7.6 Методы регистрации нейтронов
Основной вид работ, связанных с облучением персонала АЭС с ВВЭР нейтронным излучением, - регламентные работы в помещениях гермообъема при работе реактора на мощности. Радиационные поля в разных помещениях гермообъема характеризуются сильным изменением мощности дозы и возможно наличие «прострелов». Облучение может быть как изотропным, так и имеющим преимущественное направление «грудь - спина», поэтому рекомендуемое расположение индивидуального дозиметра - на груди. Хотя спектры нейтронов для разных помещений отличаются, но в пределах допустимых неопределенностей для измерения индивидуального эквивалента дозы нейтронов допускается использование единого поправочного коэффициента для всех работ внутри гермообъема. Согласно НРБ-99 основной нормируемой величиной при контроле радиационной безопасности облучения нейтронами является эффективная доза.
В табл. 8.8 Норм приведены значения эффективной дозы на единичный флюенс нейтронов с энергиями от тепловой до 20 МэВ. Расчеты проведены для двух крайних условий облучения: облучение в изотропном поле излучения (ИЗО) и облучение параллельным пучком в переднезадней геометрии (ПЗ). Такие нормированные значения эффективной дозы называются дозовыми коэффициентами и имеют размерность [Зв см2]. Чтобы определить значение эффективной дозы, необходимо измерить флюенс и энергетическое распределение нейтронов в месте расположения облучаемого объекта, а затем, используя дозовые коэффициенты, вычислить это значение. Спектрометров, охватывающих диапазон энергий нейтронов от тепловых до нескольких десятков МэВ, не существует, поэтому в процессе измерений определяют не эффективную дозу, а ее эквивалент, который, с одной стороны, ни при каких значениях энергии не меньше значения эффективной дозы, а с другой стороны, энергетическая зависимость эквивалента дозы близка к энергетической зависимости самой эффективной дозы. Согласно рекомендациям МКРЗ, в качестве такого эквивалента следует использовать амбиентный эквивалент дозы H*(d).
Регистрация нейтронов на основе эффекта замедления. Все используемые в настоящее время дозиметры-радиометры нейтронов для оперативных измерений основаны на одном и том же физическом принципе - регистрации плотности потока тепловых нейтронов в центре полиэтиленового замедлителя. Тепловые нейтроны в центре замедлителя образуются в результате замедления нейтронов всех энергий. Размер замедлителя подбирается таким образом, чтобы плотность потока тепловых нейтронов, образованных от нейтронов любой энергии, была пропорциональна мощности амбиентного эквивалента дозы нейтронов этой же энергии. Для того, чтобы улучшить эту пропорциональность, замедлитель делают комбинированным: замедлитель представляет собой две сферы, вложенные друг в друга (рис. 7.11). Для такого дозиметра нейтронов с комбинированным замедлителем зависимость чувствительности от энергии нейтронов достаточно хорошо повторяет энергетическую зависимость амбиентного эквивалента дозы в диапазоне от 10 кэВ до 5 МэВ, т.е. охватывает практически весь спектр нейтронов, возникающих при делении ядер. Тепловые нейтроны регистрируются небольшим детектором, который вставляется внутрь меньшей сферы. Этот же детектор может быть использован для измерения плотности потока только тепловых нейтронов, если извлечь его из замедляющей сферы.
В отдельных случаях все-таки может возникнуть потребность в проведении измерений спектра нейтронов, например, когда требуется уточнить параметры биологической защиты.
Внешний
замедлитель
Чувствительный
объем, содержащий
бор
Детектор
Внутренний
замедлитель
Кадмиевый
экран
Рис. 7.11 Устройство прибора для измерения мощности эквивалента дозы нейтронов
Для этого используются дозиметры-спектрометры нейтронов с набором замедлителей в виде сфер различного диаметра. Такой спектрометр называется мультисферным спектрометром.
Измерения спектров нейтронов позволяют более точно провести оценку мощности амбиентного эквивалента дозы, чем в случае, если эти измерения были выполнены с помощью дозиметра-радиометра. Это связано с тем, что при наличии в спектре большого количества нейтронов с энергией ниже 0.1 МэВ результат измерения с дозиметром-радиометром будет иметь значительную погрешность (50 и более %).
Альбедные дозиметры нейтронов. Когда человек находится в поле нейтронов, его тело за счет замедления и рассеяния в нем падающих нейтронов становится как бы источником тепловых нейтронов. Нейтроны, испускаемые телом человека, и регистрирует альбедный дозиметр.
Величина альбедо представляет собой отношение флюенса частиц обратнорассеянного излучения к флюенсу падающих частиц. Принцип метода заключается в том, что оценка индивидуального эквивалента дозы нейтронов Нр(10) производится по показаниям расположенного на теле человека дозиметра, реагирующего на обратнорассеянное излучение.
На практике для этих целей широкое распространение получили термолюминесцентные дозиметры, избирательно чувствительные к тепловым нейтронам. Как правило, одновременно используются два дозиметра, один из которых изготовлен из вещества с повышенным содержанием 6Li, имеющего большое сечение взаимодействия с тепловыми нейтронами, а второй - с повышенным содержанием 7Li. Оба этих дозиметра одинаково чувствительны к фотонному и бета-излучению, поэтому по разности показаний этих дозиметров можно определить индивидуальный эквивалент дозы нейтронов.
Для того, чтобы дозиметры регистрировали только тепловые нейтроны, испускаемые из тела, с лицевой стороны они экранированы кадмием или борсодержащим материалом. Для повышения чувствительности к быстрым нейтронам в дозиметрах используется полиэтиленовый замедлитель.