Разработка методов исследования спектральных характеристик нейтронных детекторов и моделирование многодетекторного нейтронного спектрометра-дозиметра тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.11.13, кандидат наук Логвинов Дмитрий Иванович

• Логвинов Дмитрий Иванович
• кандидат наук
• 2019

Оглавление диссертации кандидат наук Логвинов Дмитрий Иванович

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1 СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПРОБЛЕМЫ ИЗМЕРЕНИЯ НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

1.1 Особенности детектирования нейтронного излучения

1.2 Основные виды нейтронных детекторов

1.3 Основные методы спектрометрии нейтронного излучения

1.4 Энергетические спектральные характеристики нейтронных

детекторов и активационных индикаторов

1.5 Концепция построения спектрометра-дозиметра нейтронного излучения реального времени

1.6 Формулировка целей и задач исследования

ВЫВОДЫ ПО ГЛАВЕ

ГЛАВА 2 КОНСТРУИРОВАНИЕ И РАСЧЕТ НЕЙТРОННЫХ ДЕТЕКТОРОВ С РАЗНООБРАЗНЫМИ СПЕКТРАЛЬНЫМИ ХАРАКТЕРИСТИКАМИ

2.1 Способы получения сцинтилляционных нейтронных детекторов

с различными спектральными характеристиками

2.2 Методы расчёта спектральных характеристик нейтронных

детекторов

2.3 Исследования спектральных характеристик сцинтилляционных детекторов с помощью моделирования методом Монте-Карло

2.3.1 Общая характеристика библиотеки программ GEANT-4 и условия проведения расчётов

2.3.2 Расчёт и исследование спектральных характеристик детекторов с полистирольными сцинтилляторами без добавления в них бора-10

2.3.3 Расчёт и исследование спектральных характеристик детекторов с полистирольными сцинтилляторами с добавлением в нихбора-10

2.3.4 Расчёт и исследование спектральных характеристик детекторов с полистирольными сцинтилляторами с добавлением в них бора-10 с

фильтрующими покрытиями

ВЫВОДЫ ПО ГЛАВЕ

ГЛАВА 3 МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕЙТРОННОГО СПЕКТРОМЕТРА-ДОЗИМЕТРА РЕАЛЬНОГО ВРЕМЕНИ И ПОДБОР ДЕТЕКТОРОВ ДЛЯ МНОГОДЕТЕКТОРНОГО БЛОКА ДЕТЕКТИРОВАНИЯ

3.1 Постановка задачи

3.2 Определение исходного множества детекторов и стратегии отбора

3.3 Базовые спектры нейтронных потоков для формирования

обучающей и проверочной выборок

3.4 Выбор энергетических интервалов, для которых должны определяться усреднённые значения спектральной плотности нейтронного излучения

3.5 Методика имитационного моделирования

3.6 Результаты моделирования

ВЫВОДЫ ПО ГЛАВЕ

ГЛАВА 4 ФОРМИРОВАНИЕ ОПОРНЫХ НЕЙТРОННЫХ ПОЛЕЙ С РАЗНООБРАЗНОЙ ФОРМОЙ СПЕКТРОВ И ИЗМЕРЕНИЕ СПЕКТРАЛЬНЫХ ХАРАКТЕРИСТИК НЕЙТРОННЫХ ДЕТЕКТОРОВ

4.1 Первичные источники нейтронов

4.2 Исследование способов создания опорных нейтронных полей

с различной формой энергетических спектров

4.3 Предлагаемый метод экспериментального измерения спектральных характеристик нейтронных детекторов

4.3.1 Теоретические основы предлагаемого метода

4.3.2 Определение спектральной чувствительности нейтронных детекторов

с высокой чувствительностью к тепловым нейтронам

4.3.3 Определение спектральной чувствительности нейтронных детекторов

с низкой чувствительностью к тепловым нейтронам

ВЫВОДЫ ПО ГЛАВЕ

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ

ПРИЛОЖЕНИЕ А Базовые спектры нейтронных источников в непрерывном

виде

ПРИЛОЖЕНИЕ Б Нормированные базовые спектры в ступенчатой форме

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка методов исследования спектральных характеристик нейтронных детекторов и моделирование многодетекторного нейтронного спектрометра-дозиметра»

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность темы исследования. Непрерывно возрастающий удельный вес атомной энергетики в мировой и отечественной энергетике и регулярное ужесточение норм радиационной безопасности для предприятий атомной отрасли, персонала и населения настоятельно требуют совершенствования приборного обеспечения мониторинга радиационной обстановки на территории этих предприятий и окружающей местности и дозиметрии их персонала. Между тем явно углубляется противоречие между ужесточающимися нормами радиационной безопасностями и техническими возможностями существующей аппаратуры контроля радиационной обстановки [1-6], измерений ионизирующих излучений различных видов и дозиметрии. Парк используемых для этих целей контрольно-измерительных средств базируется, в основном, на радиометрическом методе измерения ионизирующих излучений. Более прогрессивный и достоверный спектрометрический метод используется, главным образом, в лабораторной практике и ядерно-физических исследованиях. Основным недостатком радиометрического метода, использующего интегральный отклик детектора на измеряемый поток излучения, является зависимость отклика детекторов не только от плотности измеряемого потока, но и от его энергии. Поэтому, если энергетический спектр измеряемого потока излучения не соответствует спектру потока той поверочной установки, по которой он градуировался и поверялся, то появляются энергетические погрешности, которые по своей величине могут многократно превосходить паспортные погрешности прибора, определённые для потока, создаваемого на поверочной установке. Величина этих погрешностей зависит от вида и энергетического диапазона измеряемых излучений, типа и конструктивных параметров используемых детекторов, а также степени вариативности формы спектров измеряемых излучений. При сильном несоответствии спектра измеряемого излучения спектру излучения той поверочной установки, на которой данный прибор калибровался и поверялся, величина энергетической погрешности может в разы, и даже десятки раз превосходить паспортную погрешность данного приборы, определяемую на данной поверочной установке. Причём,

сами эти установки аттестуются лишь по активности используемого первичного источника нейтронов и флюенсу создаваемого им потока нейтронов, но не по спектру создаваемого ими потока [7-12].

Особенно сложное положение сложилось в области измерений и дозиметрии нейтронного излучения. Это определяется, во-первых, чрезвычайно широким энергетическим диапазоном нейтронных потоков, с которыми приходится иметь дело на практике. Он простирается от сотых долей электрон-вольта до 20 МэВ, т. е. на девять порядков (для сравнения: энергетический диапазон практически значимых гамма-излучений имеет ширину всего лишь в два порядка: от 0,03 до 3 МэВ). В таком диапазоне энергий чувствительность применяемых нейтронных детекторов изменяется в тысячи раз, что и создаёт неопределённость результатов измерений. Даже при измерении плотности нейтронного потока энергетические погрешности нейтронных радиометров могут в десятки раз превзойти паспортные значения их погрешностей, определённые на конкретной поверочной установке. Ещё хуже ситуация с нейтронными дозиметрами, поскольку биологическое действие излучения определяется не плотностью потока, а энергией излучения, поглощённой биологической тканью, определяемой энергетическим спектром излучения, что приводит к ещё большей неопределённости при измерении дозы. Между тем, по проникающей способности и биологическому действию нейтронное излучение относится к самым опасным. При достаточной энергии нейтронов возможны ядерные реакции с вылетом из ядра протонов, альфа-частиц, бета-частиц и нейтронов, в результате чего образуются, как правило, радиоактивные изотопы и при их распаде излучаются гамма-кванты. Это приводит к тому, что помимо разовой дозы в биологической ткани возникают внутренние источники радиоактивности, длительность действия которых определяется периодом полураспада образовавшихся радиоактивных изотопов.

Кардинальное решение этой проблемы возможно лишь при переходе к спектрометрическому методу измерений нейтронных излучений. Но задача измерения энергетического спектра произвольных нейтронных потоков в режиме реального

времени чрезвычайно сложна, в силу того, что нейтронное излучение является косвенно ионизирующим, но, в отличие от гамма-излучения (которое тоже является косвенно ионизирующим) не создаёт вторичных заряженных частиц, энергия которых однозначно связана с энергией породивших их нейтронов (гамма-кванты за счёт фотоэффекта всю свою энергию передают фотоэлектронам, энергия которых и измеряется в гамма-спектрометрах). Существующие лабораторные методы измерения энергетического спектра нейтронного излучения, не отвечают требованиям оперативности, реализуются с использованием сложного и дорогого оборудования и требуют квалифицированного персонала. Многократные попытки приборной реализации нейтронных спектрометров в силу указанных сложностей приводили лишь к созданию экспериментальных образцов приборов, нашедших применение лишь в исследовательской практике.

В данной диссертационной работе исследуется возможность создания промышленного спектрометра-дозиметра нейтронного излучения путём использования нескольких параллельно работающих нейтронных детекторов с различными спектральными характеристиками, совместно перекрывающими весь энергетический диапазон измеряемых нейтронных потоков, с вычислительным восстановления спектра измеряемого излучения по их откликам на измеряемый поток.

Степень разработанности проблемы. Для реализации идеи многодетекторного нейтронного спектрометра-дозиметра реального времени необходимо иметь детекторы с разнообразными и достоверно известными спектральными характеристиками. Но выпускаемые промышленностью нейтронные детекторы не аттестуются по спектральной чувствительности. Более того, не существует ни методов их экспериментального определения, ни технологий их принудительного варьирования. Это - одна из главных причин того, что идея многодетекторного нейтронного спектрометра до настоящего времени не была реализована.

Теорией взаимодействия нейтронного излучения с веществом занимались ведущие физики и за рубежом, и в нашей стране. Мировую известность получили монографии Б. Дэвисона (B. Davison) [Теория переноса нейтронов. М.: Атомиздат, 1960], Е.А. Власова [Нейтроны. М.: Атомиздат, 1971]. Измерениями нейтронных

излучений, включая и спектрометрию, занимались многие зарубежные и отечественные учёные: R.L. Bramblet, R.I. Ewingи T.W. Bonner (1960), впервые предложившие концепцию многошарового нейтронного спектрометра, получившего достаточно широкое применение в США и странах Западной Европы в ядерно-физических исследованиях, F. D. Brooks и H. Klein (2002), обобщившие мировые достижения в области нейтронной спектрометрии, D.J.Tomas и A.V. Alevra (2002). проведшие критический анализ корректности измерений спектров нейтронного излучения с помощью многошаровых спектрометров, V. Mares, G. Schraube и H. Schraube (1991), выполнившие детальный анализ используемых методов вычислительного восстановления спектров нейтронного излучения по результатам измерений с использованием многошарового спектрометра и другие. В нашей стране спектрометры Боннера не получили широкого применения, но была предложена другая концепция построения спектрометра быстрых нейтронов с использованием детектора на основе органического кристалла: В.П. Семёнов, Л.А. Трыков, Ю. И. Колеватов (1976, 1985, 1991). Вопросы метрологического обеспечения нейтронных измерений, включая и спектрометрические измерения, исследовались Р.Д. Васильевым (1972, 1974, 1976), Ю.И. Брегалзе, Э.К. Степановым, В.П. Ярына, П.Ф. Мас-ляевым (1974, 1975, 1976, 1978, 1979, ,1980, 1987, 1990, 2012, 2016, 2018).

Однако, по разработке методов исследования спектральных характеристик нейтронных детекторов публикаций не обнаружено. Имеются лишь публикации по исследованию сечений взаимодействия нейтронов различных энергий с различными веществами (в том числе и веществами, используемыми в нейтронных детекторах), а также по расчёту «функций чувствительности» сфер-замедлителей нейтронов различных диаметров, используемых в многошаровых спектрометрах. Таким образом, эта область осталась не исследованной.

Работа выполнялась при поддержке Минобрнауки РФ в рамках Федеральной целевой программы «Научные и научно-педагогические кадры инновационной России» на 2009-2013 годы по теме: «Создание нового поколения спектрометрических приборов измерения ионизирующих излучений и дозиметрического контроля

и систем жизнеобеспечения спецобъектов с ядерными реакторами на их основе», госконтракт № 2009-1.1-226-012.

Работы по созданию установки генерирования опорных нейтронных полей выполнялась при финансовой поддержке РФФИ в рамках научного проекта "Метрологическое обеспечение нейтронной спектрометрии" № 16-38-00482 мол_а».

Цель диссертационной работы: разработка расчётных и экспериментальных методов исследования спектральных характеристик сцинтилляционных нейтронных детекторов, моделирование многодетектороного нейтронного спектрометра-дозиметра и подбор их оптимальной комбинации, обеспечивающей минимизацию погрешностей восстановления спектров измеряемых потоков.

Для достижения цели в диссертационной работе решались следующие задачи:

1 Анализ современного состояния измерений нейтронных потоков, нейтронной спектрометрии и дозиметрии.

2 Разработка технологий воздействия на спектральные характеристики сцин-тилляционных нейтронных детекторов путём изменения толщины сцинтиллятора, добавления в его состав бора-10, использования фильтрующих покрытий сцинтил-ляторов и многопороговой амплитудной дискриминации выходных импульсов детектора, а также методов их расчёта.

3 Математическое моделирование многодетекторного нейтронного спектрометра реального времени с использованием различных комбинаций детекторов с целью выбора их оптимальной комбинации.

4 Разработка метода генерирования опорных нейтронных полей с различными формами энергетических спектров от одного первичного радиоизотопного источника нейтронов и разработка испытательной установки для генерирования опорных нейтронных полей с различными формами энергетических спектров для экспериментального исследования спектральных характеристик нейтронных детекторов и проведения поверки нейтронных радиометров, спектрометров и дозиметров.

5 Разработка метода и реализующих его методик экспериментального определения спектральных характеристик нейтронных детекторов в опорных нейтронных полях с различной формой спектров.

Решение указанных задач позволит приступить к разработке промышленного многодетекторного нейтронного спектрометра-дозиметра реального времени.

Объект исследования: спектрометрические методы измерения нейтронного излучения с автоматическим вычислением дозовых характеристик для контроля безопасности ядерных объектов.

Предмет исследования: расчётные и экспериментальные методы определения спектральных характеристик сцинтилляционных нейтронных детекторов и испытательная установка для их измерения и поверки разрабатываемого нейтронного спектрометра-дозиметра.

Методы исследования: методы имитационного моделирования ядерно-физических процессов взаимодействия нейтронного излучения с активным веществом нейтронных детекторов с использованием вычислительных методов Монте-Карло, методы имитационного моделирования с использованием нейросетевых технологий, экспериментальные методы исследования.

Научная новизна:

1 Выявлены неизвестные ранее закономерности принудительного воздействия на спектральные характеристики полистирольных сцинтилляционных детекторов путём изменения толщины сцинтиллятора, добавления в его состав бора-10, активно взаимодействующего с медленными нейтронами, использовании фильтрующих покрытий сцинтилляторов, поглощающих нейтроны низких энергий, и использования нескольких порогов амплитудной дискриминации выходных импульсов детектора, что позволяет получать от одного детектора несколько измерительных каналов с различными спектральными характеристиками, и проведены расчёты спектральных характеристик этих детекторов с использованием макроскопического и микроскопического подходов.

2 Разработаны алгоритмы и реализующее их ПО, обеспечивающее новое качество восстановления спектров произвольных нейтронных потоков по откликам

параллельно работающих детекторов с различной формой спектральных характеристик с помощью заранее обученной нейронной сети, что позволило выбрать оптимальную комбинацию детекторов изначального множества и определять погрешности восстановления спектров для каждой комбинации.

3 Разработан и реализован в прототипной испытательной установке новый метод получения опорных нейтронных полей с различной формой энергетических спектров от одного первичного источника нейтронов путём помещения первичного радиоизотопного источника нейтронов в коллимирующую систему из водородсо-держащего материала с последовательной установкой в канал коллиматора замедлителей нейтронов в виде дисков различной толщины из водородсодержащего материала, и выполнен расчёт спектров получаемых нейтронных полей методом Монте-Карло с использованием микроскопического подхода.

4 Разработан метод исследования спектральных характеристик нейтронных детекторов в опорных нейтронных полях с различной формой энергетических спектров, обеспечивающий возможность экспериментального измерения спектральных характеристик нейтронных детекторов.

Практическая значимость работы состоит в следующем:

1 Разработаны технологии получения нейтронных детекторов с различными и достоверно известными спектральными характеристиками, что открывает перспективу создания переносного многодетекторного нейтронного спектрометра-дозиметра реального времени с широким энергетическим диапазоном.

2 Проведено математическое моделирование многодетекторных нейтронных спектрометров с различными комбинациями сцинтилляционных детекторов, что позволило выбрать наилучшую их комбинацию по критерию минимизации ошибок восстановления спектров исследуемых нейтронных потоков.

3 Разработана и экспериментально исследована испытательная установка, позволяющая получать от одного первичного источника нейтронов опорные нейтронные поля с различной формой энергетических спектров, которая может использоваться для экспериментального определения спектральных характеристик сцинтилляционных нейтронных детекторов и является прототипом промышленной

образцовой поверочной установки для проведения калибровки и поверки разрабатываемых нейтронных спектрометров-дозиметров.

Основные положения, выносимые на защиту:

1 Технологии воздействия на спектральные характеристики полистирольных сцинтилляционных детекторов и расчёт их спектральных характеристик.

2 Минимизация ошибок вычислительного восстановления спектров нейтронных потоков путём имитационного моделирования многодетекторных нейтронных спектрометров с различными комбинациями нейтронных детекторов.

3 Метод генерирования опорных нейтронных полей с различной формой спектров от одного первичного радиоизотопного источника нейтронов, его реализация в виде испытательно-поверочной установки и расчёт спектров, получаемых на ней опорных нейтронных полей.

4 Метод и реализующие его методики экспериментального определения спектральных характеристик нейтронных детекторов в опорных нейтронных полях с различной формой спектров.

Достоверность результатов исследований обеспечивается использованием в расчётной части диссертации постоянно расширяемой и совершенствуемой библиотеки программ GEANT-4, широко применяемой в мировой практике для проведения разнообразных ядерно-физических расчётов, применением хорошо апробированных методов разработки программных продуктов и подтверждается результатами экспериментальных исследований.

Апробация работы. Результаты работы докладывались на 1 Международной научно-технической конференции «Диагностика - 2009» (Курск, КурскГТУ, 2009 г.), VII Международной научно-практической конференции «Инновации на основе информационных и коммуникационных технологий» (Сочи, 2010 г.), 2-й Международной. научно-технической конференции «Диагностика-2011» (Курск, 2011 г.), Х-й конференции по физике высоких энергий, ядерной физике и ускорителям (Харьков, ННЦ ХФТИ, 2012 г.), 3-й Международной научно-технической конференции "Диагностика-2013" (Курск, 2013 г.), 1-м Международном симпози-

уме «Компьютерные измерительные технологии» (Москва, 2015 г.), III-й Международной научно-технической конференции Информационные системы и технологии (Орёл, 2015 г.), XII-й Международной научно-практической конференции «Инновации на основе информационных и коммуникационных технологий» (Сочи, 2015 г.), III-й Всероссийской научно-практической конференции «Инфокоммуни-кации и информационная безопасность: состояние, проблемы и пути решения»

(Курск, 2016 г.), XIII Международной научно-технической конференции «Оптико-

электронные приборы и устройства в системах распознавания образов, обработки изображений и символьной информации» (Курск, 2017 г.), XIV-й Международной научно-практической конференции «Инновации на основе информационных и коммуникационных технологий» (Сочи. 2017 г.).

Публикации. По теме диссертации опубликовано 24 научных работы, в том числе 1 монография, 3 статьи, индексируемые в международной наукометрической базе Scopus и 3 статьи в научных рецензируемых изданиях, входящих в перечень ВАК.

Личный вклад автора. Вынесенные на защиту положения разработаны соискателем лично. Все разработанные программные продукты по проведенным в данной работе расчётам разработаны соискателем лично. Написанные с соавторами опубликованные работы базируются на полученных соискателем расчётных и экспериментальных результатах.

Структура и объём диссертации. Диссертация состоит из введения, четырёх глав, заключения, списка литературы, включающего 101 наименований, и 2 приложения. Основная часть работы изложена на 132 страницах текста, включает 37 рисунков и 10 таблиц.

ГЛАВА 1 СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПРОБЛЕМЫ ИЗМЕРЕНИЯ НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

1.1 Особенности детектирования нейтронного излучения

В промышленных приборах для регистрации ядерных излучений используются, в основном, три типа детекторов [13-24]:

1 Ионизационные детекторы с прямым преобразованием энергии частиц в электрический заряд. К ним относятся газонаполненные детекторы (ионизационные камеры, пропорциональные счётчики и счётчики Гейгера-Мюллера).

2 Сцинтилляционные детекторы, в которых используется люминесценция вещества детектора при поглощении излучения с последующим преобразованием энергии световых фотонов в электрический сигнал (при помощи фотоэлектронного умножителя - ФЭУ).

3 Полупроводниковые детекторы (кремниевые или германиевые), в которых используется образование пар подвижных носителей заряда (электрон-дырка) под действием ядерных частиц.

Механизм преобразования энергии в детекторах ионизационного типа идёт по цепи: поглощение энергии частицы ^ преобразование поглощённой энергии в первичный электрический заряд ^ усиление первичного заряда (для детекторов с газовым усилением - пропорциональных счётчиков и счётчиков Гейгера-Мюллера) ^ сбор заряда на электродах детектора.

В сцинтилляционных детекторах эта цепь несколько длиннее: поглощение энергии частицы ^ преобразование поглощённой энергии в световые фотоны ^ сбор фотонов на фотокатоде ФЭУ и выбивание из него фотоэлектронов (первичного электрического заряда) ^ усиление электронного потока динодной системой ФЭУ ^ сбор электронного потока на аноде ФЭУ.

Ионизацию среды могут производить только заряженные частицы - электроны, протоны, альфа-частицы (ядра атомов гелия) и другие заряженные элементарные частицы и ядра химических элементов. Нейтральные частицы (нейтроны) и

электромагнитное излучение (гамма-кванты) ионизируют среду косвенно, через различные процессы передачи своей энергии среде с порождением вторичного излучения - заряженных частиц, которые и производят ионизацию среды. С учётом этого конечного процесса под ионизирующим излучением, в самом общем смысле данного термина, принято понимать любой вид излучения, состоящего из заряженных частиц, нейтральных частиц или квантов, который при своем взаимодействии с физической средой непосредственно и/или косвенно производит её ионизацию. Нейтроны, являясь электрически нейтральными частицами, при столкновениях с атомами непосредственно не могут их ионизировать. Но зато, именно благодаря электрической нейтральности, нейтроны легко проникают сквозь электронную оболочку атома и, достигая его ядра, могут вызывать различные ядерные реакции, в результате которых могут порождаться электрически заряженные частицы (альфа-частицы, протоны, осколки ядерного деления) или фотоны (гамма-кванты), которые уже можно регистрировать различными методами. При этом в большинстве случаев возникающие в результате ядерных реакций дочерние ядра являются неустойчивыми, т. е. радиоактивными. Кроме того, эти дочерние ядра могут быть в возбуждённом состоянии, которое снимается излучением гамма-квантов. Активность какого-то определённого объёма вещества, подвергнутого облучению нейтронами в течение определённого времени будет зависеть от числа прореагировавших с нейтронами ядер, а последнее при прочих равных условиях пропорционально плотности потока нейтронов.

Таким образом, принцип действия подавляющего большинства нейтронных детекторов основан на регистрации вторичных заряженных частиц или гамма-квантов, образующихся в результате взаимодействия нейтронов с атомными ядрами или на измерении активности облучённых нейтронами определённых веществ-индикаторов [25].

По величине энергии нейтроны, порождаемые в ядерных реакциях или в результате радиоактивного распада некоторых тяжёлых радиоизотопов, разделяют на три группы: тепловые (энергия от 0,025 до 0,5 эВ), промежуточные (от 0,5 эВ до 200 кэВ) и быстрые (более 200 кэВ). Напомним, что энергия теплового движения

среды при комнатной температуре (293,6 К) составляет 0,025 эВ. Потоки нейтронов сопровождаются более или менее значительными потоками гамма-квантов, влияние которых на результаты измерений плотности нейтронных потоков стремятся свести к минимуму [26].

Нейтроны регистрируются по вторичному излучению их взаимодействия со средой. Для этих целей используются все вышеназванные процессы их взаимодействия со средой:

- упругое рассеяние нейтронов ядрами атомов водорода с образованием свободных электронов и протонов;

- неупругое рассеяние с образованием возбужденных ядер, которые, освобождаясь от избыточной энергии, излучают фотоны;

- ядерные реакции под действием нейтронов, в результате которых из ядра вылетают заряженные частицы.

Таким образом, всё разнообразие нейтронных детекторов базируется на вышеуказанных взаимодействиях нейтронов с активным веществом детектора. Особенности этих взаимодействий вносят ограничения на возможности и характеристики различных типов детекторов и специфику их использования. Чтобы выяснить, какие из детекторов наиболее приемлемы для приборной реализации нейтронных спектрометров-дозиметров, и какие сложности возникают при детектировании нейтронного излучение, далее будет рассмотрен каждый из их видов и проанализированы особенности их использования.

1.2 Основные виды нейтронных детекторов

Среди детекторов нейтронного излучения можно выделить три основных типа: газонаполненные, сцинтилляционные и полупроводниковые.

Газонаполненные детекторы. Газонаполненные детекторы нейтронов основаны на беспороговых реакциях с нейтронами ядер лёгких элементов: гелия-3 (3Не) с вылетом протона, лития-6 и бора-10 (10В) с вылетом альфа-частицы. Поскольку сечения этих реакций линейно падают с ростом скорости (а значит, и

энергии) нейтронов, то эти детекторы используются, в основном, для детектирования низкоэнергетических нейтронов. При возрастании энергий нейтронов на шесть порядков в диапазоне от 0,1 эВ до 0,1 МэВ для этих реакций характерно практически линейное убывание сечений примерно на три порядка. Далее они также уменьшаются, но уже нелинейно (причём реакция ^(и, а)3Н - с резонансными выбросами на определённых энергиях).

Газонаполненные детекторы нейтронов существенно уступают по эффективности твердотельным (сцинтилляционным и полупроводниковым) вследствие низкой плотности газа. Даже для тепловых нейтронов их эффективность не превышает единиц процентов, а для надтепловых и быстрых нейтронов их эффективность уменьшается ещё в десятки и сотни раз. Кроме того, быстродействие газонаполненных счётчиков на два-три порядка хуже, чем сцинтилляционных и полупроводниковых. Главными их достоинствами являются невысокая стоимость и слабая чувствительность к сопутствующему гамма-излучению.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Логвинов Дмитрий Иванович, 2019 год

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ

1. СанПиН 2.6.1.2523-09. Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009 [Электронный ресурс]: утв. постановлением Глав. гос. санитар. врача РФ от 7 июля 2009 г. N 47) // Гарант. Ру: информационно-правовой портал. - URL: https://base.garant.ru/4188851 /53f89421bbdaf741eb2d1ecc4ddb4c33/ (дата обращения 05.06.2017).

2. В.П. Машкович, А.В. Кудрявцева. Защита от ионизирующих излучений [Текст]. Справочник - 4-е изд., переработанное и дополненное. М.: Энергоатомиз-дат, 1 995. 496с.

3. СанПиН 2.6.1.2612-10. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010) [Электронный ресурс]: утв. постановлением Глав. гос. санитар. врача РФ от 26 апреля 2010 г. N 40) // Гарант. Ру: информационно-правовой портал. - URL: https://base.garant.ru/12177986/53f89421bbdaf741eb2d1ecc4ddb4c33/ (дата обращения 05.06.2017).

4. Ю. А. Егоров, А. А. Носков. Радиационная безопасность на АЭС [Текст]. М.: Энергоатомиздат, 1986. 152 с.

5. Radiation Protection and Safety of Radiation Sourses [Текст] : International Basic Safety Standards. - Vienna: International Atomic Energy Agency, 2011.

6. Кошелев А.С., Севастьянов В.Д. Метод оценки погрешности определения спектров полей нейтронов ядерно-физических установок. Приборы и техника эксперимента [Текст], №4. М., 2011 С. 1 -7.

7. ISO 8529. Reference neutron radiation, Part 1: 2001, Part 2: 2000, Part 3: 1998.

8. Голиков И.Г., Лещаков И.И., Остроумов В.И., Щебет А.И., Сева- стьянов

B.Д., Александров Б.М., Васильев Р.Д. Применение детекторов 238Pu и 241Am для измерения спектра нейтронов. Методы и аппаратура для точных измерений параметров ионизирующих излучений [Текст]. Труды ВНИИФТРИ, в.30. М., 1 976.

C.42-46.

9. ISO 12789-1, -2. Reference radiation fields - Simulated workplace neutron fields, 2008.

10. Масляев П.Ф. Проблемы определения эффективной дозы при контроле радиационной безопасности облучения нейтронным излучением [Текст]. АНРИ, № 3. М., 2001. С. 50-57.

11. МУ 2.6.5.028-2016. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организаций контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования [Текст]: методические указания / ФМБА России. - Москва, 2016. - 108 с.

12. А.Г. Алексеев, В.А. Пикалов, О.В. Суманеев, Е.В. Косьяненко, Г.И. Брит-вич, Е.Г. Спиров, Н.В. Кирякова, С.А. Глазунов, В.В. Александров, С.Ф. Пономарев, А.П. Куликов, П.Ф. Масляев. Измерение спектров нейтронного излучения на рабочих местах разделительного производства завода по обогащению урана [Текст]. АНРИ, № 4. М., 2005.

13. Групен К. Детекторы элементарных частиц [Текст] / К. Групен; пер. с англ. - Новосибирск: Сибирский хронограф, 1999. - 408 с.

14. Васильев Р.Д., Галиев Н.Б., Гнусин Ю.К., Григорьев Е.И., Севастьянов В.Д., Ярына В.П. Вопросы стандартизации детекторов и измерений. Сб. Метрология нейтронного излучения на реакторах и ускорителях [Текст], Труды I Всес. совещания, т.1 . М.: Издательство стандартов, 1972. С.1 86-188.

15. Бекман И. Н. Измерение ионизирующих излучений [Текст] : курс лекций / И. Н. Бекман. - Москва: МГУ, 2006.

16. Васильев Р.Д., Давиденко В.А., Севастьянов В.Д., Цой В.С., Ярына В.П. Методика активационных измерений характеристик полей моноэнергетических нейтронов с энергией 14 МэВ. Сб. Метрология нейтронных измерений на ядерно-физических установках [Текст]. Материалы I Всес. Школы, т.2. М.: ЦНИИатомин-форм, 1 976. С.94-98.

17. Левин В. Е. Регистрация ионизирующих излучений [Текст] / В. Е. Левин, Л. П. Хамьянов. - 2-е изд., перераб. и доп. - Москва: Атомиздат, 1973. - 256 с.

18. Беспалов Д.Ф., Блюменцев А.М., Дылюк А.А., Севастьянов В.Д., Цой В.С., Ярына В.П. Система метрологического обеспечения измерений по- токов быстрых нейтронов скваженных нейтронных генераторов. Сб. «Геофизическая аппаратура», в.74. Л.: Недра, 1981 . С.118-123.

19. Прайс В. Регистрация ядерного излучения [Текст] / В. Прайс; пер. с англ.

- Москва: Иностр. лит., 1960. - 464 с.

20. Галиев Н.Б., Григорьев Е.И., Севастьянов В.Д., Ярына В.П. Нейтронно-активационные средства измерений для массового применения. Материалы III Всес. совещ. по метрологии нейтронного излучения на реакторах и ускорителях [Текст], т. 1 . М.: ЦНИИатоминформ, 1 983. С.116-1 25.

21 Акимов Ю. К. Детекторы ядерных излучений на основе неорганических сцинтилляторов [Текст] / Ю. К. Акимов // Физика элементарных частиц и атомного ядра. - 1994. - Т. 25, вып. 1. - С. 229-284.

22. Бойцов А.А. Метрологическое обеспечение нейтронных измерений на высокопоточных исследовательских реакторах. Диссертация кандидата технических наук [Текст]. - М., 2009. 76с.

23. Полупроводниковые детекторы в экспериментальной физике [Текст] / под ред. Ю. К. Акимова. - Москва: Энергоатомиздат, 1989. - 343 с.

24. Рязанов Д.К. Создание и применение системы нейтронно- дозиметрического сопровождения на исследовательских реакторах. Диссертация доктора технических наук [Текст]. - М., 2009. 271с.

25. Климентов В. Б. Активационные измерения потоков и спектров нейтронов в ядерных реакциях [Текст] / В. Б. Климентов, Г. А. Кончинский, В. В. Фрунзе.

- Москва: Изд-во стандартов, 1974. - 207 с.

26. Терешкин В.И. Нейтронно-активационные измерения при проведении радиационных исследований в полях излучений генератора СНЕГ-13. Диссертация кандидата физико-математических наук [Текст]. - М., 1 999. 139с.

27. Колеватов Ю. И. Спектрометрия нейтронов и гамма-излучения в радиационной физике [Текст] / Ю. И. Колеватов, В. П. Семенов, Л. А. Трыков. - Москва: Энергоатомиздат, 1991. - 296 с.

28. Санников А.В. Развитие методов спектрометрии нейтронного излучения на больших протонных ускорителях. Диссертация кандидата физико-математических наук [Текст]. - Протвино, 2006. 75 с.

29. Кухтевич В. И. Однокристалльный сцинтилляционный спектрометр (с органическим фосфором) [Текст] / В. И. Кухтевич, Л. А. Трыков, О. А. Трыков. -Москва: Атомиздат, 1971. - 13б с.

30. Кащук Ю.А. Сцинтилляционные спектрометры нейтронного и гамма излучения для диагностики термоядерной плазмы. Диссертация кандидата физико-математических наук [Текст]. Троицк,2007. 198 с.

31. Bramblett R. L. A new type of Neutron spectrometer [Текст] / Bramblett R. L., Ewing R. I., Bonner T. W. // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. - 19б0. - № 9. - P. 1-12.

32. Абдурашитов Д.Н. Низкофоновый спектрометр быстрых нейтронов. Диссертация кандидата физико-математических наук [Текст]. М., 2008. 82 с.

33. Многошаровый спектрометр нейтронов на основе серийного прибора РСУ-01 [Текст] / Санников А. В. [и др.] // АНРИ. - 2009. - № 1. - С. б2-б9.

34. Жуков А.П. Расчёт процессов генерации, переноса и детектирования нейтронов в некоторых экспериментальных установках методом Монте-Карло. Диссертация кандидата физико-математических наук [Текст]. М., 2005. 1 09 с.

35. Thomas D. J. Bonner sphere spectrometers - a critical review [Текст] / Thomas D. J., Alevra A. V. // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. - 2002, January. - P. 12-20.

36. Деденко Д.Л. Моделирование характеристик многомодульных детекторов нейтронного излучения. Диссертация кандидата физико-математических наук. М., 2005. 1 44 с.

37. Пат. 2390800 Российская Федерация, МПК G01T3/00. Способ и устройство для измерения спектральной и интегральной плотности потока нейтронов [Текст] / Дрейзин В. Э. [и др.]; патентообладатель Курский завод "Маяк"; № 2008114992/28; заявл. 1б.04.2008; опубл. 27.05.2010. - 17 с.

38. Дрейзин В.Э., Гримов А.А., Логвинов Д.И. Создание опорных нейтронных полей для калибровки нейтронных спектрометров [Текст]. АНРИ ("Аппаратура и новости радиационных измерений"), №4. М., 2013. С.8-13.

39. Дрейзин В. Э. Нейтронная спектрометрия: концепция построения нейтронного спектрометра реального времени [Текст] / В. Э. Дрейзин // АНРИ. -2010. - № 4. - С. 13-19.

40. Дрейзин В.Э., Емельянов С.Г., Гримов А.А. Спектрометрические измерения нейтронного излучения [Текст]. Издательство ЮЗГУ. Курск, 2011. 316 с.

41. Дрейзин В. Э. Многодетекторный нейтронный спектрометр реального времени [Текст] / Дрейзин В. Э., Гримов А. А., Логвинов Д. И. // Журнал прикладной спектроскопии. - 2016. - Т. 83, № 3. - С. 462-468.

42. Дрейзин В.Э., Гримов А.А., Логвинов Д.И. Нейтронная спектрометрия. Современное состояние и моделирование многодетекторного спектрометра реального времени [Текст]. LAP LAMBERT Academic Publishing Gmbh&Co.KG Heinrich-Böcking-Str.6-8, 66121 Saabrücken, Germany. Saabrücken, 2012. 432 с.

43. Dreyzin V. T. Real Time Multidetectors Neutron spectrometer [Текст] / Dreyzin V. T., Grimov A. A., Logvinov D. I. // Journal of Applied Spectroscopy. - 2016. - V.83, № 3. - P. 454-459.

44. Дрейзин В.Э., Гримов А.А., Логвинов Д.И. Оценочный расчёт спектральных характеристик детекторов нейтронного излучения. Тезисы докладов Х конференции по физике высоких энергий, ядерной физике и ускорителям [Текст]. Харьков, ННЦ ХФТИ, 2012. С.95.

45. Дрейзин В. Э. Нейтронная спектрометрия: современное состояние и моделирование нейтронного спектрометра реального времени [Текст] : монография / Дрейзин В. Э., Гримов А. А., Логвинов Д. И. - Saarbrucken: Lambert Academic Publishing, 2012. - 433 c.

46. Гримов А.А., Логвинов Д.И. Моделирование спектральных характеристик детекторов нейтронного излучения [Текст]. Материали за 8-а международна научна практична конференция, « Найновите постижения на европейската наука -2012», Том 17. Екология. География и геология. Селскостопанство. София, «Бял ГРАД БГ» ООД, 2012. С.22-26.

47. Дрейзин В. Э. Разработка многодетекторного спектрометра нейтронного излучения реального времени [Текст] / Дрейзин В. Э., Логвинов Д. И. // Информационные системы и технологии: материалы III Междунар. научно-технич. конф. -Орёл: Госуниверситет - УНПК, 2015. - С 25-28.

48. Дрейзин В.Э., Гримов А.А., Логвинов Д.И. Создание опорных нейтронных полей с разнообразными по форме энергетическими спектрами [Текст]. Сборник материалов международной научно-технической конференции "Диагностика-2013". Курск, ЮЗГУ, 2013. С.22-27.

49. Дрейзин В. Э. О метрологическом обеспечении нейтронной спектрометрии [Текст] / В. Э. Дрейзин, И. В. Полищук, Д. И. Логвинов // АНРИ. - 2012. - № 4 (71). - С. 2-12.

50.Абросимов Н.К., Борухович Г.З., Куликов А.В., Лаптев А.Б., Петров Г.А., Щербаков О.А., Юрченко В.И. Нейтронный времяпролетный спектрометр ГНЕЙС [Текст]. Л.: Препринт 909, ЛИЯФ, 1 983. 36 с.

51. Библиотека сечений реакции [Электронный ресурс]. 2018. URL: https://www-nds.iaea.org/nrdc.html (дата обращения 05.04.2018).

52. Григорьев, Ю. В. Нейтронные сечения и их интегральные характеристики в резонансной и тепловой областях энергий [Текст]. Дис. д-ра физ.-мат. наук. Физико-энергетический институт им. А. И. Лейпунского. Обнинск, 2005.

53. Исходный код программы GEANT4 [Электронный ресурс] // Geant4: сайт. - URL: https:// geant4.web. cern.ch/support/download (дата обращения 05.06.2017).

54. Bramblett, R. L., Ewing R. I., Bonner T. W. A new type of Neutron spectrometer. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. NorthHolland publishing Co, 1960. № 9. P. 1-12.

55. Дрейзин В. Э. Подбор и оптимизация состава детекторов для многодетекторного спектрометра нейтронного излучения [Текст] / Дрейзин В. Э., Логвинов Д. И., Гримов А. А. // АНРИ. - 2011. - № 2. - С. 16-24.

56. Thomas, D. J., Alevra A. V. Bonner sphere spectrometers - a critical re view / Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. A 476, 2002. P. 12-20.

57. Дрейзин В. Э. Оценочный расчёт спектральных характеристик детекторов нейтронного излучения [Текст] / Дрейзин В. Э., Гримов А. А., Логвинов Д. И. // Тезисы докладов Х конференции по физике высоких энергий, ядерной физике и ускорителям. - Харьков: ННЦ ХФТИ, 2012. - С. 96.

58. Mares, V., Schraube G., Schraube H. Calculated neutron response of a Bonner sphere spectrometer with 3He counter. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. A307, 1 991 . P. 398-412.

59. Дрейзин В. Э. Расчётные методы определения спектральных характеристик сцинтилляционных детекторов нейтронов [Текст] / Дрейзин В. Э., Логвинов Д. И. // Компьютерные измерительные технологии: материалы I Междунар. симпозиума. - Москва, 2015. - С. 11-15.

60. Mares, V., Schraube G., Schraube H. Calculated neutron response of a Bonner sphere spectrometer with 3He counter. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. A307, 1 991. P. 398-412.

61. Дозовая нагрузка на человека в полях гамма-нейтронного излучения [Текст] / В. Л. Гозенбук [и др.]. - М.: Атомиздат, 1978. - 166 с.

62 Дрейзин В.Э., Гримов А.А., Кочура А.В., Кочура Е.П. Проблемы построения нейтронного спектрометра с вычислительным определением интегральной плотности потока нейтронов. Актуальные проблемы развития прикладной математики в энергетике, энергоэффективности и информационно-коммутационных технологиях. Материалы международной научной кон- ференции. М.:МГТУ им. Баумана, 2010. С.269-273.

63. Внутриреакторная дозиметрия [Текст]: практическое руководство / Б. А. Брискман [и др.]. - М.: Энергоатомиздат, 1985. - 200 с.

64. Дрейзин В.Э., Гримов А.А., Кочура Е.П. Имитационное моделирование спектрометров нейтронного излучения. Актуальные проблемы развития прикладной математики в энергетике, энергоэффективности и информационно-коммутационных технологиях [Текст]. Материалы международной научной конференции. М.:МГТУ им. Баумана, 2010. С.273-277.

65. Спектры и дозиметрические характеристики полей нейтронов на рабочих местах персонала горно-химического комбината [Текст] / Е. В. Косьяненко [и др.]. - Протвино: ИФВЭ, 2008. - 11 с.

66. Дрейзин В.Э., Гримов А.А., Логвинов Д.И., Мазепа И.Н. Использование нейросетевого метода в нейтронной спектрометрии. Материалы итоговой конференции конкурса научных работ "Знания молодых ядерщиков -атомным станциям". М.: НИЯУ МИФИ, 2010. С.48-49.

67. Севастьянов В. Д. Моделирующие опорные поля нейтронов для метрологического обеспечения нейтронных измерений на ядерно-физических установках РФ [Текст] : монография / Севастьянов В. Д. - Менделеево: ВНИИФТРИ, 2015. -175 с.

68. Thomas, D. I., Bardell A. G., Macaulay E. M. Characterisation of a gold foil-based Bonner sphere set and measurements of neutron spectra at a medical accelerator. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. A476, 2002. P. 31-35.

69. Севастьянов В. Д. Характеристики полей нейтронов. Источники мгновенных нейтронов деления, генераторы 14 МэВ нейтронов, исследовательские и энергетические реакторы, устройства, конвертирующие нейтронное излучение [Текст]: справочник. В 2-х т. Т. 1. / Севастьянов В. Д., Кошелев А. С., Маслов Г. Н. - Изд. 2-е, перераб., и доп. - Менделеево: ВНИИФТРИ, 2014.

70. ГОСТ 8.355-79. Радиометры нейтронов. Методы и средства поверки [Электронный ресурс]. - Введ. 1980-07-01. - URL: http://docs.cntd.ru/docu-ment/1200014711 .

71. Wang Z., Hutchinson J. D., Hertel N. E., Burgett E., Howell R. M. Study of a gold-foil based multisphere neutron spectrometer. Radiation Protection Dosimetry, Vol. 128, № 3, 2008. P. 289-293.

72. Дрейзин В. Э. Калибровка нейтронных радиометров в опорных полях с различной формой энергетического спектра [Текст] / Дрейзин В. Э., Гримов А. А., Логвинов Д. И. // АНРИ. - № 2. - 2018. - С. 18-28.

73. Гримов А.А., Логвинов Д.И., Кочура Е.П. Математическое моделирование нейтронного спектрометра [Текст]. Материалы семинара "Инновация-2012". Курск, ЮЗГУ, 2012. С.33-39.

74. Дрейзин В. Э. Исследование методов получения опорных нейтронных полей: микроскопический расчёт спектров нейтронов, проходящих через конусный замедлитель [Текст] / Дрейзин В. Э., Логвинов Д. И., Полищук И. В. // Известия Юго-Западного государственного университета. - 2012. - № 5, ч. 2. - С. 24-29.

75. Гримов А.А. Выбор оптимальной архитектуры, конфигурации и методики обучения нейронных сетей в специализированном устройстве для анализа нейтронных потоков в реальном времени. Материалы VIII международной научно-практической конференция: «Научное обозрение физико-математических и технических наук в XXI веке» [Текст]. М., 2014. С.15-17.

76. Vega-Carillo H. R., Manzanares-Acuna E., Martin-Hernandez-Davila V., Mercado Sanchez G. A. Response matrix of a multisphere neutron spectrometer with a 3He proportional counter. Revista Mexicana de Fisica, Vol. 51 (1), 2005. P. 47-52.

77. Дрейзин В. Э. Исследование методов получения опорных нейтронных полей: микроскопический расчёт спектров нейтронов, проходящих через конусный замедлитель с экранированием источника и детектора [Текст] / Дрейзин В. Э., Логвинов Д. И., Полищук И. В. // Известия Юго-Западного государственного университета. - 2012. - № 6. - С.130-136.

78. Bedogni R., Esposito A., Andreani C., Senesi R., Pia De Pascale M., Picozza P., Pietropaolo A., Gorini G., Frost C. D., Ansell S. Characterization of the neutron field at the ISIS-VESUVIO facility by means of a Bonner Sphere Spectrometer. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. A612, 2009. P. 1 43-148.

79. Брегадзе Ю. И. Прикладная метрология ионизирующих излучений [Текст] / Брегадзе Ю. И., Степанов Э. К., Ярына В. П. - М.: Энергоатомиздат, 1990. - 264 с.

80. Burgett, E. A., Hertel N. E., Howell R. M. Energy Response and Angular Dependence of a Bonner Sphere Extention. IEEE Transactions on Nuclear Science, Vol. 56, № 3, 2009. P. 1325-1328.

81. Радиационные характеристики продуктов деления [Текст] / Гусев Н. Г.[и др.]. - Москва: Атомиздат, 1974. - 274 с.

82. Garny, S., Mares V., Ruhm W. Response functions of a Bonner sphere spectrometer calculateed with GEANT4. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. A604, 2009. P. 612-617.

83. Mares V. Calculated neutron response of a Bonner sphere spectrometer with 3He counter [Текст] / V. Mares, G. Schraube, H. Schraube // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. - 1991. - Vol. 307. - P. 398-412.

84. Matske, M. Propagation of uncertainties in unfolding procedures. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. A476, 2002. P. 230-241.

85. Siebert B. R. L., Computational dosimetry [Текст] / B. R. L. Siebert, R. H. Thomas // Radiation Protection Dosimetry. - 1997. - Vol. 70, № 1-4. - P. 371-378.

86. Simmer G., Mares V., Weitzenneger E., Ruhm W. Iterative unfolding for Bonner sphere spectrometer using the MSANDB code - Sensitivity analysis and dose calculation. Radiation Measurements, № 45, 2010. P. 1-9.

87. Intercomparison of radiation protection devices in a high-energy stray neutron field [Текст] Part II: Bonner sphere spectrometry / B. Wiegel [et al.] // Radiation Measurements. - 2009. - № 44. - P. 660-672.

88. Messaoudi M. El., Chouak A., Lferde M., Cherkaoui R. Performance of three different unfolding procedures connected to Bonner sphere data. Radiation protection Dosimetry, Vol. 108, № 3, 2004. P. 247-253.

89. Alevra A. V. Characterisation of the IPNE Bonner sphere spectrometer by comparison with PTB system [Текст] / A. V. Alevra, V. D. Plostinaru // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. - 2002. - Vol. 476. - P. 21-25.

90. Serre S., Castellani-Coulie K., Paul D., Lacoste V. Optimisation Using Monte-Carlo Calculations of a Bonner Sphere Spectrometer Extanded to High Energies for the Ntutron Environments Characterization. IEEE Transactions on Nuclear Science, Vol. 56, № 6, 2009. P. 3582-3590.

91. Characterization and utilization of a Bonner sphere set based on gold activation foils [Текст] / D. I. Thomas [et al.] // Radiation Protection Dosimetry. - 2007. - Vol. 126, № 1-4. - P. 229-235.

92. Avdic, S., Pozzi S. A., Propopescu V. Detector response unfolding using artif-icaletworks. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. A565, 2006. P. 742752.

93. Vylet V. Respons matrix of extended Bonner sphere system [Текст] / V. Vylet // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. - 2002. - Vol. 476. - P. 26-30.

94. Sharghi I. A., Bonuadi M. R., Etaati G. R., Shahriari M. Unfolding the neutron spectrum of a NE213 Scintillator using artificial neural networks. Applied Radiation and isotopes, 67, 2009. P. 1912-1 918.

95. Дозиметр-радиометр МКС-03С. Техническое описание. 67 с.

96. Дозиметр-радиометр МКС-03С. Технические условия. 43 с.

97. Vylet V. Response matrix of an extanded Bonner sphere system. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. A476, 2002. P. 26-30.

98. Siebert, B. R. L. Assessment of sensitivities and uncertainties in MonteCarlo particle transport calculations for neutron spectrometry. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. A476, 2002. P. 256-262.

99. Brooks, F. D., Klein H. Neutron spectrometry - historical review and present status. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. A 476, 2002. P. 1 -11 .

100. Paul E. Keller, Lars J. Kangas, Gary L. Troyer, Sherif Hashem, Richard T. Kouzes. Nuclear Spectral Analysis via Artificial Neural Networks for Waste Handling. IEEE Transactions on Nuclear Science, August, Vol. 42, № 4, 1995. P. 709-715.

101. Гримов А.А., Логвинов Д.И. Измерительный блок для нейтронного спектрометра реального времени [Текст]. Материали за 8-а международна научна практична конференция, «Найновите постижения на европейската наука -2012», Том 19. Технологии. Физическа култура и спорт. София, «Бял ГРАД- БГ» ООД, 2012. С.72-76.

ПРИЛОЖЕНИЕ А

(справочное) Базовые спектры нейтронных источников (в непрерывном виде)

Ц_1

Ч1

/га 4 т

10-:

10-1

1,0

101 МэВ

Рисунок А.1 - Энергетические спектры некоторых радиоизотопных

источников нейтронов [28]

Рисунок А.2- Спектры потоков нейтронов утечки за границы активной зоны критических сборок [28]:

1 - критическая сборка 239Ри с тонким отражателем из W2C (углеродистый вольфрам);

2 - критическая сборка раствора UO2F2; 3 - критическая сборка 235и с отражателем из 238и; 4 - сборка из 235и с никелевым отражателем (спектр в канале П-2 реактора БР-5)

Г Ю'ОЬ

Рисунок А.3- Спектры нейтронов в каналах реактора ИРТ-2000 (МИФИ)

[29]

Рисунок А.4 - Типичные спектры потоков утечки нейтронов из защиты [29] реакторов различных типов (1 - реактор Наяда; 2 - реактор Рашель; 3 - водо-водяной реактор с бетонной защитой; 4 - водо-водяной реактор с защитой из серпентинитового бетона и стали; 5 - тяжеловодный реактор Винча)

Рисунок А.5 - Спектры нейтронов, измеренные на рабочих местах персонала горно-химического комбината (г. Железногорск, Красноярский край) [30]

ю"7 ю"6 ю"5 ю"4 ю"3 ю"2 ю'1 10° ю1

Энергия, МзВ

Рисунок А.6 - Спектры опорных нейтронных полей, получаемые

на установке ИЛ-1М2

_ 1 1 - - 1

- —

1 I

Е 1 -

ь ,— — Гд1 г

пг {.—1 - _ -

- - 1

1 —1 \ 1

Ю Ю1 103 10* Ю5 Ю6 Г0,эВ

Рисунок А.7 - Спектр нейтронов ВЭК-13 реактора ИРТ-2000

Рисунок А.8 - Спектр нейтронов на выходе канале ГЭК-2 реактора ИРТ-2000

Рисунок А.9 - Спектры нейтронов в каналах реактора ВВР-К

Рисунок А.10 - Спектры нейтронов в каналах реактора на быстрых нейтронах

БР-5

Рисунок А.11 - Источник мгновенных нейтронов деления ядер -источник спонтанного деления ядер сМ52

Рисунок А.12 - Спектр мгновенных нейтронов деления ядер - деление ядер и-235 тепловыми нейтронами (Бельгия)

Рисунок А.13 - Спектр мгновенных нейтронов деления ядер - деление ядер Ри-239 тепловыми нейтронами (Россия)

Рисунок А.14 - Спектр нейтронов в центре металлической активной зоны импульсных реакторов на быстрых нейтронах - Критическая сборка КС-2

(ВНИИЭФ, Россия)

Рисунок А.15 - Спектр нейтронов в центре металлической активной зоны импульсных реакторов на быстрых нейтронах - Реактор БР-1 (ФЭИ, Россия)

Рисунок А.16 - Спектр нейтронов в центре металлической активной зоны импульсных реакторов на быстрых нейтронах - Критстенд (ФЭИ,

Россия)

Рисунок А.17 - Спектр нейтронов в центре металлической активной зоны импульсных реакторов на быстрых нейтронах - Реактор БАРС-5 РУН-2

(ФЭИ, Россия)

Рисунок А.18 - Спектр нейтронов специальных сборок - Реактор ISNF

(США)

Рисунок А.19 - Спектр нейтронов специальных сборок - Сборка XX для реактора BR-1 (Бельгия)

Энергия нейтронов, МэВ

Рисунок А.20 - Спектр нейтронов специальных сборок - Сборка

CFRMF (США)

ю"7 ю"6 ю"5 ю"4 ю"3 ю"2 ю'1 10° ю1

Энергия нейтронов, МэВ

Рисунок А.21 - Спектр нейтронов специальных сборок - Сборка XX для реактора ИР-100 (Украина)

Рисунок А.22 - Спектр нейтронов специальных сборок - Источник С052 в центре шара из железа (Чехия)

Рисунок А.23 - Спектр нейтронов специальных сборок - Источник С052 в центре шара из воды (Чехия)

Рисунок А.24 - Спектр нейтронов утечки из активной зоны импульсных реакторов - Реактор БАРС-1Д=300тт (ЦФТИ МО, Россия)

Рисунок А.25 - Спектр нейтронов утечки из активной зоны импульсных реакторов - Реактор БАРС-5Д=153тт (ВНИИТФ, Россия)

Энергия нейтронов, М эВ

Рисунок А.16 - Спектр нейтронов утечки из активной зоны импульсных реакторов - Реактор ГИР-2, МОП-К1 (ВНИИЭФ, Россия)

146

ПРИЛОЖЕНИЕ Б

(справочное)

Нормированные базовые спектры в ступенчатой форме

Таблица Б.1 - Базовые спектры нейтронных источников

№ № ба-зовы х сп ек-тр ов Инте] рвалы Примечание

0,025 - 0,1 эВ 0,1 - 0,5 эВ 0,5 - 2,0 эВ 2,0 - 20 эВ 20 - 500 эВ 0,5 - 10 кэВ 10 - 200 кэВ 0,2 - 1,0 МэВ 1 - 5 МэВ 5 - 20 МэВ

1 0,00 03 0,00 07 0,00 34 0,00 62 0,01 48 0,02 78 0,06 6 0,17 23 0,05 52 0,00 26 и-235

2 0 0 0 0 0 0,00 36 0,01 7 0,01 73 0,16 41 0,14 01 СМ52

3 0 0 0 0 0 0,00 12 0,00 81 0,08 47 0,19 99 0,01 82 Ra-Be

4 0 0 0 0 0 0,00 15 0,00 6 0,01 73 0,23 12 0,04 24 Ри-Ве

5 0 0 0,00 01 0,00 46 0,00 63 0,03 76 0,08 19 0,09 42 0,10 41 0,01 16 239Ри с тонким отражателем из W2C

6 0 0,00 51 0,05 24 0,03 05 0,02 78 0,03 4 0,02 59 0,03 13 0,09 99 0,01 4 UO2F2

7 0 0 0,00 011 0,00 506 0,00 693 0,04 136 0,09 009 0,10 362 0,11 451 0,01 276 235и с отражателем из 238и

8 0 0 0 0 0,00 19 0,03 49 0,11 66 0,15 49 0,04 39 0,00 2 235и с никелевым отражателем

9 0,07 59 0,04 93 0,00 54 0,00 32 0,00 14 0,01 45 0,02 48 0,05 85 0,05 99 0,00 51 ВЭК-6

10 0,00 36 0 0,01 38 0,03 83 0,03 76 0,04 44 0,03 84 0,05 93 0,07 19 0,06 58 ВЭК-10

11 0,00 13 0 0,00 62 0,01 09 0,01 31 0,02 15 0,03 68 0,06 99 0,10 4 0,09 83 ВЭК-11

12 0,00 24 0,00 2 0,00 92 0,02 18 0,02 25 0,03 23 0,03 81 0,05 72 0,11 29 0,04 35 ВЭК-12

13 0,00 49 0,00 42 0,04 94 0,04 5 0,04 09 0,05 08 0,04 61 0,06 75 0,03 59 0 реактор Наяда

14 0,00 49 0,00 2 0,00 59 0,00 68 0,00 88 0,01 9 0,04 01 0,04 59 0,12 77 0,06 64 реактор Рашель

15 0,00 12 0,00 27 0,01 67 0,02 2 0,04 52 0,09 65 0,07 7 0,12 28 0,01 25 0,00 24 ВВР с бетонной защитой

16 0,00 21 0,00 36 0,00 82 0,02 77 0,02 78 0,03 54 0,04 13 0,06 95 0,09 03 0,02 5 ВВР с бетонной и стальной защитой

17 0,00 54 0,01 88 0,06 02 0,02 7 0,01 01 0,01 06 0,00 78 0,08 6 0,06 59 0 реактор_Винча

18 0,07 47 0,04 85 0,00 53 0,00 32 0,00 14 0,01 43 0,02 44 0,05 76 0,05 9 0,00 5 ГХК-1

19 0,05 99 0,03 75 0 0 0,00 31 0,01 76 0,03 39 0,06 34 0,08 02 0,00 9 ГХК-2

20 0,09 09 0,05 19 0,00 18 0 0,00 43 0,01 8 0,03 2 0,04 36 0,04 34 0,01 55 ГХК-3

21 0,12 31 0,06 32 0,00 12 0 0,00 44 0,02 31 0,01 48 0,03 01 0,02 48 0,00 22 ГХК-4

22 0,04 44 0,03 62 0 0 0,01 72 0,06 84 0,06 23 0,07 18 0,04 29 0,00 11 ГХК-5

23 0,07 53 0,06 71 0,00 24 0 0,01 36 0,05 88 0,03 43 0,05 79 0,01 01 0 ГХК-6

24 0,03 98 0,02 46 0 0 0,00 81 0,05 96 0,14 1 0,09 49 0,00 11 0 ГХК-7

25 0,04 44 0,04 11 0 0 0,00 28 0,01 66 0,04 25 0,08 49 0,07 34 0,00 03 ГХК-8

26 0,03 82 0,02 55 0,00 15 0 0,00 38 0,02 37 0,04 84 0,07 44 0,09 43 0,00 64 ГХК-9

27 0,01 69 0,00 83 0,00 11 0,00 08 0,00 11 0,00 83 0,01 86 0,10 24 0,13 79 0,00 8 ГХК-10

28 0,08 38 0,05 19 0 0 0,00 84 0,02 55 0,05 73 0,04 71 0,03 58 0,00 05 ГХК-11

29 0,02 2 0,01 96 0 0 0,00 23 0,02 28 0,03 91 0,08 65 0,11 21 0,01 4 ГХК-12

30 0,01 65 0,01 53 0 0 0,00 56 0,04 6 0,06 6 0,08 99 0,09 05 0,01 17 ГХК-13

31 0,00 39 0,00 24 0,00 19 0,00 06 0,00 2 0,02 43 0,06 48 0,09 8 0,12 81 0,00 12 ГХК-14

32 0,01 93 0,00 96 0,00 04 0 0,00 13 0,01 01 0,02 76 0,08 82 0,11 78 0,05 12 ГХК-15

33 0,06 32 0,04 92 0 0 0,00 44 0,02 93 0,02 41 0,04 92 0,06 18 0,03 5 ГХК-16

34 0,09 0,05 76 0 0 0,00 42 0,03 09 0,05 44 0,05 82 0,01 47 0 ГХК-17

35 0,09 25 0,05 55 0 0 0,00 35 0,03 41 0,05 17 0,06 44 0,00 94 0 ГХК-18

36 0 0 0 0,00 1 0,25 34 0,03 93 0,06 26 0,03 72 0,01 53 0,00 06 Реактор (США)

37 0 0 0,00 17 0,11 12 0,13 19 0,02 73 0,05 49 0,02 63 0,00 52 0,00 02 Сборка XX для реактора BR-1 (Бельгия)

38 0,00 29 0 0,01 42 0,02 34 0,02 27 0,03 06 0,04 16 0,08 14 0,08 97 0,03 39 Сборка CFRMF (США)

39 0 0 0,00 19 0,13 21 0,15 5 0,01 66 0,02 96 0,01 13 0,00 27 0,00 02 Сборка XX для реактора ИР-100 (Украина)

40 0,23 01 0,02 0,00 59 0,00 51 0,00 03 0 0,00 01 0 0 0 Источник СЕ52 в центре шара из железа (Чехия)

41 0,23 87 0,02 17 0,00 07 0,00 02 0 0 0 0 0 0 Источник СЕ52 в центре шара из воды (Чехия)

42 0 0 0 0 0,00 3 0,02 78 0,07 35 0,09 39 0,12 95 0,00 87 Источник спонтанного деления ядер сМ52

43 0 0 0 0 0,00 35 0,03 12 0,07 78 0,09 27 0,12 72 0,00 63 Деление ядер и-235 тепловыми нейтронами

44 0 0 0 0 0,00 35 0,03 15 0,07 9 0,09 48 0,12 41 0,00 66 Деление ядер Ри-239 тепловыми нейтронами

45 0 0 0 0 0,00 98 0,07 78 0,15 95 0,08 72 0,05 55 0,00 3 Реактор БР-1

46 0,17 36 0,06 84 0,01 32 0,00 33 0,00 02 0,00 01 0,00 01 0,00 01 0 0 Критстенд

47 0 0,04 81 0,16 57 0,03 93 0,00 16 0,00 09 0,00 21 0,00 13 0,00 05 0 БАРС-5 РУН-2

48 0,23 62 0,02 33 0,00 12 0,00 03 0 0 0 0 0 0,00 01 Реактор БАРС-1, R=300mm

49 0,23 67 0,02 29 0,00 11 0,00 02 0 0,00 01 0,00 01 0,00 01 0,00 01 0,00 01 Реактор БАРС-5, R=153mm

50 0,14 81 0,07 87 0,02 6 0,00 48 0,00 02 0 0 0 0 0 Реактор ГИР-2, МОП-К1

51 0,06 33 0,01 14 0,00 52 0,00 53 0,00 69 0,01 47 0,03 17 0,03 55 0,09 8 0,05 04 ИЛ-1М2 без дисков

52 0,00 52 0,00 21 0,00 62 0,00 72 0,00 92 0,02 0,04 22 0,04 84 0,13 45 0,07 ИЛ-1М2 без дисков + кадмий

53 0,06 5 0,01 16 0,00 51 0,00 52 0,00 65 0,01 26 0,02 33 0,03 07 0,09 61 0,05 11 ИЛ-1М2 с диском 10 мм

54 0,07 16 0,01 27 0,00 55 0,00 57 0,00 68 0,01 17 0,01 91 0,02 87 0,09 96 0,05 55 ИЛ-1М2 с диском 20 мм

55 0,07 54 0,01 31 0,00 58 0,00 58 0,00 68 0,01 04 0,01 66 0,02 72 0,09 81 0,05 6 ИЛ-1М2 с диском 30 мм

56 0,08 02 0,01 39 0,00 55 0,00 58 0,00 64 0,00 97 0,01 38 0,02 57 0,09 4 0,05 95 ИЛ-1М2 с диском 50 мм

57 0,08 26 0,01 42 0,00 59 0,00 63 0,00 67 0,01 0,01 4 0,02 53 0,08 93 0,06 08 ИЛ-1М2 с диском 80 мм

58 0 0 0 0,00 63 0,21 68 0,04 77 0,08 17 0,03 83 0,00 83 0,00 04 ИЛ-1М2 с диском 100 мм

59 0,08 01 0,01 49 0,00 74 0,00 78 0,00 84 0,01 18 0,01 76 0,02 84 0,08 08 0,06 12 ИЛ-1М2 с диском 130 мм

60 0,07 89 0,01 49 0,00 85 0,00 81 0,00 93 0,01 29 0,01 97 0,03 02 0,07 77 0,05 88 ИЛ-1М2 с диском 150 мм

61 0,07 44 0,01 54 0,00 92 0,00 97 0,01 08 0,01 54 0,02 26 0,03 49 0,07 44 0,05 29 ИЛ-1М2 с диском 180 мм

62 0,00 03 0,00 06 0,00 33 0,00 61 0,01 44 0,02 69 0,06 4 0,16 71 0,05 35 0,00 25 Реактор БР-5 канал Б-2

63 0 0,00 01 0,00 03 0,00 11 0,00 44 0,02 71 0,05 11 0,12 46 0,10 96 0,01 53 Реактор БР-5 канал Б-3

64 0,00 21 0,00 37 0,00 85 0,02 86 0,02 87 0,03 66 0,04 26 0,07 17 0,09 32 0,02 58 реактор ВВР-К канал ВЭК-1-1

65 0,00 21 0,00 36 0,00 61 0,01 8 0,02 03 0,03 99 0,03 9 0,06 89 0,10 02 0,05 37 реактор ВВР-К канал ВЭК-5

66 0,00 23 0 0,00 73 0,01 23 0,01 38 0,05 58 0,08 58 0,09 42 0,07 35 0,01 55 реактор ВВР-К канал ВЭК-13

67 0,00 19 0 0,00 74 0,01 76 0,01 9 0,03 0,05 41 0,08 29 0,10 57 0,01 95 реактор ВВР-К канал ВЭК-14

68 0,00 24 0,00 2 0,00 93 0,02 19 0,02 26 0,03 24 0,03 81 0,05 73 0,11 31 0,04 36 реактор ИРТ-2000 канал ВЭК-13

69 0,00 4 0 0,00 37 0,01 77 0,01 25 0,02 32 0,01 36 0,05 7 0,13 71 0,06 91 ГЭК-2(без фильтра)

70 0,00 01 0 0,00 02 0,00 07 0,00 17 0,01 02 0,02 17 0,05 05 0,15 41 0,11 06 ГЭК-2(граф.фильтр)

71 0,00 04 0 0,00 13 0,00 28 0,00 54 0,02 03 0,04 27 0,11 01 0,11 0,04 72 ГЭК-2(свинц. фильтр)

72 0,00 5 0,00 49 0,00 65 0,00 88 0,01 48 0,05 48 0,06 87 0,07 73 0,08 76 0,02 99 ИБР-2