ГОСТ 22751-77*

Группа Ф19

     

МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ

ГЕНЕРАТОРЫ НЕЙТРОНОВ

Метод измерения потока быстрых нейтронов

Neutron generators. Methods of fast neutron flux measurement

     

ОКП 69 4721

Дата введения 1979-01-01

     

ИНФОРМАЦИОННЫЕ ДАННЫЕ

Постановлением Государственного комитета стандартов Совета Министров СССР от 27 октября 1977 года N 2516 срок введения установлен с 01.01.79

1. УТВЕРЖДЕН И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 27.10.77 N 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 N 3-93 Межгосударственного Совета по стандартизации, метрологии и сертификации (ИУС 5-6-93)

6. Издание (март 2001 г.) с Изменениями N 1, 2, утвержденными в августе 1983 г., июне 1988 г. (ИУС 11-83, 9-88)

Настоящий стандарт распространяется на генераторы нейтронов и ускорительные трубки генераторов нейтронов, реализующие ядерную реакцию , 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. N 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 Cu и .

(Измененная редакция, Изм. N 1, 2).

2. ПОДГОТОВКА К ИЗМЕРЕНИЮ

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

(Измененная редакция, Изм. N 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 , , , , 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 и габаритные размеры активационного детектора (диаметр и толщину ).

Исходя из данных: габариты детектора, спектр бета-излучения радионуклида , , линейный коэффициент ослабления бета-излучения и телесного угла , определяют коэффициент , учитывающий самопоглощение бета-излучения материалом детектора.

Проводят проверку градуировочного коэффициента 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 , 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 , радиометр подлежит переаттестации в установленном порядке. Коэффициент и градуировочный коэффициент вычисляют по формулам, указанным в приложении 2.

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

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 .

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

Облучают детектор в течение установленного интервала времени . 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 , 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 () за установленный интервал времени . 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. N 1).

4. ОБРАБОТКА РЕЗУЛЬТАТОВ

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

,

где

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

- масса активационного детектора, г;

- коэффициент, учитывающий самопоглощение бета-излучения материалом детектора;

- число Авогадро, моль;

- содержание облучаемого нуклида в детекторе;

- интенсивность бета-излучения, образовавшегося нуклида;

- градуировочный коэффициент радиометра;

- интервал времени облучения детектора, с;

- интервал времени выдержки детектора, с;

- интервал времени измерения, с;

- постоянная радиоактивного распада нуклида, с;

- сечение активации, см;

- суммарное число импульсов, зарегистрированных от детектора и фона за интервал времени измерения ;

- число импульсов фона, зарегистрированное радиометром за интервал времени ;

- относительный телесный угол при регистрации бета-излучения детектора;

- основание натурального логарифма.