човина наноситься тонким шаром (0,02 - 2 мг/см 2 ) на електроди іонізаційнийкамери, заповненої аргоном (0,5 - 1,0 МПа). br/>В
Рис. 6. Камера ділення з високою ефективністю. br/>
За порівняно з борними лічильниками камери поділу більш довговічні і можуть працювати при високій температурі. Ефективність камер поділу з 235 U дорівнює 0,6%, ті значно нижче, ніж для борних лічильників. Для збільшення чутливості камер ділення до нейтронного випромінюванню необхідно збільшити поверхню електродів камери. Камера поділу з високою ефективністю має чотири концентричних алюмінієвих електрода показана на ріс6. p> Сцинтиляційні лічильники. Для реєстрації швидких нейтронів широко використовують сцинтиляційні лічильники зі спеціальними сцинтиляторами. Швидкі нейтрони при пружному розсіянні на ядрах водню передають їм більшу частину своєї енергії яка витрачається на іонізацію водородсодержащего середовища. Тому органічні сцинтилятори, що містять велику кількість атомів водню (наприклад стільбен), мають високу ефективність реєстрації швидких нейтронів.
В
Рис. 7. Сцинтиляційний лічильник нейтронів з шаровим сповільнювачем. br/>
Для вимірювання потоку нейтронів в інтервалі енергій від 10 -2 до 10 7 еВ можна застосувати сцинтиляційний детектор (рис. 7), який складається з ФЕУ (4) з екраном (5), передпідсилювача (6), світловода (3), сцинтилятора 6 LiI (Eu) (2) зі змінними поліетиленовими кульовими сповільнювачами (1).
Трекові дозиметричні детектори. У дозиметрії нейтронного випромінювання знайшли застосування твердотільні трекові детектори в чутливому обсязі яких реєструється число треків заряджених частинок. Дозиметричне застосування цих детекторів засноване на зв'язку числа треків з дозою випромінювання.
Активаційний метод дозиметрії нейтронів Внаслідок ядернихреакцій, що протікають під дією нейтронів, утворюються радіоактивні ядра При використанні активаційного методу вимірюють наведену активність детектора А, рівну
(5)
де О» - постійна розпаду утворюються радіоактивних ядер;
N t -число радіоактивних ядер в одиниці об'єму детектора при його опроміненні протягом часу t;
n - число ядер нукліда мішені в одиниці обсягу;
П† (E) . dE - щільність потоку нейтронів, що мають енергію в інтервалі від E до E + dE;
Пѓ (О•) - Перетин активації для нейтронів з енергією E у речовині детектора. Межі інтегрування E 1 і E 2 відповідають нижній і верхній кордонів енергії в спектрі нейтронів.
Детектори нейтронів прямий зарядки. Для вимірювання густини потоку нейтронів в активній зоні реактора застосовуються детектори нейтронів прямий зарядки (ДПЗ). Ці детектори засновані на первинних ефектах: захопленні нейтронів і ОІ-розпаді (захоплення нейтронів супроводжується миттєвим випусканням Оі-випромінювання та емісією з порушених ядер високоенергетичних електронів); виході електроновотдачі і фотоелектронів при поглинанні зовнішнього Оі-випромінювання.
Індивідуальні дозиметри нейтронів.
У Як приклад наведемо індивідуальний аварійний дозіметр.Для визначення доз при аварійних опромінюваннях персоналу, що обслуговує ядерні реактори, критичні збірки і інші системи, де є ймовірність непередбачених перевищень критичної маси, розроблені термолюмінесцентні ітрековие детектори нейтронів, що входять в комплект індивідуальних аварійних дозиметрів гнейсах, рис 8. br/>В
Рис +8 Конструкція аварійного дозиметра ОІ-, Оі-і нейтронного випромінювання гнейсах
1 - бета-дозиметр, 2 - кришка касети індивідуального дозиметра гнейсах, 3 - шпилька, 4 - целулоїд, 5 - фотографія з ініціалами і прізвищем, 6-дозиметр проміжних і швидких нейтронів, 7 - дозиметри Оі ~ випромінювання, 8 - дозиметри теплових нейтронів, 9 - корпус касети індивідуального дозиметра Гнейсах. p> 1.5 Вплив нейтронного випромінювання на організм людини
Зовнішнє опромінення всього тіла, з урахуванням його внеску в індивідуальні та колективні дози є основним на АЕС. Його джерела: це Оі-випромінювання ядерного реактора, технологічних контурів, устаткування з радіоактивними середовищами та будь-які поверхні, забруднені радіоактивними речовинами. Істотно менший внесок у зовнішнє опромінення персоналу АЕС вносять нейтронне і ОІ-випромінювання. Людина в процесі своєї життя піддається опроміненню як від природних (природних), так і від штучних (створених людиною в результаті його діяльності) джерел іонізуючих випромінювань. Зі штучних джерел радіації найбільшу значення має опромінення в процесі медичних процедур (рентгенодіагностика, рентгено-і радіотерапія). Середня індивідуальна доза за рахунок цього джерела становить близько 1,4 мЗв на рік. Опромінення населення за рахунок глобальних радіоактивних випадінь, після припинення ядерних випробувань в атмо...
