Газовые ионизационные детекторы

Содержание

Предисловие ………………………………………………………………………..…3

1. Газовые ионизационные детекторы………………………………………….…….6

Работа 1.1 Изучение ионизационной камеры деления…………………..13

2. Спектрометрия гамма-излучения………………………………………………….17

Работа 2.1 Сцинтилляционные спектрометр гамма излучения…..……....23

Работа 2.2 Полупроводниковые спектрометр гамма излучения …………30

Работа 2.3 Оптимизация электронного тракта полупроводникового

спектрометра гамма излучения……………………………………………..37

3. Детектирование нейтронов активационным методом…………………………..45

Работа 3.1 Определение интегральной плотности потока тепловых

нейтронов активационным методом………………………………………..49

Работа 3.2 Возмущение поля тепловых нейтронов образцами …………..53

Приложения

Компьютерные программы для сопровождения практикума…………..….59

Список литературы ………………………………………………………………..62

Предисловие

Главной целью исследований по физике ядерных реакторов (расчетно-теоретических и экспериментальных) является получение информации, способствующей созданию (конструированию, сооружению, эксплуатации) безопасных ядерных реакторов с оптимальными технико-экономическими показателями.

Последние зависят от нейтронно-физических характеристик активной зоны (обогащения топлива, критических размеров активной зоны, эффективности органов регулирования, запаса реактивности, длительности кампании и др.). Многие нейтронно-физические характеристики сложным образом взаимосвязаны и меняются в течение кампании активной зоны.

Эти характеристики рассчитывают заранее на этапе технического проектирования ядерного реактора. На этом же этапе определяют и конструктивные особенности ядерного реактора: конструкцию активной зоны, материалы, условия эксплуатации, режимы перегрузок, параметры органов регулирования и защиты и другие, необходимые для конструирования ядерного реактора и АЭС (энергопредприятия) на его основе.

Расчет ядерного реактора это, прежде всего, расчет нейтронного поля, определяющего нейтронно-физические характеристики и конструктивные особенности активной зоны и, в свою очередь, зависящего от них. Для расчета нейтронного поля создают математические модели, учитывающие конструкцию активной зоны и взаимодействие нейтронов с конструкционными материалами и ядерным топливом.

Математическая модель – система уравнений, параметрами которых являются геометрические размеры и форма активной зоны и составных её частей, а также микро константы взаимодействия нейтронов с ядрами элементов, входящих в состав активной зоны, отражателя (зоны воспроизводства), защиты, корпуса.

Ряд объективных факторов ограничивают достоверность расчетных результатов:

- использование приближенных математических моделей;

- невозможность использовать всю имеющуюся информацию о взаимодействии нейтронов с ядрами элементов, входящих в состав активной зоны;

- недостаточность детальной информации об энергетической зависимости сечений взаимодействия нейтронов с ядрами (например, в области неразрешенных резонансов);

- наличие производственных технологических допусков на состав и геометрические размеры активной зоны.

Отмеченные обстоятельства, а также потребности повседневного решения задач эксплуатации ядерных реакторов и смежных проблем, не позволяют исключить экспериментальные исследования и заменить их расчетными. В физике ядерных реакторов имеются очевидные ниши для экспериментальных исследований.

1. Реперные (benchmark) эксперименты для корректировки используемых в расчете констант.

2. Модельные (mockup) эксперименты для оценки точности учета геометрических особенностей активной зоны и её элементов в расчетных моделях.

3. Эксперименты, проводимые с целью получения информации, необходимой для управления и эксплуатации ядерного реактора: измерение эффективности стержней регулирования, измерение эффектов реактивности, калибровка штатных приборов контроля энерговыделения.

4. Эксперименты для изучения некоторых методических деталей исследования (например, новых детекторов).

5. Экспериментальные исследования новых конструкций тепловыделяющих элементов и новых топливных композиций (например, изменения их свойств и параметров в процессе кампании)

6. Исследования свежего и облученного ядерного топлива, необходимые для экономических расчетов, для контроля сохранности ядерного топлива, недопущения его несанкционированного и неконтролируемого использования.

Основным содержанием экспериментальных работ по физике ядерных реакторов является изучение нейтронных полей (пространственно-энергетических и временны́х распределений нейтронов). Нейтронные поля исследуют посредством детектирования заряженных частиц и ионизирующих излучений, сопутствующих ядерным реакциям с нейтронами, или испускаемых при распаде возникших в результате реакции нестабильных ядер.

Заряженные частицы теряют свою кинетическую энергию в процессах ионизации или возбуждения атомов детектора. Оба вида передачи энергии называют ионизационными потерями. На пути заряженной частицы образуются носители зарядов (электроны и ионы в газах, электроны и дырки в полупроводниках и изоляторах), а также возбужденные атомы и молекулы. Метод детектирования заряженных частиц, заключающийся в обнаружении (или измерении количества) образованных ею носителей заряда, называют ионизационным методом.

Иногда применяют другие методы детектирования заряженных частиц, возникающих в ядерных реакциях с нейтронами, например, посредством обнаружения и измерения треков (следов ионизирующих частиц) в диэлектриках или эмульсиях.

Процесс детектирования нейтронов происходит в три этапа:

- взаимодействие нейтронов с ядрами активной части детектора;

- детектирование сопутствующих (или испущенных при распаде образовавшегося нестабильного ядра) заряженных частиц;

- обработка электронной аппаратурой возникших в детекторе сигналов, измерение скорости их регистрации и документирование полученной информации.

Внесенный в нейтронное поле детектор вызывает в нём возмущение. Это обстоятельство, а также число образовавшихся заряженных частиц, параметры детектора заряженных частиц, потери сигналов в электронном тракте, накапливание и распад нестабильных ядер должны быть учтены при интерпретации результатов измерений скорости регистрации заряженных частиц в возмущенном поле.

В соответствии с предложенной моделью измеренная скорость регистрации заряженных частиц R_З и скорость ядерной реакции R в невозмущенном поле нейтронов представлены соотношениями:

, (1)

, (2)

где: σ(Е) - микросечение реакции;

Ф(Е) - исходная, невозмущенная плотность потока нейтронов;

К₁ - поправка на возмущение нейтронного поля детектором нейтронов (см. стр. 53); Ф(Е) _В = К₁ Ф(Е) - возмущенная детектором плотность потока нейтронов;

ε - эффективность детектора заряженных частиц (см. стр. 22);

w - число заряженных частиц испущенных при протекании ядерной реакции или при распаде нестабильного ядра;

N₀ - число атомов в активной части детектора;

К₂ - поправка, учитывающая потери информации в электронном тракте (см. стр. 16 и стр. 21);

К_С - поправка на поглощение излучения в детекторе (см. стр. 48);

К₃ - коэффициент, учитывающий накапливание и распад нестабильных ядер в активной части детектора (см. стр. 46); если регистрируются сопутствующие ядерной реакции заряженные частицы, то К₃ =1.

В процессе уточнения и детализации решаемой задачи, возможно, возникнет необходимость вносить и другие поправки, например, учитывающие пространственное распределение эмиссии ионизирующих излучений в активной части нейтронного детектора и пространственной зависимости эффективности детектора ионизирующих излучений.

Полученная при детектировании нейтронов информация представляется в виде измеренной скорости детектирования заряженных частиц (если производятся относительные измерения) или, если необходимо и возможно, в виде абсолютной величины невозмущенной скорости ядерной реакции.

Включенный в лабораторный практикум пояснительный материал достаточен для понимания проблем, обозначенных при написании выражений (1) и (2).

Подробные описания принципов действия, конструкций и особенностей детекторов приведены в учебниках и монографиях (см. список литературы).

Газовые ионизационные детекторы