Дозиметрия нейтронов

ТРЕКОВЫЙ МЕТОД

1. 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.

2. 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.

3. 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:

n = ξ·Ν·Φ·σ_f, (7.53)

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;

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

4. 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.

5. Поскольку h и σ_f зависят от энергии нейтронов, для практических измерений на диэлектрик
наносят комбинацию делящихся материалов, каждый из которых избирательно реагирует на
нейтроны в определенном энергетическом диапазоне.

6. 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

7. 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.

8. Активационный метод удобен тем, что позволяет определить большую (аварийную) дозу
и спектр нейтронов в присутствии интенсивного γ-излучения, а при известном спектре
нейтронов — эквивалентную дозу.

9. 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:

A_т =λ·t·n·σ_т·Ц_т ·е^-λt

(7.55)
Α_б=λ·t ·n·σ_б.Ц_б.e^-λt

где: λ — постоянная распада образующихся радиоактивных атомов;
n — количество исходных атомов в детекторах;
σ_т , σ_б — сечение активации тепловыми и быстрыми нейтронами;
Ц_т, Ц_б — плотность потока тепловых и быстрых нейтронов;
t — время облучения.

10. Данные соотношения справедливы для случая, когда t «T_1/2.

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

а
Ц_п(E) = —, (7.56)

E
где: а—постоянная величина;

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

А = λ^. n·t·е^-λt ·Σ, (7.57)

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.

12. 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

13. 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,

A_т+п — активность детектора, наведенная тепловым и промежуточным нейтронами,

A_п — активность детектора, наведенная промежуточными нейтронами,

A_б — активность детектора, наведенная быстрыми нейронами;

λ — постоянная распада образующихся радиоактивных атомов,

σ_т — сечение активации тепловыми нейтронами;

σ_б — сечение активации быстрыми нейтронами,

n — количество исходных атомов в детекторах,

Σ — резонансный интеграл

14. Величины A_т+п, A_п и A_б получают в результате измерения наведенной активности
детекторов, остальные вычисляют по таблицам как физические характеристики активационных
детекторов.