Способ градуировки дозиметров гамма-излучения

Способ градуировки дозиметров гамма-излучения

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Предлагаемый способ относится к области метрологического обеспечения измерений доз гамма-излучения с помощью дозиметров, в которых используются газоразрядные счетчики Гейгера-Мюллера. По цели и алгоритму действий способ градуировки отличается от способа поверки дозиметра. Градуировка проводится с целью определения коэффициента чувствительности, значение которого равно отношению показания дозиметра к измеренной дозе с помощью образцового средства измерений. Поверка дозиметра - для подтверждения его соответствия метрологическим требованиям путем сравнения показаний образцового и поверяемого дозиметров при одинаковых условиях их облучения. Однако при осуществлении способов градуировки и поверки дозиметров часто используются общие для этих способов технические решения. Поэтому в качестве аналогов предлагаемого способа рассматриваются не только способы градуировки, но и способы поверки дозиметров.

Известен способ поверки дозиметров гамма-излучения, в котором в качестве источника гамма-излучения используется соль хлористого калия в определенных весовых количествах [1]. При очевидной простоте и доступности способа область его применения весьма ограничена. Способ не может быть применен для градуировки дозиметров с диапазонами измерений, существенно превышающими фоновые значения.

В способах поверки и градуировки войсковых и индивидуальных дозиметров [2-3] моделирование полей гамма-излучения осуществляется не с помощью источников ионизирующих излучений, а подачей электрических сигналов определенной частоты на измерительный тракт схемы поверяемого прибора. Однако данные способы не позволяют полностью воспроизвести результат воздействия гамма-излучения, поскольку проверяется лишь измерительный тракт прибора без детектора.

Для поверки и градуировки дозиметров, применяемых в высокоинтенсивных полях излучений (в диапазоне измеряемых доз от 0,4 мкГр до 50 Гр) широко используются установки КИС-НРД-НБ_М [4] и УДГ-АТ130 [5] с радионуклидными источниками гамма-излучения (Cz-137, Co-60, Am-241). Способ градуировки дозиметров на этих установках наиболее близок по техническому решению задачи к предлагаемому способу и принят в качестве прототипа.

Основной недостаток способа-прототипа заключается в том, что отношение показания дозиметра (N) к измеренной дозе (D_γ) при градуировке дозиметра на радионуклидном источнике гамма-излучения, не адекватно значению N/D_γ в полях смешанного гамма-нейтронного излучения, для измерения доз в которых предназначены градуируемые дозиметры. Причина в том, что показание дозиметра с газоразрядным счетчиком зависит еще от сопутствующего нейтронного излучения, которое регистрируется счетчиком по ядрам отдачи и продуктам ядерных реакций, возникающим в корпусе и газе счетчика. Кроме того, в реальных условиях проведения измерений вклад нейтронов в показания дозиметров гамма-излучения не всегда можно оценить, т.к. импульсы, генерируемые счетчиком под действием гамма-квантов и нейтронов, не идентифицируются по форме импульса или по их энергии. В результате возникает дополнительная неучтенная систематическая погрешность, обусловленная чувствительностью дозиметра к сопутствующим нейтронам.

Технический результат предлагаемого способа заключается в повышении точности измерения дозы гамма-излучения при сопутствующем нейтронном излучении.

Технический результат достигается путем установления соотношения между показанием градуируемого дозиметра и измеренной дозой с помощью образцового средства измерений в модельном поле гамма-нейтронного излучения, подобном по энергетическому спектру нейтронов и отношению дозы нейтронов к дозе гамма-излучения радиационному полю, для измерений доз в котором предназначены градуируемые дозиметры.

Погрешность, обусловленную воздействием нейтронов, можно полностью исключить, если градуировать дозиметры в поле гамма-нейтронного излучения, моделирующем по основным характеристикам радиационное поле, в котором дозиметры используются. Обоснование данного вывода следует из анализа результатов измерений доз гамма-излучения с помощью дозиметров со счетчиками СБМ-20 при дозиметрическом обеспечении испытаний противорадиационной защиты образцов военной и специальной техники на экспериментально-испытательной базе 12 ЦНИИ Минобороны России. При этом градуировка дозиметров проводилась в модельном поле гамма-нейтронного излучения реактора ПРИ3-М.

Доза гамма-излучения D γ p при дозиметрическом обеспечении испытаний определяется по формуле D γ p = N p / K г р   ,             ( 1 )

где K_гр - коэффициент чувствительности дозиметра к гамма-излучению, определяемый при его градуировке в модельном поле K г р = N м / D γ м   ;         ( 2 )

N^p и N^м - показания дозиметра (количество импульсов) от гамма-нейтронного излучения соответственно на испытательной площадке (индекс «p») и при градуировке дозиметра в модельном поле (индекс «м»);

D γ м - доза гамма-излучения в модельном поле, определяемая с помощью образцовых средств измерений.

Обозначим символом δ систематическую погрешность, обусловленную вкладом нейтронов в показания дозиметров, при этом вклад гамма-излучения принимаем за 1,0. Если учесть, что чувствительность газоразрядных счетчиков к гамма-излучению в реальных полях гамма-нейтронного излучения всегда больше, чем к нейтронам, а сопутствующие нейтроны только увеличивают показания дозиметров, то значения 1>δ>0. Тогда величины N^p и N^м можно представить в виде

N р = N γ р ( 1 + δ р )     и   N м = N γ м ( 1 + δ м )   ,           ( 3 )

где N γ р и N γ м - показания дозиметров от гамма-излучения соответственно на испытательной площадке и в модельном поле. В этом случае формула (1) принимает следующий вид D γ р = N γ р ( 1 + δ р ) N γ м ( 1 + δ м ) ⋅ D γ м   .       4

Если в модельном и моделируемом полях выполняются условия подобия по спектру нейтронов и отношению дозы нейтронов к дозе гамма-излучения, то значения δ^р≈δ^м. Тогда из формулы (4) следует, что сомножители (1+δ^p) и (1+δ^м) можно сократить. Таким образом, при измерениях доз гамма-излучения в полях с сопутствующим нейтронным излучением с помощью дозиметров, отградуированных в модельном поле, систематическая погрешность, обусловленная нейтронами, исключается.

При создании модельного поля гамма-нейтронного излучения (ПГНИМ) на реакторе ПРИЗ-М параметры излучений за различными материалами, трансформирующими параметры излучений до требуемых значений, исследовались расчетным методом с использованием программы РОЗ-6.5 [6]. Кроме того, энергетические и дозовые характеристики нейтронов и гамма-излучения в модельном поле были исследованы экспериментальным путем с помощью активационных детекторов и ионизационных камер из состава военного эталона ВЭ-19ПДН-2 [7]. Моделирование радиационных полей осуществлялось по критерию подобия энергетических спектров нейтронов и отношений дозы нейтронов (D_n) к дозе гамма-излучения в этих полях. Требуемые дозовые и энергетические характеристики излучений в модельном поле получены при использовании следующих материалов в барьерной геометрии их размещения у активной зоны реактора: графит - толщина 2 см, плексиглас - 4 см, кадмий - 0,1 см, свинец - 0,6 см.

На Фиг.1 приведены для сравнения дифференциальные спектры нейтронов в модельном поле ПГНИМ (φ_мод) и на испытательной площадке (φ_зад). По оси абсцисс нанесены значения энергии нейтронов (Е), по оси ординат - плотность потока нейтронов (φ) в относительных единицах. Максимальные расхождения значений φ_мод и φ_зад в разных энергетических группах не превышают 12%, что свидетельствует об удовлетворительном воспроизведении заданного спектра нейтронов в модельном поле. При этом отношения D_n/D_γ, равные 0,88 (в модельном поле) и 0,96 (на испытательной площадке), также достаточно близки.

Результаты градуировки дозиметра со счетчиком СБМ-20 в модельном поле реактора ПРИЗ-М и в поле излучений источника Со⁶⁰ (по способу-прототипу) приведены в таблице [8].

Таблица
Значения коэффициентов чувствительности (Ki·10-10, имп/Гр) дозиметра со счетчиком СБМ-20
№ счетчиков	1	2	3	Средние значения
ПГНИМ	0,78	0,71	0,79	0,76±0,08
Источник Со60	0,6	0,64	0,61	0,62±0,03
Отношение КПГНИМ/КСо	1,23

Из приведенных данных следует, что показания дозиметра в поле гамма-нейтронного излучения ПГНИМ в 1,23 раза больше, чем в поле излучений кобальтового источника, что обусловлено вкладом сопутствующего нейтронного излучения в показания дозиметров.

Проведена оценка основной погрешности измерения D γ р в поле смешанного гамма-нейтронного излучения (на испытательной площадке) при градуировке дозиметра со счетчиком СБМ-20 предлагаемым способом и способом-прототипом. Составляющими основной погрешности (δ_γ) являются:

- погрешность (δ₁) определения коэффициента чувствительности (при градуировке на кобальтовом источнике δ₁=10%, при градуировке в модельном поле δ₁=12%);

- погрешность (δ₂) за счет вклада нейтронов в показания гамма-дозиметра (при градуировке на кобальтовом источнике δ₂=23%, в модельном поле δ₂=0);

- статистическая погрешность (δ₃) определения количества импульсов (при N=1000 импульсов δ₃=3%).

Тогда основная погрешность при доверительной вероятности 0,95 будет равна:

- при градуировке дозиметра по способу-прототипу δ γ = 1 , 1 ( δ 1 2 + δ 2 2 + δ 3 2 ) = 2 8   % ,

- при градуировке дозиметра предлагаемым способом δ γ = 1 , 1 ( δ 1 2 + δ 3 2 ) = 1 4   % .

Таким образом, точность измерения дозы гамма-излучения на испытательной площадке при градуировке дозиметра предлагаемым способом в два раза выше, чем при градуировке по способу-прототипу.

Источники информации

1. Прокофьев О.Н. Способ поверки дозиметра гамма-излучения. Патент РФ на изобретение №2313804, 2007.

2. Браерский Б.Г., Жежель Ж.И., Иваненко И.И. и др. Способ поверки и градуировки индивидуальных и прямопоказывающих дозиметров. Патент РФ на изобретение №1098403, 2000.

3. Лукоянов Д.И., Васильев А.В., Федосеев В.М. и др. Способ электрической поверки войсковых измерителей мощности дозы гамма-излучения. Патент РФ на изобретение №2449315, 2012.

4. Тарасенко Ю.Н. Вторичные эталоны единиц измерений ионизирующих излучений. Техносфера. Москва, 2011, стр.176, 270.

5. Гузов В.Д., Кожемякин В.А., Раскоша В.Л. Поверочная дозиметрическая установка УДГ-АТ130. Материалы конференции «Метрологическое обеспечение обороны и безопасности в Российской Федерации». Пос. Поведники, Московская обл., 2012, стр.38-41.

6. Волощенко A.M., Дубинин А.А. Программа РОЗ-6.5 для решения уравнения переноса нейтронов, фотонов и заряженного излучения методом дискретных ординат в одномерных геометриях. РАН ИПМ им. М.В. Келдыша. Москва, 1998.

7. Васильев И.О., Лопатин Ю.В. Исследование дозиметрических характеристик нейтронного и гамма-излучений в модельных полях ПГНИМ-1 и ПГНИМ-2 на реакторе ПРИЗ-М. Материалы конференции «Метрологическое обеспечение обороны и безопасности в Российской Федерации». Пос. Поведники, Московская обл., 2012, стр.27-28.

8. Пикалов Г.Л., Базака Ю.Г., Краснокутский И.С., Яговкин А.Н., Васильев И.О., Лопатин Ю.В. Предложения по градуировке измерительного комплекса ИК-04. Материалы конференции «Метрологическое обеспечение обороны и безопасности в Российской Федерации». Пос. Поведники, Московская обл., 2012, стр.156-158.

Способ градуировки дозиметров гамма-излучения, в которых используются газоразрядные счетчики Гейгера-Мюллера, заключающийся в установлении соотношения между показанием градуируемого дозиметра и измеренной дозой с помощью образцового средства измерений, отличающийся тем, что дозиметры облучают в модельном поле гамма-нейтронного излучения, подобном по энергетическому спектру нейтронов и отношению дозы нейтронов к дозе гамма-излучения радиационному полю, для измерений доз в котором предназначены градуируемые дозиметры.