Помня, что е1 = 2г٤, и переходя от плотности газа к массе т= = (4(3)пг³р, формулу (85.22) представим в следующем виде:

£(£)=١ ؛-г² 85.23) .٠٤٦-٤٥— (؛٠)

Аналогично для крайне неизотропного поля треков, применив фор­мулу (85.12) вместо (85.10), получим

Ш) = _ 1 А ٢²£² -٠1٤ (85.24)

' ١ з т ١ ، ’ ٥٤ где также е₁ = 2г٤.

Сферический пропорциональный счетчик с тканеэквивалентны­ми стенками, наполненный тканеэкв.ивалентным газом, является удобным инструментом для тканевой ЛПЭ-метрии излучения сложного состава. На практике обычно- реализуется случай изо­тропного поля треков и обработку экспериментального спектра производят в соответствии с формулой (85.23).

Если регистрируемые счетчиком частицы обладают непрерыв­ным распределением по ЛПЭ от минимального значения Ц до максимального Ь₂, суммарная доза, обусловленная всеми части­цами, входящими в состав излучения, будет равна

٠٢ = ٥ П(£)،/٤.

Интегрируя формулу (85.23) в пределах от Ц до Ь₂, получаем

о ٤_ ٥ г^г (2г£٠) + 3 ٤ / (2г٤) £،7٤ — ٤/ / (2г£_г)1. (85.25)

^т ٦ ٤٠ ٢

При интегрировании использовано следующее преобразование:

— (٩)1 = -٠٤ + 2٤/ (е٠). (85.26)

Ионизационно-импульсная методика ЛПЭ-метрии с примене­нием сферического пропорционального счетчика первоначально предложена Росси и Розенцвейгом.

§ 86. Метод линейной суперпозиции показаний нескольких детекторов

Пусть в поле смешанного излучения одновременно регистриру­ются показания & детекторов. Показание ،-го■ детектора ٥، в об­щем случае зависит от дозы излучения, его■ состава и энергии. Выразим эквивалентную дозу излучения Н через показания де­текторов следующим образом:

# = (86.1)

267

О 2 4 ^£1 8 ' 8 10

Рис. 76. Принципиальная схема счетчика со слоистым радиатором

Рис. 77. Зависимость ионизации ،?٢, ،71, ،72 от энергии нейтронов для счетчика со слоистым радиатором

где а — коэффициент пропорциональности, учитывающий размер­ность единиц, а ٨٠ — коэффициент, на который надо умножить по­казания i-го детектора, чтобы выполнялось соотношение (86.1) для заданного диапазона энергии излучения. Этот коэффициент определяет вклад показания Лго детектора в общую сумму пока­заний.

Если имеется заданный набор детекторов, задача сводится к выбору подходящих значений коэффициентов ٨٠. Легко понять, что умножение показаний детектора на постоянные коэффициенты равносильно изменению чувствительности детектора в ٨٠ раз. При изменении чувствительности ٤-го детектора в ٨ раз его показания станут Si'(E) =fiSi (£), и эквивалентная доза определится про­стым суммированием показаний всех детекторов:

H — a Zsi'(E)- (86.2)

Приведем несколько примеров использования этого метода.

Пропорциональный счетчик со слоистым радиатором. Для до­зиметрии направленного потока быстрых нейтронов можно ис­пользовать пропорциональный счетчик со слоистым радиатором. Подобный счетчик описан Херстом, Ритчи и Вильсоном. Принци­пиальная схема счетчика показана на рис. 76. Счетчик наполнен этиленом. В торец счетчика приделан радиатор, состоящий из полиэтилена 5, алюминия 2 и полиэтилена 1. Ионизация в газовом объеме обусловлена протонами, образованными в газе, ۶_г, прото­нами, выбитыми из первой полиэтиленовой пластинки, q_x и прото­нами, выбитыми из второй полиэтиленовой пластинки, ₂؟. На рис. 77 показана типичная зависимость ионизации д_г, ،71, 2؟, отне­сенной к одному падающему нейтрону, от энергии нейтронов.

Величины 71، ,٢؟ и ،72 можно рассматривать как показания трех различных детекторов. Измеряемой величиной является ионизация 268

в чувствительном объеме счетчика ؟, равная сумме трех состав­ляющих:

،7=،71+،72+،7г٠ (86.3)

Рассмотрим вклад каждой составляющей. Ионизация ٢؟, при­ходящаяся на один падающий нейтрон, пропорциональна сечению упругого рассеяния нейтронов в газе о_г, удельной ионизации про­тонов отдачи х и среднему пути протонов в газовом объеме счет­чика Я:

Цг~аг%Я.

С ростом энергии нейтронов значения ٠٢ и х уменьшаются, а Я увеличивается до тех пор, пока пробег протонов не станет превос­ходить линейные размеры объема счетчика, а затем остается по­стоянным. По этой причине ٢؟ быстро возрастает ■с увеличением энергии нейтронов Е_о (вследствие увеличения Я), а затем медлен­но уменьшается (из-за уменьшения о٢ и х)٠

Ионизация 1؟~о/г_ЭфХ^٠ где Л_Эф— эффективная толщина пла­стинки, пропорциональная пробегу протонов в полиэтилене. Зна­чение Л_Эф возрастает с увеличением энергии нейтронов до тех пор, пока •пробег протонов в полиэтилене не станет равным толщине первой пластинки. Аналогичное соотношение характерно для ионизации, обусловленной протонами, выбитыми из второй поли­этиленовой пластинки: ٠~₂؟Лэфх£■. В этом случае при низких энергиях нейтронов 7?=0 и 0=2؟, так как протоны задерживают­ся алюминием и первой пластинкой. Начиная с некоторой энер­гии нейтронов £1 протоны из второй полиэтиленовой пластинки вносят свой вклад в ионизацию. Алюминиевая пластинка не участ­вует в ионизации вследствие того, что тяжелые ядра отдачи за­держиваются стенкой счетчика.

Изменяя толщину различных слоев радиатора, мы как бы ме­няем чувствительность каждого из трех детекторов. Это позволя، ет создать такие условия, при которых общая измеряемая иони­зация, равная сумме показаний трех детекторов, имела бы при­близительно такую же зависимость от энергии нейтронов, как и эквивалентная доза или тканевая доза нейтронов. Сумма ампли­туд импульсов при этом пропорциональна соответствующей дозе. При наличии у-излучения можно■ производить амплитудную ди­скриминацию импульсов. В этом случае необходимо■ иметь в виду подпороговые потери энергии (см. § 61).

Детектор тепловых нейтронов с многосферным замедлителем. Упомянутый в § 67 многосферный дозиметр является типичным примером применения рассматриваемого метода. Сущность мето­да заключается в том, что■ фиксируются показания одного и того же детектора тепловых нейтронов при разных диаметрах замед­ляющей сферы. Результат каждого такого измерения ٥، можно рассматривать как показания различных детекторов, число кото­рых А равно числу замедляющих сфер. Чувствительность каждого детектора определяется радиусом сферы. Задача, следовательно,

269

сводится к выбору таких размеров сфер, чтобы при минимальном числе измерений (минимальное число различных сфер) можно было подобрать такие коэффициенты /،, при которых наилучшим образом выполнялось бы соотношение (76.1). Имеются указания, что построенные на этом принципе дозиметры дают удовлетвори­тельные результаты при измерении биологической дозы нейтронов в диапазоне энергий от тепловых до 50 М!эВ. При этом удается обойтись тремя диаметрами сфер.

Этому же принципу следуют многодетекторные дозиметры с од­ним замедлителем. В этом случае обычно один детектор тепловых нейтронов помещают в центре сферы, а остальные — на различ­ных расстояниях от центра. Показания каждого детектора умножают на его коэффициент /،• и затем складывают. Трех детек­торов достаточно для получения удовлетворительной характери­стики дозиметров.

Применение делящихся веществ. При использовании несколь­ких делящихся нуклидов с различным эффективным сечением де­ления удается воспроизвести зависимость (86.1), варьируя коли­чество ■нуклидов. В данном случае измеряют число актов деления по числу регистрируемых осколков. Число детекторов равно чис­лу делящихся нуклидов. Независимо от споооба регистрации по­казания 1-го детектора пропорциональны эффективному сечению деления 1-го изотопа с٢л(٤) нейтронами с энергией Е. Вклад по­казаний отдельных детекторов можно изменять, варьируя вес каждого нуклида /и،. Применительно к рассматриваемому случаю формулу (86.1) можно переписать в виде

Я٥٥ Зот،٠,_،(Е). (86.4)

Если выполнено соотношение (86.4) и все делящиеся вещества используются одновременно, то задача сводится к регистрации общего числа осколков деления.

Известные делящиеся изотопы позволяют составить такой на­бор, который удовлетворял бы соотношению (86.4) с достаточной для практики точностью в широком энергетическом интервале нейтронов. Чувствительность построенных на этом принципе до­зиметров зависит как от количества делящегося вещества, так и от способа регистрации осколков деления. При заданном способе регистрации нижний предел измерения ограничивается фоном, об­условленным спонтанным делением, и а-излучением делящихся нуклидов. Характеристика делящихся веществ в этом отношении представлена в табл. 9..

Оценки показывают, что можно создать дозиметр, измеряющий эквивалентную дозу нейтронов со статистической погрешностью, не превышающей 15% ■при измерении недельной предельно допу­стимой дозы.

Ядерная фотоэмульсия, окруженная многослойным радиатором, находит применение в дозиметрии нейтронов. Многослойный ра٠ 270

Таблица 9. Характеристика делящихся нуклидов Нуклйд ٠-	Активность		Спонтанное деление
	Период полурас­пада, лет	Число а-Настйц» (МГ٠С)٠1	Период полурас. пада» лет	Число делений. (٢ ч)“1
ئآ232 233٧ 234٧ لاج23 23ви ٧ج23 гзэрц 237Мр	1,39• 10м 1.6-10® 8-Ю8 ؟10-7.1 Ю7 Ю9 2,44•10* 2,2•10е	4,15 3.48-10، 2.24.10، 80.2 ؟10-2.3 12.4 ،2,31.101 *2,55-10	؟1.4.101 ”3-10 ?1.6-101 ?؛1.8.10 ،2.101 ،8.101 ®؛10-5,5 0<	0.15 0.7 12.7 1.08 10 24.8 36 5

диатор представляет собой пакет, состоящий из слоев водородсо­держащего вещества, разделенных слоями поглотителя протонов, не содержащего водород. Дозиметр напоминает собой слоистый пирог, в котором начинкой служит фотопленка. Протоны возника­ют в результате взаимодействия нейтронов с водородсодержащи­ми слоями радиатора. По имени ученого, впервые подробно опи­савшего подобный дозиметр, такой метод дозиметрии часто назы­вают методом Чека.

По؛ принципу действия подобный дозиметр не отличается от пропорционального счетчика со слоистым радиатором. Измеряют число следов в ядерной эмульсии, оставленных протонами, при­шедшими из различных слоев радиатора. Такой многослойный до­зиметр аналогичен набору однослойных детекторов с различной чувствительностью.

При заданном составе вещества чувствительность определяется толщиной водородсодержащего слоя и слоя поглотителя протонов. Показания• каждого детектора з'،-(£) выражаются своим числом следов в эмульсии и определяются его чувствительностью. Подби­рая соответствующую толщину слоев радиатора и порядок их рас­положения относительно слоя эмульсии, можно обеспечить выпол­нение соотношения (86.2) в некотором диапазоне энергии нейтро­нов. В этом случае суммарное число треков, образованных в эмульсии ;протонами, пришедшими из различных слоев радиато­ра, оказывается пропорциональным эквивалентной дозе ней­тронов.

Практический вариант подобного дозиметра быстрых нейтро­нов, разработанного в Советском Союзе, описан Л. 3. Золиным, В. М. Лебедевым и М. И. Салацкой. Использовалась отечествен­ная пленка типа К с ядерной эмульсией; толщина чувствительно­го■ слоя эмульсии 20 мкм. Регистрируются протоны с энергиями 0,3—150 МэВ. Число треков подсчитывают с помощью микроско­па. Радиатор состоит из шести чередующихся слоев алюминия и водородсодержащей пластмассы, расположенных с каждой сторо­ны двусторонней фотопленки.

271