Приложение 1. Рекомендуемые методы определения доз облучения, измерения наведенной активности и расчета защиты при работах с генераторами нейтронов

Приложение 1

Рекомендуемые методы определения доз облучения, измерения наведенной активности и расчета защиты при работах с генераторами нейтронов

Дозиметрия на нейтронных генераторах

Величина доз облучения может быть определена по индивидуальным дозиметрам на основе ИФК или с помощью переносных дозиметров и радиометров типа РН-3, "Эфир", КПН-2, РУП-1, РУС-4, РУС-5, ДН-А-1 и других или расчетным путем, если известна величина нейтронного потока и время облучения.

Контроль за воздушной средой можно проводить с помощью методик, использующих проточные ионизационные камеры (см. приложение 3).

Методы расчета защиты

При отсутствии защитных экранов между источником нейтронов и работающими, пренебрегая поглощением в воздухе и анизотропией вылета нейтронов*, расчет величины потока нейтронов характеризуется законом обратных квадратов:

,

где П - интенсивность нейтронного излучения в определяемой точке ; N - полное число нейтронов (нейтр/сек.), излучаемое ускорительной трубкой (произведение количества нейтронов, испускаемых в течение одного импульса, на число импульсов в секунду); R - расстояние от места расположения мишенного устройства до рабочего места (или до точки, где определяется величина нейтронного потока) в см.

В случае применения защитных устройств расчет защиты (и расчет доз облучения) определяется по формуле:

,

где П - интенсивность нейтронного излучения ; В - коэффициент накопления за счет упругого рассеяния нейтронов в защитном материале (для парафина ); N - полное число нейтронов (нейтр/сек.), выходящее из мишени (произведение числа нейтронов, испускаемых в течение одного импульса, на число импульсов в секунду); R - расстояние от места расположения мишени до рабочего места (или до точки, где определяется интенсивность нейтронного излучения (в см); е - основание натуральных логарифмов (2, 7); X - толщина защитного экрана (в см); - макроскопическое сечение выведения для данного источника нейтронов и материала защиты (в ).

Макроскопическое сечение выведения или макроскопическое сечение ядерного процесса может рассматриваться как линейный коэффициент ослабления потока нейтронов в веществе. Макроскопическое сечение процесса зависит в основном от энергии излучения и материала защиты. В таблице 1 приведены значения макроскопических сечений выведения некоторых защитных материалов для нейтронов с энергией 14 Мэв.

Таблица 1

Значения макроскопических сечений выведения некоторых защитных материалов для быстрых нейтронов с энергией 14 Мэв

Материал защиты	Плотность,	Сечение выведения .
Вода	1,0	0,0706
Бетон (обычный)	2,3	0,082
Баритовый бетон	3,5	0,105
Парафин	0,89	0,092

Гамма-излучение на нейтронных генераторах

Сопровождающее быстрые нейтроны -излучение появляется в результате неупругого рассеяния нейтронов и радиационного захвата.

Хотя сечения этих процессов изучены удовлетворительно, точное решение задачи о вкладе -излучения в суммарную дозу затруднено, т.к. неизвестна эффективная толщина материала, на которой образуются -кванты.

Из практики работы на генераторах нейтронов с энергией 14 Мэв известно, что в зале мишенной существует -фон с энергией 1-2 Мэв. Причем число квантов на 1 нейтрон примерно равно 5-10. По-видимому, при энергиях нейтронов меньших указанной - число -квантов на 1 нейтрон будет уменьшаться. Оценки по вкладу -излучения, основанные на этих данных, показывают, что толщина защиты от нейтронов является достаточной и для -излучения.

В самом деле, если принять выход (наиболее распространенный выход) и взять коэффициент преобразования в -кванты, равный 10, то получим общее число -квантов

При расстоянии от мишени до стен, равном 2 м, мощность дозы у стен будет равна

мкР/сек.,

где N - число -квантов, пересекающих площадь в 1 за 1 сек.; - энергия -квантов в МэВ; - число эрнов в 1 МэВ, 0,11 - энергетический эквивалент рентгена в воздухе; -линейный коэффициент электронного преобразования в воздухе; R - приведенное расстояние от мишени до стен помещения в см.

При допустимой мощности дозы по -излучению в 0,77 мкр/сек. необходимо ослабление в 2,3 раза. При взятой энергии в 2 Мэв эту кратность ослабления обеспечивает бетон с толщиной 15 см.

В то же время для защиты от нейтронов при тех же данных получаем

,

или , откуда

см.

С учетом коэффициента запаса К = 2 защита от нейтронов является достаточной для защиты от -излучения.

______________________________

* Анизотропия здесь не учитывается. Полагается, что неточность в определении потока за счет анизотропии войдет в коэффициент запаса.