетического распределения нейтронов, в дози-

метрической практике часто приходится иметь дело с 'тремя

группами нейтронов: быстрыми нейтронами деления, промежуточными, образовавшимися в результате замедления нейтронов

деления, и тепловыми. Такое деление типично для излучения ядерно-энергетических установок. Каждая из указанных групп

характеризуется своим спектральным распределением. Спектр быстрых нейтронов деления хорошо известен. Промежуточные нейтроны, образующиеся в результате замедления быстрых, часто имеют энергетический спектр, соответствующий изменению энергии по закону 1 IE (см. § 58). Тепловые нейт-роны имеют максвелловское распределение скорости и обладают наиболее вероятной энергией 0,025 эВ. Сечение активации также специ-

выделить с помощью кадмиевого экрана. Кадмий практически

поглощает все нейтроны, которые имеют энергию ниже примерно 0,4 эВ. Активность детектора, покрытого кадмием, обусловлена практически полностью надтепловыми нейтронами; разность в активности участков д.етектора, не покрытого и покрытого

кадмием, характеризует поток тепловых нейтронов. Сечение активации тепловыми нейтронами, как правило, хорошо известно.

Интеграл в уравнении (63.3) для тепловых нейтронов при-

нимает вид

ность потока тепловых нейтронов. Спектр нейтронов с энергией

в уравнении (63.3)

= ٤ <з(Е)(1Е/Е — резонансный интеграл.

£са

Сечение активации в области надкадмиевых нейтронов мо­ жет иметь резонансные пики. До резонансного пика сечение

активации нейтронами изменяется по закону 1/٠ (у — скорость нейтронов). Резонансный интеграл характеризует суммарную активацию под действием нейтронов с энергией, превышающей

кадмиевый порог. Если большой резонансный пик попадает в область низких энергий, то резонансный интеграл определяется преимущественно этим пиком, а вклад сечения, пропорциональ­ ного 1/٠, незначителен. В этом случае точное знание границ

спектра Еса и £'2 необязательно, так как небольшие изменения

этих границ практически не влияют на резонансный интеграл, который полностью обусловлен резонансным пиком.

где Уо — скорость тепловых нейтронов.

Если резонансный интеграл намного больше, чем О,5ао, он определяется резонансным пиком. У некоторых нуклидов ре­ зонансные пики расположены при высоких энергиях, и для них резонансный интеграл определяется преимущественно сече٠

нием, изменяющимся по закону 1 /V. Подобные детекторы удобны для спектральных измерений. На резонансный интеграл в этом

случае существенно влияет нижняя часть спектра. Для спектра быстрых нейтронов деления

ция распределения для спектра быстрых нейтронов, подчиняю­

щаяся условию ]٠ ЦЕ)с1Е==1. Хотя спектр нейтронов деления

известен, точно определить о(£) затруднительно. В этом случае удобны пороговые детекторы. Последние характеризуются боль­ шим и приблизительно постоянным значением сечения активации для нейтронов с энергиями выше некоторого порога. Если о٢п —

196

сечение активации порогового детектора, имеющего энергетиче* ский порог £1, то

можно оценить плотность потока нейтронов в пределах отдель,٠ ных энергетических интервалов.

Активационный метод практически связан с измерением наведенной активности, в некоторых случаях при измерении слабых нейтронных потоков наведенная активность оказывается слишком малой для надежных измерений обычными методами. Чувствительность метода можно существенно повысить, используя сцинтилляционные счетчики, в которых активируемое вещество входит непосредственно в состав сцинтиллятора.

Активационный метод широко применяют для измерения нейтронных потоков и дозы. Его основные преимущества: нечувствительность к фотонному излучению, простота конструкции

детекторов, дешевизна, малые габариты, возможность разделения процессов облучения и измерения. Активационный метод удобен при оценке дозы в аварийных ситуациях, когда происходит кратковременное облучение большими потоками нейтронов, в этом

Применительно к различным энергетическим группам на основании формул (63.4), (63.5) и (63.8) при кратковременном облучении будем иметь:

для тепловых нейтронов

Различные د соответствуют тому, что в общем случае нейтрон-

ные потоки различных энергетических групп измеряют разными детекторами.

В результате длительного облучения детектора постоянным нейтронным потоком наступает равновесное состояние, при котором число образующихся радиоактивных ядер равно числу распадающихся, в этом случае вместо формул (63.10)—(63.12)

197

будем иметь

отношения (63.13) для равновесного состояния при длительном облучении позволяют оценить интегральный нейтронный поток

идозу по измеренным значениям активности. При выборе акти­

вационных детекторов следует учитывать сечение активации, пе­

риод полураспада образующихся радиоактивных нуклидов, нали­ чие «мешающих» реакций, а также условия облучения. В табл. 7

и8 приведены основные характеристики наиболее распростра­

ненных активационных детекторов тепловых нейтронов и поро­ говых детекторов.

Приведем пример оценки нейтронной дозы с помощью акти­

вационных детекторов. Пусть имеется набор активационных де­ текторов, который используют в качестве дозиметра при крат­ ковременном облучении (например, аварийная ситуация). Будем исходить из наличия трех групп нейтронов — тепловых, промежу­ точных и быстрых, рассмотренных выше. Необходимо определить

Таблица 7. Характеристика активационных детекторов

٠

198

эквивалентную дозу нейтронного■ потока, состоящего из указан­ ных трех групп нейтронов.

Искомую величину можно выразить в виде суммы трех со-

Тепловая составляющая нейтронной дозы при облучении в те­ чение времени / выражается соотношением

флюенсом и зависит от энергии нейтронов в соответствии с кри­ вой на рис. 55.

Для группы быстрых нейтронов

где ٥2 = ٢ 1(Е)1г(Е)с1Е.

Подставляя значения трех составляющих искомой дозы по

а2 можно рассчитать заранее. Таким образом, чтобы вычислить дозу по формуле (63.18), нужно экспериментально определить

интегральный поток тепловых и быстрых нейтронов и коэффи­ циент а. В качестве дозиметра можно использовать комбинацию трех активационных детекторов: порогового, резонансного с кад­

миевым экраном и резонансного без экрана. В нашем случае

199

Пусть ЛОбщ — активность участка резонансного детектора, не

покрытого кадмиевым экраном. Эта активность обусловлена как

тепловыми нейтронами, так и промежуточными:

Л٥бщ—Л тепл “ЬЛ Пром>

где Л пром —наведенная активность на участке, закрытом кад­ миевым экраном, так как кадмий не пропускает тепловых ней­ тронов. Отсюда

Подставляя полученные в формулах (63.19), (63.21) и (63.22) значения в выражение (63.18), получаем окончательную формулу для оценки эквивалентной дозы смешанного нейтронного излу­ чения:

в результате измерения наведенной активности, остальные либо вычисляют, либо находят по таблицам как физические харак­ теристики активационных детекторов. При выборе резонансного

детектора в данном случае следует стремиться к большому зна­

чению резонансного интеграла, что делает метод нечувствитель­ ным к нижней границе спектра медленных нейтронов. Таким детектором может быть, например, золотая фольга.

Рассмотренный пример ограничен условием Х/<С1٠ Однако для получения возможно большей наведенной активности величина X должна быть как можно больше. Это ограничивает применение

данного метода измерением большой единичной дозы, получаемой в течение короткого времени.

§ 64. ТРЕКОВЫЕ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ДЕТЕКТОРЫ

В дозиметрии нейтронного излучения нашли применение твер­ дотельные трековые детекторы, в чувствительном объеме кото­ рых регистрируется число треков заряженных частиц. Дозимет-

200