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

(пЗв см2)/нейтр.
1000
100
10
	Тепл.
1
10-8	10-7

			H(МКС)
					Е(ПЗ)
		Н*(10)			Е(ИЗО)
10-3	10-2	10-1	100	101	Еn,МэВ

Рис. 2.4. Энергетические зависимости эффективных доз нейтронов Е(ИЗО) и Е(ПЗ), амбиентного эквивалента дозы Н*(10) и чувствительности дозиметра МКС-01, нормированные на 1 нейтрон

ИЗМЕРЕНИЕ ПЛОТНОСТЕЙ ПОТОКОВ НЕЙТРОНОВ И МОЩНОСТИ ЭКВИВАЛЕНТА ДОЗЫ НЕЙТРОНОВ ПРИБОРОМ МКС-01

Используя универсальный прибор МКС-01 можно оценить мощность эффективной дозы нейтронов спектра деления двумя способами:

-по измерению плотностей потоков нейтронов различных энергетических групп;

-по непосредственному измерению мощности эквивалента дозы

нейтронов.

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, т.е. используется только один детектор – измеряющий плотность потока тепловых нейтронов. Чтобы измерить другие физические величины – плотность потока быстрых и промежуточных

61

нейтронов, мощность эквивалента дозы нейтронов, нужно к этому же детектору тепловых нейтронов добавлять различные замедлители.

Наиболее просто регистрировать тепловые нейтроны по реакции 10В + n = 7Li + + Q, где Q энергия реакции. При этом регистрируются за-

Чувствитель-									ряженные продукты
ный объем,						Внешний за-			реакции -частица
содержащий						медлитель			и ядро	7	Li, имеющие
бор
									небольшой пробег в
							Внутренний		чувствительном объ-
	Детектор
							замедлитель		еме детектора и те-
							Кадмие-		ряющие в нем боль-
							вый экран		шое		количество
									энергии		(несколько
									мегаэлектронвольт).
									Обычно		используют
									газовые		детекторы,
	Рис. 2.5. Устройство прибора МКС-01								содержащие газ ВF3,
	для измерения				мощности эквивалента				или покрытые бором

дозы	поверхности внутри

газового промежутка, а также сцинтилляционные детекторы, имеющие бор в составе сцинтиллятора. На рисунке 2.5 детектор тепловых нейтронов изображен в виде цилиндрической трубки.

Если окружить детектор тепловых нейтронов (рис. 2.5) сферическим замедлителем диаметром ~ 15 см (этот замедлитель называется внутренним), быстрые и промежуточные нейтроны, пройдя это расстояние, замедлятся до тепловой энергии. Если этот сферический замедлитель покрыть слоем кадмия (для поглощения тепловых нейтронов), то показания детектора тепловых нейтронов будут пропорциональны плотности потока быстрых и промежуточных нейтронов.

Таким образом, измерив плотности потоков тепловых (детектор без замедлителя), быстрых и промежуточных нейтронов (детектор с внутренним замедлителем), можно оценить мощность эффективной дозы нейтронов в точке расположения детектора по формуле (2.6). Так, если используется источник 252Cf, энерге-

62

тический диапазон которого разбит, например, на пять частей, мощность эффективной дозы будет равна

5

E T T. i i , (2.7)

i 1

где т – плотность потока тепловых нейтронов, нейтр./(см2 с);т – дозовый коэффициент для тепловых нейтронов, Зв см2 (табл. 2.2); б+пр – плотность потока быстрых и промежуточных нейтронов, нейтр./(см2 с); i – вклад нейтронов i-го энергетического промежутка в общий спектр нейтронов деления, отн. ед. (табл. 2.1); ( ni ) – дозовый коэффициент для перевода плотно-

сти потока нейтронов с энергией ni в мощность эффективной дозы (табл. 2.2, средние энергии ni энергетических промежут-

ков для 252Cf представлены в табл. 2.1).

Как известно, непосредственное измерение эффективной дозы невозможно. Но, если окружить небольшой детектор тепловых нейтронов замедляюще-поглощающим веществом, можно подобрать размеры, форму и состав замедлителя таким образом, чтобы показания прибора были пропорциональны значению эффективной дозы (в геометрии ПЗ) в широком диапазоне энергий первичных нейтронов. Применяемый в лабораторной работе до- зиметр-радиометр МКС-01 именно так и устроен. Зависимость чувствительности дозиметра МКС-0117 от энергии нейтронов в диапазоне энергий 10 кэВ – 10 МэВ приведена на рис. 2.5, из которого видно, что в этом диапазоне энергий показания дозиметра практически совпадают со значениями эффективной дозы,

17 Чувствительность или показания реального дозиметра МКС-01, предназначенного для контроля нейтронной радиационной обстановки, связаны с распределением флюенса нейтронов по энергии следующим

			d			d
соотношением М =		( n )		d n	, где		плотность распреде-
	0		d n			d n

ления флюенса падающих на дозиметр нейтронов по энергии нейтронов n; ( n) – коэффициент чувствительности, переводящий значение флюенса падающих на дозиметр нейтронов с энергией n в показания прибора. Способ измерений, реализованный в дозиметре МКС-01, основан на моделировании энергетической зависимости коэффициента

( n).

63

вычисленными для передне-задней геометрии. При меньших энергиях нейтронов показания МКС-01 резко падают из-за наличия поглотителя тепловых нейтронов – слоя кадмия внутри замедлителя. При энергиях, больших 4 МэВ, начинается резкое уменьшение показаний прибора МКС-01 и при 10 МэВ они становятся меньше, чем эффективная доза в изотропной геометрии Е(ИЗО). Подобное уменьшение показаний связано с небольшими размерами замедлителя по сравнению с размерами антропоморфного фантома.

Таким образом, в диапазоне 10 кэВ – 4 МэВ показания МКС01 вполне можно принимать за значения эффективной дозы в геометрии облучения ПЗ. Реальная же доза нейтронов в организме человека формируется протонами, тяжелыми ядрами отдачи, продуктами ядерных реакций с выходом заряженных частиц и фотонами радиационного захвата. Поэтому применение детектора, регистрирующего только тепловые нейтроны, очевидно, не может быть полностью адекватно всем указанным процессам.

МЕТОД СЕЧЕНИЙ ВЫВЕДЕНИЯ В РАСЧЕТЕ ЗАЩИТЫ ОТ НЕЙТРОНОВ

Строгое решение задачи расчета защиты от нейтронов возможно лишь с помощью решения уравнения переноса нейтронов. Процессы взаимодействия нейтронов с веществом достаточно сложны, и перенос нейтронов обычно моделируется математически методом статистических испытаний с помощью специального программного обеспечения ЭВМ. Однако возможны и приближенные оценки защиты от нейтронов. К таким упрощенным методам расчета защиты относится метод сечений выведения.

Метод сечений выведения был разработан для расчета дозы быстрых нейтронов в водородсодержащей среде, перед которой помещен слой (или слои) тяжелых материалов. Методика сечения выведения основана на том, что в большинстве водородсодержащих сред при выполнении определенных условий (накладываемых на толщину водородсодержащей среды) влияние других вводимых в защиту материалов можно учесть множителем

64

типа e выв t , где выв сечение выведения, t толщина вводимого материала. Простейший пример применения концепции сечения выведения для гетерогенной защиты показан на рис. 2.6.

а) б)



Д



Д

°

°

t

z-t

t

z-t

D(z,t)

DH (z t)

z

z

Рис. 2.6. Геометрия эксперимента для определения сечения выведения гетерогенных сред: а) измерения в водородсодержащей среде; б) в гетерогенной среде

В соответствии с обозначениями рис. 2.6 можно записать

	q( n )				z t
			выв t		L
D D		f1 ( n )e		f 2 ( n ) e		,	(2.8)
	4 z 2

где D мощность поглощенной дозы быстрых нейтронов, обусловленной нейтронами источника с энергией n в точке детектирования Д, Гр/с; q( n) выход быстрых нейтронов с энергиейn из источника, нейтр./с; L длина релаксации нейтронов18 в слое водородсодержащей защиты толщиной (z t), м; f1( n), f2( n) поправочные эмпирические коэффициенты, учитывающие нарушение экспоненциального закона ослабления за счет изменения спектрального состава нейтронов в защите для слоя тяжелого материала (f1( n)) и для водородсодержащего (f2( n)); z расстояние от источника нейтронов до детектора, см;

18 Длина релаксации L – расстояние, на котором плотность потока нейтронов из заданного энергетического интервала вследствие поглощения и рассеяния нейтронов в материале защиты уменьшается в е раз от своего значения в отсутствие защиты.

65

t – толщина пластины тяжелого материала, см; выв макроскопическое сечение выведения нейтронов для тяжелого материала, 1/см; D коэффициент, связывающий плотность потока быстрых нейтронов с энергией n, рожденных в источнике, с поглощенной дозой D на больших глубинах в водородсодержащем поглотителе.

В случае источника нейтронов деления f1( n) 1 и f2( n) 1, тогда вместо выражения (2.8) можно записать

		выв t	,	(2.9)
D D(z t) e

где D(z t) мощность поглощенной дозы быстрых нейтронов

в чистом водородсодержащем материале толщиной (z t) в отсутствие тяжелого материала.

Физический смысл сечения выведения состоит в том, что процессы взаимодействия нейтронов с ядрами тяжелых элементов, помещенных в водородсодержащую среду (неупругое рассеяние, сопровождающееся большим сбросом энергии, и упругое рассеяние, кроме рассеяния нейтронов на малые углы), можно рассматривать как поглощение нейтронов. Такое представление прохождения нейтронов через защиту вполне справедливо. Основные процессы, происходящие при взаимодействии быстрых нейтронов с атомами тяжелого вещества, – упругое и неупругое рассеяние. Если произойдет упругое рассеяние на большой или средний угол, нейтрон может вообще выйти из поглотителя либо испытать многократные столкновения до попадания в водородсодержащую среду. Таким образом, в любом случае, кроме рассеяния на малые углы (при упругом рассеянии), нейтрон попадает в водородсодержащую среду с такой энергией, при которой

наиболее вероятной реакцией является	поглощение нейтрона
(сечение поглощения на водороде ~ 1
		n ). Чем больше тол-

щина водородсодержащей защиты, тем менее вероятно, что нейтроны, претерпевшие взаимодействие в тяжелом веществе, достигнут детектора (это объясняет требование определенной толщины водородсодержащей защиты). Другими словами, любое взаимодействие нейтрона с атомами тяжелого вещества (кроме рассеяния на малые углы) «выводит» нейтроны из пучка, вследствие чего они не могут быть зарегистрированы детектором.

66

Физический смысл минимальной толщины водородсодержащей защиты заключается в следующем: это минимальное рас-

стояние

в водородсодержащем веществе, начиная

с

которого

детектор

перестает

чувствовать

изменя-

2

ющее

спектральное

см

3

Pb

распределение

-24

, 10

нейтронов

действие

выв

пластины. На рисун-

ке 2.7

представлена

2

зависимость

микро-

скопического сече-

Fe

ния

выведения

выв

от толщины водород-

содержащей

среды

1

(z

t). Как видно из

рис. 2.7, сечение вы-

ведения

меняется с

0

10

20

30

z-t, см

изменением

расстоя-

Рис. 2.7. Зависимость сечения выве-

ния (z t) и, только

дения от толщины водородсодержащей

начиная с некоторой

защиты

для

точечного изотропного

точки

в

водородсо-

источника нейтронов

деления,

поме-

держащем материале,

щенного в центре сферы из железа или

выв

становится

по-

свинца с толщиной стенок t, которая

стоянным.

Расстоя-

покрыта сферическим слоем полиэти-

ние,

начиная с кото-

лена толщиной z-t, для пор= 302 кэВ

рого сечение выведе-

ния

не

зависит

от

толщины водородсодержащей защиты, обозначается Rmin; оно зависит от энергии нейтронов, материала пластины и эффективного порога детектирования. Так, для источника нейтронов деления, регистрируемых детектором, имеющим порог 302 кэВ,

для железа Rmin 30 см, для свинца Rmin 40 см.

Из формулы (2.9) можно определить численное значение сечения выведения

1			D(z t)
выв
		ln		,	(2.10)
	t		D
		67

т.е при экспериментальном определении выв необходимо измерить поглощенную дозу быстрых нейтронов в водородсодержащей среде в отсутствие слоя тяжелого вещества, а потом повторить измерения, установив перед водородсодержащей защитой слой материала, для которого определяется выв.

На достаточно больших расстояниях измерение доз или мощностей доз затруднено вследствие малой чувствительности дозиметров, хотя концепция сечения выведения предполагает, что измеряются именно дозы или мощности дозы. В этом случае о величинах мощностей доз быстрых нейтронов судят по измерениям плотностей потоков тепловых нейтронов (z – t) и (z, t), регистрируемых в этих же точках. Такое представление возможно, т.к. кривая зависимости плотности потока тепловых нейтронов от расстояния до источника с большой точностью параллельна кривой мощности дозы быстрых нейтронов, особенно на больших расстояниях от источника, т.е., при толщине водородсодержащей защиты, большей Rmin, устанавливается практически равновесное спектральное распределение нейтронов и, следовательно, постоянный дозовый состав нейтронов. В этом случае вместо формулы (2.10) имеем

выв		1			ln	т	(z t)	.	(2.11)
			t			т (z, t)

МЕТОДИКА ЭКСПЕРИМЕНТА

Целью работы является - измерение плотностей потоков нейтронов разных энер-

гетических групп с последующей оценкой мощности эффектив-

ной дозы E ;

- определение мощности эквивалента дозы нейтронов H прямым измерением;

-определение сечения выведения выв нейтронов в железе (в

гетерогенной защите железо-оргстекло) по мощности эквивалента дозы нейтронов и плотности потока тепловых нейтронов.

Схема экспериментальной установки приведена на рис. 2.8.

В работе используется источник спонтанного деления 252Cf, спектр быстрых нейтронов которого соответствует формуле

68

(2.1). Пучок быстрых нейтронов формируется с помощью конического коллиматора.

Измерения плотностей потока тепловых т.н, быстрых и про-

межуточных б+п нейтронов и мощности эквивалента дозы H проводятся с помощью универсального сцинтилляционного радиометра МКС-01, состоящего из блока детектирования тепловых нейтронов, измерительного пульта, двух сферических замедлителей (внутреннего и внешнего).

			Измеритель-	Бак с водой
			ный пульт
			Детектор МКС-01

Оргстекло	Железо Конический	Источник 252Cf
	коллиматор

Рис. 2.8. Блок-схема установки для определения плотности потока нейтронов, мощности эквивалента дозы (железные пластины отсутствуют) и сечения выведения нейтронов

Блок детектирования тепловых нейтронов служит для измерения плотности потока тепловых нейтронов. В качестве детектора использован неорганический сцинтиллятор из ZnS(Ag) в смеси с борной кислотой. Работа детектора основана на реакции нейтронов с ядрами бора 10B(n, )7Li. Испускаемые альфачастицы и ядра отдачи вызывают в сернистом цинке сцинтилляции.

Блок детектирования быстрых и промежуточных нейтронов

69

состоит из замедлителя, который называется внутренним (шар из полиэтилена диаметром 152 мм, помещенный в кадмиевый чехол), и того же сцинтилляционного детектора. При измерении плотности потока быстрых и промежуточных нейтронов тепловые нейтроны из первичного потока нейтронов поглощаются в кадмиевом чехле, а быстрые и промежуточные замедляются до тепловых энергий и регистрируются детектором.

Блок измерения мощности эквивалента дозы получается при помещении блока детектирования быстрых и промежуточных нейтронов в дополнительный сферический замедлитель (внешний) диаметром 240 мм.

ПОРЯДОК ВЫПОЛНЕНИЯ РАБОТЫ

Определение мощности эффективной дозы и мощности эквивалента дозы нейтронов

1. Между источником и детектором тепловых нейтронов (без внутреннего и внешнего замедлителей) установить несколько пластин из оргстекла (по заданию преподавателя) и, используя прибор МКС-01, измерить плотность потока тепловых нейтронов т. Для этого на пульте МКС-01 установить «измерение тепловых нейтронов». Измерения проводить в течение 10 с, измеряя каждую точку 10 раз. Данные заносить в табл. 2.3. Найти среднее значение т.

2. На детектор тепловых нейтронов надеть небольшой сферический замедлитель (внутренний). На пульте МКС-01 установить «измерение быстрых и промежуточных нейтронов». Пункт 1 повторить, измеряя плотность потока быстрых и промежуточных нейтронов б+п. Данные заносить в табл. 2.3. Найти среднее значение б+п.

3. На небольшой (внутренний) замедлитель надеть большой (внешний) замедлитель. На пульте МКС-01 установить «измерение мощности дозы». Пункт 1 повторить, измеряя мощность эк-

вивалента дозы H . Данные заносить в табл. 2.3. Найти среднее значение H .

70