при ؛счет импульсов чувствительность к нейтронам выше чувствительности к квантам, но зависимость чувствительности от энергии нейтронов будет далеко не тканеэквивалентной.

Наконец, можно сравнить показания сцинтилляционного до- зиметра при одинаковой поглощенной дозе - излучения и ней- тронов. Отношение измеряемого тока, очевидно', будет

لا٢1::مغاج/п > 1 ٠

Таким образом, при измерении смешанного - нейтронного излучения прибором с органическим однородным сцинтиллятором ток на выходе фотоумножителя не только не пропорционален эквивалентной дозе, но и не определяет и поглощенной дозы, если неизвестен вклад квантов.

Фосфор, составленный из смеси водородсодержащих веществ с неорганическим сцинтиллятором, обладает лучшими дозимет- рическими характеристиками по сравнению с однородными орга- ническими сцинтилляторами. Более высокая конверсионная эф- фективность неорганических сцинтилляторов для прогонов позво- ляет производить амплитудную дискриминацию импульсов от элект'ронов. Преобразование энергии первичного излучения про- исходит в несцинтиллирующем органическом веществе. Возникаю- ние электроны и протоны часть своей энергии тратят в неорга- ническом сцинтилляторе. Примером такого фосфора может слу- жить полистирол или плексиглас с равномерным распределением по всему объему гз. При использовании такого детектора еле- дует иметь в виду возможность реакции 325(п, Р)з2р с порогом около 2 МэВ, которая приводит к возникновению сцинтилляций, не связанных с образованием протонов отдачи.

§ 63. Активационный метод дозиметрии нейтронов

В результате ядерных реакций, протекающих под действием нейтронов, могут образовываться радиоактивные ядра. Пусть л —число ядер данного нуклида в 1 см3, а —число радиоак- тивных ядер в 1 см٥, возникающих в результате облучения этого нуклида нейтронами, плотность потока которых равна

(63.1)

где (р (ءل (ء - плотность потока нейтронов, имеющих энергию в интервале от Е до Е-\-йЕ. Изменение в единицу времени числа радиоактивных ядер определенного сорта описывается уравнением ايس،» = п 7،(£)٠(£)<٩ أЕ — 63.2) ع)

где (*(ء)—сечение активации для' нейтронов с энергией Е в веществе детектораلأ ؛ —постоянная распада образующихся ра- диоактивных атомов, уравнение (63.2) справедливо в предпо- ложении, что число стабильных ядер активационного детектора

194

ا£ي٩)ح١اا٢?

остается неизменным؛ то означает, что лишь незначительная часть общего числа ядер становится радиоактивной. Кроме того, предполагается, что сам детектор не влияет на нейтронный поток.

Решение уравнения (63.2) дает

1. ه،يلا— exp (— احىذ^л رإ (Е) 63.3) ه)

где —число радиоактивных ядер в 1 см3 при облучении де- тектора в течение времени t. Пределы интегрирования Е\ и Е2 соответствуют нижней и верхней границам энергий в спектре нейтронов. При использовании активационного метода измеряют наведенную активность, равную A=lNt٠

Для дозиметрических целей необходимо установить связь между активностью детектора и дозой нейтронов. Сечение акти- вации (Т (£) зависит от энергии нейтронов, поэтому применять формулу (63.3) можно, только если известен нейтронный спектр или по крайней мере сделаны определенные предположения от- носительно энергетического распределения нейтронов, в дози- метрической практике часто приходится иметь дело с 'тремя группами нейтронов: быстрыми нейтронами деления, промежу- точными, образовавшимися в результате замедления нейтронов деления, и тепловыми. Такое деление типично для излучения ядерно-энергетических установок. Каждая из указанных групп характеризуется своим спектральным распределением. Спектр быстрых нейтронов деления хорошо известен. Промежуточные нейтроны, образующиеся в результате замедления быстрых, ча- сто имеют энергетический спектр, соответствующий изменению энергии по закону 1 IE (см. § 58). Тепловые нейт-роны имеют максвелловское распределение скорости и обладают наиболее вероятной энергией 0,025 эВ. Сечение активации также специ- фично в каждом рассмотренном энергетическом интервале.

В смешанном нейтронном потоке тепловые нейтроны можно выделить с помощью кадмиевого экрана. Кадмий практически поглощает все нейтроны, которые имеют энергию ниже при- мерно 0,4 эВ. Активность детектора, покрытого кадмием, обус- ловлена практически полностью надтепловыми нейтронами; раз- ность в активности участков д.етектора, не покрытого и покрытого кадмием, характеризует поток тепловых нейтронов. Сечение акти- вации тепловыми нейтронами, как правило, хорошо известно.

Интеграл в уравнении (63.3) для тепловых нейтронов при- нимает вид

I ? (Е) ٠ (Е) dE == ٥о?тепл> (63.4)

где Сто —сечение активации тепловыми нейтронами; «Ртепл - плот- ность потока тепловых нейтронов. Спектр нейтронов с энергией больше 0,4 эВ (надкадмиевые нейтроны) можно представить как ф(Е)=а/Е, где а —постоянная величина. Тогда интеграл ،3* 195

в уравнении (63.3)

= -۴₌،й. ₍63.5)

где Е'₂— верхняя граница энергии в спектре медленных ней­тронов; £_Са — энергетический порог кадмия (0,4 эВ); 2 = в₂'

= ٤ <з(Е)(1Е/Е — резонансный интеграл.

^£са

Сечение активации в области надкадмиевых нейтронов мо­жет иметь резонансные пики. До резонансного пика сечение активации нейтронами изменяется по закону 1/٠ (у — скорость нейтронов). Резонансный интеграл характеризует суммарную активацию под действием нейтронов с энергией, превышающей кадмиевый порог. Если большой резонансный пик попадает в область низких энергий, то резонансный интеграл определяется преимущественно этим пиком, а вклад сечения, пропорциональ­ного 1/٠, незначителен. В этом случае точное знание границ спектра Еса и £'₂ необязательно, так как небольшие изменения этих границ практически не влияют на резонансный интеграл, который полностью обусловлен резонансным пиком.

Количественно роль сечения, пропорционального 1/у, харак­теризуется интегралом

(63.6) .٤٣٤٠؛؛) ٢٥٥ = ٧٤)

0,4эВ 0,4эВ

где Уо — скорость тепловых нейтронов.

Если резонансный интеграл намного больше, чем О,5а_о, он определяется резонансным пиком. У некоторых нуклидов ре­зонансные пики расположены при высоких энергиях, и для них резонансный интеграл определяется преимущественно сече٠ нием, изменяющимся по закону 1 /V. Подобные детекторы удобны для спектральных измерений. На резонансный интеграл в этом случае существенно влияет нижняя часть спектра.

Для спектра быстрых нейтронов деления

؛ ?(Е)'(Е^Е = ?_быпрЪ(Е)₀(Е^Е, (63.7)

где фбыстр — плотность потока быстрых нейтронов; /(£)—функ­ция распределения для спектра быстрых нейтронов, подчиняю­щаяся условию ]٠ ЦЕ)с1Е==1. Хотя спектр нейтронов деления известен, точно определить о(£) затруднительно. В этом случае удобны пороговые детекторы. Последние характеризуются боль­шим и приблизительно постоянным значением сечения активации для нейтронов с энергиями выше некоторого порога. Если о٢_п — 196

сечение активации порогового детектора, имеющего энергетиче* ский порог £1, то

I ?(£)٥ = جى(ء)هп?быстр^٠ (63.8)

Применяя одновременно несколько' пороговых детекторов* можно оценить плотность потока нейтронов в пределах отдель,٠ ных энергетических интервалов.

Активационный метод практически связан с измерением на- веденной активности, в некоторых случаях при измерении слабых нейтронных потоков наведенная активность оказывается слишком малой для надежных измерений обычными методами. Чувстви- тельность метода можно существенно повысить, используя сцин- тилляционные счетчики, в которых активируемое вещество входит непосредственно в состав сцинтиллятора.

Активационный метод широко применяют для измерения ней- тронных потоков и дозы. Его основные преимущества: нечув- ствительность к фотонному излучению, простота конструкции детекторов, дешевизна, малые габариты, возможность разделения процессов облучения и измерения. Активационный метод удобен при оценке дозы в аварийных ситуациях, когда происходит крат- ковременное облучение большими потоками нейтронов, в этом случае время облучения мало и 1. Активность детектора в результате облучения

л ت،مللات ت Мп[ <?(E)a(E)dE. (63.9)

Применительно к различным энергетическим группам на осно- вании формул (63.4), (63.5) и (63.8) при кратковременном облу- чении будем иметь:

для тепловых нейтронов

А тепл : Хтепл /ИОсфтепл; (63.10)

ДЛЯ промежуточных нейтронов

А пром :: ^медл tnah ; (63.11)

для быстрых нейтронов

Лбыетр::Л،бЫСТр/ПОпфбыСТр٠ (63. 12)

Различные د соответствуют тому, что в общем случае нейтрон- ные потоки различных энергетических групп измеряют разными детекторами.

В результате длительного облучения детектора постоянным нейтронным потоком наступает равновесное состояние, при ко- тором число образующихся радиоактивных ядер равно числу распадающихся, в этом случае вместо формул (63.10)—(63.12)

197

(63.13) ؟٨епл /го оТтепл ;ئص = пром^ Лыстр = /2٥п<?быстр٠ будем иметь Формулы (63.10) — (63.12) для импульсного облучения и со­отношения (63.13) для равновесного состояния при длительном облучении позволяют оценить интегральный нейтронный поток и дозу по измеренным значениям активности. При выборе акти­вационных детекторов следует учитывать сечение активации, пе­риод полураспада образующихся радиоактивных нуклидов, нали­чие «мешающих» реакций, а также условия облучения. В табл. 7 и 8 приведены основные характеристики наиболее распростра­ненных активационных детекторов тепловых нейтронов и поро­говых детекторов. Приведем пример оценки нейтронной дозы с помощью акти­вационных детекторов. Пусть имеется набор активационных де­текторов, который используют в качестве дозиметра при крат­ковременном облучении (например, аварийная ситуация). Будем исходить из наличия трех групп нейтронов — тепловых, промежу­точных и быстрых, рассмотренных выше. Необходимо определить Таблица 7. Характеристика активационных детекторов Исходный нуклид	Сечение акти­вации для тепловых нейтронов, б	Образую- щийся нуклид	?1/2	Энергия £٠частиц٠ ٥ МэВЦ	Энергия ؟-квантов, МэВ	Резонансный интеграл, б
231\а 56Мп ٥9Со 197Аи п٥1п	0,54 13 36 96 145	ا2 66Мп ٥٠Со 1٥٥Аи “б1п	15,14 2,6 ч 5,2 года 2,7 сут 54 мин ا	0,54 2,8 0,31 0,96	1.4 2,8 1.5 1,17 1,33 0,41	0,24 11,8 49,3 1158 2640

Таблица 8. Характеристики пороговых детекторов Реакция	Эффективный порог, МэВ	Эффективное сечение, б	Энергия частиц, МэВ	т 1/2
«к(«, Л 233۶ ,„)/اً) 31 Р(п, ؛8ل3(م 32Б (п, п32р 107Аг(„, 2«)‘Ай 127ر (л, 2„) 128/ 33№(„, 2„)37№ 33Си(„, 2„)32Си С(„, 2„)1 С 209В(„, л ٠	0,75 1.5 2.5 2.5 9.6 11 13 12 22 50	٠7ا 0,6 0,075 0,25 1,3 1,1 0.9 0,2	13 1.7 0,87 0,83 2,91 0,99	160 мин дня мин 13 сут 36 ч 9,7 мин 20,4 мин

198

ставляющих: эквивалентную дозу нейтронного■ потока, состоящего из указан- ных трех групп нейтронов. Искомую величину можно выразить в виде суммы трех со- ,нбыстр ؛Нпром؛Н— Нтепл

(63.14)

Тепловая составляющая нейтронной дозы при облучении в те­чение времени / выражается соотношением

//тепл ٦^٧ ٠٩—٠еплфтепл,

(63.15)

где /؛тепл — коэффициент, численно равный эквивалентной дозе при прохождении одного теплового нейтрона через 1 см².

Для промежуточных нейтронов, обладающих спектром 1/Е:

= I ٠/٩٠ ٤،،^ ٢ (63.16)

где

__ ٢٠ к{Е)(1Е

Коэффициент &(£) связывает эквивалентную дозу с единичным флюенсом и зависит от энергии нейтронов в соответствии с кри­вой на рис. 55.

Для группы быстрых нейтронов

^н быстр = ،?быстр р (٤) к (Е) с1Е = / <р_бь٥؛тр٥₂, (63.17)

где ٥₂ = ٢ 1(Е)1г(Е)с1Е.

Подставляя значения трех составляющих искомой дозы по формулам (63٠ 15) —(63.17) в выражение (63.14), получаем

Н= I (/؛теплфтепл“|٠٥،21"٠|^_П2٩рбыстр) ٠ (63.18)

Коэффициент Лтепл и зависимость коэффициента к(Е) от энер­гии нейтронов определяются по кривой типа кривой Снайдера (см. рис. 55). Спектр деления известен, и коэффициенты аг и а2 можно рассчитать заранее. Таким образом, чтобы вычислить дозу по формуле (63.18), нужно экспериментально определить интегральный поток тепловых и быстрых нейтронов и коэффи­циент а. В качестве дозиметра можно использовать комбинацию трех активационных детекторов: порогового, резонансного с кад­миевым экраном и резонансного без экрана. В нашем случае следует воспользоваться формулами (63.10) — (63.12). Для поро­гового детектора, измеряющего быстрые нейтроны:

،р--٥٦_п ٠ (63.19)

199

Пусть Л_Общ — активность участка резонансного детектора, не покрытого кадмиевым экраном. Эта активность обусловлена как тепловыми нейтронами, так и промежуточными:

Л٥бщ—Л тепл “Ь Л _Пром>

где Л пром —наведенная активность на участке, закрытом кад­миевым экраном, так как кадмий не пропускает тепловых ней­тронов. Отсюда

Л тепл ^=؛= Л общ—Л пром• (63.20)

Из формулы (63.10)

тепл?؟،

■،^тепл

Подставляя Дтепл из выражения (63.20), получаем

(63.21)

•،٦0&Ц AlpOM