Приборы и техника эксперимента, 2022, № 5, стр. 58-64

ВВЕДЕНИЕ

Мобильный цифровой спектрометр-дозиметр нейтронного и γ-излучения SDMF-1608SN разработан в OOO “Центр АЦП”, Москва [1, 2]. Внешний вид спектрометра-дозиметра показан на рис. 1.

Для измерения энергетического распределения плотности потока быстрых нейтронов в диапазоне энергий 0.1−16 МэВ используется детектор на основе органического сцинтиллятора. Метод регистрации основан на упругом рассеянии нейтронов на ядрах водорода с последующим восстановлением энергетического спектра нейтронов из аппаратурного спектра протонов отдачи методом сглаживающего дифференцирования [3]. В процессе восстановления учитываются и вводятся поправки на многократное рассеяние нейтрона в сцинтилляторе и краевые эффекты (выход протона отдачи за пределы сцинтиллятора).

Детектор на органическом сцинтилляторе также регистрирует энергетические распределения γ-квантов в диапазоне от 100 кэВ до 8 МэВ. Метод регистрации основан на упругом рассеянии γ‑квантов на свободных электронах (комптоновское рассеяние). Энергетическое распределение плотности потока γ-квантов восстанавливается из аппаратурного распределения комптоновских электронов методом сглаживающего дифференцирования с введением поправок на многократное рассеяние γ-квантов в сцинтилляторе и краевые эффекты (выход электронов отдачи за пределы сцинтиллятора) [3].

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 с энергией выше 0.1 МэВ 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. Результаты расчета сравнивались с измеренными энергетическими распределениями плотности потока быстрых нейтронов и нормировались на них, что позволяло объединить результаты измерений различными детекторами.

Спектрометр-дозиметр в реальном масштабе времени обеспечивает измерение аппаратурных распределений импульсов и их идентификацию, восстановление энергетических спектров быстрых нейтронов и γ-квантов с отображением результатов на экране спектрометра-дозиметра и определение (вычисление) мощности эффективной дозы или мощности амбиентного эквивалента дозы (в зивертах) от излучений обоих видов в любом выбранном пользователем диапазоне энергий нейтронов и γ-квантов.

При вычислении мощности эффективной дозы и амбиентного эквивалента дозы используются значения конверсионных коэффициентов (в зиверт-квадратных сантиметрах) на единичный поток нейтронов и γ-квантов при различных энергиях излучения для отечественных (НРБ-99/2009) или международных (ISO-8529(3)-2001, ICRP 74, 1995) норм радиационной безопасности в зависимости от установок пользователя. Для γ‑квантов вычисляется также мощность экспозиционной дозы в воздухе (в рентгенах) с использованием значений экспозиционной дозы на единичный поток γ-квантов при различных энергиях излучения (в микрорентген-квадратных сантиметрах) − так называемая дозовая кривая Снайдера.

При вычислении мощности эффективной дозы принимается во внимание также геометрия источника излучения (выбирается пользователем) – изотропное поле излучения или мононаправленный пучок излучения. 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 D_eff(E) – энергетический спектр эффективной дозы; Q(E) – энергетическое распределение коэффициента качества излучения; w_t – весовой коэффициент для различных органов человека; D_abs,t(E) – энергетический спектр поглощенной дозы для различных органов человека, рассчитывается поглощенная доза (в греях) нейтронов и γ‑излучения для всего человека. Для γ-квантов также вычисляется поглощенная доза (в радах) в воздухе.

Для спектрометра-дозиметра предусмотрена возможность проведения online измерений, что было активно использовано в настоящей работе.

Спектрометр-дозиметр SDMF-1608SN может применяться, в частности, для измерения энергетического распределения плотности потока быстрых нейтронов и γ-квантов на ядерно-энергетических установках, ускорителях и генераторах быстрых нейтронов, а также при калибровках интегральных дозиметров для γ-квантов и нейтронов.

В этой статье будут описаны результаты работы, относящиеся к нейтронному излучению.

УСЛОВИЯ ПРОВЕДЕНИЯ ИЗМЕРЕНИЙ

Измерения спектрометром-дозиметром SDMF-1608SN проводились в полях ионной ускорительной установки PIAF (PTB − Physikalisch-Technische Bundesanstalt Nationales Metrologieinstitut) при энергиях нейтронов: 24, 144, 250, 565 кэВ, 1.2, 2.5, 5.0, 8.0, 14.8, 19.0 МэВ) с 7 по 14 июня 2021 года [5, 6]. Информация о мишенях, использованных нейтронно-образующих реакциях и энергиях нейтронов представлена в табл. 1.

Измерения осуществлялись в полях монохроматических нейтронов в соответствии с общими рекомендациями международных стандартов: ISO 8529-1:2001 “Излучения нейтронные эталонные. Часть 1. Характеристики и методы получения”; ISO 8529-2:2000 “Излучения нейтронные эталонные. Часть 2. Основные принципы калибрования радиационно-защитных приборов, касающиеся основных величин, характеризующих радиационное поле”; ISO 8529-3:1998 “Излучения нейтронные эталонные. Часть 3. Калибровка дозиметров местности и персональных дозиметров, определение их характеристик чувствительности как функции энергии электронов и угла падения”.

Измерения выполнялись в условиях “открытой геометрии” (в помещении размером 24 × 30 × 14 м с малым рассеянием нейтронов) на ускорительном комплексе PIAF PTB (рис. 2). Температура в помещении в процессе выполнения измерений поддерживалась в пределах 21.5 ± 1.0°C.

При проведении измерений использовались три детектора спектрометра-дозиметра для различных областей энергетического диапазона:

− детектор быстрых нейтронов и γ-квантов № 1 был настроен для диапазона энергий нейтронов от 100 кэВ до 2 МэВ;

− детектор быстрых нейтронов и γ-квантов № 2 был настроен для диапазона энергий нейтронов от 500 кэВ до 21 МэВ;

− детектор медленных нейтронов № 3 с диапазоном энергий нейтронов от тепловых нейтронов до 100 кэВ.

Ниже приводятся условия и процедура проведения измерений, а также результаты, полученные на основании отчетов PTB [7–9] и данных измерений.

В каждом измерении детектор (№ 1 и № 2) испытуемого прибора размещался в воздухе, так что в точке измерения находилась его передняя стенка (торцевая часть). Расстояние между точкой измерения и реактивным слоем мишени для образования нейтронов составляло 200 см.

В измерениях медленных нейтронов с энергией 24 кэВ нейтроны падали перпендикулярно направлению оси цилиндрического детектора № 3. Детектор размещался таким образом, чтобы точка измерений находилась на поверхности детектора в 6 см от передней стенки (торцевой части), которая являлась эффективным центром детектора медленных нейтронов.

Облучение детекторов испытуемого устройства при энергиях нейтронов более 100 кэВ осуществлялось под углом 0° относительно направления ионного пучка, а при более низких энергиях нейтронов (с энергией 24 кэВ) − под углом более 0° (см. табл. 1).

Для определения количества нейтронов, рассеянных в воздухе или в элементах конструкций помещения (BG), проводились отдельные облучения с использованием теневого конуса, размещаемого между мишенью и детектором спектрометра-дозиметра (рис. 3). При этом детектор располагался в пределах затененной области. Для некоторых нейтронных полей облучения с теневым конусом не выполнялись ввиду малого числа рассеянных нейтронов.

В качестве мишени при энергиях облучения 5 и 8 МэВ использовался газообразный дейтерий. Для учета вклада в суммарный отклик детектора нейтронов, образующихся при взаимодействии ядер дейтерия с материалом входного окна (молибденовая фольга) и золотым поглотителем пучка, проводились отдельные облучения с мишенями без газа.

При энергии 19 МэВ поле содержит ионы, возникающие при взаимодействии пучка ядер дейтерия с материалом титана тритиевой мишени (Ti(T)). Для устранения влияния данных нейтронов проводилось отдельное облучение с мишенью из титана той же толщины, но без трития. Помимо этого, такое поле содержит монохроматические нейтроны, образующиеся в результате реакции D(d, n)³He с дейтерием, присутствующим в тритии из-за его неидеальной чистоты. Средняя энергия данных нейтронов 5.81 МэВ, а их плотность потока составляет до 3.6% от плотности потока моноэнергетических нейтронов с энергией 19 МэВ, образующихся в результате реакции T(d, n)⁴He.

ПРОЦЕДУРА ИЗМЕРЕНИЙ

Все измерения выполнялись в режиме online, при этом экспериментаторы, управляющие спектрометром-дозиметром, находились в России (Москва), а сам спектрометр-дозиметр – в PTB, Германия (Braunschweig).

Измерения выполнялись по следующей процедуре.

1. Оператор источника нейтронов (специалист PTB) устанавливал детектор спектрометра-дозиметра на необходимое расстояние от мишени ускорителя и включал спектрометр-дозиметр, устанавливая связь между ним и компьютером оператора спектрометра-дозиметра в Москве (специалист ООО “Центра АЦП”).

2. Оператор источника нейтронов (специалист PTB) запускал пучок и информировал об этом оператора спектрометра-дозиметра (специалист ООО “Центр АЦП”) по конференц-связи.

3. Оператор спектрометра-дозиметра выполнял измерения с помощью установленного детектора. По завершении измерений он сообщал об этом оператору источника нейтронов.

4. Оператор источника нейтронов отключал пучок.

5. Все измеренные значения ставились в соответствие времени от включения пучка до его отключения. Длительность фактического интервала измерений не сообщалась. Таким образом, средняя величина плотности потока в течение периода, когда пучок был включен, и периода измерений могли различаться.

РЕЗУЛЬТАТЫ ИЗМЕРЕНИЙ

Результаты измерений специалистами PTB приведены в табл. 2, 3. Их надежность многократно подтверждена результатами международных сличений (CCRI(III)-K10, CCRI(III)-K11 [10, 11]). В таблицах приведены обозначения для идентификации облучения по номеру детектора спектрометра-дозиметра, а также по номеру запуска облучения MS. Для устранения влияния нейтронов, рассеянных в воздухе или испускаемых конструкциями помещения, посредством теневого конуса, расположенного между детектором и мишенью, в данных таблицах приведен заряд пучка Q, т.е. интеграл тока пучка по времени. Аналогично может быть устранено влияние нейтронов, испускаемых мишенью ускорителя, без учета рассеяния в газе.

Величина t соответствует времени измерения, а d − расстоянию между мишенью и точкой расположения детектора. Плотность потока прямых нейтронов Φ_dir  приведена для точки, расположенной на расстоянии d от мишени, производящей нейтроны. Стандартная погрешность u_d измерений расстояния d составляет 0.2 см. Данные измерений времени t и заряда Q носят информационный характер.

Мониторинг тока пучка I  для всех полей, за исключением поля нейтронов с энергией 24 кэВ, выполнялся путем регистрации заряда Q с интервалом в 1 мин. Относительное среднеквадратичное отклонение для этих измерений тока в большинстве случаев составило менее 1.5%. В отдельных случаях наблюдалось линейное отклонение величины I. Соответствующие результаты измерений и наблюдавшиеся отклонения относительно среднего тока для каждого измерения приведены в табл. 2 для обеспечения возможности коррекции и вычисления погрешностей.

На рис. 4 приведены данные измерений энергетической зависимости плотности потока быстрых нейтронов, а в табл. 4 и на рис. 5 – плотность потока источника (измерения PTB) в сравнении с соответствующими измерениями спектрометром-дозиметром. При энергии нейтронов 1.2 МэВ была выполнена смена детекторов нейтронов (детектор № 1 на детектор № 2). Данные измерений и сличение их с параметрами источника показывают высокую точность проведенных измерений, а также подтверждают способность спектрометра-дозиметра измерять энергетические зависимости абсолютной плотности потока нейтронов в широком энергетическом диапазоне.