4.1 solutions

1. Формирование дозы нейтронов в биологической ткани

2.Энергетическая зависимость тканевой дозы

3.Газоразрядный счетчик в дозиметрии фотонного излучения

Дозиметры с газоразрядными счётчиками являются самыми распространёнными приборами для целей радиационной безопасности. Они просты и надёжны в эксплуатации. Их используют и в пунктах контроля радиационной обстановки вокруг атомных объектов, и в системе аппаратурного контроля радиационной безопасности(АКРБ) на АЭС, и в большинстве бытовых дозиметров-индикаторов.

Газоразрядный счётчик представляет собой металлический ( или стеклянный ) цилиндр, заполненный разреженной смесью инертных газов с небольшими добавками, улучшающими его работу. Анодом служит тонкая металлическая

нить, натянутая внутри корпуса, который является катодом ( у счётчиков из стекла катод – тонкий слой металла, нанесённый на внутреннюю поверхность корпуса ).

Газоразрядные счетчики похожи на ионизационные камеры тем, что во всех этих детекторах рабочим веществом является газ, к которому приложено электрическое напряжение, а регистрируется импульс напряжения, возникающий в результате разряда в газе при прохождении частицы. Главное отличие газоразрядных счетчиков от ионизационных камер состоит в том, что в первых существенную роль играет вторичная ионизация, обусловленная столкновениями первичных ионов с атомами и молекулами газа и стенок.

4.Сцинтилляционный метод дозиметрии нейтронов

Для регистрации быстрых нейтронов широко используют сцинтилляционные счетчики со специальными сцинтилляторами. Быстрые нейтроны при упругом рассеянии на ядрах водорода передают им большую часть своей энергии которая тратится на ионизацию водородсодержащей среды. Поэтому органические сцинтилляторы, содержащие большое количество атомов водорода (например стильбен), обладают высокой эффективностью регистрации быстрых нейтронов. Однако эффективность регистрации γ- излучения такими сцинтилляторами также велика. Из-за этого регистрация быстрых нейтронов одним сцинтилляционным счетчиком в присутствии γ-фона без применения специальных электронных устройств затруднена. Для устранения указанных недостатков сцинтилляторы изготавливаются из смеси неорганических люминофоров, имеющих высокую конверсионную эффективность для протонов, и материала с большим содержанием водорода. Смеси приготавливают в виде таблеток из плексигласового порошка с вкраплением зерен ZnS(Ag) или из ZnS(Ag) в расплавленном парафине с полиэтиленом. Для регистрации быстрых нейтронов, применяют также сцинтилляторы, содержащие водород и бор. Быстрый нейтрон после нескольких, упругих столкновений с ядрами водорода теряет свою энергию и становится тепловым. В результате счетчик регистрирует протоны отдачи, возникающие вследствие взаимодействия быстрых нейтронов с ядрами водорода, а также альфа-частицы и ядра лития, возникающие в ядерной реакции 10В(n,α)7Li в результате взаимодействия тепловых нейтронов с бором. Для регистрации тепловых нейтронов применяется сцинтиллятор из смеси ZnS(Ag) сB2O3 (толщиной около 80 мг/см2), эффективность которого около 5%. Сцинтиллятор, состоящий из смеси6LiI(Eu) (или6LiF) и ZnS(Ag), имеет большую эффективность, чем сцинтиллятор, содержащий природную смесь изотопов лития. Эффективность достигает 90 % для тепловых нейтронов и 4 % для нейтронов с энергией 1 кэВ (толщина кристалла 5 см).

Рис. 8.3. Сцинтилляционный счетчик нейтронов с шаровым замедлителем. Для измерения потока нейтронов в интервале энергий от 10-2до 107эВ можно применить сцинтилляционный детектор (рис. 8.3), который состоит из ФЭУ (4) с экраном (5), предусилителя (6), световода (3),

сцинтиллятора6LiI(Eu) (2) со сменными полиэтиленовыми шаровыми замедлителями (1)

5.Потоковые и токовые характеристики полей излучения

Поле ионизирующего излучения (ИИ) характеризируется пространственным энергетическим и угловым временным распределением ИИ в рассматриваемой среде. Для полного представления о поле излучения необходимо указать, сколько частиц, с какой энергией и в каком направлении приходит в любую точку среды в каждый момент времени.

Наиболее подробная информация о поле излучения задается дифференциальной по углам и энергии плотностью потока частиц в данной точке в момент времени t.

Ф=

Диф-я плотность потока частиц равна числу частиц с энергией E из единичного интервала энергии и направлением из единичного телесного угла, пересекающих за единицу времени t единичную площадку с центром в точке r. Все используемые на практике характеристики поля излучения могут быть выражены через дифференциальную плотность потока. Размерность в СИ – 1/(м2*с*Дж*ср), чаще используют размерность – 1/(См2*с*МэВ*ср)

В самом общем виде диф-ая плотность по потоку зависит от семи переменных, если проинтегрировать диф.плотность потока по всем направлениям, то получим энергетическое распределение плотности потока (спектр частиц) в точке, задаваемым вектором r.

= Ф(r,E)

А интегрированием по всем значениям E получаем угловое распределение плотности потока в точке, определяемом векторе r.

= Ф(r, ) (считаем что источник постоянный) Интегрирование по переменным E и дает плотность потока частиц в точке, определяемой вектором r.

=E(r)

Флюенс -перенос частиц. Это число частиц с энергией E и направлением , пересекающих единичную площадку перпендикулярную с центром в точке r за t.

Ф(r, .E)=

Характеристики поля излучения, аргументами которого является энергия и называются диф-ми, а интегрируя по этим переменным получаем интегральные характеристики поля излучения.

6.Активационный метод дозиметрии излучения (нейтрона)

В результате ядерных реакций, протекающих под действием нейтронов, образовываются радиоактивные ядра. При использовании активационного метода измеряют наведенную активность детектора А, равную

где λ — постоянная распада образующихся радиоактивных ядер;

Nt—число радиоактивных ядер в единице объема детектора при его облучении в течение времени t; n — число ядер нуклида мишени в единице объема; φ(E).dE — плотность потока нейтронов, имеющих энергию в интервале от E до E+dE; σ(Ε) — сечение активации для нейтронов с энергией E в веществе детектора. Пределы интегрирования E1 иE2 соответствуют нижней и верхней границам энергии в спектре нейтронов.

Для дозиметрических целей необходимо установить связь между активностью детектора и дозой нейтронов. Сечение активации зависит от энергии нейтронов, поэтому применять формулу 8.28 можно, если известен нейтронный спектр. В дозиметрической практике часто приходится иметь дело с тремя группами нейтронов: быстрыми нейтронами деления, промежуточными, образовавшимися в результате замедления нейтронов деления, и тепловыми. Такое деление типично для излучения ядерно-энергетических установок. Спектр быстрых нейтронов деления хорошо известен. Промежуточные нейтроны, образующиеся в результате замедления быстрых, часто имеют энергетический спектр, соответствующий изменению энергии по закону 1/E. Тепловые нейтроны имеют максвелловское распределение скорости и обладают наиболее вероятной энергией 0,025 эВ. Сечение активации также специфично в каждом рассмотренном энергетическом интервале.

В смешанном нейтронном потоке тепловые нейтроны можно выделить с помощью кадмиевого экрана. Кадмий практически поглощает все нейтроны, которые имеют энергию ниже 0,4 эВ. Активность детектора, экранированного кадмием, обусловлена практически полностью надтепловыми нейтронами; разность в активности участков детектора, не покрытого и покрытого кадмием, характеризует поток тепловых нейтронов. Сечение активации тепловыми нейтронами σ0, как правило, хорошо известно. Интеграл в уравнении (8.28) для тепловых нейтронов принимает вид

(8.29)

где φтепл— плотность потока тепловых нейтронов. Спектр нейтронов с энергией больше 0,4 эВ (надкадмиевые нейтроны) можно представить какφ(Ε) = а/Е, где а — постоянная величина. Тогда интеграл в уравнении (8.28)

(8.30)

где E2 — верхняя граница энергии в спектре медленных нейтронов;

ECd — энергетический порог кадмия (0,4 эВ);— резонансный интеграл

(8.31)