Счетчик нейтронов Советский патент 1988 года по МПК G01T3/00 

1П

И.чобретенне отиоситс я к технической фи:111ке, и частности к нейтронной фиянке, и может быть использовано в фичических исследованиях, в радиаци- онной медицине и народном хозяйстве 111-1И необходимости измерения потоков неГттронов и их спектральных характеристик .

Цель изобретения - повышение ни- формативности устройства за счет определения спектральных характеристик исследуемых потоков нейтронов и числ всех }1ейтронов, попавших в мишень счетчика, независимо от их энергии во всем измеряемом диапазоне от энергии ультрахолодных нейтронов до нескольких мегаэлектронвольт.

На фиг.1 представлена схема счетчика, которая может быть использована для измерений параллельных потоков нейтронов; на фиг.2 - схема счетчика пример исполнения для измерений изотропных потоков; на фиг.З - схема счетчика, пример исполнения для изме- рений потоков точечных источников нейтронов; на фиг.4 - схема счетчика пример исполнения для измерений с пучками нейтронов; на фиг.З - схема предлагаемого устройства.

Предлагаемое устройство содержит многослойную мишень 1, в которой происходит замедление и поглощение нейтронов, сопровождающееся излучением У-квантов, детектор 2 мгновенного J-излучения, преобразующего энергию г-кваптов в электрические сигналы с амплитудой, пропорциональной энергии регистрируемого X-излучения, устрой- ство 3 обработки сигналов с детектора мгновенного J-излучения, преобразующего числа регистрируемых сигналов с амплитудами, соответствующими J-излучению, возникающему при поглощении нейтронов, в спектрал1 ные характеристики исследуемых потоков и полное число нейтронов, попавших в мишень. Наиболее универсальным решением для

детектора и устройства обработки сигнала является использование полупро- водникОвого спектрометра с усилительным трактом и многоканальным анализатором с миниЭВК. Возможно использование и сцичтилляционных спектрометров с более простыми и дешевыми устройствами анализа амплитуд электрических сигналов с детектора и дальнейшей обработки информации.

32

Лля проведения измерений мишень помещают в исследуемый поток нейтронов, который термализуется в мишени и поглощается в различных слоях мище- ни с испусканием J-квантов различных энергий в различных слоях мишени. При этом производят измерение спектра мгновенного Х-излучения, возникающего при взаимодействии исследуемого потока нейтронов с веществами мишени. После этого осуществляют обработку спектрометрической информации в со- четании и заданными алгоритмами, в результате чего получают необходимые спектральные характеристики исследуемого потока и полное число нейтронов, попавших в детектор.

Определение спектральных характеристик исследуемых потоков и полного числа нейтронов, попавших в мишень, с использованием предлагаемого устройства может быть обосновано следующим образом. Исследуемый спектр нейтронов можно разбить на несколько энергетических групп. Тогда для чисел )г-квантов, регистрируемых детектором из различных слоев мишени, может быть записана система уравнений

е

:.:.

Nf Z:o.,;N

j 3 J

(1)

.,N;

где i - индекс слоя мишени;

j - индекс энергетической группы

нейтронов;

п - число слоев мишени; е - число энергетических групп V, нейтронов; N - число зарегистрированных

у-квантов;

N. - число нейтронов энергетической группы, попавщих в детектор;

ai q - число у-квантов, излучаемых слоем i при попадании в мишень одного нейтрона из энергетической группы j. В связи с тем, что пространственное распределение нейтронов по мищени существенно различно для различных энергетических групп нейтронов, система линейных уравнений (1) (при ) является линейно независимой.

J1392523

ее главный определитель отличен и она имеет единственное реше

оме системы уравнения (1) может записано очевидное выражение для

е го .числа нейтронов Т. fJ , . J-I

с в т к н

павших в мишень при известной эффективности регистрации )f-квантов и числе -квантов.

излучаемых в одной ядерной реакции iT:

р,-,, (2,

где Я - альбедо мишени для нейтронов энергетической группы j.

Из выражений (1) и (2) следует, что полное число нейтронов с использованием предлагаемого устройства можно измерить при любом исходном спектре нейтронов.

Значения коэффициентов oi;; в системе уравнений (1) могут быть определены экспериментально с использованием моноэнергетических нейтронов, по- лучаемых, например, в реакциях (р, п) на ускорителях типа генератора Ван- де-Граафа, ампульных источников нейтронов с известными спектральными распределениями или квазимоноэнергети- ческих нейтронов, получаемых при по- |мо1ци различных резонансных рассеива- телей и резонансных фильтров на исследовательских реакторах. При этом экспериментальные значения коэффициентов могут быть найдены из выражения

Nf -

У

(3)

(2)

(4)

где согласно выражению м - - I-V--NL

i

Значения в мишени предлагаемой конструкции, содержащей в первом слое вещества, эффективно поглощающие нейтроны, не превышают 2-3% для любых энергетических групп.

Предлагаемое устройство может быть эффективно использовано для восстановления полного спектра нейтронов реактора, который может быть разбит на три энергетические группы с известной аналитической формой: распределение Максвелла для тепловых нейтронов, распределение Ферми и распределение нейтронов деления.

0

Пример. 11ред11а1-аем1ч ч гроц- ство было нсттытано при измерениях г выведенным из касательного тчтричон- тального канала пучком нейтронов. Энергетические спектры нейгронон пучка формировались при помощи ньгх фильтров.

Схема устройства представлена на фиг.5, где приняты следующие обозначения: 1 - мишень, имеющая форму куба размерами 300x300x300-мм ( 0,88Lt, где мм нейтронов спектра деления со средней энергией 2 МэВ), состоящая из двух слоев - слоя полиэтилена размерами ЗООхЗООх х120 мм (Ъ,0,48 Lg) и слоя бориро- ванного полиэтилена размерами ЗООх хЗООх180 мм (), в мишени со стороны слоя полиэтилена имеется отверстие для ввода исследуемого потока нейтронов глубиной мм и диаметром ( 30 мм (S

от в

0,22Lp,-2 - полу

5

5

0

0

5

проводниковый германиевый детектор ORTEC GMX20 90 объемом 100 см , который преобразует энергию зарегистрированных у-квантов в электрические сигналы с амплитудой, пропорциональной энергии регистрируемого -излучения; 4 - экран из Li, защищающий детектор от тепловых нейтронов; 5 - защита детектора от нейтронов и внешнего у-излучения; 6 - высоковольтный блок питания детектора; 7 - основной усилитель, усиливающий и формирующий электрические сигналы с детектора;

8- аналого-цифровой преобразователь, преобразующий электрические сигналы

с усилителя в одномерное цифровое t распределение сигналов по амплитуде;

9- буферная память, запоминающая цифровую информацию, поступающую с аналого-цифрового преобразователя;

10- миниЭВМ с набором периферийных 5 устройств, обрабатывающая цифровую

информацию в соответствии с заданными алгоритмами и обеспечивающая наблюдение цифровой информации, ее запись на долговременные носители и печать результатов измерений; 11 - выведенный пучок нейтронов, спектр которого формируется при помшци рач- личных фильтров.

Блоки 7-10 представляют собий уп- ройство обработки электрических с иг- налов. Использование такого прецизионного спектрометрического ой 1рч Д(и,ч- ния необязательно. В устройсше может быть применена пропал

р том числе и

1 3

СЦИН ГИ.Пспек Т рометрия , .11 яцио11иан .

1р -пла1 аемое устройгтно бьию ис- пользоняно для нчучения характеристи- ки потоков iieiirpoiiiiB при испе)льзова- нии следующих фильтров в выведенном 1Г касательногч) канала реактора при помощи бериллиевог о конвертера пучка нейтронов: пучок без фильтра, кадмий толщиной 1 мм, В толщиной 1 г/см, фильтр, состоящий из 200 мм железа, 300 мм, алюминия и 50 мм серы, кварц толщиной 116 и 212 мм. В таблице приведены измеренные характеристики ис- следованных потоков нейтронов, где d)f/dt - число у -квантов с энергией 2223 кэВ из реакции н (n,iri)Ml, регистрируемое детектором в единицу времени, в основном, из первого слоя мишени; - числом -квантов из реакции ° В (n,2V) Li с энергией кэВ, регистрируемое детектором в единицу времени из второго слоя мишени; dN /dt - число нейтронов в данном

слое; Кф

измеряемая кргятность ослабления полного исходного потока нейтронов данным фильтром; R,.,, - кадмиевое отнощение для исследуемого потока нейтронов, которое при исполь човании предлагаемого устройства является отношением полного исследуемого потока нейтронов к потоку нейтронов с энергией, превышающей 0,5 эВ; Е - средняя энергия нейтронов при усреднении по потоку и сечению упругого рассеяния на водороде

0000

)(E)o(E)dE/ | C|)(E)6(E)dE , (5)

ЕСЕО

где Е - энергия нейтрона;

Cf(K ) - дифференциальная плотность

потока не11тронов; (5(Е) - сечение упругого рассеяния

нейтронов на водороде; Eg - пороговое значение энергии

нейтронов.

Среднее значение энергии нейтронов, определяемое согласно формуле (5), имеет большое значение в медико-биологических исследованиях. Оно является измеряемой спектра. тьной характеристикой исследуемых потоков нейтронов в данном примере применения устройства.

Для измерения средней энергии нейтронов в исследуемых пучках была проведена калибр(оцка ycrpoiicTBa. /1ля этого были nonvMiMibi экспериментальны

5 0 5

5

0

О

5

0

5

результаты дня зависимости () от средней нейтронов. Пучки нейтро {ов с различной средней энергией-были получены при помощи водо- родсодержащих фильтров различной ТОЛЩИН). Среднюю энергию нейтронов определяли по кривой поглощения, измеренной при помощи предлагаемого устройства. Для калибровки был использован также фильтр, состоя ;ий из железа, алюминия и серь, пропускающий нейтроны с энергией 24 кэВ. Для определения средней энергии нейтронов была найдена функция

InE Aln(Nj/Nf)+B, (6)

где константы А и В были определены методом наименьших квадратов.

Изобретение позволяет проводить следующие измерения: полнь х потоков нейтронов независимо от их спектрального состава; кадмиевь Х исследуемь х потоков нейтронов,, которые при использовании счетчика, являющегося всеволновым во всем измеряемом диапазоне энергии нейтронов от О до нескольких мегаэлектронвольт, равны отношениям полных потоков к потокам нейтронов с энергией, превы- 0,5 эВ; кратностей ослабления полного потока нейтронов различными фильтрами; средней энергии нейтронов пучка при различных формировках энергетического спектра, что в сочетании с измеренным полным потоком позволяет, например, определить компоненту дозы от упругого рассеяния нейтронов на поверхности облучемого объекта.

Хорошее совпадение экспериментальных и расчетных значений средней энергии нейтронов для пучков нейтронов, полученных при помощи фильтров из кадмия и В, указывает на правильность выбора формы спектра нейтронов .

Таким образом, полученные резуль таты позволяют полностью восстановить исходный спектр нейтронов пучка.

Формула изобретения

Счетчик нейтронов, содержащий мишень, детектор мгновенного f-излучения и средство обработки сигналов детектора, отличаю П1ийс я тем, что, с целью г овь иения информативности счетчика за счет определения спектральных характеристик ис:следуеI , д.пила заме/ьчпиия нейтронов

в замедляющем рР1цегтве; i - индекс слоя,

7 /С . т

/ л --5

мых потокс)н иейтронон и чиот РСРХ нкйтронов, iionaHiiiHX я мишень гчетчи- ка, нелавис:имо п их энергии в измеряемом диапазоне от энергии упьтрахо- г причем общий объем мишени V выбран лодных нейтронов до нескольких мега- Р соответствии с зависимостью электронвольт, мишень выполнена многослойной с числом слоев п 2, слои чередуются в направлении градиента

потока нейтронов в мишени, при этом 10 1 де S - общая площадь поверхности каждый из слоев состоит из комбинациимишени,

замедляющего и поглощающего нейтроны а все материалы слоев удовлет- веществ, содержание которых в каждом воряют условию: все ядерные реакции слое в 1брано из условия,в мишени, протекающие с поглощением

LJ Lg,15 нейтронов, сопровождаются излучением

где L - длина диффузии тепловых ней- -квантов различных энергий в различтронов в слое:ных слоях мишени.

I

Характеристики потоков нейтронов реактора, получаемых при помощи различных фильтров, измеренные с использованием предлагаемого счетчика нейтронов

I , д.пила заме/ьчпиия нейтронов

ем общий объем мишени V выбран ответствии с зависимостью

в замедляющем рР1цегтве; i - индекс слоя,

ем общий объем мишени V выбр ответствии с зависимостью

7 /С . т

/ л --5

бщий объем тствии с з

Изобретение относится к области нейтронной физики и может быть использовано для измерений потоков нейтронов и юс спектральных характеристик в радиационной медицине, физических исследованиях. Цель изобретения - повьшение информативности счетчика за счет определения спектральных характеристик исследуемых потоков нейтронов и числа всех нейтронов, попавших на мишень счетчика, в диапазоне энергии нейтронов от О до нескольких мегаэлектронвольт. Счетчик нейтронов содержит многослойную мишень. Слои чередуются в направлении градиента потока нейтронов, каждый из слоев состоит из комбинации замедляющего и поглощающего нейтроны веществ. При этом в поглощающем материале происходит реакция (п,У ), мгновенное гамма- излучение которой регистрируется гамма-спектрометром. Содержание замедляющих и поглощающих веществ в.слое L где выбирается из условия L , L c(k. и L - соответственно длина диффузии тепловых нейтронов в i-м слое и длина замедления нейтронов в i-м слое, а отношение общего объема мишени V к общей поверхности мишени S «LJ. С помощью гамма-спектрометра измеряется число гамма-квантов, образованных в каждом слое, и пересчитывается в спектральные характеристики исследуемых потоков нейтронов. 5 ил., 1 табл. (Л со со ts3 СП N3 СО

Cd

W

665,5, 186,7

В80,92

Fe, А1, S1,08

Кварц 116мм 179,3

Кварц +

+Cd 116 мм 47,00

138,79,302-10310 6,65

86,633,002-10 3,10 37,2

58,261,471 10 6,32 121

0,4211,670 Ш 55723,2

19,142,356-10 3,9513,3 1,87

10,61 1,771 ,6

Кварц212мм 85,816,480 1,10610 8,41 39,4 - 0,917

Кварц +

+Cd 212 мм 1,61

1,02 2,81-10

39,0

114

85,6

п

п

п

фиг. /

фиъ.З

фиг

300)(300 X 300

Ч0/Й

Фиг.5