ГОСТ 22751-77 Генераторы нейтронов. Метод измерения потока быстрых нейтронов
ГОСТ 22751-77
МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ
ГЕНЕРАТОРЫ НЕЙТРОНОВ
МЕТОД ИЗМЕРЕНИЯ ПОТОКА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ
ИПК ИЗДАТЕЛЬСТВО СТАНДАРТОВ
Москва
МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ
ГЕНЕРАТОРЫ НЕЙТРОНОВ Метод измерения потока быстрых нейтронов Neutron generators. |
ГОСТ |
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 )4 He , 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 62 Cu и 24 Na .
(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 ), 24 Na , 63 Cu ( n , 2 n ), 62 Cu , 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 62 Cu , 24 Na , 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 t 0 . 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 t 3 , 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;
N 0 - число Авогадро, моль-1;
g - содержание облучаемого нуклида в детекторе;
ν - интенсивность бета-излучения, образовавшегося нуклида;
e - градуировочный коэффициент радиометра;
t 0 - интервал времени облучения детектора, с;
t 3 - 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 tи;
N ф - число импульсов фона, зарегистрированное радиометром за интервал времени tи;
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 = f a P ,
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
Наименование константы |
Обозначение константы |
Значение константы |
Примечание |
Содержание детектирующего нуклида, % |
g |
99,999 |
По сведениям из паспорта на материал детектора |
Число Авогадро, моль-1 |
N 0 |
6,022045 (31) × 1023 |
Рекомендовано СОДАТА |
Массовое число, а. е. м. |
А |
26,9815403 (7) |
По сведениям ЦАЯД ГКАЭ СССР, январь 1988 г. |
Таблица 2
Ядерно-физические константы продуктов ядерных реакций на нуклиде 27Al
Наименование константы |
Обозначение константы |
Основная реакция |
Побочные реакции |
Примечание |
||
Тип реакции |
- |
(n, a ) |
(n, p) |
(n, g ) |
(n, 2n) |
- |
Сечение реакции, см2 |
s |
0,1247 × 10-24 |
0,0777 × 10-24 |
0,500 × 10-24 |
0,020 × 10-24 |
Е = 14 МэВ |
Продукт реакции |
- |
24 Na |
27 Mg |
28 Al |
26 Al |
- |
Период полураспада |
T ½ |
15,020 (7) ч |
9,462 (11) мин |
2,240 (1) мин |
7,2 (3) × 105 г |
По сведениям ЦАЯД ГКАЭ СССР, январь 1988 г. |
Линейный коэффициент ослабления b -излучения, см-1 |
μ |
21,30 |
15,4 |
9,7 |
26,7 |
- |
Максимальная энергия в спектре, кэВ; интенсивность (частиц или квантов), 100 распадов |
Е b |
4144,6 (8); 0,003 |
1766,8 (10) |
2862,9 (3) |
2195,37 (16) |
По сведениям ЦАЯД ГКАЭ СССР, январь 1988 г. |
1390,4 (6); |
71,0 (4) |
99,99 (1) |
95,63 (20) |
|||
99,944 (4); |
1596,1 (10) |
1065,69 (19) |
||||
1274,8 (6); 0,0005 |
29,0 (4) |
|||||
277,1 (6) |
||||||
0,053 (4) |
||||||
E g |
997,7 (4); 0,0010 (1) |
170,686 (15) |
1778,85 (3) |
1129,65 (13) |
||
1368,55 (4); 100 |
0,8 (1) |
2,4 (2) |
||||
2754,05 (8) |
843,76 (3) |
1808,61 (6) |
||||
99,944 (4) |
71,8 (4) |
99,73 (8) |
||||
2869,6 (2) |
1014,44 (4) |
2938,18 (11) |
||||
0,0010 (№ 1) |
28,0 (4) |
0,27 (3) |
||||
3867,2 (4); 0,052 (4) |
Таблица 3
Ядерно-физические константы нуклидов 63 Cu и 65 Cu
Наименование константы |
Обозначение константы |
Значение константы |
Примечание |
|
63 Cu |
65 Cu |
|||
Содержание детектирующего нуклида, % |
g |
69,090 |
30,910 |
По сведениям паспорта на материал детектора |
Число Авогадро, моль- 1 |
N 0 |
6,022045 (31) × 1023 |
Рекомендовано СОДАТА |
|
Массовое число, а. е. м. |
А |
62,929565 (13) |
64,9277898 (18) |
По сведениям ЦАЯД ГКАЭ СССР, январь 1988 г. |
Таблица 4
Ядерно-физические константы продуктов ядерных реакций на нуклиде 63 Cu
Наименование константы |
Обозначение константы |
Основная реакция |
Побочные реакции |
Примечание |
|||
Тип реакции |
- |
(n, 2n) |
(n, a ) |
(n, n′, a ) |
(n, p) |
( n , ν ) |
- |
Сечение реакции, см2 |
s |
0,450 × 10-24 |
0,002738 × 10-24 |
- |
- |
- |
- |
Продукт реакции |
- |
62 Cu |
60 Co |
61 Co |
63 Ni |
64 Cu |
- |
Период полураспада |
T ½ |
9,74 (2) мин |
5,2704 (13) г |
1,65 ч |
101,1 (20) г |
12,701 (2) ч |
По сведениям ЦАЯД ГКАЭ СССР, январь 1988 г. |
Линейный коэффициент ослабления b -излучения, см-1 |
μ |
48,950 (50) |
- |
- |
- |
- |
- |
Максимальная энергия в спектре, кэВ; интенсивность (частиц или квантов), 100 распадов |
Е b |
292,7 (5); |
1491,11 (11) |
12552 (9) |
65,87 (15); |
6529 (25) |
По сведениям ЦАЯД ГКАЭ СССР, январь 1988 г. |
97,20 (2) |
0,057 (20) |
9566 (4) |
100 |
17,90 (18) |
|||
1754 (5); |
317,86 (12) |
413,4 (10) |
578,0 (14) |
||||
0,135 (9) |
99,925 (20) |
4,4 (4) |
37,1 (4) |
||||
878 (5); |
664,86 (14) |
||||||
0,077 (5) |
0,0022 |
||||||
625 (5); |
|||||||
0,018 (1) |
|||||||
E g |
479,6; 0,00044 |
346,93 (7) |
67,415 (10) |
|
1345,77 (6) |
||
855,6; 0,00037 |
0,0076 (5) |
85 |
0,48 (4) |
||||
875,71 (7); |
826,28 (9) |
841,7 (5) |
|||||
0,147 (7) |
0,0076 (8) |
0,8 (6) |
|||||
1067,0 (10) |
|||||||
Максимальная энергия в спектре, кэВ; интенсивность (частиц или квантов), 100 распадов |
E g |
0,0006 (3) |
1173,237 (4) |
90962 (5) |
|
- |
По сведениям ЦАЯД ГКАЭ СССР, январь 1988 г. |
1128,98 (10) |
99,90 (2) |
3,6 (12) |
|||||
0,0318 (17) |
2158,77 (9) |
||||||
1173,02 (10); |
0,0011 (18) |
||||||
0,335 |
2505 |
||||||
1717,6 (4) |
0,000002 (4) |
||||||
0,0026 (4) |
|||||||
1985,0 (10) |
|||||||
0,0010 (3) |
|||||||
2084,6 (4) |
|||||||
0,0050 (10) |
|||||||
2097,6 (3) |
|||||||
0,0029 (4) |
|||||||
2301,96 (8) |
|||||||
0,0406 (20) |
|||||||
3158,2 (10) |
|||||||
0,00061 (13) |
|||||||
3257,3 (10) |
|||||||
0,00013 (6) |
|||||||
3271,4 (4) |
|||||||
0,00070 (10) |
|||||||
3369,9 (3) |
|||||||
0,0078 (5) |
|||||||
3861,7 (11) |
|||||||
0,00027 (7) |
Таблица 5
Ядерно-физические константы продуктов ядерных реакций на нуклиде 65 Cu
Наименование константы |
Обозначение константы |
Основная реакция |
Побочные реакции |
Примечание |
||
Тип реакции |
- |
(n, 2n) |
(n, a ) |
(n, p) |
(n, g ) |
- |
Сечение реакции, см2 |
s |
0, 9032 × 10-24 |
0,020 × 10-24 |
0,022 × 10-24 |
1,800 × 10-24 |
- |
Продукт реакции |
- |
64 Cu |
62 Co |
65 Ni |
66 Cu |
- |
Период полураспада |
T ½ |
12,701 (2) ч |
1,50 (4) мин |
2,520 (2) ч |
5,10 (2) мин |
По сведениям ЦАЯД ГКАЭ СССР, январь 1988 г. |
Максимальная энергия в спектре, кэВ; интенсивность (частиц или квантов), 100 распадов |
Е b |
652,9 (1) |
5322 (19), 0,5 |
2136,2 (11) |
2642,2 (17) |
По сведениям ЦАЯД ГКАЭ СССР, январь 1988 г. |
17,90 (18) |
4149 (19), 68,2 (16) |
6,568 (7) |
92,6 (18) |
|||
578,0 (14) |
3020 (20), 25,8 (14) |
1020,6 (11) |
1603,0 (17) |
|||
37,1 (4) |
2263 (19), 0,4 (3) |
6,08 (3) |
7,2 (18) |
|||
2164 (19), 2,4 (7) |
654,4 (11) |
770,0 (2) |
||||
2066 (19), 0,30 (20) |
4,912 (10) |
0,17 (6) |
||||
2052 (19), 1,20 (20) |
512,8 (11) |
270,0 (2) |
||||
1952 (19), 0,30 (20) |
6,062 (22) |
0,0027 (8) |
||||
1803 (19), 1,4 (3) |
412,2 (11) |
|||||
1259 (19), 0,30 (10) |
5,918 (17) |
|||||
Максимальная энергия в спектре, кэВ; интенсивность (частиц или квантов), 100 распадов |
E g |
1345,77 (6) |
1128,9 (2); 11,1 (13) |
366,27 (3) |
833,0 (10) |
По сведениям ЦАЯД ГКАЭ СССР, январь 1988 г. |
0,48 (8) |
1172,9 (2); 83,8 |
4,6 (2) |
0,170 (4) |
|||
1886 (12); 0,4 (3) |
507,9 (1) |
1039,2 (2) |
||||
1985,1 (5); 1,6 (6) |
0,28 (2) |
7,4 |
||||
2083 (1); 0,3 (2) |
609,5 (1) |
1332,5 (15) |
||||
2097 (1); 0,9 (2) |
770,6 (2) |
0,002 (4) |
||||
2301,8, 14,7 (5) |
0,14 (1) |
|||||
2345,9 (8); 1,3 (3) |
852,7 (2) |
|||||
3158 (1); 0,8 (2) |
0,08 (1) |
|||||
3271 (2); 0,3 |
954,5 (3) |
|||||
3369,5 (15); 0,3 (2) |
0,07 (1) |
|||||
3519 (3); 0,08 (4) |
1115,53 (4) |
|||||
4063,1 (10), 0,3 (1) 3 |
0,009 (1) |
|||||
1481,84 (5) |
||||||
1623,42 (6) |
||||||
14,8 (5) |
||||||
1724,92 (6) |
||||||
23,5 |
||||||
0,47 (2) |
||||||
0,39 (2) |
(Измененная редакция, Изм. № 1, 2).
ПРИЛОЖЕНИЕ 2
Рекомендуемое
ПРОВЕРКА ГРАДУИРОВОЧНОГО КОЭФФИЦИЕНТА e РАДИОМЕТРА
1. Калибровка и проверка радиометров с использованием образцовых источников бета-излучения 90 Sr + 90 Y и 24 Na 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 Ωи, 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 Аи - число бета-частиц, излучаемое источником в единицу времени в телесный угол 2 p , с-1;
t 1 - интервал времени от момента паспортизации источника бета-излучения до измерения эффективности, с;
λи - постоянная радиоактивного распада источника, с-1;
Ωи - 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 t 0 . Время облучения не должно превышать пятой части периода полураспада 24 Na .
2.2. По окончании облучения активационный детектор из алюминия извлекают с позиции облучения и выдерживают в течение интервала времени t 3 , обеспечивающего снижение уровня помех от активности, образованной в побочных ядерных реакциях. Время выдержки не должно быть менее периода полураспада 24 Na .
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 24 Na .
2.5. Градуировочный коэффициент регистрации бета-излучения 24 Na 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;
N 0 - 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;
t 0 - интервал времени облучения детектора, с;
t 3 - 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 tи;
( N Θ + N ф ) - суммарное число импульсов от фона и детектора за интервал времени измерения tи.
2.6. Определение и сравнение эффективности регистрации бета-излучения 24 Na 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
Форма мишени |
Площадь излучающей поверхности и обозначение |
Параметр a |
Условие |
Плоский диск |
p r 2 r - радиус излучающей поверхности |
|
- |
Сферический сегмент |
2 p Rh R - радиус сферы; h - высота излучающей поверхности |
|
|
|
|
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.
Примечани е. 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;
N 0 - 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;
t 0 - интервал времени облучения детектора, с;
t 3 - 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
Определение параметра |
Неточности определения параметров |
Обозначение погрешности |
Расчетная формула определения погрешности |
Число Авогадро N 0 , моль-1 |
D N 0 |
|
|
Массовое число материала детектора А, а. е. м. |
D А |
s А |
|
Содержание нуклида детектора в элементе g |
D g |
s g |
|
Интенсивность частиц или квантов регистрируемого излучения ν |
D ν |
s ν |
|
Сечение активации s , см2 |
D s |
s s |
|
Линейный коэффициент ослабления μ, см-1 |
D μ |
s μ |
|
Постоянная радиоактивного распада калибровочного радиоактивного источника λи, с-1 |
D λи |
|
- λи t 1 |
Постоянная радиоактивного распада наведенной в детекторе активности λ , с-1 |
D λ |
s λ |
- |
Интервал времени от паспортизации калиброванного радиоактивного источника до начала измерения эффективности регистрации t , с |
D t 1 |
|
- D t 1 λи |
Толщина активационного детектора а, см |
D а |
s а |
|
Масса активационного детектора, m , г |
D m |
s m |
|
Относительный телесный угол при измерении активности калибровочного радиоактивного источника Ω и |
D Ω и |
|
|
Относительный телесный угол при измерении активности детектора Ω |
D Ω |
s Ω |
|
Число частиц или квантов, испускаемых калибровочным радиоактивным источником в единицу времени Аи , 1/с |
D А и |
|
|
Интервал времени регистрации активности радиоактивного источника и фона t , с |
D t |
s t |
|
Интервал времени облучения активационного детектора t 0 , с |
D t 0 |
|
|
Интервал времени выдержки облученного активационного детектора t 3 , с |
D t 3 |
|
λ D t 3 |
Время измерения активности облучаемого детектора t и , с |
D t и |
|
- -
|
Число зарегистрированных импульсов от радиоактивного источника и фона за интервал времени t , ( N и + N ф ) |
D ( N и + N ф ) |
|
|
Число зарегистрированных импульсов от детектора и фона за интервал времени t , ( N Θ + N ф ) |
D ( N Θ + N ф ) |
|
|
Число зарегистрированных импульсов от фона за интервал времени t , N ф |
D N ф |
|
+ + +
|
Мертвое время регистрирующих радиометров t , с-1 |
D t |
s t |
|
Таблица 2
Расчетные соотношения определения погрешности измерения среднего потока быстрых нейтронов
Форма мишени |
Неточность определения параметра |
Обозначение погрешности |
Расчетная формула определения погрешности |
Условие |
Плоский диск |
Расстояния мишень - детектор D H |
s H |
|
|
Радиуса излучающей поверхности D r |
s r |
|
|
|
Плоский диск |
Плотности потока D f , расстояния D H и радиус D r |
s f |
|
|
Сферический сегмент |
Расстояния мишень - детектор D H |
s H |
|
|
|
|
|||
Радиус сферы |
s R |
|
|
|
|
|
|||
Высота излучающего слоя |
s h |
|
|
|
|
|
Примечани е. 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 ); ( n 3 , He ); ( n , р); ( n , р, n ); ( n , t ); ( n , 2 n ); ( 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 90 Sr + 90 Y , 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 63 Cu ( n , 2 n ) и 27Al ( n , a ) 24 Na 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
Обозначение НТД, на который дана ссылка |
Номер пункта |
ГОСТ 8.315-97 |
Разд. 1 |
ГОСТ 859-78 |
Разд. 1 |
ГОСТ 11069-74 |
Разд. 1 |
ГОСТ 15484-81 |
Вводная часть |
ГОСТ 21171-80 |
Вводная часть |
ГОСТ 27451-87 |
Разд. 1 |
РМГ 29-99 |
Вводная часть |
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
1. Аппаратура и материалы .. 1 2. Подготовка к измерению .. 1 3. Проведение измерений . 2 4. Обработка результатов . 3 Приложение 1 Основные константы детекторов из алюминия и меди, используемые при измерениях среднего потока и средней плотности потока быстрых нейтронов . 4 Приложение 2 Проверка градуировочного коэффициента e радиометра . 7 Приложение 3 Значение геометрического параметра a для мишеней различных форм .. 8 Приложение 4 Определение плотности потока нейтронов с учетом просчетов радиометра . 9 Приложение 5 Определение погрешности измерения средней плотности потока и среднего потока быстрых нейтронов . 10 |