Романцов В.П., Романцова И.В., Ткаченко В.В. Сборник лабораторных работ по Дозиметрии и защите от ионизирующего излучени

сцинтилляторе enZ ,m 11.

enB ,m

На рисунке 1.2 представлены зависимости отношения массо-

Z

вых коэффициентов передачи энергии en,m для веществ с раз-

enB ,m

личными эффективными атомными номерами: Z > ZВ и Z < ZВ (Z В – эффективный атомный номер воздуха). Существующие сцинтилляторы имеют эффективный атомный номер либо меньше, чем у воздуха (органические), либо значительно больше (неорганические), поэтому практически все сцинтилляторы обладают существенным ходом с жесткостью.

Удачный способ компенсации хода с жесткостью заключается в использовании комбинированного сцинтиллятора, в котором неорганический сцинтиллятор в мелкодисперсном виде внедрен в органический. Примером могут служить дозиметры ДРГ3-01, -02, -03, имеющие ход с жесткостью 10 15 % в области энергий от 30 кэВ до 3 МэВ. Такой результат получен применением сцинтиллирующей пластмассы с добавлением в нее 0,4 % ZnS(Аg).

Для воздухоэквивалентного сцинтиллятора, размеры которого не позволяют пренебречь ослаблением первичного -излучения ( zh 1), зависимость от энергии будет определяться множителем

1 e Z h

Z h

. Линейный коэффициент ослабления z достаточно силь-

но зависит от энергии -квантов (см. рис. 5.2); в большом диапазоне энергий, рассматриваемых в практической дозиметрии,12 коэффициент ослабления z с увеличением энергии уменьшается. Отсюда видно, что при увеличении от нуля до бесконечности

12 Энергия -квантов, испускаемых радионуклидными источниками, не превышает 3 МэВ.

41

Рис. 1.2. Энергетическая зависимость чувствительности детектора: Z – эффективный атомный номер детектора, ZВ – эффективный атомный номер воздуха,

enZ ,m и enB ,m массовые коэффициенты поглощения энергии для сцинтиллятора

ивоздуха соответственно (ZВ = 7,36 по комптоновскому рассеянию)

Для тонкого сцинтиллятора ( zh << 1) энергетическая зависимость будет отсутствовать, если сцинтиллятор воздухоэквивален-

тен по эффективному атомному номеру, т.е. при Z = ZВ ( emZ emB )

будет ia = const.

D

МЕТОДИКА ЭКСПЕРИМЕНТА

Целью настоящей работы является градуировка сцинтилляционного дозиметра, измерение с его помощью мощности экспозиционной дозы -излучения и оценка мощности эффективной дозы.

Методика градуировки и поверки дозиметров -излучения по

42

6необходимо размещать вне пучка -квантов.

Вкачестве образцового излучателя в работе используется 137Сs, в паспорте которого указана активность А0 (мКи или Бк). Чтобы вычислить активность источника А на момент измерений, необходимо воспользоваться законом радиоактивного распада (формула (5)).

При градуировке приборов образцовый источник следует размещать на достаточно большом расстоянии от детектора. В

этом случае мощность экспозиционной дозы -излучения X в месте расположения детектора будет определяться формулой

(30).

Измерение мощности экспозиционной дозы проводится дозиметром типа ДРГ3 со сцинтилляционным детектором. Диапазон измерения мощности дозы дозиметром ДРГ3-01 составляет 0,1 100 мкР/с для энергии -излучения в диапазоне 15 1250 кэВ, погрешность не превышает 15 % на всех поддиапазонах.

43

ПОРЯДОК ВЫПОЛНЕНИЯ РАБОТЫ

Измерение экспозиционной дозы на различных поддиапазонах прибора ДРГ3

1. Установить детектор в поле излучения на расстоянии 75 см от источника (расстояние фиксировать по флажку на держателе детектора).

2. Установить прибор на ноль:

а) закрыть световой затвор детектора, для чего повернуть крышку торца детектора в направлении, указанном треугольной стрелкой (вправо до упора);

б) переключатель диапазонов «100 – 30 – 10 – 3 – 1» установить в положение «Уст. нуля»;

в) рукояткой потенциометра «Уст. нуля» установить стрелку измерительного прибора на ноль шкалы.

3. Поставить переключатель диапазонов на «100» и открыть световой затвор детектора, записать показания прибора (мощность экспозиционной дозы) в табл. 1.2.

Таблица 1.2 Измеренные X и рассчитанные X P значения мощности экспозицион-

ной дозы на расстоянии r от точечного образцового источника-излучения

4.Передвинуть детектор на следующую метку на градуировочной линейке. Провести измерение и записать в табл. 1.2. Проводить измерения по шкале «100» до тех пор, пока показания прибора не достигнут минимального значения шкалы.

5.Установить прибор на «ноль» (п.2).

44

6.Поставить переключатель диапазонов на «30».

7.Найти по измеренным значениям мощности экспозицион-

ной дозы X расстояние, на котором мощность дозы не превышает 30 мкР/с и установить детектор на этом расстоянии.

8. Далее повторить измерения, аналогичные пп. 3 – 8.

При проведении измерений необходимо следить за тем, чтобы кольцо светового затвора всегда доходило до упора. Неполное закрывание (при компенсации темнового тока) и открывание (при измерениях) затвора приведут к искажению результатов измерения.

9. Найти расстояние, с которого выполняется закон обратных квадратов. Это значит, что, начиная с некоторого расстояния, мощность дозы, создаваемая источником, должна уменьшаться обратно пропорционально квадрату расстояния от источника, т.е. при увеличении расстояния в 2 (или 3) раза мощность дозы уменьшается соответственно в 4 (или 9) раза.

ОБРАБОТКА РЕЗУЛЬТАТОВ

Градуировка ДРГ3. Вычислить активность А(t) источника 137Cs на момент измерений по формуле (5), где А0 – активность источника на момент аттестации; t – время, прошедшее от момента аттестации (по паспорту) до момента измерения; Т1/2 – период полураспада источника (для 137Cs Т1/2 = 30 лет).

Предполагая источник точечным изотропным, рассчитать величину мощности экспозиционной дозы X P по формуле (30) от

образцового источника заданной активности А для тех же расстояний r, на которых проводились измерения. Ионизационная

ния записать в табл. 1.2. Размерность измеренных и рассчитанных величин должна быть одинаковой!

Построить для каждого поддиапазона график зависимости показаний прибора X от расчетной мощности экспозиционной дозы -излучения X p в одинаковом масштабе по осям ординат и абсцисс. Определить градуировочную зависимость прибора как

45

k = tg , где угол наклона прямой. Точки в конце или начале шкалы могут не лежать на прямой – это обусловлено тем, что показания прибора, составляющие менее 20 % от максимального значения шкалы, недостоверны (тогда эти точки не учитываются при проведении прямой). Полученные значения k записать в табл. 1.2.

Расчет мощности эффективной дозы E(ПЗ) на заданном

расстоянии r от источника гамма-излучения с известной активностью А при плоско-параллельном падении излучения на детектор. Предполагая источник 137Cs точечным и изотроп-

ным, по формуле (10) рассчитать плотность потока -квантов на расстоянии r = 75 см от источника. Для 137Cs квантовый вы-

ход составляет = 0,85, активность А(t) источника должна быть рассчитана на момент измерений. Если активность дана в мКи, ее следует перевести в Бк (1 Ки = 3,7 1010 Бк).

Найти из табл. 4 значение мощности эффективной дозыЕ(ПЗ), вычисленное для единичной плотности потока в пе- редне-задней геометрии для энергии -квантов = 0,662 МэВ. Использовать для этого метод линейной интерполяции13.

Значение мощности эффективной дозы, имеющей в точке плотность потока (падающего параллельным пучком на облу-

чаемый объект спереди), будет равно E (ПЗ, = 0,662 МэВ, ) = = Е(ПЗ, = 0,662 МэВ, = 1 см-2 с-1).

Оценка мощности эффективной дозы по измеренным значениям мощности экспозиционной дозы. Для энергии

0,662 МэВ по данным табл. 4 методом линейной интерполяции

X

найти отношение . Разделить измеренное значение мощ-

E(ПЗ)

ности экспозиционной дозы X на расстоянии r = 75 см от источника на вычисленное методом линейной интерполяции от-

13 Интерполяция – любой способ, с помощью которого по таблице, содержащей некоторые числовые данные, можно найти промежуточные результаты, которые непосредственно не даны в таблице. С достаточной для прикладных исследований точностью можно использовать линейную интерполяцию.

46

фективной дозы E по измеренному значению мощности экспозиционной дозы X .

Сравнить значение мощности эффективной дозы, полученное расчетным способом E (ПЗ, = 0,662 МэВ, ), с оценкой E (ПЗ)

по измеренному значению мощности экспозиционной дозы X . Обратить внимание на то, чтобы сравниваемые величины имели одинаковую размерность.

КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ

1.Радиометрические величины, применяемые в дозиметрии, радиационной защите и безопасности, характеризующие

-источник ионизирующего излучения;

-поле ионизирующего излучения.

2.Базовые дозиметрические величины:

-линейный и массовый коэффициенты передачи энергии;

-линейный и массовый коэффициенты поглощения энергии;

-керма;

-экспозиционная доза;

-поглощенная доза.

3. Нормируемые дозиметрические величины в современной системе дозиметрического контроля (для населения и персонала):

-эквивалентная доза в органе или ткани;

-эффективная доза.

4.Биологическое действие излучения:

-стохастические и детерминированные эффекты излучения;

-относительная биологическая эффективность;

-радиационные и тканевые взвешивающие коэффициенты.

5.Расчет мощности экспозиционной дозы X на расстоянии r от данного источника с известной активностью A.

6.Расчет мощности эффективной дозы Е в заданной геометрии (ПЗ или ИЗО) на заданном расстоянии r от источника с известной активностью A.

7.Принцип сцинтилляционного метода. Характеристики сцинтилляторов. Устройство фотоэлектронного умножителя.

47

8. Токовый режим работы дозиметра. Чувствительность дозиметра в токовом режиме. «Ход с жесткостью» сцинтилляционных дозиметров и его компенсация.

ЛИТЕРАТУРА

1.Иванов В.И. Курс дозиметрии. М.: Энергоатомиздат, 1988.

2.Голубев Б.П. Дозиметрия и защита от ионизирующих излуче-

ний. М.: Энергоатомиздат, 1986.

3.Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П. Радиационная безопасность персонала атомных станций. Москва-Обнинск,

2003.

4.Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П. и др. Основы ра-

диационного контроля на АЭС. Москва-Обнинск, 2008.

РАБОТА № 2. ОПРЕДЕЛЕНИЕ МОЩНОСТИ ЭФФЕКТИВНОЙ ДОЗЫ, ЭКВИВАЛЕНТА ДОЗЫ И СЕЧЕНИЯ ВЫВЕДЕНИЯ НЕЙТРОНОВ

СПЕКТРЫ НЕЙТРОНОВ ДЕЛЕНИЯ РАБОТАЮЩЕГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И ИСТОЧНИКА, ПРИГОТОВЛЕННОГО НА ОСНОВЕ 252Cf

Одним из факторов радиационной опасности работающего ядерного реактора являются интенсивные потоки нейтронов деления, которые излучает активная зона. Спектр нейтронов деления ядерного реактора простирается примерно от 10 эВ до 20 МэВ. Экспериментально полученные спектры нейтронов, образующихся при делении 235U и 239Pu медленными нейтронами, изображены на рис. 2.1. Одна из наиболее простых формул, описывающих спектр нейтронов деления, выглядит следующим образом:

где n – энергия нейтронов, МэВ; N( n) – число нейтронов с энергией n, приходящееся на 1 МэВ и нормированное на один нейтрон на одно деление.

Эта формула описывает спектр нейтронов деления до ~ 9 МэВ с погрешностью ~ 10 %, коэффициенты и для 235U (и

48

239Pu) равны 0,770 и 0,776 соответственно. Наиболее вероятное значение энергии нейтронов составляет 0,75 МэВ при средней энергии около 2 МэВ.

Очень полезными при проведении различных методических и калибровочных работ являются источники нейтронов спонтанного деления трансурановых элементов, таких как кюрий (Cm) и калифорний (Cf). Особенно удобными являются источники, приготовленные на основе радионуклида 252Cf . Так, энергетический спектр нейтронов спонтанного деления 252Cf близок к спектру нейтронов деления 235U и 239Pu медленными нейтронами; он достаточно хорошо описывается зависимостью (2.1) с коэффициентами = 0,66 и = 0,669. 252Cf обладает очень большим удельным выходом нейтронов (около 2,5 1010 нейтр./с на 1 мг радионуклида), что позволяет изготавливать небольшие источники, имитирующие спектр нейтронов деления.

Рис. 2.1. Спектр нейтронов деления 235U ( ) и 239Pu ( ) медленными нейтронами

49

Разбив спектр нейтронов деления на n энергетических групп и воспользовавшись формулой (2.1), можно рассчитать число нейтронов в отдельной заданной энергетической группе – это необходимо для решения ряда прикладных и теоретических задач. Для примера в табл. 2.1 приведены долевые вклады i нейтронов различных энергетических групп в спектр нейтронов деления 252Cf и представлены средние энергии i каждого энер-

гетического промежутка.

ПРЕОБРАЗОВАНИЕ ЭНЕРГИИ НЕЙТРОНОВ В ВЕЩЕСТВЕ

Процессы взаимодействия нейтронов с веществом определяются как энергией нейтронов, так и атомным составом и состоянием среды. Строгой классификации нейтронов по их энергии не существует. Так, в экспериментальной физике нейтроны делят на группы, определяющие тот или иной метод регистрации: тепловые, надкадмиевые (для отсекания нейтронов определенной энергии), резонансные (для выделения нейтронов определенной энергии), быстрые (регистрация по протонам отдачи). В дозиметрии нейтроны делятся по радиобиологическому эффекту, возникающему при взаимодействии нейтронов различных энергетических групп с биологической тканью. Сравнительная мера ущерба, причиненного организму человека при облучении нейтронами разных энергетических групп, определяется радиационными взвешивающими коэффициентами wR. В таблице 2 представлены используемые для целей дозиметрии диапазоны

50