Кількісний аналіз полів іонізуючого випромінювання працюючого прискорювача заряджених частинок

Виконано аналіз радіаційної небезпеки джерел іонізуючого випромінювання працюючого прискорювача заряджених частинок. Розраховано поля іонізуючого випромінювання до і після біологічного захисту для оцінки добових навантажень на персонал....

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:

Bibliographische Detailangaben
Datum:	2013
Hauptverfasser:	Азаров, С.І., Євланов, В.М.
Format:	Artikel
Sprache:	Ukrainian
Veröffentlicht:	Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України 2013
Schriftenreihe:	Ядерна та радіаційна безпека
Online Zugang:	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97477
Tags:	Tag hinzufügen Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Zitieren:	Кількісний аналіз полів іонізуючого випромінювання працюючого прискорювача заряджених частинок / С.І. Азаров, В.М. Євланов // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 3. — С. 38-41. — Бібліогр.: 10 назв. — укр.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-97477
record_format	dspace
spelling	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-974772025-02-09T14:33:50Z Кількісний аналіз полів іонізуючого випромінювання працюючого прискорювача заряджених частинок Численный анализ полей ионизирующего излучения работающего ускорителя заряженных частиц Quantitative Analysis of Radiation Fields with Running Accelerators of Charged Particles Азаров, С.І. Євланов, В.М. Виконано аналіз радіаційної небезпеки джерел іонізуючого випромінювання працюючого прискорювача заряджених частинок. Розраховано поля іонізуючого випромінювання до і після біологічного захисту для оцінки добових навантажень на персонал. Выполнен анализ радиационной опасности источников ионизирующего излучения работающего ускорителя заряженных частиц. Рассчитаны поля ионизирующего излучения до и после биологической защиты для оценки суточных нагрузок на персонал. Radiation hazards of ionizing radiation with running accelerators of charged particles are analyzed. The radiation fields before and after biological shielding are calculated to assess daily doses for personnel. 2013 Article Кількісний аналіз полів іонізуючого випромінювання працюючого прискорювача заряджених частинок / С.І. Азаров, В.М. Євланов // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 3. — С. 38-41. — Бібліогр.: 10 назв. — укр. 2073-6231 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97477 621.039:621.384.6 uk Ядерна та радіаційна безпека application/pdf Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Ukrainian
description	Виконано аналіз радіаційної небезпеки джерел іонізуючого випромінювання працюючого прискорювача заряджених частинок. Розраховано поля іонізуючого випромінювання до і після біологічного захисту для оцінки добових навантажень на персонал.
format	Article
author	Азаров, С.І. Євланов, В.М.
spellingShingle	Азаров, С.І. Євланов, В.М. Кількісний аналіз полів іонізуючого випромінювання працюючого прискорювача заряджених частинок Ядерна та радіаційна безпека
author_facet	Азаров, С.І. Євланов, В.М.
author_sort	Азаров, С.І.
title	Кількісний аналіз полів іонізуючого випромінювання працюючого прискорювача заряджених частинок
title_short	Кількісний аналіз полів іонізуючого випромінювання працюючого прискорювача заряджених частинок
title_full	Кількісний аналіз полів іонізуючого випромінювання працюючого прискорювача заряджених частинок
title_fullStr	Кількісний аналіз полів іонізуючого випромінювання працюючого прискорювача заряджених частинок
title_full_unstemmed	Кількісний аналіз полів іонізуючого випромінювання працюючого прискорювача заряджених частинок
title_sort	кількісний аналіз полів іонізуючого випромінювання працюючого прискорювача заряджених частинок
publisher	Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
publishDate	2013
url	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97477
citation_txt	Кількісний аналіз полів іонізуючого випромінювання працюючого прискорювача заряджених частинок / С.І. Азаров, В.М. Євланов // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 3. — С. 38-41. — Бібліогр.: 10 назв. — укр.
series	Ядерна та радіаційна безпека
work_keys_str_mv	AT azarovsí kílʹkísnijanalízpolívíonízuûčogovipromínûvannâpracûûčogopriskorûvačazarâdženihčastinok AT êvlanovvm kílʹkísnijanalízpolívíonízuûčogovipromínûvannâpracûûčogopriskorûvačazarâdženihčastinok AT azarovsí čislennyjanalizpolejioniziruûŝegoizlučeniârabotaûŝegouskoritelâzarâžennyhčastic AT êvlanovvm čislennyjanalizpolejioniziruûŝegoizlučeniârabotaûŝegouskoritelâzarâžennyhčastic AT azarovsí quantitativeanalysisofradiationfieldswithrunningacceleratorsofchargedparticles AT êvlanovvm quantitativeanalysisofradiationfieldswithrunningacceleratorsofchargedparticles
first_indexed	2025-11-26T22:44:36Z
last_indexed	2025-11-26T22:44:36Z
_version_	1849894719039995904
fulltext	38 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 3(59).2013 УДК 621.039:621.384.6 С. І. Азаров1, В. М. Євланов2 1 Інститут ядерних досліджень НАН України, м. Київ 2 Державний науково-технічний центр   з ядерної та радіаційної безпеки, м. Київ, Україна Кількісний аналіз полів іонізуючого випромінювання працюючого прискорювача заряджених частинок Виконано  аналіз  радіаційної  небезпеки  джерел  іонізуючого  ви- промінювання  працюючого  прискорювача  заряджених  частинок.  Розраховано поля  іонізуючого випромінювання до  і після біологічного  захисту для оцінки добових навантажень на персонал. К л ю ч о в і   с л о в а: радіаційна безпека циклотрона іонізуючого ви- промінювання, потужність еквівалентної дози, розрахунок дози, радіа- ційний захист. С. И. Азаров, В. М. Евланов Численный анализ полей ионизирующего излучения работающего ускорителя заряженных частиц Выполнен  анализ  радиационной  опасности  источников  ионизи- рующего  излучения  работающего  ускорителя  заряженных  частиц.  Рассчитаны поля ионизирующего излучения до и после биологической  защиты для оценки суточных нагрузок на персонал. К л ю ч е в ы е   с л о в а:  радиационная  безопасность  циклотрона  ионизирующего  излучения,  мощность  эквивалентной  дозы,  расчет  дозы, радиационная защита. © С. І. Азаров М. Євланов, 2013 П рискорювачі заряджених частинок широко ви- користовуються як у наукових дослідженнях, так і в сучасній радіаційній техніці та ядерній медицині [1]. Прискорювач — це насичений складною технікою комплекс, який генерує потужне поле іонізу- ючого випромінювання. Тому забезпечення радіаційної безпеки обслуговуючого персоналу в процесі експлуатації прискорювача є складною науково-технічною проблемою, обумовленою впливом різних за фізичною природою дже- рел іонізуючого випромінювання. Розвиток сучасних наукових знань з радіаційної без- пеки і досвід застосування прискорювачів, напрацьований в Україні та інших країнах, є підґрунтям з розробки нових методик розрахунку полів іонізуючих випромінювань пра- цюючого прискорювача для оцінки добових навантажень на персонал. Мета даної статті — дати систематизовану інформацію про первинні та вторинні джерела іонізуючого випромі- нювання працюючого циклотрона для розробки і створен- ня засобів та заходів радіаційного захисту. дослідження проходження протонів середніх енергій через мішень. Забезпечення радіаційно-безпечних умов праці на прискорювачах заряджених частинок пов’язано з роз- в’язанням задачі про знаходження функції розподілу ви- промінювання, що утворюється під час експлуатації при- скорювачів. Якщо не брати до уваги такий специфічний випадок, коли випромінювання, що діє на той чи інший об’єкт, є безпосередньо пучком протонів, то поле вторин- ного випромінювання формується з моменту взаємодії пучка зі спеціальними мішенями або з елементами кон- струкції самого прискорювача. Вторинні випромінювання, проходячи крізь масиви технологічних та будівельних кон- струкцій установки, утворюють поля випромінювання тре- тього покоління. Будь-якому стаціонарному режиму робо- ти прискорювача відповідає певне поле випромінювання, що характеризується функцією розподілу ( ), ,iF r E Ω   , тоб- то подвійним диференціальним розподілом флюенсу час- тинок типу i по енергетичній (E) та кутовій ( )Ω  змінним у точці простору з координатами ( )r . Ступінь дії радіацій- ного поля випромінювання на об’єкт, що розглядається, визначається відповідною функцією чутливості для моно- енергетичного випромінювання з одиничним флюенсом. Такими функціями є, наприклад, питома доза погли- нання, питома еквівалентна доза, переріз виходу будь-якої ядерної реакції, кількість переміщень атомів у кристаліч- ній гратці. Кількісно ступінь радіаційної дії ( )G r можна визначити за допомогою функції [2] ( ) ( ) ( ), , , . Ω = Ω Ω Ω⋅∑ ∫ ∫      i i i E G r F r E q E d dE (1) У виразі (1) передбачається, що джерело іонізуючого випромінювання не деформує поле опромінювання. Інколи виникає потреба в урахуванні просторового розпо- ділу поля випромінювання всередині самого об’єкта, на- приклад у разі надходження глибинного розподілу дози поля в фантомі або в процесі дослідження чутливості де- текторів нейтронів на основі уповільнювачів. У таких ви- падках поле випромінювання ( ), ,iF r E Ω   має бути визна- чено всередині самого об’єкта. ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 3(59).2013 39 Кількісний аналіз полів іонізуючого випромінювання працюючого прискорювача заряджених частинок Отже, визначення ступеня радіаційної дії є надзвичай- но складною задачею, розв’язання якої навіть за допомогою сучасних обчислювальних засобів дуже проблематичне. У більшості практичних ситуацій для убезпечення персоналу від рівнів випромінювання, які створюють прискорювачі, слід використовувати спеціальні захисні екрани, що знижують ступінь радіаційної дії до допусти- мих значень. Як правило, це стосується допустимих рів- нів потужності еквівалентної дози. Формулюючи задачу з розрахунку конфігурації захисту і поля випромінювання в просторовій точці розгляду, дуже зручно однозначно ви- ділити джерело випромінювання, захисний бар’єр та точку детектування. На рис. 1 схематично показано геометрію розрахунків. Внаслідок взаємодії пучка протонів інтенсивності J0 з атомними ядрами мішені виникають вторинні частинки, що мають подвійний диференціальний розподіл у вигляді ( )2 0 , , , θ Ω′ id N E E dEd де Ni — кількість протонів з різною енергією; Е0 — енергія протонів. Якщо відстань R до точки розгляду значно більша за розмір мішені, то мішень можна вважати точковою. За відсутності захисту енергетичний спектр густини потоку випромінювання в точці А визначається виразом ( ) ( )20 02, , , . i i J F R E d N E E R dEd = θ Ω (2) Наявність захисту спричинює поглинання випроміню- вання, а також істотну деформацію початкового спектра та кутового розподілу. Кількісний опис цих процесів стано- вить основну задачу теорії перенесення, розв’язання якої можливе тільки методом статичних випробувань. Основні наближення, за яких можна знайти розв’язок задачі, полягають у такому: вважається, що дія захисту на поле випромінювань у розглянутій геометрії еквівалентна дії захисту на поле нейтронів плоского моноспрямованого джерела, що зна- ходиться на межі плоского захисту; частинки випромінюються нормально до поверхні захис- ту; початковий спектр випромінювання визначається вира- зом (2); товщина плоского захисту Y(θ) дорівнює товщині захисту, що розглядається вздовж заданого напрямку θ. Нехай на поверхні є джерело моноенергетичних части- нок сорту j одиничної потужності з енергією E; ϕij(Y,E,E') — енергетичний спектр флюенсу частинок сорту j за плоским захистом завтовшки Υ(θ); E' — енергія вторинних протонів після взаємодії з мішенню. Взявши до уваги умову еквівалентності, можна запи- сати вираз для функції енергетичного розподілу частинок сорту j за захистом: ( )( ) ( ) ( ), , , , , .θ = ϕ  θ ′ ′ ′ ∑ ∫i i ij i E F R Y E F R E Y E E dE Товщину захисту, за якої потужність еквівалентної дози в точці А не перевищує заданої, визначають з умови ( )( ) ( ) 1, , ,θ ≤∑ ∫ j j i E F R Y E h E dE H де hj(E) — питомий еквівалент потужності дози частинок сорту j та енергії E; H1 — еквівалентна доза нейтронів. За цією формулою передбачається, що функції hj (E) визначені так, що потрібно розв’язувати сформульовану задачу з урахуванням деформації поля випромінювання в самому детекторі. Рис. 1. Геометрія розрахунків для точкового джерела: 1 — захист; 2 — мішень; А — точка випромінювання; θ — кут нахилу; Υ(θ) — товщина плоского захисту; R — відстань до точки випромінювання Рис. 2. Вихід ядерних реакцій під дією високоенергетичних протонів у блоці із заліза (точками позначено експериментальні дані, кривими — розрахункові): 1 — нейтрони, випромінені з берилієвої мішені θ = 0o при енергії протонів Е ≤ 50 МеВ; 2 — нейтрони, випромінені з берилієвої мішені θ = 0o при енергії протонів Е ≤ 100 МеВ; 3 — протони з енергією Е ≤60 МеВ; 4 — протони з енергією Е ≤ 100 МеВ; 5 — протони з енергією Е ≥ 100 МеВ 40 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 3(59).2013 С. І. Азаров, В. М. Євланов На рис. 2 показано розподіл виходу продуктів ядерних ре- акцій у детекторах, розміщених у залізному блоці, який бом- бардується широким моноспрямованим пучком протонів. Вихід вторинних нейтронів з мішені в розрахунку на один падаючий протон визначається за формулою max max 0 0 0 10 ( ) ( ) , /= = = σ∑∫ ∫ p x m n i iE dEN P Y E dE P E dE dx де Nn — вихід вторинних нейтронів на один протон; P0 — атомна густина матеріалу мішені; хmax — максимальний пробіг протонів з початковою енергією max pE в матеріалі мішені; Y(E) — вихід нейтронів з тонкої мішені для про- тонів з енергією Е; m — число каналів ядерних реакції з виходом нейтронів, «відкритих» для протонів з енергі- єю Е; σi (Е) — переріз цих реакції; dE/dx — питомі витрати енергії протонів у матеріалі мішені. Розглянутий приклад свідчить про те, наскільки важ- ливо, розв’язуючи практичні задачі радіаційної дозиметрії та захисту від випромінювань, виділити основні законо- мірності формування поля випромінювання джерела, в за- хисті та в самому детекторі. Щоб досягнути максималь- ної однозначності, зручно розглядати плоску геометрію захисту. Отримання в такій геометрії функції розподілу ϕij(Y,E,E') використовуються для наближених розрахун- ків полів випромінювання в умовах реальної геометрії. Розв’язати рівняння перенесення необхідно методом по- слідовних зіткнень. Криві, наведені на рис. 2, — результати розрахунків для наборів моноліній нейтронів, що апроксимують початкові спектри частинок у відповідних експериментах чи розра- хунках, виконаних методом Монте-Карло [3]. Всі дані нормовані на вихід відповідної реакції для одиничного флюенсу первинних частинок. Для подвій- ного диференціального розподілу використовувався фено- менологічний підхід. Низькоенергетична частина спектра вторинних частинок, що виникають у непружних протон- ядерних взаємодіях, описується в рамках моделі. Захист від нейтронів, що генеруються в мішенях протонами з енергією від 10 до 100 меВ. Поля нейтронів працюючого прискорювача розраховувалися за методикою розв’язання рівняння перенесення в дифузійному наближенні з ураху- ванням границь речовина — вакуум. Для апробації наявних розрахункових методів і про- грам, а також використовуваних систем констант прово- дилися реперні експерименти, що відповідали таким ос- новним вимогам: похибки всіх розглянутих у задачі параметрів і харак- теристик полів випромінювання задані; енергетичний спектр, геометрія і кутовий розподіл ви- промінювання джерела відомі; геометрія джерела і визначеного захисту достатньо прості; диференціальні теоретичні характеристики нейтронів вимірюються експериментально при добре відомій функції відгуку детектора. В експериментальному вимірюванні густини потоку нейтронів різних енергетичних груп як активаційні де- тектори використовувались індій 115In(n,g)116In, фосфат 31P(n,p)31Si, алюміній 27Al(n, α)24Na та вуглець12C(n,2n)11C. Дані про перерізи цих реакцій залежно від енергії ней- тронів σ(Е) взято з [4, 5]. Густина потоку вторинних нейтронів в абсолютних одиницях визначалась за співвідношенням [6] N α Φ = σя , де ( ( ) max пор )σ = σ∫ E E E f E dE ; α — активність ізотопу (детектора); Nя — кількість ядер; f(E) — спектр розсіяних нейтронів у залі прискорювача в формі Е -1 в інтервалі від 0,4 еВ до 1 еВ; Emax — максимальна енергія нейтронів до 0,5 МеВ [7]; Eпор — енергія порога реакції [8]. На рис. 3 наведено криві, які характеризують розподіл низькоенергетичних нейтронів, нормованих на криву розподілу високоенергетичних нейтронів Е < 20 МеВ, про- ведену по експериментальних точках. Порівнюються ек- спериментальний та розрахунковий розподіли нейтронів різних енергетичних груп у залізі та залізоводних сумішах. В експерименті на дослідну установку впливали нейтрони, що утворюються в берилієвій мішені протонами енергією 60 МеВ. Результати розрахунків узгоджуються з експеримен- тальними даними в межах похибки до 20 %. На рис. 4 наведено розраховані енергетичні спектри час- тинок за захистом бетону, поверхня якого бомбардується нейтронами, які виходять з мішені під кутом 70° відносно напряму пучка первинних протонів з енергією Е ≥ 80 МеВ. Такі спектри нейтронів типові як вихідні для полів випро- мінювання за боковим захистом протонних прискорюва- чів. Вибір енергії протонів не має принципового значен- ня, оскільки при енергії протонів (Ер > 10 МеВ) середній Рис. 3. Розподіл нейтронів різноманітних енергетичних груп у залізі та залізоводних сумішах: 1 — плавна апроксимація експериментальних точок (залізо), Е<20 МеВ; 2, 3 — розрахунок для заліза при 2 < Е < 20 МеВ та Е ≤ 1,46 еВ, відповідно; 4, 5 — розрахунок для залізоводної суміші, що вміщує, відповідно, 0,103 % водню за масою (Е ≤ 1,46 еВ) та 0,467 % водню за масою (Е ≤ 1,46 еВ); І—IV — експериментальні результати, що відповідають кривим 2—5 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 3(59).2013 41 Кількісний аналіз полів іонізуючого випромінювання працюючого прискорювача заряджених частинок поперечний імпульс вторинних протонів залишається практично постійним. Із рис. 4 видно, що між експери- ментальними та розрахунковими даними за формою спек- тра існує задовільна узгодженість. Експериментальні та розрахункові дані, що характе- ризують поле нейтронів з енергією до 20 МеВ за межами будівлі, де розміщено прискорювач, порівнюються в табл. 1. Для перевірки достовірності наведених розрахунків та отриманих експериментальних даних було проведено порівняння розрахунків потужності еквівалентної дози навколо працюючого прискорювача за допомогою відомих програм DOT[9] та ANIS[10]. За результатами порівняння залежності потужності ек- вівалентної дози Н від відстані r навколо працюючого при- скорювача У-240 (рис. 5), обчисленої за допомогою різних програм, можна зробити висновок, що розрахункові дані добре узгоджуються між собою. Висновки 1. Для вирішення задач радіаційної дозиметрії відомос- ті про компонентні й спектральні складові випромінювань за захистом прискорювача можна отримати з допомогою сучасних розрахункових програм. 2. Наведені розрахункові дані потужної еквівалентної дози у межах похибки експерименту відповідають експери- ментальним даним. 3. Порівняння використаних методів оцінки потужнос- ті еквівалентної дози нейтронів працюючого прискорюва- ча У-240 показало задовільний результат. 4. Викладена методика розрахунку полів випроміню- вання на прискорювачах протонів дає змогу вирішувати широке коло задач, що виникають як під час проектуван- ня захисту, так і в практиці дозиметричного контролю. Список використаної літератури 1. Богорад В. І., Литвинська Т. В., Бєлов Я. Ю., Носовський А. В., Слепченко О. Ю., Чуприна С. В., Тріпайло Р. Ф. Радіаційна без- пека циклотронного виробництва ізотопів для діагностики ме- тодом позитрон-емісійної томографії. Аналіз національних та міжнародних вимог // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — Вип. 1(57). — С. 37—40. 2. Комочков Н. М., Лебедев В. Н. Практическое руководство по радиационной безопасности на ускорителях заряженных час- тиц. — М.: Энергоиздат, 1986. —168 с. 3. Ilic R. D., Spasic-Jokic V., Belicev P., Dragovich M. The Monte- Carlo SPNA code as the engine in ISTAR proton dose planning software for TESLA accelerator installation //Nuclear Technology & Radiation Protection. — 2004. — V. XIX, № 2. — P. 30—35. 4. Neutron Fluence Measurements. STI/DOC/10/107. — Vienna: IAEA, 1970. 5. Маслов И. А, Лукницкий В. А. Справочник по нейтронному активационному анализу. — Л.: Наука, 1971. — 312 с. 6. Прайс Б., Хортон К., Спинни К. Защита от ядерных излуче- ний: Пер. с англ. — М.: Изд-во иностр. лит., 1959. — 490 с. 7. Дозиметрия излучений и физика защиты ускорителей заряженных частиц // Сб. докладов совещания по дозиметрии и физике защиты на ускорителях. Дубна, 7-10 октября 1969 г. — Дубна : ОИЯИ, 1970. — 250 с. 8. Jorma T. Rooutti. Conference on Accelerator Dosimetry and Experience 5-7 Nov 1969, Stanford, CA, USA, p/494-515. 9. RSICС Computer Code Collection. Two dimensional discrete ordinates radiation transport code. — Radiation Shieling Information Centre, 1976. 10. Engle W. W., Jr., Oak Ridge National Laboratory Report R-1693 (1967). Отримано 23.05.2013. Рис. 4. Енергетичні спектри нуклонів за захистом з бетону різної товщини: 1 — нейтрони, розрахунок для Еn < 60 МеВ (θ = 6°); 2 — нейтрони, результат вимірювання; 3 — нейтрони, результат розрахунку для Еn = 18,2 МеВ (θ = 6°); 4 — протони, розрахунок для Ер < 100 МеВ (θ = 70°); х — густина захисного бетону Рис. 5. Залежність потужності еквівалентної дози від відстані навколо працюючого ізохронного циклотрона, розрахованій за допомогою різних програм: 1 — запропонований метод; 2 — DOT 3,5; 3 — ANIS Таблиця 1. Співвідношення між компонентами потужності еквівалентної дози нейтронів на різних відстанях від центра прискорювача, % D, мкЗв/1011протон Співвідношення Розрахунок/ЕкспериментPозрахунок* Eксперимент 3,57∙10-2 3,47∙10-2 1,03 5,47∙10-3 5,56∙10-3 0,98 1,66∙10-3 2,13∙10-3 0,78 7,36∙10-5 9,16∙10-4 0,81 3,34∙10-5 4,21∙10-4 0,79 1,70∙10-4 1,91∙10-4 0,89 9,10∙10-5 1,05∙10-4 0,8 4,20∙10-5 5,13∙10-5 0,82 * Сума розсіяного та прямого випромінювання.

Кількісний аналіз полів іонізуючого випромінювання працюючого прискорювача заряджених частинок

Institution

Ähnliche Einträge