Аналитический активационный комплекс на основе портативного нейтронного генератора для анализа примесей в металлах

Вид материала

Содержание

Демонстрационная экспериментальная установка
Изучение характеристик экспериментальной установки
Радиационная безопасность экспериментальной установки

Подобный материал:

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10

Демонстрационная экспериментальная установка

Схематически демонстрационная установка показана на рис. 1. Основным ее элементом является измерительная камера из оргстекла, в которую помещается исследуемый объект. В дно камеры встроен ИНГ. Функционально в конструкции камеры можно выделить замедлитель нейтронного источника 1 и замедлитель нейтронов деления 2. Снаружи камеры расположены детекторы, которые регистрируют нейтроны деления. Внутри размещены детекторы, контролирующие поле тепловых нейтронов в объеме. Сигналы с детекторов подаются на анализатор временного спектра нейтронов и далее обрабатываются на компьютере. Управление регистрирующим трактом и нейтронным генератором также осуществляется компьютером.

Рис.1. Схема экспериментальной демонстрационной установки

Принцип работы установки кратко можно представить следующим образом. Быстрые нейтроны источника термализуются в замедлителе 1 и вызывают деление ДМ. Так как нейтроны деления являются быстрыми, то они проникают через кадмиевый экран в детекторы надкадмиевых нейтронов. В замедлителе 2 нейтроны деления термализуются и эффективно регистрируются газонаполненными счетчиками СНМ-18. Замедлившиеся зондирующие нейтроны отсекаются от детекторов надкадмиевых нейтронов кадмиевым экраном. Вследствие этого в установившемся режиме спад числа тепловых нейтронов в замедлителях 1 и 2 происходит независимым образом.

Качественно развитие нейтронных процессов в измерительной камере можно описать уравнением баланса тепловых нейтронов для моноэнергетического нейтронного поля [6]. При ряде практических предположений решение этого уравнения может быть представлено в виде[7]:

, (1)

где (t) – поток нейтронов;

А – величина, зависящая от мощности источника и количества ДМ;

В – величина, зависящая от мощности источника;

 , – константы спада тепловых нейтронов в замедлителях 1 и 2;

₀ – поток запаздывающих нейтронов – на практике его можно считать постоянным.

Таким образом, временное распределение потока нейтронов в измерительной камере в присутствии ДМ описывается двумя экспонентами (с характерными показателями  и ) на фоне постоянного уровня. Если с помощью детекторов тепловых нейтронов и временного анализатора измерить распределение (t), то, проведя математический анализ, можно определить интересующие нас параметры:

число нейтронов деления

,

число нейтронов источника

и число запаздывающих нейтронов

.

При этом отношения Nf/Ns, Фзн/Ns, Фзн/Nf характеризуют массу ДМ и не зависят от мощности источника нейтронов.

Изучение характеристик экспериментальной установки

Для иллюстрации принципа работы установки на рис. 2 приведена экспериментальная зависимость спада числа нейтронов в измерительной камере в течение 2 мс после нейтронной вспышки ИНГ. В данных измерениях применялся генератор 14 МэВ нейтронов ИНГ-06(DT) с выходом 3,510⁷ нейтрон/с, частотой следования импульсов 400 Гц и длительностью нейтронного импульса 40 мкс. В качестве обнаруживаемого объекта использовались образец ВОУ в виде топливных таблеток с содержанием U ²³⁵ ~ 6 г, время измерений составляло 25 с.

Две нижние кривые (см. рис. 2) соответствуют измерениям с помощью детекторов надкадмиевых нейтронов (окончание нейтронного импульса соответствует на графике 120 мкс). В течение нейтронного импульса He³ детекторы находятся в насыщении из-за пространственного заряда в пропорциональных счетчиках.

Рис. 2. Временной спектр счета нейтронов в измерительной камере

Можно отметить, что характер поведения кривых качественно соответствует выражению (1):

при отсутствии в камере делящегося материала после режима насыщения наблюдается быстро уменьшающийся счет с детекторов, что соответствует процессу термолизации нейтронов (см. рис.2,нижняя фоновая кривая 1);

после 200 мкс практически все первичные нейтроны становятся тепловыми, так что, по существу, все нейтроны (над фоном), зарегистрированные окруженными кадмием счетчиками, являются мгновенными нейтронами деления ДМ (см. рис.2,кривая 2).

Измерение повышенного нейтронного потока в этой области называется методом дифференцированного затухания (differential die-away technique – DDT). DDT-сигнатура является очевидным признаком наличия ВОУ в исследуемом объекте. Для данных измерений (см.рис.2) эта разность соответствует 18 стандартным отклонениям, что характеризует достаточно высокую чувствительность установки.

На рис.3 приведена зависимость величины эффекта от массы U²³⁵ в измерительной камере для ИНГ с тритиевой и дейтериевой мишенями (с энергией нейтронов 14 и 2,5 МэВ, соответственно) при различных нейтронных выходах.

Рис. 3. Зависимость эффекта обнаружения от массы U²³⁵, время набора 25 с

Более тщательное изучение подобных зависимостей показывает, что в диапазоне масс U²³⁵ от 1 до 15 г установка работает в линейном режиме, уровень технических помех достаточно мал, так как кривые пересекаются с осями (см. рис.3) вблизи начала координат.

Измеренная чувствительность по U²³⁵составляет 5 г за время экспозиции 5 с. Чувствительность установки примерно одинакова (см. рис.3) для энергий зондирующих нейтронов 14 и 2,5 МэВ. Это связано с тем, что данная конструкция была оптимизирована для ИНГ с тритиевой мишенью (14 МэВ). Расчеты показывают, что использование ИНГ с энергией нейтронов 2,5 МэВ предпочтительней с точки чувствительности и радиационной безопасности. На следующих этапах разработки предполагается реализовать этот вариант.

Следует отметить, что интервал между нейтронными импульсами ИНГ составляет 2,5 мс (частота следования 400 Гц). Соответственно сигнал регистрируется в пределах этого времени, хотя процесс замедления нейтронов деления продолжается до ~ 10 мс (соответствует частоте следования импульсов 100 Гц). При высокочастотной методике регистрации часть сигнала теряется. Однако следует учитывать, что для экспоненциальных процессов большая часть информации заключена в интервале, близком по времени к нейтронной вспышке. При заданном времени контроля багажа (5 – 20 с) выгодно работать на более высоких частотах, так как это соответствует большему нейтронному флюенсу для единичного измерения. Как правило, в установках контроля ДМ используются частоты до 100 Гц [5]. Как уже отмечалось, для применения в экспериментальной установке были специально модифицированы генераторы ING-06(DT) и ING-17(DD).

Высокая чувствительность, которой обладает метод дифференцированного затухания, имеет место только при поиске незащищенного ВОУ. Экранировка ВОУ свинцом, полиэтиленом и железом практически не оказывает влияния на измеряемый эффект. Экранирование ВОУ нейтронопоглощающими материалами, содержащими кадмий, бор, хлор и др., существенно (до двух порядков) снижает чувствительность установки.

Для обнаружения умышленной экранировки ДМ нами использован тот факт, что присутствие материалов, поглощающих нейтроны, искажает поле тепловых нейтронов в камере. Для контроля этих полей в экспериментальную установку введен канал регистрации тепловых нейтронов в камере (см. рис.1).

Приведенные спектры (см. рис.2, кривые 3 и 4) измерены с помощью этого канала. Спектр 3 соответствует фону пустой камеры, спектр 4 соответствует случаю, когда в камеру помещена кадмиевая коробка объемом 1 л, причем показания не изменяются от присутствия в ней нескольких граммов U²³⁵. На графике видно, что количество тепловых нейтронов в камере сильно уменьшается – отличие от фонового значения соответствует 80 стандартным отклонениям, т. е. надежно регистрируется факт наличия в камере кадмия. На практике достаточно редки случаи легального провоза большого количества таких материалов как борная кислота, поваренная соль, кадмий, что снижает количество ложных тревог.

По нашему мнению, основанием для досмотра багажа является сигнал о наличии ДМ или нейтронопоглощающих материалов.

Радиационная безопасность экспериментальной установки

Наряду со способностью обнаруживать ДМ с необходимой чувствительностью промышленная установка, несомненно, должна быть безопасной для пассажиров, персонала и багажа. Поэтому при разработке технологии контроля должны использоваться методы, которые облегчают выполнение этих требований.

Основными источниками радиационной опасности, возникающими вследствие работы нейтронного генератора, являются:

- быстрые нейтроны с энергией 14 МэВ или 2,5 МэВ;

- тепловые и промежуточные нейтроны, образующиеся при замедлении быстрых нейтронов в конструкционных материалах установки. В соответствии с использованными материалами и размерами установки, оценка вклада в мощность дозы от этих нейтронов составляет 0,1 Р(н) [7];

- рентгеновское излучение, возникающее при работе нейтронного генератора. Мощность дозы этого излучения внутри камеры установки может составлять 0,01 - 0,3 мГр/мин. в зависимости от выхода генератора и геометрии установки [8];

- вторичное  -излучение, образующееся при рассеянии и поглощении быстрых, промежуточных и тепловых нейтронов конструкционными материалами установки. В приближении барьерной геометрии для установки вклад Р(г) оценивается 0,1 Р(н) [8];

-  и  - излучения радионуклидов, образующихся в результате активации нейтронами конструкционных материалов генератора и окружающей среды. Оценка мощности дозы внутри установки за 12 ч. работы при флюенсе нейтронов ~ 410¹² н составляет 1 мГр/ч.

Перечислим допустимые радиационные нагрузки на пассажиров, багаж и персонал:

- пассажиры при инспекции багажа не должны подвергаться воздействию излучения более 10 мкЗв (при полете на самолете Париж – Нью-Йорк пассажир получает дозу 30 мкЗв [9]);

- персонал не должен получить дозу при досмотре багажа более 1мЗв/год [10];

- багаж не должен получить дозу при досмотре более 0,3 мГр (фоновое значение поглощенной дозы на поверхности Земли 0,7 мГр/год [7]).

В работе [5] приведены результаты измерений для аналогичной системы: при общем числе нейтронов ~ 10⁶ доза внутри камеры составляет 2 мкбэр (0,02 мкЗв). Это значение хорошо совпадает с нашими оценками.

Для коммерческой установки контроля ДМ в багаже вопрос о радиационной защите может явиться основным. Стоимость обычно применяемых для этих целей мер (в виде массивных защитных стенок и размещения установки в отдельном помещении) может быть сравнима со стоимостью аппаратуры, что существенно снижает ее потребительскую ценность.

Так, при нейтронных потоках порядка 10⁹ нейтрон/с достаточно просто обеспечить требования по чувствительности обнаружения и противодействию маскированию ДМ. Однако это существенно усложняет аппаратуру и требует ее размещения в помещении с толщиной бетонных стен более метра.

Следует отметить, что рабочие характеристики на описываемой установке обеспечиваются при достаточно низких нейтронных потоках в пределах 110⁶- 210⁷ нейтрон/с. Такие параметры удалось достигнуть посредством увеличения чувствительности детекторов и быстродействия измерительного тракта, а также с помощью совершенствования методики обработки измерений. При рабочих нейтронных потоках созданной установки меры по радиационной безопасности выполняются при окружении ее защитными экранами из полиэтилена толщиной 55 см. При использовании ИНГ с дейтериевой мишенью эта величина снижается до 25 см.

Заключение

В результате проведенных исследований разработана технология обнаружения ДМ в багаже и проработаны принципы создания аппаратуры во взаимосвязи с практическими требованиями надежности контроля, простоты и безопасности. Полученные результаты позволяют перейти к стадии разработки промышленного прототипа. При этом необходимо ориентироваться на конкретную область использования аппаратуры: таможню, аэропорт, почту и др., так как от этого зависит процедура контроля и могут быть скорректированы требования к техническим параметрам установки.

Следует отметить, что активный метод может быть дополнен и другими методами. Анализ используемой в пассивных методах аппаратуры демонстрирует успешное применение комплексного подхода (объединение методов нейтронного и  - детектирования, привлечение детекторов металла) для увеличения ее чувствительности и расширения возможностей обнаружения различных веществ.

Очевидно, что использование пассивных методов контроля содержимого багажа путем регистрации собственного нейтронного и, особенно,  - излучений в установке, использующей активный метод, может расширить функциональные возможности представленной установки по обнаружению недозволенных вложений других радиоактивных материалов. Объединение активного и пассивного методов контроля багажа может быть осуществлено достаточно органичным образом.

Следует учитывать, что при контроле багажа актуальны и другие проблемы – обнаружение взрывчатых веществ, радиоактивных изотопов, наркотиков, оружия, токсичных веществ и т.д. Для решения этих задач существует и разрабатывается специальная аппаратура (например, рентгенографические установки, детекторы металла и др.). Поскольку багаж должен быть проверен по этим признакам, весьма перспективны применение нескольких видов аппаратуры и комплексная обработка информации.

В заключение приносим благодарность сотрудникам ВНИИА, НИИ Импульсной техники и ИТЭФ РАН за ценную помощь при создании экспериментальной установки, а также плодотворное обсуждение принципов разработанной технологии и полученных результатов.

Литература

1.Фролов В.В. Ядерно-физические методы контроля делящихся веществ.– М.: Энергоатомиздат, 1989.
D. Reilly, N. Ensslin, H. Smith, S. Kreiner. Passive nondestructive assay of nuclear materials. –US Nuclear Regulatory Commission, 1991, LA-UR -90-732.
V. Rudenko, V. Fedorov, A. Vorobyov. Assay system with pulsing neutron generator for measurement of fissile materials in waste. Proceedings of the Russian International Conference on Nuclear Material Protection, Control and Accounting. – Obninsk, March 9-14, 1997, p. 320.
Kunz W.E. A Fissile Waste or Scrap Assay System with 1-mg Sensitivity. // Trans. ANS. 1981. Vol.39. P341.
Rob L. York, Brian D. Rooney, Donald A. Close and Harry E. Williams III. Active Neutron Interrogation Package Monitor. LA-UR-99-4910. Submitted to American Nuclear Society – The Sixth International Conference on Facility Operations – Safeguards Interface.
Бекурц К., Виртц К. Нейтронная физика. – М.: Атомиздат, 1968.
Луппов В.А., Николаев В.Г., Рау Д.Ф., Ромоданов В.Л.. Метод определения содержания делящегося вещества в необлученных ТВС. //Вопросы атомной науки и техники. Серия: Радиационная техника. – М.: Энергоатомиздат,1984, вып. 1(27), с.78 – 82.
Гусев Н.Г., Машкович В.П., Суворов А.П.. Физические основы защиты от излучения. – М.: Атомиздат, 1980.
Кушин В.В. и др. Особенности короткоимпульсного тестового инжектора для линейных ускорителей. //Вопросы Атомной науки и техники. Серия: ядерно-физические исследования. – Харьков, 1997, вып. 2, 3.
Козлов В.Д.. Справочник по радиационной безопасности. – М., Энергоатомиздат, 1987.