Измерение плотностей потоков нейтронов и мощностей доз

Основное требование, предъявляемое к дозиметрическим приборам  это возможность по их показаниям оценить эффективную дозу как меру неблагоприятных последствий облучения, которому подвергается персонал, работающий в поле излучения.

Согласно нормам радиационной безопасности НРБ-99, радиологической мерой потенциального ущерба, нанесенного человеку облучением, является эффективная доза Е. Она  функционал, позволяющий привести все возможные случаи неравномерного внешнего и внутреннего облучений тела человека к эквивалентному по ущербу равномерному облучению всего тела: облучению с равными эффективными дозами соответствуют равные ущербы. Формально значение эффективной дозы можно записать в виде

Е = , (2.1)

где D_T,R – поглощенная доза излучения вида R в органе или ткани Т, численно равная отношению энергии первичного и вторичного излучений, переданной органу или ткани, отнесенная к массе этого органа или ткани;

W_R – взвешивающий коэффициент для вида излучения, который характеризует возможность возникновения некоторого усредненного условного стохастического эффекта у человека при воздействии излучений разной природы на стандартного человека при хроническом облучении в области малых доз;

W_T – взвешивающий коэффициент для ткани, учитывающий различную чувствительность разных органов и тканей к появлению и развитию стохастических радиогенных эффектов облучения.

Численные значения коэффициентов W_R и W_T регламентируются нормами НРБ-99; W_R нейтронов устанавливается для пяти энергетических интервалов, а W_T – для двенадцати органов с наибольшей чувствительностью к возникновению радиогенных раковых заболеваний и появлению наследственных генетических эффектов.

Э ффективная доза – нормируемая величина, но она не может быть непосредственно измерена и, следовательно, воспроизведена в виде эталона. Более того, эффективная доза не может быть и персональной дозой конкретного человека. Она может быть получена только расчетным путем имитацией реальных условий облучения, предусматривающей применение фантомов. В результате помещения фантома в исходное радиационное поле это поле деформируется; на деформацию влияют размеры, геометрия и элементный состав фантома.

Моделируя внешнее облучение нейтронами различных энергий стандартного антропоморфного фантома, соответствующего условному среднему человеку, можно определить поглощенные дозы D_T,R для разных органов, входящих в список W_Т, и для различных энергетических интервалов, входящих в определение W_R, а затем получить энергетическую зависимость эффективной дозы от энергии первичных нейтронов в соответствии с выражением (2.1). Очевидно, такая фантомно-зависимая величина будет зависеть от геометрии облучения фантома, т.е. от исходного пространственного распределения флюенса. В НРБ-99 приведены энергетические зависимости эффективной дозы, рассчитанные для изотропного исходного поля нейтронов (ИЗО) и облучения плоскопараллельным потоком в передне-задней геометрии (ПЗ). Это два крайних случая возможного распределения флюенса; реальные условия облучения находятся между ними. Указанные зависимости приведены на рис. 2.1 в диапазоне энергий нейтронов от тепловых до 20 МэВ; заштрихована область реальных условий облучения.

Поскольку измерение нормируемых величин при контроле облучения невозможно, для оценки соответствия условий облучения нормативным требованиям используются операционные величины, однозначно определяемые через физические характеристики поля излучения в некоторой точке, максимально возможно приближенные к нормируемой величине и предназначенные для консервативной оценки этой величины. Международная комиссия по радиологической защите МКРЗ в качестве такой операционной величины для оценки радиационной обстановки рекомендует использовать амбиентный эквивалент дозы Н^*(d). Эквивалентом дозы Н называется величина

, (2.2)

где  функция распределения поглощенной дозы по линейной передаче энергии L в заданной точке;

Q(L) – зависимость коэффициента качества излучения от L, которая может быть задана на основании обобщения экспериментальных данных о вероятностях тех или иных биологических эффектов излучения и для различных эффектов может быть различной;

D – поглощенная доза в заданной точке;

 средний коэффициент качества излучения.

Эквивалент дозы – не физическая величина, как и эффективная доза, он измерен быть не может, поскольку задание зависимости Q(L) – это волевое решение. Но, если эта зависимость уже задана для конкретных условий определенной функцией, то данный эквивалент дозы в выражении (2.2) определяется однозначно через физические величины, что позволяет его рассчитать и не ставить ограничений для инструментальных оценок.

С точки зрения принятия концепции нормирования по эффективной дозе МКРЗ рекомендовала соответствующую зависимость Q(L), которая и была принята в обоснование НРБ-99.

При определении амбиентного эквивалента дозы Н^*(d) поглощенная доза D должна быть определена в точке на глубине d от поверхности в шаровом фантоме МКРЕ. Фантом МКРЕ представляет собой тканеэквивалентный шар диаметром 30 см с плотностью 1 г/см³. Центр шара совмещается с точкой, которой Н^*(d) должен быть приписан. Рассматривается гипотетическое поле излучения, идентичное реальному по составу, флюенсу и энергетическому распределению, но мононаправленное и однородное в пределах сечения шара и падающее на шар со стороны точки детектирования вдоль оси, соединяющей указанную точку и центр шара. Для внешнего облучения любым излучением требуется полагать d = 10 мм. Энергетическая зависимость Н^*(10) для нейтронов от тепловых энергий до 20 МэВ представлена на рис. 2.1. Видно, что в области тепловых энергий Н^*(10) несколько превышает эффективную дозу, далее до энергий нейтронов 50 – 70 кэВ и на участке 2 – 20 МэВ значение Н^*(10) находится в пределах от Е(ИЗО) до Е(ПЗ). В области промежуточных энергий 50 кэВ – 2 МэВ значения Н^*(10) значительно превышают Е(ПЗ), почти вдвое при энергиях в несколько сотен кэВ. Подобные различия вполне закономерны, т.к. обе величины, и Е, и Н^*(10) получены расчетным путем с принудительно принятыми усредненными взвешивающими коэффициентами для Е и зависимостью Q(L) для Н^*(10). Все усреднения проводятся по различным биологическим эффектам на основании ограниченного экспериментального материала и могут быть изменены по мере его накопления. Шаровой фантом МКРЕ моделирует антропоморфный фантом, а тот, в свою очередь, моделирует усредненного человека. Поглощенная доза нейтронов формируется нерассеянными первичными нейтронами, рассеянными нейтронами, а также фотонным излучением, возникающим при взаимодействии нейтронов. Очевидно доза в конкретной точке D не будет совпадать с дозами D_T,R, усредненными по отдельным органам и тканям в различной геометрии облучения. Амбиентный эквивалент дозы – это одна из возможных операционных величин и в настоящее время он рекомендован в качестве фактора сравнения для реальных измерителей дозы; другими словами измеритель мощности амбиентного эквивалента дозы рекомендуется в качестве инспекционного дозиметра. Градуировку измерительных приборов в этом случае необходимо осуществлять в поле мононаправленного равномерного излучения поверочной установки сравнением с показаниями измерителя амбиентного эквивалента дозы.

Показания реального дозиметрического прибора М, предназначенного для контроля нейтронной радиационной обстановки, связаны с распределением флюенса нейтронов по энергии следующим соотношением

М = , (2.3)

где  плотность распределения флюенса падающих на дозиметр нейтронов по энергии нейтронов Е_n;

К(Е_n) – коэффициент чувствительности, переводящий значение флюенса падающих на дозиметр нейтронов с энергией Е_n в показания прибора.

Наиболее просто регистрировать тепловые нейтроны по реакции

¹⁰В + n = ⁷Li +  + Q, где Q  энергия реакции. При этом регистрируются заряженные продукты реакции  -частица и ядро ⁷Li, теряющие большую энергию (несколько МэВ) и имеющие небольшой пробег в чувствительном объеме детектора. Обычно используют газовые детекторы, содержащие газ ВF₃ или покрытые бором поверхности внутри газового промежутка, а также сцинтилляционные детекторы, имеющие бор в составе сцинтиллятора.

Можно окружить небольшой детектор тепловых нейтронов замедляюще–поглощающим веществом, как показано на рис. 2.2, и подобрать размеры, форму и состав таким образом, чтобы показания прибора М были пропорциональны какому-либо эквиваленту эффективной дозы в широком диапазоне энергий первичных нейтронов. Применяемый в данной лабораторной работе дозиметр – радиометр МКС-01 именно так и устроен. Зависимость чувствительности дозиметра МКС-01 от энергии нейтронов в диапазоне энергий 10 кэВ – 10 МэВ приведена на рис. 2.1, из которого видно, что в этом диапазоне энергий показания дозиметра МКС-01 более адекватны эффективной дозе, чем амбиентный эквивалент Н^*(10). При меньших энергиях нейтронов показания МКС-01 резко падают из-за наличия поглотителя тепловых нейтронов – слоя кадмия внутри замедлителя.

П ри энергиях, больших, чем 4 МэВ, начинается резкое уменьшение показаний прибора МКС-01 и при 10 МэВ показания становятся меньше, чем Е(ИЗО). Подобное уменьшение показаний связано с небольшими размерами замедлителя.

Способ измерений, реализованный в дозиметре МКС-01, основан на моделировании энергетической зависимости коэффициента K(Е_n) в формуле (2.3), и ограничения энергетического диапазона (10 кэВ - 10 МэВ) вполне естественны. Реальная доза нейтронов в организме человека формируется протонами, тяжелыми ядрами отдачи, продуктами ядерных реакций с выходом заряженных частиц и фотонами радиационного захвата. Применение детектора, регистрирующего только тепловые нейтроны, очевидно, не может быть полностью адекватно всем указанным процессам.

Если в формуле (2.3) разделить пределы интегрирования на р отдельных интервалов, т.е. записать

М = , (2.4)

где i - номер интервала,  среднее значение коэффициента, переводящего значение флюенса нейтронов в i-м энергетическом интервале в оценку эффективной дозы, обусловленной этими нейтронами, то, измерив значения Ф_i, можно получить оценку эффективной дозы.

Общий вид зависимости K(E_n) для двух геометрий формирования флюенса (ИЗО и ПЗ) был представлен на рис. 2.1. Конкретные значения K(E_n) приведены в табл. 2.1. (в соответствии с НРБ-99) для диапазона энергий от тепловых нейтронов до 20 МэВ.

Таблица 2.1

Значения эффективной дозы в изотропной E (ИЗО), плоскопараллельной геометрии Е (ПЗ) и амбиентного эквивалента дозы Н*(10), отнормированные на единичный флюенс нейтронов, а также отношение эквивалента дозы Н, измеренного МКС к значению Е(ПЗ) и отношения Н*(10) к Е(ПЗ) для различных энергий нейтронов Е_n

Еn, МэВ	К (ИЗО), 10-12 Звсм2	К (ПЗ), 10-12 Звсм2	Н*(10), 10-12 Звсм2	Н(МКС)/E(ПЗ)	Н*(10)/Е(ПЗ)
тепл.	3,30	7,60	10,6	-	1,39
10-6	5,63	13,8	13,3	-	0,96
10-4	6,45	14,6	9,40	-	0,64
10-3	6,04	14,2	7,90	-	0,56
10-2	7,70	18,3	10,5	1,10	0,57
510-2	17,3	38,5	36,0	1,00	0,94
10-1	27,2	59,8	88	0,95	1,47
510-1	75,0	188	322	1,00	1,71
1,0	116	282	416	1,25	1,48
3,0	220	432	412	1,22	0,95
5,0	272	474	405	0,91	0,85
10,0	309	499	440	0,55	0,88
20,0	343	480	560	-	1,17

Дозиметр - радиометр МКС-01 позволяет реализовать подобную оценку эффективной дозы в упрощенном виде. Если удалить внешний замедлитель (рис. 2.2), то прибор превращается в измеритель плотности потока быстрых и промежуточных нейтронов, а если оставить только сцинтилляционный детектор, то прибор будет регистрировать тепловые нейтроны. Энергетический диапазон в режиме измерителя потоков быстрых и промежуточных нейтронов составляет для МКС-01 от 1 кэВ до 14 МэВ, при этом значения переводного коэффициента К(Е) в формуле (2.4) изменяются для геометрии ПЗ от 14 до 500 (табл. 2.1). Очевидно, усреднение по такому широкому диапазону энергий будет слишком грубым. Однако, если воспользоваться формой спектра источника быстрых нейтронов и проинтегрировать выражение (2.4) по более мелким участкам спектра, можно получить приемлемое значение М в качестве оценки значения эффективной дозы. Спектр нейтронов деления источника ²⁵²Cf имеет максвелловский вид:

, (2.5)

г де Т  температура спектра (1,43 МэВ для ²⁵²Cf и 1,29 МэВ для ²³⁵U). Экспериментально полученные спектры нейтронов, образующихся при делении ²³⁵U и ²³⁹Pu медленными нейтронами изображены на рис. 2.3. Средние по диапазонам энергии нейтронов для спектра деления ²⁵²Cf представлены в табл. 2.2. Исходя из этих значений, можно выбрать из табл. 2.1 соответствующие коэффициенты К_i и значения n_i, позволяющие вычислить М по формуле (2.4) в качестве оценки эффективной дозы.

Просуммировав показания детекторов МКС-01 с взвешивающими коэффициентами n_i из табл. 2.2 и соответствующими энергиям значениями дозовых коэффициентов K_i из табл. 2.1, по формуле (2.4) получаем оценку эффективной дозы.

Таблица 2.2

Средние энергии и долевые вклады n_i в флюенс нейтронов спектра деления ²⁵²Cf

Диапазон		ni	Измеритель МКС-01
Тепловые	0,025 эВ	1	Тепловые нейтроны
1 - 10 кэВ	7 кэВ	~ 0	Быстрые и промежуточные нейтроны
10 - 100 кэВ	50 кэВ	0,014
100 кэВ - 2 МэВ	1 МэВ	0,562
2 МэВ - 4 МэВ	3 МэВ	0,291
> 4 МэВ	5,1 МэВ	0,133