ГОСТ 22751-77*
Группа Ф19
МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ
ГЕНЕРАТОРЫ НЕЙТРОНОВ
Метод измерения потока быстрых нейтронов
Neutron generators. Methods of fast neutron flux measurement
ОКП 69 4721
Дата введения 1979-01-01
ИНФОРМАЦИОННЫЕ ДАННЫЕ
Постановлением Государственного комитета стандартов Совета Министров СССР от 27 октября 1977 года N 2516 срок введения установлен с 01.01.79
1. УТВЕРЖДЕН И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 27.10.77 N 2516
2. ВВЕДЕН ВПЕРВЫЕ
3. СРОК ПРОВЕРКИ - 1993 г.,
периодичность проверки - 5 лет
4. ССЫЛОЧНЫЕ НОРМАТИВНО-ТЕХНИЧЕСКИЕ ДОКУМЕНТЫ
5. Ограничение срока действия снято по протоколу N 3-93 Межгосударственного Совета по стандартизации, метрологии и сертификации (ИУС 5-6-93)
6. Издание (март 2001 г.) с Изменениями N 1, 2, утвержденными в августе 1983 г., июне 1988 г. (ИУС 11-83, 9-88)
Настоящий стандарт распространяется на генераторы нейтронов и ускорительные трубки генераторов нейтронов, реализующие ядерную реакцию
, и устанавливают методы измерения потока быстрых нейтронов изделий по ГОСТ 21171 для оценки технического уровня и качества.
Метод определения среднего потока быстрых нейтронов основан на измерении средней плотности потока нейтронов в месте размещения активационного детектора нейтронов и расчете потока нейтронов, исходя из известной эффективной площади излучающей поверхности мишени и телесного угла в системе мишень - детектор.
Термины, используемые в настоящем стандарте, - по РМГ 29, ГОСТ 21171 и ГОСТ 15484.
(Измененная редакция, Изм. N 2).
1. АППАРАТУРА И МАТЕРИАЛЫ
Активационные детекторы должны изготовляться в виде плоских дисков из алюминия марки А999 по ГОСТ 11069 и меди марки М00 по ГОСТ 859. Применяемые материалы должны соответствовать требованиям ГОСТ 8.315. Диаметр активационного детектора не должен быть более 30 мм и толщиной более 1 мм.
Радиометрические приборы (радиометры) типов РИБ, РПБ, РКБ по ГОСТ 27451, аттестованные в установленном порядке и применяемые для измерения наведенной активности детекторов по бета-излучению 
Cu и
.
(Измененная редакция, Изм. N 1, 2).
2. ПОДГОТОВКА К ИЗМЕРЕНИЮ
2.1. По истечении времени установления рабочего режима радиометров определяют нормированные метрологические характеристики.
(Измененная редакция, Изм. N 1).
2.2. Для измерения средней плотности потока нейтронов используют активационные детекторы быстрых нейтронов из алюминия и меди. Детекторы из алюминия применяют для определения и сравнения среднего потока и пространственного распределения быстрых нейтронов от одного или нескольких генераторов нейтронов и ускорительных трубок генераторов нейтронов.
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 радионуклида, образующегося в результате ядерной реакции
,
,
,
, 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 - компараторе 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
и габаритные размеры активационного детектора (диаметр
и толщину
).
Исходя из данных: габариты детектора, спектр бета-излучения радионуклида
,
, линейный коэффициент ослабления бета-излучения
и телесного угла
, определяют коэффициент
, учитывающий самопоглощение бета-излучения материалом детектора.
Проводят проверку градуировочного коэффициента
радиометра путем регистрации бета-излучения 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 отклонением 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. Коэффициент
и градуировочный коэффициент
вычисляют по формулам, указанным в приложении 2.
3.2. Определяют радиационный фон, измеряя число импульсов фона за интервал времени измерения
.
Устанавливают один или несколько активационных детекторов вблизи мишени генератора нейтронов на позицию облучения под углом 0° 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 мишени с учетом ее геометрической формы, и рассчитывают геометрический параметр
.
Исходя из данных по конструкции генератора нейтронов, элементы которого расположены между мишенью и детектором, рассчитывают коэффициент
, учитывающий выведение нейтронов из диапазона энергий, регистрируемых детектором за счет процессов взаимодействия на конструкционных материалах генератора нейтронов. Геометрический параметр
и коэффициент
вычисляют 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 выдерживают в течение интервала времени
, 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
. Время измерения для детекторов из алюминия не должно быть более 3 ч, а детекторов из меди - более 10 мин.
3.1, 3.2. (Измененная редакция, Изм. N 1).
4. ОБРАБОТКА РЕЗУЛЬТАТОВ
4.1. Среднюю плотность потока быстрых нейтронов в месте расположения активационного детектора (
) в нейтр./(м
·с) вычисляют по формуле
,
где
- массовое число материалов детектора, а. е. м.;
- масса активационного детектора, г;
- коэффициент, учитывающий самопоглощение бета-излучения материалом детектора;
- число Авогадро, моль
;
- содержание облучаемого нуклида в детекторе;
- интенсивность бета-излучения, образовавшегося нуклида;
- градуировочный коэффициент радиометра;
- интервал времени облучения детектора, с;
- интервал времени выдержки детектора, с;
- интервал времени измерения, с;
- постоянная радиоактивного распада нуклида, с
;
- сечение активации, см
;
- суммарное число импульсов, зарегистрированных от детектора и фона за интервал времени измерения
;
- число импульсов фона, зарегистрированное радиометром за интервал времени
;
- относительный телесный угол при регистрации бета-излучения детектора;
- основание натурального логарифма.
Плотность потока нейтронов с учетом просчетов радиометра определяют в приложении 4.
(Измененная редакция, Изм. N 1).
4.2. Средний поток быстрых нейтронов (
) в нейтр./с вычисляют по формуле
,
где
- средняя плотность потока нейтронов, нейтр./(м
·с);
- геометрический параметр, м
;
- коэффициент, учитывающий выведение нейтронов из диапазона энергий, регистрируемых детектором.
