Глава 5
КАЛОРИМЕТРИЧЕСКАЯ ДОЗИМЕТРИЯ ИЗЛУЧЕНИЙ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Введение
Дозиметрия ионизирующих излучений является самостоятельным разделом ядерной физики, в котором рассматриваются свойства ионизирующих излучений, физические процессы, происходящие при взаимодействии их со средой, методы и способы измерений.
В настоящей работе рассматриваются лишь калориметрические методы дозиметрии больших доз, в частности излучений реактора, хотя известно немало работ, где приведены примеры использования тепловых методов в радиометрии и метрологии, например.
Вопросы дозиметрии излучений реактора
Поле ионизирующих излучений считается заданным, если известна функция распределения частиц по энергиям, пространству и времени, т. е. определено число частиц или квантов заданного типа с заданной энергией в данный момент времени τ в определенной точке пространства:
где ί указывает на сорт частиц; dr — условное обозначение элемента объема; Ω — единичный вектор в направлении движения частиц.
Главная задача дозиметрии — определение функции (5.1) для реальных ядерных установок в зависимости от положения и характеристик источников, их геометрии и состава материалов, от изменения в течение времени первоначальных параметров установки.
В основу любого дозиметра положен какой-нибудь радиационный эффект, с помощью которого определяется дозное поле. Принцип работы детектора ионизирующих излучений можно записать в общем виде:
где Fi — экспозиционная доза (интенсивность, поток, плотность потока энергии), характеризующая поле излучения типа i;
kij — коэффициент, учитывающий степень взаимодействия излучения типа i с дозиметрической средой j, Sij —величина радиационного эффекта, производимого излучением i в среде j и измеряемого приборами.
Принцип ионизационного метода детектирования излучений заключается в измерении электрического тока, заряда или числа импульсов (Sj), возникающих при взаимодействии излучений с газом, содержащимся в некотором замкнутом объеме V. Например, при использовании наперстковой ионизационной камеры мощность поглощенной дозы в воздухе определяется по измерению ионного тока из выражения
где а — постоянный коэффициент, учитывающий размерность величин; 
— соответственно линейные коэффициенты поглощения энергии в воздухе и материале стенки камеры, рассчитанные на один электрон; Sz, Sв — средняя тормозная способность материала Z и воздуха на один электрон среды; ε — средняя работа ионизации в воздухе; е — заряд одного нона; V — ионизационный объем камеры.
Химические дозиметры измеряют выход радиационнохимических реакций, протекающих под действием излучений. Наиболее распространенным является ферросульфатный дозиметр (раствор соли FeSO < в разбавленной серной кислоте H2SO4), в котором ионы двухвалентного железа окисляются под действием излучения до трехвалентного. При этом поглощенная доза D в системе за время облучения определяется соотношением
где SoC и S — оптическая плотность облученного η необлученного растворов; М — постоянный коэффициент, зависящий от свойств дозиметра и условий облучения.
Химические дозиметры для абсолютных измерений калибруют обычно в величинах количества образовавшихся ионов на 100 эв поглощенной энергии.
Активационный метод дозиметрии нейтронных потоков и потоков быстрых заряженных частиц позволяет по активности об-, лученного материала определить поток Λ, если известны сечение поглощения, энергия, число частиц и вид излучений радиоактивного элемента, постоянная распада λ т. е.
где А — активность материала, облучаемого за время τ и содержащего п ядер изотопа в 1 см3; Ф(Е) dE — плотность потока частиц, имеющих энергию в диапазоне от Е1 до Е2.
Для нейтронов сечение поглощения σ(Ε) зависит от энергии, поэтому при расчете потока необходимо знать энергетический спектр нейтронов.
Существует еще целый ряд дозиметров ионизирующих излучений, таких, как комптоновские дозиметры, радиационные элементы, ионизационные камеры без внешнего источника напряжения, дозиметры, использующие электреты [126], и т. д. Однако неопределенности в знании констант, заключенных в коэффициенте kij (5.2), не позволяют существенно улучшить более распространенные первые три метода.
Рассмотрим работу калориметрического детектора, основанного на измерении теплового эффекта. Образец, помещенный в поле ионизирующих излучении, поглощает энергию излучения и преобразует ее в тепловую энергию либо запасает энергию в форме обратимых или необратимых изменений физико-химических свойств. Однако в большинстве материалов подавляющая часть поглощенной энергии излучения идет на разогрев образца и только доли процента тратятся на смещения электронов или атомов из узлов решетки и другие процессы. Поэтому измеряемое калориметрическим датчиком тепловыделение в пределах погрешности прибора соответствует поглощенной энергии. Последняя определяется характеристиками поля излучения и степенью взаимодействия калориметрического образца с ним kij. При определенных условиях, т. е. когда характер взаимодействия излучения с веществом известен, калориметрический прибор становится детектором поля излучения. При этом абсолютные измерения с помощью калориметра требуют задания меньшего числа исходных данных, что делает их значительно проще и в ряде случаев точнее.
Оценим возможности калориметрической дозиметрии по сравнению с другими методами дозиметрии больщих доз. Любой детектор поля излучения реактора характеризуется:
а) верхним и нижним пределом измерений;
б) способностью различать виды излучений;
в) способностью измерять экспозиционную дозу;
г) способностью различать частицы по энергиям;
д) способностью измерять среднюю и локальную дозы в облучаемом объекте;
е) способностью измерять интегральную дозу и вести непрерывный контроль параметров поля излучения.
Рассмотрим каждую из характеристик в отдельности.
Калориметрические методы дозиметрии излучений еще на раннем этапе развития ядерной физики уступили место ионизационным методам как более чувствительным и точным. Действительно, энергия излучения в несколько сот электронвольт, потраченная на ионизацию в газовой среде, создает ток, надежно измеряемый чувствительными приборами. В калориметрическом теле та же поглощенная энергия из-за большой теплоемкости твердого тела не приводит к сколько-нибудь ощутимым изменениям его температуры. Например, экспозиционная доза γ- излучения в 500 р повышает температуру тканеэквивалентного образца, теплоизолированного от внешнего окружения, всего на 10-3 °С [4]. При значительно больших интенсивностях излучений ток в газовом объеме достигает насыщения, чем и определяется верхняя граница измерений. Калориметрический же датчик, получая достаточное количество энергии, нагревается до надежно измеряемой температуры и калибруется в абсолютных единицах энергии.
Калориметрические дозиметры отличаются довольно широким диапазоном измеряемых мощностей поглощенных доз, однако сдвинутым сравнительно с другими методами в сторону больших доз. Наиболее чувствительными калориметрическими датчиками, наряду с адиабатическими, являются калориметры типа Кальве, одни из которых, например, имеют чувствительность 50 мв/мвт. При использовании современных потенциометрических схем можно с помощью такого прибора измерять мощность поглощенной дозы до 1 рад/сек. Применение электронных усилителей термо-э.д.с. позволяет несколько расширить предел измерений. Верхний же предел измерений калориметрических дозиметров практически неограничен. Это является определяющим фактором для широкого использования калориметров на современных реакторах типов СМ-2, BR-2, ВВР-М, где величина поглощенной энергии даже в не делящихся материалах составляет десятки ватт на грамм.
Приближенные границы использования различных дозиметрических методик показаны в табл. 5. I, из которой видно, что калориметр является наиболее приемлемым датчиком начиная с мощностей поглощенных доз 104—105 рад/ч.
Реактор является источником смешанного ионизирующего излучения. Вопрос о необходимости дозиметрии отдельных видов излучения и методики разделения поглощенных доз на составляющие будет обсуждаться ниже. Сейчас же рассмотрим только принципиальные возможности калориметрического датчика различать излучения по виду.
В любом дозиметрическом датчике детектирование отдельных типов частиц в сложном поле излучений основано на различиях в характере взаимодействия их с дозиметрической средой. В некоторых работах, например [125], высказывалась точка зрения о том, что в калориметре все виды излучения создают один эффект — тепловыделение, и поэтому такой датчик нечувствителен к видам излучений. Это неверно, поскольку абсолютные значения поглощенной дозы различных видов излучений при одинаковой экспозиционной дозе определяются материалом калориметрического образца и его геометрией.
Таблица 5.1
Сравнительная характеристика дозиметрических систем по пределам измерений и погрешностям
Так, при взаимодействии γ-излучения одного спектра с бериллием и графитом значения поглощенных доз расходились на 10—15%, в то же время при взаимодействии быстрых нейтронов с этими материалами значения поглощенных доз различались в несколько раз. Взаимодействием этих материалов с третьей компонентой излучения реактора — тепловыми нейтронами можно пренебречь. Материалы с большим Z, такие, как свинец, вольфрам, олово, в основном нагреваются при взаимодействии с γ- излученнем, водородсодержащие материалы (вода, полистирол, полиэтилен) — при взаимодействии с быстрыми нейтронами, а борсодержащие, делящиеся — при взаимодействии с тепловыми- нейтронами.
Следует отметить, что ионизационный метод определения нейтронной и γ-составляющих излучения реактора основан на варьировании концентрации водорода в камерах.
Таким образом, одной из методик раздельного детектирования сметанного излучения с помощью калориметра является анализ поглощенных доз в некотором специально подобранном наборе образцов.
Если бы энергия нейтронов и γ-излучения, попадающих в калориметрический образец, полностью передавалась системе, то абсолютные измерения параметров поля излучения не требовали бы знания ядерно-физических характеристик образца. Однако быстрые нейтроны и γ-кванты спектра реактора имеют длину пробега, в основном превышающую возможный диаметр образца, величина которого ограничена объемом экспериментальных каналов. Поэтому абсолютные измерения энергии падающего потока излучения требуют знания доли энергии, поглотившейся в датчике. В случае γ-излучеиия плотность потока энергии определяется из соотношения где Pv — мощность поглощенной дозы γ-излучення в материале датчика;
— эффективный коэффициент поглощения энергии γ-излучения данного спектра в материале датчика; R — геометрический размер образца; F — фактор самоэкранировки, равный единице в случае «тонких» образцов.
(5.6)
Энергию нейтронного потока при учете только первичных столкновений можно определить из выражения
(5.7)
где Рп — мощность поглощенной дозы нейтронного излучения; I — среднелогарифмическая потеря энергии;
—эффективное макроскопическое сечение рассеяния нейтронов.
О точности такого рода измерений можно судить из сравнения определенной калориметрическим прибором поглощенной нейтронной дозы в водородсодержащем материале с рассчитанной по спектру нейтронов [115]. Нейтронная доза в канале с урановым стержнем, который приближает спектр нейтронов к спектру деления, согласуется с расчетной с погрешностью 10%. Использование спектра нейтронов без урана в канале, представленного как 1/Е в области энергии ниже 0,7 Мэв, дало расчетное значение поглощенной дозы, на 15% отличающееся от экспериментального. Следовательно, для определения экспозиционной дозы быстрых нейтронов и γ-излучения необходимы данные о спектрах, что не всегда выполнимо с достаточно хорошим приближением.
Поток тепловых нейтронов полностью поглощается в относительно тонких образцах из борсодержащих или делящихся материалов и в результате испускания тяжелых заряженных частиц с небольшой длиной пробега в веществе генерирует тепло почти исключительно в измерительной системе. Однако при внесении сильно поглощающих материалов в реактор происходит локальное искажение поля нейтронов, поэтому расчет потока тепловых нейтронов по известной величине поглощенной дозы осложняется необходимостью учитывать факторы самоэкранировки и возмущения потоков. Влияние последних можно уменьшить, если использовать образцы с небольшим количеством поглощающего материала. Например, в потоке нейтронов плотностью 1013 нейтрон/(см2·сек) образец из TiB2 массой несколько десятков миллиграмм дает тепловыделение, достаточное для измерений чувствительными калориметрами, при этом искажением поля можно пренебречь. Еще меньшее количество детектирующего вещества требуется при использовании урана-235. В потоке тепловых нейтронов плотностью 1015 нейтрон/(см2·сек) 1,3 мг урана генерирует тепловую мощность, равную 20 Вт.
Высокой чувствительностью обладают борные термобатареи [1 мв на поток плотностью 1011 нейтрон/(см2·сек)], однако они позволяют проводить лишь относительные измерения потоков [127].
Принцип детектирования частиц определенных энергий поля немонохроматического излучения основывается обычно на использовании пороговых эффектов в наборе материалов, фильтрации излучения, действия на него магнитного, электрического полей и других способов.
В калориметрической дозиметрии для определения энергетического распределения частиц можно использовать пороговые эффекты или вещества с различными сечениями взаимодействия, фильтрацию излучения.
Фильтрация реакторных излучений слоем вещества, расположенным вокруг детектора, в большинстве случаев малоэффективна (исключая тепловые нейтроны) из-за ограничений в пространстве при измерениях в активной зоне реактора. Однако фильтрация излучения внутри дозиметрической среды была использована в работе [128] для определения γ-спектра в области энергий ниже 1,5 Мэв. Методика состояла в следующем: поскольку пробег низкоэнергетических γ-квантов в тяжелых материалах составляет доли сантиметра, поглощенная доза в расчете на единицу объема материала в образцах разных геометрических размеров, изготовленных из одного и того же материала, будет различна из-за полного поглощения низкоэнергетических γ-квантов спектра в некотором слое образца и получающейся при этом экранировки одних слоев другими. Используя рассчитанный теоретически фактор экранировки, удается оценить распределение низкоэнергетических γ-квантов по энергиям, применяя данные по поглощенной энергии в образцах разных размеров из некоторых тяжелых материалов, в которых нейтронной составляющей можно пренебречь.
Аналогичные измерения для быстрых нейтронов провести довольно трудно, так как диаметры образцов (даже водородсодержащих) должны составлять несколько сантиметров, а функция экранировки для нейтронов рассчитывается менее точно, чем для γ-излучения. Некоторую информацию о спектре быстрых нейтронов можно получить при анализе поглощенных нейтронных доз, измеренных в нескольких легких материалах.
Однако разрешающая способность расчетных методов энергетических зависимостей по известным поглощенным дозам нейтронного и γ-излучений крайне низка. Поэтому определенные таким способом спектры носят оценочный характер, хотя в ряде случаев этого достаточно для решения некоторых практических задач.
Изучение характеристик поля излучения реактора чаще всего не является конечной целью экспериментов, а позволяет получить лишь исходные данные для расчетов эффекта воздействия излучения на облучаемую систему.
Одним из важнейших параметров при облучении является величина поглощенной энергии излучения, которая может быть измерена в абсолютных энергетических единицах только калориметрическим методом.
Калориметрический детектор позволяет измерить поглощенную энергию не только в выбранном материале, по и в образце рабочей конфигурации. При этом датчик определяет среднюю поглощенную энергию в объеме образца, зависящую от поля излучения, характеристик материала и геометрии образца. Если поглощенная энергия является единственным необходимым параметром при облучении, то калориметрические данные дают исчерпывающую информацию без привлечения каких-либо констант.
Часто для решения конструкторских, радиационно-материаловедческих, биологических задач необходимо знать функцию внутреннего распределения тепловыделения D(r). Эту функцию можно получить приближенно из набора экспериментальных данных и из данных специального прибора для определения локальных поглощенных доз — релаксометра.
Кратко рассмотрев вопрос о возможностях калориметрической дозиметрии, можно сделать выводы о положительных и отрицательных сторонах метода.
Калориметрическая дозиметрия — это, во-первых, метод дозиметрии больших доз, во-вторых, это единственный абсолютный метод определения поглощенной энергии. Естественно, что с помощью калориметрических детекторов невозможно с одинаковой степенью точности измерять все характеристики поля излучения. Недостаток калориметров — невысокая разрешающая способность относительно вида излучения и его энергии. Однако определяемые калориметрическими датчиками параметры часто бывают достаточными для обеспечения исследовательских работ в ядерной реакторе сколь угодно высокой удельной мощности пли дополняются данными, полученными расчетным путем с использованием других дозиметрических методов.
