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

Таблица 2.3 Плотность потока тепловых нейтронов т, быстрых и промежуточ-

Определение сечения выведения нейтронов

по мощности эквивалента дозы Н .

Использовать прибор МКС-01 с двумя сферическими замедлителями, внутренним и внешним.

1. Установить несколько пластин из оргстекла (суммарная толщина 10 15 см) и вплотную к ним датчик прибора МКС01. Измерить мощность эквивалента дозы нейтронов Н 0 . Измерения проводить в течение 10 с, измеряя каждую точку 10 раз.

Данные заносить в табл. 2.4. Найти среднее значение H 0 .

2. Последовательно устанавливая пластины из железа (i = 1, .

. . , 8) перед оргстеклом со стороны источника (см. рис. 2.8), провести измерение мощностей эквивалента доз нейтронов H i .

71

Определение сечения выведения нейтронов

по плотности потока тепловых нейтронов т.

Установить детектор тепловых нейтронов (снять внешний и внутренний замедлители). Пункты 1, 2 повторить, измеряя плотности потока тепловых нейтронов т,i. Данные заносить в табл.

2.4. Найти средние значения для каждой толщины железной защиты.

ОБРАБОТКА РЕЗУЛЬТАТОВ

Определение мощности эффективной дозы

1. По результатам измерения плотностей потоков тепловыхт , быстрых и промежуточных нейтронов б+п рассчитать мощ-

ность эффективной дозы E по каждой группе нейтронов. Коэффициент перевода плотности потока в эффективную дозу, или дозовые коэффициенты ( n ) представлены в табл. 2.2. Вклад i

нейтронов i-го энергетического промежутка в общий спектр нейтронов деления 252Cf и средняя энергия ni i-го промежутка

представлены в табл. 2.1. Тогда мощность эффективной дозы будет равна

72

i 1

Результаты занести в табл. 2.3.

2. Найти суммарную мощность эффективной дозы ( E = Eт + Eб п ) и сравнить полученное значение с измеренной мощно-

стью эквивалента дозы Н .

Сравниваемые величины должны иметь одинаковую размерность!

Определение сечения выведения по мощности эквивалента дозы

3. По данным табл. 2.4 найти логарифм отношения мощности

симости от толщины t защиты из железа (толщина одной пластины железа d = 0,74 см, t = d i, i – число пластин).

5. Считая зависимость ln H0 Hi от толщины железа линей-

константы, t – толщина железной защиты. Коэффициент, определяющий наклон полученной прямой, и есть сечение выведения.

Определение сечения выведения по плотности потока тепловых нейтронов.

6. По данным табл. 2.4 найти логарифм отношения плотности потока тепловых нейтронов для защиты из оргстекла т,0 к

плотности потока тепловых нейтронов для защиты оргстекло-

7. Полученные данные ln T,0 T, i нанести на график в зави-

симости от толщины t защиты из железа.

8. Считая зависимость ln T,0 T, i от толщины железа линейной, методом наименьших квадратов найти наклон прямой ln T,0 T, i выв t b , где выв, b и t – те же, что и в п.5.

9. Сравнить полученные сечения выведения с табличным макроскопическим сечением выведения для железа (0,163 см-1 ).

КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ

1.Процессы взаимодействия нейтронов с веществом: упругое

инеупругое рассеяния, радиационный захват, расщепление с вылетом заряженных частиц, деление.

2.Формирование поглощенной дозы нейтронов в биологической ткани. Состав биологической ткани.

3.Формирование эквивалентной дозы нейтронов в ткани. Относительная биологическая эффективность. Радиационный взвешивающий коэффициент. Классификация нейтронов по энергии в зависимости от производимого радиобиологического эффекта.

4.Эффективная доза нейтронов. Тканевые взвешивающие коэффициенты.

5.Оценка мощности эффективной дозы нейтронов по измеренным плотностям потоков нейтронов различных энергетических групп.

6.Эквивалент дозы нейтронов. Оценка мощности эффективной дозы нейтронов по показаниям универсального прибора МКС-01.

7.Принцип действия и устройство универсального прибора МКС-01. Сцинтилляционный метод измерения плотности потока тепловых нейтронов.

8.Концепция сечения выведения. Определение сечения выведения

- по мощности эквивалента дозы быстрых нейтронов; - по плотности потока тепловых нейтронов.

74

ЛИТЕРАТУРА

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

2.Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующих излучений. Справочник – М.: Энергоатомиздат, 1995.

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 радиационного контроля на АЭС. – Москва-Обнинск: 2008.

5.Шальнов М.И. Тканевая доза нейтронов – М.: Атомиздат,

1960.

РАБОТА №3. ТЕРМОЛЮМИНЕСЦЕНТНЫЙ МЕТОД ИНДИВИДУАЛЬНОГО ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ ВНЕШНЕГО ОБЛУЧЕНИЯ

ИНДИВИДУАЛЬНЫЙ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ ВНЕШНЕГО ОБЛУЧЕНИЯ

Индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК) внешнего облучения является неотъемлемой частью системы обеспечения радиационной безопасности, направленной на охрану здоровья людей от воздействия ионизирующего излучения.

Согласно международной практике, в отечественных нормах радиационной безопасности (НРБ-99/2009) сформулированы цели и задачи обеспечения радиационной безопасности персонала при работе в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения (контролируемые условия) и при радиационной аварии (выход источника излучения из-под контроля).

Цель индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения в нормальных (контролируемых) условиях заключает-

ся в достоверном определении

индивидуальных эквивалентных доз облучения отдельных органов и тканей;

индивидуальных эффективных доз внешнего облучения персонала.

75

В качестве операционной величины для индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения принят индивидуальный эквивалент дозы Нр(d), определяемый на глубине d (мм) в мягкой биологической ткани под рассматриваемой точкой на теле.

Значение параметра d (мм), а также положение дозиметра на теле работника задаются исходя из того, для определения какой нормируемой величины (эквивалентная доза в органе или эффективная доза) ис-

мм, при плотности 1 г/см3 и детектор из материала, близкого по свойствам к тканеэквивалентному, с толщиной dД, мм, при плотности 1 г/см3. Для определения величины Нр(10) в поле фотонного излучения dП = 10 мм, dД = 1 5 мм19. Рекомендуемая единица эквивалентной и эффективной доз – мЗв. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами, используемыми в индивидуальном дозиметрическом контроле, представлено в табл. 6.

За значение эффективной дозы внешнего облучения следует принимать Е = F Hp(10), где F коэффициент перехода от операционных величин к нормируемым при контроле индивидуальной эффективной дозы внешнего облучения. При равномерном

19 В термолюминесцентной дозиметрии dД толщина термолюминесцентной

таблетки, dП толщина кассеты, в которую вставляются термолюминесцентные таблетки.

76

облучении человека любым проникающим излучением (за исключением нейтронов с энергией 1 эВ 30 кэВ и фотонов с энергией меньше 20 кэВ) значение коэффициента F следует принимать равным единице.

Диапазон измеряемых величин, определяемых при текущем индивидуальном дозиметрическом контроле внешнего облучения, составляет: для Нр(10) (0,2 500) мЗв; для Нр(0,07) (2,0 5000) мЗв; для Нр(3) (0,5 1500) мЗв.

Цель индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения в условиях радиационной аварии заключается в достоверном определении индивидуальных доз работника для оценки медицинских последствий его аварийного облучения.

В качестве характеристики внешнего облучения при радиационной аварии при облучении фотонами используется эквивалент индивидуальной поглощенной дозы внешнего облучения органа или ткани DР(10), соответствующий поглощенной дозе в мягкой биологической ткани на глубине 10 мм под рассматриваемой точкой на теле. Дозы аварийного облучения регистрируются независимо от доз облучения при нормальной эксплуатации источника ионизирующего излучения. Рекомендуемая единица эквивалента поглощенной дозы – грей (Гр). Диапазон измеряемых эквивалентов доз при аварийном индивидуальном дозиметрическом контроле внешнего облучения фотонами составляет (0,05 – 50) Гр. В НРБ-99/2009 пределы для индивидуальных доз аварийного облучения не устанавливаются, однако определены значения поглощенных доз кратковременного облучения (длительностью не более двух суток); при их превышении возможны клинически определяемые детерминированные эффекты, которые могут привести к стойкой потере человеком трудоспособности (инвалидности) или к его гибели в течение короткого промежутка времени. Значения указанных уровней доз за двое суток представлены в табл. 3.1.

77

Таблица 3.1 Прогнозируемые уровни облучения, при которых необходимо

срочное вмешательство

МЕТОДЫ ИНДИВИДУАЛЬНОГО ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ ВНЕШНЕГО ОБЛУЧЕНИЯ

Для индивидуальной дозиметрии применяются детекторы ионизирующего излучения, основанные на различных физических методах.

В методах, основанных на использовании ионизационных камер, измеряется разряд конденсаторной ионизиционной камеры, вызванный излучением, и по нему определяется доза фотонного излучения. Энергетическая зависимость чувствительности ионизационных камер обычно не превышает 15 % в диапазоне энергии фотонов 40 кэВ – 1,25 МэВ. Однако они имеют существенную угловую зависимость чувствительности.

Полупроводниковые дозиметры (с применением p-n-, p-i-n-

переходов) основаны на изменении их параметров вследствие воздействия ионизирующего излучения. Эти детекторы работают подобно ионизационной камере. Для обеспечения избирательной чувствительности к различным видам излучений применяют соответствующие конверторы (фильтры). Диапазон измерения дозы с помощью таких дозиметров от 0,01 мЗв до 10 Зв.

Фотопленочный метод основан на измерении почернения эмульсии, обусловленного облучением и зависящего от дозы. Проявленные пленки сравнивают с образцами, облученными известными дозами. Нижний предел измерения 0,1 – 0,2 мЗв,

78

поэтому фотопленки пригодны для текущего контроля. Аварийный контроль можно обеспечить, применяя вторую, низкочувствительную, фотопленку. Метод может использоваться для контроля нейтронного и -излучения.

Термолюминесцентный метод основан на свойстве некото-

рых люминесцирующих веществ (активированных добавками) накапливать при облучении часть энергии ионизирующего излучения, а затем отдавать ее в виде свечения (термолюминесценции) после дополнительного нагрева. В современных модификациях этот метод обладает очень широким диапазоном по дозам – от 10 мкЗв до 10 – 50 Зв. Это позволяет использовать его одновременно для текущего и аварийного контроля.

В качестве люминофоров нашли применение

алюмофосфатные стекла, активированные марганцем;

монокристаллы фторида лития, активированные магнием и титаном;

монокристаллы фторида лития, активированные магнием, фосфором и медью;

монокристаллы корунда;

поликристаллы бората магния, активированные диспрозием. Второй и третий материалы тканеэквивалентны. Первый и

четвертый требуют применения компенсирующих фильтров. Наиболее чувствительны третий, четвертый и пятый материалы.

Наряду с термолюминесцентным методом используется радиофотолюминесцентный метод (РФЛ), который заключается в образовании в люминофоре под действием ионизирующего излучения стабильных центров люминесценции. При дополнительном возбуждении люминофора ультрафиолетовым светом возникает люминесценция, которая служит мерой поглощенной энергии. Особенностью РФЛ-детекторов является то, что информация о зарегистрированной дозе не утрачивается в процессе считывания. Отжиг РФЛ-детекторов можно проводить по мере необходимости. РФЛ-детекторы также могут быть использованы для текущего и аварийного контроля. Эти дозиметры не чувствительны к нейтронам.

Для индивидуальной дозиметрии нейтронов применяются трековые детекторы, основанные на регистрации треков заряженных частиц, и пузырьковые, основанные на закипании пере-

79

гретого органического полимера в месте прохождения вторичной заряженной частицы.

Электронные прямопоказывающие дозиметры основаны на применении газоразрядных счетчиков, полупроводниковых или сцинтилляционных детекторов малых размеров. Эти дозиметры обеспечивают обработку информации с детекторов и представление результатов измерения дозы (мощности дозы) на прямопоказывающее цифровое (или аналоговое) табло в реальном времени. Диапазон измерения фотонного и -излучения таких дозиметров от 1 мкЗв до 1 Зв. Достоинствами электронных прямопоказывающих дозиметров являются возможность получения информации в текущий момент времени, предупреждение оператора о вхождении в зону с повышенным уровнем радиации, обеспечение звуковой и визуальной сигнализации при превышении установленного порога по дозе (мощности дозы). Дополнительным преимуществом приборов со сцинтилляционными и спектрометрическими полупроводниковыми детекторами является возможность измерения спектра излучения. Такие дозиметры должны иметь автономный источник питания, обеспечивающий непрерывную работу прибора не менее 8 ч.

На основе применения термолюминесцентных, прямопоказывающих электронных и полупроводниковых дозиметров были сконструированы и в настоящее время широко используются

автоматизированные системы ИДК. В состав современных комплексов, например, АКИДК-201, выпускаемого Ангарским электролизным химическим комбинатом, обычно входят набор термолюминесцентных детекторов (до нескольких десятков тысяч штук), считыватель, персональный компьютер с базой данных, соответствующее программное обеспечение. Каждый дозиметр включает в себя три термолюминесцентных детектора (на основе фторида лития, активированного магнием и титаном), размещенных в кассете за фильтрами из фторопласта, для выравнивания энергетической зависимости чувствительности и обеспечения измерения эквивалента дозы Нр(10). База данных содержит необходимую информацию об обслуживающем персонале и оперативную информацию о дозиметрах.

80