Integrální metody

Z Enpedie
Přejít na: navigace, hledání

Z hlediska aplikace je nejsnadnější metoda aktivačních detektorů. Tato metoda spočívá v měření aktivity radionuklidu vzniklého známou jadernou reakcí z materiálu detektoru vlivem neznámého pole neutronů. Pro aplikaci této metody je nutno znát s dostatečnou přesností účinný průřez dané jaderné reakce a energetické spektrum neutronového pole v ozařovacím bodě. Rovnice popisující aktivitu: Rovnice 3.1, rovnice popisující reakční rychlost: Rovnice 3.2.

Rovnice 3.1:
Rovnice 3.2:

kde A je aktivita radionuklidu indukovaná v bodě vlivem pole neutronů s fluencí φ(E).
q je rychlost vzniku (reakční rychlost) radionuklidu vzniklého jadernou reakcí, jejíž mikroskopický průřez je σreakce, a λ je rozpadová konstanta vzniklého radionuklidu.

Tato metoda je velmi rozšířena, pro malou technickou i finanční náročnost a odolnost, neboť v případně agresivním prostředí se neocitá žádná elektronika, ale jen materiálový terčík, jež je aktivován. Díky tomu, že přímým měřením je stanovena integrální veličina, indukovaná aktivita, má jejím prostřednictvím stanovená veličina taktéž integrální tvar.

Obrázek 3.1.: Účinné průřezy některých dozimetrických reakcí

Při použití více druhů aktivačních detektorů je možno vyhodnotit spektrum diferenciálně. Další variantou je použití vhodného filtru. Běžně bývá používáno Cd mající velmi vysoký účinný průřez v tepelné oblasti. Tento v energiích vyšších než 0,55 eV velmi výrazně klesá. Nevýhodou tohoto typu detektorů je znalost toku neutronů ex post, což tyto detektory vyřazuje jako monitory výkonu. Nevýhodou integrálních detektorů obecně je nutnost znalosti tvaru neutronového spektra. Zde je možno použití aproximace moderovaným štěpným spektrem 235U, v tepelné oblasti bude platit Maxwellovo rozložení a v nadtepelné oblasti potom 1/E. Toto přiblížení nachází uplatnění v reaktorové technice a vychází z podobnosti štěpných spekter jednotlivých nuklidů, k jejichž štěpení v reaktoru dochází. V praxi se k vyhodnocování naměřených hodnot užívá Rovnice 3.3.

Obrázek 3.2.: Štěpná spektra některých nuklidů

Rovnice 3.3:

Mezi nejčastěji používané detektory patří: 197Au – reakce (n,g), 55Mn – reakce (n,g) , 164Dy – reakce (n,g). Jejich účinné průřezy jsou na Obrázek 3.1.

Obrázek 3.3.: Účinné průřezy v některých materiálů užívaných pro detekci neutronů (formát SAND2)

Další možností je detekce neutronu prostřednictvím energie uvolněné v důsledku nějaké jeho interakce. Bude-li množství uvolněné energie dostatečné, bude možné přímo měřit reakční rychlost a z ní stanovit integrální hodnotu fluence neutronů v daném bodě. Vzhledem k poměru mezi rezonančním integrálem a účinným průřezem v tepelné oblasti pochází při běžných měřeních v neutronových polích v jaderném reaktoru většina detekovaných reakcí od tepelných neutronů. Proto se tyto detektory běžně používají jako monitory toku tepelných neutronů. Pro aplikaci této metody bývají využívány 3He, 10B 235U. Účinné průřezy těchto reakcí jsou znázorněny na Obrázek 2.1. Data jsou zgrupována podle formátu SAND2.

Tabulka 3.1.: Charakteristické údaje některých materiálů užívaných pro detekci neutronů

<tbody> </tbody>

reakce

energie reakce

σ(0.0253eV)

Rezonanční integrál

3 He

(n,p)

764 keV

5328 b

2381 b

10 B

(n,a)

2,79MeV

3837 b

1719 b

235 U

(n,f)

200MeV

585 b

278 b

197 Au

(n,g)

98 b

1559 b

55 Mn

(n,g)

13 b

12 b

164 Dy

(n,g)

2653 b

342 b