ГОСТ 22751-77

ГЕНЕРАТОРЫ НЕЙТРОНОВ

МЕТОД ИЗМЕРЕНИЯ ПОТОКА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ

ИПК ИЗДАТЕЛЬСТВО СТАНДАРТОВ

Москва

МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ

Постановлением Государственного комитета стандартов Совета Министров СССР от 27 октября 1977 г. № 2516 срок введения установлен

с 01.01.79

Настоящий стандарт распространяется на генераторы нейтронов и ускорительные трубки генераторов нейтронов, реализующие ядерную реакцию Т (d, n)⁴He, и устанавливают методы измерения потока быстрых нейтронов изделий по ГОСТ 21171 для оценки технического уровня и качества.

Метод определения среднего потока быстрых нейтронов основан на измерении средней плотности потока нейтронов в месте размещения активационного детектора нейтронов и расчете потока нейтронов, исходя из известной эффективной площади излучающей поверхности мишени и телесного угла в системе мишень - детектор.

Термины, используемые в настоящем стандарте, - по РМГ 29, ГОСТ 21171 и ГОСТ 15484.

(Измененная редакция, Изм. № 2).

1. АППАРАТУРА И МАТЕРИАЛЫ

Активационные детекторы должны изготовляться в виде плоских дисков из алюминия марки А999 по ГОСТ 11069 и меди марки М00 по ГОСТ 859. Применяемые материалы должны соответствовать требованиям ГОСТ 8.315. Диаметр активационного детектора не должен быть более 30 мм и толщиной более 1 мм.

Радиометрические приборы (радиометры) типов РИБ, РПБ, РКБ по ГОСТ 27451, аттестованные в установленном порядке и применяемые для измерения наведенной активности детекторов по бета-излучению ⁶²Cu и ²⁴Na.

(Измененная редакция, Изм. № 1, 2).

2. ПОДГОТОВКА К ИЗМЕРЕНИЮ

2.1. По истечении времени установления рабочего режима радиометров определяют нормированные метрологические характеристики.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

2.2. Для измерения средней плотности потока нейтронов используют активационные детекторы быстрых нейтронов из алюминия и меди. Детекторы из алюминия применяют для определения и сравнения среднего потока и пространственного распределения быстрых нейтронов от одного или нескольких генераторов нейтронов и ускорительных трубок генераторов нейтронов.

Для оперативного периодического контроля потока в процессе разработки, эксплуатации генераторов нейтронов и ускорительных трубок генераторов нейтронов применяют детекторы из меди. Детекторы устанавливают в фиксированных положениях относительно мишени ускорительной трубки генератора нейтронов, облучают потоком быстрых нейтронов, далее измеряют значение наведенной активности по бета-излучению радионуклида, образующегося в результате ядерной реакции ²⁷Al (n, a), ²⁴Na, ⁶³Cu (n, 2n), ⁶²Cu, и путем перерасчета определяют среднюю плотность потока быстрых нейтронов.

Основные константы детекторов из алюминия и меди, используемые при измерениях средней плотности потока и среднего потока быстрых нейтронов, приведены в приложении 1.

2.3. Измерение активности по бета-излучению детектора выполняют на приборе - компараторе путем сравнения с активностью источника или на аттестованном отсчетном устройстве с известным коэффициентом связи скорости счета импульсов при регистрации бета-излучения с активностью детектора.

3. ПРОВЕДЕНИЕ ИЗМЕРЕНИЙ

3.1. Определяют значение массы т и габаритные размеры активационного детектора (диаметр d и толщину а).

Исходя из данных: габариты детектора, спектр бета-излучения радионуклида ⁶²Cu, ²⁴Na, линейный коэффициент ослабления бета-излучения μ и телесного угла Ω, определяют коэффициент К, учитывающий самопоглощение бета-излучения материалом детектора.

Проводят проверку градуировочного коэффициента ε радиометра путем регистрации бета-излучения источника и сравнения его с паспортными данными на радиометр (см. приложение 2). Если разность измеренного и паспортизованного значений градуировочного коэффициента лежит в доверительных границах паспортного значения ε, определяемых средним квадратическим отклонением результата измерения, то процедуру измерения следует продолжить. Если разность измеренного и паспортизованного значений градуировочного коэффициента не лежит в доверительных границах паспортного значения ε, радиометр подлежит переаттестации в установленном порядке. Коэффициент К и градуировочный коэффициент ε вычисляют по формулам, указанным в приложении 2.

3.2. Определяют радиационный фон, измеряя число импульсов фона за интервал времени измерения t_и.

Устанавливают один или несколько активационных детекторов вблизи мишени генератора нейтронов на позицию облучения под углом 0° относительно направления пучка ионов, причем детекторы из меди устанавливают в кадмиевых фильтрах. Измеряют расстояние от излучающей поверхности мишени до активационного детектора и определяют его положение в пространстве относительно мишени. Измеряют параметры, характеризующие эффективный радиус излучающей поверхности мишени с учетом ее геометрической формы, и рассчитывают геометрический параметр a.

Исходя из данных по конструкции генератора нейтронов, элементы которого расположены между мишенью и детектором, рассчитывают коэффициент Р, учитывающий выведение нейтронов из диапазона энергий, регистрируемых детектором за счет процессов взаимодействия на конструкционных материалах генератора нейтронов. Геометрический параметр a и коэффициент Р вычисляют по формулам, указанным в приложении 3.

Облучают детектор в течение установленного интервала времени t₀. Время облучения детектора из алюминия не должно быть более 3 ч, а детектора из меди - более 10 мин.

По окончании облучения активационный детектор извлекают с позиции облучения и выдерживают в течение интервала времени t₃, обеспечивающего снижение уровня помех от активности, образованной в побочных ядерных реакциях. Время выдержки детекторов из алюминия не должно быть менее 3 ч, а детекторов из меди - более 5 мин.

По истечении времени выдержки активационный детектор устанавливают в радиометр для регистрации бета-излучения, измеряют суммарное число импульсов от детектора и фона (N_Θ + N_ф) за установленный интервал времени t_и. Время измерения для детекторов из алюминия не должно быть более 3 ч, а детекторов из меди - более 10 мин.

3.1, 3.2. (Измененная редакция, Изм. № 1).

4. ОБРАБОТКА РЕЗУЛЬТАТОВ

4.1. Среднюю плотность потока быстрых нейтронов в месте расположения активационного детектора (f) в нейтр./ (м²×с) вычисляют по формуле

где

A - массовое число материалов детектора, а. е. м.;

т - масса активационного детектора, г;

К - коэффициент, учитывающий самопоглощение бета-излучения материалом детектора;

N₀ - число Авогадро, моль^-1;

g - содержание облучаемого нуклида в детекторе;

ν - интенсивность бета-излучения, образовавшегося нуклида;

e - градуировочный коэффициент радиометра;

t₀ - интервал времени облучения детектора, с;

t₃ - интервал времени выдержки детектора, с;

t_и - интервал времени измерения, с;

λ - постоянная радиоактивного распада нуклида, с^-1;

s - сечение активации, см²;

(N_Θ + N_ф) - суммарное число импульсов, зарегистрированных от детектора и фона за интервал времени измерения t_и;

N_ф - число импульсов фона, зарегистрированное радиометром за интервал времени t_и;

Ω - относительный телесный угол при регистрации бета-излучения детектора;

е - основание натурального логарифма.

Плотность потока нейтронов с учетом просчетов радиометра определяют в приложении 4.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

4.2. Средний поток быстрых нейтронов (F) в нейтр./с вычисляют по формуле

F = faP,

где

f - средняя плотность потока нейтронов, нейтр./ (м²×с);

a - геометрический параметр, м²;

Р - коэффициент, учитывающий выведение нейтронов из диапазона энергий, регистрируемых детектором.

4.3. Среднее квадратическое отклонение результата измерения среднего потока быстрых нейтронов (s_F) вычисляют по формуле

где

f - среднее квадратическое отклонение результата измерения потока быстрых нейтронов по i-ому параметру.

Расчетные соотношения для определения погрешности измерения средней плотности потока и среднего потока быстрых нейтронов даны в приложении 5.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

ПРИЛОЖЕНИЕ 1
Рекомендуемое

ОСНОВНЫЕ КОНСТАНТЫ ДЕТЕКТОРОВ ИЗ АЛЮМИНИЯ И МЕДИ, ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ ПРИ ИЗМЕРЕНИЯХ СРЕДНЕГО ПОТОКА И СРЕДНЕЙ ПЛОТНОСТИ ПОТОКА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ

Таблица 1

Ядерно-физические константы нуклида ²⁷Al

Таблица 2

Ядерно-физические константы продуктов ядерных реакций на нуклиде ²⁷Al

Таблица 3

Ядерно-физические константы нуклидов ⁶³Cu и ⁶⁵Cu

Таблица 4

Ядерно-физические константы продуктов ядерных реакций на нуклиде ⁶³Cu

Таблица 5

Ядерно-физические константы продуктов ядерных реакций на нуклиде ⁶⁵Cu

(Измененная редакция, Изм. № 1, 2).

ПРИЛОЖЕНИЕ 2
Рекомендуемое

ПРОВЕРКА ГРАДУИРОВОЧНОГО КОЭФФИЦИЕНТА e РАДИОМЕТРА

1. Калибровка и проверка радиометров с использованием образцовых источников бета-излучения ⁹⁰Sr + ⁹⁰Y и ²⁴Na третьего разряда.

1.1. Порядок подготовки радиометра к проведению измерений должен соответствовать эксплуатационной документации на соответствующий радиометр.

1.1. (Измененная редакция, Изм. № 1).

1.2. Определяют радиационный фон, измеряя число импульсов фона N_ф за установленный интервал измерения t.

1.3. Устанавливают источник бета-излучения на позицию измерения и определяют суммарное число импульсов от источника бета-излучения фона (N_и + N_ф) за установленный интервал измерения t.

1.4. Исходя из паспортных данных на радиометр о значениях мертвого времени t и телесного угла Ω_и, и измеренном числе импульсов фона, а также суммарном числе импульсов фона и источника за установленный интервал времени, вычисляют градуировочный коэффициент (e) радиометра по формуле

где А_и - число бета-частиц, излучаемое источником в единицу времени в телесный угол 2 p, с^-1;

t₁ - интервал времени от момента паспортизации источника бета-излучения до измерения эффективности, с;

λ_и - постоянная радиоактивного распада источника, с^-1;

Ω_и - относительный телесный угол при регистрации бета-частиц источника;

t - установленный интервал времени измерения, с;

t - мертвое время радиометра, с;

N_ф - число импульсов фона, зарегистрированных радиометром за интервал времени измерения t;

(N_и + N_ф) - суммарное число импульсов от фона и источника бета-излучения за интервал времени измерения t.

2. Калибровка радиометров с использованием источника с известной плотностью потока быстрых нейтронов и активационного детектора из алюминия.

1.4, 2. (Измененная редакция, Изм. № 1).

2.1. Устанавливают активационный детектор из алюминия на позицию облучения в зону с известной плотностью потока быстрых нейтронов и облучают детектор в течение установленного интервала времени t₀. Время облучения не должно превышать пятой части периода полураспада ²⁴Na.

2.2. По окончании облучения активационный детектор из алюминия извлекают с позиции облучения и выдерживают в течение интервала времени t₃, обеспечивающего снижение уровня помех от активности, образованной в побочных ядерных реакциях. Время выдержки не должно быть менее периода полураспада ²⁴Na.

2.3. Определяют радиационный фон, измеряя число импульсов фона N_ф за интервал времени t_и.

2.4. По истечении времени выдержки активационный детектор из алюминия устанавливают на позицию измерения наведенного бета-излучения и определяют суммарное число импульсов от детектора и фона (N_Θ + N_ф) за интервал времени t_и. Время измерения не должно быть более половины периода полураспада ²⁴Na.

2.5. Градуировочный коэффициент регистрации бета-излучения ²⁴Na для радиометра (e) вычисляют по формуле

при

 и

где А - массовое число материала детектора, а. е. м.;

μ - линейный коэффициент ослабления бета-излучения в материале детектора, см^-1, Е_b = 1390,8 кэВ;

т - масса активационного детектора, г;

а - толщина активационного детектора, м;

f - плотность потока быстрых нейтронов, нейтр./м² × с;

λ - постоянная радиоактивного распада нуклида, с^-1;

s - сечение активации, м²;

N₀ - число Авогадро, моль^-1;

g - содержание облучаемого нуклида в детекторе;

ν - интенсивность бета-излучения образовавшегося радионуклида;

Ω - относительный телесный угол при регистрации бета-излучения детектора;

К - коэффициент самопоглощения b-излучения;

t₀ - интервал времени облучения детектора, с;

t₃ - интервал времени выдержки детектора, с;

t_и - интервал времени измерения фона, а также активности детектора и фона, с;

t - мертвое время радиометра, с;

N_ф - число импульсов фона, зарегистрированных радиометром за интервал времени измерения t_и;

(N_Θ + N_ф) - суммарное число импульсов от фона и детектора за интервал времени измерения t_и.

2.6. Определение и сравнение эффективности регистрации бета-излучения ²⁴Na одним или несколькими радиометрами должны осуществляться путем последовательных измерений наведенной активности детектора из алюминия, однократно облученного в поле быстрых нейтронов с известной плотностью потока.

2.5, 2.6. (Измененная редакция, Изм. № 1).

ПРИЛОЖЕНИЕ 3
Рекомендуемое

ЗНАЧЕНИЕ ГЕОМЕТРИЧЕСКОГО ПАРАМЕТРА a ДЛЯ МИШЕНЕЙ РАЗЛИЧНЫХ ФОРМ

Коэффициент выведения Р, учитывающий выведение нейтронов из диапазона энергий, регистрируемых детектором, определяют из выражения

P = e^Σr,

где

Σ - макроскопическое сечение выведения, см^-1;

r - средняя толщина среды, см.

Примечание. H - расстояние мишень - детектор.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

ПРИЛОЖЕНИЕ 4
Рекомендуемое

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПЛОТНОСТИ ПОТОКА НЕЙТРОНОВ С УЧЕТОМ ПРОСЧЕТОВ РАДИОМЕТРА

Среднюю плотность потока быстрых нейтронов (f) в нейтр./(м²×с) вычисляют по формуле

при

где А - массовое число материала детектора, а. е. м.;

т - масса активационного детектора, г;

К - коэффициент, учитывающий самопоглощение бета-излучения материалом детектора;

N₀ - число Авогадро, моль^-1;

g - содержание облучаемого нуклида в детекторе;

ν - интенсивность бета-излучения образовавшегося радионуклида;

Ω - относительный телесный угол при регистрации наведенного бета-излучения детектора;

b - полное мертвое время при регистрации бета-излучения детектора, с;

t - мертвое время радиометра, с;

t₀ - интервал времени облучения детектора, с;

t₃ - интервал времени выдержки детектора, с;

t_и - интервал времени измерения фона, а также активности детектора и фона, с;

N_ф - число импульсов фона, зарегистрированного радиометром за интервал времени измерения t_и;

λ - постоянная радиоактивного распада нуклида, с^-1;

s - сечение активации, см²;

(N_Θ + N_ф) - суммарное число импульсов фона и детектора за интервал времени измерения t_и;

e - градуировочный коэффициент радиометра.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

ПРИЛОЖЕНИЕ 5
Рекомендуемое

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПОГРЕШНОСТИ ИЗМЕРЕНИЯ СРЕДНЕЙ ПЛОТНОСТИ ПОТОКА И СРЕДНЕГО ПОТОКА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ

Таблица 1

Расчетные соотношения определения погрешности измерения средней плотности потока быстрых нейтронов

Таблица 2

Расчетные соотношения определения погрешности измерения среднего потока быстрых нейтронов

Примечание. Для более точной оценки погрешности при измерении плотности потока следует учитывать дополнительные источники погрешности, возникающие в результате причин, обусловленных спецификой измерений, с использованием активационных детекторов.

Под действием нейтронов в активационном детекторе из меди или алюминия идут ядерные реакции типа (n, n′, a); (п, a); (n³, He); (n, р); (n, р, n); (n, t); (n, 2n); (n, n′); (n, g), приводящие к образованию побочного бета-излучения, например, от реакции на ⁶⁵Cu. Вклад побочного бета-излучения может быть рассчитан или учтен как систематическая погрешность, используя преобразование формулы, указанной в п. 4.1 настоящего стандарта.

К систематическим погрешностям могут привести: различия в эффективности регистрации бета-излучения ⁶²Cu и калибровочного радиоактивного источника ⁹⁰Sr + ⁹⁰Y, обусловленные различием в энергетических спектрах бета-частиц, принципиальная возможность регистрации гамма-излучения радиометрами, а также различная степень отражения бета-частиц от подложки.

При расчете погрешностей следует учитывать изменение эффективности регистрации бета-излучения, обусловленное изменением частоты и напряжения питания радиометров.

Методом численного интегрирования может быть проведена оценка погрешностей, обусловленная угловой анизотропией нейтронов, испускаемых мишенями по энергиям, влияющим на величину наведенного бета-излучения из-за зависимости сечений ядерных реакций ⁶³Cu (n, 2n) и ²⁷Al (n, a) ²⁴Na от энергии нейтронов. Степень влияния анизотропии нейтронов по энергиям зависит от расстояния, взаимного расположения, форм и размеров мишени и активационного детектора.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

ИНФОРМАЦИОННЫЕ ДАННЫЕ

1. УТВЕРЖДЕН И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 27.10.77 № 2516

2. ВВЕДЕН ВПЕРВЫЕ

3. СРОК ПРОВЕРКИ - 1993 г.,

периодичность проверки - 5 лет

4. ССЫЛОЧНЫЕ НОРМАТИВНО-ТЕХНИЧЕСКИЕ ДОКУМЕНТЫ

5. Ограничение срока действия снято по протоколу № 3-93 Межгосударственного Совета по стандартизации, метрологии и сертификации (ИУС 5-6-93)

6. Издание (март 2001 г.) с Изменениями № 1, 2, утвержденными в августе 1983 г., июне 1988 г. (ИУС 11-83, 9-88)

СОДЕРЖАНИЕ