Особенности дозиметрии нейтронов на АЭС

Персонал, подвергающийся облучению нейтронами на АЭС, немногочисленен, поэтому вклад нейтронов в коллективную дозу для АЭС невелик. Однако уровень облучения этого персонала нейтронами сильно зависит от условий выполнения работ и может быть значимым. Условия, при которых оперативный персонал АЭС может получать значимые дозы от облучения нейтронами, следующие:

– при посещении помещений гермообъема во время работы реактора на мощности (АЭС с ВВЭР);

– при работе с радионуклидными источниками нейтронов, например, обслуживание «борометров» – измерителей концентрации бора в теплоносителе первого контура (АЭС с ВВЭР);

– при работах на «пятаке» реактора на мощности (АЭС с РБМК).

В случае отсутствия индивидуальных дозиметров нейтронов вопрос об определении индивидуальных доз персонала решается следующим образом:

– проводится измерение мощности доз нейтронов и фотонов;

– определяются индивидуальные дозы персонала

• по времени пребывания в поле нейтронов;
• по показаниям индивидуального дозиметра фотонного излучения и измеренному соотношению мощностей доз фотонов и нейтронов.

Результаты по данной методике имеют большую неопределенность. Это связано с тем, что

– соотношение мощностей доз нейтронов и фотонов может сильно меняться (так в помещениях гермообъема ВВЭР доля нейтронов в суммарной мощности дозы, обусловленной нейтронами и фотонами, составляет от 0.1 до 90% в зависимости от точки измерения);

– иногда в отдельных местах возможны возникновения сильного градиента мощности дозы, а также так называемых «прострелов» при проникновении нейтронов через неоднородности в защите.

Для уменьшения степени неопределенности оценки индивидуальной дозы персонала от нейтронов используют индивидуальные дозиметры нейтронов.

Рассмотрим особенности условий при проведении измерений характеристик нейтронного излучения (в том числе и при проведении ИДК) на АЭС с РБМК и ВВЭР.

Вид работ, связанных с облучением персонала АЭС с РБМК нейтронным излучением, – регламентные работы с участием оперативного персонала в центральном реакторном зале непосредственно над биологической защитой реактора (на «пятаке») при работе реактора на мощности. Основная геометрия облучения персонала на «пятаке» – нейтроны проникают снизу вверх. При этом существует резкий градиент по мощности дозы нейтронов по высоте. В этих условиях стандартное положение дозиметра на уровне груди приводит к занижению индивидуального эквивалента дозы. Более предпочтительным является расположение дозиметра на уровне пояса. Спектры нейтронов над разными типами ячеек практически одинаковы. Это позволяет для всех работ в реакторном зале при определении индивидуального эквивалента дозы нейтронов использовать единый поправочный коэффициент, учитывающий спектр нейтронов.

Основной вид работ, связанных с облучением персонала АЭС с ВВЭР нейтронным излучением, – регламентные работы в помещениях гермообъема при работе реактора на мощности. Радиационные поля в разных помещениях гермообъема характеризуются сильным изменением мощности дозы и возможно наличие «прострелов». Облучение может быть как изотропным, так и имеющим преимущественное направление «грудь – спина», поэтому рекомендуемое расположение индивидуального дозиметра – на груди. Хотя спектры нейтронов для разных помещений отличаются, но в пределах допустимых неопределенностей для измерения индивидуального эквивалента дозы нейтронов допускается использование единого поправочного коэффициента для всех работ внутри гермообъема.

10.6.2.Методы дозиметрии на основе эффекта
замедления нейтронов

Согласно НРБ-99 основной нормируемой величиной при контроле радиационной безопасности облучения нейтронами является эффективная доза.

В табл. 8.8 Норм приведены значения эффективной дозы на единичный флюенс нейтронов с энергиями от тепловой до 20 МэВ. Расчеты проведены для двух крайних условий облучения: облучение в изотропном поле излучения (ИЗО) и облучение параллельным пучком в переднезадней геометрии (ПЗ). Такие нормированные значения эффективной дозы называются дозовыми коэффициентами и имеют размерность [Зв·см²]. Чтобы определить значение эффективной дозы, необходимо измерить флюенс и энергетическое распределение нейтронов в месте расположения облучаемого объекта, а затем, используя дозовые коэффициенты, вычислить это значение. Спектрометров, охватывающих диапазон энергий нейтронов от тепловых до нескольких десятков МэВ, не существует, поэтому в процессе измерений определяют не эффективную дозу, а ее эквивалент, который, с одной стороны, ни при каких значениях энергии не меньше значения эффективной дозы, а с другой стороны, энергетическая зависимость эквивалента дозы близка к энергетической зависимости самой эффективной дозы. Согласно рекомендациям МКРЗ, в качестве такого эквивалента следует использовать амбиентный эквивалент дозы H^*(d), подробно описанный ранее в главе 5.

Все используемые в настоящее время дозиметры-радиометры нейтронов для оперативных измерений основаны на одном и том же физическом принципе – регистрации плотности потока тепловых нейтронов в центре полиэтиленового замедлителя. Тепловые нейтроны в центре замедлителя образуются в результате замедления нейтронов всех энергий. Размер замедлителя подбирается таким образом, чтобы плотность потока тепловых нейтронов, образованных от нейтронов любой энергии, была пропорциональна мощности амбиентного эквивалента дозы нейтронов этой же энергии. Для того, чтобы улучшить эту пропорциональность, замедлитель делают комбинированным: замедлитель представляет собой две сферы, вложенные друг в друга (рис. 10.11). Большая сфера имеет диаметр 24 см, маленькая – 15 см, кроме того, сфера диаметром 15 см покрыта тонким слоем кадмия. Для такого дозиметра нейтронов с комбинированным замедлителем зависимость чувствительности от энергии нейтронов достаточно хорошо повторяет энергетическую зависимость амбиентного эквивалента дозы в диапазоне от 10 кэВ до 5 МэВ, т.е. охватывает практически весь спектр нейтронов, возникающих при делении ядер.

Рис. 10.11. Устройство прибора для измерения мощности
эквивалента дозы нейтронов

Тепловые нейтроны регистрируются небольшим детектором, который вставляется внутрь меньшей сферы. Этот же детектор может быть использован для измерения плотности потока только тепловых нейтронов, если извлечь его из замедляющей сферы.

В отдельных случаях все-таки может возникнуть потребность в проведении измерений спектра нейтронов, например, когда требуется уточнить параметры биологической защиты. Для этого используются дозиметры-спектрометры нейтронов с набором замедлителей в виде сфер различного диаметра. Такой спектрометр называется мультисферным спектрометром.

Измерения спектров нейтронов позволяют более точно провести оценку мощности амбиентного эквивалента дозы, чем в случае, если эти измерения были выполнены с помощью дозиметра-радиометра. Это связано с тем, что при наличии в спектре большого количества нейтронов с энергией ниже 0.1 МэВ результат измерения с дозиметром-радиометром будет иметь значительную погрешность (50 и более %).

10.6.3.Индивидуальные альбедные дозиметры
нейтронов

Когда человек находится в поле нейтронов, его тело за счет замедления и рассеяния в нем падающих нейтронов становится как бы источником тепловых нейтронов. Нейтроны, испускаемые телом человека, и регистрирует альбедный дозиметр.

Величина альбедо представляет собой отношение флюенса частиц обратнорассеянного излучения к флюенсу падающих частиц.

Принцип метода заключается в том, что оценка индивидуального эквивалента дозы нейтронов H_p(10) производится по показаниям расположенного на теле человека дозиметра, реагирующего на обратнорассеянное излучение.

На практике для этих целей широкое распространение получили термолюминесцентные дозиметры, избирательно чувствительные к тепловым нейтронам. Как правило, одновременно используются два дозиметра, один из которых изготовлен из вещества с повышенным содержанием ⁶Li, имеющего большое сечение взаимодействия с тепловыми нейтронами, а второй – с повышенным содержанием ⁷Li. Оба этих дозиметра одинаково чувствительны к фотонному и b-излучению, поэтому по разности показаний этих дозиметров можно определить индивидуальный эквивалент дозы нейтронов.

Для того, чтобы дозиметры регистрировали только тепловые нейтроны, испускаемые из тела, с лицевой стороны они экранированы кадмием или борсодержащим материалом. Для повышения чувствительности к быстрым нейтронам в дозиметрах используется полиэтиленовый замедлитель.

Энергетическая зависимость чувствительности к нейтронам альбедного термолюминесцентного дозиметра приведена на рис. 10.12. Там же приведена нормативная энергетическая зависимость индивидуального эквивалента дозы нейтронов. Обе зависимости нормированы на единичный флюенс нейтронов.

Из рис. 10.12 видно, что для быстрых нейтронов (с энергией свыше 100 кэВ) величина индивидуального эквивалента дозы, нормированного на единичный флюенс нейтронов, больше, чем для медленных нейтронов. В свою очередь, альбедный дозиметр более чувствителен к медленным нейтронам.

Этот факт необходимо учитывать, если спектр нейтронов, где проводилась градуировка дозиметра, отличается от спектра нейтронов, где выполняются работы персоналом.

Для учета различия спектра нейтронов при определении индивидуальной дозы нейтронов с помощью альбедного дозиметра вводится поправочный коэффициент, который рассчитывается с использованием результатов измерений спектров нейтронов в местах работы персонала.

Кроме различия в спектрах нейтронов необходимо учитывать и угловое распределение нейтронов.

Рис. 10.12. Энергетическая зависимость чувствительности к
нейтронам альбедного дозиметра (пунктир) и нормативная
энергетическая зависимость индивидуального эквивалента дозы нейтронов (сплошная линия)

10.7.Радиометрические и спектрометрические
измерения

По области измеряемых величин всю измерительную аппаратуру ядерного приборостроения можно условно разделить на два класса. К первому можно отнести приборы для измерения физических величин, характеризующих ионизирующие излучения,– измерители параметров полей излучения, параметров источников излучений и т.п. Ко второму классу относятся приборы, в которых ионизирующие излучения используются для определения физических, химических и других свойств веществ, например, измерение загрязнений нерадиоактивными радионуклидами внешней среды с помощью нейтронного активационного анализа, рентгенофлюоресцентного анализа и т.п.

Получение сведений об ионизирующих излучениях сводится к решению четырех видов измерительных задач:

– измерение параметров и характеристик ионизирующих частиц и фотонов;

– измерение характеристик потока или поля ионизирующих излучений;

– измерение величин, характеризующих взаимодействие излучения с веществом и передачу ему энергии;

– измерение параметров и характеристик источников ионизирующих излучений.

Все эти измерительные задачи входят в состав радиационного контроля на АЭС.

Дозиметрические приборы – дозиметры – измеряют величины, характеризующие перенос и передачу энергии веществу. Радиометрические приборы – радиометры – измеряют величины, характеризующие источники излучений и количество испускаемых ими в пространство частиц и квантов. Спектрометрические приборы – спектрометры – измеряют распределения частиц и фотонов по энергиям, зарядам, массам и т.п. Возможны приборы, предназначенные для измерения нескольких характеристик поля ионизирующего излучения.