- •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 ,
Локально
переданная энергия в пределах расстояний,
соизмеримых с размерами диспергированных
капель, определяется ЛПЭ заряженных
частиц. Следовательно, порог срабатывания
детектора зависит от линейной
передачи энергии, т. е. существует такое
значение ЛПЭ, ниже которого детектор
оказывается нечувствительным к
ионизирующему излучению.
При
облучении быстрыми нейтронами в твердом
полимере возникают протоны, которые и
являются действующими на диспергированные
капли частицами. Число визуально
наблюдаемых пузырьков является мерой
дозы нейтронного излучения. Детектор
практически нечувствителен к фотонному
излучению, так как возникающие при
взаимодействии фотонов с полимером
электроны имеют ЛПЭ ниже порогового
значения.
В
экспериментальных условиях хорошо
зарекомендовал себя твердотельный
пузырьковый детектор на основе
полиакриламида с рабочим газом
фреоном-12. Диапазон измеряемых доз
нейтронов детектором, содержащим 2
см3
полимера, зависит от технологии его
приготовления и находится в пределах
от 10_3
мЗв до 10-2
Зв (0,1 мбэр—1 бэр). При эквивалентной
дозе 0,01 мЗв нейтронного излучения
Ри—Ве-источника в детекторе возникают
от 1 до 3 хорошо видимых пузырьков.
Энергетическая зависимость
чувствительности детектора приблизительно
соответствует зависимости от энергии
эквивалентной дозы для нейтронов с
энергией выше 200 кэВ. Детектор чувствителен
также к тепловым нейтронам.
Удовлетворительные
дозиметрические характеристики, неболь٦
шие
размеры, высокая чувствительность,
которой возможно управлять, наличие
порога чувствительности по ЛПЭ,
возможность многократного использования
— качества, которые делают дозиметр
на основе твердотельного полимерного
пузырькового детектора перспективным
для индивидуальной дозиметрии в полях
нейтронного излучения. В СССР первые
исследования и разработка твердотельного
пузырькового дозиметрического детектора
были выполнены группой сотрудников
ИАЭ им. И. В. Курчатова под руководством
Н. С. Смирновой.
Применение
фотопленок. Для
дозиметрии тепловых нейтронов при
наличии ؟-излучения
можно применять обычные фотопленки,
которые используют в дозиметрии
؟-излучений.
Они сами по себе практически нечувствительны
к нейтронам. В методе, разработанном
И. Б. Кеирим-Маркусом, используются
люминесцирую- щие экраны из 2п5(А§),
содержащие бор. Ядра лития и а-ча٠
стицы,
возникающие в результате захвата
тепловых нейтронов, вызывают свечение
люминофора, которое действует на
фотопленку. Фотопленку помещают в
кассету с фильтрами, компенсирующими
ЭЗЧ для ؟-излучения.
Часть пленки прикрыта лю? минесцирующим
экраном. После облучения кассеты
؟-квантами
207§ 65. Другие методы дозиметрии нейтронов
и
тепловыми нейтронами измеряют оптическую
плотность вне люминесцирующего экрана
и под -экраном. Предварительно строят
градуировочную кривую зависимости
оптической плотно- сти пленки, 'в
фотодозиметре от - излучения (без
люминофора). Оптическая плотность Sa
соответствует
дозе )-излучения Dп,
ко- торую находят непосредственно по
градуировочной кривой, так как нейтроны
не создают добавочного почернения на
этом участ- ке пленки. Почернение
обусловлено непосредственным действием
-излучения и светом люминофора, в свою
очередь люминофор высвечивается под
действием как нейтронов, так и - излучения.
При отсутствии нейтронов почернение
под люминофором дало бы по градуировочной
кривой значение дозы rDn,
где
г
— коэффи- циент, характеризующий
усиливающее действие люминофора.
Пусть
وه
—доза
излучения, найденная по градуировочной
Кри- вой для оптической плотности Sa
при
одновременном действии -излучения и
тепловых нейтронов.- Тогда разность
Da—rDn
равна
дозе )-излучения, которая создает такую
же оптическую плотность участка пленки,
не покрытого люминофором, как по-
чернение под люминофором под действием
данного нейтронного потока. Если #
—эквивалентная доза тепловых нейтронов,
то
H=(Da—rDn)/h, (65.1)
где
Л —чувствительность пленки с
люминесцирующим экраном к тепловым
нейтронам.
Этот
метод позволяет регистрировать
эквивалентную дозу теп- ловых нейтронов
2٠
10- 3-10-3
Зв. Погрешность измерения до-
зы
—несколько десятков процентов.
Эффект
замедления. Если
на парафиновый блок перпендику- ляр'но
его поверхности направить поток
нейтронов, создающий единичную
эквивалентную дозу, можно указать такую
глубину (примерно 15 см) внутри блока,
где концентрация тепловых ней( тронов
будет постоянной, практически не
зависящей от энергии падающих нейтронов.
Качественно это можно понять из рас*
смотрения рис. 59, на котором показано
изменение концентрации тепловых
нейтронов с увеличением глубины для
падающих ней- тронов различной энергии,
создающих дозу 10-2 Зв (1 бэр).
Тепловые
нейтроны образуются в результате
замедления па- дающих на поглотитель
нейтронов, и их концентрация вначале
возрастает, достигает максимума, а
затем непрерывно убывает. Начиная с
максимального значения концентрация
тепловых ней- тронов изменяется в
соответствии с изменением потока замед-
ляющихся нейтронов. Чем выше энергия
падающих нейтронов, тем меньше изменяется
концентрация тепловых нейтронов с
изменением глубины: иначе говоря, с
повышением энергии па- дающих 'нейтронов
уменьшается крутизна спада концентрации
тепловых нейтронов по глубине (после
максимального значения). В то же время
с повышением энергии падающих нейтронов
поток нейтронов, создающий единичную
эквивалентную дозу, умень-. шается. Это
и приводит к тому, что на некоторой
глубине кон- 208
Рис.
59. Изменение концентрации тепловых
нейтронов
с увеличением глубины парафиново-
го
поглотителя
центрация
тепловых нейтронов про-
порциональна
эквивалентной дозе па-
дающих нейтронов.
Указанное
обстоятельство позволи-
ло построить
дозиметры, использую-
щие эффект
замедления в водородсо-
держащей
среде. Подобный дозиметр
состоит из
двух основных частей: за-
медляющего
блока и детектора тепло-
вых нейтронов.
К детектору
тепловых
нейтронов никаких
специфических
требований не
предъявляется. В каче-
стве детектора
можно использовать
борный счетчик,
сцинтилляционный
счетчик, активационные
фольги, фо-
Глубина
поглотителя,
см
топленки
и т. п. Форма и размеры замедляющего
блока должны
обеспечивать наличие
такой области внутри блока, в которой
концентрация
тепловых нейтронов была бы пропорциональна
эк،
Бивалентной
дозе падающих нейтронов; в эту область
и поме،
щают
детектор тепловых нейтронов. Наибольшее
распространение،'
получили
сферические замедлители, в центре
которых располо،
жен
детектор тепловых нейтронов. Приборы,
работающие на
этом принципе, обеспечивают
удовлетворительное измерение
эк،
Бивалентной
дозы нейтронов в шир٠оком
энергетическом диапа-
зоне,
перекрывающем спектр деления.
Используемые
в мировой практике нейтронные дозиметры
с
замедлителями условно можно подразделить
на два типа: без?
внутреннего поглотителя
и с внутренним поглотителем.
Наиболее
распространены приборы
второго типа. В качестве замедлителя
часто
применяют полиэтилен или парафин.
Распространены так،
же
многосферные дозиметры, у которых с
одним и тем же де،
тектором
тепловых нейтронов используются
различные сфериче-
ские замедлители,
а также многодетекторные приборы, у
которых,
несколько детекторов
расположено в пределах одного сферическо-
го
замедлителя.
Недостатком
детекторов с замедлителями является
громоздкость, затрудняющая их
применение в переносных приборах.
Измерение
дозы нейтронов индивидуальными
гамма-дозимет،
рами.
Обычные
конденсаторные камеры индивидуального
дозимет،
рического
контроля типа ДК-0,2 позволяют измерять
дозу быст،
рых
нейтронов. Специальные исследования
показали, что флюенс 6,5٠106
нейтр./см2
от источника соответствует 25 мР по
шкале дозиметра ДК٠0,2.
Разброс в показаниях составляет менее
±10%. Эти дозиметры были использованы и
для измерения нейтронной дозы на
циклотроне с бериллиевой мишенью,
бомбардируемой
14—6408
20Ф
дейтронами
8—13 МэВ. Применение подобных дозиметров
для нейтронных измерений ограничено
их большой чувствительностью к*
у-излучению. Дозиметры индивидуального
люминесцентного контроля с вспышечным
фосфором (ИЛК) при наличии специального
кадмиевого фильтра могут измерять
смешанную дозу ۴излучения
и тепловых нейтронов в единицах
эквивалентной дозы. Кадмий захватывает
тепловые нейтроны, а возникающее при
этом ،у-излучение
регистрируется фосфором.
Альбедо-дозиметры.
Для
целей индивидуальной дозиметрии
нейтронов могут быть использованы
замедляющие и рассеивающие свойства
тела человека. В силу этих свойств около
тела, находящегося в нейтронном поле,
формируется поле обратно рассеянного
излучения. Обозначим Фп
флюенс падающих нейтронов, а Фе —
флюенс частиц обратно рассеянного
излучения. При этом под обратно рассеянным
мы понимаем любое излучение, выходящее
из тела в результате взаимодействия с
ним первично падающих нейтронов.
Отношение Ф،؛
к
Фп
даст величину альбедо р:
р=Ф٧Фп٠
Принцип
метода состоит в том, что оценка
эквивалентной дозы падающих нейтронов
Н
производится по показанию детектора,
реагирующего на обратно рассеянное
излучение. Дозиметры, основанные на
этом принципе, получили название
альбедо-дозиметров.
Пусть
п5
—
показания детектора в поле обратно
рассеянного излучения. Тогда
(65.2)
где е— чувствительность детектора к
рассеянному излучению. Эквивалентная
доза падающих нейтронов связана с их
флюенсом соотношением
Я=£Ф„, (65.3)
где
& зависит от энергии так, как представлено
на рис. 55. Ком-
бинируя формулы (65.2) —
(65.3), получаем следующую формулу
для
чувствительности детектора по отношению
к определяемой
эквивалентной дозе:
п^Н-ь^/к.
(65.4)
Практически
таким дозиметром можно пользоваться,
если чувствительность п5/Н
не зависит или мало зависит от энергии
падающих нейтронов. В общем случае все
величины в правой части формулы (65.4)
зависят от энергии первичных нейтронов.
В частном случае, если детектор сильно
избирателен к какому-то одному виду
излучения, величина е может не зависеть
от энергии падающих нейтронов. Такая
ситуация реализуется, например, для
детектора тепловых нейтронов. Если в
качестве обратно рассеянного излучения
иметь в виду тепловые нейтроны, то р
оказывается убывающей функцией энергии
падающих нейтронов. 210
Это
приводит к тому, что отношение (3/& в
формуле (65.4) слаба зависит от энергии
нейтронов в некотором энергетическом
диа- пазоне. Практичными детекторами
для этих целей оказались некоторые
виды ядерных фотоэмульсий. Возможно
применение и других детекторов тепловых
нейтронов.
Предложены
различные варианты практического
применения альбедного принципа
дозиметрии. Возможности управления
характеристиками дозиметра
расширяются, если использовать такое
обратно рассеянное излучение, для
которого чувствительность е зависит
от энергии первичных нейтронов.
В
заключение этой главы обратим внимание
на следующее обстоятельство, связанное
с дозиметрией нейтронов при аварийной
ситуации. Обычно в этих случаях имеют
в виду импульсное облучение в течение
сравнительно короткого промежутка
времени. Относительная биологическая
эффективность (ОБЭ) нейтронов при
кратковременном облучении в большой
дозе оказывается другой по сравнению
с ОБЭ при непрерывном облучении в
течение длительного времени. Это вносит
коррективы и в коэффициент качества,
который на современном уровне знаний
не может быть надежно рекомендован для
любых аварийных ситуаций. Поэтому
целесообразно характеризовать аварийное
облучение поглощенной дозой, ее
распределением по телу, а также
составом и энергией излучения.
ДОЗИМЕТРИЯ ВЫСОКОИНТЕНСИВНОГО ИЗЛУЧЕНИЯ