RU2782684C1

RU2782684C1 - Method and device for verification of neutron spectrometers-dosimeters in reference neutron fields with different shapes of spectra

Info

Publication number: RU2782684C1
Application number: RU2021136426A
Authority: RU
Inventors: Валерий Элезарович Дрейзин; Дмитрий Иванович Логвинов; Александр Александрович Гримов; Александр Павлович Кузьменко
Filing date: 2021-12-10
Publication date: 2022-10-31

Abstract

FIELD: ionizing radiation measuring.

SUBSTANCE: inventions group relates to the technique for measuring ionizing radiation. The method for verification of neutron spectrometers-dosimeters and the device that implements it allow verification of neutron spectrometers-dosimeters in reference neutron fields with different shapes of their energy spectra. Reference neutron fields with different shapes of energy spectra can be obtained from one radioisotope neutron source by placing the neutron source in a collimating system made of a hydrogen-containing material, into the channel of which neutron moderator disks of various thicknesses are also inserted in turn, also made of a hydrogen-containing material. The spectra of obtained reference neutron fields are calculated using simulation software packages used in nuclear physics and in the design of various nuclear physics facilities. To verify spectrometers-dosimeters at different flux density measurement limits, a pre-calculated database of reference neutron flux spectra is used for various specified distances between the neutron source and the detection point.

EFFECT: verification of a neutron spectrometer-dosimeter with reliably determined energy spectra generated by the device from one primary neutron source.

2 cl, 5 dwg

Description

Изобретение относится к технике измерения ионизирующих излучений и может быть использовано при поверке спектрометров-дозиметров нейтронного излучения в опорных нейтронных полях с различной формой энергетических спектров.The invention relates to the technique of measuring ionizing radiation and can be used in the verification of spectrometers-dosimeters of neutron radiation in reference neutron fields with different shapes of energy spectra.

В настоящее время для измерения нейтронных потоков и определения их дозовых характеристик (мощности поглощённой или эквивалентной дозы) промышленность выпускает лишь нейтронные радиометры (которые должны определять плотность нейтронных потоков и радиометры-дозиметры, которые должны определять мощность поглощённой или/и эквивалентной дозы. Для их поверки используются поверочные установки, использующие измерения в открытой геометрии (между источником нейтронов и детектором прибора находится лишь воздух) или измерения в коллимированном пучке нейтронов, когда источник нейтронов помещается в коллимирующую систему из водородсодержащего материала, формирующую направленный пучок нейтронов. Основные требования к таким поверочным установкам регламентируются ГОСТ 8.355-79 ГСИ – Радиометры нейтронов. Методы и средства поверки [2] и ГОСТ 8.521-84 ГСИ. Установки поверочные нейтронного излучения. Методика поверки [1].Currently, to measure neutron fluxes and determine their dose characteristics (absorbed or equivalent dose rate), the industry produces only neutron radiometers (which should determine the density of neutron fluxes and radiometers-dosimeters, which should determine the absorbed and / or equivalent dose rate. For their verification verification facilities are used that use measurements in open geometry (there is only air between the neutron source and the detector of the instrument) or measurements in a collimated neutron beam, when the neutron source is placed in a collimating system of hydrogen-containing material that forms a directed neutron beam. GOST 8.355-79 GSI – Neutron radiometers.Methods and means of verification [2] and GOST 8.521-84 GSI.Neutron radiation calibration facilities.Verification procedure [1].

Тем не менее в качестве прототипа предлагаемого способа и реализующей его поверочной установки следует использовать способ поверки в коллимированном пучке нейтронов, реализуемый с использованием поверочной установки типа УКПН (установка коллимированного пучка нейтронов). Nevertheless, as a prototype of the proposed method and the calibration installation that implements it, one should use the method of verification in a collimated neutron beam, implemented using a verification installation of the UKPN type (installation of a collimated neutron beam).

Отсутствие промышленного выпуска нейтронных спектрометров-дозиметров и в нашей стране, и за рубежом в немалой степени связано и с отсутствием их метрологического обеспечения, поскольку различные варианты экспериментальных образцов многошаровых спектрометров Боннера разрабатываются в мире уже 60 лет, а однокристальных спектрометров на протонах отдачи примерно 40 лет. [3]. Поэтому параллельно с разработкой многодетекторного нейтронного спектрометра-дозиметра реального времени с вычислительным восстановлением спектров измеряемых потоков нейтронов необходимо разработать адекватный способ и реализующее его устройство (в виде автоматизированного аппаратно-программного комплекса) для метрологического обеспечения этих спектрометров-дозиметров. The lack of industrial production of neutron spectrometer-dosimeters both in our country and abroad is largely due to the lack of their metrological support, since various versions of experimental samples of multi-ball Bonner spectrometers have been developed in the world for 60 years, and single-crystal spectrometers based on recoil protons for about 40 years. . [3]. Therefore, in parallel with the development of a real-time multi-detector neutron spectrometer-dosimeter with computational reconstruction of the spectra of measured neutron fluxes, it is necessary to develop an adequate method and a device that implements it (in the form of an automated hardware-software complex) for the metrological support of these spectrometers-dosimeters.

Задачей изобретения является создание многодетекторного нейтронного спектрометра-дозиметра реального времени с вычислительным восстановлением спектров измеряемых потоков нейтронов и осуществление поверки не в одном коллимированном пучке нейтронов с неизвестным энергетическим спектром, а в нескольких десятках опорных нейтронных полей, с достоверно определяемыми энергетическими спектрами, формируемых устройством (испытательно-поверочным комплексом) от одного первичного источника нейтронов. The objective of the invention is to create a real-time multi-detector neutron spectrometer-dosimeter with computational reconstruction of the spectra of measured neutron fluxes and verification not in one collimated neutron beam with an unknown energy spectrum, but in several dozen reference neutron fields, with reliably determined energy spectra generated by the device (testing - verification complex) from one primary source of neutrons.

Поставленная задача решается тем, что способ поверки нейтронных спектрометров-дозиметров, состоит в сличении значений достоверно известных характеристик нейтронного потока, создаваемого поверочной установкой, с показаниями поверяемого прибора, а именно получают от одного первичного источника нейтронов опорные нейтронные поля с различной формой энергетических спектров, расчетным путем определяют энергетические спектры создаваемых опорных нейтронных полей в нормированном и абсолютном виде, определяют плотности потоков опорных нейтронных полей и их энергетические спектры расчетным путём при различных задаваемых расстояниях от первичного источника нейтронов до точки детектирования для обеспечения возможности проведения поверки спектрометра- дозиметра на разных пределах измерения, переходят от расчётных нормированных значений спектральных плотностей к их абсолютным значениям и сличают с ними показания поверяемых нейтронных спектрометров-дозиметров. The problem is solved by the fact that the method of verification of neutron spectrometers-dosimeters consists in comparing the values of reliably known characteristics of the neutron flux created by the verification installation with the readings of the device being verified, namely, reference neutron fields with different shapes of energy spectra, calculated from one primary source of neutrons, are obtained by determining the energy spectra of the created reference neutron fields in a normalized and absolute form, determining the flux densities of the reference neutron fields and their energy spectra by calculation at various specified distances from the primary neutron source to the detection point to ensure the possibility of verifying the spectrometer-dosimeter at different measurement limits, they pass from the calculated normalized values of spectral densities to their absolute values and compare with them the readings of verified neutron spectrometers-dosimeters.

Поставленная задача решается так же тем, что поверку проводят по последовательно создаваемым от одного радиоизотопного источника нейтронов опорным нейтронным потокам с различной формой энергетических спектров путём помещения источника нейтронов в коллимирующую систему, в канал которой поочерёдно устанавливаются диски-замедлители нейтронов различной толщины из водородсодержащего материала.The problem is also solved by the fact that the verification is carried out according to the reference neutron fluxes sequentially created from one radioisotope neutron source with different shapes of energy spectra by placing the neutron source in a collimating system, in the channel of which neutron moderator disks of various thicknesses from a hydrogen-containing material are installed one by one.

Поставленная задача решается так же тем, что спектры создаваемых опорных нейтронных потоков, определяют расчетным путем с использованием метода Монте-Карло, реализуемого с помощью существующих программных комплексов для ядерно-физических расчётов, например, GEANT-4, с учётом рассеянных нейтронов, вторично отражённых от стен, пола и потолка помещения, при этом рассчитываемые спектры нормируются относительно интегральной плотности соответствующего потока.The problem posed is also solved by the fact that the spectra of the created reference neutron fluxes are determined by calculation using the Monte Carlo method implemented using existing software systems for nuclear physics calculations, for example, GEANT-4, taking into account scattered neutrons secondary reflected from walls, floor and ceiling of the room, while the calculated spectra are normalized relative to the integral density of the corresponding flux.

Поставленная задача решается так же тем, что определяют абсолютные значения спектральных составляющих создаваемых опорных нейтронных полей по их нормированным значениям путём измерения абсолютных значений тепловых составляющих опорных потоков методом кадмиевой разности с помощью образцового радиометра, чувствительного к низкоэнергетическим нейтронам, снабжённого съёмным кадмиевым экраном, сопоставляют их с расчётными нормированными значениями тепловых составляющих этих потоков с последующим умножением нормированных значений на выявленные при таком сопоставлении коэффициенты соответствия между расчётными нормированными и измеренными абсолютными значениями тепловых составляющих соответствующих опорных потоков. The problem is also solved by determining the absolute values of the spectral components of the created reference neutron fields according to their normalized values by measuring the absolute values of the thermal components of the reference fluxes by the cadmium difference method using an exemplary radiometer sensitive to low-energy neutrons, equipped with a removable cadmium screen, comparing them with calculated normalized values of the thermal components of these flows, followed by multiplication of the normalized values by the correlation coefficients identified in such a comparison between the calculated normalized and measured absolute values of the thermal components of the corresponding reference flows.

Поставленная задача решается так же тем, что мощности амбиентного эквивалента дозы создаваемых опорных нейтронных полей определяют вычислительным путём по абсолютным значениям их спектральных составляющих и коэффициентам конверсии плотности потока в мощность амбиентного эквивалента дозы. The stated problem is also solved by the fact that the ambient dose equivalent rates of the created reference neutron fields are determined by calculation by the absolute values of their spectral components and the conversion factors of the flux density into the ambient dose equivalent rate.

Поставленная задача решается так же тем, что устройство, реализующее способ поверки нейтронных спектрометров-дозиметров, состоит из поверяемого спектрометра-дозиметра, коллимирующей системы, выполненной из водородсодержащего материала с помещённым в неё радиоизотопным источником нейтронов, причем в канал коллимирующей системы последовательно помещают диски-замедлители нейтронов различной толщины из водородсодержащего материала, а выходной торец коллимирующей системы имеет съёмный кадмиевый экранThe problem is also solved by the fact that the device that implements the method of verification of neutron spectrometers-dosimeters consists of a verifiable spectrometer-dosimeter, a collimating system made of a hydrogen-containing material with a radioisotope neutron source placed in it, and moderator discs are sequentially placed in the channel of the collimating system neutrons of various thicknesses from a hydrogen-containing material, and the output end of the collimating system has a removable cadmium screen

Предлагаемое изобретение иллюстрируется следующими графическими материалами.The present invention is illustrated by the following graphics.

На фиг. 1 - схема устройства для реализации способа. In FIG. 1 is a diagram of a device for implementing the method.

На фиг. 2 - коллимирующая система с набором дисков-замедлителей нейтронов различной толщины. In FIG. 2 - collimating system with a set of neutron moderator disks of various thicknesses.

На фиг. 3 - фото макетного образца коллимирующей системы, смонтированной на нейтронной испытательной установке ИЛ-1 в лаборатории радиационных измерений Курского завода «Маяк».In FIG. 3 - photo of a mock-up sample of the collimating system, mounted on the IL-1 neutron test facility in the radiation measurement laboratory of the Mayak Kursk plant.

На фиг. 4 - примеры спектров некоторых опорных нейтронных полей,In FIG. 4 - examples of spectra of some reference neutron fields,

получаемых на испытательно-поверочном комплексе от плутоний-бериллиевого источника при различных толщинах замедляющих дисков при расстоянии между источником и точкой детектирования в 1,0 м (без кадмиевого экрана вверху и с кадмиевым экраном внизу). obtained at the test and verification complex from a plutonium-beryllium source with different thicknesses of the slowing discs at a distance between the source and the detection point of 1.0 m (without a cadmium screen at the top and with a cadmium screen at the bottom).

На фиг. 5 - спектры опорных нейтронных полей, получаемых на испытательно-поверочном комплексе от плутоний-бериллиевого источника при различных расстояниях между источником нейтронов и точкой детектирования при отсутствии замедляющих дисков в коллимирующей системе.In FIG. 5 - spectra of reference neutron fields obtained at the test and verification complex from a plutonium-beryllium source at various distances between the neutron source and the detection point in the absence of moderating disks in the collimating system.

Для получения от одного первичного источника нейтронов опорных нейтронных полей с различной формой энергетических спектров используют коллимирующую систему 6, в которую помещается первичный источник нейтронов, в канал которой поочерёдно помещаются диски-замедлители нейтронов 12 из водородсодержащего материала различной толщины, при прохождении через водородсодержащее вещество (чаще всего полиэтилен или парафин) нейтроны взаимодействуют с ядрами атомов водорода (протонами), выбивая их из атома (такие выбиты из атомов протоны называют протонами отдачи). В итоге таких столкновений образуются свободные протоны и электроны. Энергия электрона при этом не изменяется и его захватывает или ближайший атом углерода, образуя отрицательный ион, или потерявший свою кинетическую энергию при торможении в веществе сцинтиллятора протон отдачи, вновь образуя атом водорода. Выбитые из атомов водорода протоны отдачи, взаимодействуя с орбитальными электронами окружающих атомов, вызывают их ионизацию и возбуждение, теряя при этом свою энергию, что и используется для детектирования нейтронов. Сцинтилляторы отличаются от прочих веществ тем, что его возбуждённые атомы, освобождаются от избыточной энергии, испуская световые фотоны (при этом вещество сцинтиллятора должно быть прозрачно для них). Протоны отдачи не могут иметь энергию выше кинетической энергии выбивших их нейтронов. Переданная ему энергия зависит от угла столкновения нейтрона с протоном: она максимальна (практически равна начальной кинетической энергии нейтрона) при лобовом столкновении и уменьшается при увеличении угла столкновения. При столкновении с более тяжёлым ядром углерода нейтрон даже при лобовом столкновении теряет небольшую часть своей энергии. Именно поэтому водородсодержащее вещество (в том числе и вода) являются эффективными замедлителями нейтронов. Столкновение нейтрона с ядрами атомов даже в плотном веществе является достаточно редким событием, поскольку размеры ядра и самого нейтрона на несколько порядков меньше размеров атома. Ещё реже происходят лобовые столкновения с ядрами атомов водорода. Поэтому для полной потери своей начальной кинетической энергий нейтрон должен испытать множество столкновений, пролетая при этом в веществе значительные расстояния. Соответственно при прохождении их через вещество-замедлитель нейтронов потери их энергии будут зависеть от толщины замедлителя. Поэтому при помещении в канал коллимирующей системы дисков из водородсодержащего материала разной толщины прошедшие через него нейтроны будут иметь различный энергетический спектр (следует также иметь в виду, что потерявшие всю свою энергию нейтроны распадаются на протон, электрон и антинейтрино, т.е. нейтроны устойчивы только в составе ядер). Таким образом, помещая в канал коллиматора диски из водородсодержащего вещества различной толщины на выходе коллиматора будут получаться потоки, интегральная плотность которых и энергетический спектр будут зависеть от толщины этих дисков. To obtain reference neutron fields with different shapes of energy spectra from one primary neutron source, a collimating system 6 is used, in which the primary neutron source is placed, in the channel of which neutron moderator disks 12 are placed in turn from a hydrogen-containing material of various thicknesses, when passing through a hydrogen-containing substance (more often only polyethylene or paraffin) neutrons interact with the nuclei of hydrogen atoms (protons), knocking them out of the atom (such protons knocked out of atoms are called recoil protons). As a result of such collisions, free protons and electrons are formed. In this case, the energy of the electron does not change and it is captured either by the nearest carbon atom, forming a negative ion, or by a recoil proton that has lost its kinetic energy during deceleration in the scintillator substance, again forming a hydrogen atom. Recoil protons knocked out of hydrogen atoms, interacting with the orbital electrons of the surrounding atoms, cause their ionization and excitation, while losing their energy, which is used to detect neutrons. Scintillators differ from other substances in that their excited atoms are released from excess energy by emitting light photons (in this case, the substance of the scintillator must be transparent to them). Recoil protons cannot have an energy higher than the kinetic energy of the neutrons that knocked them out. The energy transferred to it depends on the angle of collision of the neutron with the proton: it is maximum (practically equal to the initial kinetic energy of the neutron) in a head-on collision and decreases with an increase in the angle of collision. In a collision with a heavier carbon nucleus, a neutron, even in a head-on collision, loses a small part of its energy. That is why hydrogen-containing substances (including water) are effective neutron moderators. Collision of a neutron with atomic nuclei even in dense matter is a fairly rare event, since the size of the nucleus and the neutron itself are several orders of magnitude smaller than the size of an atom. Head-on collisions with the nuclei of hydrogen atoms occur even less frequently. Therefore, for the complete loss of its initial kinetic energy, the neutron must experience many collisions, while flying considerable distances in matter. Accordingly, when they pass through the neutron moderator, their energy losses will depend on the thickness of the moderator. Therefore, when disks of hydrogen-containing material of different thicknesses are placed in the channel of the collimating system, the neutrons passing through it will have a different energy spectrum (it should also be borne in mind that neutrons that have lost all their energy decay into a proton, an electron and an antineutrino, i.e. neutrons are stable only within the nuclei). Thus, by placing disks of a hydrogen-containing substance of various thicknesses into the collimator channel, flows will be obtained at the collimator outlet, the integral density of which and the energy spectrum will depend on the thickness of these disks.

Для второго этапа способа определения энергетических спектров создаваемых опорных нейтронных полей в нормированном и абсолютном виде получают нейтронные потоки с различной интегральной плотностью потоков, что необходимо для поверки спектрометров на разных пределах измерения, обычно достигаемое изменением расстояния между источником нейтронов и детектором (блоком детектирования) поверяемого прибора, то есть отказываемся от использования традиционного метода обратных квадратов при определении плотности потока с изменением расстояния до источника нейтронов. В прототипе и всех действующих методиках поверки нейтронных радиометров-дозиметров, базирующихся на указанных выше стандартах, изменение плотности потока с изменением расстояния до источника определялось по закону обратных квадратов (плотность потока в точке измерения обратно пропорциональна квадрату расстояния от неё до источника). Но этот закон справедлив лишь для точечного источника в неограниченном пространстве при отсутствии рассеивающей среды (в вакууме). Даже при измерениях в открытой геометрии не выполняются второе и третье условия и плотность потока в точке измерения складывается из прямого потока от источника, который будет дополнительно ослабляться за счёт рассеяния воздухом, и потока, отражённого от стен, пола, потолка и окружающих предметов. Поскольку при таком вторичном рассеянии нейтроны теряют дополнительную порцию энергии, а относительная плотность этого вторично рассеянного потока по сравнению с прямым потоком будет возрастать, то с изменением расстояния до источника нейтронов будет происходить не только ослабление плотности потока (но не по закону обратных квадратов), но и изменение его энергетического спектра. А при помещении источника нейтронов в коллимирующую систему закон обратных квадратов вообще использовать нельзя, т. к. полностью изменяются физические условия формирования потока. Эти изменения усугубляются многократно при помещении в канал коллиматора 6 замедляющих дисков 12 различной толщины. Поэтому для каждого заранее выбранного расстояния от первичного источника нейтронов и каждого диска-замедлителя нейтронов определённой толщины и плотность потока и его энергетический спектр должны быт определены заранее. For the second step of the method definitions energy spectra of the generated reference neutron fields in the normalized and absolute form, neutron fluxes with different integral flux density are obtained, which is necessary for verification of spectrometers at different measurement limits, usually achieved by changing the distance between the neutron source and the detector (detection unit) of the device being verified, that is, we refuse using the traditional inverse square method in determining the flux density with a change in the distance to the neutron source. In the prototype and all existing methods for verifying neutron radiometers-dosimeters based on the above standards, the change in flux density with a change in the distance to the source was determined by the inverse square law (the flux density at the measurement point is inversely proportional to the square of the distance from it to the source). But this law is valid only for a point source in an unlimited space in the absence of a scattering medium (in a vacuum). Even when measuring in open geometry, the second and third conditions are not met and the flux density at the measurement point is the sum of the direct flux from the source, which will be further attenuated due to air scattering, and the flux reflected from the walls, floor, ceiling and surrounding objects. Since neutrons lose an additional portion of energy during such secondary scattering, and the relative density of this secondary scattered flux will increase compared to the direct flux, then with a change in the distance to the neutron source, not only will the flux density decrease (but not according to the inverse square law), but and changing its energy spectrum. And when a neutron source is placed in a collimating system, the inverse square law cannot be used at all, since the physical conditions for the formation of the flux completely change. These changes are exacerbated many times when placed in the channel of the collimator 6 slow discs 12 of different thicknesses. Therefore, for each preselected distance from the primary neutron source and each neutron moderator disk of a certain thickness, both the flux density and its energy spectrum must be determined in advance.

Третий этап способа – определение интегральной плотности и энергетических спектров всех генерируемых опорных нейтронных полей возможно тремя путями: The third stage of the method – determination of the integral density and energy spectra of all generated reference neutron fields is possible in three ways:

1. Измерением с использованием метода активационного анализа.1. Measurement using the activation analysis method.

2. Измерением с использованием многошарового спектрометра Боннера.2. Measurement using a Bonner multi-sphere spectrometer.

3. Расчётным путём с использованием моделирующих программ взаимодействия нейтронов с веществом на основе метода Монте-Карло.3. By calculation using modeling programs for the interaction of neutrons with matter based on the Monte Carlo method.

Для непосредственного вычисления спектров опорных нейтронных полей в точках измерения путём использования моделирующих программ взаимодействия нейтронов с веществом при конкретных геометриях измерений используем хорошо апробированные в ядерной физике программы статистического моделирования (использующие метод Монте-Карло). Существует несколько программных пакетов, позволяющих проводить такие вычисления для самых разнообразных геометрий измерения и взаимодействующих с нейтронами веществ. Наиболее точным для расчётов переноса нейтронного излучения считается программный комплекс MCNPX. Но наиболее универсальной (пригодной для всех видов, ионизирующих излучения) и наиболее широко используемой в ядерной физике и при проектировании различных ядерных установок, является библиотека программ GEANT-4. Этот программный пакет регулярно совершенствуется и обновляется, и находится в свободном доступе. Учитывая эти его преимущества, были проведены специальные сравнительные исследования результатов расчётов с помощью программных пакетов MCNPX и GEANT-4 [10], которые показали согласование их результатов в пределах 3–5% при оценке отклика детектора в энергетическом диапазоне 0,025–20·10⁶эВ и в пределах 1 % для диапазона энергий 100–5·10⁶ эВ. Для оценки точности этих программных комплексов в [10] проведено сравнение симуляций спектра источника ²⁵²Cf из стандарта ISO-8529-1.2001 “Reference neutron radiations – Part1: Characteristics and methods of production” [11]. Для программного комплекса MCNPX рассогласование составляет менее 2,5 %, для GEANT-4 – 5,3–6,5%. Таким образом, использование библиотеки программ GEANT-4 для расчётов спектров опорных нейтронных полей обеспечивает достаточную для практики точность и позволяет получать спектры не только нейтронной, но и гамма-составляющей смешанного излучения.To directly calculate the spectra of reference neutron fields at measurement points by using modeling programs for the interaction of neutrons with matter for specific measurement geometries, we use statistical modeling programs well tested in nuclear physics (using the Monte Carlo method). There are several software packages that allow such calculations to be carried out for a wide variety of measurement geometries and substances interacting with neutrons. The MCNPX software package is considered to be the most accurate for neutron radiation transfer calculations. But the most universal (suitable for all types of ionizing radiation) and the most widely used in nuclear physics and in the design of various nuclear installations is the GEANT-4 software library. This software package is regularly improved and updated, and is freely available. Taking into account these advantages, special comparative studies of the results of calculations using the MCNPX and GEANT-4 software packages [10] were carried out, which showed the agreement of their results within 3–5% when assessing the detector response in the energy range 0.025–20 10 ⁶ eV and within 1% for the energy range 100–5·10 ⁶ eV. To assess the accuracy of these software packages, the authors of [10] compared simulations of the spectrum of the ²⁵² Cf source from the ISO-8529-1.2001 “Reference neutron radiations – Part1: Characteristics and methods of production” standard [11]. For the MCNPX software package, the mismatch is less than 2.5%, for GEANT-4 it is 5.3–6.5%. Thus, the use of the GEANT-4 software library for calculating the spectra of reference neutron fields provides sufficient accuracy for practice and makes it possible to obtain spectra not only of the neutron, but also of the gamma component of mixed radiation.

Сравнивая по достоверности все три рассмотренных подхода к определению спектров опорных нейтронных полей, создаваемых испытательно-поверочным комплексом, предпочтение, несомненно, следует отдать третьему подходу. В самом деле, спектральные характеристики индикаторов в активационном анализе и детектора в сочетании с различными шарами – замедлителями нейтронов во втором подходе рассчитываются с помощью идентичных (или аналогичных) программных пакетов, используемых в третьем подходе. Следовательно, неопределённость этих расчётов будет примерно одинаковой. Но при активационном анализе к ней добавляется погрешности измерения наведённой активности индикаторов после экспонирования в исследуемом потоке нейтронов, и более существенная неопределённость вычислительного восстановления спектра по результатам измерения наведенной активности индикаторов. Аналогично при использовании многошарового спектрометр неопределённость складывается из неопределённости расчёта спектральных характеристик детектора в совокупности с различными шарами-замедлителями нейтронов и неопределённости вычислительного восстановления спектров по откликам детектора с различными шарами. В третьем же подходе имеет место лишь первая составляющая неопределённости и при использовании программного пакета GEANT-4 на основе многолетнего опыта его применения для аналогичных расчётов её можно оценить в 5-6 %, что вполне приемлемо для практики. Comparing the reliability of all three considered approaches to determining the spectra of the reference neutron fields created by the testing and verification complex, preference should undoubtedly be given to the third approach. Indeed, the spectral characteristics of the indicators in the activation analysis and the detector in combination with various neutron moderator balls in the second approach are calculated using identical (or similar) software packages used in the third approach. Therefore, the uncertainty of these calculations will be approximately the same. But in activation analysis, it is supplemented by errors in measuring the induced activity of indicators after exposure to the studied neutron flux, and a more significant uncertainty in the computational reconstruction of the spectrum from the results of measuring the induced activity of indicators. Similarly, when using a multiball spectrometer, the uncertainty consists of the uncertainty in calculating the spectral characteristics of the detector in combination with various neutron moderator balls and the uncertainty in the computational reconstruction of the spectra from the responses of the detector with different balls. In the third approach, only the first component of uncertainty takes place, and when using the GEANT-4 software package, based on many years of experience in its application for similar calculations, it can be estimated at 5-6%, which is quite acceptable for practice.

Таким образом, для реализации расчётов характеристик опорных нейтронных полей необходимо задать спектральный состав моделируемого первичного источника нейтронов, геометрию, размеры и вещественный состав коллимирующей системы, толщину помещаемых в её канал дисков-замедлителей нейтронов, геометрию помещения, в котором располагается установка, материал стен, пола и потолка помещения, расстояния между источником нейтронов и точками измерения, в которые будут помещаться детекторы поверяемого прибора, а также, расположения в помещении элементов установки при задаваемых расстояниях от первичного источника нейтронов, Спектры излучения используемых в поверочных установках образцовых источников нейтронов хорошо изучены и приведены в ряде литературных источников (например, в [11]). За счёт вариаций конструкции корпуса и состава сложных источников типа Pu-α-Be их реальные спектры могут несколько отличатся от эталонных. Но, если знать конструкцию и состав источника, то его спектр можно рассчитать, используя ту же библиотеку программ. В любом случае усреднённую по шкале энергий погрешность спектральной плотности первичного источника нейтронов можно оценить величиной, не превышающей 5 %. Thus, in order to calculate the characteristics of the reference neutron fields, it is necessary to specify the spectral composition of the simulated primary neutron source, the geometry, dimensions and material composition of the collimating system, the thickness of the neutron moderator disks placed in its channel, the geometry of the room in which the installation is located, the material of the walls, floor and the ceiling of the room, the distance between the neutron source and the measurement points at which the detectors of the instrument under test will be placed, as well as the location of the installation elements in the room at specified distances from the primary neutron source. a number of literary sources (for example, in [11]). Due to variations in the design of the case and the composition of complex sources of the Pu-α-Be type, their real spectra may differ somewhat from the reference ones. But, if you know the design and composition of the source, then its spectrum can be calculated using the same software library. In any case, the error of the spectral density of the primary neutron source, averaged over the energy scale, can be estimated by a value not exceeding 5%.

Из первичного источника нейтронов (капсулы образцового радиоизотопного источника) моделируется излучение нейтронов соответствующего энергетического состава с равновероятным направлением их скорости во все стороны. А далее прослеживаются все взаимодействия этих нейтронов с ядрами атомов окружающих объектов и их последствия. Понятно, что детектора достигает лишь небольшая часть излучённых из первичного источника нейтронов. При этом, как уже было сказано ранее, учитываются прямые нейтроны, прошедшие через коллимирующую систему, включая нейтроны рассеянные самой коллимирующей системой, в том числе и помещёнными в её канал замедляющими дисками, и рассеянные коллиматором нейтроны, вышедшие из неё в наружное пространство (в том числе и через боковые поверхности коллиматора) и вторично отражённые от стен, пола и потолка помещения, часть из которых попадает в детектор. При каждом взаимодействии с ядрами атомов окружающего вещества будет поглощаться часть энергии нейтронов и меняться направление его скорости, а часть высокоэнергичных нейтронов будет поглощаться ядрами с излучением вторичных частиц и гамма-квантов. Чтобы получить представительное число нейтронов, достигающих детектора, по которому можно сформировать достоверный спектр потока, приходится «запускать» огромное число (сотни миллионов) нейтронов. Поэтому такие расчёты требуют огромных вычислительных ресурсов (один расчёт требует сотен часов машинного времени на современных ПК).From the primary source of neutrons (a capsule of an exemplary radioisotope source), the radiation of neutrons of the corresponding energy composition is simulated with an equally probable direction of their velocity in all directions. And then all the interactions of these neutrons with the nuclei of atoms of surrounding objects and their consequences are traced. It is clear that only a small part of the neutrons emitted from the primary source reaches the detector. In this case, as mentioned earlier, direct neutrons that have passed through the collimating system are taken into account, including neutrons scattered by the collimating system itself, including slowing discs placed in its channel, and neutrons scattered by the collimator that escaped from it into the outer space (including including through the side surfaces of the collimator) and secondarily reflected from the walls, floor and ceiling of the room, some of which enters the detector. With each interaction with the nuclei of atoms of the surrounding matter, a part of the neutron energy will be absorbed and the direction of its velocity will change, and part of the high-energy neutrons will be absorbed by the nuclei with the emission of secondary particles and gamma quanta. To obtain a representative number of neutrons reaching the detector, from which a reliable flux spectrum can be formed, it is necessary to "launch" a huge number (hundreds of millions) of neutrons. Therefore, such calculations require huge computing resources (one calculation requires hundreds of hours of computer time on modern PCs).

Поскольку энергетический диапазон измеряемых нейтронных потоков чрезвычайно широк, а количество измерительных каналов с различными спектральными характеристиками спектрометра-дозиметра ограничено (не более 1-2 десятков), то и измеренные им спектры должны представляться в ступенчатом виде – средне интервальными значениями спектральных плотностей в энергетических интервалах, на которые поделён весь энергетический диапазон измеряемых нейтронных потоков. Соответственно и спектры создаваемых испытательно-поверочным комплексом опорных нейтронных полей также должны представляться в ступенчатом виде для тех же энергетических интервалов. При определении границ энергетических интервалов необходимо обеспечить их согласование с общепринятыми границами между тепловыми, промежуточными и быстрыми нейтронами. Since the energy range of the measured neutron fluxes is extremely wide, and the number of measuring channels with different spectral characteristics of the spectrometer-dosimeter is limited (no more than 1-2 tens), then the spectra measured by it should be presented in a stepped form - average interval values of spectral densities in energy intervals, into which the entire energy range of measured neutron fluxes is divided. Accordingly, the spectra of the reference neutron fields created by the test and verification complex should also be presented in a stepped form for the same energy intervals. When determining the boundaries of energy intervals, it is necessary to ensure their agreement with the generally accepted boundaries between thermal, intermediate, and fast neutrons.

Однако, расчётным путём можно получить только нормированные (относительно интегральной плотности потока) значения спектральных плотностей опорных нейтронных полей. А при поверке необходимо использовать их абсолютные значения. Для этого определяем интегральную плотность каждого создаваемого опорного нейтронного потока, тогда, умножаем на него нормированные спектральные составляющие соответствующего потока, легко получаем их абсолютные значения. Однако, достоверно измерить плотность интегрального потока с произвольным спектром нечем (пока нет образцового нейтронного спектрометра), а расчётным путём (с помощью моделирующих программ) определить их абсолютные значения невозможно, т.к. при моделировании «запускается» произвольное число нейтронов и его невозможно сопоставить с реальным числом нейтронов, испущенных источником за время измерения..However, by calculation it is possible to obtain only normalized (relative to the integral flux density) values of the spectral densities of the reference neutron fields. And when checking it is necessary to use their absolute values. To do this, we determine the integral density of each created reference neutron flux, then, we multiply the normalized spectral components of the corresponding flux by it, we easily obtain their absolute values. However, there is nothing to reliably measure the density of an integral flux with an arbitrary spectrum (so far there is no exemplary neutron spectrometer), and it is impossible to determine their absolute values by calculation (using modeling programs), because during the simulation, an arbitrary number of neutrons is “launched” and it cannot be compared with the real number of neutrons emitted by the source during the measurement time.

Решение этой проблемы состоит в том, чтобы определить коэффициент соответствия между нормированными и абсолютными значениями спектральных плотностей опорных потоков. Это возможно путём измерения тепловых составляющих этих потоков с помощью образцового радиометра, чувствительного к низкоэнергетическим нейтронам, снабжённого съёмным кадмиевым экраном. Такой радиометр может быть выполнен на базе полистирольного сцинтилляционного детектора, в сцинтиллятор которого добавлен бор-10, активно взаимодействующий с низкоэнергетическими нейтронами с вылетом альфа-частицы. Сцинтиллятор необходимо выполнить достаточно тонким (не толще 5 мм), чтобы он был нечувствителен к сопутствующему гамма-излучению. Его эффективность к тепловым нейтронам достаточно достоверно (с погрешностью не более 5 %) может быть определена расчётным путём с использованием той же библиотеки программ GEANT-4. Это позволяет, используя метод кадмиевой разности, с той же достоверностью определять абсолютное значение плотности тепловой составляющей каждого опорного нейтронного потока

The solution to this problem is to determine the coefficient of correspondence between the normalized and absolute values of the spectral densities of the reference fluxes. This is possible by measuring the thermal components of these fluxes using an exemplary radiometer sensitive to low-energy neutrons, equipped with a removable cadmium shield. Such a radiometer can be made on the basis of a polystyrene scintillation detector, the scintillator of which is supplemented with boron-10, which actively interacts with low-energy neutrons with the emission of an alpha particle. The scintillator must be thin enough (not thicker than 5 mm) to be insensitive to accompanying gamma radiation. Its efficiency to thermal neutrons can be reliably determined (with an error of no more than 5%) by calculation using the same GEANT-4 software library. This allows, using the cadmium difference method, with the same reliability to determine the absolute value of the density of the thermal component of each reference neutron flux

где

и

число зарегистрированных импульсов детектором без кадмиевого экрана и с кадмиевым экраном;where

and

the number of registered pulses by the detector without a cadmium screen and with a cadmium screen;

– эффективность детектора образцового радиометра к тепловым нейтронам;

– efficiency of the detector of the exemplary radiometer to thermal neutrons;

– площадь сечения сцинтиллятора детектора образцового радиометра;

is the cross-sectional area of the detector scintillator of the exemplary radiometer;

Т _и – время измерения (оно должно быть одинаковым при измерениях с детектором без кадмиевого экрана и с кадмиевым экраном). Тi _is the measurement time (it should be the same for measurements with a detector without a cadmium screen and with a cadmium screen).

Сопоставляя измеренную образцовым радиометром плотность тепловой составляющей i-го опорного потока с расчётной нормированной плотностью тепловой составляющей данного опорного потока

, получаем коэффициент соответствия между ними:Comparing the density of the thermal component of the i -th reference flux measured by the reference radiometer with the calculated normalized density of the thermal component of this reference flux

, we get the coefficient of correspondence between them:

где

– нормированное расчётное значение тепловой составляющей i-го потока, определяемая по ответам нейронной сети;where

– normalized calculated value of the thermal component of the i -th flow, determined by the responses of the neural network;

k – количество энергетических интервалов в тепловой части i-го потока. k is the number of energy intervals in the thermal part of the i -th flow.

Этот коэффициент соответствия будет одинаков для всех спектральных составляющих данного потока, т. е.

Поэтому, зная расчётные нормированные спектральные составляющие всех опорных нейтронных полей A _ij и умножая их на полученный для данного опорного потока коэффициент соответствия, получаем абсолютные значения плотности спектральных составляющих этого потока:This matching factor will be the same for all spectral components of a given stream, i.e.

Therefore, knowing the calculated normalized spectral components of all reference neutron fields A _ij and multiplying them by the correspondence coefficient obtained for a given reference flux, we obtain the absolute values of the density of the spectral components of this flux:

Просуммировав спектральные составляющие потока по всем энергетическим интервалам, получаем интегральную плотность данного нейтронного потока:Summing up the spectral components of the flux over all energy intervals, we obtain the integral density of this neutron flux:

Поскольку спектрометр-дозиметр должен измерять не только энергетический спектр произвольных нейтронных потоков, но и мощность дозы. То помимо абсолютных значений спектральных составляющих опорных нейтронных полей должны быть определены и мощности дозы, создаваемые этими потоками. Переносные спектрометры используются для дозиметрического контроля рабочих мест (ДКРМ) на предприятиях атомной отрасли. Такой контроль должен проводиться путём измерения мощности амбиентного эквивалента дозы Н*(10). Since the spectrometer-dosimeter must measure not only the energy spectrum of arbitrary neutron fluxes, but also the dose rate. Then, in addition to the absolute values of the spectral components of the reference neutron fields, the dose rates created by these fluxes should also be determined. Portable spectrometers are used for dosimetric monitoring of workplaces (DKRM) at nuclear industry enterprises. Such control should be carried out by measuring the ambient dose equivalent rate H* (10).

Зная спектр нейтронного потока, можно с высокой точностью определить мощность амбиентного эквивалента дозы. Алгоритм её вычисления состоит в следующем:Knowing the neutron flux spectrum, it is possible to determine the ambient dose equivalent rate with high accuracy. The algorithm for its calculation is as follows:

1) По таблице зависимости конверсионных коэффициентов преобразования флюенса моноэнергетических нейтронов в амбиентный эквивалент дозы от энергии нейтронов h ₁₀ [пЗв/см^-2] в диапазоне энергий от 0,001 эВ до 20 МэВ, приводимых, например, в [13] строится график этой зависимости в логарифмической шкале энергий.1) According to the table of dependences of the conversion coefficients for converting the fluence of monoenergetic neutrons into the ambient dose equivalent from the neutron energy h ₁₀ [pSv/cm ^-2 ] in the energy range from 0.001 eV to 20 MeV, given, for example, in [13], a graph of this dependence is plotted in logarithmic energy scale.

2) По полученным точкам на этом графике восстанавливается непрерывный вид этой зависимости (например с использованием сплайна Акимы). 2) According to the obtained points on this graph, the continuous form of this dependence is restored (for example, using Akima's spline).

3) Для каждого энергетического интервала путём численного интегрирования рассчитываются средние значения этих коэффициентов для каждого принятого энергетического интервала h ₁₀ _ij (где i – обозначение опорного потока, j – обозначение энергетического интервала). 3) For each energy interval, by numerical integration, the average values of these coefficients are calculated for each accepted energy interval h ₁₀ _ij (where i is the designation of the reference flux, j is the designation of the energy interval).

4) Умножая абсолютные значения спектральной плотности данного опорного потока на среднее значение конверсионного коэффициента для данного энергетического интервала и суммируя полученные результаты по всем энергетическим интервалам, получаем точное значение мощности амбиентного эквивалента дозы для данного опорного потока:4) Multiplying the absolute values of the spectral density of a given reference flux by the average value of the conversion coefficient for a given energy interval and summing the results obtained over all energy intervals, we obtain the exact value of the ambient dose equivalent rate for a given reference flux:

Расчёт для всех опорных нейтронных полей проводится вместе с расчётом их спектров и результаты помещаются в базу данных характеристик всех опорных нейтронных полей в постоянную пвмять управляющего компьютера испытательно-поверочного комплекса.The calculation for all reference neutron fields is carried out together with the calculation of their spectra, and the results are placed in the database of characteristics of all reference neutron fields in the permanent memory of the control computer of the testing and verification complex.

Расчёты спектров опорных нейтронных полей (и в нормированном, и в абсолютном выражении) и расчёты мощности амбиентного эквивалента дозы для них должны быть выполнены при метрологической аттестации испытательно поверочного комплекса и занесены в долговременную память управляющего компьютера этого комплекса. Таким образом, к моменту поверки нейтронного спектрометра-дозиметра результаты всех этих расчётов для всех опорных нейтронных полей должны содержаться в постоянной памяти управляющего компьютера комплекса. Calculations of the spectra of reference neutron fields (both in normalized and absolute terms) and calculations of the ambient dose equivalent rate for them must be performed during the metrological certification of the testing and calibration complex and entered into the long-term memory of the control computer of this complex. Thus, by the time of verification of the neutron spectrometer-dosimeter, the results of all these calculations for all reference neutron fields must be contained in the permanent memory of the control computer of the complex.

Далее сличаем абсолютные значения спектральных плотностей и мощности амбиентного эквивалента дозы, измеренных поверяемым спектрометром-дозиметром с их действительными значениям (сейчас принята терминология – условно истинными значениями) этих величин для данного опорного потока. Процедура проведения поверки описана ниже при описании работы устройства (испытательно-поверочного комплекса).Further we compare the absolute values of the spectral densities and the ambient dose equivalent rate, measured by a verifiable spectrometer-dosimeter, with their actual values (terminology is now accepted - conventionally true values) of these values for a given reference flux. The verification procedure is described below when describing the operation of the device (testing and verification complex).

Устройство, реализующее предлагаемый способ поверки нейтронных спектрометров-дозиметров, представляет собой испытательно-поверочный комплекс, который состоит из: The device that implements the proposed method for verification of neutron spectrometers-dosimeters is a test and verification complex, which consists of:

- платформы 1, куда при метрологической аттестации самого испытательно-поверочного комплекса устанавливается образцовый радиометр тепловых нейтронов 2 со съёмным кадмиевым экраном, а при поверке нейтронного спектрометра-дозиметра – поверяемый спектрометр-дозиметр 3;- platform 1, where, during the metrological certification of the test and verification complex itself, an exemplary thermal neutron radiometer 2 with a removable cadmium screen is installed, and when the neutron spectrometer-dosimeter is verified, a verified spectrometer-dosimeter 3 is installed;

- измерительной линейки 4, по направляющим которой с помощью дистанционно управляемой телемеханической системы (на рисунке не показана) может перемещаться тележка 5 с устанавливаемой на неё коллимирующей системой 6 с источником нейтронов 7, закрепляемым электромагнитным фиксатором (на рисунке не показан); - measuring ruler 4, along the guides of which, with the help of a remotely controlled telemechanical system (not shown in the figure), a trolley 5 can move with a collimating system 6 installed on it with a neutron source 7 fixed by an electromagnetic clamp (not shown in the figure);

- дистанционно управляемой телемеханической системы (на рисунке не показана) для извлечения капсулы с источником нейтронов 7 из подземного бункера 8 и доставки её по транспортной трубе 9 в коллимирующую систему 6, где она закрепляется электромагнитным фиксатором, а также обратно в бункер 8 после завершения цикла измерений; - a remotely controlled telemechanical system (not shown in the figure) for extracting a capsule with a neutron source 7 from an underground bunker 8 and delivering it through a transport pipe 9 to a collimating system 6, where it is fixed with an electromagnetic lock, and also back to the bunker 8 after the measurement cycle is completed ;

- компьютерной системы управления на базе персонального компьютера со стандартным набором периферийных устройств для автоматизированной регистрации результатов измерений, их математической обработки и хранения, а также для хранения спектров создаваемых опорных нейтронных полей, управления процедурой поверки, представления результатов поверки в удобном для оператора виде, формирования протокола поверки или испытаний с его распечаткой и хранением в архивной памяти (на фиг. 1 и 2 не показана).- a computer control system based on a personal computer with a standard set of peripheral devices for automated registration of measurement results, their mathematical processing and storage, as well as for storing the spectra of created reference neutron fields, controlling the verification procedure, presenting verification results in a form convenient for the operator, and generating a protocol verification or testing with its printing and storage in archival memory (not shown in Figs. 1 and 2).

Коллимирующая система 6, представленной на фиг. 2, в свою очередь состоит из отражателя нейтронов 10 и коллимирующей трубы 11, вплотную примыкающей к отражателю нейтронов 10, изготовленных из водородсодержащего материала (полиэтилена), в канал которой должны поочерёдно помещаться диски-замедлители нейтронов 12 различной толщины, также из водородсодержащего материала. Для установки в коллимирующую систему капсулы с источником нейтронов 6 в зоне сопряжения отражателя нейтронов 10 и коллимирующей трубы 11 имеется вертикальный узкий канал 13 с центрирующей воронкой 14 в его верхней части, служащий для доставки капсулы с источником нейтронов 6 по транспортной трубе 9 из бункера 8 в коллимирующую систему 6 и обратно (после завершения очередного цикла измерений). На выходной торец коллимирующей трубы 11 может надеваться съёмный экран 15 из листового кадмия толщиной 1 мм. The collimating system 6 shown in FIG. 2, in turn, consists of a neutron reflector 10 and a collimating tube 11, closely adjacent to the neutron reflector 10, made of a hydrogen-containing material (polyethylene), into the channel of which neutron moderator discs 12 of various thicknesses, also from a hydrogen-containing material, must be placed in turn. To install a capsule with a neutron source 6 in the collimating system, in the interface zone of the neutron reflector 10 and the collimating tube 11 there is a vertical narrow channel 13 with a centering funnel 14 in its upper part, which serves to deliver the capsule with the neutron source 6 through the transport pipe 9 from the hopper 8 to collimating system 6 and vice versa (after completion of the next cycle of measurements). A removable screen 15 made of cadmium sheet 1 mm thick can be put on the outlet end of the collimating tube 11.

Некоторое представление об устройстве поверочной установки можно получить по фотографии макетного образца коллимирующей системы, смонтированной на нейтронной поверочной установке ИЛ-1 Курского завода «Маяк» (фиг. 3), и использовавшейся нами для калибровки макета разрабатываемого нейтронного спектрометра. В этой установке транспортная труба с воронкой, по которой доставляется капсула с источником нейтронов, проходит через коллимирующую систему в зоне стыковки отражателя нейтронов с коллимирующей трубой. Там же размещён электромагнитный фиксатор капсулы с источником нейтронов, под который в отражателе нейтронов пришлось сделать достаточно объёмный вырез. Конструкция тележки ограничивала возможную толщину стенок коллимирующей трубы (30 мм) при диаметре её канала 100 мм (вносить изменения в исходную конструкцию установки ИЛ-1 не разрешалось). Some idea of the design of the calibration setup can be obtained from a photograph of a prototype collimating system mounted on the IL-1 neutron calibration setup of the Mayak Kursk plant (Fig. 3) and used by us to calibrate the layout of the neutron spectrometer under development. In this setup, a transport tube with a funnel, through which a capsule with a neutron source is delivered, passes through the collimating system in the zone of the neutron reflector docking with the collimating tube. The electromagnetic lock of the capsule with the neutron source is also located there, under which a rather voluminous cut had to be made in the neutron reflector. The design of the trolley limited the possible thickness of the walls of the collimating tube (30 mm) with a diameter of its channel of 100 mm (it was not allowed to make changes to the original design of the IL-1 setup).

Таким образом при реализации способа на данной установке необходимо иметь:Thus, when implementing the method on this installation, you must have:

- базу данных расчётных нормированных (относитедбно интегральной плотности потока) спектров нейтронных опорных полей, создаваемых испытательно-поверочным комплексом в точках детектирования на расстояниях между источником нейтронов и детектором 0,5, 1,0, 1,5, 2,0, 3,0, 4,0 и 5,0 м для толщин замедляющих дисков 0 (нет дисков), 10, 20, 30, 50, 80, 120 и 180 мм без кадмиевого экрана и с кадмиевым экраном;- a database of calculated normalized (relative to the integral flux density) spectra of neutron reference fields created by the test and verification complex at detection points at distances between the neutron source and the detector 0.5, 1.0, 1.5, 2.0, 3.0 , 4.0 and 5.0 m for retardation disc thicknesses 0 (no discs), 10, 20, 30, 50, 80, 120 and 180 mm without cadmium shield and with cadmium shield;

- программу преобразования базовых спектров из непрерывной формы в ступенчатую по принятым энергетическим интервалам с сохоанением их в постоянной памяти управляющего компьютера комплекса; - a program for converting basic spectra from a continuous form into a stepped one according to the accepted energy intervals with their storage in the permanent memory of the control computer of the complex;

- программу генерирования по базовым спектрам, выраженным в ступенчатой форме, модельных реализаций спектров для формирования обучающей и проверочной выборок, используемых для обучения нейронной сети, встраиваемой в нейтронный спектрометр-дозиметр; - a program for generating model implementations of spectra for the formation of training and test samples, used to train a neural network built into a neutron spectrometer-dosimeter, based on the base spectra expressed in a stepwise form;

- программу измерения тепловой составляющей опорных нейтронных полей методом кадмиевой разности с использованием образцового радиометра тепловых нейтронов со съёмным кадмиевым экраном и определения абсолютных значений спектральных и интегральных плотностей опорных нейтронных полей с хранением их в постоянной памяти управляющего компьютера испытательно-поверочного комплекса;- a program for measuring the thermal component of the reference neutron fields by the cadmium difference method using an exemplary thermal neutron radiometer with a removable cadmium screen and determining the absolute values of the spectral and integral densities of the reference neutron fields with their storage in the permanent memory of the control computer of the testing and verification complex;

- программу вычисления мощности амбиентного эквивалента дозы для всех опорных нейтронных полей по абсолютным значениям их спектральных составляющих с хранением полученных результатов в постоянной памяти управляющего компьютера испытательно-поверочного комплекса; - a program for calculating the ambient dose equivalent rate for all reference neutron fields by the absolute values of their spectral components with the results stored in the permanent memory of the control computer of the testing and verification complex;

- программу управления процедурой поверки и диалога с оператором;- program for managing the verification procedure and dialogue with the operator;

- программу математической обработки и визуализации получаемых результатов измерений и сохранения их в архивной памяти управляющего компьютера испытательно-поверочного комплекса; ;- a program for mathematical processing and visualization of the obtained measurement results and their storage in the archive memory of the control computer of the testing and verification complex; ;

- программу формирования паспорта поверки нейтронных спектрометров-дозиметров с сохранением его в архивной памяти управляющего компьютера испытательного комплекса; - a program for generating a certificate for verification of neutron spectrometers-dosimeters with its preservation in the archive memory of the control computer of the test complex;

Определение абсолютных значений спектральных и интегральных плотностей и вычисление мощности амбиентного эквивалента дозы для всех опорных нейтронных полей проводятся при аттестации и поверках самого испытательно-поверочного комплекса, так что перед началом поверки спектрометра-дозиметра в памяти управляющего компьютера уже хранятся все эти данные для всех создаваемых испытательно-поверочным комплексом опорных нейтронных полей. Поэтому эти расчёты в процедуру поверки не входят.The determination of the absolute values of the spectral and integral densities and the calculation of the ambient dose equivalent rate for all reference neutron fields are carried out during certification and verification of the test and verification complex itself, so that before starting the verification of the spectrometer-dosimeter, all these data are already stored in the memory of the control computer for all created test - verification complex of reference neutron fields. Therefore, these calculations are not included in the verification procedure.

Процедура поверки проходит следующим образом: Verification procedure goes like this:

- поверяемый спектрометр 3 устанавливается на платформу 1 таким образом, чтобы горизонтальная ось детекторов блока детектирования поверяемого спектрометра совпадала с осью канала коллимирующей трубы 11, а сам спектрометр соединяется информационным кабелем с управляющим компьютером (который располагается в защищённом от излучения помещении);- the verified spectrometer 3 is installed on the platform 1 in such a way that the horizontal axis of the detectors of the detection unit of the verified spectrometer coincides with the axis of the channel of the collimating tube 11, and the spectrometer itself is connected by an information cable to the control computer (which is located in a room protected from radiation);

- в канал коллимирующей трубы 11 помещается один из дисков-замедлителей нейтронов 12 (одно из измерений проводится при отсутствии дисков-замедлителей нейтронов);- one of the neutron moderator disks 12 is placed in the channel of the collimating tube 11 (one of the measurements is carried out in the absence of neutron moderator disks);

- кадмиевый экран 15 снимается с торца коллимирующей трубы 11.- the cadmium screen 15 is removed from the end of the collimating tube 11.

Последующая процедура проводится оператором дистанционно из защищённого от излучения помещения:The following procedure is carried out by the operator remotely from a radiation-protected room:

- по команде оператора капсула с первичным источником нейтронов 11 с помощью телемеханической системы извлекается из бункера 8 и по транспортной трубе 9 доставляется к коллимирующей системе 6 и через вертикальный канал 13 устанавливается между отражателем нейтронов 10 и коллимирующей трубой 11, где фиксируется электромагнитным фиксатором так, чтобы геометрический центр капсулы с источником нейтронов располагался на продольной горизонтальной оси коллимируюшей трубы 11 (стальной корпус капсулы с источником нейтронов обеспечивает надёжную её транспортировку по транспортной трубе 9 с помощью тросика с дистанционно включаемым электромагнитом, а фиксатор обеспечивает правильное располо-жение капсулы с источником нейтронов в коллимирующей системе);- at the command of the operator, the capsule with the primary neutron source 11 is removed from the hopper 8 using a telemechanical system and delivered to the collimating system 6 through the transport pipe 9 and installed through the vertical channel 13 between the neutron reflector 10 and the collimating pipe 11, where it is fixed with an electromagnetic lock so that the geometric center of the capsule with the neutron source was located on the longitudinal horizontal axis of the collimating tube 11 (the steel body of the capsule with the neutron source ensures its reliable transportation along the transport tube 9 using a cable with a remotely activated electromagnet, and the lock ensures the correct location of the capsule with the neutron source in the collimating system);

- с помощью телемеханической системы тележка 5 с коллимирующей системой 6, в которой установлен источник нейтронов 7, по команде оператора перемещается на одно из задаваемых расстояний от детекторов поверяемого спектрометра; - with the help of the telemechanical system, the trolley 5 with the collimating system 6, in which the neutron source 7 is installed, moves at one of the specified distances from the detectors of the verified spectrometer at the operator's command;

- по команде оператора начинается измерение (управление процессом измерения осуществляется автоматически встроенным в спектрометр-дозиметр микроконтроллером), но команда оператора выдаётся из управляющего компьютера испытательно-поверочного комплекса;- at the operator's command, the measurement starts (the measurement process is controlled automatically by the microcontroller built into the spectrometer-dosimeter), but the operator's command is issued from the control computer of the test and verification complex;

- результаты измерения автоматически транслируются из спектрометра-дозиметра в управляющий компьютер испытательно-поверочного комплекса;- measurement results are automatically transmitted from the spectrometer-dosimeter to the control computer of the testing and verification complex;

- управляющий компьютер производит сличение полученных результатов с хранящимися в его памяти расчётными значениями нормированных и абсолютных спектральных и интегральной плотностей, а также мощности амбиентного эквивалента дозы для данного опорного нейтронного потока, вычисляет ошибки, проводит их статистическую обработку, отображает результаты на дисплее и заносит их в долговременную память; - the control computer compares the obtained results with the calculated values of the normalized and absolute spectral and integral densities stored in its memory, as well as the ambient dose equivalent rate for a given reference neutron flux, calculates the errors, performs their statistical processing, displays the results on the display and enters them into long-term memory;

- если по принятой методике поверки требуется повторное измерение (от 5 до 10 раз), то они выполняются и результаты накапливаются в памяти управляющего компьютера, после чего вычисляются средние значения измеренных веоичин, а также максимальные и средние ошибки по каждому энергетическому интервалу, по интегральной плотности потока и по мощности амбиентного эквивалента дозы;- if, according to the accepted method of verification, repeated measurements are required (from 5 to 10 times), then they are performed and the results are accumulated in the memory of the control computer, after which the average values of the measured values are calculated, as well as the maximum and average errors for each energy interval, according to the integral density flow and ambient dose equivalent rate;

- по завершении измерений оператор даёт команду на перемещение тележки 5 с коллимирующей системой 6 на другое стандартное расстояние и повторяется вся процедура измерений;- upon completion of the measurements, the operator gives a command to move the trolley 5 with the collimating system 6 to another standard distance and the entire measurement procedure is repeated;

- когда проведены измерения при всех задаваемых расстояниях, оператор даёт команду на транспортировку источника нейтронов 7 в бункер 8, и после её выполнения заменяет диск-замедлитель нейтронов или надевает на выходной торец коллимирующей трубы 11 кадмиевый экран 15, выходит в защищаемое помещение и повторяет весь цикл измерений при всех расстояниях между источником нейтронов 7 и детекторами поверяемого спектрометра-дозиметра 3. - when measurements are taken at all specified distances, the operator gives a command to transport the neutron source 7 to the bunker 8, and after its execution replaces the neutron moderator disk or puts a cadmium screen 15 on the outlet end of the collimating tube 11, goes into the protected room and repeats the entire cycle measurements at all distances between the neutron source 7 and the detectors of the verified spectrometer-dosimeter 3.

Когда проведены измерения для всех опорных нейтронных полей, оператор вводит с клавиатуры управляющего компьютера служебную информацию, необходимую для протокола поверки и даёт команду на его автоматическое формирование, с выводом его на печать и сохранением в архивной памяти. When measurements are taken for all reference neutron fields, the operator enters the service information necessary for the verification protocol from the keyboard of the control computer and gives a command to automatically generate it, print it out and save it in the archive memory.

Для иллюстрации получаемых расчётных спектров опорных нейтронных полей на фиг. 4 приведены нормированные расчётные спектры опорных полей, получаемые при расстоянии между источником нейтронов и точкой детектирования в 1 м при использовании замедляющих дисков различной толщины, а на фиг. 5 – спектры опорных нейтронных полей при отсутствии замедляющих дисков в канале коллимирующей системы, но при различных расстояниях между источником нейтронов и точками детектирования. To illustrate the resulting calculated spectra of the reference neutron fields in Fig. Figure 4 shows the normalized calculated spectra of the reference fields obtained at a distance between the neutron source and the detection point of 1 m using slow-wave discs of various thicknesses, and Fig. 5 – spectra of reference neutron fields in the absence of moderating disks in the channel of the collimating system, but at different distances between the neutron source and detection points.

Из графиков на фиг. 4 (верхний рисунок) можно видеть, что при отсутствии кадмиевого экрана на коллимирующей трубе тепловой пик на спектрах при всех толщинах замедляющих дисков существенно превышает пик быстрых нейтронов (лишь при отсутствии замедляющих дисков в коллиматоре они примерно сравниваются). Форма пика тепловых нейтронов при использовании замедляющих дисков различной толщины изменяется незначительно (он остаётся сравнительно гладким), изменяется лишь его высота. А форма пика быстрых нейтронов меняется при этом весьма существенно. From the graphs in Fig. It can be seen in Fig. 4 (upper figure) that in the absence of a cadmium screen on the collimating tube, the thermal peak in the spectra at all thicknesses of the moderating disks significantly exceeds the peak of fast neutrons (only in the absence of moderating disks in the collimator do they approximately compare). The shape of the thermal neutron peak when moderating disks of different thicknesses are used changes insignificantly (it remains relatively smooth), only its height changes. And the shape of the peak of fast neutrons changes quite significantly in this case.

Графики спектров на нижнем рисунке фиг. 4 показывают, что при наличии кадмиевого экрана на торце коллимирующей трубы резко уменьшается величина пика тепловых нейтронов и при использовании замедляющих дисков различной толщины его величина меняется не столь существенно. Однако, тепловые нейтроны не исчезают полностью. В этом случае тепловой пик образуется за счёт рассеянных коллиматором нейтронов, вышедших через его боковые стенки в наружное пространство и вторично рассеянные стенами, полом и потолком помещения, часть которых достигает точки детектирования.The spectrum plots in the lower figure of Fig. 4 show that in the presence of a cadmium screen at the end of the collimating tube, the value of the thermal neutron peak sharply decreases and, when moderating disks of various thicknesses are used, its value does not change so significantly. However, thermal neutrons do not disappear completely. In this case, the thermal peak is formed due to the neutrons scattered by the collimator, which escaped through its side walls into the outer space and are secondarily scattered by the walls, floor, and ceiling of the room, some of which reach the detection point.

Из графиков на фиг. 5 следует, что с изменением расстояний до источника нейтронов форма спектров также изменяется достаточно существенно, как раз за счёт изменения соотношений между прямыми нейтронами, прошедшими через открытый канал коллимирующей системы и вторично рассеянными стенами, полом и потолком помещения нейтронами. Очевидно, что при наличии замедляющего диска в коллиматоре эти изменения будут выражены сильнее, т. к. доля прямых нейтронов при этом будет существенно уменьшаться.From the graphs in Fig. It follows from Fig. 5 that with a change in the distance to the neutron source, the shape of the spectra also changes quite significantly, precisely due to a change in the ratios between direct neutrons that have passed through the open channel of the collimating system and neutrons secondarily scattered by the walls, floor, and ceiling of the room. Obviously, in the presence of a moderating disk in the collimator, these changes will be more pronounced, since the fraction of direct neutrons will then decrease significantly.

Таким образом, испытательно-поверочный комплекс способен создавать опорные нейтронные поля с весьма разнообраными формами спектров, что и требуется для проведения поверки спектрометров дозиметров и оценки их реальных погрешностей при измерении нейтронных потоков с различными формами энергетических спектров. Thus, the test and verification complex is capable of creating reference neutron fields with very diverse spectrum shapes, which is required for verifying dosimeter spectrometers and estimating their real errors when measuring neutron fluxes with different energy spectrum shapes.

Литература:Literature:

1. ГОСТ 8.521-84 ГСИ. Установки поверочные нейтронного излучения. Методика поверки.1. GOST 8.521-84 GSI. Installations for verification of neutron radiation. verification method.

2. ГОСТ 8.355-79 ГСИ. Радиометры нейтронов. Методы и средства поверки.2. GOST 8.355-79 GSI. Neutron radiometers. Methods and means of verification.

3. ГОСТ 8.521-84 ГСИ. Установки поверочные нейтронного излучения. Методика поверки.3. GOST 8.521-84 GSI. Installations for verification of neutron radiation. verification method.

4. Внутриреакторная дозиметрия: практическое руководство / Б. А. Брискман, В. В. Генералова, Е. А. Крамер-Агеев [и др.]. М.: Энергоатомиздат, 1985. 200 с.4. Intra-reactor dosimetry: a practical guide / B. A. Briskman, V. V. Generalova, E. A. Kramer-Ageev [et al.]. M.: Energoatomizdat, 1985. 200 p.

5. Brooks F. D., Klein H. Neutron spectrometry – historical review and present status // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, A 476, 2002. P. 1-11.5. Brooks F. D., Klein H. Neutron spectrometry – historical review and present status // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, A 476, 2002. P. 1-11.

6. Брегадзе Ю. И., Степанов Э. К., Ярына В. П. Прикладная метрология ионизирующих излучений // М.: Энергоатомиздат, 1990. 264 с.6. Bregadze Yu. I., Stepanov E. K., Yaryna V. P. Applied metrology of ionizing radiation // M.: Energoatomizdat, 1990. 264 p.

7. Bramblett R. L., Ewing R. I., Bonner T. W. A new type of Neutron spectrometer // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. North-Holland publishing Co. № 9, 1960. P. 1-12. 7. Bramblett R. L., Ewing R. I., Bonner T. W. A new type of Neutron spectrometer // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. North Holland publishing co. No. 9, 1960. P. 1-12.

8. Thomas D. J., Alevra A. V. Bonner sphere spectrometers – a critical review//Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. A 476, 2002. P. 12-20.8. Thomas D. J., Alevra A. V. Bonner sphere spectrometers – a critical review//Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. A 476, 2002. P. 12-20.

9. Санников А. В., Пелешко В. Н., Савицкая Е. Н., Купцов С. И., Сухарев М. М. Многошаровый спектрометр нейтронов на основе серийного прибора РСУ-01 // АНРИ, № 1, 2009. С. 62-69.9. A. V. Sannikov, V. N. Peleshko, E. N. Savitskaya, S. I. Kuptsov, and M. M. Sukharev, “Multiball neutron spectrometer based on the RSU-01 serial instrument,” ANRI, No. 1, 2009. pp. 62-69.

10. B.M. van der Ende, J. Atanachovich, A. Erlandson. Nucl. Instrum. Method. Phys. Res., A, 820 (2016) 40-47.10.B.M. van der Ende, J. Atanachovich, A. Erlandson. Nucl. Instrum. Method. Phys. Res., A, 820 (2016) 40-47.

11. ISO-8529-1:2001 “Reference neutron radiations – Part1: Characteristics and methods of production”.11. ISO-8529-1:2001 “Reference radiation neutrons – Part1: Characteristics and methods of production”.

12. МУ 2.6.5.052-2017. Дозиметрия. Определение индивидуальной эффективной дозы нейтронного излучения. М. 2018. 105 с. 12. MU 2.6.5.052-2017. Dosimetry. Determination of the individual effective dose of neutron radiation. M. 2018. 105 p.

Claims

1. A method for verifying neutron spectrometers-dosimeters, which consists in comparing the values of reliably known characteristics of reference neutron fluxes with various forms of energy spectra created by a verification installation, obtained by calculation in a normalized form with the readings of a verified instrument, characterized in that to determine the absolute values of the spectral components reference neutron fields, their thermal component is measured by the cadmium difference method using an exemplary radiometer sensitive to low-energy neutrons, with a known efficiency to the thermal component of the neutron flux, equipped with a removable cadmium screen, and the measured value of the thermal component of the reference neutron flux is used to determine the coefficient of correspondence between the measured and normalized values of the thermal components of this flow with subsequent multiplication by it of the calculated normalized values of the spectral components of this reference sweat eye, and multiplying the obtained absolute values of the spectral components of the flux by the pre-calculated average interval values for the accepted energy intervals of the values of the conversion coefficients for the transition from the flux density to the equivalent dose rate, the spectral components of the equivalent dose rate are determined, summing which the integral value of the equivalent dose rate for a given reference stream is obtained, comparing it with the corresponding indication of the verified spectrometer-dosimeter.

2. Testing and verification complex for verification of neutron spectrometers-dosimeters, which implements the method of verification of neutron spectrometers-dosimeters according to claim 1, characterized in that it consists of a platform where, when calibrating a neutron spectrometer-dosimeter, a verifiable spectrometer-dosimeter is installed, a measuring line, according to the guide of which, with the help of a remotely controlled telemechanical system, a trolley can be moved with a collimating system installed on it, made of a hydrogen-containing material, with a radioisotope neutron source placed in it, into the channel of which neutron moderator disks of various thicknesses made of a hydrogen-containing material are sequentially placed, a telemechanical system for extracting a capsule with a neutron source from an underground bunker and its delivery through a transport pipe to the collimating system, where it is fixed with an electromagnetic clamp, and also back to the bunker after the completion of the measurement cycle, a removable cadmium screen, attached to the output end of the collimating system.