56 Носовский - Вопросы дозиметрии и радиационная безопасность на АЭС

Электрон, поглощая энергию ионизирующего излучения, переходит из валентной зоны

взону проводимости. Образующаяся дырка переходит в запрещенную зону и создает центр люминесценции. Если в запрещенной зоне имеется электронная ловушка, обусловленная дефектом кристалла или введением примесей, то она захватывает электрон и электрон переходит

вметастабильное состояние. Внешнее воздействие сообщает электрону дополнительную энергию и он вновь переходит в зону проводимости, после чего рекомбинирует с дыркой (центром люминесценции). Центр люминесценции переходит в возбужденное состояние, которое снимается излучением светового фотона.

Вдальнейшем световые вспышки переводятся в электрический сигнал по механизму, аналогичному рассмотренному ранее (в сцинтилляционном методе — токовый режим).

Интенсивность люминесценции пропорциональна дозе облучения люминофора. Кривая высвечивания, как правило, имеет несколько максимумов, зависящих от количества энергетических уровней, на которых располагаются ловушки, т.к. выход электронов из различных энергетических уровней происходит при различной энергии, переданной внешним воздействием. На практике доза облучения определяется по площади некоторых определенных пиков люминесценции или по высоте пика главного максимума.

Механизм радиофотолюминесценции несколько иной.

Рис. 7.24 Механизм радиофотолюминесенции (РФЛ) и фотолюминесенции (ФЛ).

1 — переход электрона из валентной зоны в зону проводимости под действием ионизирующего излучения; 2 — захват электрона ловушкой; 3 — термический переход эпектрона в зону проводимости;

При фотолюминесценции в качестве люминофоров используется NaI, LiF, NaCl фосфатные стекла и т.п., активированные серебром (Ag). Серебро образует в люминофоре центры радиофотолюминесценции, которые люминесцируют под действием света. Под действием излучения электрон переходит в зону проводимости и захватывается электронной ловушкой. В результате нагрева электрон выходит в зону проводимости и захватывается центром фотолюминесценции, переводя его в центр радиофотолюминесценции. Центр радиофотолюминесценции люминесцирует под действием света с длиной волны, отличной от той, которая вызывает фотолюминесценцию.

Интенсивность радиофотолюминесценции линейно зависит от дозы в диапазоне примерно 10 Гр.

У фотолюминесцентных детекторов существует эффект нарастания интенсивности люминесценции после прекращения облучения (эффект накопления или "созревания"). В связи с этим чувствительность ФЛД необходимо относить к определенному моменту времени после облучения. Время наступления максимума свечения для ФЛД содержащих серебро, например, определяется концентрацией серебра и температурой, при которой хранится ФЛД в период от облучения до измерения.

Максимальная люминесценция (по интенсивности) наблюдается при содержании серебра 1 — 2 %, однако при этом время наступления максимума больше. На практике содержание серебра составляет 3 — 5 %. Качество ФЛД тем выше, чем быстрее наступает максимальная люминесценция и чем дольше она сохраняется на этом уровне без заметного затухания.

Рис. 7.25. Зависимость интенсивности радиофотолюминесценции от времени выдержки при различных температурах.

Некоторые типы ФЛД сохраняют информацию о дозе в пределах ± 10% в течение нескольких лет, начиная с 2 часов после облучения..

При больших дозах (порядка 10 — 104 Гр) вместо люминесценции можно использовать эффект потемнения ФЛД, так как при таких дозах из-за появления большого количества центров люминесценции они окрашиваются.

Центры люминесценции в ФЛД не разрушаются в процессе измерения. Они только возбуждаются и люминесцируют. Процесс измерения может проводиться многократно

В качестве термолюминесцентных детекторов (ТЛД) используют CaF2, LiF, CaSO4, Al2O3

В отличие от фотолюминесценции в ТЛД центры люминесценции разрушаются в процессе измерения. Для повторного использования ТЛД отжигают при высокой температуре около 4000C, чтобы полностью избавиться от прежних центров люминесценции ТЛД по сравнению с ФЛД имеют больший линейный диапазон измерения дозы, однако измерения

можно проводить только 1 раз, а кроме того, для некоторых ТЛД многократность использования ограничена из-за снижения чувствительности детекторов вследствие укрупнения зерен детектора после отжигов.

Вследствие высокого эффективного атомного номера многие ТЛД (как впрочем и ФЛД) имеют большой ход с жесткостью и применяются со сглаживающими фильтрами.

ХИМИЧЕСКИЙ МЕТОД

Химический метод дозиметрии основан на измерении числа молекул ионов, образующихся или претерпевших изменения при поглощении веществом излучения.

Число образующихся молекул или ионов (выход радиационно-химической реакции) пропорционально поглощенной дозе излучения.

Радиационно-химический выход вещества можно разделить на четыре группы:

•G< 0,1

•0,1 < G < 20

Высокий выход в веществах 3-й и 4-ой групп обусловлен, как правило, цепными химическими реакциями. Для целей дозиметрии наиболее пригодны вещества 2-й и 3-й групп, так как имеют лучшую воспроизводимость результатов и меньше чувствительны к влиянию освещения, примесей и колебаний температуры.

Многие химические дозиметры представляют собой водные растворы некоторых веществ. Наиболее распространенной химической системой применяемой при дозиметрии ионизирующих излучений является раствор соли FeSO4 в разбавленной серной кислоте. В растворе в результате электролитической диссоциации присутствуют ионы двухвалентного железа Fe2+. Под действием излучения происходит радиолиз воды (ионизация) с образованием свободных радикалов H, ОН, и окислителей, которые окисляют двухвалентное железо до трехвалентного по реакциям

Fe2+ + ОН ->Fe1+ +OH- (7.50)

Fe2+ + H2O2 -» Fe3+ + ОН + ОН

и некоторым другим

Появление Fe3 изменяет оптическую плотность раствора, которая измеряется

спектрофотометром (прибором для измерения поглощения видимого света в различных областях спектра).

Изменение оптической плотности зависит от числа образовавшихся в результате облучения и завершения всех реакций ионов трехвалентного железа и служит мерой поглощенной энергии.

Энергия, поглощенная в химическом дозиметре, определяется соотношениями

где S обл и S чист — оптическая плотность облученного и необлученного растворов, M—коэффициент, зависящий от свойств дозиметра и условий облучения

где ε —коэффициент поглощения, зависящий от температуры, С —концентрация ионов трехвалентного железа, 1 — толщина слоя раствора

Таким образом, по изменению оптической плотности раствора можно определить концентрацию продукта, образовавшегося в растворе под действием излучения. Зная концентрацию образованных ионов и радиационно-химический выход реакции их образования, можно легко вычислить поглощенную дозу облучения.

Например, для ферросульфатного дозиметра радиационно-химический выход составляет

15,6 ±0,5.

Основным компонентом данного дозиметра является вода, и эффективный атомный номер по поглощению фотонного излучения для раствора близок к эффективному атомному номеру воды, а следовательно и живой ткани. Поэтому дозиметр практически не имеет хода с

жесткостью в диапазоне энергий 100 кэВ — 2 МэВ. Погрешность измерения (особенно при больших дозах) составляет не более 1 %.

В состав химических дозиметров тепловых нейтронов добавляют небольшое количество солей бора или лития. Для учета действия γ - фотонов одновременно с нейтронным дозиметром

облучают аналогичный дозиметр без добавок бора и лития.

Известно некоторое количество различных веществ которые в результате окислительных или восстановительных реакций, протекающих под действием ионизирующего излучения,

меняют свою окраску. Если в раствор такого вещества добавить около 10% желатина, а затем раствор охладить, то получится гель-студенистое вещество сохраняющее свою форму. Если облученный гель разрезать на части, то можно получить пространственное распределение

поглощенной дозы.

Обладая рядом бесспорных преимуществ, химический метод регистрации ионизирующих излучений, тем не менее, крайне редко используется в практической дозиметрии, так

как даже у наиболее чувствительных химических дозиметров нижний предел измерения составляет порядка 5 сГр.

ТРЕКОВЫЙ МЕТОД

Тяжелые заряженные частицы вызывают повреждения в твердых веществах с большим электрическим сопротивлением (в изоляторах) вдоль траектории движения. В местах повреждения вещество обладает повышенной растворимостью и при химическом травлении удаление вещества из зон повреждения идет более интенсивно, чем из неповрежденных

областей, в результате в местах пролета заряженных частиц проявляются видимые под микроскопом треки.

В некоторых веществах видимые треки оставляют только осколки деления, а α-частицы

и

легкие ядра отдачи не могуг быть зарегистрированы. В более чувствительных веществах (в веществах, в которых для повреждений требуется меньшие энергетические потери заряженной частицы) треки от α-частиц становятся видимыми, и их легко отличить от треков, образованных

осколками деления. Последнее обстоятельство делает возможным применение этого метода для нейтронной дозиметрии.

Для регистрации тепловых, промежуточных и быстрых нейтронов используют делящиеся вещества (нептуний, уран и др.) в виде слоев плотно прижатых к диэлектрику. Измеряемое

число треков на единице площади детектора выражается соотношением:

где: n — количество треков,

ξ — доля образованных продуктов деления, попадающих в детектор; N — число делящихся ядер в единице объема;

Φ — флюенс нейтронов в данном энергетическом диапазоне;

σf — среднее эффективное сечение деления для нейтронов данного энергетического диапазона.

Поскольку спектр и угловое распределение продуктов деления одинаковые для всех делящихся веществ, коэффициент ξ можно считать одинаковым для всех детекторов.

Эквивалентную дозу можно вычислить, если имеется регламентированная зависимость ее от энергии нейтрона на единичный флюенс.

(7.54)

где: h — коэффициент пропорциональности, равный эквивалентной дозе на один нейгрон данной энергии.

Поскольку h и σf зависят от энергии нейтронов, для практических измерений на диэлектрик наносят комбинацию делящихся материалов, каждый из которых избирательно реагирует на

нейтроны в определенном энергетическом диапазоне.

Разновидностью трекового метода регистрации нейтронов является использование детекторов на основе перегретой жидкости. Такие детекторы представляют собой равномерно распределенные в полиакриламиде капли фреона, который при комнатной температуре

находится в перегретом состоянии. При облучении нейтронами в каплях образуются пузырьки газа, число которых пропорционально дозе облучения.

АКТИВАЦИОННЫЙ МЕТОД

Суть метода состоит в том, что под действием нейтронов в нерадиоактивных веществах могут образоваться радиоактивные ядра. т.е. нерадиоактивные вещества приобретают наведенную активность (активируются). Наведенная активность зависит от плотности потока нейтронов и энергии.

Активационный метод удобен тем, что позволяет определить большую (аварийную) до-

зу и спектр нейтронов в присутствии интенсивного γ-излучения, а при известном спектре

нейтронов — эквивалентную дозу.

Для ядерно-энергетических установок приходится учитывать три группы нейтронов: быстрые, промежуточные и тепловые. Спектр быстрых нейтронов деления хорошо известен, сечения активации для пороговых детекторов (детекторов, которые активируются, начиная

с какой-то определенной пороговой энергии нейтронов) не зависят от спектра нейтронов. Сечение активации веществ тепловыми нейтронами тоже величина постоянная. Таким образом зависимость активности детектора от плотности потока нейтронов в этих областях энергий

можно выразить соотношениями:

t — время облучения.

Данные соотношения справедливы для случая, когда t « T1/2.

Промежуточные нейтроны, образующиеся в результате замедления быстрых нейтронов, имеют спектр, соответствующий изменению энергии

Для промежуточных нейтронов зависимость активности детектора от плотности потока нейтронов имеет вид

где: Σ — резонансный интеграл, который определяет активацию под действием нейтронов во всем интервале энергии промежуточных нейтронов.

Для веществ, в сечении захвата которых имеется резонансный пик, Σ практически полностью определяется этим пиком.

Активационный дозиметр должен состоять из трех детекторов, каждый из которых регистрирует нейтроны в одной из областей энергии. Например аварийный дозиметр АИДА имеет три активационных детектора Cu63 и P31 в кадмиевом фильтре и Cu63 без фильтра. Кадмий практически полностью поглощает тепловые нейтроны. Таким образом, медный детектор в кадмии регистрирует только промежуточные нейтроны, без кадмия — тепловые и промежуточные, а фосфорный — быстрые.

Под действием облучения детекторы активируются по реакциям

Cu63 + n -> Cu64 + γ

(7.58)

P31 + n -> S31 + p

β-активность облученных детекторов измеряют на счетной установке. Доза от смешанного нейтронного потока будет равна сумме трех составляющих:

(7.59)

где a1, а2, а3 — коэффициенты, численно равные эквивалентной дозе на один нейтрон в данном диапазоне энергий,

Aт+п — активность детектора, наведенная тепловым и промежуточным нейтронами, Aп — активность детектора, наведенная промежуточными нейтронами,

Aб — активность детектора, наведенная быстрыми нейронами; λ — постоянная распада образующихся радиоактивных атомов, σт — сечение активации тепловыми нейтронами; σб — сечение активации быстрыми нейтронами,

n — количество исходных атомов в детекторах, Σ — резонансный интеграл

Величины Aт+п , Aп и Aб получают в результате измерения наведенной активности детекторов, остальные вычисляют по таблицам как физические характеристики активационных детекторов.

ТЕПЛОВОЙ МЕТОД

Тепловой метод является единственным прямым абсолютным методом дозиметрии, так как он основан на непосредственном измерении поглощенной энергии в отличие от других методов, в которых измеряется косвенный эффект (ионизация, химическое разложение и т. п. )

Суть теплового метода состоит в том, что при взаимодействии ионизирующих излучений с веществом вся поглощенная в веществе энергия в конечном счете преобразуется в тепло (при отсутствии необратимых химических реакций) и вызовет нагрев вещества, который пропорционален дозе излучения.

Если теплоизолированному телу передать некоторое количество теплоты, то его

где ∆Q — количество теплоты переданной телу, с — удельная теплоемкость тела,

m—масса тела,

∆Τ —изменение температуры тела Пусть теплоизолированный поглотитель цилиндрической формы облучается пучком

γ-квантов, направленным перпендикулярно торцу. Энергия, поглощенная в поглотителе за единицу времени

(7.61)

где µкmв — массовый коэффициент передачи энергии для воздуха

Учитывая энергетический эквивалент рентгена, равный 8,8 . 10-6 Дж на 1 грамм воздуха получим энергию поглощенную за время t

(763)

Как уже было сказано поглощенная в веществе энергия, в конечном счете, переходит в тепло. Поскольку масса цилиндра может быть представлена в виде

где ∆Τ — изменение температуры поглотителя. k—константа, зависящая от вещества и размеров поглотителя. D — поглощенная доза.

Оценим чувствительность теплового метода регистрации ионизирующих излучений для

те доза в 500 P повысит температуру попотителя всего на одну тысячную градуса

Рассмотрим устройство калориметрической системы

Рис 7 26 Принципиальное устройство калориметра

Поглотитель на подвесках помещен в термостат. Излучение, проходя через диафрагму, поглощается в поглотителе и нагревает его Разность температур обычно измеряется между поглотителем и оболочкой

При использовании калориметрической системы необходимо обеспечить минимальную передачу тепла от поглотителя в окружающую среду. Передача тепла осуществляется тремя процессами излучением, конвекцией и теплолроводностью. Уменьшение процесса излучения

достигается серебрением поверхности и установкой тонких экранов между поглотителем и оболочкой. Потери тепла конвекцией устраняются созданием достаточного вакуума в камере термостата. С целью уменьшения теплопроводности крепления (подвески) поглотителя

изготавливают из материалов с малой теплопроводностью (например, из нейлоновых нитей), количество соединительных проводов с электрическими измерителями температуры

(термопары, термостаты), вмонтированными в поглотитель, сводят к минимуму.

Помимо измерения разности температур количество тепла, поглощенного в поглотите-

ле, можно определить по изменению его объема.

где β —температурный коэффициент расширения.

В некоторых типах калориметров в качестве поглотителя используют жидкий азот. Количество выделенного газа служит мерой поглощенной энергии.

Необходимость измерять чрезвычайно малые изменения температуры, а также другие эксплуатационные трудности, ограничивают применение теплового метода регистрации ионизирующих излучений. Он используется в основном в лабораторных условиях для исследовательских целей. Тепловым методом измеряются и уточняются основные константы других методов дозиметрии, например средняя энергия ионообразования, радиационно-

химический выход и т. п.

Другая область применения теплового метода — прямое измерение плотности потока энергии излучения. Однако в этом случае при неполном поглощении излучения (например для γ-излучения) необходимо вносить поправку на ту часть энергии излучения которая унесена за предеты поглотителя.

ГЛABA 8

ПРИБОРЫ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ И ТЕХНИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЯ РАДИАЦИОННЫХ ВЕЛИЧИН

КЛАССИФИКАЦИЯ ПРИБОРОВ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ

Под приборами радиационного контроля следует понимать технические средства для измерения и регистрации количественных значений физических величин, характеризующих ионизирующее излучение. Приборы, как средства измерения, должны быть метрологически нормированными (метрология приборов радиационного контроля рассмотрена ниже). Технические средства измерения, метрологические характеристики которых не нормированы, называются индикаторами.

Классификация приборов радиационного контроля зависит от многих признаков, основные из которых следующие:

•вид радиационного контроля;

•функциональное назначение прибора;

•тип измеряемой физической величины;

•вид ионизирующего излучения;

•тип конструктивного исполнения.

По виду радиационного контроля приборы разделяются на два основных класса приборы дозиметрического контроля и приборы радиационного технологического контроля. Приборы дозиметрического контроля обеспечивают получение необходимой информации о состоянии радиационной обстановки на АЭС, в окружающей среде, а также одозе облученияперсонала

инаселения. Приборы радиационного технологического контроля обеспечивают измерение радиационных параметров технологических сред и состояния защитных барьеров на пути распространения радиоактивных загрязнений.

Классификацию приборов радиационного контроля в зависимости от функционального назначения, типа измеряемой физической величины и вида ионизирующего излучения определяет государственный стандарт, который нормирует общие технические требования

ипорядок присвоения обозначений средствам радиационного контроля. В соответствии со стандартом, буквенное обозначение средств измерений должно включать три элемента. Первый элемент обозначает функциональное назначение прибора.

Д— дозиметры (дозиметрические установки),

P — радиометры (радиометрические установки),

С — спектрометры (спектрометрические установки), БД — блок детектирования, УД — устройство детектирования.

Второй элемент буквенного обозначения прибора обозначает физическую величину измеряемую средством измерений:

Д — поглощенная доза облучения, M— мощность поглощенной дозы,