книги из ГПНТБ / Пикаев, А. К. Дозиметрия в радиационной химии

деляемых в этом случае доз составляет — 1011 рад. По данным [19], при использовании этой установки для непрерывного изме­ рения дозы можно также регистрировать увеличение электропро­ водности растворов глюкозы, обусловленное образованием кислот­ ных продуктов.

Согласно [67], водные растворы глюкозы, содержащие Н3В 0 3, пригодны для измерения потоков тепловых нейтронов.

Е. П. Ковалева и др. [25] предложили использовать выделен водорода из водных растворов глюкозы как меру суммарной дозы реакторного излучения. Выходы водорода равны 0,64, 1,5 и 2,0 молек./ЮО эв соответственно для 0,3, 1,2 и 2,5 М растворов. Они не зависят от мощности дозы в интервале 50—104 рад/сек, темпера­ туры облучения в диапазоне 20—70° С и величины ЛПЭ в пределах О',0 2 - 1 эв/А.

3. Определение дозы реакторного излучения параллельным использованием двух водных дозиметрических систем

М. В. Владимирова и сотр. [6, 8J предложили проводить па­ раллельное измерение концентрации ионов Fe3+ в дозиметре Фрикке и молекулярного водорода в 0,4 М растворе H ,S04, образую­ щихся при облучении, для нахождения дозы реакторного излуче­ ния. Эксперименты проводились на реакторе ВВР. Величина ЛПЭ для смешанного излучения (у-лучп и быстрые нейтроны) указанного реактора составляет 0,28 эв/А. Значения G(H2) и G(Fe3+) для этого излучения равны соответственно 0,58 и 12,6 молек./ /100 эв Гб, 8|. По данным цитируемых работ, максимальная доза, которую можно измерить с помощью дозиметра Фрикке, равна

— 105 рад. Насыщение раствора кислородом расширяет этот продел до ~ 5 -105 рад. Для раздельного определения доз у- и нейт­ ронного излучения этим методом необходимо знать величины G(FI2) и G(Fe3+) для быстрых нейтронов. В работах [6, 8J значение G(H2) для быстрых нейтронов рассчитывалось, исходя из энергети­ ческого спектра быстрых нейтронов в реакторе ВВР и величин G(H2) для протонов отдачи каждой энергии. Было найдено, что это значение G(H2) равно 1,0 молек./ЮО эв.

Рассматриваемый способ дозиметрии позволяет найти величину ЛПЭ излучения путем измерения отношения G(H,) / G(Fe3+). Соот­ ветствующая методика была приведена в главе X (см. стр. 273).

Позднее сходный метод был описан в работе [34J. В ней для дозиметрии реакторного излучения использованы следующие пары водных систем: дезаэрированный 5-Ю~2 М раствор Fe2+ в присут­ ствии 10_3 молъ/л NaCl и насыщенный воздухом 0,4 М раствор

H2S 0 4. Согласно [37], с помощью этих пар можно определять эф-

289

фектиштую величину ЛПЭ и мощность дозы реакторного излучения соответственно до 10 эв/А и 105 рад/сек. По данным [36J, применение

водных растворов Fe2+ и Сг20?_ позволяет измерять дозы в диапа­ зоне 5 • 105 — 5 -10е рад.

4.Закись азота

Вглаве VII уже говорилось о том, что N20 при радиолизе раз­ лагается и количество образующихся азота и кислорода может служить мерой дозы в диапазоне от 10Бдо 3-10° рад и даже выше. Поскольку NoO в обычных условиях является газом, то ЛПЭ излу­ чения при радиолизе не оказывает влияния па выход разложения. Эта особенность находит свое применение в дозиметрии смешан­ ного реакторного излучения [52, 58—63, 68J. Данные о выходах продуктов радиолиза N„0 были приведены в главе VII (см. стр.

212).

Поглощенная доза в дозиметре на основе N20 при облучении в реакторе главным образом обусловлена у-лучами и продуктами ядерноп реакции 14N (п, р)ыС. Рассчитаем дозу за счет этой реак­ ции [69J. Сечение захвата тепловых нейтронов атомами 14N равно 1,75• 10-21 см2. Энергия протона и атома отдачи 14С составляет 0,626 Мэе. Тогда при потоке тепловых нейтронов, равном, на­ пример, 1014 нейтронов/см2-сек энергия, полностью поглощаемая одним граммом N30 за счет рассматриваемой реакции, составляет

1Л • (28/44) (6,02 • 10м) (1,75 • 10~-') • 1 • 10» • (0,626 ■10°)

14 • (6,24 • Ю1Р) = 480 мет/г

Протон, образующийся в этой реакции, имеет энергию 0,59 Мэе. Пробег такого протона в воздухе при 15° С и давлении 1 атм равен — 1 см. Пробег 14С очень мал, и эти атомы отдачи полностью поглощаются в N20 . Таким образом, для того, чтобы получить только дозу у-лучей, необходимо в показания этого дозиметра вносить поправку па дозу за счет реакции 14N (п, р)и С.

Согласно [58J, N20 может быть использована для измерения потоков тепловых нейтронов. С этой целью рекомендуется вводить в дозиметрический сосуд несколько миллиграммов 23Б1Ю2. Изотоп 235U под действием тепловых нейтронов претерпевает деление. Про­ дукты деления вызывают разложение закиси азота, причем степень разложения гораздо больше, чем в отсутствие *235U 0 2 (т. е. за счет у-излучения). Таким образом, облучая N20 в отсутствие и в при­ сутствии 235U можно найти дозу у-лучей и определить поток теп­ ловых нейтронов.

Особенности дозиметра на основе N20 и способы измерения химических превращений в закиси азота при облучении подробно рассмотрены в главе VII (см, стр, 212),

390

5. Циклогексан

При радиолизе циклогексана, наряду с другими продуктами, образуется молекулярный водород. Предлагалось [38—42, 70J по количеству водорода измерять поглощенную дозу реакторного из­ лучения. <3(Н2) мало зависит от ЛПЭ излучения (см. табл. 61) и постоянен до доз 1.7-107 рад. Зависимость б?(Н2) от дозы для смешанного реакторного излучения приведена на рис. 86. Цикло­ гексан стабилен при хранении; он не становится радиоактивным в результате облучения в реакторе.

п

в-ю 'гп. зВ/г

По данным А. Бойда и др. [70, 711, по выделению D2 из пол­ ностью дейтерированного циклогексана С0В 12 можно оценить дозу у-излучения, а по выделению Н 2 из циклогексана C6HJ2 — суммарную дозу за счет быстрых нейтронов и у-лучей.

Методики приготовления образцов циклогексана для дози­

соединение трехвалентного железа с о-фенантролином) для раз­ дельного измерения доз у-лучей и быстрых нейтронов. При об­ лучении этих растворов происходит восстановление Fe(III) ^в Fe(II), причем радиационно-химический выход данного превраще-

291

ную кислоту, то раствор становится пригодным для определе­ ния потоков тепловых нейтронов. Добавка Ы3В 0 3 приводит к возрастанию скорости газовыделеггпя вследствие протекания ядерной реакции 10В (п, а)71л. Доза рассчитывается по уравнению

где п — количество молекул Ы2 и 0 2, образующихся при действии

Таким образом, для определения дозы, обусловленной реакцией тепловых нейтронов с 10В, необходимо знать лишь величину

Gh,во,-

Дозиметр Фрпкке с добавкой борной кислоты пли сульфата лития. Для измерения потоков тепловых нейтронов часто приме­ няется дозиметр Фрикке с добавкой Н 3В 0 3 или Li2S04-tI20 . Впервые эта система в качестве дозиметра для смешанного потока тепловых нейтронов и у-лучей была предложена Э. Силандом и Л. Эренбергом [76J. Позже она исследовалась многими авторами [3, 6, 8, 77—80J. В табл. 65 приведены измеренные этими авторами значения G(Fe3+).

Борная кислота не мешает определению Fe3+ спектрофото­ метрическим методом (при длине волны 304—305 нм). Однако в присутствии Li2S 04 молярный коэффициент экстинкции Fe3'1

293

в 0,4 М II2S 0 4 при этой длине волны несколько возрастает [79|. Это следует учитывать при проведении дозиметрических изме­ рений.

Дозиметр Фрикке с добавкой И3В 0 3 или Li2S 04 дает величину дозы в радах или в электронвольтах на миллилитр. Потоки теп­ ловых нейтронов обычно измеряют числом нейтронов на 1 см2 в 1 сек. \п/(см2-сек)\. Пересчет производится следующим образом. Пусть Р — мощность дозы [в эв/(мл-сек)\ при данной концентра­ ции Н3В 0 3 или Li2S04; / — поток тепловых нейтронов [в п/(см2- ■сек)\; М — молярная концентрация борат-иоиов или L i+; а — сечение захвата тепловых нейтронов атомами В или Li (в см2); Ео — энергия, выделяемая в результате одного распада В или Li

• 10“2) см2. Отсюда для естественной смеси изотопов бора сечение

атомов °Li 9,5 -10~22 см2. Тогда для естественной смеси изотопов

Водный сернокислый раствор Fe2+ и Си2+. Величина G(Fea'L)

вдозиметре Фрикке при действии атомов отдачи ядерных реакций

в3—4 раза меньше, чем в случае у-излучения. Поэтому при оп­ ределении доли тепловых нейтронов в смешанном потоке прихо­ дится иметь дело со сравнительно высоким фоном, что, естественно, приводит к не очень точным результатам. Этот недостаток в не которой степени был устранен Э. Хартом и П. Уолш [82J. Указан­ ные авторы предложили применять для дозиметрии реакторного

В этой системе G(Fe3+) равен 2.0 и 0,66 иона/100 эв соответственно для продуктов реакции 10В (п, a)7Li и у-излучения 60Со. Поэтому фон, создаваемый у-компонентом смешанного излучения, явля­ ется сравнительно низким. Однако данная система, как выясни­ лось позже [83, 84J, характеризуется некоторой неустойчивостью

*Величины Е 0 п адля реакций 10В ( п , a)7Li и °Ы («, а)Т приводятся по

данным [81].

294

после облучения, что весьма неудобно, поскольку образцы не мо­ гут быть сразу же проанализированы из-за наведенной активности в материале ячейки.

Метиловый п этиловый спирты и их водные растворы. Под­ робное исследование возможности использования метилового и тгилового спиртов и их водных растворов было проведено в ра­ ботах Г34—37J. Было найдено, что по образованию этиленгликоля

и2,3-бутандиола в 3 М водных растворах соответственно метанола

иэтанола можно измерять дозы смешанного излучения реактора в

диапазоне 5 -105 — 1,5 • 107 рад (раствор метанола) и 1,5 • 105 — 4-107 рад (раствор этанола). Выходы гликолей не зависят от мощности дозы в интервале 102 — 105 рад/сек и величины ЛПЭ в диапазоне 0,02—0,7 эв/А. При больших значениях ЛПЭ выходы этих продуктов уменьшаются. Выходы сравнительно мало зависят от температуры. Например, выход этиленгликоля возрастает всего примерно на 30% при увеличении температуры от комнатной до

— 300° С. В сухих спиртах выходы указанных гликолей не за­ висят от дозы до 108 рад. Однако в этом случае наблюдается силь­ ная зависимость выходов от температуры.

Хлорированные углеводороды. Согласно [44, 45, 85, 86J, для дифференциации доз у-пзлученпя и быстрых нейтронов можно использовать дозиметры на основе хлорированных углеводородов. Принцип метода заключается в следующем. Например, дозиметр, состоящий из хлорсодержащего углеводорода, покрытого водным раствором pH-индикатора, или из водного раствора хлорирован­ ного углеводорода, чувствителен как к у-лучам, так и к быстрым пейтронам. Измерить же одну у-составляющуго возможно с по­ мощью тетрахлорэтхглена, который не содержит водорода и потому практически не претерпевает хтгических изменений при действии быстрых нейтронов. Однако недостатком подобных дозиметри­ ческих систем является сравнительно высокое поперечное сечение захвата тепловых нейтронов хлором T47J.

Фторированные углеводороды. Е. Прёкш [46—48J предложил использовать нерфторалканы как дозиметры, не чувствительные к быстрым нейтронам. Наиболее подробно были изучены перфтор- к-гексан и два полностью фторированных сорта керосина (низкокипящий продукт состава — C15F2G и высококилящий продукт состава — C14F30). Было найдено, что эти вещества пригодны для дозиметрии у-излучения в смешанном потоке. Оказалось, в част­ ности, что с помощью перфтор-к-гексана можно измерять дозы у-излучения от 3 до 40 Мрад. Величина дозы определяется по вы­ ходу газообразных продуктов радполиза. Анализ их осуществля­ ется методом газовой хроматографии. При этом измеряются пики, обусловленные CF4 илн C2Fe. Для перфтор-к-гексана <7(СБ4) и G(C2F0) равны соответственно 0,18 и 0,10 молек./100 эв. Выходы практически не зависят от мощности дозы в исследованном диапа­ зоне (от 14 до 3• 104 рад/сек). Преимуществом перфторалканов перед хлоралканами является то, что в них не появляется наведенная

§95

радиоактивность и что они менее чувствительны к быстрым нейт­ ронам.

Подробное изучение радиолпза перфторметплциклогексана под действием у-излученпя G0Co, смешанного излучения реактора и быстрых нейтронов было проведено в работе [49]. Было найдено, что выходы различных продуктов зависят в некоторой степени от многих параметров (дозы, мощности дозы, температуры об­ лучения и т. и.). Наименьшей зависимостью от этих параметров характеризуется выход разложения перфторметилциклогексана.

Отметим, что степень вклада быстрых нейтронов в общую по­ глощенную дозу зависит от их доли в смешанном излучении реак­ тора. В частности, выход разложения дезаэрированного перфторметилдиклогексапа под действием быстрых нейтронов (т. е. за счет заряженных частиц, возникших при упругих и пеупругих взаи­ модействиях быстрых нейтронов с ядрами С и F) равен примерно половине выхода разложения при у-радполпзе [49J.

Дозиметры на основе твердых тел. В литературе плюется до­ вольно большое число работ (см., например, [24, 25, 33, 37, 50— 56, 87—106J) по исследованию возможности применения различ­ ных твердых веществ для дозиметрии реакторного излучения. Рассмотрилх результаты некоторых из этих работ. Согласно [51J, твердая щавелевая кислота Н,С20., • 2Н20 пригодна для излхерения доз в диапазоне 108 — 109 рад. При облучении она разлагается. Выход разложения G(—Н 2С20 4-2П20) для реакторного излуче­ ния, для которого вклад гамлга- и нейтронной компонент составля­ ет 82 и 18% соответственно, равен 8,3 люлек./100 эв\ в этих усло­ виях G(C02) = 12,7 люлек./100 эв. Аналитические лютоды опреде­ ления степени разложения такие же, как и в случае водных раст­ воров этой кислоты. Когда разложение составляет более 15%, можно прплюнять весовой метод. В этолг случае облученный обра­ зец перед взвешпваниелх нагревается в течение 2 час. при 95° С для того, чтобы удалить газообразные продукты. Для расчета дозы D используется форлхула

D = а \ g — , (И)

где п0 и п — количество вещества до и после облучения.

Как отмечается в работах [25, 37J, для определения суммарных поглощенных доз смешанного излучения реактора может быть ис­ пользована твердая глюкоза. С ее помощью по образованию во­ дорода можно излхерять дозы до 10° рад.

По данным [53—55J, для пзлхерения сулхлхарных поглощенных доз гамма-нейтронного излучения ядериого реактора с успехолх могут прилхеняться пленки диацетата целлюлозы. О величине дозы удобно судить по излхененшо оптической плотности пленок при 320 нм (см. также главы VIII и X). Согласно [55J, с полющыо пле­ нок диацетата целлюлозы, содержащих 4-1010 атолхов бора на 1 г

296

образца, можно измерять потоки тепловых нейтронов в интервале

10u — 1016 п/см2.

А. М. Кабакчи и сотр. [56] нашли, что с помощью плеиок из поливинилового спирта, окрашенных метиленовым голубым, мож­ но измерять суммарные поглощенные дозы гамма-нейтронного из­ лучения ядерпого реактора в диапазоне от 101 до 106 рад. Для этого вида излучения выход обесцвечивания составляет 1,7 молек./ /100 эв [56, 99]. Если в такие пленки ввести борную кислоту, то они становятся пригодными для обнаружения потоков тепловых нейтронов от 1012 до 1014 п/см2. По данным цитируемых авторов, поливиниловый спирт хорошо «совмещается» с борной кислотой вплоть до концентрации 3-1020 атомов бора на 1 г продукта без изменения прозрачности. Однако борная кислота влияет на хи­ мические процессы в пленках при облучении. Например, для пле­ нок, содержащих 2,5 -1020 атомов бора на 1 г поливинилового спирта, выход обесцвечивания красителя под действием у-лучей 60Со равен 1,42 молек./100 эв (для пленок, не содержащих Н 3В 0 3, выход составляет 1,8 молек./100 эв). Выход обесцвечивания для продуктов реакции 10В (/г, a)7Li равен 1,06 молек./100 эв [56, 99]. Методики приготовления пленок и измерения степени обесцвечи­ вания красителя были приведены в главе VIII.

Как следует из работы [54], по образованию /гаракс-винилено- вых связей при облучении полиэтилена можно определять сум­ марные дозы реакторного излучения в диапазоне 107 — 108 рад. При этом измеряется увеличение оптической плотности полиэтиле­ на в инфракрасной области (при длине волны 966 с.м_1). Для дози­ метрии реакторного излучения можно использовать и явление сшивания полиэтилена [55]. В этом случае определяется величина гель-фракции облученного полиэтилена. По данным [55], для того чтобы найти дозу, обусловленную преимущественно гамма-сос­ тавляющей реакторного излучения, необходимо применять политрнхлорфторэтилен. Этот полимер не содержит водорода, и поэ­ тому быстрые нейтроны оказывают на него малое влияние. Дозу находят здесь путем измерения оптической плотности облучен­ ного полимера при 230 нм. Однако эта система имеет существен­ ный недостаток, вызванный сравнительно высоким поперечным сечением захвата тепловых нейтронов хлором.

Термолюминесцентный дозиметр GaF2 : Мп нечувствителен к нейтронам. Однако, если его покрыть 61л, то в этом случае можно зарегистрировать поток тепловых нейтронов 5 *103 п/см2 [92]. Если же CaF2 : Мп покрыть полиэтиленом, то ои становится чувстви­

поперечное сечеиие захвата тепловых нейтронов. Кроме дозиметра TLD-100 (см. стр. 237), разработаны также другие дозиметры на основе LiF: TLD-700, содержащий 99,993% 6Li, и TLD-600, обо­ гащенный 6Li [103, 104]. Использование TLD-700 в паре с TLD100 или TLD-600 позволяет разграничивать дозы тепловых нейт-

297

роиов и у-лучей. С этой целью можно применять также пару

Li2B40 7 : Мп и TLD-700 [102].

; Люминесцентные стекла, как правило, характеризуются низкой чувствительностью относительно быстрых нейтронов. Например, чувствительность фосфатных стекол, активированных серебром, по отношению к быстрым нейтронам составляет 1 —3,5% чув­ ствительности их относительно у-лучей 60Со [97, 98].

Согласно [105], отечественные термолюмпнесцентные детекторы ИКС на основе алюмофосфатных стекол типа 50-26 можно при­ менять для регистрации дозы, обусловленной гамма-составляющей реакторного излучения. По данным [106], с этой целью можно применять алюмофосфатные стекла, активированные марганцем. Вклад быстрых нейтронов очень мал (несколько процентов и даже долей процента). Доза находится по появлению окраски, вызван­ ной образованием Мп3+. Измерения оптической плотиости прово­ дятся при 560 нм.

7. Некоторые практические рекомендации

Одной из трудностей, возникающих при проведении дозимет­ рии реакторного излучения, является возможная активация сосу­ дов п дозиметрических систем. Как правило, стекло сильно акти­ вируется под действием тепловых нейтронов. Кроме того, наи­ более распространенные сорта стекла обычно содержат бор. По­ этому тепловые нейтроны могут частично поглощаться стенками стеклянного сосуда. Это вызвано протеканием реакции 10В(/г, a)7Li. По оценке А. М. Кабакчи и сотр. [107], сосуд из термостойкого стекла со стенкой толщиной 1 мм ослабляет поток тепловых нейт­ ронов на 7,2%.

Сосуды для дозиметрических систем при работе со смешанным излучением реактора должны изготавливаться из кварца или пластмасс. Очевидно, пластмассовые сосуды можно применять в тех случаях, когда пластмасса не оказывает влияния на показа­ ния дозиметра. Возможно также использование сосудов из мягких сортов стекла, не содержащих бора.

При определении потоков тепловых нейтронов необходимо учи­ тывать образование у-излучения, сопровождающего распад воз­ бужденных ядер 7Li или Т. Например, в реакции 10В (п, a)7Li воз­ никают у-лучи с энергией 0,48 Мэе. Естественно, это излучение может вызывать химические превращения в дозиметрической сис­ теме, что исказит результаты измерений. Очевидно, чем меньше диаметр дозиметрического сосуда, тем мепыпе вклад этого вида излучения в измеряемую дозу. По данным [67], в случае водных растворов при диаметре сосуда, равном 1, 2, 3, 4, 10 и 20 см, этот вклад составляет соответственно 1, 2, 3, 4, 8 и 13%. Следователь­ но, при измерении потоков тепловых нейтронов на основе реак­ ции 10В (п, a)7Li диаметр дозиметрического сосуда не должен превышать 3 —4 см.

298