eng
Выпуск #4/2023
П. Руднев, И. Чешигин
НЕЙТРОННЫЙ СПЕКТРОМЕТР-ДОЗИМЕТР НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ
НЕЙТРОННЫЙ СПЕКТРОМЕТР-ДОЗИМЕТР НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ
Просмотры: 764
DOI: 10.22184/1992-4178.2023.225.4.122.128
В статье описан малогабаритный цифровой спектрометр-дозиметр нейтронов и гамма-квантов SDMF 1608SN нового поколения, который позволяет измерять энергетическое распределения плотности потока нейтронов и гамма-квантов и рассчитывать любой дозиметрический функционал. Приведены примеры измерения спектров радионуклидных гамма- и нейтронных источников, ускорителей, генераторов, реакторов.
В статье описан малогабаритный цифровой спектрометр-дозиметр нейтронов и гамма-квантов SDMF 1608SN нового поколения, который позволяет измерять энергетическое распределения плотности потока нейтронов и гамма-квантов и рассчитывать любой дозиметрический функционал. Приведены примеры измерения спектров радионуклидных гамма- и нейтронных источников, ускорителей, генераторов, реакторов.
Теги: dosimetric functional flux density of neutrons and gamma quanta ionizing radiation spectrometer-dosimeter of neutrons and gamma quanta дозиметрический функционал ионизирующие излучения плотность потока нейтронов и гамма-квантов спектрометр-дозиметр нейтронов и гамма-квантов
Нейтронный спектрометр-дозиметр нового поколения
П. Руднев1, И. Чешигин2
Идентификация ионизирующих излучений и измерения дозиметрических характеристик сегодня все шире используются в различных областях – от ядерной энергетики до медицинских диагностических исследований. Однако большинство доступных сегодня на рынке приборов дозиметрического контроля не отличается высокой точностью. В статье описан малогабаритный цифровой спектрометр-дозиметр нейтронов и гамма-квантов SDMF‑1608SN нового поколения, который позволяет измерять энергетическое распределение плотности потока нейтронов и гамма-квантов в абсолютных величинах (количество частиц / см2 · с) для неизвестного радиационного излучения и на основании измеренного спектра рассчитывать любой дозиметрический функционал. Все измерения и расчеты спектрометр выполняет в режиме реального времени. В статье приведены примеры измерения спектров радионуклидных гамма- и нейтронных источников, ускорителей, генераторов, реакторов.
Введение
Измерения в области ионизирующих излучений традиционно условно делят на два направления: радиометрию, связанную с измерением характеристик источников и полей излучения, и дозиметрию, связанную с изучением величин, характеризующих воздействие ионизирующего излучения на физические и биологические объекты. И в радиометрии, и в дозиметрии существует развитый физико-математический аппарат для детального описания источников, полей и процессов взаимодействия излучения с веществом. При использовании дифференциальных величин для этих целей можно получить более точные результаты, но при этом исследования более трудоемки и требуют более высоких финансовых затрат. Фактически, при планировании измерений с заданной точностью приходится решать оптимизационную задачу, учитывающую одновременно технические и экономические показатели. Поскольку любые свертки дифференциальных характеристик приводят одновременно и к огрублению, и к удешевлению измерений, приборостроение в области ионизирующих излучений всегда однозначно выбирало в качестве параметров, измеряемых прибором, интегральные, более дешевые характеристики в ущерб точности измерений. Так, например, все дозиметрические характеристики зависят от энергии излучения, то есть было бы более разумно и естественно определять их с учетом спектра.
На практике подавляющее большинство измерений дозиметрических характеристик полей выполняют интегральными дозиметрами без учета спектра, что продиктовано, в том числе, и требованиями существующих нормативных документов. Для примера приведем выдержку из методических указаний МУ 2.6.1.14-2001 «Контроль радиационной безопасности. Общие требования»: «8.2. Основные требования к относительной погрешности большинства рабочих средств измерений ионизирующего излучения сформулированы в ГОСТ 2907491, а требования к основной погрешности даны также в стандартах на поверочные схемы для средств измерений соответствующих величин. Предпочтение следует отдавать средствам измерений, имеющим относительную погрешность не более, чем от −30 до +50%». В итоге, несмотря на то, что наиболее точную характеристику любого поля можно определить, лишь измерив ее с учетом координаты, угла падения и энергии падающего излучения, приборов такого типа практически не существует.
Чувствительность же интегральных дозиметров сильно зависит от энергии и угла падения частиц и может меняться в разы при различных энергиях падающего излучения. «Использование таких приборов для измерения полей одного вида излучения с неизвестным энергетическим и пространственным распределением („черное“ поле) или проведение измерений в смешанных гамма-нейтронных полях зачастую оказывается просто бессмысленным, так как не представляется возможным корректная интерпретация полученных показаний» [12].
Фактически, за последние 60 лет приборостроение в области ионизирующих излучений улучшало только сервисные возможности приборов, а их основная метрологическая характеристика – погрешность – практически не изменилась.
Идентификация нейтронов и гамма-квантов
Форма светового импульса в органическом сцинтилляторе зависит от типа заряженной частицы, которая возникает за счет упругого рассеяния нейтронов на ядрах водорода (протон) или гамма-квантов на свободных электронах (Комптоновское рассеяние). Изменение во времени интенсивности световой вспышки, а в дальнейшем и импульса тока на аноде фотоэлектронного умножителя (ФЭУ), можно аппроксимировать двумя компонентами: быстрой и медленной. Интенсивность медленной компоненты может составлять до 90% интенсивности всей вспышки. При этом гамма-кванты, в отличие от нейтронов, имеют только быстрый компонент высвечивания.
На этой основе построены все ранее известные электронные схемы разделения нейтронов и гамма-квантов. Наиболее распространенными из них являются метод Брукса и метод пересечения нулевого уровня. Оба метода реализуются специальными электронными схемами, работающими с аналоговыми сигналами и имеющими для измерения аппаратурного распределения импульсов два канала: линейный и управляющий. Это приводило к естественному ограничению работы спектрометра, либо измеряется энергетический спектр нейтронов, либо гамма-квантов.
В спектрометре SDMF‑1608SN (рис. 1) реализован современный подход для анализа формы импульса от нейтронов и гамма-квантов с использованием высокочастотного аналого-цифрового преобразователя (АЦП) и математического анализа формы импульса массива данных.
Импульсы тока с анода ФЭУ сначала оцифровываются, а затем массив цифровых данных передается специальной программе для анализа их формы с помощью выражения:
Kshape = (Ifast + Islow) / Ifast,
где Kshape – коэффициент формы импульса;
Ifast – интеграл под быстрой компонентой импульса;
Islow – интеграл под медленной компонентой импульса.
На рис. 2 представлен скриншот диаграммы идентификации для радионуклидного источника нейтронов Pu-Be с сопутствующим гамма-излучением. Наблюдается достаточно хорошее разделение излучения источника на нейтроны и гамма-кванты.
Такой поход к идентификации излучения позволяет, во‑первых, в одном эксперименте с помощью одного детектора измерять энергетические спектры нейтронов и гамма-квантов источника излучения, а во‑вторых, перед началом анализа формы импульса выполнять удаление из рассмотрения наложенных импульсов и импульсов шума (не имеющих отношения к импульсам от излучения). Последняя операция позволяет значительно повысить качество идентификации.
Зеленая линия на диаграмме идентификации (см. рис. 2) является критерием для формирования двух массивов данных для аппаратурных спектров нейтронов и гамма-квантов. Нейтроны – выше линии разделения, гамма-кванты – ниже. Положение границы устанавливается экспериментально во время калибровки спектрометра-дозиметра на любом источнике нейтронов с сопутствующим гамма-излучением.
Физические основы спектрометра-дозиметра
Для измерения энергетического распределения плотности потока быстрых нейтронов в диапазоне энергий ~0,1–16 МэВ и гамма-квантов в диапазоне энергий ~0,1–9 МэВ используется детектор на основе органического сцинтиллятора. Для нейтронов метод регистрации основан на упругом рассеянии нейтронов на ядрах водорода с последующим восстановлением энергетического спектра нейтронов из аппаратурного спектра протонов отдачи методом сглаживающего дифференцирования [8]. В процессе восстановления учитываются и вводятся поправки на многократное рассеяние нейтрона в сцинтилляторе и краевые эффекты (выход протона отдачи за пределы сцинтиллятора) [9], что может в значительной мере искажать форму функции отклика спектрометра в уравнении (2).
Аппаратурный спектр, измеренный спектрометром-дозиметром, связан со спектром протонов отдачи выражением:
, (1),
где Ni – число импульсов в i-канале спектрометра-дозиметра;
А – константа, пропорциональная времени измерения спектра и интенсивности источника излучения;
Epi – протонная энергия, соответствующая середине i-канала спектрометра-дозиметра;
ΔEpi – ширина измерительного канала спектрометра в протонной энергии;
F(Ep) – регистрируемый спектр протонов отдачи, связанный с исследуемым спектром быстрых нейтронов интегральным уравнением:
, (2),
где Ф(En) – восстанавливаемый энергетический спектр быстрых нейтронов;
K(En, Ep) – ядро уравнения (или «функция отклика» спектрометра), включающее процессы однократного и многократного n-p-рассеяния, процессы, связанные с рассеянием нейтронов на ядрах углерода с последующим n-p-рассеянием, краевые эффекты и энергетическое разрешение спектрометра.
Сложная зависимость K(En, Ep) от энергии нейтрона не позволяет точно рассчитать спектр Ф(En) из уравнений (1), (2), и говорить можно только о наилучшем приближении к истинному спектру, чем, в частности, обусловлено многообразие методов обработки аппаратурных распределений.
Большое распространение имеет метод сглаживающего дифференцирования, позволяющий получить достаточную точность спектральной информации при сравнительной простоте реализации.
Предполагая, что в интервале ΔEpi энергетический спектр протонов отдачи можно аппроксимировать прямой , уравнение (1) можно записать в следующем виде:
Ni = A · ΔEpi · F(Epi). (1*)
Ядро уравнения (2) можно записать в виде:
где ε(En) – эффективность регистрации нейтронов [9];
B(En) – поправка на двукратное n-p-рассеяние и краевые эффекты [9];
S – площадь поверхности сцинтиллятора, на которую падает нейтронное излучение.
Тогда решение уравнений (1), (2) можно записать в виде:
Ф(En) = −(En/(A · S · ε(En) · B(En))) · d2 N(Ep) / dEp2.
Далее, используя методы численного дифференцирования, можно восстановить абсолютный энергетический спектр быстрых нейтронов из измеренных аппаратурных распределений импульсов.
Энергетическая калибровка спектрометра выполняется на изотопных источниках гамма-квантов, таких как 137Cs (энергия гамма-квантов 0,661 МэВ) или сопутствующие гамма-кванты источника нейтронов Pu(α, n)Be (энергия гамма-квантов 4,41 МэВ).
Переход от энергии гамма-квантов к энергии нейтронов выполняется с помощью «функции равного световыхода», заданной аналитически [9]. Функция связывает энергию протона с энергией электрона, создающей в сцинтилляторе импульсы одинаковой амплитуды. Параметры этой функции были отработаны в измерениях нейтронных спектров моноэнергетичных нейтронов в диапазоне энергий 0,144–19 МэВ [10], а также с помощью измерений энергетического спектра быстрых нейтронов Pu-Be-источника с хорошо известной резонансной структурой в диапазоне энергий 1–11 МэВ.
Для гамма-квантов метод регистрации основан на упругом рассеянии гамма-квантов на свободных электронах (Комптоновское рассеяние) [8]. В указанном выше диапазоне энергий для легких сцинтилляторов сечения процессов полного поглощения гамма-квантов (фотоэффект) и образования пар (электрон-позитрон) пренебрежимо малы по сравнению с сечением Комптоновского рассеяния и ими можно пренебречь.
Для измерения плотности потока медленных нейтронов в диапазоне энергий от 0,03 эВ до 100 кэВ используется детектор на основе борного счетчика СНМ‑13 с полиэтиленовым замедлителем. Детектор откалиброван в широком диапазоне полей медленных нейтронов, сформированных за различными легкими защитными материалами толщиной от 5 до 50 см. Первичным источником быстрых нейтронов служит радионуклидный источник 239Pu(α, n)9Be со средней энергией ~4,9 МэВ.
Энергетические распределения плотности потока нейтронов во всем диапазоне энергий за защитными материалами рассчитывались с помощью кода VRAD (Virtual Radiation) [4], реализующего метод расчетного эксперимента Монте-Карло, и измерялись с помощью спектрометра-дозиметра SDMF‑1608SN в диапазоне энергий от 0,1 до 16 МэВ. Результаты расчета сравнивались с измеренными энергетическими распределениями плотности потока быстрых нейтронов и нормировались на них, что позволяло объединить результаты измерений различными детекторами.
Дозиметрия нейтронов и гамма-квантов
На основе измеренных энергетических распределений плотности потока быстрых нейтронов и гамма-квантов определяются (вычисляются) мощности эффективной дозы или мощности амбиентного эквивалента дозы (Зв / с, Зв / ч, мЗв / с, мЗв / ч, мкЗв / с, мкЗв / ч в зависимости от установок пользователя) от обоих видов излучения в любом выбранном пользователем диапазоне энергий нейтронов и гамма-квантов [1].
При вычислении мощности эффективной дозы и амбиентного эквивалента дозы используются значения конверсионных коэффициентов (Зв · см2) на единичный поток нейтронов и гамма-квантов при различных энергиях излучения для отечественных норм радиационной безопасности (НРБ‑99/2009 [7]) или международных норм радиационной безопасности (ISO 8529-3 : 1998 [2]), (ICRP 74 : 1995 [3]) и (ICRP 116 : 2010 [5]) в зависимости от установок пользователя. Для гамма-квантов вычисляется также мощность экспозиционной дозы (Р / c, Р / ч, мР / c, мР / ч, мкР / c, мкР / ч в зависимости от установок пользователя) в воздухе с использованием значений экспозиционной дозы на единичный поток гамма-квантов при различных энергиях излучения (мкР · см2) (так называемая дозовая кривая Снайдера [4]).
При вычислении мощности эффективной дозы принимается во внимание также геометрия источника излучения (выбирается пользователем) – изотропное поле излучения или мононаправленный пучок излучения, а также для мононаправленного пучка излучения можно выбрать условия облучения человека: грудью, спиной, правым боком, левым боком и круговое облучение (также выбирается пользователем).
Опираясь на определение эффективной дозы, как
,
где Dэфф(E) – энергетический спектр эффективной дозы;
wорг – весовые коэффициенты по органам человека;
Dэкв(E) – энергетический спектр эквивалентной дозы;
qрад(E) – энергетическая зависимость коэффициента качества излучения;
Dпог(E) – энергетический спектр поглощенной дозы,
и выполняя вычисления только для одного вида излучения, можно рассчитать эффективную поглощенную дозу нейтронов и гамма-квантов (Гр).
Для нейтронов: , или .
Для гамма-квантов численно:, так как коэффициент качества равен единице. Достаточно просто изменить размерность.
Для гамма-квантов также вычисляется поглощенная доза в воздухе (Рад). Коэффициент перехода от (Р) к (Рад) равен 0,88.
Примеры использования спектрометра-дозиметра
На рис. 3–11 приведены скриншоты экрана спектрометра как примеры различных энергетических распределений плотности потока быстрых нейтронов и гамма-квантов, измеренных данным спектрометром.
Приведенные энергетические распределения демонстрируют широкий диапазон возможного применения спектрометра в научных и прикладных задачах радиационной физики, дозиметрии и защиты, активационном анализе, радиационной биологии, ядерной медицине, исследованиях радиационной стойкости радиоаппаратуры и конструкционных материалов.
Спектрометр является источником первичной дифференциальной (по энергии) информации о радиационном излучении любого источника, обладая которой можно рассчитать необходимый дополнительный радиационный функционал. Некоторые показатели спектрометр в режиме реального времени (во время измерения) предоставляет пользователю:
интегральную (по энергии) плотность потока,
мощность эффективной и амбиентной дозы,
мощность поглощенной дозы в ткани для нейтронов и гамма-квантов,
мощность экспозиционной и поглощенной дозы в воздухе для гамма-квантов.
На рис. 3–6 представлены результаты применения спектрометра-дозиметра в активационном анализе различных изотопов. Измерения дают возможность определить спектральный состав и абсолютную активность изотопов и изотопных источников нейтронов и гамма-квантов.
На рис. 7–9 представлены результаты измерения энергетического распределения плотности потока нейтронов на различных ускорительных установках. Ускорительные установки, реализующие ядерные реакции, производящие нейтроны, используются для метрологических целей (калибровка и тестирование измерительной аппаратуры), а также в ядерной медицине (лечение онкологических заболеваний).
На рис. 10, 11 представлены энергетические распределения плотности потока быстрых нейтронов и гамма-квантов реактора за защитными фильтрами из графита, карбида бора и свинца. Пример демонстрирует использование спектрометра для решения задач радиационной физики и физики защиты от проникающих излучений (взаимодействия излучения с веществом).
ЛИТЕРАТУРА
Руднев П. И., Чешигин И. В. Измерение энергетических распределений плотности потока излучений, или как правильно рассчитать мощность дозы от нейтронов и гамма-квантов // ЭЛЕКТРОНИКА: Наука, Технология, Бизнес. 2022. № 3. С. 118–121.
Reference neutron radiation. Part 3: Calibration of area and personal dosimeters and determination of their response as a function of neutron energy and angle of incidence // ISO 8529-3 1998(E).
Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection against External Radiation // ICRP Publication 74. 1995.
Моисеев А. А., Иванов В. И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене // Изд. 2. Атомиздат, 1974. С. 336.
Conversion Coefficients for Radiological Protection Quantities for External Radiation Exposures // ICRP Publication 116. 2010.
The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection // ICRP Publication 103. 2007.
Нормы радиационной безопасности (СанПиН 2.6.1.2523-09) // НРБ‑99/2009. 2009.
Колеватов Ю. И., Семенев В. П., Трыков Л. А. Спектрометрия нейтронов и гамма-излучения в радиационной физике // Энергоатомиздат, 1990.
Toms M. E. A computer analysis to obtain neutron spectra from an organic scintillator // Nuclear instruments and methods 92. 1971. PP. 61–70.
Руднев П. И., Чешигин И. В. Измерение плотности потока моноэнергетических нейтронов спектрометром-дозиметром SDMF‑1608SN в радиационных полях PTB ионной ускорительной установки (PIAF), Германия // Приборы и техника эксперимента. 2022. № 5. С. 58–64.
Кожевников А. Н., Мадеев В. Г. Сборник тезисов докладов 10‑й юбилейной научной конференции «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях». Обнинск, 2015. С. 297–298.
Большов Л. А. Решение НТС № 10 «Экология и радиационная безопасность» Госкорпорации «Росатом» по вопросу «Обеспечение контроля радиационной обстановки и радиационных рисков персонала на предприятиях Росатома». 20.12.2017.
П. Руднев1, И. Чешигин2
Идентификация ионизирующих излучений и измерения дозиметрических характеристик сегодня все шире используются в различных областях – от ядерной энергетики до медицинских диагностических исследований. Однако большинство доступных сегодня на рынке приборов дозиметрического контроля не отличается высокой точностью. В статье описан малогабаритный цифровой спектрометр-дозиметр нейтронов и гамма-квантов SDMF‑1608SN нового поколения, который позволяет измерять энергетическое распределение плотности потока нейтронов и гамма-квантов в абсолютных величинах (количество частиц / см2 · с) для неизвестного радиационного излучения и на основании измеренного спектра рассчитывать любой дозиметрический функционал. Все измерения и расчеты спектрометр выполняет в режиме реального времени. В статье приведены примеры измерения спектров радионуклидных гамма- и нейтронных источников, ускорителей, генераторов, реакторов.
Введение
Измерения в области ионизирующих излучений традиционно условно делят на два направления: радиометрию, связанную с измерением характеристик источников и полей излучения, и дозиметрию, связанную с изучением величин, характеризующих воздействие ионизирующего излучения на физические и биологические объекты. И в радиометрии, и в дозиметрии существует развитый физико-математический аппарат для детального описания источников, полей и процессов взаимодействия излучения с веществом. При использовании дифференциальных величин для этих целей можно получить более точные результаты, но при этом исследования более трудоемки и требуют более высоких финансовых затрат. Фактически, при планировании измерений с заданной точностью приходится решать оптимизационную задачу, учитывающую одновременно технические и экономические показатели. Поскольку любые свертки дифференциальных характеристик приводят одновременно и к огрублению, и к удешевлению измерений, приборостроение в области ионизирующих излучений всегда однозначно выбирало в качестве параметров, измеряемых прибором, интегральные, более дешевые характеристики в ущерб точности измерений. Так, например, все дозиметрические характеристики зависят от энергии излучения, то есть было бы более разумно и естественно определять их с учетом спектра.
На практике подавляющее большинство измерений дозиметрических характеристик полей выполняют интегральными дозиметрами без учета спектра, что продиктовано, в том числе, и требованиями существующих нормативных документов. Для примера приведем выдержку из методических указаний МУ 2.6.1.14-2001 «Контроль радиационной безопасности. Общие требования»: «8.2. Основные требования к относительной погрешности большинства рабочих средств измерений ионизирующего излучения сформулированы в ГОСТ 2907491, а требования к основной погрешности даны также в стандартах на поверочные схемы для средств измерений соответствующих величин. Предпочтение следует отдавать средствам измерений, имеющим относительную погрешность не более, чем от −30 до +50%». В итоге, несмотря на то, что наиболее точную характеристику любого поля можно определить, лишь измерив ее с учетом координаты, угла падения и энергии падающего излучения, приборов такого типа практически не существует.
Чувствительность же интегральных дозиметров сильно зависит от энергии и угла падения частиц и может меняться в разы при различных энергиях падающего излучения. «Использование таких приборов для измерения полей одного вида излучения с неизвестным энергетическим и пространственным распределением („черное“ поле) или проведение измерений в смешанных гамма-нейтронных полях зачастую оказывается просто бессмысленным, так как не представляется возможным корректная интерпретация полученных показаний» [12].
Фактически, за последние 60 лет приборостроение в области ионизирующих излучений улучшало только сервисные возможности приборов, а их основная метрологическая характеристика – погрешность – практически не изменилась.
Идентификация нейтронов и гамма-квантов
Форма светового импульса в органическом сцинтилляторе зависит от типа заряженной частицы, которая возникает за счет упругого рассеяния нейтронов на ядрах водорода (протон) или гамма-квантов на свободных электронах (Комптоновское рассеяние). Изменение во времени интенсивности световой вспышки, а в дальнейшем и импульса тока на аноде фотоэлектронного умножителя (ФЭУ), можно аппроксимировать двумя компонентами: быстрой и медленной. Интенсивность медленной компоненты может составлять до 90% интенсивности всей вспышки. При этом гамма-кванты, в отличие от нейтронов, имеют только быстрый компонент высвечивания.
На этой основе построены все ранее известные электронные схемы разделения нейтронов и гамма-квантов. Наиболее распространенными из них являются метод Брукса и метод пересечения нулевого уровня. Оба метода реализуются специальными электронными схемами, работающими с аналоговыми сигналами и имеющими для измерения аппаратурного распределения импульсов два канала: линейный и управляющий. Это приводило к естественному ограничению работы спектрометра, либо измеряется энергетический спектр нейтронов, либо гамма-квантов.
В спектрометре SDMF‑1608SN (рис. 1) реализован современный подход для анализа формы импульса от нейтронов и гамма-квантов с использованием высокочастотного аналого-цифрового преобразователя (АЦП) и математического анализа формы импульса массива данных.
Импульсы тока с анода ФЭУ сначала оцифровываются, а затем массив цифровых данных передается специальной программе для анализа их формы с помощью выражения:
Kshape = (Ifast + Islow) / Ifast,
где Kshape – коэффициент формы импульса;
Ifast – интеграл под быстрой компонентой импульса;
Islow – интеграл под медленной компонентой импульса.
На рис. 2 представлен скриншот диаграммы идентификации для радионуклидного источника нейтронов Pu-Be с сопутствующим гамма-излучением. Наблюдается достаточно хорошее разделение излучения источника на нейтроны и гамма-кванты.
Такой поход к идентификации излучения позволяет, во‑первых, в одном эксперименте с помощью одного детектора измерять энергетические спектры нейтронов и гамма-квантов источника излучения, а во‑вторых, перед началом анализа формы импульса выполнять удаление из рассмотрения наложенных импульсов и импульсов шума (не имеющих отношения к импульсам от излучения). Последняя операция позволяет значительно повысить качество идентификации.
Зеленая линия на диаграмме идентификации (см. рис. 2) является критерием для формирования двух массивов данных для аппаратурных спектров нейтронов и гамма-квантов. Нейтроны – выше линии разделения, гамма-кванты – ниже. Положение границы устанавливается экспериментально во время калибровки спектрометра-дозиметра на любом источнике нейтронов с сопутствующим гамма-излучением.
Физические основы спектрометра-дозиметра
Для измерения энергетического распределения плотности потока быстрых нейтронов в диапазоне энергий ~0,1–16 МэВ и гамма-квантов в диапазоне энергий ~0,1–9 МэВ используется детектор на основе органического сцинтиллятора. Для нейтронов метод регистрации основан на упругом рассеянии нейтронов на ядрах водорода с последующим восстановлением энергетического спектра нейтронов из аппаратурного спектра протонов отдачи методом сглаживающего дифференцирования [8]. В процессе восстановления учитываются и вводятся поправки на многократное рассеяние нейтрона в сцинтилляторе и краевые эффекты (выход протона отдачи за пределы сцинтиллятора) [9], что может в значительной мере искажать форму функции отклика спектрометра в уравнении (2).
Аппаратурный спектр, измеренный спектрометром-дозиметром, связан со спектром протонов отдачи выражением:
, (1),
где Ni – число импульсов в i-канале спектрометра-дозиметра;
А – константа, пропорциональная времени измерения спектра и интенсивности источника излучения;
Epi – протонная энергия, соответствующая середине i-канала спектрометра-дозиметра;
ΔEpi – ширина измерительного канала спектрометра в протонной энергии;
F(Ep) – регистрируемый спектр протонов отдачи, связанный с исследуемым спектром быстрых нейтронов интегральным уравнением:
, (2),
где Ф(En) – восстанавливаемый энергетический спектр быстрых нейтронов;
K(En, Ep) – ядро уравнения (или «функция отклика» спектрометра), включающее процессы однократного и многократного n-p-рассеяния, процессы, связанные с рассеянием нейтронов на ядрах углерода с последующим n-p-рассеянием, краевые эффекты и энергетическое разрешение спектрометра.
Сложная зависимость K(En, Ep) от энергии нейтрона не позволяет точно рассчитать спектр Ф(En) из уравнений (1), (2), и говорить можно только о наилучшем приближении к истинному спектру, чем, в частности, обусловлено многообразие методов обработки аппаратурных распределений.
Большое распространение имеет метод сглаживающего дифференцирования, позволяющий получить достаточную точность спектральной информации при сравнительной простоте реализации.
Предполагая, что в интервале ΔEpi энергетический спектр протонов отдачи можно аппроксимировать прямой , уравнение (1) можно записать в следующем виде:
Ni = A · ΔEpi · F(Epi). (1*)
Ядро уравнения (2) можно записать в виде:
где ε(En) – эффективность регистрации нейтронов [9];
B(En) – поправка на двукратное n-p-рассеяние и краевые эффекты [9];
S – площадь поверхности сцинтиллятора, на которую падает нейтронное излучение.
Тогда решение уравнений (1), (2) можно записать в виде:
Ф(En) = −(En/(A · S · ε(En) · B(En))) · d2 N(Ep) / dEp2.
Далее, используя методы численного дифференцирования, можно восстановить абсолютный энергетический спектр быстрых нейтронов из измеренных аппаратурных распределений импульсов.
Энергетическая калибровка спектрометра выполняется на изотопных источниках гамма-квантов, таких как 137Cs (энергия гамма-квантов 0,661 МэВ) или сопутствующие гамма-кванты источника нейтронов Pu(α, n)Be (энергия гамма-квантов 4,41 МэВ).
Переход от энергии гамма-квантов к энергии нейтронов выполняется с помощью «функции равного световыхода», заданной аналитически [9]. Функция связывает энергию протона с энергией электрона, создающей в сцинтилляторе импульсы одинаковой амплитуды. Параметры этой функции были отработаны в измерениях нейтронных спектров моноэнергетичных нейтронов в диапазоне энергий 0,144–19 МэВ [10], а также с помощью измерений энергетического спектра быстрых нейтронов Pu-Be-источника с хорошо известной резонансной структурой в диапазоне энергий 1–11 МэВ.
Для гамма-квантов метод регистрации основан на упругом рассеянии гамма-квантов на свободных электронах (Комптоновское рассеяние) [8]. В указанном выше диапазоне энергий для легких сцинтилляторов сечения процессов полного поглощения гамма-квантов (фотоэффект) и образования пар (электрон-позитрон) пренебрежимо малы по сравнению с сечением Комптоновского рассеяния и ими можно пренебречь.
Для измерения плотности потока медленных нейтронов в диапазоне энергий от 0,03 эВ до 100 кэВ используется детектор на основе борного счетчика СНМ‑13 с полиэтиленовым замедлителем. Детектор откалиброван в широком диапазоне полей медленных нейтронов, сформированных за различными легкими защитными материалами толщиной от 5 до 50 см. Первичным источником быстрых нейтронов служит радионуклидный источник 239Pu(α, n)9Be со средней энергией ~4,9 МэВ.
Энергетические распределения плотности потока нейтронов во всем диапазоне энергий за защитными материалами рассчитывались с помощью кода VRAD (Virtual Radiation) [4], реализующего метод расчетного эксперимента Монте-Карло, и измерялись с помощью спектрометра-дозиметра SDMF‑1608SN в диапазоне энергий от 0,1 до 16 МэВ. Результаты расчета сравнивались с измеренными энергетическими распределениями плотности потока быстрых нейтронов и нормировались на них, что позволяло объединить результаты измерений различными детекторами.
Дозиметрия нейтронов и гамма-квантов
На основе измеренных энергетических распределений плотности потока быстрых нейтронов и гамма-квантов определяются (вычисляются) мощности эффективной дозы или мощности амбиентного эквивалента дозы (Зв / с, Зв / ч, мЗв / с, мЗв / ч, мкЗв / с, мкЗв / ч в зависимости от установок пользователя) от обоих видов излучения в любом выбранном пользователем диапазоне энергий нейтронов и гамма-квантов [1].
При вычислении мощности эффективной дозы и амбиентного эквивалента дозы используются значения конверсионных коэффициентов (Зв · см2) на единичный поток нейтронов и гамма-квантов при различных энергиях излучения для отечественных норм радиационной безопасности (НРБ‑99/2009 [7]) или международных норм радиационной безопасности (ISO 8529-3 : 1998 [2]), (ICRP 74 : 1995 [3]) и (ICRP 116 : 2010 [5]) в зависимости от установок пользователя. Для гамма-квантов вычисляется также мощность экспозиционной дозы (Р / c, Р / ч, мР / c, мР / ч, мкР / c, мкР / ч в зависимости от установок пользователя) в воздухе с использованием значений экспозиционной дозы на единичный поток гамма-квантов при различных энергиях излучения (мкР · см2) (так называемая дозовая кривая Снайдера [4]).
При вычислении мощности эффективной дозы принимается во внимание также геометрия источника излучения (выбирается пользователем) – изотропное поле излучения или мононаправленный пучок излучения, а также для мононаправленного пучка излучения можно выбрать условия облучения человека: грудью, спиной, правым боком, левым боком и круговое облучение (также выбирается пользователем).
Опираясь на определение эффективной дозы, как
,
где Dэфф(E) – энергетический спектр эффективной дозы;
wорг – весовые коэффициенты по органам человека;
Dэкв(E) – энергетический спектр эквивалентной дозы;
qрад(E) – энергетическая зависимость коэффициента качества излучения;
Dпог(E) – энергетический спектр поглощенной дозы,
и выполняя вычисления только для одного вида излучения, можно рассчитать эффективную поглощенную дозу нейтронов и гамма-квантов (Гр).
Для нейтронов: , или .
Для гамма-квантов численно:, так как коэффициент качества равен единице. Достаточно просто изменить размерность.
Для гамма-квантов также вычисляется поглощенная доза в воздухе (Рад). Коэффициент перехода от (Р) к (Рад) равен 0,88.
Примеры использования спектрометра-дозиметра
На рис. 3–11 приведены скриншоты экрана спектрометра как примеры различных энергетических распределений плотности потока быстрых нейтронов и гамма-квантов, измеренных данным спектрометром.
Приведенные энергетические распределения демонстрируют широкий диапазон возможного применения спектрометра в научных и прикладных задачах радиационной физики, дозиметрии и защиты, активационном анализе, радиационной биологии, ядерной медицине, исследованиях радиационной стойкости радиоаппаратуры и конструкционных материалов.
Спектрометр является источником первичной дифференциальной (по энергии) информации о радиационном излучении любого источника, обладая которой можно рассчитать необходимый дополнительный радиационный функционал. Некоторые показатели спектрометр в режиме реального времени (во время измерения) предоставляет пользователю:
интегральную (по энергии) плотность потока,
мощность эффективной и амбиентной дозы,
мощность поглощенной дозы в ткани для нейтронов и гамма-квантов,
мощность экспозиционной и поглощенной дозы в воздухе для гамма-квантов.
На рис. 3–6 представлены результаты применения спектрометра-дозиметра в активационном анализе различных изотопов. Измерения дают возможность определить спектральный состав и абсолютную активность изотопов и изотопных источников нейтронов и гамма-квантов.
На рис. 7–9 представлены результаты измерения энергетического распределения плотности потока нейтронов на различных ускорительных установках. Ускорительные установки, реализующие ядерные реакции, производящие нейтроны, используются для метрологических целей (калибровка и тестирование измерительной аппаратуры), а также в ядерной медицине (лечение онкологических заболеваний).
На рис. 10, 11 представлены энергетические распределения плотности потока быстрых нейтронов и гамма-квантов реактора за защитными фильтрами из графита, карбида бора и свинца. Пример демонстрирует использование спектрометра для решения задач радиационной физики и физики защиты от проникающих излучений (взаимодействия излучения с веществом).
ЛИТЕРАТУРА
Руднев П. И., Чешигин И. В. Измерение энергетических распределений плотности потока излучений, или как правильно рассчитать мощность дозы от нейтронов и гамма-квантов // ЭЛЕКТРОНИКА: Наука, Технология, Бизнес. 2022. № 3. С. 118–121.
Reference neutron radiation. Part 3: Calibration of area and personal dosimeters and determination of their response as a function of neutron energy and angle of incidence // ISO 8529-3 1998(E).
Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection against External Radiation // ICRP Publication 74. 1995.
Моисеев А. А., Иванов В. И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене // Изд. 2. Атомиздат, 1974. С. 336.
Conversion Coefficients for Radiological Protection Quantities for External Radiation Exposures // ICRP Publication 116. 2010.
The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection // ICRP Publication 103. 2007.
Нормы радиационной безопасности (СанПиН 2.6.1.2523-09) // НРБ‑99/2009. 2009.
Колеватов Ю. И., Семенев В. П., Трыков Л. А. Спектрометрия нейтронов и гамма-излучения в радиационной физике // Энергоатомиздат, 1990.
Toms M. E. A computer analysis to obtain neutron spectra from an organic scintillator // Nuclear instruments and methods 92. 1971. PP. 61–70.
Руднев П. И., Чешигин И. В. Измерение плотности потока моноэнергетических нейтронов спектрометром-дозиметром SDMF‑1608SN в радиационных полях PTB ионной ускорительной установки (PIAF), Германия // Приборы и техника эксперимента. 2022. № 5. С. 58–64.
Кожевников А. Н., Мадеев В. Г. Сборник тезисов докладов 10‑й юбилейной научной конференции «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях». Обнинск, 2015. С. 297–298.
Большов Л. А. Решение НТС № 10 «Экология и радиационная безопасность» Госкорпорации «Росатом» по вопросу «Обеспечение контроля радиационной обстановки и радиационных рисков персонала на предприятиях Росатома». 20.12.2017.
Отзывы читателей
