Мощностей доз

ИЗМЕРЕНИЕ ПЛОТНОСТЕЙ ПОТОКОВ НЕЙТРОНОВ И

РАБОТА № 2. ОПРЕДЕЛЕНИЕ МОЩНОСТИ ЭФФЕКТИВНОЙ ДОЗЫ, ЭКВИВАЛЕНТА ДОЗЫ И СЕЧЕНИЯ ВЫВЕДЕНИЯ НЕЙТРОНОВ

Одним из факторов радиационной опасности работающего ядерного реактора являются интенсивные потоки нейтронов деления, которые излучает активная зона. Спектр нейтронов деления ядерного реактора простирается от ~ 10 эВ до ~ 20 МэВ. Наиболее вероятное значение энергии нейтронов деления составляет 0,75 МэВ, средняя энергия около 2 МэВ. При замедлении нейтронов деления в активной зоне формируются интенсивные потоки тепловых нейтронов.

При облучении биологических объектов нейтронами любых энергий ионизацию в ткани создают вторичные заряженные частицы или g-кванты (посредством передачи энергии электронам), сопровождающие те или иные ядерные процессы с участием нейтронов. При этом следует рассматривать упругое и неупругое рассеяние нейтронов, радиационный захват и ядерные расщепления с вылетом заряженных частиц. Вероятность того или иного процесса зависит от энергии нейтронов и состава биологической ткани (мышечная ткань, кость, различные органы).

Доза, создаваемая нейтронами, обусловлена поглощенной энергией вторичного излучения, возникающего при взаимодействии нейтронов с тканями организма. Значимость тех или иных процессов взаимодействия нейтронов определяется энергетическим распределением нейтронов во всем диапазоне энергий от тепловых до быстрых.

Основное требование, предъявляемое к дозиметрическим приборам - это возможность по их показаниям оценить эффективную дозу как меру неблагоприятных последствий облучения, которому подвергается персонал, работающий в поле излучения.

Согласно нормам радиационной безопасности НРБ-99, радиологической мерой потенциального ущерба, нанесенного человеку облучением, является эффективная доза Е. Она - функционал, позволяющий привести все возможные случаи неравномерного внешнего и внутреннего облучений тела человека к эквивалентному по ущербу равномерному облучению всего тела: облучению с равными эффективными дозами соответствуют равные ущербы. Формально значение эффективной дозы можно записать в виде

Е = , (2.1)

где D_T,R – поглощенная доза излучения вида R в органе или ткани Т, численно равная отношению энергии первичного и вторичного излучений, переданной органу или ткани, отнесенная к массе этого органа или ткани;

W_R – взвешивающий коэффициент для вида излучения, который характеризует возможность возникновения некоторого усредненного условного стохастического эффекта у человека при воздействии излучений разной природы на стандартного человека при хроническом облучении в области малых доз;

W_T – взвешивающий коэффициент для ткани, учитывающий различную чувствительность разных органов и тканей к появлению и развитию стохастических радиогенных эффектов облучения.

Численные значения коэффициентов W_R и W_T регламентируются нормами НРБ-99; W_R нейтронов устанавливается для пяти энергетических интервалов, а W_T – для двенадцати органов с наибольшей чувствительностью к возникновению радиогенных раковых заболеваний и появлению наследственных генетических эффектов.

Эффективная доза – нормируемая величина, но она не может быть непосредственно измерена и, следовательно, воспроизведена в виде эталона. Более того, эффективная доза не может быть и персональной дозой конкретного человека. Она может быть получена только расчетным путем имитацией реальных условий облучения, предусматривающей применение фантомов. В результате помещения фантома в исходное радиационное поле это поле деформируется; на деформацию влияют размеры, геометрия и элементный состав фантома.

Моделируя внешнее облучение нейтронами различных энергий стандартного антропоморфного фантома, соответствующего условному среднему человеку, можно определить поглощенные дозы D_T,R для разных органов, входящих в список W_Т, и для различных энергетических интервалов, входящих в определение W_R, а затем получить энергетическую зависимость эффективной дозы от энергии первичных нейтронов в соответствии с выражением (2.1). Очевидно, такая фантомно-зависимая величина будет зависеть от геометрии облучения фантома, т.е. от исходного пространственного распределения флюенса. В НРБ-99 приведены энергетические зависимости эффективной дозы, рассчитанные для изотропного исходного поля нейтронов (ИЗО) и облучения плоскопараллельным потоком в передне-задней геометрии (ПЗ). Это два крайних случая возможного распределения флюенса; реальные условия облучения находятся между ними. Указанные зависимости приведены на рис. 2.1 в диапазоне энергий нейтронов от тепловых до 20 МэВ; заштрихована область реальных условий облучения.

Поскольку измерение нормируемых величин при контроле облучения невозможно, для оценки соответствия условий облучения нормативным требованиям используются операционные величины, однозначно определяемые через физические характеристики поля излучения в некоторой точке, максимально возможно приближенные к нормируемой величине и предназначенные для консервативной оценки этой величины. Международная комиссия по радиологической защите МКРЗ в качестве такой операционной величины для оценки радиационной обстановки рекомендует использовать амбиентный эквивалент дозы Н^*(d). Эквивалентом дозы Н называется величина

, (2.2)

где - функция распределения поглощенной дозы по линейной передаче энергии L в заданной точке;

Q(L) – зависимость коэффициента качества излучения от L, которая может быть задана на основании обобщения экспериментальных данных о вероятностях тех или иных биологических эффектов излучения и для различных эффектов может быть различной;

D – поглощенная доза в заданной точке;

- средний коэффициент качества излучения.

Эквивалент дозы – не физическая величина, как и эффективная доза, он измерен быть не может, поскольку задание зависимости Q(L) – это волевое решение. Но, если эта зависимость уже задана для конкретных условий определенной функцией, то данный эквивалент дозы в выражении (2.2) определяется однозначно через физические величины, что позволяет его рассчитать и не ставить ограничений для инструментальных оценок.

С точки зрения принятия концепции нормирования по эффективной дозе МКРЗ рекомендовала соответствующую зависимость Q(L), которая и была принята в обоснование НРБ-99.

При определении амбиентного эквивалента дозы Н^*(d) поглощенная доза D должна быть определена в точке на глубине d от поверхности в шаровом фантоме МКРЕ. Фантом МКРЕ представляет собой тканеэквивалентный шар диаметром 30 смс плотностью 1 г/см³. Центр шара совмещается с точкой, которой Н^*(d) должен быть приписан. Рассматривается гипотетическое поле излучения, идентичное реальному по составу, флюенсу и энергетическому распределению, но мононаправленное и однородное в пределах сечения шара и падающее на шар со стороны точки детектирования вдоль оси, соединяющей указанную точку и центр шара. Для внешнего облучения любым излучением требуется полагать d = 10 мм. Энергетическая зависимость Н^*(10) для нейтронов от тепловых энергий до 20 МэВ представлена на рис. 2.1. Видно, что в области тепловых энергий Н^*(10) несколько превышает эффективную дозу, далее до энергий нейтронов 50 – 70 кэВ и на участке 2 – 20 МэВ значение Н^*(10) находится в пределах от Е(ИЗО) до Е(ПЗ). В области промежуточных энергий 50 кэВ – 2 МэВ значения Н^*(10) значительно превышают Е(ПЗ), почти вдвое при энергиях в несколько сотен кэВ. Подобные различия вполне закономерны, т.к. обе величины, и Е, и Н^*(10) получены расчетным путем с принудительно принятыми усредненными взвешивающими коэффициентами для Е и зависимостью Q(L) для Н^*(10). Все усреднения проводятся по различным биологическим эффектам на основании ограниченного экспериментального материала и могут быть изменены по мере его накопления. Шаровой фантом МКРЕ моделирует антропоморфный фантом, а тот, в свою очередь, моделирует усредненного человека. Поглощенная доза нейтронов формируется нерассеянными первичными нейтронами, рассеянными нейтронами, а также фотонным излучением, возникающим при взаимодействии нейтронов. Очевидно доза в конкретной точке D не будет совпадать с дозами D_T,R, усредненными по отдельным органам и тканям в различной геометрии облучения. Амбиентный эквивалент дозы – это одна из возможных операционных величин и в настоящее время он рекомендован в качестве фактора сравнения для реальных измерителей дозы; другими словами измеритель мощности амбиентного эквивалента дозы рекомендуется в качестве инспекционного дозиметра. Градуировку измерительных приборов в этом случае необходимо осуществлять в поле мононаправленного равномерного излучения поверочной установки сравнением с показаниями измерителя амбиентного эквивалента дозы.

Показания реального дозиметрического прибора М, предназначенного для контроля нейтронной радиационной обстановки, связаны с распределением флюенса нейтронов по энергии следующим соотношением

М = , (2.3)

где - плотность распределения флюенса падающих на дозиметр нейтронов по энергии нейтронов Е_n;

К(Е_n) – коэффициент чувствительности, переводящий значение флюенса падающих на дозиметр нейтронов с энергией Е_n в показания прибора.

Наиболее просто регистрировать тепловые нейтроны по реакции

¹⁰В + n = ⁷Li + a + Q, где Q - энергия реакции. При этом регистрируются заряженные продукты реакции - a-частица и ядро ⁷Li, теряющие большую энергию (несколько МэВ) и имеющие небольшой пробег в чувствительном объеме детектора. Обычно используют газовые детекторы, содержащие газ ВF₃ или покрытые бором поверхности внутри газового промежутка, а также сцинтилляционные детекторы, имеющие бор в составе сцинтиллятора.

Можно окружить небольшой детектор тепловых нейтронов замедляюще–поглощающим веществом, как показано на рис. 2.2, и подобрать размеры, форму и состав таким образом, чтобы показания прибора М были пропорциональны какому-либо эквиваленту эффективной дозы в широком диапазоне энергий первичных нейтронов. Применяемый в данной лабораторной работе дозиметр – радиометр МКС-01 именно так и устроен. Зависимость чувствительности дозиметра МКС-01 от энергии нейтронов в диапазоне энергий 10 кэВ – 10 МэВ приведена на рис. 2.1, из которого видно, что в этом диапазоне энергий показания дозиметра МКС-01 более адекватны эффективной дозе, чем амбиентный эквивалент Н^*(10). При меньших энергиях нейтронов показания МКС-01 резко падают из-за наличия поглотителя тепловых нейтронов – слоя кадмия внутри замедлителя.

При энергиях, больших, чем 4 МэВ, начинается резкое уменьшение показаний прибора МКС-01 и при 10 МэВ показания становятся меньше, чем Е(ИЗО). Подобное уменьшение показаний связано с небольшими размерами замедлителя.

Способ измерений, реализованный в дозиметре МКС-01, основан на моделировании энергетической зависимости коэффициента K(Е_n) в формуле (2.3), и ограничения энергетического диапазона (10 кэВ - 10 МэВ) вполне естественны. Реальная доза нейтронов в организме человека формируется протонами, тяжелыми ядрами отдачи, продуктами ядерных реакций с выходом заряженных частиц и фотонами радиационного захвата. Применение детектора, регистрирующего только тепловые нейтроны, очевидно, не может быть полностью адекватно всем указанным процессам.

Если в формуле (2.3) разделить пределы интегрирования на р отдельных интервалов, т.е. записать

М = , (2.4)

где i - номер интервала, - среднее значение коэффициента, переводящего значение флюенса нейтронов в i-м энергетическом интервале в оценку эффективной дозы, обусловленной этими нейтронами, то, измерив значения Ф_i, можно получить оценку эффективной дозы.

Общий вид зависимости K(E_n) для двух геометрий формирования флюенса (ИЗО и ПЗ) был представлен на рис. 2.1. Конкретные значения K(E_n) приведены в табл. 2.1. (в соответствии с НРБ-99) для диапазона энергий от тепловых нейтронов до 20 МэВ.

Таблица 2.1

Значения эффективной дозы в изотропной E (ИЗО), плоскопараллельной геометрии Е (ПЗ) и амбиентного эквивалента дозы Н*(10), отнормированные на единичный флюенс нейтронов, а также отношение эквивалента дозы Н, измеренного МКС к значению Е(ПЗ) и отношения Н*(10) к Е(ПЗ) для различных энергий нейтронов Е_n

Еn, МэВ	К (ИЗО), 10^-12 Зв×см^2	К (ПЗ), 10^-12 Зв×см^2	Н*(10), 10^-12 Зв×см^2	Н(МКС)/E(ПЗ)	Н*(10)/Е(ПЗ)
тепл.	3,30	7,60	10,6	-	1,39
10^-6	5,63	13,8	13,3	-	0,96
10^-4	6,45	14,6	9,40	-	0,64
10^-3	6,04	14,2	7,90	-	0,56
10^-2	7,70	18,3	10,5	1,10	0,57
5×10^-2	17,3	38,5	36,0	1,00	0,94
10^-1	27,2	59,8		0,95	1,47
5×10^-1	75,0			1,00	1,71
1,0				1,25	1,48
3,0				1,22	0,95
5,0				0,91	0,85
10,0				0,55	0,88
20,0				-	1,17

Дозиметр - радиометр МКС-01 позволяет реализовать подобную оценку эффективной дозы в упрощенном виде. Если удалить внешний замедлитель (рис. 2.2), то прибор превращается в измеритель плотности потока быстрых и промежуточных нейтронов, а если оставить только сцинтилляционный детектор, то прибор будет регистрировать тепловые нейтроны. Энергетический диапазон в режиме измерителя потоков быстрых и промежуточных нейтронов составляет для МКС-01 от 1 кэВ до 14 МэВ, при этом значения переводного коэффициента К(Е) в формуле (2.4) изменяются для геометрии ПЗ от 14 до 500 (табл. 2.1). Очевидно, усреднение по такому широкому диапазону энергий будет слишком грубым. Однако, если воспользоваться формой спектра источника быстрых нейтронов и проинтегрировать выражение (2.4) по более мелким участкам спектра, можно получить приемлемое значение М в качестве оценки значения эффективной дозы. Спектр нейтронов деления источника ²⁵²Cf имеет максвелловский вид:

, (2.5)

где Т - температура спектра (1,43 МэВ для ²⁵²Cf и 1,29 МэВ для ²³⁵U). Экспериментально полученные спектры нейтронов, образующихся при делении ²³⁵U и ²³⁹Pu медленными нейтронами изображены на рис. 2.3. Средние по диапазонам энергии нейтронов для спектра деления ²⁵²Cf представлены в табл. 2.2. Исходя из этих значений, можно выбрать из табл. 2.1 соответствующие коэффициенты К_i и значения n_i, позволяющие вычислить М по формуле (2.4) в качестве оценки эффективной дозы.

Просуммировав показания детекторов МКС-01 с взвешивающими коэффициентами n_i из табл. 2.2 и соответствующими энергиям значениями дозовых коэффициентов K_i из табл. 2.1, по формуле (2.4) получаем оценку эффективной дозы.

Таблица 2.2

Средние энергии и долевые вклады n_i в флюенс нейтронов спектра деления ²⁵²Cf

Диапазон		ni	Измеритель МКС-01
Тепловые	0,025 эВ		Тепловые нейтроны
1 - 10 кэВ	7 кэВ	~ 0	Быстрые и промежуточные нейтроны
10 - 100 кэВ	50 кэВ	0,014
100 кэВ - 2 МэВ	1 МэВ	0,562
2 МэВ - 4 МэВ	3 МэВ	0,291
> 4 МэВ	5,1 МэВ	0,133

Дата добавления: 2014-12-08