Климанов Дозиметрия ионизируюшчикх излучениы 2015

нейтронов. Детекторы вместо обычных 7÷8 кг имеют в этом случае существенно большую массу и их помещают на тележку.

Дозиметры с дисперсным сцинтиллятором отстраиваются от фона γ˗излучения простым подбором уровня дискриминации.

На рис. 16.14 показаны зависимости чувствительности двух отечественных дозиметров амбиентного эквивалента дозы с замедлителями. Там же для сравнения приведена рекомендованная зависимость H . Из рис. 16.14 видно, что в области быстрых нейтронов от 1,5 до 5 МэВ наблюдается сверхчувствительность, в диапазоне от 50 кэВ до 1 МэВ ̶чувствительность меньше требуемой, а при уменьшении энергии дозиметры опять переочувствлены. Из-за такого сложного хода кривых чувствительности градуировку и поверку дозиметров необходимо проводить в полях с широкими

Другим примером дозиметра амбиентного эквивалента дозы является прибор, предложенный Андерсоном [17]. В приборе детектором тепловых нейтронов является борный пропорциональный счётчик диаметром 30 мм. Он окружён рядом последовательных коаксиальных слоёв толщиной 16 мм полиэтилена, 5 мм борированного пластика с отверстиями, занимающими 11,3 % поверхности, 65 мм полиэтилена. Толщины оболочек подбирались расчётноэкспериментальным путём, чтобы наилучшим образом соответствовать эквиваленту дозы на поверхности фантома. На рис. 16.15 показаны чувствительность счётчика Андерсона на единичный флюенс нейтронов (относительные единицы) и амбиентный эквивалент дозы.

Из рис. 16.15 видно, что в диапазоне от 50 кэВ до 5 МэВ обе зависимости практически совпадают. При энергиях ниже 50 кэВ наблюдается серьезная сверхчувствительность счётчика (максимальное превышение в 2,5 раза в окрестности 0,05 МэВ). Чувствительность счётчика – 7,2·106 имп/Зв. Нельзя не отметить интересное по замыслу устройство, предложенное в СССР. Речь идёт о дозиметре ДН-1А.

В блоке детектирования применили комбинированный борсодержащий дисперсный сцинтиллятор диаметром около 1 см, окружённый прозрачным световодом-замедлителем из плексигласа. Размер цилиндрического замедлителя - 120×120 мм. На световоде замедлителя размещался детектор быстрых нейтронов на основе комбинированного дисперсного сцинтиллятора на основе ZnS(Ag) в плексигласе, который регистрировал поток быстрых нейтронов.

582

Детектор помещался на окно ФЭУ. Зависимость счёта импульсов от энергии нейтронов должна примерно соответствовать ходу эквивалентной дозы нейтронов от энергии. К сожалению, при промышленном производстве не удалось обеспечить единства характеристик приборов, и он не пошёл в серию.

6. Методы измерения индивидуального эквивалента доз

Как и для амбиентного эквивалента дозы не существует прямых методов определения индивидуального эквивалента дозы нейтронов. При разработке индивидуальных дозиметров следует иметь в виду ограничения на массу и размеры индивидуальных дозиметров: длина менее 150, ширина – 80, толщина – 30 мм, а масса не более 200 г. Поэтому ни о каких замедлителях говорить не приходится. В области быстрых нейтронов можно использовать регистрацию протонов отдачи, в аварийных ситуациях – регистрацию осколков деления из радиатора с 237Np (или238U). Для регистрации промежуточных нейтронов было предложено использовать обрат-

583

ный выход тепловых нейтронов из тела человека и их регистрацию. Семейство таких детекторов получило название альбедных детекторов нейтронов. В большинстве современных альбедных детекто-

ров применяют две группы термолюминесцентных детекторов: Li и Li. Первый детектор чувствителен только к γ-излучению, вто-

рой к γ-излучению и к тепловым и медленным нейтронам. С тем, чтобы исключить прямое попадание тепловых нейтронов, детекторы закрывают фильтрами, содержащими ядра-поглотители: Cd,B,Li. Кадмий ̶конструктивно удобный материал, но при захвате нейтрона возникает в среднем восемь фотонов с высокими энергиями (до 8 МэВ) и они создадут дополнительный фон. Бор при захвате теплового нейтрона также порождает фотоны с энергией 0,48 МэВ с вероятностью менее единицы, регистрацией такого γ-излучения можно пренебречь. Экран, поглощающий прямой поток тепловых нейтронов, прозрачен для большинства промежуточных и тем более быстрых нейтронов. На эффективность регистрации и на ЭЗЧ влияют размеры экрана, удалённость детекторов от поверхности тела.

В качестве примера рассмотрим альбедный детектор BNL-5. Корпус дозиметра изготовлен из борированной пластмассы толщиной ~ 3 мм и представляет собой комбинацию диска диаметром 48 мм и цилиндра диаметром 24 мм и высотой 12 мм. Через диск и цилиндр проходит колодец диаметром 14 мм, в который загружают сборку из ТЛД. Такая конструкция позволяет уменьшить вероятность «натечки» прямого потока тепловых нейтронов при неплотном прилегании дозиметра к телу человека. На рис. 16.16 показана эффективность регистрации нейтронов как функция энергии и расстояния «тело-детектор». Кривая 1 демонстрирует эффективность регистрации нейтронов детектором, защищённым непрозрачным борным экраном. Кривая 2 – расчёт эффективности регистрации нейтронов на расстоянии 2 см от тела человека, когда детектор окружён борной защитой диаметром 48 см.

Видно, что эффективность регистрации тепловых нейтронов уменьшилась в четыре раза, кривая стала более плоской и с погрешностью ~10 % можно измерять флюенс нейтронов от тепловых энергий до 30 кэВ. При уменьшении расстояния «телодетектор» чувствительность к тепловым нейтронам ещё более

584

уменьшается (кривые 3 и 4), но для энергии более 500 эВ расстояние до детектора перестаёт полностью влиять на ЭЗЧ. Наконец, кривая 5 демонстрирует эффективность регистрации при бесконечном борированном листе. Наилучшее согласие с в области тепловых и эпитепловых нейтронов достигается при расстоянии 10 мм от тела человека. Вместе с тем, для энергий нейтронов более 10 кэВ наблюдается полное расхождение с энергетической зависимостью

.

В отечественном дозиметре ДПГ–100 применяют по два детек-

тать, что они лежат на поверхности замедлителя.

Несмотря на различие конструкций и, соответственно, эффективности регистрации альбедные дозиметры могут дать информацию о дозе в ограниченном интервале тепловых и промежуточных нейтронов, в то время как основную опасность представляют быстрые нейтроны.

Интересный дозиметр, сочетающий детектирование быстрых нейтронов и альбедо тепловых нейтронов был разработан Смитом. Детектор – пропорциональный счётчик, наполненный метаном и

нейтроны регистрируются по протонам отдачи, тепловые нейтроны

выполнены из борированной пластмассы. На рис. 16.17 приведена ожидаемая зависимость эффективности регистрации эквивалента дозы. В области быстрых нейтронов счётчик превосходит требуемую чувствительность в 1,6 раза. Чувствительность устройства составляет 1 импульс на 10 мкЗв при облучении нейтронами Pu − Be источника в свободном воздухе.

Другой подход к индивидуальным дозиметрам эквивалента дозы был сформулирован М. Зельчинским и С. Пшоном [18]. Они обратили внимание на зависимость показаний детекторов от ЛПЭ. На рис. 16.18 воспроизведены такие зависимости.

586

Видно, что на измеренные калориметром поглощённые дозы ЛПЭ не влияет (1). Очень слабое влияние при очень больших ЛПЭ сказывается на измеренном ионизационном токе камеры, наполненной тканеэквивалентным газом при нормальном давлении (2). Для ионизационных камер высокого давления (4) с ростом ЛПЭ наблюдается систематическое уменьшение ионизационного тока вследствие колонной рекомбинации. Ещё большую зависимость световыхода (стало быть, и анодного тока ФЭУ) от ЛПЭ наблюдается для органических сцинтилляторов (5). Метод ферросульфатного дозиметра (дозиметр Фрикке) является одним из базовых в дозиметрии γ− излучения, но для частиц с высоким ЛПЭ его чувствительность уменьшается (3). Пусть и − показания двух детек-

торов:

= ∞ ( ) ( ) ,

где − распределение поглощённой дозы в ˗ом детекторе по ЛПЭ.

М. Зельчинский рассматривает разность сигналов :

587

разница чувствительностей детекторов пропорциональна фактору

тельности двух детекторов дают подходящую функцию от ЛПЭ. Одним из детекторов является ионизационная камера, работающая в режиме глубокого насыщения,

=( ).

Требуемая чувствительность второго детектора должна быть равной:

( ) = − ( ) = [1− β ( )].

где β− константа, характеризующая наклон характеристики чувствительности.

М. Зельчинский [18] предполагает, что ( ) может быть аппроксимировано формулой

ту качества. Сохраняя идею двух детекторов, построим зависи-

Таким образом, можно, используя два детектора, определить среднее значение коэффициента качества смешанного излучения и индивидуальный эквивалент дозы по показаниям камеры нормального давления.

Некоторые трудности могут возникнуть при интерпретации показаний камер низкого и высокого давлений из-за двузначности

20(см. рис. 16.8).

Взаключение этого раздела необходимо отметить, что максимальный вклад в дозу создают быстрые нейтроны. Для анализа соответствия показаний различных типов приборов эффективной дозе нейтронов были рассмотрены спектры нейтронов реактора HPRR

залось, что наилучшим постоянством отношений показаний приборов к эффективной дозе обладают дозиметры амбиентного эквивалента дозы с замедляющими шарами, дозиметр кермы нейтронов, нептуниевый детектор деления. Наибольший разброс характерен для альбедных дозиметров с детекторами тепловых нейтронов, доходящий до сотен процентов.

Методические указания [20] допускают неопределённость определения индивидуального эквивалента дозы нейтронов величиной (+100 / −40) % на уровне предела допустимой дозы; (+170 / −60) % на уровне 1/5 предела дозы и (+270 / −70) % на уровне возможности регистрации.

Контрольные вопросы

1. Как объяснить энергетический диапазон спектра нейтронов, простирающийся от 0,1 до 10 МэВ, рождённых в (α, )- источниках, хотя энергия ˗частиц, испускаемых ядрами имеет малый разброс?

2.Как объяснить, почему спектр нейтронов, рождённых в фотоядерных реакциях от фотонов радиоактивных нуклидов, имеет линейчатый спектр, а при использовании тормозного излучения ~10 или более МэВ – непрерывный, почти максвелловский?

3.Как образуются нейтроны в актах деления?

4.Период полураспада Cf за счёт деления ядер равен 85,5 лет. Через какое время выход нейтронов уменьшится в два раза?

нов из 100 г UO .

6.Можно ли говорить о спектре нейтронов какого-либо реактора?

7.Какой вид взаимодействия нейтронов вносит основной вклад в керму?

8.Учитывается ли захватное излучение на водороде при расчёте кермы нейтронов?

9.Какой компонент поглощённой дозы преобладает при воздействии нейтронов промежуточных энергий, и какой – при воздействии быстрых нейтронов?

590