ГОСТ 22751-77

ГЕНЕРАТОРЫ НЕЙТРОНОВ

МЕТОД ИЗМЕРЕНИЯ ПОТОКА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ

ИПК ИЗДАТЕЛЬСТВО СТАНДАРТОВ

Москва

МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ

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

с 01.01.79

Настоящий стандарт распространяется на генераторынейтронов и ускорительные трубки генераторов нейтронов,реализующие ядерную реакцию Т (d, n)⁴He, и устанавливают методы измеренияпотока быстрых нейтронов изделий по ГОСТ 21171 для оценкитехнического уровня и качества.

Метод определения среднего потока быстрых нейтронов основанна измерении средней плотности потока нейтронов в месте размещенияактивационного детектора нейтронов и расчете потока нейтронов, исходя из известнойэффективной площади излучающей поверхности мишени и телесного угла в системемишень - детектор.

Термины, используемые в настоящем стандарте, - по РМГ29, ГОСТ21171 и ГОСТ 15484.

(Измененнаяредакция, Изм. № 2).

1. АППАРАТУРА И МАТЕРИАЛЫ

Активационные детекторы должны изготовляться в виде плоскихдисков из алюминия марки А999 по ГОСТ 11069 и меди марки М00 по ГОСТ 859. Применяемые материалы должнысоответствовать требованиям ГОСТ8.315. Диаметр активационного детектора не должен быть более 30 мм итолщиной более 1 мм.

Радиометрические приборы (радиометры) типов РИБ, РПБ, РКБпо ГОСТ27451, аттестованные в установленном порядке и применяемые для измерениянаведенной активности детекторов по бета-излучению ⁶²Cu и ²⁴Na.

(Измененнаяредакция, Изм. № 1, 2).

2. ПОДГОТОВКА К ИЗМЕРЕНИЮ

2.1. По истечении времени установления рабочего режимарадиометров определяют нормированные метрологические характеристики.

(Измененнаяредакция, Изм. № 1).

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

Для оперативного периодического контроля потока в процессеразработки, эксплуатации генераторов нейтронов и ускорительных трубокгенераторов нейтронов применяют детекторы из меди. Детекторы устанавливают вфиксированных положениях относительно мишени ускорительной трубки генераторанейтронов, облучают потоком быстрых нейтронов, далее измеряют значениенаведенной активности по бета-излучению радионуклида, образующегося врезультате ядерной реакции ²⁷Al (n, a), ²⁴Na, ⁶³Cu (n, 2n), ⁶²Cu, и путем перерасчета определяют среднююплотность потока быстрых нейтронов.

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

2.3. Измерение активности по бета-излучению детекторавыполняют на приборе - компараторе путем сравнения с активностью источника илина аттестованном отсчетном устройстве с известным коэффициентом связи скоростисчета импульсов при регистрации бета-излучения с активностью детектора.

3. ПРОВЕДЕНИЕ ИЗМЕРЕНИЙ

3.1. Определяют значение массы т и габаритныеразмеры активационного детектора (диаметр d итолщину а).

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

Проводят проверку градуировочного коэффициента εрадиометра путем регистрации бета-излучения источника и сравнения его спаспортными данными на радиометр (см. приложение 2). Если разность измеренного и паспортизованногозначений градуировочного коэффициента лежит в доверительных границахпаспортного значения ε, определяемых средним квадратическим отклонением результатаизмерения, то процедуру измерения следует продолжить. Если разность измеренногои паспортизованного значений градуировочного коэффициента не лежит вдоверительных границах паспортного значения ε, радиометр подлежитпереаттестации в установленном порядке. Коэффициент К и градуировочныйкоэффициент ε вычисляют по формулам, указанным в приложении 2.

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

Устанавливают один или несколько активационных детектороввблизи мишени генератора нейтронов на позицию облучения под углом 0°относительно направления пучка ионов, причем детекторы из меди устанавливают вкадмиевых фильтрах. Измеряют расстояние от излучающей поверхности мишени доактивационного детектора и определяют его положение в пространстве относительномишени. Измеряют параметры, характеризующие эффективный радиус излучающейповерхности мишени с учетом ее геометрической формы, и рассчитывают геометрическийпараметр a.

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

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

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

По истечении времени выдержки активационный детекторустанавливают в радиометр для регистрации бета-излучения, измеряют суммарноечисло 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, адетекторов из меди - более 10 мин.

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

4. ОБРАБОТКА РЕЗУЛЬТАТОВ

4.1. Среднюю плотность потока быстрых нейтроновв 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 самопоглощениебета-излучения материалом детектора;

N₀- число Авогадро, моль^-1;

g - содержаниеоблучаемого 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 - сечениеактивации, см²;

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

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

Ω - относительный телесный угол при регистрациибета-излучения детектора;

е - основание натурального логарифма.

Плотность потока нейтронов с учетом просчетов радиометраопределяют в приложении 4.

(Измененнаяредакция, Изм. № 1).

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

F = faP,

где

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

a -геометрический параметр, м²;

Р - коэффициент, учитывающий выведение нейтроновиз диапазона энергий, регистрируемых детектором.

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

где

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

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

(Измененнаяредакция, Изм. № 1).

ПРИЛОЖЕНИЕ 1
Рекомендуемое

ОСНОВНЫЕ КОНСТАНТЫ ДЕТЕКТОРОВ ИЗАЛЮМИНИЯ И МЕДИ, ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ ПРИ ИЗМЕРЕНИЯХ СРЕДНЕГО ПОТОКА И СРЕДНЕЙПЛОТНОСТИ 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 использованиемобразцовых источников бета-излучения ⁹⁰Sr + ⁹⁰Y и ²⁴Na третьегоразряда.

1.1. Порядок подготовки радиометра к проведению измеренийдолжен соответствовать эксплуатационной документации на соответствующийрадиометр.

1.1. (Измененная редакция, Изм. № 1).

1.2. Определяют радиационный фон, измеряя число импульсов фонаN_фза установленный интервал измерения t.

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

1.4. Исходя из паспортных данных на радиометр о значенияхмертвого времени t и телесного угла Ω_и, иизмеренном числе импульсов фона, а также суммарном числе импульсов фона иисточника за установленный интервал времени, вычисляют градуировочныйкоэффициент (e) радиометра по формуле

гдеА_и - число бета-частиц, излучаемое источником в единицувремени в телесный угол 2 p, с^-1;

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

λ_и - постоянная радиоактивного распадаисточника, с^-1;

Ω_и - относительный телесный угол прирегистрации бета-частиц источника;

t- установленный интервал времени измерения, с;

t- мертвое время радиометра, с;

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

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

2. Калибровка радиометров с использованием источника сизвестной плотностью потока быстрых нейтронов и активационного детектора изалюминия.

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

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

2.2. По окончании облучения активационный детектор изалюминия извлекают с позиции облучения и выдерживают в течение интервалавремени t₃,обеспечивающего снижение уровня помех от активности, образованной в побочныхядерных реакциях. Время выдержки не должно быть менее периода полураспада ²⁴Na.

2.3. Определяют радиационный фон, измеряя число импульсовфона N_фза интервал времени t_и.

2.4. По истечении времени выдержки активационный детекториз алюминия устанавливают на позицию измерения наведенного бета-излучения иопределяют 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 длярадиометра (e) вычисляют по формуле

при

 и

гдеА - массовое число материала детектора, а. е. м.;

μ - линейный коэффициент ослабления бета-излучения вматериале 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 - сечениеактивации, м²;

N₀ - число Авогадро, моль^-1;

g - содержаниеоблучаемого 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 активностидетектора и фона, с;

t- мертвое время радиометра, с;

N_ф- число импульсов фона, зарегистрированных радиометром за интервал времениизмерения 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 регистрациибета-излучения ²⁴Naодним или несколькими радиометрами должны осуществляться путем последовательныхизмерений наведенной активности детектора из алюминия, однократно облученного вполе 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 выведенияР, 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 - расстояниемишень - детектор.

(Измененная редакция, Изм. № 1).

ПРИЛОЖЕНИЕ 4
Рекомендуемое

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПЛОТНОСТИ ПОТОКА НЕЙТРОНОВ С УЧЕТОМ ПРОСЧЕТОВРАДИОМЕТРА

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

при

гдеА - массовое число материала детектора, а. е. м.;

т - масса активационного детектора, г;

К - коэффициент, учитывающий самопоглощениебета-излучения материалом детектора;

N₀- число Авогадро, моль^-1;

g- содержание облучаемого нуклида в детекторе;

ν - интенсивность бета-излученияобразовавшегося радионуклида;

Ω- относительный телесный угол при регистрации наведенного бета-излучениядетектора;

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 времениизмерения 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.

(Измененнаяредакция, Изм. № 1).

ПРИЛОЖЕНИЕ 5
Рекомендуемое

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПОГРЕШНОСТИ ИЗМЕРЕНИЯСРЕДНЕЙ ПЛОТНОСТИ ПОТОКА И СРЕДНЕГО ПОТОКА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ

Таблица 1

Расчетные соотношения определенияпогрешности измерения средней плотности потока быстрых нейтронов

Таблица 2

Расчетные соотношения определенияпогрешности измерения среднего потока быстрых нейтронов

Примечание.Для более точной оценки погрешности при измерении плотности потока следуетучитывать дополнительные источники погрешности, возникающие в результатепричин, обусловленных спецификой измерений, с использованием активационныхдетекторов.

Под действием нейтронов вактивационном 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 можетбыть рассчитан или учтен как систематическая погрешность, используяпреобразование формулы, указанной в п. 4.1настоящего стандарта.

К систематическим погрешностяммогут привести: различия в эффективности регистрации бета-излучения ⁶²Cuи калибровочного радиоактивного источника ⁹⁰Sr + ⁹⁰Y, обусловленные различием вэнергетических спектрах бета-частиц, принципиальная возможность регистрациигамма-излучения радиометрами, а также различная степень отражения бета-частицот подложки.

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

Методом численного интегрирования может быть проведенаоценка погрешностей, обусловленная угловой анизотропией нейтронов, испускаемыхмишенями по энергиям, влияющим на величину наведенного бета-излучения из-зазависимости сечений ядерных реакций ⁶³Cu (n, 2n) и ²⁷Al (n, a) ²⁴Na от энергии нейтронов. Степень влиянияанизотропии нейтронов по энергиям зависит от расстояния, взаимногорасположения, форм и размеров мишени и активационного детектора.

(Измененнаяредакция, Изм. № 1).

ИНФОРМАЦИОННЫЕ ДАННЫЕ

1. УТВЕРЖДЕН ИВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Постановлением Государственного комитета СССР по стандартамот 27.10.77 № 2516

2. ВВЕДЕН ВПЕРВЫЕ

3. СРОК ПРОВЕРКИ -1993 г.,

периодичность проверки - 5 лет

4. ССЫЛОЧНЫЕ НОРМАТИВНО-ТЕХНИЧЕСКИЕДОКУМЕНТЫ

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

6. Издание (март2001 г.) с Изменениями № 1, 2, утвержденными в августе 1983 г., июне 1988 г.(ИУС 11-83, 9-88)

СОДЕРЖАНИЕ