ГОСТ 22751-77

ГОСТ 22751—77

МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ

ГЕНЕРАТОРЫ НЕЙТРОНОВ

МЕТОД ИЗМЕРЕНИЯ ПОТОКА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ

Издание официальное

537—99

ИПК ИЗДАТЕЛЬСТВО СТАНДАРТОВ
Москва

УДК 539.172.84.07 : 539.12.08 : 006.354 Группа Ф19

МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ

ГЕНЕРАТОРЫ НЕЙТРОНОВ

roct
Метод измерения потока быстрых нейтронов 22751—77*

Neutron generators.
Mcthods of fast neutron flux measurement

ОКП 69 4721

Постановлением Государственного комитета стандартов Совета Министров СССР от 27 октября 1977 г. № 2516
срок введения установлен
< 01.01.79

Настоящий стандарт распространяется на генераторы нейтронов и ускорительные трубки
генераторов нейтронов, реализующие ядерную реакцию 7 (d, n)He, и устанавливают методы изме-
рения потока быстрых нейтронов изделий по ГОСТ 21171 для оценки технического уровня и
качества.

Метод определения среднего потока быстрых нейтронов основан на измерении средней плот-
ности потока. нейтронов в месте размешения активационного детектора нейтронов и расчете потока
нейтронов, исходя из известной эффективной площади излучающей поверхности мишени и телес-
ного угла в системе мишень — детектор.

Термины, используемые в настоящем стандарте, — по РМГ 29, FOCT 21171 и ГОСТ 15484.

{Измененная редакция, Изм. № 2).

1. АППАРАТУРА И МАТЕРИАЛЫ

Активационные детекторы должны изготовляться в виде плоских дисков из алюминия марки
A999 по ГОСТ 11069 и меди марки M00 по ГОСТ 859. Применяемые материалы должны соответст-
вовать требованиям ГОСТ 8.315. Диаметр активационного детектора не должен быть более 30 мм и
толщиной более | мм.

Радиометрические приборы (радиометры) типов РИБ, РПБ, РКБ по ГОСТ 27451, аттестован-
ные в установленном порядке и применяемые для измерения наведенной активности детекторов по
бета-излучению *2Си и Na,

(Измененная редакция, Изм. № 1, 2).

2. ПОДГОТОВКА К ИЗМЕРЕНИЮ

2.1. По истечении времени установления рабочего режима радиометров определяют нормиро-
ванные метрологические характеристики.

{Измененная редакция, Изм. № 1).

2.2. Для измерения срелней плотности потока нейтронов используют активационные де-
текторы быстрых нейтронов из алюминия и меди. Детекторы из алюминия применяют для
определения и сравнения среднего потока и пространственного распределения быстрых нейтро-
нов от одного или нескольких генераторов нейтронов и ускорительных трубок генераторов
‘нейтронов.

Taian официальное Перепечатка воспрещена.

© Издательство стандартов, 1978
© ИПК Издательство стандартов, 2001

С. 2 ГОСТ 22751—77

Для оперативного периодического контроля потока в процессе разработки, эксплуатации
генераторов нейтронов и ускорительных трубок генераторов нейтронов применяют детекторы из
меди. Детекторы ‘устанавливают в фиксированных положениях относительно мишени ускорительной
трубки генератора нейтронов, облучают потоком быстрых нейтронов, далее измеряют значение
наведенной активности по бета-излучению ралионуклила, образующегося в результате ядерной
реакции 27Al (и, а), Na, Cu (п, 2n), @Cu, и путем перерасчета определяют среднюю плотность
потока быстрых нейтронов.

Основные константы детекторов из алюминия и меди, используемые при измерениях средней
плотности потока и среднего потока быстрых нейтронов, приведены в приложении 1-

2.3. Измерение активности по бета-излучению детектора выполняют на приборе — компара-
торе путем сравнения с активностью источника или на аттестованном отсчетном устройстве с
известным коэффициентом связи скорости счета импульсов при регистрации бета-излучения с
активностью детектора.

3. ПРОВЕДЕНИЕ ИЗМЕРЕНИЙ

3.1. Определяют значение массы т и габаритные размеры активационного детектора (диаметр
Чи толщину а).

Исходя из данных: габариты детектора, спектр бета-излучения радионуклида “Cu, Na, ли-
нейный коэффициент ослабления бета-излучения и и телесного угла Q . определяют коэффициент
К, учитывающий самопоглощение бета-излучения материалом детектора.

Проводят проверку градуировочного коэффициента = радиометра путем регистрации бета-из-
лучения источника и сравнения его с паспортными данными на радиометр, (см. приложение 2). Если
разность измеренного и паспортизованного значений градуировочного коэффициента лежит в
доверительных границах паспортного значения =, определяемых средним квадратическим отклоне-
нием результата измерения, то процедуру измерения следует продолжить. Если разность измеренного
и паспортизованного значений градуировочного коэффициента не лежит в доверительных границах
паспортного значения &, радиометр подлежит переаттестации в установленном порядке. Коэффи-
циент К и градуировочный коэффициент & вычисляют по формулам, указанным в приложении 2.

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

Устанавливают один или несколько активационных детекторов вблизи мишени генератора ней-
тронов на позицию облучения под углом O° относительно направления пучка ионов, причем детекторы
из меди устанавливают в кадмиевых фильтрах. Измеряют расстояние от излучающей поверхности
мишени до активационного детектора и определяют его положение в пространстве относительно
мишени. Измеряют параметры, характеризующие эффективный радиус излучающей поверхности ми-
шени с учетом ее геометрической формы, и рассчитывают геометрический параметр а.

Исходя из данных по конструкции генератора нейтронов, элементы которого расположены
между мишенью и детектором, рассчитывают коэффициент P, учитывающий выведение нейтронов
из диапазона энергий, регистрируемых детектором за счет процессов взаимодействия на конструк-
ционных материалах генератора нейтронов. Геометрический параметр © и коэффициент Р вычис-
ляют по формулам, указанным в приложении 3.

Облучают детектор в течение установленного интервала времени /,. Время облучения детектора.
‘из алюминия не должно быть более 3 ч, а детектора из меди — более 10 мин.

По окончании облучения активационный детектор извлекают с позиции облучения и вылер-
живают в течение интервала времени f,, обеспечивающего снижение уровня помех от активности.
образованной в побочных ядерных реакциях. Время выдержки детекторов из алюминия не должно
быть менее 3 ч, а детекторов из меди — более 5 мин.

По истечении времени выдержки активационный детектор устанавливают в радиометр для
регистрации бета-излучения, измеряют суммарное число импульсов от детектора и фона (№ + №)
за установленный интервал времени г,. Время измерения для детекторов из алюминия не должно
быть более 3 4, а детекторов из меди — более 10 мин.

3.1, 3.2. (Измененная редакция, Изм. № 1).

ГОСТ 22751—77 С. 3

4. ОБРАБОТКА РЕЗУЛЬТАТОВ

4.1. Среднюю плотность потока быстрых нейтронов в месте расположения активационного
детектора (f) в нейтр./(м?. с) вычисляют по формуле
7 АКА + №) Nol
_ туб Ke Q [b= ee № 1-е *

где
A — массовое число материалов детектора, а. е. м.;

т— масса активационного детектора, г;
К — коэффициент, учитывающий самопоглощение бета-излучения материалом детектора;
№, — число Авогалро, моль”
1 — содержание облучаемого нуклида в детекторе;
у— интенсивность бета-излучения, образовавшегося нуклида;
= — градуировочный коэффициент радиометра;
iy интервал времени облучения детектора, с;
15— интервал времени выдержки детектора, с;
1, — интервал времени измерения, с;
»— постоянная радиоактивного распада нуклида, с`';
< — сечение активации, CM";
(Ng + Ny) — суммарное число импульсов, зарегистрированных от детектора и фона за интервал
времени измерения (,;
Ny число импульсов фона, зарегистрированное радиометром за интервал времени f,;
© — относительный телесный угол при регистрации бета-излучения детектора;
е— основание натурального логарифма.
Плотность потока нейтронов с учетом просчетов радиометра определяют в приложении 4.
(Измененная редакция, Изм. № 1).
4.2. Средний поток быстрых нейтронов (F) в нейтр./с вычисляют по формуле
Fe faP,
где
Jf — средняя плотность потока нейтронов, нейтр./ (м*. с);

а — геометрический параметр, м?;
P— коэффициент, учитывающий выведение нейтронов из диапазона энергий, регистриру-

емых детектором,
4.3. Среднее квадратическое отклонение результата измерения среднего потока быстрых ней-

тронов (6,) вычисляют по формуле

где
9: среднее квадратическое отклонение результата измерения потока быстрых нейтронов по

|-ому параметру.
Расчетные соотношения для определения погрешности измерения средней плотности потока
и среднего потока быстрых нейтронов даны в приложении 5.
{Измененная редакция, Изм. № 1).