автореферат диссертации по приборостроению, метрологии и информационно-измерительным приборам и системам, 05.11.15, диссертация на тему:Разработка методов и средств метрологического обеспечения радиационного контроля нейтронного излучения на ускорителях и импульсных реакторах

ОБЪЕДИНЕННЫЙ ИНСТИТУТ ЯДЕРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ

На правах рукописи

ПОКРОВ ЮРИЙ ВЛАДИМИРОВИЧ

РАЗРАБОТКА МЕТОДОВ И СРЕДСТВ МЕТРОЛОГИЧЕСКОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЙ НА УСКОРИТЕЛЯХ И ИМПУЛЬСНЫХ РЕАКТОРАХ

05-11 -15, - метрология и метрологическое обеспечений

05.11.10. - приборы и методы для измерения ионизирунщих излучений и рентгеновские приборы

Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук

Тимошенко Г.Н.

Дубна -

1998

ОГЛАВЛЕНИЕ

стр.

ВВЕДЕНИЕ ........................................................... 4

ГШ 1. МЕТОДЫ И СРЕДСТВА ДОЗИМЕТРИИ НЕЙТРОНОВ И ВОПРОСЫ ИХ МЕТРОЛОГИЧЕСКОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР И ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ .........................................9

1.1. Средства измерений на основе вадародсодершащлх замедлителей и энергетические зависимости их чувствительности .......................................... 9

1.2. Импульсные поля нейтронного излучения работа в

средств дозиметрии ........................................ 14

1.3. Индивидуальная дозиметрия нейтронов .................. 16

1.4. Опорные поля нейтронов на основе радионуклидных

источников в замедлителях ................................. 24

ГЛАВА 2. ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ ЗАВИСИМОСТИ ЧУВСТВИТЕЛЬНОСТИ СРЕДСТВ ДОЗИМЕТРИИ НЕЙТРОНОВ : ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ОПРЕДЕЛЕНИЕ, СРАВНЕНИЕ С ИЗВЕСТНЫМИ ДАННЫМИ, ОЦЕНКА ПОГРЕШНОСТИ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ В РЕАЛЬНЫХ ПОЛЯХ ............................ 27

2.1. Исследуемые средства дозиметрии нейтронов, их характеристики и поверка на радионуклидных источниках ..... 27

2.2. Геометрия и методика определения чувствительности в различных дипазонах энергии ............................... 32

2.2.1. Пучок реактора ИБР-30, диапазон энергий от 1 эВ

до 4 кэВ .................................................. 32

2.2.2. Электростатический генератор ЭГ-5, нейтроны со средней энергией 30 кэВ ................................... 41

2.2.3. Электростатический генератор ЭГ-2,5, диапазон энергий от 17 кэВ до 1 МэВ ................................ 45

2.2.4. Лазерный генератор нейтронов, энергия 14,2 МэВ ..... 47

2.3. Результаты измерений ................................. 49

2.4. Энергетические зависимости чувствительности многошарового спектрометра Боннера: результаты эксперимента, сравнение экспериментальных и расчетных данных разных авторов................................................... 66

2.5. Погрешности дозиметров нейтронов в реальных полях, обусловленные энергетическими зависимостями чувствительности........................................... 75

2.5.1. Погрешности счетчика L'HH-14 с комбинированным замедлителем .............................................. 81

ГЛАВА 3. ИССЛЕДОВАНИЕ РАБОТЫ СРЕДСТВ ДОЗИМЕТРИИ НЕЙТРОНОВ В ПОЛЯХ

ИМПУЛЬСНОГО ИЗЛУЧЕНИЯ УСКОРИТЕЛЕЙ И РЕАКТОРОВ .............. 83

3.1. Экспериментальное изучение просчетов средств измерений непосредственного контроля.................................. 83

3.2. Прибор для определения эквивалентной дозы нейтронов в импульсных полях излучения ................................. 94

ГЛАВА 4. КОМБИНИРОВАННЫЙ ИНДИВИДУАЛЬНЫЙ ДОЗИМЕТР (КИД).............. 107

4.1. Комбинированный индивидуальный дозиметр(КИД), конструкция и отличие от альбедного дозиметра............... 107

4.2. Градуировка альбедных дозиметров на радионуклидных источниках и на ЯФУ ....................................... 111

4.2.1. Градуировка альбедного дозиметра на синхрофазотроне.. 114

4.2.2. Градуировка альбедных дозиметров и КИД на радионуклидных источниках и в опорных поях на их основе..........119

4.2.3. Градуировка КИД на фазотроне ................................................121

4.2.4. Результаты сличения КИД в опорных полях ИФВЭ ................123

4.2.5. Основные характеристики КИД ..................................................124

4.3. Пути модернизации КИД ..................................................................126

ГЛАВА 5. ОПОРНЫЕ ПОЛЯ НЕЙТРОНОВ НА ОСНОВЕ Cf-252 В ШАРОВЫХ

ПОЛИЭТИЛЕНОВЫХ ЗАМЕДЛИТЕЛЯХ ................................ 128

ЗАКЛЮЧЕНИЕ .......................................................... 135

ЛИТЕРАТУРА

137

ВВЕДЕНИЕ

На современных ускорителях и реакторах и в окружающей их защите возникает ионизирующее излучение, состоящее из широкого класса элементарных частиц : протонов, нейтронов, мезонов различных видов, электронов, фотонов и др. Несмотря на наличие биологической защиты, персонал, работающий на таких ядерно -Физических установках (ЯФУ), подвергается воздействий сложного по компонентному составу излучения широкого энергетического диапазона, изменяющегося во времени и в пространстве /1 /. В ОИЯИ основными источниками ионизирующих излучений, определяющих радиационное воздействие на персонал, являются ускорители : синхрофазотрон на максимальную энергию ускоряемых протонов 10 ГэВ /2 /, синхроциклотрон ( реконструированный в Фазотрон) с энергией протонов до 680 МэВ/3/, циклотроны/4/, ускоряющие многозарядные ионы, - и импульсные реакторы на быстрых нейтронах ИБР-30/5/ и ИБР-2/6/.

В зависимости от вида ЯФУ, максимальной энергии и типа генерируемых на них частиц, конструкции и материала защиты, условий пребывания персонала на рабочих местах и т.п., значимый вклад в эквивалентную дозу, определяющую степень опасного воздействия ионизирующего излучения, вносит более ограниченный, в сравнении с перечисленным выше набором, класс частиц, в основном состоящий из вторичного излучения, возникающего в защите. Так, при работающих ускорителях радиационная обстановка в местах пребывания персонала определяется нейтронами, главным образом, с энергией до 20 НэВ. В некоторых местах, как правило, за сплошными защитами ускорителей частиц высоких энергий, заметный вклад в эквивалентную дозу дают нейтроны с энергией выше 20 МэВ. На импульсных реакторах эквивалентная доза Формируется нейтронами с энергией до 20 МэВ м гамма-излучением, причем в зависимости от компановки и материала защиты вклад в полную дозу от этих видов излучения может колебаться в значительных пределах. В среднем вклад в дозу этих компонентов примерно одинаков. При неработающих ЯФУ доза облучения персонала определяется гамма-излучением от наведенной рад иоак т ив но с т и/7,/.

Таким образом, одной из важнейших задач проведения радиационного контроля ( РК ) на ускорителях и импульных ректорах ОИЯИ является контроль полей излучения и доз облучения персонала, обусловленных нейтронами.Это в свою очередь определяет важность решения вопросов метрологического обеспечений такого вида контроля, необходимого для достижения единства измерений и достоверности их результатов в этой области прикладной физики. К их числу относится правильный выбор методов и средств дозиметрии, разработка и создание приборов для проведения радиационного контроля и других видов радиационных измерений,изучение их метрологических характеристик и особенностей использования приборов в специфических полях излучений, образующихся в процессе работы ускорителей и реакторов, разработка и внедрение методов поверки и калибровки этих средств с

использованием как стандартных методик на основе радионуклидных источников, так 14 полей излучений ЯФУ и опорных полей, проблема интерпретации показаний средств измерений и многое другое. Решение этих и других задач метрологического обеспечения при проведении радиационного контроля, особенно на ускорителях частиц высоких энергий, является самостоятельной научно - исследовательской задачей/8/, специфика которой на ускорителях и импульсных реакторах связана как с нестандартностью полей излучений этих установок» так и с уровнем развития средств измерений, которые могут использоваться в радиационном контроле на этих установках.

Одной из характерных особенностей полей излучения на ускорителях и импульсных реакторах, наряду с отмеченным выше сложным компонентным составам и широким энергетическим диапазоном, является их импульсный характер, когда длительности импульсов излучения простираются от десятков наносекунд до долей секунды, а частота следования от долей до сотен герц, т.е. скважность излучения, определяемая как обратная величина произведения длительности импульса на частоту, может достигать десятков тысяч/7/. Использование в таких полях нейтронного излучения средств непосредственного контроля, т.е. таких, в детекторах и электронных устройствах которых параметры ионизирующих излучений преобразуются непосредственно в параметры электрических сигналов (импульсов), назовем их активными, и которые предназначены по своим характеристикам для работы в стационарных полях излучений, приводит к существенному снижению их верхнего диапазона измерений из-за просчетов, наступающих в таких полях при меньших загрузках приборов. Неучет этого обстоятельства может привести к появлению дополнительных погрешностей измерений, а именно, к занижению значений измеряемых величин.

Б связи с этим возникает задача исследования поведения таких средств радиационного контроля в импульсных полях излучений с целью количественной оценкм появления просчетов в зависимости от временных режимов работы ЯФУ и выработки алгоритмов, позволяющих прогнозировать их изменения при других режимах. Кроме того, помимо исследования поведения в импульсных полях нейтронного излучения средств измерений, не предназначенных специально для работы в таких полях, в радиационном контроле желательно иметь приборы, которые можно было бы использовать для работы именно в импульсных полях излучений и которые позволяли бы проводить непосредственные измерения при таких величинах доз, когда другие приборы имеют значительные просчеты. Создание, изучение характеристик и применение таких приборов является важной составляющей частью метрологического обеспечения радиационного контроля.

Проблема обеспечения радиационного контроля нейтронного излучения на ускорителях и импульсных реакторах промышленными средствами измерений стоит в течение многих лет и вряд ли она будет удовлетворительно решена в обозримом будущем. Крайне ограниченная номеклатура выпускаемых дозиметров

нейтронов, таких., как ДН-1-4, КАН-2 и некоторые другие, не обеспечивала полностью в силу отмеченных выше причин решения даже том ограниченной задачи, для которых они предназначены, а именно, измерение мощностей эквивалентных доз нейтронов с энергией до 20 ИэВ. А в такой важной области радиационного контроля, как индивидуальная дозиметрия, дозиметры нейтронов промышленностью вообще не производились и не производятся в настоящее время. В связи с этим большинство научных центров идет по пути создания собственных, нестандартмзованных средств измерений, не предназначенных для массового производства и не подвергаемых государственным испытаниям. Подавляющее количество средств измерений, используемых в радиационном контроле нейтронного излучения, относятся именно к этому типу. Здесь возникает такая важная задача метрологического обеспечения как определение характеристик созданных и используемых в практике радиационного контроля средств измерении. Одной из таких характеристик является энергетическая зависимость чувствительности дозиметра, в дальнейшем функция чувствительности (ФЧ), определяющая как саму возможность использования его в этом качестве, так м возникающие в процессе измерений погрешности.

Б дозиметрии нейтронов большое распостраненме получили приборы, основанные на использовании детекторов тепловых нейтронов, помещенных в замедляющие среды различных размеров и конфигураций. В качестве

замедлителей обычно используется полиэтилен в виде шаров или цилиндров, в центре которых размещаются, как правило, ионизационные или сцинтмлляционные детекторы тепловых нейтронов. Энергетические зависимости чувствительности таких устройств определяются толщиной замедляющего слоя и наличием поглотителя тепловых нейтронов внутри него, подбирая которые пытаются получить требуемый вид ФЧ - чаще всего измерителя Флюенса нейтронов или дозиметра. Использование детектора тепловых нейтронов с набором замедлителей различных размеров позволяет осуществлять спектрометрию нейтронов - например, как это делается в широко распостраненном многошаровом спектрометре Боннера/9/, или аппроксимировать требуемую энергетическую зависимость чувствительности прибора (дозиметра или радиометра) линейной комбинацией энергетических зависимостей чувствительности детектора с замедлителями различных размеров/10,11/. Правильность и точность получаемой с помощью таких средств измерений дозиметрической информации во многом обуславливается достоверным знанием энергетических зависимостей чувствительности детекторов тепловых нейтронов в замедлителях соответствующих размеров. Это относится как к многошаровому спектрометру, так и к приборам на основе одного замедлителя. Необходимо отметить, что такого рода зависимости получены чаще всего расчетным путем, недостаточно хорошо изучены экспериментально во всем используемом для измерений диапазоне энергий и имеют расхождения по данным разных авторов, что вызывает необходимость их

опытного исследования и анализа имеющейся информации. Для некоторых средств измерений, например, дозиметров КАН-2 и ДН-Л-1 энергетическая зависимость чувствительности либо неизвестна, либо информация и о ней недостаточно полна.

Изучение энергетических распределений нейтронов за защитами ЯФУ является одной из актуальных задач исследования полей излучения, в том числе и для целей радиационного контроля и к настоящему времени накоплена определенная информация о спектрах нейтронов за различными защитами ускорителей и реакторов и о закономерностях их Формирования, например, в работах/1,12,13,14./. В силу этого знание энергетических зависимостей чувствительности дозиметров нейтронов позволяет не только оценивать их погрешности при измерениях в полях с известными спектрами, но и прогнозировать появление дополнительных погрешностей измерений, исходя из закономерностей и условий Формирования спектров нейтронов за защитой установок.

Индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК) является неотъемлемой и существенной составляющей радиационного контроля. Отсутствие промышленных средств ИДК, позволяющих в полном объеме проводить индивидуальный дозиметрический контроль в полях нейтронного излучения, вынудило научные центры, в которых возникала необходимость в такого рода контроле, разрабатывать собственные методики проведения ИДК, основанные на различных модификациях известных методов и средств измерений нейтронов. Долгое время проведение ИДК по нейтронам основывалось на фотографическом методе их регистрации с использованием ядерных эмульсин/15,16,17,18/. Позже стали получать развитие методы с применением термолюминисцентных детекторов(ТАЯ). В обоих случаях при регистрации нейтронов использовался эффект отражения и замедления падающих на тело человека нейтронов с последующей их регистрацией - так называемый альбедный эффект. В последнее время получили развитие альбедные дозиметры с несколькими парами ТЛД на основе изотопов лития-6 и лития-7/19,20/ или делящихся нуклидов/21/ в качестве детекторов. Достоинства и недостатки дозиметров с детекторами разного типа хорошо известны и более подробно о них будет сказано в главе 1. Опытная эксплуатация в ОИЯИ альбедного дозиметра на основе ТЛД /20/ показала, что использование только одного такого дозиметра недостаточно для эффективного контроля облучаемости персонала нейтронами широкого энергетического диапазона, вследствие чего возникла задача разработки и изготовления индивидуального дозиметра, в котором применялись бы аба метода регистрации с сочетанием преимуществ каждого из них.

В процессе метрологического обеспечения радиационного контроля передача размеров единиц, используемых в нем, таких, например, как эквивалентная доза, осуществляется от исходных эталонов к рабочим средствам измерений с помощью радионуклидных источников нейтронов и применением коэффициентов перехода от Флюенса к эквивалентной дозе. Энергетические распределения нейтронов за

защитой ЯФУ, особенно ускорители, имеют существенно более широкий диапазон, чем спектры наболев часто применяемых источников из Ри-Ве или С£-252. Кроме того, дате в низкоэнергетичной области реальные спектры на ускорителях и реакторах отличны от спектров этих источников и поэтому использование их при поверке дозиметров, энергетические зависимости чувствительности которых отличаются от аналогичной для идеального дозиметра (у которого она следует зависимости эквивалентной дозы от энергии), будет вносить неучитываемую дополнительную погрешность. Таким образом, использование только радионуклидных источников при поверке дозиметров нейтронов, применяемых на ускорителях и реакторах, не в состоянии обеспечить в полной мере выполнения одной из важнейших задач

метрологии ..... единства и требуемой точности измерений при проведении

радиационного контроля/8,22,23/, т.к. при этом могут возникать довольно значительные дополнительные погрешности измерений. В связи с этим метрологические и другие научные центры пошли в по�