Введение к работе
Актуальность тгмы исследований. С начала работ по проблеме управляемого термоядерного синтеза (УТС) информация о нейтронной эмиссии из плазмы представляла большой интерес. В I период изучения возможности УТС эти данные принимались в качестве количественной меры интенсивности реакции синтеза. Накопление знаний о поведении плазмы в различных установках позволило указать на другие возможные механизмы образования нейтронов, такие как фотонейтронный канал в режиме со срывом тока плазмы, злектрорасщепленис дейтона и др. Это потребовало для выявления связи величины нейтронной эмиссии и параметров плазмы не просто потоковых измерений, но и спектральных оценок нейтронного излучения. На современных установках УТС нейтронная спектрометрия связана с трудностями надежной регистрации потоков низкой интенсивности в смешанных полях ионизирующей и нсионгоирующей радиации. Несмотря на указанные трудности, поиск новых мс-тодов и средств регистрации излучений не прекращается. Он выражается в стремлении иметь' устройство, обладающее по крайней мерс, способностью избирательной регистрации определенного вида излучения, высокой чувствительностью, малыми габаритами, простотой изготовления и эксплуатации. Кроме того, анализ излучений современных термоядерных установок, а также установок, реализующих применение плазменных методов в технологии, ставит задачу создания универсального высокочувствительного метода регистрации излучений разного типа.
Проблематичной остается и разработка достаточно универсального портативного, надежного и дешевого индивидуального дозиметра нейтронов. Работы по ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС выявили отсутствие компактного и достаточно простого детектора радиоактивных проб, позволяющего оперативно получать информацию. Проблемы оценки риска облучения во многом не решены также при полетах на авиалайнерах и при аналогичных оценках для космических экипажей.
Перечисленную совокупность физических и эксплуатационных параметров
универсального высокочувствительного истода регистрации ионизирующих излучений
разных типов оказалось возможным обеспечить с помощью нового класса детекторов,
созданных на основе перегретых дисперсных систем (ПДС). Использование перегретых
жидкостей в дозиметрии ионизирующих излучений началось в 1979г с работ
Алфеля*(США), который г качестве рабочей среды детектора применял вязхую
жидкость или мягкий гель с вкрапленными в них каплями перегретой жидкости. В
таких средах капли могли существовать достаточно долго. При облучении нейтронами
капли вскипали, образуя пузырьки газа, которые, диффундируя через гель, собирались
над ним. Количество собранного газа использовалось как мера дозы нейтронного
облучения. В работах Инга** ( Канада ), сообщения о которых появились
в 1984 г, более плотная стабильная фаза позволяла удерживать пузырьки,
образующиеся под действием нейтронного облучения, в месте их образования и визуально регистрировать их число. В отличие от зарубежных коллег мы поставили перса собой более сложную задачу - заставить работать и матрицу и метастабильную жидкость, чтобы решить задачу управления характеристиками детектора и повысить уровень его тканеэквнвалентности.
Под руководством автора в 1985-1993гг впервые был проведен широкий цикл исследований, представляющий собой систематическую и последовательную расчетно-экспериментальную разработку принципов и методов применения ПДС для
*) Apfel R.E. "The superheated drop detector". Nuclear Instr. and Meth..N 162, pp. 603-608, 1979.
регистрации ионизирующих излучений, включая практическую реализацию предложенных методов в виде детекторов с заланныии свойствами, изготовленных на основе отечественных материалов и технологий.
Цели работы. 1. Создание теоретической модели физических процессов, происходящих в ПДС под действием ионизирующих излучений.
2. Экспериментально-теоретическое исследование процессов в ПДС и
экспериментальная проверка предложенных моделей.
3. Применение результатов этих исследований для создания детекторов с
заданными свойствами и изучение областей их применения.
Научная новизна. В работе впервые с единых позиций предложены средства
количественной оценки физических параметров ионизирующих и нсионизирующих
излучений и их биологического действия; показано преобладающее действие
ионизирующих излучений (особенно нейтронной компоненты) на исследовательских
термоядерных установках (ИТЯУ), раскрыта специфика регистрации и определения
характеристик нейтронной эмиссии в условиях малых потоков нейтронов, наличия
интенсивного гамма-излучения и нсионизирующих электро-машитных полей.
Проведены расчетные н экспериментальные исследования энергетических и
временных характеристик ПДС при взаимодействии с ними ионизирующих излучений
различных типов. Разработаны методы, позволяющие модифицировать кривую
энергетической зависимости отклика детектора в соответствии с
требованиями эксперимента (эквидозимстр нейтронов, керма-дозиметр и др.).
Предложены и реализованы индивидуальный детектор и спектрометр нейтронного излучения на основе ПДС. Обоснованы параметры ПДС при их использовании для анализа характеристик альфа-излучателей и осколков деления. В работе впервые выполнен полный анализ ПДС, начиная с разработки технологии их изготовления до обоснования возможных сроков хранения, продолжительности использования и устойчивости. Предложены, созданы и использованы в практических задачах малые партии детекторов.
Научная и практическая ценность. Впервые проведен полный анализ факторов,
влияющих на чувствительность ПДС-детекторов к нейтронному
излучению различной энергии, и обоснованы способы управления ею, объяснена взаимосвязь и выявлено влияние физических, тенлофизнческнх, механических и химических параметров ПДС на характеристики детектора. Предложена и экспериментально проверена нетрадиционная схема метрологии таких детекторов (без использования источников ионизирующих излучений) на основе анализа оптической плотности ПДС. Проанализированы предельные возможности таких систем. В частности, впервые определена предельная степень дисперсности для таких систем, при которой (разовый переход 1 рода в мстастабилыюй компоненте системы становится невозможным. Обоснование оптимального диапазона дисперсности ПДС позволило включить химические элементы стабильной фазы системы в функцию отклика детектора на облучение и обеспечить характеристики, необходимые для нейтронного детектора хермы и эквивалентной дозы при флюенсе порядка - 100 н/см-. Разработаны программы расчета характеристик ПДС и конкретные образцы ПДС -детекторов.
и) Ing Н.. Birnhom Н.С. "A bubble - damage polymer detector forneutrons".Nuci.Tracks and Radiat.Mcasur..v.8. pp.285-288, 1984.
Предложен, обоснован расчетным путем и проверен экспериментально ЛП")-метр на основе ПДС. Установлены по (можпости ПДС в области детектирования іяжслих заряженных частиц высоких эпершй.
1. Физическая модель перегретых дисперсных систем, в которой вперше покачано
влияние ноперхиосги рачлела мсгастабнлыюй и стабильной фазы и размеров
микрообьсиов метааа'ншыюй фазы на характеристики системы.
-
Результаты экспериментальных исследований ПДС. в которых доказана возможность применения микродозимезрического подхода к описанию процессов взаимодействия ионизирующих излучений с такими системами: экспериментально верифицированная математическая модель.
-
Методики получения детекторов с заданными свойствами (вид зависимости чувствительности от энергии, типа излучения, цели измерения: ЛПЭ-мсзр, дсіскюр кермы, эквивалентной доіьі) на основе отечественных материалов; применения этих детекторов для регистрации нейтронной эмиссии, заряженных частиц высоких энергий, гамма-излучения, измерения активности растворов, содержащих альфа-, бета-излучатели и делящиеся вещества.
Достоверность результатов. Обоснованность теоретических положении диссертации подтверждена согласием с экспериментальными результатами как полученными соискателем, так и другими авторами, разрабатывающими аналошчные системы.
Апробация результатов, Результаты работы были доложены на всесоюзных конференциях по средствам индивидуального дозиметрического контроля ( Москва. 1987, 1989гт) и радиационной безопасности (Одесса, 1985,1989ц), но проблемам риска в промышленности и энергетике (Ленинград, 1986т) и путям развита дозиметрии (Ленинград, 1987г), международном совещании "Биосмутііик-9"( Москва, 1988г), секции РБ и ТБ МСМ (Москва, 1987г.), на специализированных конференциях но физике плазмы- (Звенигород, 1988г) и радиационным аспектам Чернобыльской аварии (Обнинск, 1988г), по проблемам радиационной безопасности на ускорителях высоких энергий ( Дубна, 1983г. Протвино, 1991 г), Y-ой и Yl-ой конференциях по прикладным аспектам ядерной физики (Ноорус, 1986г, Кансв, 1989і). на международных конференциях по физике радиационной зашиты (Гаусснг. ФРГ. 1991,1992гг). 7-ом Международном симпозиуме по нейтронной дозиметрии (Берлин, 1991і), на семинарах группы радиационной зашиты ЦЕРН. (Женева, 1992г) и отдела индивидуальной дозиметрии ISRP (Париж.1992).
Материалы работы опубликованы в 26 работах, двух диссертациях на соискание ученой степени к.ф.-м.н., выполненных под руководством автора, защищены ангорским
СВИДСТСЛ|>СТВОМ.
Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, трех глав и заключения. Основные выводы приводятся в конце каждого раздела. Работа изложена на 245 страницах машинописною текста, содержит 75 рисунков, 9 таблиц и 187 наименований литературы.