Индивидуальный аварийный дозиметр бета-, гамма- и нейтронного излучения «Гнейс»

Индивидуальный аварийный дозиметр «Гнейс» (рис. ниже) предназначен для измерения дозы гамма-излучения (5—5*10³ рад), поверхностной (кожной) дозы бета- и гамма-излучений (1 —10³ рад), дозы тепловых нейтронов (0,005—50 рад), дозы промежуточных и быстрых нейтронов (5—5*10³ рад).

Дозу гамма-излучения измеряют термолюминесцентным детектором из алюмофосфатного стекла ИС-7. Стеклянная пластинка диаметром 8 мм и толщиной 1 мм помещена в алюминиевый корпус с компенсирующими фильтрами.

Чувствительность дозиметра к промежуточным и быстрым нейтронам в 20 раз меньше, чем для гамма-излучения. Показания у детектора определяются на измерительном пульте комплекта ИКС-А. Доза гамма- и бета-излучений на открытых участках кожи регистрируется пластинкой из стекла ИС-7 толщиной 4 мм, которая закрыта слоем, имитирующим роговой слой эпителия. Показания детектора определяются на том же измерительном пульте, имеющем переключатель для перехода к режиму измерения кожной дозы.

Для регистрации тепловых нейтронов в алюмофосфатное стекло вводится литий в количестве, обеспечивающем дозовую чувствительность к тепловым нейтронам, на два порядка лучшую по сравению с чувствительностью к гамма-излучению.

Потери дозиметрической информации (фединг) при хранении облученных термолюминесцентных дозиметров составляют 5% за первые сутки и 18% за 2,5 мес.

Тканевая доза промежуточных и быстрых нейтронов измеряется детектором деления на основе алюминиевого сплава, содержащего 10—14% делящегося изотопа ²³⁷Np. Осколки деления создают треки в пластинке из силикатного стекла или слюды, которая находится в контакте с детектором деления. Участки с поврежденной кристаллической структурой вдоль трека имеют повышенную растворимость и при травлении фтористоводородной кислотой превращаются в видимые следы продуктов деления, число которых определяется с помощью микроскопа.

Трековый дозиметр окружен фильтром из ¹⁰В, необходимым для компенсации подпорогового деления ²³⁷Np, который не может использоваться как пороговый детектор, если неизвестен спектр нейтронов.

Важно подчеркнуть, что содержание ²³⁷Np в сплаве с алюминием и толщину фильтра из ¹⁰В выбирают таким образом, чтобы чувствительность дозиметра следовала зависимости тканевой дозы от энергии нейтронов. Определение тканевой дозы сводится к счету числа треков с помощью микроскопа и умножением полученной величины на дозовую цену трека, которая для различных нейтронных спектров находится с погрешностью, не превышающей ±10%, и равна 2,3±0,2 мрад/(трек-мг ²³⁷Np) при площади детектора 1 см². Достоинствами трекового дозиметра являются нечувствительность к \’-излучению и сохранение показаний в течение значительного времени. Однако длительность определения показаний данного дозиметра весьма велика (1,5*10⁴ с) по сравнению с аналогичным значением для термолюминесцеитного дозиметра (10 с).

Быстрая первичная оценка тканевой дозы нейтронов производится родиевым детектором, помещенным внутрь борного фильтра для уменьшения активации промежуточными и тепловыми нейтронами. При неупругом рассеянии нейтронов на ядрах I03Rh образуется изомерное ядро t03r>1Rh, которое переходит в нормальное состояние с периодом полураспада Т_1/2 = 3,42-10³ с, испуская гамма-излучение с энергией Е_γ =40 кэВ. Энергетическая зависимость сечения данной реакции аналогична соответствующей зависимости тканевой дозы для быстрых нейтронов. При поглощении уизлУчения с энергией Е_γ =40 кэВ на К-оболочке атома ¹⁰³Rh появляются вакансии вследствие вылета конверсионных электронов. Заполнение вакансий электронами с более удаленных от ядра оболочек приводит к образованию характеристического рентгеновского излучения (Е_у =20,2 кэВ). Выход изомерных ядер 103™Rh, определяющий значение тканевой дозы, находится по данному рентгеновскому излучению успектРометРом.