TIÊU CHUẨN QUỐC GIA TCVN 10804-1:2015 (ISO 12789-1:2008) VỀ TRƯỜNG BỨC XẠ CHUẨN – TRƯỜNG NƠTRON ĐƯỢC MÔ PHỎNG TẠI NƠI LÀM VIỆC – PHẦN 1: ĐẶC TRƯNG CỦA TRƯỜNG NƠTRON VÀ PHƯƠNG PHÁP TẠO TRƯỜNG CHUẨN

TIÊU CHUẨN QUỐC GIA

TCVN 10804-1:2015

ISO 12789-1:2008

TRƯỜNG BỨC XẠ CHUẨN – TRƯỜNG NOTRON ĐƯỢC MÔ PHỎNG TẠI NƠI LÀM VIỆC – PHẦN 1: ĐẶC TRƯNG CỦA TRƯỜNG NƠTRON VÀ PHƯƠNG PHÁP TẠO TRƯỜNG CHUẨN

Reference radiation fields – Simulated workplace neutron fields – Part 1: Characteristics and methods of production

 

Lời nói đầu

TCVN 10804-1:2015 hoàn toàn tương đương với ISO 12789-1:2008.

TCVN 10804-1:2015 do Ban kỹ thuật tiêu chuẩn quốc gia TCVN/TC 85 Năng lượng hạt nhân biên soạn, Tổng cục Tiêu chuẩn Đo lường Chất lượng đề nghị, Bộ Khoa học và Công nghệ công bố

Bộ tiêu chuẩn TCVN 10804 (ISO 12789), Trường bức xạ chuẩn – Trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc, gồm các phần sau:

– TCVN 10804-1:2015 (ISO 12789-1:2008), Phần 1: Đặc trưng của trường nơtron và phương pháp tạo trường chuẩn;

– TCVN 10804-2:2015 (ISO 12789-2:2008), Phần 2: Các nguyên tắc hiệu chuẩn liên quan đến đại lượng cơ bản.

 

Lời giới thiệu

ISO 8529-1, ISO 8529-2 và ISO 8529-3 đưa ra các tiêu chuẩn về việc tạo ra, xác định các đặc điểm và việc sử dụng trường nơtron để chuẩn liều kế cá nhân và thiết bị đo liều xách tay. Các tiêu chuẩn này mô tả các trường bức xạ chuẩn với phổ năng lượng năng lượng nơtron được xác định rõ và phù hợp cho việc sử dụng trong các phòng thí nghiệm hiệu chuẩn. Tuy nhiên phổ nơtron thường thấy trong các trường hợp cần bảo vệ bức xạ thường ngày khá khác với phổ nơtron được tạo ra bởi các nguồn được nêu trong các tiêu chuẩn. Ở một mức độ ít hơn, liều kế cá nhân là thiết bị đo liều xách tay, nhìn chung có độ đáp ứng tương đương liều phụ thuộc vào năng lượng nên có thể không đạt được một sự hiệu chuẩn thích hợp cho một thiết bị được sử dụng tại nơi làm việc có phổ năng lượng nơtron và sự phân bố góc khác đáng kể so với phổ năng lượng nơtron và sự phân bố góc của bức xạ chuẩn được dùng để hiệu chuẩn. ISO 8529-1 mô tả chi tiết bốn trường bức xạ chuẩn nơtron dựa trên nhân phóng xạ. Tiêu chuẩn này mô tả đặc trưng của các bức xạ chuẩn nơtron được tạo lập cho giống với bức xạ được thấy trong thực tế. Các ví dụ cụ thể về các cơ sở có nguồn nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc được nêu trong Phụ lục A để minh họa.

 

TRƯỜNG BỨC XẠ CHUẨN -TRƯỜNG NƠTRON ĐƯỢC MÔ PHỎNG TẠI NƠI LÀM VIỆC- PHẦN 1: ĐẶC TRƯNG CỦA TRƯỜNG NƠTRON VÀ PHƯƠNG PHÁP TẠO TRƯỜNG CHUẨN

Reference radiation fields – Simulated workplace neutron fields – Part 1: Characteristics and methods of production

1  Phạm vi áp dụng

Tiêu chuẩn này đưa ra hướng dẫn cho việc tạo ra và xác định các đặc trưng của trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc được sử dụng để hiệu chuẩn các thiết bị đo nơtron cho mục đích bảo vệ bức xạ. Tiêu chuẩn này đưa ra hướng dẫn phương pháp tính toán và phương pháp đo phổ. Năng lượng nơtron trong các trường bức xạ chuẩn này có dải từ xấp xỉ năng lượng nơtron nhiệt tới vài trăm GeV. Phương pháp tạo và các kỹ thuật giám sát cho các loại trường nơtron khác nhau cũng như phương pháp đánh giá và báo cáo độ không đảm bảo cho các trường cũng được đưa ra trong tiêu chuẩn này.

2  Tài liệu viện dẫn

Các tài liệu viện dẫn sau là cần thiết cho việc áp dụng tiêu chuẩn này. Đối với các tài liệu viện dẫn ghi năm công bố thì áp dụng phiên bản được nêu. Đối với các tài liệu viện dẫn không ghi năm công bố thì áp dụng phiên bản mới nhất bao gồm cả các bản sửa đổi, bổ sung (nếu có).

TCVN 9595-3:2013 (ISO/IEC Guide 98-3:2008)[1] Độ không đảm bảo đo – Hướng dẫn trình bày độ không đảm bảo đo (GUM:1995).

ISO 8529-1:2000 Reference neutron radiations – Part 1: Characteristics and methods of production (Bức xạ nơtron chuẩn – Phần 1: Đặc điểm và phương pháp tạo bức xạ chuẩn).

ISO 8529-2:2000 Reference neutron radiations – Part 2: Calibration fundamentals of radiation protection devices related to the basic quantities characterizing the radiation field (Bức xạ nơtron chuẩn – Phần 2: Nguyên tắc hiệu chuẩn các thiết bị bảo vệ bức xạ liên quan đến các đại lượng cơ bản dùng để xác định đặc điểm của trường bức xạ).

ISO 8529-3:1998, Reference neutron radiations – Part 3: Calibration of area and personal dosimeters and determination of response as a function of energy and angle of incidence (Bức xạ nơtron chuẩn – Phần 3: Hiệu chuẩn thiết bị đo liều môi trường và cá nhân và xác định độ đáp ứng theo hàm năng lượng và góc tới).

3  Thuật ngữ và định nghĩa

Tiêu chuẩn này sử dụng các thuật ngữ và định nghĩa sau:

CHÚ THÍCH 1: Các định nghĩa theo khuyến nghị của Báo cáo ICRU 30^[8] và Báo cáo ICRU 51^[4].

CHÚ THÍCH 2: Các bội số và ước số của các đơn vị SI được sử dụng trong toàn bộ tiêu chuẩn này.

3.1

Dòng notron (neutron fluence)

Φ

dN chia cho da, trong đó dN là số nơtron tới đi qua một hình cầu có diện tích cắt ngang là da.

CHÚ THÍCH: Đơn vị của dòng nơtron là mét mũ âm 2 (m^-2).

3.2

Suất dòng nơtron (neutron fluence rate)

φ

dΦ chia cho dt, với dΦ là sự gia tăng của dòng nơtron (dòng) trong khoảng thời gian dt

CHÚ THÍCH: Đơn vị của suất dòng nơtron là mét mũ âm 2 nhân với giây mũ âm 1 (m^-2s^-1).

3.3

Phân bố phổ của dòng nơtron (spectral distribution of the neutron fluence)

Φ_E

dΦ chia cho dE, với dΦ là độ gia tăng dòng nơtron trong dải năng lượng từ E đến E + dE

CHÚ THÍCH: Đơn vị phân bố phổ của dòng nơtron là mét mũ âm 2 nhân với nghịch đảo của jun (m^–2J^-1).

3.4

Tương đương liều môi trường (ambient dose equivalent)

H*(d)

(tại một điểm trong trường bức xạ) tương đương liều tại một điểm trong trường bức xạ được tạo bởi một trường định hướng mở rộng tương đương trong một khối cầu ICRU tại độ sâu d, trên bán kính ngược với hướng của trường xạ tới thẳng.

CHÚ THÍCH 1: Khuyến nghị sử dụng độ sâu 10 mm đối với bức xạ có độ đâm xuyên mạnh.

CHÚ THÍCH 2: Đơn vị của tương đương liều môi trường là jun nhân với nghịch đảo kilogam (J.kg^-1) thường được gọi là Sieved (Sv).

3.5

Tương đương liều cá nhân (personal dose equivalent)

H_p(d)

Tương đương liều trong mô mềm tại khoảng cách phù hợp d dưới một điểm cụ thể trên cơ thể.

CHÚ THÍCH 1: Khuyến nghị sử dụng độ sâu d = 10 mm đối với bức xạ có độ đâm xuyên mạnh.

CHÚ THÍCH 2: Đơn vị của tương đương liều cá nhân là jun nhân với nghịch đảo kilogam (J.kg^-1) thường được gọi là Sieved (Sv).

CHÚ THÍCH 3: Báo cáo ICRU 39^[5] định ra các thành phần khối lượng của mô mềm gồm: 76,2 % O; 10,1 % H; 11,1 % C; 2,6% N.

CHÚ THÍCH 4: Trong Báo cáo ICRU 47^[7], ICRU coi định nghĩa tương đương liều cá nhân bao gồm cả tương đương liều tại độ sâu d trong một phantom có thành phần tương đương mô của ICRU. Do đó, H_p(10) cho hiệu chuẩn liều kế cá nhân là tương đương liều tại độ sâu 10 mm trong một phantom có thành phần tương đương mô của ICRU nhưng với kích thước và hình dạng của phantom được sử dụng để hiệu chuẩn (hình trụ có kích thước 30 cm x 30 cm x 15 cm).

3.6

Hệ số chuyển đổi dòng nơtron – tương đương liều (neutron fluence to dose equivalent conversion coefficient)

h_Φ

Tương đương liều nơtron chia cho dòng nơtron.

CHÚ THÍCH 1: Đơn vị của hệ số chuyển đổi dòng nơtron – tương đương liều là Sieved nhân với mét mũ 2 (Sv.m²).

CHÚ THÍCH 2: Một phát biểu về hệ số chuyển đổi dòng nơtron – tương đương liều yêu cầu công bố loại tương đương liều, ví dụ tương đương liều môi trường hoặc tương đương liều cá nhân.

4  Trường nơtron nơi được mô phỏng tại nơi làm việc

Trong một vài trường hợp có sẵn phổ dòng nơtron cho một số trường nơtron ^{[9], [10]}. Phổ dòng nơtron đo được tại nơi làm việc và trường bức xạ chuẩn mô phỏng tại nơi làm việc được đưa ra trong danh mục được lập ra như là kết quả từ hoạt động nghiên cứu do Ủy ban châu Âu tài trợ^[11]. Bản danh mục này cũng chứa các hàm đáp ứng cho các detector và liều kế thông thường ngoài các hệ số chuyển đổi dòng nơtron – tương đương liều.

Việc đo đạc tại khu vực xung quanh các thùng vận chuyển chứa thanh nhiên liệu^[14],[15] đã qua sử dụng trong nhà máy điện hạt nhân^[12]-[15] và tại các cơ sở sản xuất nguồn nơtron đồng vị^[15],[16] và tái chế nguyên tố nhiên liệu^[17] đã chứng minh phổ năng lượng của nơtron trong các môi trường như trên có thể được mô tả như là sự chồng chập của các thành phần sau: thành phần năng lượng cao đại diện cho nơtron chưa va chạm, thành phần tán xạ với độ phụ thuộc xấp xỉ 1/E_n (trong đó E_n là năng lượng nơtron), và thành phần nơtron nhiệt. Đối với các loại phổ này, việc thiết kế trường bức xạ nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc yêu cầu phải có kiến thức và sự xem xét về các thành phần được đề cập ở trên vì các tỷ lệ tương đối của các thành phần này rất khác nhau trong các tình huống khác nhau.

Các môi trường bức xạ khác có thể chứa nơtron có năng lượng cao hơn nhiều. Ví dụ, nơtron có năng lượng lớn hơn 10 MeV chiếm từ 30 % đến 50 % trong tương đương liều môi trường và tương đương liều cá nhân tại các khu vực xung quanh máy gia tốc hạt năng lượng cao^[18],[19] và trong các chuyến bay có độ cao từ 10 km đến 15 km^[20].

Do những đặc trưng của liều kế nơtron và các thiết bị đo kiểm tra có sẵn, nên rất khó thực hiện được phép đo chính xác tại nơi làm việc dựa vào những nguồn chuẩn đã qui định trong ISO 8529-1 khi phổ nơi làm việc khác biệt đáng kể so với các phổ của nguồn hiệu chuẩn. Điều này dẫn đến kết quả đánh giá tương đương liều không chính xác khi sử dụng các thiết bị như vậy. Để cải thiện điều này có ít nhất hai khả năng. Thứ nhất phổ nơtron tại nơi làm việc có thể được đo và hệ số hiệu chính được tính để điều chỉnh độ đáp ứng năng lượng của detector. Thứ hai, có thể xây dựng một cơ sở để tạo ra trường nơtron mô phỏng có phổ năng lượng giống như tại nơi làm việc. Khi tính chất của trường này đã được xác định phù hợp, trường bức xạ có thể sử dụng cho việc hiệu chuẩn trực tiếp liều kế cá nhân và thiết bị đo kiểm tra. Phương pháp thứ hai được sử dụng tại một số phòng thí nghiệm và tiêu chuẩn này đưa ra hướng dẫn cho việc tạo ra, xác định đặc điểm phổ nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc nhằm mục đích hiệu chuẩn liều kế và thiết bị đo kiểm tra.

Việc thiết lập phổ nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc trong phòng thí nghiệm hiệu chuẩn là cần thiết vì việc bố trí phòng chuẩn tạo ra khả năng kiểm soát các đại lượng ảnh hưởng nhất. Các thông số môi trường như nhiệt độ và độ ẩm có thể được duy trì ở mức độ không đổi. Vật liệu được dùng để xây dựng các phần khác nhau của thiết bị cũng có thể được quy định và kiểm soát trong phòng thí nghiệm.

Bố trí mặt bằng cũng như các nguồn tán xạ nơtron cũng có thể được kiểm soát hoặc tối thiểu là được duy trì ổn định trong phòng thí nghiệm hiệu chuẩn.

Phổ nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc được thiết lập trong phòng thí nghiệm hiệu chuẩn có thể được dùng để nghiên cứu các ảnh hưởng của sự thay đổi trong phổ nơtron đến độ đáp ứng của liều kế cá nhân và thiết bị đo kiểm tra. Các thuật toán của liều kế cũng có thể được kiểm tra với các nguồn được sử dụng cùng với các nguồn đồng vị khác như khuyến nghị trong ISO 8529-1. Vì lý do này mà trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc cần được sử dụng cho hoạt động điều tra và hiệu chuẩn liều kế cá nhân đo nơtron và thiết bị đo kiểm tra được sử dụng trong bất kỳ vị trí làm việc nào được đề cập ở trên.

5  Yêu cầu chung cho việc tạo phổ nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc

Có ba phương pháp cơ bản để tạo phổ nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc. Các cơ sở chiếu xạ được phát triển bằng cách sử dụng nguồn nơtron đồng vị, máy gia tốc và lò phản ứng. Trong từng trường hợp loại vật liệu tán xạ và hấp thụ có thể được đặt giữa nguồn sơ cấp và detector để thay đổi phổ nguồn nơtron ban đầu và do đó phổ nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc. Để xác định đặc tính trường nơtron được phát ra trong các cơ sở như vậy, cần đo và tính phổ năng lượng và xác định dòng nơtron theo phổ và theo góc và suất tương đương liều tại các vị trí tham chiếu.

Cần phải xác định độ đồng nhất của trường trong thể tích có chứa detector. Việc xác định được thực hiện qua tính toán hơn là bằng thực nghiệm. Cường độ của nguồn dự kiến sẽ thay đổi theo thời gian chiếu xạ (máy gia tốc hoặc lò phản ứng) cần phải được giám sát. Việc giám sát phải chắn phần đã biết của trường nơtron, đo một phần không sử dụng của trường nơtron hoặc đo thông số đã được chứng minh là tỷ lệ trực tiếp với suất ra của nơtron (như dòng hạt tích điện hoặc suất dòng của các hạt liên quan kèm theo phản ứng). Nếu suất dòng của trường nơtron có thể được làm thay đổi trong một dải rộng như trong trường hợp sử dụng máy gia tốc hoặc lò phản ứng, cần phải đặt nhiều thiết bị giám sát để đảm bảo thống kê số đếm tốt tại vùng có suất dòng thấp, cũng như tránh được những vấn đề liên quan đến mất số đếm do thời gian chết tại vị trí có suất dòng cao. Cần phải xác định mối tương quan giữa số đọc của thiết bị giám sát và tương đương liều tại vị trí tham chiếu.

Suất dòng nơtron có thể được xác định bằng phép đo tuyệt đối hoặc trong một số trường hợp bằng cách xác định suất phát xạ từ nguồn nơtron sơ cấp và hiệu ứng đã biết của vật liệu tán xạ dùng để điều chỉnh phổ. Suất tương đương liều tại vị trí hiệu chuẩn có thể được xác định từ phổ năng lượng của nơtron và suất dòng nơtron tại vị trí này bằng cách sử dụng hệ số chuyển đổi dòng nơtron – tương đương liều cho phổ (xem Bảng 1). Nếu H_p(10) là đại lượng đang được xác định thì cần xác định các đặc điểm phân bố theo hướng của trường. Thông tin này cũng có thể cần cho các thiết bị kiểm tra để tính đến sự không đẳng hướng của đặc tính đáp ứng của thiết bị.

Xác định đặc trưng của trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc cần bao gồm cả việc xác định thành phần của các photon gây nhiễm bẩn vì các photon này có thể ảnh hưởng đến giá trị đọc của thiết bị đo kiểm tra hoặc liều kế cá nhân bị phơi nhiễm. Ngoài ra, tỉ lệ tương đối thành phần của tương đương liều photon trong trường chuẩn có thể khác so với tỉ lệ thành phần của tương đương liều photon trong trường nơtron nơi làm việc thực tế. Phương pháp để đo phần tương đương liều photon là sử dụng các liều kế nhiệt phát quang đa chíp đo (TLD_s), buồng ion hóa ghép cặp, ống đếm Geiger – Muller, buồng ion ôn hóa tái hợp và ống đếm tỉ lệ tương đương mô có thể phân biệt được giữa các sự kiện gây bởi nơtron và photon^{[13],[14],[30]}.

6  Xác định đặc trưng của trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc

6.1  Phương pháp tính toán

Chương trình tính toán Monte Carlo được sử dụng trong thiết kế, chế tạo và xác định đặc trưng của nguồn nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc dùng cho mục đích hiệu chuẩn^[21]. Cần phải tuân thủ một số hướng dẫn cho việc sử dụng các chương trình tính toán này. Trước tiên, chỉ nên sử dụng chương trình tính toán đã được thừa nhận quốc tế hoặc đã được so sánh kết quả đo trực tiếp với các phép đo trực tiếp. Cần chỉ rõ phiên bản hoặc số hiệu cập nhập của chương trình tính toán. Thứ hai, cần lập thành văn bản các điều kiện ban đầu dùng để xác định bài toán. Việc này tạo điều kiện cho việc so sánh kết quả giữa các phòng chuẩn. Vì các file dữ liệu hạt nhân đã đánh giá được cập nhật định kỳ nên cần phải xác định phiên bản của bộ dữ liệu tiết diện được sử dụng. Thực hiện các hướng dẫn này giúp tăng cường tính nhất quán trong quá trình tính toán và báo cáo kết quả phổ nơtron tính được. Thận trọng hơn nữa, các phép tính toán được so sánh với các tính toán được thực hiện với các chương trình tính toán thông dụng khác.

Rất khó ước tính độ không đảm bảo toàn phần trong tính toán dùng chương trình tính toán Monte Carlo. Tuy nhiên điều quan trọng là phải xác định độ không đảm bảo của một phép tính cụ thể, đặc biệt nếu các phổ được tính đang được sử dụng để tính các dữ liệu tham chiếu như hệ số dòng – tương đương liều. Độ không đảm bảo thống kê có thể khá nhỏ nếu tích lũy đủ dữ liệu lịch sử, nhưng độ không đảm bảo thống kê nhỏ không dẫn đến kết luận là độ không đảm bảo toàn phần cũng sẽ nhỏ. Điều 8 giải quyết các nguồn tạo ra độ không đảm bảo.

Bảng 1 – Tương đương liều môi trường và tương đương liều cá nhân trên một đơn vị dòng nơtron, h^*_Φ(10) và h_{p,slab Φ} (10,α) với đơn vị là pSv.cm² đối với nơtron đơn năng tới trên hình cầu ICRU và phantom tấm tương đương mô ICRU

Năng lượng (MeV)	h*Φ (10)	hp,slab Φ (10,0°)	hp,slab Φ (10,15°)	hp,slab Φ (10,30°)	hp,slab Φ (10,45°)	hp,slab Φ (1s0,60°)	hp,slab Φ (10,75°)
1,00 x 10-9	6,60	8,19	7,64	6,57	4,23	2,61	1,13
1,00 x 10-8	9,00	9,97	9,35	7,90	5,38	3,37	1,5
2,35 x 10-8	10,6	11,4	10,6	9,11	6,61	4,04	1,73
1,00 x 10–7	12,9	12,6	11,7	10,3	7,84	4,7	1,94
2,00 x 10–7	13,5	13,5	12,6	11,1	8,73	5,21	2,12
5,00 x 10-7	13,6	14,2	13,5	12,6	11,1	8,73	5,21
1,00 x 10-6	13,3	14,4	13,9	12,0	9,56	5,82	2,40
2,00 x 10-6	12,9	14,3	14,0	11,9	9,49	5,85	2,46
5,00 x 10-6	12,0	13,8	13,9	11,5	9,11	5,71	2,48
1,00 x 10-5	11,3	13,2	13,4	11,0	8,65	5,47	2,44
2,00 x 10-5	10,6	12,4	12,6	10,4	8,10	5,14	2,35
5,00 x 10-5	9,90	11,2	11,2	9,49	7,32	4,57	2,16
1,00 x 10-4	9,40	10,3	9,85	8,64	6,74	4,10	1,99
2,00 x 10-4	8,90	9,84	9,41	8,22	6,21	3,91	1,83
5,00 x 10-4	8,30	9,34	8,66	7,66	5,67	3,58	1,68
1,00 x 10-3	7,90	8,78	8,20	7,29	5,43	3,46	1,67
2,00 x 10-3	7,70	8,72	8,22	7,27	5,43	3,46	1,67
5,00 x 10-3	8,00	9,36	8,79	7,46	5,71	3,59	1,69
1,00 x 10-2	10,05	11,2	10,8	9,18	7,09	4,32	1,71
2,00 x 10-2	16,6	17,1	17,0	14,6	11,6	6,64	2,11
3,00 x 10-2	23,7	24,9	24,1	21,3	16,7	9,81	2,85
5,00 x 10-2	41,1	39,0	36,0	34,4	27,5	16,7	4,78
7,00 x 10-2	60,0	59,0	55,8	52,6	42,9	27,3	8,10
1,00 x 10-1	88,0	90,6	87,8	81,3	67,1	44,6	13,7
1,50 x 10-1	132	139	137	126	106	73,3	24,2
2,00 x 10-1	170	180	170	166	141	100	35,5
3,00 x 10-1	233	246	244	232	201	149	58,5
5,00 x 10-1	322	335	330	326	291	226	102
7,00 x 10-1	375	386	379	382	348	279	139
9,00 x 10-1	400	414	407	415	383	317	171
1,00 x 100	416	422	416	426	395	332	180
2,00 x 100	420	442	438	457	439	402	274
3,00 x 100	412	431	429	449	440	412	306
4,00 x 100	408	422	421	440	435	409	320
5,00 x 100	405	420	418	437	435	409	331
6,00 x 100	400	423	422	440	439	414	345
7,00 x 100	405	432	432	449	448	425	361
8,00 x 100	409	445	445	462	460	440	379
9,00 x 100	420	461	462	478	476	458	339
1,00 x 101	440	480	481	497	493	480	421
1,20 x 101	480	517	519	536	599	523	464
1,40 x 101	520	550	552	570	561	562	503
1,50 x 101	540	564	565	584	575	579	520
1,60 x 101	555	576	577	597	588	593	535
1,80 x 101	570	595	593	617	609	615	561
2,00 x 101	600	600	595	619	615	619	570
3,00 x 101	515	–	–	–	–	–	–
5,00 x 101	400	–	–	–	–	–	–
7,50 x 101	330	–	–	–	–	–	–
1,00 x 102	285	–	–	–	–	–	–
1,25 x 102	260	–	–	–	–	–	–
1,50 x 102	245	–	–	–	–	–	–
1,75 x 102	250	–	–	–	–	–	–
2,10 x 102	260	–	–	–	–	–	–

6.2  Phương pháp đo phổ

Để bao hàm được dải rộng các giá trị năng lượng nơtron thường gặp, cần phải sử dụng một hệ phổ kế có thể xử lý được dải năng lượng hiện có. Ví dụ là hệ phổ kế đa cầu. Hệ thống phổ kế này có thể thực hiện phép đo trong một dải năng lượng rộng nhưng có những hạn chế lớn như độ phân giải năng lượng giới hạn và độ không đảm bảo trong phân tích dữ liệu. Thường thì giá trị của các đại lượng tích phân như H*(10) khá phù hợp với các phép đo và phép tính khác. Hệ thống phổ kế đa cầu có thể được tăng cường bằng việc sử dụng hệ ống đếm tỷ lệ hydro và detector nhấp nháy để dùng cho các ứng dụng đo cụ thể^[23],[24]. Để kiểm định tính thống nhất của các giá trị đo phổ, cần so sánh phép đo từ một số phòng thí nghiệm. Phép so sánh như vậy được thực hiện bởi một số phòng thí nghiệm của Châu Âu^{[14],[24],[25]}.

Hàm đáp ứng của hệ thống này phải được xác định một cách cẩn thận và thích hợp nhất là dùng phương pháp mô phỏng Monte Carlo với một mô hình detector thực cùng với việc thực hiện hiệu chuẩn thực nghiệm sử dụng nơtron đơn năng ^[26],[27]. Để mở rộng dải của phổ kế lên tới năng lượng nơtron lớn hơn 20 MeV thì cần phải đặt thêm các detector^[28],[30].

7  Hệ số chuyển đổi dòng – tương đương liều

Điều này đưa ra các dữ liệu dùng để tính tương đương liều môi trường và tương đương liều cá nhân tại điểm kiểm tra của phổ nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc được tạo ra bằng các phương pháp đưa ra trong TCVN 10802 (ISO 12789). Đối với trường hợp H_p(10) hệ số chuyển đổi được đưa ra như là một hàm phụ thuộc vào góc với vật tham chiếu là các tấm phantom ICRU. Khi đánh giá H_p(10) cần phải xem xét đến sự phân bố góc của dòng nơtron. Bảng 1 được trích từ Ấn phẩm ICRP 74 ^[3] được đưa ra để hỗ trợ việc tính hệ số chuyển đổi lấy trung bình theo phổ đối với phổ nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc.

Độ đáp ứng hoặc hệ số hiệu chuẩn của liều kế cá nhân hoặc thiết bị đo kiểm tra có thể thu được bằng cách xác định số đọc và dòng nơtron, hai đại lượng này phải được hiệu chính đối với các phân bố không mong muốn, và sau đó áp dụng hệ số chuyển đổi dòng – tương đương liều thích hợp (tham khảo ISO 8529-2 và ISO 8529-3). Hệ số chuyển đổi dòng – tương đương liều cho một phổ nơtron có thể tính theo Công thức (1).

                                                                                                      (1)

8  Các nguồn gây ra độ không đảm bảo

Điều này mô tả các thành phần được cho là đóng góp vào độ không đảm bảo toàn phần của dòng hoặc tương đương liều. Các giá trị số được đưa ra là các giá trị xấp xỉ chỉ cho mục đích minh họa và hướng dẫn. Giá trị độ không đảm bảo thực cần được tính toán khi tạo nguồn nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc cụ thể. Tất cả các độ không đảm bảo tốt nhất nên được biểu thị dưới dạng độ lệch chuẩn.

Việc xác định đặc điểm và tối ưu hóa trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc có thể sử dụng chương trình tính toán để tính toán các phổ năng lượng của nơtron. Các khía cạnh khác nhau của các phép tính được thực hiện với các chương trình này có thể đóng góp vào độ không đảm bảo. Mức độ mà các điều kiện ban đầu của một chương trình mô phỏng cấu hình hình học chiếu xạ thực tế có thể đóng góp vào độ không đảm bảo. Độ không đảm bảo trong tiết diện ngang hạt nhân cũng đóng góp vào độ không đảm bảo, và độ không đảm bảo theo thống kê nên được đưa ra như là sự đóng góp chủ yếu vào độ không đảm bảo toàn phần. Các phép tính dòng nơtron tổng cộng và tương đương liều cho trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc được kỳ vọng sẽ phù hợp với kết quả thực nghiệm cho các đại lượng này trong khoảng ± 20 %.

Phép đo phổ năng lượng nơtron phụ thuộc độ không đảm bảo do các hàm đáp ứng của phổ kế và ảnh hưởng của các thông số khác nhau được dùng trong chương trình phân tích.

Độ không đảm bảo trong việc hiệu chính thực hiện cho các hiệu ứng thành tường trong ống đếm tỷ lệ và hiệu suất của chất nhấp nháy như một hàm của năng lượng nơtron có thể đóng góp vào độ không đảm bảo toàn phần. Độ không đảm bảo trong phép đo phổ kế của dòng nơtron tổng cộng hoặc tương đương liều trong trường chuẩn nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc trong khoảng từ 10 % đến 20 %.

Phép đo trong trường chuẩn cần có độ không đảm bảo xác định các đại lượng cơ bản như thời gian, khoảng cách, góc, v.v. Các đại lượng này đóng góp vào độ không đảm bảo trong quá trình xác định đặc tính của trường cũng như trong quá trình đo hiệu chuẩn được thực hiện trong trường. Nếu tiến hành cẩn thận, có thể giới hạn độ không đảm bảo cho các nguồn này ở mức xấp xỉ 1 %.

Để xác định đặc tính của trường nơtron cần phải xác định tương đương liều gây ra bởi các bức xạ gây nhiễm không mong muốn như photon. Phép đo các bức xạ này phụ thuộc độ không đảm bảo do tất cả các đại lượng ảnh hưởng đến các phép đo sử dụng buồng ion hóa, ống đếm Geiger Muler, buồng tái hợp, ống đếm tỷ lệ tương đương mô hoặc liều kế nhiệt phát quang. Liều kế nhiệt phát quang đa thành phần có khả năng phân biệt liều gây bởi photon và hầu hết thiết bị đo kiểm tra nơtron không nhạy với photon.

9  Biểu thị và báo cáo độ không đảm bảo

9.1  Biểu thị độ không đảm bảo

Kết quả của phép đo và tính toán chỉ là gần đúng giá trị thực của đại lượng cần xác định; do đó, kết quả cần phải được nêu cùng với độ không đảm bảo. Có hai phần cơ bản trong phân tích: tính độ không đảm bảo và biểu thị độ không đảm bảo cho mục đích báo cáo. Tính và biểu thị độ không đảm bảo cần theo khuyến nghị của TCVN 9595-3 (ISO/IEC Guide 98-3). Các khuyến nghị khác được đưa ra trong Tài liệu tham khảo^[31].

9.2  Báo cáo độ không đảm bảo

Kết quả của một phép đo hay tính toán phải được báo cáo kèm theo độ không đảm bảo tổng. Việc lựa chọn báo cáo độ không đảm bảo như độ không đảm bảo chuẩn cần phải được nêu rõ. Nếu hệ số phủ được sử dụng thì cũng phải nêu rõ. Ngoài ra, thông tin cần được cung cấp để mô tả ngắn gọn chi tiết của phép tính và biểu thị độ không đảm bảo.

 

Phụ lục A

(Tham khảo)

Ví dụ các trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc

A.1  Khái quát

Phụ lục này đưa ra các ví dụ về trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc. Phụ lục này không đưa ra các phòng chuẩn giống hoàn toàn như trong Phụ lục. Các phòng chuẩn được mô tả dưới đây được lựa chọn để minh họa việc sử dụng một số loại nguồn nơtron đồng vị khác nhau và phương pháp được sử dụng để tạo trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc.

A.2  Nguồn dựa trên nhân phóng xạ

A.2.1  Khái quát

Phương pháp tạo trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc này dựa trên việc sử dụng nguồn nơtron đồng vị được đặt trong hoặc đặt sau một số vật liệu hấp thụ và phát tán nơtron. Đây là một cách tiếp cận logic hợp lý để thiết kế một trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc bởi vì khá giống với nơi làm việc có nguồn nơtron được đặt trong vỏ bọc che chắn. Ví dụ một cơ sở sử dụng một nguồn nhân phóng xạ để tạo trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc được mô tả để minh họa các nguyên tắc cơ bản của thiết kế một phòng chuẩn như vậy.

A.2.2  Phương pháp tạo trường

Schwart và Eisenhuer ^[32] đã tạo ra một nguồn nơtron đồng vị hiệu chuẩn dựa trên nhân phóng xạ được làm từ một nguồn ²⁵²Cf đặt giữa một vỏ bọc bằng thép không gỉ và mỏng được làm đầy D₂O và được phủ bằng lớp cadimi. Mặc dù phổ năng lượng nơtron sinh ra từ hệ nguồn này dùng để tái tạo chính xác một phổ nơtron nơi làm việc cụ thể nhưng hệ nguồn này tạo ra một nguồn hiệu chuẩn mà nguồn này cho độ đáp ứng tương đương liều trong liều kế albedo tương đương với độ đáp ứng tương đương liều tại nơi cạnh lò phản ứng nước áp lực đang vận hành.

Kluge et al^[33], tại Physikalisch-Technische Bundesanstalt (PTB) đã tạo ra một cơ sở hiệu chuẩn trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc sử dụng các nguồn nơtron đồng vị như khuyến nghị của ISO để tạo ra các nơtron bị tán xạ do tường trong một phòng chiếu xạ có kích thước trung bình. Biểu đồ của phòng chuẩn chiếu xạ được nêu trong Hình A.1. Hình A.2 chỉ ra phổ suất dòng nơtron sau một vật che cho các nguồn hiệu chuẩn khác nhau trong PTB.

A.2.3  Giám sát

Không cần phải giám sát suất phát xạ của nguồn nơtron đồng vị. Phải tính tới độ suy giảm trong cường độ của nguồn do sự phân rã phóng xạ. Mặt khác, cần phải tính tới sự phân rã của tất cả các thành phần của nguồn (ví dụ, ²⁵⁰Cf thường có trong các nguồn ²⁵²Cf).

A.2.4  Các vấn đề khác

Lợi ích của việc sử dụng nguồn nơtron đồng vị là chúng có suất phát xạ có thể ước đoán được dựa trên sự phân rã phóng xạ như là hàm số của thời gian và các nguồn này có thể khá dễ dàng lấy từ các phòng chuẩn. Tuy nhiên, cần phải lưu ý rằng việc tiếp nhận một nguồn chuẩn không, de facto, bảo đảm rằng sẽ tạo ra được trường chuẩn mong muốn. Kích thước và hình dạng phòng có ảnh hưởng đáng kể và vì vậy, cần phải đánh giá sự phân bố năng lượng và góc của trường.

Bất lợi của dạng phổ nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc này là suất dòng nơtron tương đối thấp được tạo ra tại vị trí kiểm tra. Tình trạng này hiển nhiên có thể được cải thiện bằng cách sử dụng một nguồn nơtron đồng vị có suất phát xạ cao. Tuy nhiên, một nguồn nơtron đồng vị có suất phát xạ cao, như ²⁵²Cf, thường có thời gian bán rã ngắn và do đó cần phải thường xuyên thay nguồn.

A.3  Nguồn dựa trên máy gia tốc

A.3.1  Khái quát

Phương pháp được sử dụng để tạo trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc với một máy giá tốc nhìn chung giống với phương pháp được sử dụng với nguồn nơtron đồng vị. Vật liệu hấp thụ và tán xạ được đặt vào khu vực xung quanh bia tạo nơtron để thay đổi phổ nơtron ban đầu. Có thể sử dụng vật liệu phân hạch cho mục đích này.

A.3.2  Phương pháp tạo trường

Ví dụ của loại hệ nguồn nơtron này được phát triển tại Phòng thí nghiệm Cadarache của Viện an toàn hạt nhân – Ủy ban Năng lượng nguyên tử (IPSN-CEA) được chỉ ra trong Hình A.3 ^[34]. Một ví dụ của phổ năng lượng nơtron có thể được tạo ra tại phòng chuẩn này được chỉ ra trong Hình A.4. Phương pháp tạo trường này sử dụng phản ứng ³H(d,n), phản ứng tạo ra một phổ nơtron hẹp có năng lượng được tập trung vào giá trị khoảng 14 MeV. Một vỏ chuyển đổi được làm từ urani nghèo bao xung quanh bia tạo nơtron sẽ tạo ra nơtron thứ cấp bằng phân hạch nhanh, và việc bổ sung vật liệu hấp thụ và tán xạ xung quanh hệ này sẽ điều chỉnh phổ và tạo ra phổ như được chỉ trong Hình A.4. Các phản ứng tạo nơtron khác như ²H(d,n) hoặc ⁹Be(d,n) có thể được sử dụng cho các nguồn sơ cấp (xem Hình A.5).

Ví dụ khác về nguồn nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc dựa trên máy giá tốc được chỉ ra trong Hình A.6^[35]. Nơtron với năng lượng trung bình khoảng 2 MeV được tạo ra bởi phản ứng ⁹Be(d,n). Các nơtron này đi qua các kết cấu vật chất khác nhau từ nước nặng, polyetylen hoặc sắt để tạo ra trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc. Phổ thí nghiệm thu được trong phòng chuẩn này được nêu trong Hình A.7

A.3.3 Giám sát

Cường độ của trường dựa trên máy gia tốc có thể không ổn định trong ngắn hạn và dài hạn. Do đó việc giám sát chủ động là cần thiết. Đối với một số phản ứng tạo nơtron cụ thể, có thể sử dụng phương pháp hạt liên quan^[36], trong đó, các hạt tích điện sinh ra từ phản ứng tạo nơtron trong bia máy gia tốc được đếm. Mối quan hệ giữa số hạt tích điện này và số nơtron tạo ra có thể được thiết lập từ động học của phản ứng và cấu hình hình học của detector được sử dụng để giám sát sự phản ứng. Các thiết bị giám sát bổ sung như buồng ion hóa, ống đếm nhấp nháy hoặc tỉ lệ, có thể được sử dụng thay cho hoặc bổ sung thiết bị giám sát hạt liên quan đã được đề cập ở trên.

A.3.4  Các vấn đề khác

Các hệ nguồn nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc dựa trên máy gia tốc có thuận lợi là tạo ra cường độ nơtron có thể dễ thay đổi mà không cần thay đổi cấu hình hình học chiếu xạ. Năng lượng điểm cuối của các nguồn này cũng có thể thay đổi bằng cách thay đổi năng lượng hạt tích điện của máy gia tốc hoặc vật liệu bia để thu được phản ứng tạo nơtron với phổ năng lượng khác.

Bất lợi của trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc dựa trên máy gia tốc là sự tạo ra trường bằng phương pháp này là phức tạp và phương pháp này có thể đắt nếu như không có sẵn máy gia tốc trong phòng thí nghiệm.

A.4  Nguồn dựa trên lò phản ứng

A.4.1  Khái quát

Lò phản ứng nghiên cứu có thể trang bị thêm các phòng chuẩn tạo phổ nơtron để mô phỏng trường nơtron nơi làm việc. Phương pháp tạo phổ này đã được sử dụng tại một số ít phòng chuẩn vì trường bức xạ nơtron ở xung quanh lò phản ứng đang vận hành đại diện cho vấn đề bảo vệ bức xạ chung.

A.4.2  Phương pháp tạo trường

Phương pháp cơ bản tạo trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc sử dụng một lò phản ứng tương tự như phương pháp sử dụng các nguồn khác. Vật liệu hấp thụ và tán xạ được bổ sung để điều chỉnh trường nơtron đã có tạo ra bởi lò phản ứng. Tùy thuộc vào cấu hình của lò phản ứng mà vật liệu này có thể được đặt giữa lò phản ứng và vị trí tham chiếu hoặc có thể đặt trong hoặc trước một cổng chùm tia từ lò phản ứng.

A.4.3  Giám sát

Cần phải giám sát cường độ của trường nơtron dựa trên lò phản ứng. Điều này có thể được thực hiện bằng một số phương pháp sử dụng các thiết bị ví dụ như buồng ion hóa, detector nhấp nháy, ống đếm phân hạch hoặc ống đếm tỉ lệ.

A.4.4  Các vấn đề khác

Việc sử dụng lò phản ứng có thuận lợi là tạo ra cường độ nơtron tương đối cao. Ngoài ra, vật liệu hấp thụ và tán xạ có thể được thay đổi để thay đổi phổ năng lượng nơtron tạo ra. Một số lò phản ứng có thể được vận hành dưới chế độ xung để mô phỏng tai nạn tới hạn.

A.5  Nguồn nơtron năng lượng cao

A.5.1  Khái quát

Phương pháp tạo phổ nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc từ nơtron năng lượng cao cũng dựa vào việc sử dụng một máy gia tốc. Như đã được đề cập ở trên, cần mô phỏng phổ năng lượng nơtron tại nơi xung quanh phòng chuẩn máy gia tốc năng lượng cao và trong máy bay đang bay cao^[38]. Trong cả hai trường hợp này, nơtron năng lượng cao có thể tạo ra một phần đáng kể của tương đương liều. Do đó, trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc để hiệu chuẩn liều kế cá nhân và thiết bị đo kiểm tra dùng trong các trường nơtron năng lượng cao đã được tạo ra.

A.5.2  Phương pháp tạo nguồn

Tại phòng thí nghiệm vật lý hạt của Châu Âu (CERN), một chùm hạt cơ bản (proton và pion) với năng lượng vài trăm GeV được tạo ra để tương tác với một bia bằng đồng. Bức xạ thứ cấp được tạo ra trong sự tương tác này tại 90° xuyên qua lớp che chắn bằng bê tông hoặc sắt^[39]. Trường bức xạ ngoài các lớp che chắn này có thể chứa nơtron năng lượng cao có thể sử dụng để chiếu xạ liều kế cá nhân hoặc thiết bị đo kiểm tra.

Hình A.10 chỉ ra biểu đồ của phòng chuẩn chiếu xạ tại CERN. Hình A.11 chỉ ra dòng nơtron phổ cho cấu hình che chắn bằng bê tông^[40]-[42].

A.5.3  Giám sát

Buồng ion hóa có thể được sử dụng để giám sát suất liều hấp thụ được tạo ra bởi trường nơtron năng lượng cao^[43]. Dòng chùm hạt tích điện có thể được theo dõi trực tiếp tại bia hoặc bằng cảm biến điện từ trong đường chùm. Các buồng dây và buồng ion hóa truyền điện cực chia khu cũng có thể dùng để xác nhận cường độ và sự thẳng hàng của chùm hạt tích điện.

A.5.4  Các vấn đề khác

Phổ năng lượng nơtron của trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc được tạo ra tại CERN được đo bằng cách sử dụng hệ phổ kế hình cầu Bonner. Phép đo bổ sung được thực hiện bằng cách sử dụng hệ thống đếm tỷ lệ tương đương mô^[44]. Hệ thống này đo suất liều hấp thụ cũng như suất tương đương liều môi trường tại một vị trí tham chiếu. Phòng chuẩn được sử dụng cho các phép đo so sánh liên phòng thí nghiệm.

Kích thước tính bằng mét

CHÚ DẪN

1  Tường bê tông

2  Nguồn ²⁵²Cf/D₂O

3  Vật che

4  Vị trí thử nghiệm

Nguồn ²⁵²Cf được đặt ở giữa phòng có tường bằng bê tông.

Một vật thể che làm bằng sắt hoặc polyetylen che vị trí thử nghiệm khỏi nguồn nơtron đồng vị trực tiếp.

Hình A.1 – Biểu đồ của phòng chuẩn chiếu xạ PTB (tiết diện dọc)

CHÚ DẪN

X  E_n(MeV)

Y  E_nB_E (đơn vị bất kỳ)

1  ²⁵²Cf

2  ²⁴¹Am-Be

3  ²⁵²Cf được làm chậm bằng D₂O với vỏ cadimi

Các đường cong chỉ ra các phổ năng lượng của nơtron tán xạ sau vật thể che chắn.

Các phổ được đo với một khối cầu Bonner dùng các chương trình tính toán phổ biến khác nhau và được tính dùng MCNP.

Hình A.2 – Phổ suất dòng sau một vật thể che cho các nguồn hiệu chuẩn khác nhau trong PTB

Kích thước tính bằng centimét

CHÚ DẪN

1  Ống chùm tia

2  Bia

3  Bộ chuyển đổi ²³⁸U

4  Vật thể che chắn bằng sắt

5  Kênh polyetylen mở ở cuối

6  Vị trí thí nghiệm

7  D₂O

Ống chùm tia của máy gia tốc và bia được mô tả với bộ chuyển đổi ²³⁸U và vật thể che chắn bằng sắt.

Bao quanh hệ thống bằng kênh polyetylen mở ở cuối.

Chất làm chậm bổ sung có thể được cung cấp bằng thùng nạp đầy D₂O

Hình A.3 – Sơ đồ mặt cắt ngang của phòng thí nghiệm Cadarache IPSN-CEA phòng chuẩn trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc

CHÚ DẪN

X  E_n (MeV)

Y  E_n (d_Ф/d_E) (đơn vị bất kỳ)

1  Phổ đo được

2  Phổ tính được

Đường liền nét tương ứng với phép đo sử dụng khối cầu Bonner.

Đường đứt nét tương ứng với tính toán sử dụng MCNP-4A.

Hình A.4 – Phổ nơtron đo và tính được tạo ra tại phòng chuẩn Cadarache IPSN-CEA

(phân hạch ²³⁸U bằng nơtron 14,6 MeV với chất làm chậm bổ sung)

CHÚ DẪN

X  E_n (MeV)

Y  E_n (d_Ф/d_E) (đơn vị bất kỳ)

Phản ứng D-D đã được sử dụng để tạo ra nơtron với năng lượng xấp xỉ 3 MeV tại ví trí bia nêu trong Hình A.3.

Phổ được xác định sử dụng phổ kế đa cầu và chương trình tính toán MCNP-4A.

Hình A.5 – Phổ nơtron đo được tại phòng chuẩn Cadarache IPSN-CEA

Kích thước tính bằng centimét

CHÚ DẪN

1  Ống chùm tia

2  Bia

3  Chất làm chậm D₂O

4  Vật thể che chắn bằng sắt

5  Tường bê tông

6  Vị trí thử nghiệm

GRENF gồm một buồng chiếu xạ có tường bằng bê tông, che chắn bằng sắt chùm tia của máy gia tốc và bia. Có một hệ thống điều tiết (làm chậm) có thể thay đổi (trong trường hợp này là hình cầu đã đầy D₂0 đường kính 30 cm)

Hình A.6 – Phòng chuẩn GRENF (mặt cắt ngang theo chiều ngang tại mặt phẳng của chùm)

CHÚ DẪN

X  E_n (MeV)

Y  E_n (d_Ф/d_E) (đơn vị bất kỳ)

1  Phổ với chất làm chậm D₂O (khối cầu đường kính 30 cm).

2  Phổ thu được khi sử dụng bộ điều tiết (làm chậm) bằng sắt dầy 10 cm.

3  Phổ thu được khi sử dụng bộ điều tiết (làm chậm) bằng polyetylen dầy 10 cm.

Hình A.7 – Dòng nơtron phổ không mở rộng trên mỗi khoảng năng lượng trong thang log tại phòng chuẩn GRENF

CHÚ DẪN

1  Vị trí tham chiếu

2,3  Các phantom của BOMAB

4  Các liều kế khu vực

5  Nguồn (để trần hoặc được che chắn bằng chì)

Một số vật liệu che chắn có thể được đặt xung quanh nguồn, và các detector có thể được đặt tại một số vị trí và khoảng cách khác nhau.

Hình A.8 – Sơ đồ tổng thể của phòng chuẩn lò phản ứng SILÉNE (hình chiếu bằng)

CHÚ DẪN

X  E_n (MeV)

Y  E_n(d_Ф/d_E) (đơn vị bất kỳ)

1  Không che chắn

2  Có che chắn bằng chì

3  Có che chắn bằng polyetylen

4  Có che chắn bằng thép

Hình A.9 – Phổ nơtron tạo ra tại vị trí tham chiếu sử dụng các vật thể che chắn khác nhau tại phòng chuẩn SILÉNE

 

Kích thước tính bằng centimét

CHÚ DẪN

1  Bia (chùm hạt cơ bản thẳng góc với mặt phẳng của bản vẽ)

2  Vị trí thử nghiệm

3  Bê tông

Vị trí thử nghiệm được chỉ định là nằm trên mặt phẳng bên ngoài của các khối che chắn bằng bê tông xung quanh bia tạo nơtron

Hình A.10 – Sơ đồ mặt cắt ngang của phòng chuẩn nơtron chuẩn CERN (mặt cắt dọc)

CHÚ DẪN

X  E_n(MeV)

Y  EФ_E) (đơn vị bất kỳ)

1  120 GeV/cp + số đã tính

2  205 GeV/cp + số đã tính

3  205 GeV/cp + số đã đo

Hình này thể hiện phổ năng lượng nơtron đã tính cho vị trí chuẩn T6 ở đỉnh của tấm che chắn bê tông nêu trong Hình A.10 đối với chùm hạt tích điện dương với năng lượng khác nhau tác động lên bia^[40] và phổ thực nghiệm thu được cho các hạt 205 GeV/c^[41]. Tại các mức năng lượng này, ký hiệu này tham chiếu đến lực momen của các hạt gần giống với mức năng lượng của chúng. Phổ mô phỏng được tính thực hiện sử dụng chương trình tính toán FLUKA Monte Carlo^[42].

Hình A.11 – Phổ nơtron được tính và đo được tại phòng chuẩn CERN

 

Thư mục tài liệu tham khảo

[1] ICRP Publication 21, Data for Protection Against Ionizing Radiation from External Sources, 1973 edition, Supplement to ICRP Publication 15, International Commission on Radiological Protection, Pergamon Press, Oxford.

[2] ICRP Publication 60, Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, 1991 edition, Annals of the ICRP, 21(1-3), International Commission on Radiological Protection, Pergamon Press, Oxford.

[3] ICRP Publication 74, Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection against External Radiation, 1997 edition. Annals of the ICRP, 26(1-3), International Commission on Radiological Protection, Pergamon Press, Oxford.

[4] ICRU Report 33, Radiation Quantities and Units, 1980 edition, International Commission on Radiation Units and Measurements, Bethesda, MD.

[5] ICRU Report 39, Determination of Dose Equivalents Resulting from External Radiation Sources, 1985 edition, International Commission on Radiation Units and Measurements, Bethesda, MD.

[6] ICRU Report 43, Determination of Dose Equivalents from External Radiation Sources – Part 2, 1988 edition, International Commission on Radiation Units and Measurements, Bethesda, MD.

[7] ICRU Report 47, Measurement of Dose Equivalents from External Photon and Electron Radiations, 1992 edition, International Commission on Radiation Units and Measurements, Bethesda, MD.

[8] ICRU Report 51, Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry, 1993 edition, International Commission on Radiation Units and Measurements, Bethesda, MD.

[9] ING H. and MAKRA S., Compendium of Neutron Spectra in Criticality Accident Dosimetry, IAEA Technical Report 180 (1978).

[10] GRIFFITH R.V., PALFALVI J. and MADHVANATH U., Compendium of Neutron spectra and Detector Responses for Radiation Protection Purposes, IAEA Technical Report 318 (1990).

[11] NAISMITH O.F. and SlEBERT B.R.L., A Database of Neutron Spectra, Instrument Response Functions, and Dosimetric Conversion Factors for Radiation Protection Applications, Radiat. Prot. Dosim., 70, No. 1/4 (1996), pp. 241-246.

[12] BIRCH R., DELAFIELD H.J. and PERKS C.A., Measurement of the Neutron Spectrum Inside the Containment Building of a P.W.R., Radial Prot. Dosim., 23 (1988), pp. 281-284.

[13] AROUA A., BOSCHUNG M., CARTIER F., GRECESCU M., PRÊTRE S., VALLEY J-F. and WERNLI C., Characterization of the Mixed Neutron-Gamma Fields Inside the Swiss Nuclear Power Plants by Different Active Systems, Radiat. Prot. Dosim., 51 (1994), pp. 17-25.

[14] LINDBORG L, BARTLETT D., DRAKE P., KLEIN H., SCHMITZ T. and TICHY M., Determination of Neutron and Photon Dose Equivalent at Workplaces in Nuclear Facilities in Sweden – A Joint SSI-EURADOS Comparison Exercise, Radiat. Prot. Dosim., 61, No. 1/3 (1995), pp. 89-100.

[15] POSNY F., CHARTIER J.L. and BUXEROLLE M., Neutron Spectrometry System for Radiation Protection – Measurements at Work Places and in Calibration Fields, Radiat. Prot. Dosim., 44, No. 1/4(1992), pp. 239-242.

[16] THOMAS D.J., WAKER A.J., BARDELL A.G. and MORE B.R., An Intercomparison of Neutron Field Dosimetry Systems, Radiat. Prot. Dosim., 44, No. 1/4 (1992), pp. 219-222.

[17] BARTLETT D.T., BRITCHER A.R., BARDELL A.G., THOMAS D.J. and HUDSON I.F., Neutron Spectra, Radiological Quantities and Instrument and Dosemeter Responses at a Magnox Reactor and a Fuel Reprocessing Installation, Radiat. Prot. Dosim., 44, No. 1/4 (1992), pp. 233-238.

[18] MCCASLIN J., SMITH A.R., STEPHENS L.D., THOMAS R.H., JENKINS T.M., WARREN G.J. and BAUM J.W., An Intercomparison of Dosimetry Techniques in Radiation Fields at Two High-Energy Accelerators, Health Phys., 33 (1977), pp. 611-621.

[19] DINTER H. and TESCH. K., Determination of Neutron Spectra Behind Lateral Shielding of High Energy Proton Accelerators, Radiat. Prot. Dosim., 42 (1992), pp. 4-10.

[20] PARETZKE H.G. and HEINRICH W., Radiation Exposure and Radiation Risk in Civil Aircraft, International Workshop: Radiation Exposure of Civil Aircrew, Luxembourg, June 25-27, 1991, Radiat. Prot. Dosim., 48, No. 1 (1993), pp. 33-40.

[21] CHARTIER J.L., POSNY F. and BUXEROLLE M., Experimental Assembly for the Simulation of Realistic Neutron Spectra, Radiat. Prot. Dosim., 44, No. 1/4 (1992), pp. 125-130.

[22] SCHWARTZ R.B. and EISENHAUER C.M., Test of a Neutron Spectrometer in NIST Standard Fields, Radiat. Prot. Dosim., 55, No. 2 (1994), pp. 99-105.

[23] ING H., CLIFFORD T., MCLEAN T., WEBB W., COUSINS T. and KHERMAIN J., ROSPEC – A Simple Reliable High Resolution Neutron Spectrometer, Radiat. Prot. Dosim., 70, No. 1/4 (1997), pp. 273-278.

[24] THOMAS D.J., CHARTIER J.-L., KLEIN H., NAISMITH O.F., POSNY F. and TAYLOR G.C., Results of a Large Scale Neutron Spectrometry and Dosimetry Intercomparison Exercise at the Cadarache Moderator Assembly, Radiat. Prot. Dosim., 70, No. 1/4 (1997), pp. 313-322.

[25] ALEVRA A.V., COSACK M., HUNT J.B., THOMAS D.J. and SCHRAUBE H., Experimental Determination of Four Bonner Sphere Sets to Monoenergetic Neutrons (II), Radiat. Prot. Dosim., 40, (1992), pp. 85-90.

[26] HERTEL N.E. and DAVIDSON J.W., The Response of Bonner Spheres to Neutrons from Thermal Energies to 17.3 MeV, Nucl. Instrum. Meth. in Phys. Res., A238 (1985), p. 509.

[27] MARES V. and SCHRAUBE H., Evaluation of the Response Matrix of a Bonner Sphere Spectrometer with Lil Detector from Thermal Energy to 100 MeV, Nucl. Instrum. Meth. in Phys. Res., A366 (1995), pp. 461-473.

[28] MARES V. and SCHRAUBE H., Improved Response Matrices of Bonner Sphere Spectrometers with Lil Scintillation Detector and ³He Proportional Counter Between 15 and 100 MeV Neutron Energy, Nucl. Instrum. Meth. in Phys. Res., A366 (1995), pp. 203-206.

[29] SCHRAUBE H., JAKES J., SANNIKOV A., WEITZENEGGER E., RӦSLER S. and HEINRICH W., The Cosmic Ray Induced Neutron Spectrum on the Summit of the Zugspitze (2963 m), Radiat. Prot. Dosim., 70, No. 1/4 (1996), pp. 405-408.

[30] GOLNIK N., Microdosimetry Using a Recombination Chamber – Method and Applications, Radiat. Prot. Dosim., 61, No. 1/3 (1995), pp. 125-128.

[31] TAYLOR B.N. and KUYATT C.E., Guidelines for Evaluating and Expressing the Uncertainty of NIST Measurement Results, NIST Technical Note 1297 (1994).

[32] SCHWARTZ R.B. and EISENHAUER C.M., The Design and Construction of a D₂O-Moderated ²⁵²Cf Source for Calibrating Neutron Personnel Dosimeters Used at Nuclear Power Reactors, American National Bureau of Standards, NUREG/CR-1204 (1980).

[33] KLUGE H., ALEVRA A.V., JETZKE S., KNAUF K., MATZKE M., WEISE K. and WITTSTOCK J., Scattered Neutron Reference Fields Produced by Radionuclide Sources, Radiat. Prot. Dosim., 70, No. 1/4 (1996), pp. 327-330.

[34] CHARTIER J.L., JANSKY B., KLUGE H. SCHRAUBE H. and WIEGEL B., Recent Developments in the Design, Realisation and Specification of Realistic Neutron Calibration Fields, 1995, Radiat. Prot. Dosim., 70, No. 1/4 (1996), pp. 305-312.

[35] SCHRAUBE H., HIETEL B., JAKES J., MARES V., SCHRAUBE G. and WEITZENEGGER E., GRENF – The GSF Realistic Neutron Field Facility, Radiat. Prot. Dosim., 70, No. 1/4 (1996), pp. 337-340.

[36] HERTEL N.E. and WEHRING B.W., Absolute Monitoring of DD and DT Neutron Fluences Using the Associated Particle Technique, Nucl. Instrum. Meth., 712 (1980), pp. 501-506.

[37] MEDIONI R. and DELAFIELD H.J., An International Intercomparison of Criticality Accident Dosimetry Systems at the SILÈNE Reactor, Radiat. Prot. Dosim., 70, No. 1/4 (1996), pp. 445-454.

[38] BARTLETT D.T., AULAY I.R.M., SCHREWE U.J., SCHNUER K. and MENZEL H.-G., BOTOLLIER-DEPOIS J.-F., DIETZE G., GMÜR K., GRILLMAIER R.E., HEINRICH W., LIM T., LINDBORG L., REITZ G., SCHRAUBE H., SPURNÝ F. and TOMMASINO L., Dosimetry for Occupational Exposure to Cosmic Radiation, Radiat. Prot. Dosim., 70, No. 1/4 (1997), pp. 395-404.

[39] AROUA A., HOEFERT M., SANNIKOV A.V. and STEVENSON G., Reference High Energy Neutron Fields at CERN, CERN Report CERN/TIS-RP/TM/94-12 (1994).

[40] BIRATTARI C., FERRARI A., HOEFERT M., OTTO T., RANCATI T. and SILARI M., Recent Results at the CERN-EC High Energy Reference Field Facility, Proc. Third Specialists Meeting on Shielding Aspects of Accelerators, Targets and Irradiation Facilities, Sendai, Japan, 12-13 May 1997, OECD-NEA (1998), pp. 219-234.

[41] SCHRAUBE H., MARES V. ROESLER S. and HEINRICH W., Experimental Verification and Calculation of Route Doses, Radiat. Prot. Dosim. (1999), Radiat. Prot. Dosim., 86, No. 4 (1999), pp. 309-315.

[42] FASSO A., FERRARI A., RANFT J., SALA P.R., STEVENSON G.R. and ZAZULA J.M., Fluka 92 – Workshop on Simulating Radiation Environment, Santa Fe, NM, 11-15 January 1993, Los Alamos Report LA-12835-C (1994).

[43] AROUA A., HOEFERT M. and SANNIKOV A.V., HANDI-TEPC – Results of the CERN-CEC July and September 1993 Experiments (H6J93, H6S93), CERN Report CERN/TIS-RP/IR/93-45 (1993).

[44] AROUA A., HOEFERT M. and SANNIKOV A.V., Effects of High Intensity and Pulsed Radiation on the Response of the HANDI-TEPC, Radiat. Prot. Dosim., 61, No. 1/3 (1995), pp. 177-183.

---