- •Isbn 5-283-02968-9
- •Глава 1
- •§ 1. Основные понятия
- •§ 2. Скалярные характеристики поля излучения
- •§ 3. Дифференциальные характеристики поля излучения
- •§ 4. Векторные характеристики поля излучения
- •§ 5. Токовые и потоковые величины в рассеивающей
- •§ 6. Теорема фано
- •§ 7. Поглощенная энергия излучения
- •§ 8. Линейная передача энергии
- •§ 9. Поглощенная доза
- •§ 10. Экспозиционная доза
- •§ 11. Коэффициент качества излучения. Эквивалентная доза
- •§ 11 Коллективная доза
- •§ 14. Коэффициент передачи энергии излучения
- •§ 15. Электронное равновесие
- •§ 16. Эффективный атомный номер вещества
- •§ 17. Средняя энергия новообразования
- •§ 18. Соотношение брэгга—грея
- •§ 19. Энергетическая зависимость чувствительности дозиметрического детектора в поле фотонного излучения
- •§ 20. Обобщенный принцип дозиметрии
- •§ 21. Вводные замечания
- •§ 22. Закономерности ионизационных камер
- •§ 23. Универсальная характеристика ионизационной камеры
- •§ 24. Закономерности ионизационных амер
- •2/3٠|2باكإب1 непр'/
- •§ 27. Газоразрядные счетчики
- •§ 28. Полостные ионизационные камеры
- •§ 29. Роль 6-электронов
- •Глава 5
- •§ 30. Особенности полупроводниковых детекторов
- •§ 31. Носители электрических зарядов в беспримесном полупроводнике
- •§ 32. Примесные полупроводники
- •§ 34. Уравнение протекания тока через полупроводниковый детектор
- •§ 35. Вольт-амперная характеристика полупроводникового детектора с /,-«-переходом
- •§ 36. Дозиметрические характеристики полупроводниковых
- •Глава 6
- •§ 37. Принцип метода
- •§ 41. Оптические эффекты в люминофорах
- •§ 42. Механизм радиофотолюминесценции
- •§ 43. Радиофотолюминесцентные дозиметры
- •§ 44. Механизм радиотермолюминесценции
- •§ 45. Кинетика термолюминесценции
- •§ 46. Кривая термовысвечивания
- •§ 47. Влияние режима облучения на чувствительность термолюминесцентных дозиметров
- •§ 48. Затухание люминесценции
- •§ 49. Люминесцентные дозиметры
- •§ 50. Фотохимическое действие излучения
- •§ 51. Дозовля чувствительность фотодозиметрл
- •52 ا. Компенсация энергетической зависимости чувствительности. Индивидуальный фотоконтроль
- •§ 53. Радиационно-химические превращения
- •§ 54. Жидкие дозиметрические системы
- •Глава 9
- •§ 57. Преобразование энергии нейтронов в веществе
- •§ 59. Энергетическая зависимость тканевой дозы
- •§ 60. Дозиметрия быстрых нейтронов с помощью ионизационных камер
- •§ 61. Применение пропорциональных счетчиков для дозиметрии быстрых нейтронов
- •§ 62. Сцинтилляционный метод дозиметрии нейтронов
- •§ 63. Активационный метод дозиметрии нейтронов
- •§ 64. Трековые дозиметрические детекторы
- •§ 65. Другие методы дозиметрии нейтронов
- •§ 66. Особенности дозиметрии высокоинтенсивных потоков ионизирующего излучения
- •§ 67. Жидкостные ионизационные камеры
- •§ 68. Ионизационные камеры без внешнего источника напряжения
- •§ 69. Детекторы прямой зарядки (радиационные элементы)
- •§ 70. Твердотельный комптоновский дозиметр
- •§ 71. Применение электретов в дозиметрии
- •§ 72. Тепловое действие ионизирующего излучения
- •§ 73. Одиночный калориметр
- •§ 74. Квазиадиабатическии режим калориметра
- •§ 75. Дифференциальная калориметрическая система
- •§ ٢6. Особенности дозиметрии высокоэнергетического фотонного излучения
- •§ 78. Квантометр
- •§ 79. Метод разности пар ،метод тонких конверторов؛
- •§ 80. Дозиметрия ускоренных заряженных частиц
- •Глава 12
- •§ 81. Общие замечания
- •§ 82. Лпэспектры
- •§ 83. Формирование лпспектров. Средние значения
- •§ 84. Распределение длины пути в сферической полости
- •§ 85. Связь лпэ-распределения с амплитудным спектром
- •§ 86. Метод линейной суперпозиции показаний нескольких детекторов
- •§ 87. Структура ионизации в конденсированных средах
- •§ 88. Основные положения теории неравномерной ионизации
- •§ 89. Рекомбинационный метод
- •§ 90. Предмет микродозиметрии
- •§ 91. Статистическая природа первичной передачи энергии
- •§ 93. Микродозиметрические величины и функции их распределения
- •§ 94. Экспериментальные методы микродозиметрии
- •§ 95. Прикладное значение микродозиметрии
- •§ 96. Пути поступления радионуклидов внутрь организма
- •§ 97. Образование и свойства радиоактивных аэрозолей
- •§ 98. ٥С٥бенн٥сти биологического, действия радиоактивных -аэрозолей
- •§ 100. Формирование дозы излучения инкорпорированных радионуклидов
- •§ 101. Кинетика формирования дозы
- •§ 1٠3. Кинетика продуктов, распада радона на фильтре
- •§ 104. Метод скрытой энергии
- •§ 105. Дозовая функция очечного источника ?-частиц
- •§ 106. Теорема обратимости дозы
- •§ 107. Доза от протяженных источников
- •Глава 15
- •§ 108. Общие замечания
- •§ 109. Расчетные методы дозиметрии р-излучения
- •Элементы метрологии в области ионизирующих излучений и радиоактивности
- •Оптимизация приборной погрешности по экономическому
- •В чем проблема!
- •Два класса дозиметрических величин
- •Переводные коэффициенты
- •Концепция универсальной дозы
- •Представительные фантомно-зависимые величины
- •٥О о 0 0 ٠١0 105 106 107 Энергия, эВ
- •1. Поле ионизирующего излучения
- •2. Доза излучения
- •Глава 3. Физические основы дозиметрии фотонного излучения ٠
- •Г л а в а 8. Фотографический и химический методы дозиметрии фотонно го излучения
- •§ 89. Рекомбинационный метод
- •13. Микродозиметрия
- •Глава 15. Дозиметрия потоков заряженных частиц
- •§ 108. Общие замечания . . ...٠٠٠
- •§ 109. Расчетные методы дозиметрии р-излучения ,
Глава 9
ДОЗИМЕТРИЯ НЕЙТРОНОВ
Процессы
взаимодействия нейтронов с веществом
определяются как энергией нейтронов,
так и атомным составом поглощающей
среды. Принято различать следующие
группы нейтронов в зависимости от
их энергии:
ультрахолодные
нейтроны — нейтроны с энергией менее
10"7
эВ;
холодные
нейтроны — нейтроны с энергией менее
5٠10_3
эВ; тепловые
нейтроны — нейтроны, находящиеся в
термическом термодинамическом равновесии
с рассеивающими атомами окружающей
среды и имеющие приближенно максвелловское
распределение
плотности потока нейтронов по энергии;
наиболее вероятная энергия таких
нейтронов при комнатной температуре
равна 0,025 эВ;
надтепловые
нейтроны — нейтроны, наименьшее значение
энергии которых при нормальной
температуре окружающей среды находится
в интервале 0,1—0,2 эВ и увеличивается с
повышением температуры;
промежуточные
нейтроны — нейтроны от энергетической
границы надтепловых нейтронов до
200 кэВ;
быстрые
нейтроны — нейтроны с энергиями от 200
кэВ до 20 МэВ;
сверхбыстрые
нейтроны — нейтроны с энергией более
20 МэВ; подкадмиевые
нейтроны — нейтроны с энергией менее
эффективной граничной энергии для
кадмия, используемого для экранирования
от тепловых нейтронов;
надкадмиевые
нейтроны — нейтроны с энергией более
эффективной энергии для кадмия,
используемого для экранирования от
тепловых нейтронов;
нейтроны
переходной области —
в энергетическом интервале ют нижней
энергетической границы надтепловых
нейтронов до границы, выше которой
начинается энергетическое распределение
плотности потока нейтронов по закону
Ферми.
В
данном курсе мы ограничиваемся
рассмотрением нейтронов с энергиями
от тепловых до 20 МэВ.
Для
дальнейшего рассмотрения удобно
объединить нейтроны переходной области
и тепловые нейтроны в одну группу; эти
нейтроны назовем медленными.
Преобразование энергии нейтронов
происходит в элементарных актах
взаимодействия с ядрами атомов
поглощающего вещества. При взаимодействии
нейтронов с ядрами могут наблюдаться:
упругое рассеяние, неупругое рассеяние,
радиационный захват, расщепление с
вылетом заряженных частиц, деление
ядер. Вероятность того или иного процесса
зависит как от энергии нейтронов, так
и от вида ядер, с которыми они
взаимодействуют.
173§ 57. Преобразование энергии нейтронов в веществе
В
процессе упругого рассеяния нейтрон
меняет свое направление, а часть его
кинетической энергии передается ядру
отдачи. При неупругом рассеянии ядро
отдачи оказывается в возбуж- денном
состоянии, из которого оно обычно
переходит в нормальное состояние,
испуская у-квант. Так как неупругое
рассеяние возможно только при энергии
нейтронов, большей энергии возбуждения
ядра, этот процесс имеет практическое
значение только для быстрых нейтронов.
Упругое рассеяние нейтронов происходит
при любой энергии и является наиболее
эффективным процессом в понижении
энергии нейтронов до тепловой.
В
элементарном акте упругого рассеяния
ядро отдачи получает энергию
где
М
—
масса ядра; т
—
масса нейтрона; 0 — угол между
первоначальным направлением нейтрона
и направлением движения ядра отдачи в
лабораторной системе координат; £٠—
начальная
энергия нейтрона. Средняя энергия,
передаваемая нейтронами ядрам отдачи
при упругом рассеянии:
<٥7-2>
где
А،—
относительная
атомная масса ядер типа ٤,
на
которых происходит рассеяние.
Из
формул (57.1) и (57.2) видно, что чем легче
ядра поглощающей среды, тем большую
долю энергии теряют нейтроны в процессе
упругого рассеяния. Первоначально
моноэнергети- ческий пучок нейтронов,
попадая в поглощающую среду, в результате
столкновений нейтронов с ядрами
приобретает непрерывный спектр;
наибольшее число нейтронов будет в
области низких энергий. Можно указать
такую энергию нейтронов £ср۶
ниже
и выше которой в спектре будет равное
число нейтронов. Приближенное выражение
для этой энергии имеет вид
£Ср«£ое٦ (57.3)
где
п
—
число столкновений нейтрона с ядрами
среды;
٦,=
1_[(Л_1)2/2Д٦
1п[(Д+1)/(Л-Ш٠ (57.4>
Радиационный
захват — характерный вид взаимодействия
тепловых нейтронов — заключается
в захвате ядром нейтрона с испусканием
у-кванта. Испускаемое у-излучение при
радиационном захвате имеет обычно
энергию порядка миллиона электрон-вольт.
Радиационный захват может происходить
на ядрах почти всех элементов.
В
процессе расщепления с вылетом заряженных
частиц нейтрон захватывается ядром
и испускаются заряженные частицы؛
такие,
как а, р, ٥
и
т. п. Такой процесс наиболее вероятен
для быстрых нейтронов, взаимодействующих
с легкими ядрами. Для медленных нейтронов
расщепление с вылетом заряженных ча٠
174
стиц
маловероятно, за исключением четырех
случаев:
61٠,
а)3Н;
10В(п,
а)7Ы;
3Не(п,
р)3Н
и 14٠,
р)14С.
Радиационный
захват и ядерные превращения с вылетом
заряженных частиц приводят к тому,
что энергия взаимодействующего
нейтрона полностью преобразуется в
энергию вторичного излучения. В
процессе рассеяния (упругого и
неупругого) только часть энергии
первичного нейтрона преобразуется
в энергию вторичного излучения.
Заряженные
частицы и ядра отдачи, образующиеся
при взаимодействии нейтронов,
легко поглощаются средой. Образующиеся
при радиационном захвате у-кванты,
напротив, легко проникают через
вещество и могут выйти из поглощающей
среды без существенного ослабления.
Рассеянные нейтроны в зависимости
от условий облучения также могут
выйти из ограниченной области
поглотителя, не полностью растратив
свою энергию.
§
58. ФОРМИРОВАНИЕ ДОЗЫ НЕЙТРОНОВ В ЖИВОЙ
ТКАНИ
Тканевая
доза нейтронов обусловлена поглощенной
энергией вторичного излучения,
возникающего при взаимодействии
нейтронов с тканью организма.
Значимость тех или иных процессов
взаимодействия нейтронов определяется
составом ткани. Примерный химический
состав ткани организма приведен в
табл. 6. Приближенно химический состав
мягкой живой ткани можно определить
формулой воображаемой тканевой
«молекулы» (СбН40٠18№)
х.
Для
живой ткани характерно, что она состоит
в основном из легких элементов. Самый
легкий элемент — водород — по чис٠
лу
атомов занимает первое место среди
всех элементов ткани. Преобладание
того или иного из перечисленных ранее
процессов взаимодействия нейтронов
с веществом определенного химического
состава полностью определяется
энергией нейтронов. Из указанных
процессов взаимодействия деление
тяжелых ядер под действием нейтронов
не характерно для ткани и может наблю-
،даться
лишь при наличии инкорпорированных
делящихся веществ, таких, как уран,
торий, плутоний и т٠
п.
Остальные процессы могут происходить
при взаимодействии нейтронов с тканью,
хотя роль их будет различной в
зависимости от энергии нейтронов.
Таблица
6.
Химический состав живой биологической
ткани |
Масса, % |
Концентрация атомов, см-3 |
Элемент |
Масса, % |
Концентрация атомов, см٠٠٠ |
Водород Углерод Азот Кислород |
10,0 18,0 3,0 65.0 |
6,02• 1022 9,05• 1021 1.28-102‘ 2,45• 1022 |
Фосфор Кальций Другие элементы > |
1,0 1,5 1,5 |
102٥•1,94 102٥ •2,26 102٥ ١2,0 |
175
Рассмотрим
поглощенную в ткани дозу нейтронов
различных энергетических групп.
Медленные
нейтроны с энергиями
от тепловых до 1 кэВ. Для легких ядер
основным видом взаимодействия этой
группы нейтронов является упругое
рассеяние. Из четырех указанных выше
элементов, взаимодействие с которыми
медленных нейтронов приводит к
расщеплению ядер с вылетом заряженных
частиц, для ткани имеет значение только
14/V.
Следовательно, преобразование энергии
медленных нейтронов в живой ткани
происходит в результате упругого
рассеяния и через реакцию 14Ы(п,
р)14С.
Ядра отдачи, возникающие в ткани при
упругом рассеянии медленных нейтронов,
в большинстве своем обладают энергией,
недостаточной для ионизации, и их
вклад в биологический эффект
предполагается незначительным.
Рассеяние
приводит к быстрому замедлению нейтронов
до тепловых энергий. Тепловые
нейтроны, которые
образовались в результате замедления
более высокоэнергетических нейтронов
или попали в ткань извне, захватываются
ядрами элементов ткани с образованием
новых изотопов. Из всех реакций,
протекающих при взаимодействии тепловых
нейтронов с элементами ткани, наибольшее
значение имеют две: радиационный захват
ядрами водорода 1Н(/?,
2(؟Н
и уже упомянутая реакция 14Ы(п,
р)14С,
вероятность которой для тепловых
нейтронов значительно выше, чем для
нейтронов высоких энергий. Возникающие
при радиационном захвате ؟-кванты
с энергией 2,23 МэВ, взаимодействуя с
тканью, дают существенный вклад в дозу.
Распределение дозы, обусловленной
؟-квантами,
по глубине ткани определяется
пространственным распределением
тепловых нейтронов и характером
взаимодействия ؟-излучения
с тканью организма. Многократное
рассеяние ؟-квантов
усложняет теоретический расчет
распределения дозы, который можно
сделать лишь приближенно. В реакции на
азоте образуются протоны с энергией
0,62 МэВ и радиоактивный углерод 14С.
Протоны имеют в ткани малый пробег и
практически поглощаются в месте своего
возникновения. Распределение тканевой
дозы, обусловленной протонами, однозначно
определяется распределением тепловых
нейтронов. Радиоактивный углерод 14С
распадается с вылетом (3-частиц, обладающих
средней энергией 0,05 МэВ. Вклад в дозу
вследствие распада 14С
пренебрежимо мал.
Помимо
указанных основных реакций, характерных
для взаимодействия тепловых нейтронов
с ядрами азота и водорода, идут реакции
и на других элементах, входящих в состав
ткани. Среди них можно назвать радиационный
захват 14Щ/г,
15٦١1(؟,
сопровождающийся испусканием
؟-квантов
с энергией около 0,73 МэВ, реакцию 31Р(п,
32(؟Р
и др. Эти дополнительные реакции могут
несколько увеличить дозу в тех тканях
организма, где имеется повышенное
содержание элемента, на ядрах которого
возможна реакция захвата нейтрона.
Так, реакция на фосфоре увеличивает
дозу в костной ткани. В целом дополнительные
реакции 176
ненамного
увеличивают дозу, обусловленную
основными реакциями на водороде и
азоте. Весьма незначительную роль
играют также радионуклиды, образующиеся
в ткани под действием нейтронов.
Как
уже отмечалось, основной процесс
взаимодействия медленных нейтронов
с тканью — упругое рассеяние, однако
решающее значение в биологическом
действии нейтронов этой группы
приписывается вторичному излучению,
возникающему в реакциях захвата тепловых
нейтронов. Такое положение справедливо,
если полагать, что биологический эффект
обусловлен ионизацией ткани.
Возникающие при упругом взаимодействии
медленных нейтронов ядра отдачи
тратят свою энергию на возбуждение и
расщепление молекул — процессы,
биологический эффект которых недостаточно
изучен.
Что
касается поглощенной энергии, которая
определяет дозу» она характеризуется
следующими цифрами. Среднее число
столкновений, необходимое для
замедления в ткани нейтронов с энергией
1 кэВ до тепловой энергии, можно принять
равным 15. Макроскопическое сечение
рассеяния в ткани равно 1,45 см-1.
Следовательно, в процессе замедления
единичного потока нейтронов в
результате упругого рассеяния теряется
энергия 1٠10—3
МэВ на 1 г ткани (плотность ткани принята
равной 1 г/см3).
Оценка дозы единичного потока тепловых
нейтронов дает на поверхности объекта
значение 2,6• 10-2
МэВ/г, или около 4٠10~12
Гр. Каждый медленный нейтрон может
стать в ткани тепловым, поэтому из
сравнения данных видно, что основная
доля поглощенной энергии медленных
нейтронов приходится на вторичное
излучение, возникающее в процессе
захвата тепловых нейтронов.
Распределение
поглощенной энергии между у-излучением
и протонами, образующимися в реакции
на азоте, таково, что доза, обусловленная
у-излучением, примерно в 20 раз больше^
дозы, вызванной протонами.
Быстрые
нейтроны. Основной
процесс, определяющий поглощение
энергии быстрых нейтронов в ткани, —
упругое рассеяние. Почти вся поглощенная
энергия распределяется между ядрами
отдачи водорода (протоны отдачи),
углерода, азота и кислорода. Роль
ядер отдачи других элементов, входящих
в состав ткани, незначительна.
Вклад
в поглощенную энергию нейтронов ядер
отдачи углерода, азота и кислорода
примерно одинаков, на долю протонов,
отдачи приходится 70—80 % всей поглощенной
энергии быстрых нейтронов.
Преимущественная
роль водорода при взаимодействии
быстрых нейтронов с живой тканью
обусловлена следующими факторами:
наибольшее число ядер ткани составляют
протоны; при взаимодействии с ядром
водорода передается максимальная
энергия нейтрона, а сечение рассеяния
на ядрах водорода больше, чем на ядрах
других элементов, входящих в состав
ткани. Это
177٣ 6408—12
позволяет
иногда принимать в расчет только атомы
водорода.
Ядра
отдачи, возникающие при рассеянии
нейтронов, имеют
сравнительно небольшой
пробег, и можно считать, что они
по-
глощаются в месте своего
возникновения. В этом случае погло-
щенная
доза ٥
равна
керме К.
Для моноэнергетических ней-
тронов
Р
= К = <р/2/1،٠،£/, (58.1)
где
<р — плотность потоков нейтронов; ؛—
время
облучения; и» —
концентрация ядер
типа ،
в
ткани; о،
— сечение
рассеяния на
ядрах типа ٤;
—
средняя энергия, передаваемая ядру
типа ،٠
в
■одном
акте рассеяния.
Если
<р означает плотность потока падающих
нейтронов без
учета их многократного
рассеяния в облучаемом объекте, то
дозу,
вычисленную по формуле (58.1), иногда
называют перво-
ударной дозой или
дозой первого столкновения. По
существу
первоударная доза есть доза
узкого коллимированного пучка
нейтронов.
Средний свободный пробег нейтронов в
ткани, облу-
чаемой узким пучком
нейтронов, по оценкам М. И. Шальнова,
в
широком энергетическом диапазоне
(0,1—50 МэВ) может быть
представлен
формулой
,5■2,8£٠=/
где
I
выражено в сантиметрах, а Е—
в мегаэлектрон-вольтах.
Формулы
(58.1) и (58.2) позволяют вывести значение
дозы
узкого пучка нейтронов определенной
энергии на различной
глубине
биологического объекта. Если ٥о—
доза на поверхности
■объекта, то доза
на глубине
٥٢٥оехр
(—х/1). (58.3)
Дозу
на поверхности можно найти по формуле
(58.1), где
суммирование достаточно
распространить только на водород,
углерод,
азот и кислород. На долю последних трех
элементов
приходится не более 10 %
поглощенной энергии, поэтому при-
ближенно
можно положить
2
/г،٥،
Е1
٩=
а
Ер^
п,<зь
где
а
—
коэффициент, близкий к единице, а Ер
— средняя энер-
гия протонов отдачи.
Так как, по определению, средний
пробег
нейтронов в ткани I
= 1 ۶/
؟
/г،٥٠٠
для
нейтр٥нов
энергии Е
2 =
аЕр[1
= аЕ 121. (58.4)
Подставляя
в выражение (58.4) значение I
из формулы (58.2)
и полагая а—1,
по
формуле (58.1) находим дозу на поверх-
ности,
Гр,
ها-0,24٠10=هه
ф/£٥٠5.
(58.5)
178
Формула
(58.-5), предложенная м. и. Шальновым для
грубой оценки дозы первого соударения,
удовлетворяет значениям дозы, вычисленным
непосредственно по формуле (58.1), с
погрешностью 20% для нейт-ронов в интервале
энергий 0,5—5 МэВ.
Учет
многократного рассеяния нейтронов в
биологических объектах усложняет
вычисление дозы. Расчеты методом Монте«
Карло показывают, что для крупных
объектов доза на поверх« ности для
широких нейтронных пучков может в
полтора раза превышать дозу первого
соударения.
Часть
быстрых нейтронов, попадающих в
биологический объ- ект, замедляется до
тепловой скорости, поэтому суммарный
эф- фект воздействия определяется
дозой, обусловленной упругими
взаимодействиями нейтронов с ядрами
ткани, и дозой тепловых нейтронов,
появившихся в результате замедления
быстрых ней« тронов. Относительный
вклад дозы тепловых нейтронов невелик
и уменьшается с увеличением энергии
нейтронов. .Так, для ней« тронов с
энергией 1 МэВ часть обшей дозы,
обусловленная теп- ловыми нейтронами,
составляет 11 %.
Нейтроны
промежуточных энергий. Типичное
взаимодейст« вие нейтронов этого
диапазона энергий —упругое рассеяние.
Воз- никаюшие при этом ядра отдачи,
особенно протоны, способны производить
ионизацию среды. Сушественное значение
имеют так« же реакции захвата замедлившихся
нейтронов. Характерной ОСО« бенностью
взаимодействия нейтронов промежуточных
энергий яв- ляется наличие резонансных
пиков сечения рассеяния на ядрах,
некоторых элементов ткани. Значения
максимальных тканевых доз на единичный
нейтронный поток, вычисленные Снайдером
и Нойфельдом, составляют 5,5٠10-١2
Гр
для нейтронов с энер« гией 5 кэВ, 1٠
10-11
Гр
для нейтронов с энергией 100 кэВ и 2,2٠
10-11
Гр для нейтронов с энергией 500 кэВ.
Формирование
дозы существенно определяется
энергетическим составом нейтронов.
Характер энергетического спектра
нейтро- нов, сформированного в результате
замедления быстрых нейтро« нов в
рассеивающей среде, может быть установлен
на основе следующих представлений.
Пусть я(£)٥£
—число нейтронов в интервале энергий
от £ до £هب£.
в этот энергетический интер« вал
нейтроны попадают в результате замедления
нейтронов с более высокой энергией.
Пусть ي
—скорость
образования ней- тронов с энергией £.
Это есть число нейтронов, замедляющихся
в единицу времени до энергии £. Дальнейшее
замедление ней- тронов приводит к выводу
их из энергетического интеграла dE
в
область более низких энергий.
Следовательно, можно гово« рить о
некотором времени жизни нейтрона dx
в
энергетическом интервале dE
около
энергии £. Тогда
n(E)dE=qdx. (58.6)
Если
нейтрон с энергией £ в результате
взаимодействия со средой теряет в
единицу времени энергию Д£, то
dx==dE!\E. (58.7)
179
12*
Величину
ЛЕ
можно связать со средней потерей
энергии в од- -НОМ столкновении б.
Пусть ن
— скорость
нейтрона, а л, —средний *свободный
пробег, тогда داراً
представляет
число столкновений в единицу времени.
Следовательно, |
(58.8) |
-Подставляя формулу (58.8) в (58.7), получаем |
|
|
(58.9) |
-Подставив
это выражение в (58.6), получим следующую
формулу п٢Е١ Е=١٩^Сй١١Е. Плотность потока ней-тронов с энергиями от Е ٥(£)؟£ равна произведению скорости нейтронов на трацию: |
(58.10) до £ا’£يب их концен- |
؟V Е йЕ=،опкЕ١ Е. Потерю энергии при одном столкновении легко |
(58.11) связать со |
средним
логарифмическим декрементом £ в
предположении, что
последний не
зависит от энергии нейтрона. Это
означает, что
доля потери энергии
нейтрона в процессе замедления предпо- ٠'£؛=6 Из формул (58.10), (58.11) и (58.12) получим выражение для спектра замедлившихся нейтронов: |
(58.12) следующее |
.٤ 7٠، = £/،٠ = £/،(£)-؟ |
(58.13) |
Длина
свободного пробега нейтрона % обратно
пропорциональна замедляющей
способности веществ; обозначив р(Е)
энергетическую зависимость
замедляющей способности, получим
следующее энергетическое
распределение плотности нейтронного
по- <₽(£)-!/₽(£)£. |
(58.14) |
Нейтроны
с таким распределением называются
фермиевскими нейтронами, а спектр вида
(58.14)—спектром Ферми.
Вывод
формулы (58.14) содержит упрощающие
предположения, в частности принято,
что замедляются моноэнергетиче- ские
нейтроны, а ؛
постоянно.
Если предположить еще неза٠
висимость
средней длины пробега от энергии
нейтронов, то по формуле (58.14) плотность
потока в единичном энергетическом
интервале будет обратно пропорциональна
энергии. Реальная картина оказывается
сложней, однако для нейтронов
промежуточных энергий, возникающих
в результате замедления в средах с
преобладанием рассеяния по сравнению
с поглощением, спектр приближенно имеет
вид (58.13). Это позволяет оценить вклад
дозы нейтронов промежуточных энергий
по отношению к дозе быстрых нейтронов.
Доза,
обусловленная нейтронами промежуточных
энергий в энергетическом интервале
Е\—Е2,
определяется следующим со-
180