авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ БИБЛИОТЕКА РОССИИ

КОНФЕРЕНЦИИ, КНИГИ, ПОСОБИЯ, НАУЧНЫЕ ИЗДАНИЯ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ


Pages:     | 1 || 3 | 4 |

«Глава 1. Радиационная безопасность и радиационный контроль 1.1. Радиационная безопасность, ее цели и задачи, мероприятия по обеспечению Новая научно-практическая дисциплина – радиационная ...»

-- [ Страница 2 ] --

Примером дозиметра с полупроводниковым детектором (ППД) является индивидуальный дозиметр ДКС-АТ3509. Принцип действия дозиметра основан на измерении интенсивности и амплитудной дискриминации импульсов, генерируемых в полупроводниковом детекторе под действием регистрируемого фотонного излучения. В дозиметре преобразование временных и амплитудных распределений в непосредственно измеряемые величины Нр(10) и ее мощность, осуществляется автоматически. В ППД под воздействием излучения генерируются заряды, которые усиливаются и преобразуются в импульсы напряжения в усилителе.

С выхода усилителя импульсы поступают в процессор управления на четырехканальный амплитудный дискриминатор. Первый порог соответствует энергии 15 кэВ. Импульсы с амплитудой меньше первого порога не регистрируются. Остальные пороги дискриминации выбраны так, чтобы обеспечить меньший ход ЭЗЧ. Благодаря энергокомпенсирующему фильтру и специальному алгоритму обработки информации в дозиметре эффективно реализуется коррекция ЭЗЧ во всем диапазоне энергий от 15 кэВ до 10 МэВ. При этом в диапазоне энергий от 15 кэВ до 1,5 МэВ ЭЗЧ относительно 662 кэВ не превышает 25 %, в диапазоне энергий (1,5 — 10) МэВ она составляет 60 %.

Среди показывающих дозиметров прежних поколений широкое распространение получили приборы, в которых в качестве детектора используется ионизационная камера конденсаторного типа. Принцип работы этих дозиметров рассмотрен выше и основан на разрядке емкости, заряженной до начальной разности потенциалов. В поле ИИ разность потенциалов уменьшается вследствие осаждения на электродах ионов, образованных в газовой полости. Величина изменения потенциала и служит мерой дозы излучения.

Предварительная зарядка камер осуществляется от отдельного источника напряжения.

Разность потенциалов после облучения дозиметра измеряют либо на отдельном пульте, либо с помощью специального электрометра и оптической системы, вмонтированных в корпус камеры.

Типичными представителями прямопоказывающих приборов такого типа являются дозиметры экспозиционной дозы ДК-0,2. Дозиметры КИД (КИД-1, КИД-2 и др.), ДП-22, ДП- являются конденсаторными дозиметрами, по показаниям которых доза определяется при их измерении на отдельном пульте.

В качестве типичного примера устройства конденсаторного дозиметра на рис. 3.5. показана конструкция ДК-02.

Дозиметр состоит из следующих основных частей:

-1 дюралюминиевый корпус (внешний электрод);

-2 малогабаритная ионизационная камера с воздухоэквивалентны ми стенками толщиной 0,8 мм;

- 3 изолятор;

- 4 внутренний электрод из алюминиевой проволоки;

- 12 кварцевая нить;

- 7 окуляр, - 10 объектив, - 8 шкала отсчетного микроскопа.

Цена одного деления дозиметра 10 мР, вся шкала составляет 200 мР.

Среди современных дозиметров такого типа можно отметить индивидуальный прямопоказывающий дозиметр ИД-0,2, являю-щийся аналогом ДК-02, но позволяющий еще и оценивать дозу тепловых нейтронов.

Основные характеристики этого дозиметра:

- диапазон измерения поглощенной дозы (20 –200) мрад;

- диапазон энергий – (50– 2200) кэВ;

ЭЗЧ 25% относительно энергии 1250 кэВ.

3.6.3 Фотографические дозиметры Принцип действия фотографического дозиметра основан на свойстве ИИ воздействовать на чувствительный слой фотопленки аналогично видимому свету вызывать его почернение.

Плотность почернения пленки в относительных единицах зависит от дозы облучения и определяется ее зависимостью от дозы — так называемой сенситометрической характеристикой дозиметра, вид которой представлен на рис. 3.6.

ЭЗЧ фотопленки существенно возрастает (до 20 раз) для низких энергий фотонов в области нескольких десятков кэВ, что обусловлено различием эффективного атомного номера эмульсии пленки и воздуха. ЭЗЧ фотопленки представлена на рис. 3.7 как зависимость почернения от энергии под различными фильтрами кассеты ИФК-2,3 (цифрами около кривых обозначены номера фильтров кассеты).

В связи со значительной ЭЗЧ фотопленку используют с компенсирующими фильтрами, которые уменьшают энергетическую зависимость чувствительности при низких энергиях, как это хорошо видно из рис. 3.7. Фильтр 4 состоит из свинца толщиной 0,75 мм и гетинакса толщиной мм.

На основе фотопленки было разработано несколько типов индивидуальных дозиметров, которые широко применялись до начала 90-х годов и находят применение, хоть и ограниченное, в настоящее время. Но в основном этот метод индивидуальной дозиметрии практически полностью вытеснен термолюминес-центным методом с использованием термолюминесцентных детекторов (ТЛД).

Типичным фотографическим ИД является дозиметр на основе кассеты ИФК-2,3 с помещенной внутрь нее рентгеновской пленкой РМ-5 или ORWO RD 3-4. Корпус дозиметра представляет собой карболитовую кассету размером 40х60 мм, состоящую из 2-х складывающихся половин. Внутренняя полость кассеты разделена на четыре части. На лицевой стенке кассеты имеется окно размером 16х21 мм. В каждой стенке кассеты с внутренней стороны вмонтированы противоположно друг другу 3 фильтра из гетинакса, алюминия и свинца различной толщины для выравнивания ЭЗЧ. По соотношению почернений пленки под разными фильтрами можно определять энергию и дозы фотонного и бета- излучений в диапазоне энергий от 100 кэВ до МэВ.

Измерение плотности почернения пленок производится на денситометрах типа ДП-1, ДФЭ 10 или более современных. Для каждой партии пленки по результатам градуировки строится градуировочная кривая – зависимость почернения пленки от дозы облучения (рис.6). С помощью этой кривой и по измеренному значению почернения рабочих пленок определяется дозы облучения персонала.

Данная методика позволяет измерять поглощенную дозу фотонного излучения в интервале энергий от 20 кэВ до 3 МэВ и в диапазоне доз от 0,1 мЗв до 1 Зв с погрешностью около 30%.

Важными достоинствами индивидуальных фотографических дозиметров являются возможность выделять вклад в дозу от мягкого фотонного и бета-излучения, а также документальность, то есть сохранность информации на пленке после ее проявки в течение длительного времени.

3.6.4 Термолюминесцентные дозиметры Под термолюминесценцией понимается испускание света при нагревании твердого тела (люминофора или фосфора) вследствие его предварительного возбуждения. Причиной возбуждения может быть ИИ, свет, химические или механические воздействия. При возбуждении тела происходит поглощение энергии, которое вызывает перераспределение электронов на энергетических уровнях. В процессе нагревания люминофора он возвращается в первоначальное энергетическое состояние и часть освобождающейся энергии излучается в виде квантов света.

Используются два метода за наблюдением свечения тела при нагревании: измерение интенсивности свечения Ф как функции времени нагревания Ф(t) или как функции температуры Ф(Т). Зависимость между интенсивностью свечения и температурой называется кривой термического высвечивания (КТВ), которая является одной из основных характеристик люминофора. Типичная КТВ представлена на рис. 3.8.

КТВ имеет несколько максимумов (пиков) разной амплитуды при различных температурах, которые обусловлены наличием в люминофоре дискретных метастабильных энергетических состояний – локальных уровней захвата электронов. Каждому пику соответствуют свои уровни, которые заполняются электронами при возбуждении люминофора и освобождаются при его нагревании с испусканием квантов света. Вид КТВ и расположение на ней пиков зависит от скорости нагрева — при увеличении скорости нагрева амплитуда пиков возрастает, а ширина уменьшается. Люминофоры принято характеризовать максимальными значениями температуры пиков считая, что нагревание происходит с постоянной скоростью.

Использование термолюминофоров, называемых обычно термолюминисцентными детекторами (ТЛД), в дозиметрии обусловлено зависимостью между поглощенной дозой в детекторе или величиной Нр(10) и интенсивностью свечения Ф, в предположении, что свечение вызвано только воздействием ИИ.

В качестве величины, характеризующей дозу облучения, обычно используют либо максимальное значение свечения Фмакс в данном пике, то есть интенсивность пика, либо интегральную светосумму за промежуток времени от t1 до t2 нагревания детектора. Первый метод называется пиковым, второй — интегральным. Каждый из них имеет свои преимущества и недостатки. В современных приборах более широко применяется интегральный метод, т.к. он наиболее точный и меньше зависит от параметров нагревательной установки При пиковом методе наблюдается незначительная потеря информации (фединг), т.к. при использовании этого метода нет влияния затухания низкотемпературных пиков, как при интегральном методе. Поэтому пиковый метод имеет преимущества при измерении малых доз, но он требует высокой стабильности нагрева детектора.

Использование ТЛД в дозиметрии должно удовлетворять ряду следующих требований:

- чувствительности только к ионизирующему излучению;

достаточно большой интенсивностью свечения;

линейной зависимостью интенсивности свечения от дозы;

малым федингом за период накопления или измерения дозы;

незначительной ЭЗЧ;

малой зависимостью показаний от величины дозы;

подходящим спектром люминесценции;

большой кратностью использования детекторов;

близостью эффективного атомного номера детектора и биологической ткани (7,42);

- малым нижним пределом измерения;

- нечувствительностью к видимому свету;

- дешевизной и возможностью массового производства.

Детекторы, которые одновременно удовлетворяли бы полностью всем перечисленным выше требованиям, нет. В последнее время получен ряд люминофоров, которые по своим параметрам подходят для использования в дозиметрии. Однако применение ТЛД в индивидуальной дозиметрии кроме перечисленных выше требований имеет и ряд особенностей, связанных с регистрацией различных видов излучения.

Так, при регистрации фотонного излучения, имеющего, как правило, широкий энергетический диапазон, желательно иметь незначительную ЭЗЧ детектора. У большинства же типов ТЛД, кроме LiF, ЭЗЧ довольно велика, поэтому возникает необходимость использовать различные фильтры, чаще из металла, для уменьшения этой зависимости в области низких энергий. Фильтры используются и для детекторов LiF, если эти детекторы применяются при энергиях фотонов ниже 100 кэВ.

Для регистрации бета- излучения требуются тонкие детекторы с толщиной от 7 до 100мг/см2, т. к. толстый детектор зарегистрирует среднюю поглощенную дозу в своем объеме, чем может занизить ее значение в том слое кожи (0,07 мм), в котором ее необходимо измерять.

Это связано с резкой неравномерностью изменения поглощенной дозы бета-излучения с глубиной в ткани. Если же в качестве чувствительного слоя кожи считается слой базальных клеток эпидермиса, располагающийся на глубине от поверхности (5-10) мг/см2, то необходимо использовать детектор именно такой толщины.

Большинство ТЛД не регистрирует нейтроны, кроме некоторых типов, таких, как LiF, обогащенных 6Li, и некоторых других. Но даже эти детекторы наиболее чувствительны к тепловым нейтронам. Поэтому в дозиметрии нейтронов широкого диапазона энергий применяется очень ограниченный набор детекторов, в основном LiF, которые используются в альбедных дозиметрах, основанных на регистрации тепловых нейтронов, образующихся при замедлении в теле человека падающих на него нейтронов широкого диапазона энергий.

На сегодняшний день в дозиметрии используются только неорганические люминофоры, активированные теми или иными примесями. Атомы примесного вещества замещают в кристаллической решетке атомы основного вещества и образуют центры люминесценции.

Наличие тех или иных примесей может существенно изменить свойства фосфора. Например, повысить выход люминесценции (Al, Ca, Ti, Cu) или сдвинуть максимум КТВ (Mg).

ТЛД производятся в различных видах, в основном в виде кристаллического порошка или в виде монокристалла. В первом случае порошок либо прессуется в таблетки различного размера, либо смешивается с наполнителем, например, с тефлоном. Иногда порошок используется в ампулах или наносится на металлическую подложку с помощью клея. Монокристаллические детекторы используются непосредственно.

В настоящее время в дозиметрии нашли применение следующие основные типы ТЛД.

Фтористый литий — LiF. В качестве активаторов в этом люминофоре используются Mg, Al, Ca, Ti, Cu. К основным достоинствам этого люминофора относится небольшая ЭЗЧ (не более 25% в диапазоне от 30 кэВ до нескольких МэВ), близость эффективного атомного номера (8,2) к атомному номеру ткани. Детекторы изготовляют как в виде монокристалла выращиванием из расплава LiCl c помощью HF, так и в виде монокристаллического порошка. Производятся детекторы как из естественного флюорида лития, содержащего 7% 6Li и 93% 7Li, так и детекторы с изотопом 6Li, которые чувствительны к нейтронному и к фотонному излучениям. Детекторы с изотопом 7Li чувствительные только к фотонному излучению. Этот люминофор имеет до тридцати максимумов, однако на практике различают в основном три пика высвечивания: при 100, 150 и 200 градусах, причем, последний пик, как правило, является рабочим для использования в дозиметрии.

Существует большое количество типов детекторов из фтористого лития. Наиболее известны из них детекторы фирмы Харшоу TLD-100 (LiF-Mg, Ti), TLD-600 (6LiF) и 700 (7LiF), а также выпускаемые в России детекторы ТЛД-400, ДТГ-4, ТЛД-1011 (LiF-Mg, Cu, P) и ТЛД-1011Т (тонкие). Детекторы ТЛД-1011 отличаются высокой чувствительностью к фотонному излучению (в 10-20 раз выше, чем ДТГ-4) и небольшой ЭЗЧ (10% для энергии фотонов выше 20 кэВ).

Детекторы используются либо в виде монокристаллов, которые, однако, могут иметь довольно большой разброс в партии, либо в виде порошка, спрессованного в таблетки или смешанного с наполнителем, например, с тефлоном. Детекторы этого типа могут применяться в дозиметрии и без фильтров, выравнивающих ЭЗЧ, так как для данного типа фосфоров она незначительна. Однако применение металлических фильтров позволяет снизить эту зависимость до еще меньшей величины (5%). Толщина применяемых детекторов колеблется от 0,15 мм до мм, форма детекторов либо круглая диаметром (0,4—0,5) мм, либо квадратная (3,17x3,17 мм). В индивидуальной дозиметрии детекторы используются для измерения доз фотонного излучения с энергией более 30 кэВ, бета- излучения и в дозиметрии нейтронов — в альбедных дозиметрах, основанных на регистрации детектором 6Li тепловых нейтронов, вышедших из тела человека в результате замедления в нем падающих на него нейтронов широкого энергетического диапазона.

Подробнее альбедные дозиметры рассматриваются в разделе о дозиметрах нейтронов.

Погрешность измерения эквивалентных доз фотонного излучения с помощью таких детекторов составляет (10-15)%, пределы измерения — от 0,01 мГр до 100 Гр, кратность применения детекторов составляет около 100, потеря информации (фединг) незначительная (до 5% в год при температуре 20 С).

Сульфат кальция — CaSO4:Dy. К основному достоинству детектора относится высокая чувствительность, в двенадцать и более раз превышающая чувствительность большинства типов ТЛД из LiF. В связи с этим нижний предел регистрации составляет десятые доли мкГр, верхний около 1Гр. Кроме того, этот фосфор имеет простую КТВ с максимумом при температуре (170-250) С. Недостатком таких детекторов является значительная ЭЗЧ, достигающая 10 раз при энергиях сотни кэВ по сравнению с LiF, т.к. эффективный атомный номер их равен 15,5, высокий фединг — до 15 % и более в течение года. Детекторы такого типа вполне пригодны для использования в индивидуальной дозиметрии фотонного излучения с энергией выше 300 кэВ, а при более низких энергиях с соответствующим фильтром, например, из олова толщиной 2 мм. Эти детекторы в связи с их высокой чувствительностью пригодны и для радиационного мониторинга окружающей среды.

Распространенным способом применения детекторов является смесь люминофора с тефлоном при массовом соотношении 1:1. Другим способом приготовления детекторов является нанесение люминофора на подложки из разных материалов с закреплением с помощью термостойких лаков. Тонкие детекторы из CaSO4:Dy толщиной около 0,1 мм, нанесенные на тонкую фольгу, используются в дозиметрах-перстнях для определения кожной дозы облучения.

Известны детекторы фирмы Харшоу TLD-900 из CaSO4:Dy.

Флюорид кальция, активированный марганцем — CaF2:Mn. Детектор близок по характеристикам к сульфату кальция, однако обладает несколько более высоким федингом (до 20% в год). Используется в виде кристаллического порошка или в виде монокристаллов (полевой шпат). КТВ имеет довольно простой вид и ее максимум находится при 260 С.

Этот тип детекторов часто применяется по измерению максимума высвечивания. В дозиметрии они также используется с фильтрами из-за значительной ЭЗЧ при энергии ниже (300—400) кэВ (выше, чем у CaSO4). В качестве фильтров применяются олово и свинец. У люминофора заметна чувствительность к механическим и химическим воздействиям. Детекторы из такого люминофора, покрытые изотопом 6Li или кадмием, могут применяться для регистрации тепловых нейтронов.

Алюмофосфатные стекла на основе Al2 03 (3Р2 О5) с марганцем в качестве активатора.

Детекторы имеют КТВ с одним максимумом при температуре 350 С. Нижний предел измерений детекторов составляет 0,2 мГр, верхний - до 0,1Гр. ЭЗЧ довольно значительная — до 3,5 раз в диапазоне энергий от 20 кэВ до нескольких МэВ. Однако применение фильтров из олова и алюминия снижает ее 20 %. Фединг таких детекторов достаточно мал. К недостаткам такого типа детекторов относится их чувствительность к освещению. В частности, дневной свет влияет на сохранность дозиметрической информации, приводя к ее потере (до 30% за полтора месяца), что вызывает необходимость упаковки детекторов в светонепроницаемую бумагу. Детекторы представляют собой однородные монолитные тела, что придает им преимущество перед порошкообразными или прессованными детекторами. Данный тип детекторов получил широкое применение в дозиметрии (метод ИКС), в том числе при аварийном контроле.

Из других термолюминофоров, применяемых в дозиметрии, можно отметить борат лития Li2B4O7:Mn, который по Zэфф (7,4) близок к ткани, но имеет довольно высокий нижний предел измерений (около 0,5 мГр). Известны также детекторы из MgF2:Mn, свойства которых подобны свойствам CaF2:Mn, однако, имеющие Zэфф, более близкий к ткани.

ТЛД используются в ИДК в составе ТЛД - систем, которые включают в себя:

- ТЛ-детектор (ТЛД);

- ТЛ-дозиметр, состоящий из ТЛ-детектора, корпуса (кассеты), фильтров и держателя для крепления на спецодежде;

- ТЛ-измеритель (считыватель) прибор для измерения света, испускаемого ТЛД, и состоящий из нагревателя, измерителя света и электронных устройств;

- вспомогательные устройства (система обеспечения измерителя азотом, термостаты для отжига детекторов, устройство для размещения ТЛД при градуировке и др.).

ТЛД используются в различных формах, начиная от порошка, таблетированных детекторов, получаемых либо прессованием поликристаллического порошка, либо разрезанием выращенных монокристаллов, и детекторов, нанесенных на различные подложки. В последнее время все большее применение находят ТЛД - карты (card), в которых размещаются детекторы, запрессованные в прозрачную термостойкую пленку. В зависимости от назначения детекторов и кассеты, в которых будут использоваться такие карты, количество и типы детекторов могут быть различными: от одного или двух детекторов до четырех детекторов различного типа и размеров в одной карте.

Так, в дозиметре, предназначенном только для измерения доз фотонного излучения, может использоваться карта с одним или двумя детекторами одного типа, а в дозиметре для измерения доз фотонного, нейтронного (альбедные дозиметры) и бета- излучения могут применяются карты с детекторами трех типов и разной толщины.

Использование ТЛД - карт имеет ряд преимуществ по сравнению с одиночными детекторами: возможностью автоматизации процесса считывания информации с детекторов и расчета доз, а также с большей сохранностью детекторов, защитой от воздействия окружающей среды.

Существенное значение для достижения целей ИДК имеет использование таких кассет (корпусов) дозиметров, которые бы в наибольшей степени отвечали решению поставленных задач, в том числе измерению требуемых дозиметрических величин. Например, эквивалента дозы на глубине ткани 0,07 мм и 10 мм - Hp(0,07) и Нр(10). В связи с этим возникает ряд требований к конструкции кассеты индивидуального дозиметра, причем, дозиметром может называться только устройство, состоящее из детектора и правильно выбранной кассеты. При использовании ТЛД в качестве детектора, например, LiF, этим требованиям можно удовлетворить, располагая его в кассете под слоем вещества, эквивалентного ткани, толщиной 0,07 и 10 мм соответственно. Но могут использоваться и другие подходы, обеспечивающие требуемую ЭЗЧ. Например, для детекторов, имеющих значительную ЭЗЧ, можно применять фильтры, выравнивающие ее. А детекторы, у которых ЭЗЧ незначительна, могут использоваться вообще без фильтров.

Следующим важным элементом ТЛД - систем являются измерители (считыватели), считывающие информацию с детекторов и рассчитывающие затем с помощью ПК значения доз облучения. В настоящее время существует довольно большое количество типов таких устройств, рассчитанных на применение как одиночных детекторов, так и ТЛД - карт. В последнем случае это либо автоматы, либо полуавтоматы, в которых осуществляется как автоматическая подача карт на обработку, так и автоматическое считывание информации с каждого детектора карты. При этом во многих таких приборах предусмотрена и ручная загрузка одиночных детекторов для считывания. Как правило, уже на стадии разработки таких систем в них предусмотрена работа с конкретными типами детекторов и кассет дозиметров.

В России наиболее известными комплексами такого рода являются прибор КДТ-02, комплекс ДВГ-02Т и автоматизированный комплекс АКИДК-301.

Прибор КДТ-02 и его модификации состоят из набора дозиметров (ДПГ-02,03 и ДПС-11), устройства преобразования термолюминесцентного УПФ-02 и контрольного облучателя.

Дозиметр ДПГ-02 представляет собой кассету с тремя ТЛД диаметром 5 мм и толщиной 1 мм на основе фтористого лития (ТЛД-400). В дозиметре ДПГ-03 используется ТЛД на основе бората магния (ТЛД-580), имеющий более высокую чувствительность и более низкий нижний предел регистрации.

Более современным является комплекс АКИДК-301 производства Ангарского электролизного химического комбината, используемый для измерения индивидуального эквивалента дозы в полях фотонного и нейтронного излучений. Комплекс состоит из дозиметра ДВГ-01 (для фотонного излучения), считывателя СТЛ-300, персонального компьютера и принтера.

Дозиметр ДВГ-01 состоит из трех детекторов ДПГ-4, представляющих собой таблетки из фторида лития, активированного магнием и титаном - LiF:Mg,Ti. Детекторы размещены в корпусе за фильтрами из фторопласта и меди для выравнивания ЭЗЧ (до 10%).

Нижний предел регистрации доз 0,05 мЗв(5 мрад), верхний 2 Зв. Прибор позволяет создавать базу данных ИДК.

За рубежом существует большое количество типов детекторов, кассет и приборов для считывания показаний с ТЛД различных фирм. Наиболее известными являются приборы фирмы Harshaw различных модификаций (модели 2000 (А+В), 2271, 4000, 4400, 6600, 8000 и другие).

Последние модели приборов являются автоматами, которые автоматически определяют показания загружаемых в них карт с ТЛД (до 200 карт в картридже). В качестве детекторов используются практически все перечисленные выше люминофоры. Наиболее широко применяемым типом детекторов этой фирмы является LiF. В кассетах фирмы используются как одиночные детекторы, так и детекторы в картах различных типов.

Известны другие типы измерительных устройств разных фирм, такие, как Victoreen (2800, 2810), TOLEDO-654, ТЕЛДЕ и т.п.

Таким образом, из всех известных методов регистрации ионизирующих излучений, широко используемых в индивидуальной дозиметрии фотонов (ионизационный, фотографический, термолюминесцентный), наибольшими достоинствами, удовлетворяющими существующим требованиям к индивидуальным дозиметрам, обладает термолюминесцентный метод. К ним относится:

- широкий диапазон измерений;

- высокая чувствительность;

- сравнительно небольшая энергетическая зависимость, - достаточная точность;

- возможность длительного хранения информации (малый фединг);

- повторное применение детекторов;

- малые размеры детекторов;

- возможность автоматизации процесса считывания показаний и расчета доз.

К немногочисленным недостаткам этого метода можно отнести сложность аппаратурного обеспечения и его высокую начальную стоимость, а также потерю информации после ее считывания с детектора, что не позволяет использовать его в качестве документа.

Однако эти недостатки не могут сравняться с многочисленными достоинствами метода ТЛД, за которым как настоящее, так и несомненное будущее индивидуальной дозиметрии.

Глава 4. Дозиметры и радиометры нейтронного излучения 4.1 Соотношение нормируемых и операционных величин для нейтронного излучения В разделе 3.2 приведено соотношение между операционными и нормируемыми дозиметрическими величинами для различных диапазонов энергии фотонов. Количественные соотношения между этими величинами определяются значениями коэффициента F, который для фотонов с энергиями ниже 20 кэВ принимается равным единице.

Аналогичное соотношение используется и для нейтронов:

Е внеш F H p (10) Значение коэффициента F при равномерном облучении нейтронами (то есть одинаковым со всех направлений) для всех энергий нейтронов, за исключением диапазона от 1 эВ до 30 кэВ, принимается равным единице. Если же облучение не равномерное, а вклад в дозу нейтронов указанного диапазона энергий более 50 %, то значения коэффициента перехода устанавливается в специальных моделях дозиметрического контроля.

Следует отметить, что использование коэффициента перехода, равного единице, приводит в целом к значительной степени консерватизма при оценке эффективной дозы с помощью операционных величин. Степень консерватизма зависит от энергетического диапазона регистрируемого нейтронного излучения, углового распределения излучения (мононаправленное, изотропное или иное) и моделей облучения персонала (передне-задняя геометрия АР, задне передняя РА, ротационное в горизонтальной плоскости и др.). Так, для АР геометрии недооценка эффективной дозы с помощью амбиентной дозы в диапазонах энергий от 1 эВ до кэВ, от 3 МэВ до 13 МэВ и выше 40 МэВ может достигать коэффициента 2. То есть в этих диапазонах энергии степень консерватизма меньше 1, она равна 0,5.

Переоценка же эффективной дозы с использованием индивидуального эквивалента дозы Нр(10) в наиболее значимом с точки зрения радиационного контроля диапазоне энергий от 100 кэВ до 3 МэВ может достигать значения 2.

Приведенные примеры показывают, что для более точного определения эффективной дозы нейтронного облучения, чем при F = 1, необходимо исследование углового и энергетического распределений нейтронов. На основании это информации можно получить более точные значения коэффициента F для конкретных условий облучения. Очевидно, что такие исследования довольно трудоемки и длительны. Поэтому критерием необходимости проведения таких исследований может служить результирующая неопределенность нахождения эффективной дозы — если она не превышает допустимых значений, приведенных в таблице 2 раздела 3.6.1 для F = 1, то такие исследования можно не проводить.

Таким образом, можно сделать вывод, и это будет подтверждено ниже, что задача определения доз нейтронного излучения является наиболее сложной задачей дозиметрии в сравнении, например, с дозиметрией фотонного излучения. В большинстве случаев при ее решении необходимо знать хотя бы приближенные оценки некоторых характеристик полей нейтронного излучения в местах измерений. Наиболее информативной характеристикой поля нейтронов является энергетические и угловые распределения нейтронов, зная которые, можно получить любые дозиметрические величины. Но так как измерение спектра или углового распределения нейтронов является довольно сложной задачей, то в большинстве практических случаев проведения радиационного контроля бывает достаточным знать условия формирования поля нейтронов за защитой и характеристики источника нейтронов. Это позволяет оценить вклад нейтронов различных энергетических групп во флюенс или в дозу нейтронов, чтобы правильно интерпретировать показания дозиметров и с достаточной точностью определять дозы облучения нейтронами.

4.2 Основные методы и средства регистрации нейтронов Нейтроны как нейтральные частицы регистрируются по вторичному излучению, образованному при их взаимодействии с веществом. Основными процессами взаимодействия, используемыми для регистрации нейтронов, являются:

- упругие взаимодействия с образованием ядер отдачи;

- неупругое рассеяние на ядрах;

- радиационный захват нейтронов ядром с испусканием возбужденным ядром гамма-излучения;

- ядерные реакции с возникновением заряженных частиц протонов, -частиц, тритонов и др., осколков деления.

Вторичное излучение регистрируется детекторами тех же типов, что и при регистрации фотонного излучения и заряженных частиц. В дозиметрах и радиометрах нейтронов в основном используются следующие детекторы.

1.Газонаполненные детекторы тепловых нейтронов на основе пропорциональных и коронных борных счетчиков.

Для регистрации нейтронов используется реакция B + n = 7Li + с выделением энергии, часть которой (0,48 МэВ) уносится гамма-излучением, а другая часть выделяется в виде кинетической энергии ядра лития (0,83 МэВ) и альфа-частицы (1,47 МэВ).

Счетчики либо наполняются газом BF3 при давлении меньше атмосферного и обогащенным В до 85 %, либо их катод покрывается тонким слоем аморфного бора. Используются счетчики типа СНМ (9,11,13,14). Достоинством коронных счетчиков является возможность регистрации нейтронов в полях с высоким уровнем фотонного излучения (до 1500 Р/ч) и низкий собственный фон (менее 1 импульса в минуту).

Кроме реакции на боре в счетчиках тепловых нейтронов часто используется реакция на изотопе гелия 3Не Не + n = Т + р, с выделением энергии 0,78 МэВ, которая распреде-ляется между протоном (0,65 МэВ) и ядром трития (0,13 МэВ).

Гелиевые счетчики наполняются смесью гелия и аргона под давлением несколько атмосфер. Используются счетчики типа СНМ (16, 17, 18 и др.), которые имеют более высокую чувствительность, чем борные счетчики.

2. Сцинтилляционные детекторы нейтронов Для регистрации нейтронов используются как органические, так и неорганические сцинтилляторы.

2.1 Неорганические сцинтилляторы Из неорганических сцинтилляторов в дозиметрах и радиометрах нейтронов широкое применение нашли моно-кристаллы LiJ(Eu), в которых регистрация тепловых нейтронов происходит по реакции на 6Li Li + n = + Т, при которой часть энергии уносится альфа частицей (2,05 МэВ), другая часть ядром трития (2,75 МэВ). Сечение реакции следует закону 1/v примерно до энергии 10 кэВ.

В дозиметрии нейтронов находят применение и дисперсные сцинтилляционные детекторы, которые представляют смесь сцинтиллятора и вещества, регистрирующего нейтроны:

- смесь ZnS (Ag) c 10B для регистрации тепловых нейтронов по реакции на 10B (так называемые составы Т-1 и Т-2);

- смесь ZnS (Ag) c водородсодержащим веществом для регистрации быстрых нейтронов по протонам отдачи.

2.2.Органические сцинтилляторы Из органических сцинтилляторов в дозиметрах используются стильбен, антрацен в состав которых входит водород, и пластмассы с содержанием бора или лития. Регистрация быстрых нейтронов в таких детекторах происходит по протонам отдачи, регистрация тепловых нейтронов по реакции на боре или литии.

3. Активационные детекторы Наиболее широко в дозиметрии нейтронов используются активационные детекторы, имеющие большое сечение активации для тепловых нейтронов. Самыми распространенными типами таких детекторов являются индий 115In, золото 197Au, серебро109Ag, родий 103Rh и некоторые другие.

Для регистрации быстрых нейтронов с энергией от 0,5 до 15 МэВ используются детекторы, имеющие порог активации, в которых радиоактивные ядра образуются в результате ядерных реакций, имеющих энергетический порог. Наиболее часто применяемыми детекторами такого типа, называемыми пороговыми, являются:

- фосфор 31P с порогом реакции 2,5 МэВ, в результате которой образуется 31Si, распадающаяся с испусканием бета-частицы с энергией 595,7 кэВ;

- сера 32S с порогом реакции 2,9 МэВ, образуется 32P с испусканием бета-частица с энергией 694, кэВ;

- магний 24Mg с порогом реакции 6,3 МэВ, образуется 24Na, испускающий гамма-квант с энергией 1,37 МэВ;

- алюминий 27Al с порогом 5,3 и 8,6 МэВ для реакций с образованием 27Mg и 24Na соответственно, испускаются гамма-кванты с энергией 843,8 и 1368,6 кэВ.

В качестве пороговых детекторов используются и другие изотопы, такие, например, как Ni, 54Fe, 63Cu.

Пороговые детекторы используются в основном в спектрометрии быстрых нейтронов.

В дозиметрии и радиометрии сверхбыстрых нейтронов (с энергией выше 20 МэВ) часто используется реакция на углероде C + n = 2n + 11C, порог которой составляет 20 МэВ.

Детектором при использовании этой реакции служит углеродсодержащий сцинтиллятор, например, толуол. Ядро 11С при распаде испускает позитроны, которые регистрируются сцинтиллятором. Достоинство этой реакции – постоянство сечения в диапазоне от 20 до 400 МэВ.

В дозиметрах и радиометрах нейтронов применяются и другие детекторы излучений и ядерные реакции. Они будут рассматриваться ниже в разделах, посвященных основанным на них дозиметрам и радиометрам. Например, это пороговые детекторы деления, которые регистрируют быстрые нейтроны по осколкам деления: нептуний 237Np (порог 0,75 МэВ), уран 238U (порог 1, МэВ), торий 232Th (порог 1,75 МэВ), висмут 209Bi (порог 50 МэВ). Некоторые из этих детекторов используются в индивидуальных дозиметрах.

4.3 Основные методы дозиметрии нейтронов Использование рассмотренных выше ядерных реакций и основанных на них детекторов нейтронов в дозиметрии имеет свою специфику, связанную с необходимостью измерения не просто отклика детекторов, а именно дозиметрических величин, используемых в контроле радиационной обстановки. Это вызвало появление различных методов применения таких детекторов в дозиметрии нейтронного излучения для целей радиационного контроля. Можно выделить следующие основные методы дозиметрии нейтронов:

- измерение флюенса или дозы нейтронов отдельных энергетических групп с последующим определением доз нейтронов всего интересующего диапазона энергий;

- методы непосредственного измерения эквивалента дозы, воспро-изводящие зависимость коэффициента качества от линейной передачи энергии (использование ЛПЭ-спектрометра на основе сферического тканеэквивалентного счетчика Росси);

- использование ионизационных камер с тканеэквивалентными стенками и тканеэквивалентным газом;

- методы, основанные на воспроизведении средствами измерений энергетических зависимостей доз нейтронов, например, амбиентного или индивидуального эквивалента дозы.

Перечисленные методы не исчерпывают всех применяемых методов дозиметрии нейтронов. В индивидуальной дозиметрии нейтронов применяются другие методы, которые будут рассмотрены в соответствующем разделе.

4.3.1 Компонентный метод дозиметрии на основе измерения флюенса и поглощенных (эквивалентных) доз нейтронов разных энергетических групп в основном связан с использованием таких средств измерений, которые позволяют раздельно измерять флюенс или дозу нейтронов в узком диапазоне энергий. После этого путем расчета с использованием коэффициентов перехода осуществляется переход к эквиваленту дозы всего диапазона энергий.

Примером таких средств измерений являются пороговые детекторы или набор дозиметров, раздельно измеряющих дозы нейтронов с энергией до и выше 20 МэВ.

4.3.2 Метод измерения спектров ЛПЭ (линейной передачи энергии) до сих пор остается единственным экспериментальным методом непосредственного определения таких интегральных характеристик поля ИИ, как эквивалент дозы и средний коэффициент качества. Он основан на использовании ЛПЭ-спектрометра, детектором которого служит сферический тканеэквивалентный газовый пропорциональный счетчик низкого давления (5-30) мм рт.ст., который моделирует точечный биологический объект радиусом около 1 мкм. Измеряется спектр N(h) амплитуд импульсов h этого счетчика. Амплитуды импульсов h пропорциональны выделившейся в чувствительном объеме энергии Е:

KeE, h CW где К коэффициент газового усиления;

е заряд электрона;

С суммарная емкость счетчика и входного каскада усилителя;

W энергия ионообразования. Энерговыделение Е можно представить в виде E l L, где l длина пути частицы с ЛПЭ, равной L, при пересечении полости счетчика.

Так как амплитуда импульса пропорциональна энергии, выделяемой заряженной частицей при прохождении через объем счетчика, то сумма амплитуд импульсов, возникающих в счетчике, пропорциональна энергии, поглощенной в ткани с массой, равной массе газа в объеме счетчика.

Экспериментально измеряется амплитудный спектр импуль-сов N(h), связанный с распределением поглощенной дозы по ЛПЭ D(L). По результатам измерений N(h) находится распределение дозы D(L), а эквивалент дозы Н в точке определяется по формуле Q( L) D( L)dL, H QD где Q(L) регламентированная зависимость коэффициента качества от ЛПЭ;

D поглощенная доза в точке измерений (геометрический центр счетчика), определяемая с использованием распределения амплитуд импульсов N(h) и результатов градуировки счетчика;

Q средний коэффициент качества излучения.

Градуировка счетчика проводится по встроенному в счетчик источнику -частиц, то есть по наиболее точному известному значению ЛПЭ. При этом шкала амплитудного анализатора градуируется в единицах кэВ/мкм.

4.3.3 Использование ионизационных камер для измерения доз нейтронов основано на ионизации газа в объеме камеры ядрами отдачи, возникающими при взаимодействии нейтронов с веществом стенки камеры и газового объема. Если пробег ядер отдачи в газе меньше линейных размеров камеры, то поглощенная энергия пропорциональна числу пар ионов, возникающих в камере.

В дозиметрии нейтронов используются тканеэквива--лентные ионизационные камеры, которые наполняются газом (смесь метана, углекислого газа и азота), по своему атомному составу близкому к мягкой биологической ткани. При этом наибольшее распространение нашли гомогенные тканеэквивалент-ные камеры, у которых стенки также выполнены из тканеэкви валентной пластмассы. Такие камеры позволяют определять поглощенную дозу смешанного фотонного и нейтронного излуче-ния, но не могут раздельно измерять поглощенную или эквивалент-ную дозу нейтронов и фотонов. Эта цель в полях смешанного излучения достигается использованием двух ионизационных камер: гомогенной тканеэквивалентной камеры для измерения поглощен-ной дозы смешанного излучения и безводородной ионизационной камеры, практически нечувствительной к нейтронам из-за отсутст-вия ионизации от протонов отдачи.

Такая камера измеряет погло-щенную дозу только фотонного излучения. Разность показаний двух камер (тканеэквивалентной и безводородной) будет пропорцио-нальна поглощенной дозе нейтронов.

В качестве безводородной часто используется наполненная аргоном сферическая или цилиндрическая камера под высоким давлением (до 11 атмосфер) со стенками из графита или алюминия объемом до 1 литра. Для измерения тока используются электромет-ры с чувствительностью по току до 10-15 А. Для более точных измерений часто используется набор из нескольких камер.

Перечисленные методы и средства дозиметрии нейтронов с использованием как ЛПЭ спектрометров, так и тканеэквивалентных камер довольно сложны для применения в радиационном контроле и в основном используются в радиационных исследованиях. Так, на основе комплекта из 10 ионизационных камер создан рабочий эталон поглощенной дозы нейтронного излучения.

4.3.4 В текущем РК нейтронного излучения в качестве инспекционных дозиметров наибольшее распространение получили дозиметры, основанные на воспроизведении требуемой энергетической зависимости дозы нейтронов.

Суть данного метода состоит в том, что если ЭЗЧ прибора пропорциональна энергетической зависимости амбиентного или индивидуального эквивалента дозы, то такой прибор может использоваться в качестве дозиметра соответствующей величины.

На рис. 4.1. представлена зависимость амбиентной дозы H (10) и индивидуального эквивалента дозы на фантоме в виде тканеэквивалентной пластины Нр(10) на единичный флюенс от энергии нейтронов (удельный эквивалент дозы).

Если прибор будет иметь аналогичную ЭЗЧ, то его показания в поле нейтронов широкого диапазона энергий при соответствующей градуировке будут пропорциональны этой величине.

Такой прибор часто называют идеальным дозиметром. Это те упомянутые выше методы дозиметрии, когда подбираются специальные условия регистрации путем введения в БД поглотителей, замедлителей или нескольких детекторов для достижения требуемой ЭЗЧ.

Одним из основных способов построения приборов, основанных на этом методе, является использование детекторов тепловых нейтронов в замедлителях. Детекторами, как правило, служат борные или гелиевые счетчики, сцинтилляционные и активационные детекторы, ТЛД и др.

В качестве замедлителей используются водородсодержащие вещества (парафин или полиэтилен).

Подбор требуемой ЭЗЧ осуществляется изменением толщины замедляющего слоя, введение в него поглотителей или использование детекторов с замедлителями разных размеров.

В качестве примера дозиметра нейтронов с замедлителем ниже рассматривается борный счетчик СНМ-14 с комбинированным замедлителем. Конструкция замедлителя показана на рис.

4.2.

Замедлитель является составным внутри него расположена прослойка из кадмия, поглощающая промежуточные нейтроны, образовавшиеся во внешнем слое замедлителя. Полусфера над верхней частью цилиндра предназначена для уменьшения угловой зависимости показаний дозиметра. ЭЗЧ этого дозиметра в единицах имп/(нейтр. см-2) представлена на рис. 4.3. На нем штриховой кривой показана зависимость амбиентной дозы от энергии, а штрих-пунктиром — чувствительность прибора без кадмиевой прослойки. Видно, что кадмиевая прослойка заметно изменяет ЭЗЧ в области энергий ниже 100 кэВ. Введение поглотителя в замедлитель широко применяется в других подобных дозиметрах нейтронов.

Так, выпускаемые промышленностью дозиметры нейтронов КДН-2 и ДКС-96Н имеют шаровые замедлителя диаметром около 25 см с кадмиевой прослойкой внутри и сцинтилляционные детекторы в центре замедлителя.

Зарубежными аналогами дозиметров такого типа являются счетчик Андерсена-Брауна (борный счетчик в цилиндрическом замедлителе с внешним диаметром 20,2 см с прослойкой из борированной пластмассы) и дозиметр Лика с полиэтиленовым шаровым замедлителем диаметром 20,8 см с прослойкой из кадмия, в котором в качестве детектора служит гелиевый пропорциональный счетчик.

Отечественный дозиметр ДН-А-1 имеет несколько иное устройство. Его комбинированный детектор состоит из сцинтилляционного детектора тепловых нейтронов, помещенного в центре замедлителя из оргстекла диаметром 10,7 см и высотой 10,3 см, на торцевой поверхности которого располагается сцинтилляционный детектор быстрых нейтронов. Оба детектора работают с одним ФЭУ. ЭЗЧ этого прибора показана на рис. 4.4.

Отношение ЭЗЧ перечисленных дозиметров к чувстви-тельности идеального дозиметра в зависимости от энергии характе-ризует пригодность данного прибора для использования в качестве дозиметра. Это отношение для ряда приборов представлено на рис. 4.5. Видно, что максимальное отличие показаний может достигать 10 раз. Однако так как спектры нейтронов в реальных условиях облучения персонала являются не моноэнергетическими, а протяженными, с присутствием нейтронов разных энергий, реальное отличие показаний дозиметров от показаний идеального дозиметра будет меньше. Так, исследование показаний дозиметров ДН-А-1 и счетчика СНМ-14 с комбинированным замедлителем в полях нейтронов за защитой ускорителей и импульсных реакторов ОИЯИ показало, что их дополнительная погрешность, обусловленная ЭЗЧ, для подавляющего большинства полей не превышает 40 %.

Другим способом использования детектора тепловых нейтронов в замедлителях является метод, основанный на применении нескольких замедлителей разного размера, в центре которых располагаются детекторы тепловых нейтронов. Блок-схема такого прибора, называемого многошаровым спектрометром (или спектрометром Боннера) показана на рис. 4.6. В качестве детектора в нем используется монокристалл LiJ(Eu), с которого световые вспышки поступают через световод на ФЭУ. ФЭУ работает в импульсном режиме и импульсы с нагрузочного сопротивления усиливаются, дискриминируются по амплитуде, формируются и поступают на пересчетное устройство, которое позволяет определять количество импульсов, поступивших за определенное время. Прибор работает с замедлителями разных диаметров, которые поочередно надеваются на световод, заключенный в металлический кожух.

Принцип работы такого прибора основан на построении суперпозиции чувствительностей детектора в замедлителях разного диаметра. Зная чувствительность детектора с замедлителем i-го диаметра i можно построить путем подбора коэффициентов i такую суперпозицию чувствительностей, которая была бы подобна требуемой зависимости ii i чувствительности от энергии нейтронов. Если она подобна ЭЗЧ амбиентной дозы нейтронов, то мы имеем многошаровой дозиметр амбиентной дозы, если она постоянна в каком-либо диапазоне энергий, то мы имеем многошаровой радиометр нейтронов в этом диапазоне. Проведя измерения в исследуемом поле нейтронов с каждым i-м замедлителем и получив значения счета Ni, дозу нейтронов H можно определить по формуле:

, H k i Ni i где k градуировочный коэффициент.

Коэффициенты подбираются либо методом наименьших квадратов, либо другими методами, позволяющими минимизировать различие между (Е) и требуемой зависимостью от энергии (амбиентной дозы или флюенса нейтронов).

В некоторых случаях, когда необходима оперативность измерений, но не требуется высокая точность, этот прибор используется в качестве дозиметра с одним замедлителем. Таким замедлителем, для которого ЭЗЧ наиболее близка к энергетической зависимости H (10) в диапазоне энергий от тепловых до 20 МэВ, является замедлитель диаметром 25,4 см (10 дюймов).

Наиболее широко прибор с набором замедлителей используется в качестве многошарового спектрометра нейтронов и позволяет определять спектры нейтронов. А спектр нейтронов является наиболее информативной характеристикой поля излучения, на основании которой могут быть последующим расчетом получены различные дозовые характеристики этого поля:

поглощенная доза, различные эквиваленты дозы, керма, флюенс.

Более подробно многошаровой спектрометр рассматривается в разделе о спектрометрических приборах.

4.4 Всеволновые счетчики (радиометры) нейтронов Детекторы тепловых нейтронов в замедлителях используются не только в качестве дозиметров, но и в качестве радиометров нейтронов, т.е. приборов, измеряющих флюенс или плотность потока нейтронов. Таким прибором является, например, образцовый всеволновый счетчик нейтронов ОВС-3М. Он имеет постоянную чувствительность к нейтронам в диапазоне энергий от тепловых нейтронов до нескольких МэВ с погрешностью, не превышающей 8 %.

Название всеволновый связано с тем, что энергия частицы однозначно связана с длиной волны, поэтому слово всеволновый означает, что счетчик имеет постоянную чувствительность в данном диапазоне энергий (т.е., для всех длин волн). Образцовым счетчик называется потому, что разрабатывался в качестве рабочего эталона, т.е. образцового средства измерений.

Устройство детектора радиометра показано на рис. 4.7. Он состоит из цилиндрического полиэтиленового замедлителя диаметром 200 мм, по оси которого расположен пропорциональный борный счетчик медленных нейтронов типа СНМ. Параллельно оси замедлителя на некотором расстоянии от нее сделаны отверстия глубиной 15 см для увеличения чувствительности прибора к тепловым нейтронам. Это связано с тем, что наличие отверстий уменьшает отражение (альбедо) падающих извне на переднюю поверхность счетчика нейтронов и позволяет зарегистрировать их.

Счетчик окружен защитой из полиэтилена и прослойки толщиной 1 см из В2О3 для уменьшения чувствительности к рассеянным в помещении нейтронам, так как радиометр измеряет поток нейтронов, падающие на его переднюю поверхность. Для оценки доли тепловых нейтронов в измеряемом потоке, передняя поверхность счетчика закрывается экраном из кадмия.

Прообразом всеволнового счетчика (радиометра нейтронов) является «длинный» счетчик Хансона и Мак-Киббена, изготов-ленный в 1947 г. В ОВС-3М вместо парафина применен полиэтилен, что позволило улучшить воспроизводимость основных характерис-тик. Изменения коснулись также размеров счетчика: увеличена длина внутреннего цилиндра до 37 см и длина каналов (15 см вместо 9 см).

Эффективность счетчика при ее определении по радионуклидным источникам находится по формуле:

R) 4 (N N ) (R SQ где S площадь передней поверхности счетчика;

N скорость счета счетчика на расстоянии R от источника;

N скорость счета от рассеянных нейтронов (определяется с помощью экранирующего конуса);

Q поток нейтронов источника;

R положение эффективного центра (отсчитывается от передней поверхности счетчика в глубину замедлителя).


Поправка на эффективный центр счетчика вводится потому, что на расстояниях больше см от источника нейтронов закон 1/R2 выполняется, если расстояние отсчитывается не от передней поверхности счетчика, а от его эффективного центра, располо-женного в глубине замедлителя.

Значение поправки зависит от средней энергии нейтронов E и определяется по формуле:

R 1,64 1,2 E Значения чувствительности прибора в имп нейтрон-1 см2 ( = S), определенные экспериментально для разных энергий нейтронов, в том числе для нейтронов радионуклидных источников, показаны на рис. 4.8.

ОВС-3М может использоваться для измерения плотности потока или флюенса нейтронов в широком диапазоне энергий. При этом поток нейтронов Ф определяется по результатам измерений счета или скорости счета n по формуле:

n.

Ф Рассмотренный всеволновый счетчик разработан на основе одного замедлителя. В настоящее время находят широкое применение радиометры на основе многошарового сцинтилляционного детектора, рассмотренного выше.

Кроме всеволновых радиометров нейтронов широкого энергетического диапазона существует большое число типов радиометров нейтронов в различных диапазонах энергии. Так, рассмотренные выше детекторы тепловых нейтронов на основе газонаполненных, сцинтилляционных детекторов или активацион-ных детекторов могут использоваться в качестве радиометров тепловых нейтронов. Пороговые активационные детекторы служат для построения радиометров различных энергетических групп. Например, активационный детектор на основе 12С используется в радиометре сверхбыстрых нейтронов.

4.5 Индивидуальные дозиметры нейтронов Среди индивидуальных дозиметров нейтронов наибольшее распространение получили дозиметры на основе ядерных эмульсий и альбедные дозиметры с ТЛД.

4.5.1 Индивидуальные дозиметры на основе ядерных эмульсий В индивидуальных дозиметрах такого типа используются тонкослойные ядерные эмульсии МК-20 с толщиной слоя чувствительного слоя 20 мкм на триацетатной подложке в корректирующем пакете, которые размещается в корпусе дозиметра. Тепловые и промежуточные нейтроны (с энергией меньше 0,3 МэВ) регистрируются по трекам, образуемым в эмульсии протонами из реакции 14N (n,p) 14C с ядрами азота эмульсии. Быстрые нейтроны с энергией выше 0,5 МэВ регистрируются по протонам отдачи, возникающим при рассеянии быстрых нейтронов на водороде эмульсии и радиаторов, находящихся в корректирующем пакете. Треки в эмульсии выявляются при ее проявке. После этого число их подсчитывается на микроскопе с увеличением до 1000 раз. ЭЗЧ ядерной эмульсии в единицах трек см2 сЗв показана на рис. 4.9.

Видно, что чувствительность эмульсии существенно зависит от ее расположения на фантоме или в свободном воздухе.

Доза частиц высоких энергий определяется по числу звезд с количеством лучей более 3.

Ядерные эмульсии как индивидуальные дозиметры имеют свои достоинства и недостатки.

К достоинствам можно отнести широкий диапазон по энергии регистрируемых нейтронов, хорошую методическая разработанность, документальность после проявки пленка может храниться сколь угодно долго. Основными недостатками ядерных эмульсий как дозиметров является не вполне удовлетворительный ход ЭЗЧ, высокая эффективность регистрации протонов, падающих на эмульсию извне, регрессия потеря числа треков при хранении облученной эмульсии, субъективизм при подсчете треков разные операторы насчитывают разное число треков на одной и той же эмульсии.

Индивидуальный эквивалент дозы Нн по показаниям ядерной эмульсии числу треков на заданной площади (траверсе) эмульсии Nтр определяется по формуле:

H н k ( N тр N ф ) Агр, Где Nф число треков на траверсе фоновой эмульсии;

Агр градуировочный коэффициент эмульсии, получаемый при ее градуи-ровке по радионуклидному источнику нейтронов с известным значением дозы облучения;

k поправочный коэффициент, обуслов-ленный ЭЗЧ и определяемый для реальных условий использования эмульсии.

При использовании ядерной эмульсии в полях излучения, в которых присутствуют протоны, доза облучения нейтронами может быть завышена из-за регистрации эмульсией падающих на нее извне протонов, которые могут быть посчитаны как треки, обусловленные протонами отдачи. В таком случае используются различные методы коррекции показаний ядерной эмульсии. Они состоят в том, что все треки от протонов разделяются на два типа:

- треки, насквозь пересекающие эмульсию треки типа N1;

- треки, один конец которых или оба конца лежат внутри эмульсии треки типа N2.

Треки первого типа обусловлены как протонами отдачи, образованными в дозиметре, так и протонами, падающими на него извне. Треки типа N2 по большей части обусловлены протонами, образованными в эмульсии. При этом при расчете дозы облучения в приведенную выше формулу подставляется число треков типа N2.

4.5.2 Альбедные дозиметры с ТЛД Альтернативой ядерной эмульсии как дозиметра нейтронов являются альбедные дозиметры с ТЛД. Принцип их действия основан на замедляющих свойствах человеческого тела. Детектор тепловых нейтронов, помещенный на поверхности тела, регистри-рует отраженные (альбедные) и вышедшие из тела замедлившиеся нейтроны. При некоторых условиях показания детектора тепловых нейтронов будут пропорциональны индивидуальному эквиваленту дозы нейтронов в данном поле излучения. В качестве детектора тепловых нейтронов в таких детекторах используются ТЛД, чувствительные к тепловым нейтронам. Как правило, это ТЛД на основе 6LiF.

Так как ТЛД 6LiF чувствителен как к тепловым нейтронам, так и к фотонному излучению, то обычно используют пару детекторов 6LiF и 7LiF, так как ТЛД с 7Li чувствителен только к фотонному излучению. При этом эффект от альбедных нейтронов рассчитывается по разности показаний этой пары ТЛД.

Существует много конструкций альбедного дозиметра от простейших с одной парой ТЛД, располагаемых на поверхности тела, до сложных конструкций с несколькими парами ТЛД.

Типич-ная конструкция альбедного дозиметра, предложенного Е. Пишем, показана рис. 4.10.

Дозиметр состоит из трех пар ТЛД 6LiF и 7LiF. Две пары детекторов (позиции m и i) расположены внутри экрана из матери-ала, поглощающего тепловые нейтроны. Это может быть карбид бора или аморфный бор в смеси с наполнителем. Одна пара детекто-ров (позиция а), расположена на поверхности дозиметра. При этом пара i отделена от поверхности тела материалом, не поглощающим тепловые нейтроны (дозиметр располагается парой i ТЛД к теле человека).

Пары ТЛД регистрируют следующие нейтроны:

- пара а падающие тепловые и промежуточные нейтроны и обратно рассеянные телом промежуточные нейтроны (они слабо поглощаются экраном);

- пара m падающие и обратно рассеянные промежуточные нейтроны;

- пара i падающие промежуточные и обратно рассеянные от тела тепловые и промежуточные нейтроны.

Для показанного на рисунке дозиметра при уменьшении экраном потока тепловых нейтронов примерно в 104 раз, показание дозиметра (i-1,4m) соответствует эффекту от обратно рассеянных тепловых нейтронов. Именно это показание пропорционально дозе облучения нейтронов.

Однако представленная конструкция дозиметра довольно сложна для практического применения. Например, на практике почти не используется пара m детекторов, в некоторых типах дозиметров не используется и пара а. Поэтому существуют более простые конструкции альбедных дозиметров, которые используют-ся на практике и некоторые из которых будут рассмотрены ниже.

На рис. 4.11 представлена ЭЗЧ альбедного дозиметра и зависимость от энергии удельного (на единичный флюенс нейтронов) индивидуального эквивалента дозы..

Чувствительность дозиметров такого типа существенно уменьшается при энергии нейтронов ниже 10 кэВ, что обусловлено уменьшением альбедо тепловых нейтронов при таких энергиях. Указанное свойство является самым существенным недостатком альбедных дозиметров, так как их показания существенно зависят от энергии регистрируемых нейтронов. Это вызывает необходимость градуировать альбедные дозиметры в тех полях нейтронов, где они используются.

Единый градуировочный коэффициент может быть использован для нескольких полей (условий измерения), если разброс градуировочных коэффициентов в них не превышает допустимой величины.

На рис. 4.12 представлена конструкция кассеты индивидуаль-ного комбинированного дозиметра (КИД), разработанного в Объединенном институте ядерных исследований, в котором предусмотрено как использование ядерной эмульсии, так и альбедного метода регистрации нейтронов с ТЛД.

В данном дозиметре решено отказаться от пары детекторов m, так как для целей практической дозиметрии в них нет необходимости. Кассета дозиметра состоит из вкладыша, изготовленного из смеси карбида бора В4С (40 % по массе) и прессматериала на основе фенопласта, дополнительного вкладыша с гнездами для размещения ТЛД и ядерной эмульсии, и двух крышек, которые крепятся к вкладышу с двух сторон винтами. Основной вкладыш имеет с наружной стороны (при ношении дозиметра на теле) 4 гнезда для размещения ТЛД и два гнезда для ядерной эмульсии. С внутренней стороны (обращенной к телу) он имеет 4 гнезда для ТЛД, расположенных симметрично относительно центра вкладыша. Дозиметр крепится к спецодежде с помощью булавки, которая вставляется в держатель на его крышке.

Дозиметр работает следующим образом. Нейтроны регистри-руются двумя парами детекторов, расположенных в гнездах 2 и 3 (пара а) и в гнездах 6 и 8 (пара i). Показания этих двух пар детекторов, как будет показано ниже, используются для определения дозы нейтронов. В гнезде 1, а при необходимости и в гнезде 4, может размещаться тонкий ТЛД (ТТЛД) для определения кожной дозы облучения. В гнездах 4, 5 и 7 могут размещаться либо ТЛД, используемые в качестве аварийных (носятся в течение года), либо вторая пара i ТЛД для большей статистической надежности результатов измерений. На практике довольно редко возникает необходимость размещать в дозиметре все возможные детекторы 8 ТЛД и два дополнительных детектора на основе ядерной эмульсии или трековых детекторов типа CR-39. Как правило, чаще всего в дозиметре используются две пары ТЛД (а и i), а при необходимости также ТТЛД и ядерная эмульсия.


Доза нейтронов Нр(10) определяется по показанию I детекторов пары i по формуле:

I, H p (10) R где R градуировочный коэффициент в Р/Зв (Р/бэр), определяемый при градуировке в данном реальном поле излучения. Показания I определяются по формуле:

k N i 7 )k 6, I ( N i k где Ni6 и Ni7 показания пары i детекторов с 6Li и 7Li соответ-ственно, полученные на измерителе ТЛД, нКл;

k6 и k7 градуиро-вочные коэффициенты, полученные при градуировке пары детекторов в поле источника гамма-излучения ( 60Co или 137Cs) для учета разной чувствительности детекторов с 6Li и 7Li к гамма-излучению, Р/нКл.

Приведенная выше формула для определения дозы нейтронов используется при градуировке альбедного дозиметра в том поле излучения, в котором работает сотрудник, использующий дозиметр и для которого определен градуировочный коэффициент R. Так как для всего многообразия реальных полей определить значения градуировочного коэффициента не представляется возможным, то при градуировке дозиметров в реальных полях наряду с градуировочным коэффициентом R определяются и отношения показаний пары детекторов i и a (I и A соответственно) I/A.При этом показание А определяется по такой же формуле, как и показание I.

Как показывает опыт, для довольно широкого многообразия однотипных полей отношение I/A вполне однозначно связано со значением градуировочного коэффициента R для этих полей.

Поэтому нет необходимости находить значения градуировочного коэффициента при измерениях в каждом поле излучения. Достаточно определить отношение I/A при измерениях в поле данного типа и по известным соотношениям между этими отношениями и градуировочными коэффициентами, полученными при градуировке, выбрать значение градуировочного коэффициента.

В таблице 3 представлены градуировочные коэффициенты для различных полей излучения.

Таблица 3. Градуировочные коэффициенты альбедных дозиметров Источник нейтронов Диапазон Градуировочный отношений коэффициент R, Р/Зв I/A 0,23±0, Pu-Be 4,5 — 0,28±0, Cf Пучки реактора ИБР-30 1,3±0, 1,1 2, За защитой реактора ИБР-30 2,3±0, 0,24 0, За защитой синхрофазотрона 2,3±0, 0,20 0, За защитой циклотрона У-300 1,5±0, 0,16 0, До защиты циклотрона У-400 0,33±0, 1,1 2, Как видно из таблицы, если известны конкретные поля нейтронного излучения, в которых работал персонал, по полученным значениям отношения I/A их дозиметров может быть выбрано значение градуировочного коэффициента R. Если же условия работы неизвестны или сотрудник работал в разных полях нейтронов, то может быть выбрано значение градуировочного коэффициента 2,3 ± 0,7, которое в пределах 30 % погрешности соответствует всем реальным полям излучения за защитой ядерно-физических установок.

Особый случай представляет работа с радионуклидными источниками нейтронов, для которых градуировочный коэффициент существенно меньше, чем для ядерно-физических установок. В случае работы в полях обоих типов сотруднику могут выдаваться 2 альбедных дозиметра для работы в поле каждого типа с одним и тем же дозиметром.

В настоящее время в России кроме КИД разработано несколько типов индивидуальных альбедных дозиметров.

Дозиметр ДВГН-01 представляет из себя альбедный дозиметр с двумя парами детекторов ДТГ-4-6 (6LiF) и ДТГ-4-7 (7LiF), расположенных в корпусе за медно-борным фильтром и полиэтиленовым замедлителем общей толщиной 1г/2см. Медный фильтр уменьшает ЭЗЧ для фотонов до 10 %. Дозиметры исполь-зуются с автоматизированным комплексом АКИДК- производ-ства Ангарского электролизного химического комбината. Конструкция дозиметра ДГВН-01, разработанного в Институте физики высоких энергий (ИФВЭ), г. Протвино, представлена на рис.21.

Основные характеристики дозиметра:

- нижний порог регистрации 50 мкЗв;

- воспроизводимость показаний 7,5 %;

- изотропность по нейтронам не более 30 %;

- кратность использования до 200 раз.

Индивидуальный дозиметр нейтронов ДВН-А-01 является более простым альбедным дозиметром он состоит из двух пар ТЛД 6LiF и 7LiF, которые находятся под кадмиевым фильтром и полиэти-леновым замедлителем.

4.5.3 Индивидуальные дозиметры нейтронов других типов Среди других индивидуальных дозиметров нейтронов можно отметить твердотельные трековые детекторы (ТТД) на основе детекторов осколков деления (с радиатором из делящегося материала 237Np, 232Th, 238U), детекторов -частиц с радиаторами из 6Li или 10B и детекторы ядер отдачи (с пластиками CR-39, Macrofol, LR-115). Использование таких детекторов в индивидуальной дозиметрии основано на том, что сильноионизирующие частицы создают структурные повреждения в различных материалах (в минералах, стеклах, пластиках).

Применение различных способов травления поверхности детектора, химического или электро химического, позволяет многократно увеличить размер трека и делает возможным подсчитать такие треки либо с помощью микроскопа, либо с помощью электроискрового метода автоматического счета. При этом количество треков в детекторе пропорционально дозе облучения нейтронов. Достоинством таких дозиметров является их нечувствительность к фотонному излучению.

Из дозиметров, использующих трековый метод дозиметрии, можно отметить комплекс «Кордон», в котором используется реакции деления 235U и 232Th с регистрацией продуктов реакций трековыми лавсановыми и нитроцеллюлозными детекторами. В детекторах используются низкоактивные нуклиды с активностью меньше минимально значимой активности (МЗА).

Среди детекторов ядер отдачи наибольшее распространение получили пластиковые детекторы. Ядра отдачи (протоны, ядра углерода, азота, кислорода) образуют треки, которые проявляются путем травления. Наиболее широко применяемым детектором такого типа является детектор CR-39, который позволяет регистрировать нейтроны в диапазоне от 100 кэВ до 14 МэВ.

ЭЗЧ этого детектора характеризуется фактором 3 в указанном диапазоне энергий. Нижний диапазон измеряемой дозы составляет величины от 0,05 до 0,6 мЗв. Недостатками этого детектора являются довольно большой фон и значительная угловая зависимость показаний (до 0,4 при угле падения нейтронов 45 ).

В последнее время получили распространение индиви-дуальные дозиметры нейтронов с пузырьковыми детекторами, которые представляют собой упругий полимер с внедренными в него каплями перегретой жидкости. Выделение небольшой энергии в перегретой жидкости при образовании нейтронами ядер отдачи приводит к появлению видимых пузырьков пара. Плотность пузырьков пропорциональна дозе нейтронов. Пузырьки могут считаться непосредственно (визуально), так и с помощью разработанного автоматического считывателя.

Нижний предел измерения такого дозиметра составляет несколько мкЗв, энергетический порог может изменяться от 100 кэВ до 1 МэВ в зависимости от способа изготовления детектора.

Недостатками пузырьковых дозиметров являются зависимость их показаний от температуры окружающей среды и довольно высокая цена в сравнении с другими дозиметрами нейтронов, что ограничивает их применение.

В индивидуальной дозиметрии нейтронов используются и прямопоказывающие электронные дозиметры на основе полупроводниковых детекторов с радиаторами из водородсодержа-щих материалов или материалов, содержащих литий и бор. Тепловые нейтроны регистрируются в таких дозиметрах по продуктам реакции на литии или боре, а быстрые по протонам отдачи.

Чувствительность дозиметра зависит от толщины радиатора и чувствительного слоя полупроводникового детектора и может составлять около 10 мкЗв. Однако, такие дозиметры чувствительны к фотонному излучению. Не совсем удовлетворительна и их ЭЗЧ. Но достоинством такого дозиметра является непосредственное представление информации о дозе или мощности дозы в процессе измерения.

Глава 5. Радиометры 5.1 Основные задачи радиометрии Радиометры являются приборами, предназначенными для измерения содержания радионуклидов в теле, в отдельных тканях и на поверхности кожных покровов человека, на единицу объема или поверхности различных сред (воздуха, воды, пищевых продуктов, почвы, травы и др.), а также для измерения флюенса и мощности флюенса частиц ИИ. Таким образом, радиометры предназначены для измерения параметров либо источника излучения, либо поля излучения.

При этом источником излучения является, как правило, специальным образом отобранная и подготовленная проба. В этом случае измеряется удельная объемная, массовая или поверхностная активность.

При определении характеристик поля излучения измеряется флюенс или плотность потока частиц ИИ в месте расположения детектора или их временное и пространственное распределение.

По количеству видов радиометры являются самым распространенным классом приборов радиационного контроля.

В соответствии со своим назначением и измеряемыми физическими величинами выделяются радиометры для измерения:

- активности или удельной массовой активности радионуклида в источнике;

- удельной объемной активности газов и аэрозолей или жидкости;

удельной поверхностной загрязненности;

- потока или плотности потока частиц ИИ.

С помощью радиометров по существу измеряется количество частиц или квантов, проходящих через чувствительный объем детектора в единицу времени. Различие в радиометрах, измеряемых те или иные физические величины, состоит в методе определения по этим данным требуемых величин (удельной массовой, объемной, поверхностной активности и т.п.). В связи с этим разные виды радиометров конструируются по типовым схемам, в которых могут присутствовать или отсутствовать те или иные узлы в зависимости от измеряемых величин. Как правило, радиометр содержит узел питания детектора и электронной схемы, устройство отбора пробы, измерительный канал, состоящий из детектора излучения, усилителя и формирователя импульсов, устройств отбора импульсов по тем или иным параметрам (амплитуде, форме, времени появления и т.п.), и регистратор импульсов (счетчик или анализатор импульсов). В состав радиометров входят также вспомогательные узлы, служащие для управления работой различных составных частей радиометра.

В радиометрах используются в основном импульсные детекторы, в выходной цепи которых образуются импульсы тока или напряжения, вызванные взаимодействием одиночных частиц с веществом детектора — так называемый счетчиковый режим работы радиометра. Далее эти импульсы усиливаются до уровня, удобного для других стадий обработки, и формируются.

На следующем этапе преобразования происходит отбор импульсов по амплитуде, форме или времени появления. После этого происходит завершающая стадия преобразования – регистрация импульсов (измерение скорости счета или числа импульсов за определенное время) и последующий вывод результатов измерения на показывающий прибор в единицах измеряемой величины.

Можно выделить несколько основных задач радиометрии.

Измерение активности твердых источников, естест-венного или искусственного происхождения, наносимых или осаждаемых на подложку или изготовленных в виде стандартных образцов. Как правило, эти источники либо вводят в чувствительный объем детектора, либо располагают вблизи детектора радиометра. К таким задачам относятся не только измерения активности радионуклидных источников, но и измерения активности тела человека, различных проб (например, почвы, биологических объектов, продуктов питания и т.п.).

Измерение удельной объемной активности газов и аэрозолей является одной из важнейших задач контроля радиационной обстановки, т.к. позволяет определить ожидаемую дозу внутреннего облучения человека. Это обусловлено тем, что при работе ядерных установок и предприятий часть отходов выбрасывается в воздух в газообразном виде или в виде аэрозолей. Их источниками могут быть, например, инертные газы (радон, торон) и продукты их распада, радиоактивные пыль и газы, образующиеся при работе реактора (аргон, криптон, ксенон, йод).

Радиометры жидкостей при контроле радиационной безопасности используются в основном для измерения концентрации радионуклидов в воде водоемов, в том числе в сбросах с предприятий, в жидких пищевых продуктах.

Измерение загрязненности различных поверхностей (оборудования, одежды, кожных покровов, территорий и т.п.) осуществляется с помощью радиометров поверхностной активности радионуклидов. Особенностью этой задачи радиометрии является необходимость раздельного определения активности разного вида излучений в одном и том же месте.

Радиометры, предназначенные для решения перечисленных задач, могут существенно отличаться как по конкретному устройству, так и по своим параметрам. Но всем им должно быть присуще такое общее свойство, как избирательность, т.е. способность измерять раздельно частицы определенного вида и энергии на фоне других частиц. Это связано с тем, что объекты измерений содержат не только радиоактивные нуклиды одного, измеряемого вида, но и радионуклиды других видов, которые для данной измерительной задачи являются сопутствующими. Например, радиоактивный фон в месте измерений. Избирательность радиометров обеспечивается различными способами: выбором детекторов, использованием устройств отбора импульсов, применением различных защит детекторов и др.

Более подробно в зависимости от вида регистрируемого излучения и назначения радиометры рассмотрены ниже в соответствующих разделах.

5.2 Радиометры аэрозолей 5.2.1 Аэрозоли, их основные характеристики и источники Аэрозоли – это системы, представляющие собой твердые и жидкие мельчайшие частицы, взвешенные в газообразной среде. Радиоактивные аэрозоли возникают в результате различных процессов:

- обработки радиоактивных материалов (дробление, выпаривание, химическая и токарная обработка и т.д.);

- распада инертных радиоактивных газов (радона и торона);

- радиоактивного распада элементов, продукты которого захватываются взвешенными в воздухе частицами;

- активации нерадиоактивных частиц нейтронами и протонами.

Аэрозоли могут иметь естественное и искусственное происхождение. Источниками естественных радиоактивных аэрозолей являются, в частности, радиоактивные газы радон и торон. Они будут рассмотрены в разделе о радиометрии радона.

Источниками искусственных радиоактивных аэрозолей служат ядерно-технические установки (реакторы и ускорители), предприятия по добыче и переработки ядерного топлива. Они возникают и при различных аварийных ситуациях на ядерных установках и при проведении ядерных испытаний.

Изотопный состав альфа- и бета- активных аэрозолей очень широк. Среди альфа активных аэрозолей можно выделить долгоживущие изотопы трансурановых элементов (239Pu, U, 238U и другие изотопы плутония и урана, 241Am, 242Cm) и изотопы рядов урана и тория.

Наиболее опасным и распространенным бета- активным аэрозолем является долгоживущий стронций-90 (90Sr), который при распаде образует короткоживущий дочерний изотоп иттрий-90 (90Y), являющийся излучателем бета-частиц с энергией 2,2 МэВ. Среди других бета-активных аэрозолей можно отметить 137Cs, 106Rh, 144Ce, 95Zr, 131I и другие.

Особенно широк изотопный состав аэрозолей, возникающих после ядерных взрывов и радиационных аварий на реакторах.

Свойства аэрозолей зависят состава газовой среды, процесса их образования, концентрации в единице объема, размера и заряда частиц. Аэрозоли подвержены следующим основным процессам:

- седиментация оседание частиц под действием силы тяжести;

- диффузия;

- коагуляция слипания частиц в результате их столкновения и образования более крупных частиц.

Аэрозоли характеризуются размерами аэрозольных частиц (дисперсностью):

- высокодисперсные (размером меньше 10-5 см);

- грубодисперсные (размер больше 10-4 см);

- среднедисперсные (размер от 10-5 до 10-4 см).

В зависимости от размера аэрозолей в их среде преобладают те или иные из указанных выше процессов. Так, если для высокодисперсных аэрозолей седиментация не имеет значения, то для грубодисперсных это процесс является преобладающим. Около 90 % всех аэрозольных частиц имеет размер менее 5 10-5 см.

Аэрозоли электрически заряжены и несут, как правило, положительный заряд.

Основное радиационное воздействие от радиоактивных аэрозолей это внутренне облучение от попавших в организм, как правило, через органы дыхания, частиц. Так, легкие практически полностью сорбируют попавшие с воздухом аэрозоли. Наиболее часто встречающиеся радиационные эффекты от воздействия аэрозолей рак легких, болезни кроветворной системы и неблагоприятные генетические последствия.

5.2.2 Основные методы регистрации аэрозолей Методы количественного определения аэрозолей подразделяются на прямые и косвенные.

Наиболее распространенным является косвенный метод, который основан на различных способах извлечения аэрозольных частиц из газовой среды и последующем исследовании различных характеристик этих частиц. Эти способы основаны на седиментации, фильтрации и осаждении (инерционном или электрическом).

Седиментационный метод как правило используется при контроле уровня радиоактивных выпадений из атмосферы. Для этого используются кюветы с нанесенным на дно тонким слоем глицерина, которые выставляются на срок более месяца.

Аспирационный метод (осаждение на фильтры) получил более широкое применение. Этот метод основан на осаждении и накоплении аэрозольных частиц на различных материалах — фильтрах, поглотителях, сорбентах и т.п. Распространенность этого метода обусловлена тем, что из-за значительной опасности аэрозолей необходимо измерять их довольно низкие концентрации, что вызывает необходимость концентрировать их активность. Наиболее часто применяются волокнистые фильтры (дисковые при периодическом контроле и ленточные при непрерывном контроле) при прокачке через них воздуха. Из волокнистых фильтров чаще всего используются фильтры типа АФА (аналитические фильтры аэрозолей), в которых используется фильтрующий материал ФПП (фильтр Петрянова). Он представляет собой равномерный слой сверхтонких волокон из различных полимеров (ацетилцеллюлозы, перхлорвенила и др.). Фильтры этого типа имеют высокую эффективность улавливания аэрозолей любой дисперсности (от 80 до 99 %), оказывают малое сопротивление потоку воздуха и имеют удобные для работы размеры и формы.

Они обладают термостойкостью, устойчивостью к химическим веществам и влажности.

Недостатком этих фильтров является зависимость эффективности от дисперсности частиц и необходимость введения поправки на самопоглощение альфа- и бета-частиц при измерении.

Мембранные фильтры изготавливают из динитроцеллюлозы и объем пор в них составляет до 80 % от объема всего фильтра. Эти фильтры дают возможность оценить дисперсность частиц, они негигроскопичны, обладают большой прочностью и высокой эффективностью улавливания частиц. Их недостатком является большое сопротивление при прокачке воздуха.

Работа электрофильтров основана на осаждении аэрозолей, которые получают в поле коронного разряда отрицательный заряд и оседают на мишени с положительным зарядом. Эти фильтры обладают небольшим сопротивлением воздуху, что дает большую скорость отбора проб.

Количественно аэрозоли характеризуются их концентра-цией, то есть количеством частиц или их массой в единице объема воздуха. Радиоактивные аэрозоли характеризуются скоростью рас-пада атомов в единице объема объемной активностью в Бк/м3.



Pages:     | 1 || 3 | 4 |
 





 
© 2013 www.libed.ru - «Бесплатная библиотека научно-практических конференций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.