ANRI ANRI АНРИ (Аппаратура и Новости Радиационных Измерений) 2075-1338 44706 10.37414/2075-1338-2021-105-2-65-74 Научные статьи Scientific article Научные статьи Oral Thermoluminescent Neutron Dosimeter for Emergency Exposure Conditions Пероральный термолюминесцентный дозиметр нейтронного излучения для условий аварийного облучения Пышкина Мария Д. Pyshkina Mariya D. Жуковский Михаил В. Zhukovskiy Mihail V.

доктор технических наук;

doctor of technical sciences;

 Васильев Алексей В. Vasil'ev Aleksey V.

кандидат технических наук;

candidate of technical sciences;

 Романова Марина А. Romanova Marina A. Институт промышленной экологии УрО РАН Екатеринбург Россия Institute of Industrial Ecology, Ural Branch of the Russian Academy of Sciences Ekaterinburg Russian Federation Уральский федеральный университет Екатеринбург Россия Ural Federal University Ekaterinburg Russian Federation Институт промышленной экологии Уральского отделения Российской академии наук Industrial Ecology Institute, Ural Branch of the Russian Academy of Sciences Институт промышленной экологии УрО РАН Екатеринбург Россия Institute of Industrial Ecology, Ural Branch of the Russian Academy of Sciences Ekaterinburg Russian Federation Уральский федеральный университет Екатеринбург Россия Ural Federal University Ekaterinburg Russian Federation АО «Институт реакторных материалов» Заречный Россия 3JSC «Institute of Reactor Materials» Zarechny Russian Federation 2 65 74 30 06 2021 https://doza.editorum.ru/en/nauka/article/44706/view

Разработан пероральный дозиметр смешанного гамма-нейтронного излучения (ПТД) для условий аварийного облучения. Энергетическая зависимость чувствительности дозиметра нейтронного излучения близка к энергетической зависимости удельной эффективной дозы на единичную плотность потока. Для нейтронных полей, содержащих значительный вклад быстрых нейтронов, неопределенность показаний дозиметра составляет не более 25% для передне-задней геометрии излучения и не более 35% для геометрии вращения. В нейтронных полях с преобладанием частиц с тепловыми и промежуточными энергиями дозиметр переоценивает эффективную дозу облучения в 2,5 раза для передне-задней геометрии и в 3,3 раза для геометрии вращения. Проведен постановочный эксперимент, включавший размещение индивидуальных дозиметров внутри канистры, имитирующей торс стандартного взрослого человека, в поле нейтронного излучения. Были получены условно истинные значения эффективной дозы с помощью энергетического и углового распределения плотности потока нейтронного излучения. Различия в показаниях ПТД и условно истинного значения эффективной дозы не превышают 2.

An oral dosimeter of mixed gamma-neutron radiation for emergency exposure conditions has been developed. The energy dependence of the neutron radiation dosimeter sensitivity is close to the energy dependence of the specific effective dose per unit flux density. For neutron fields containing a significant contribution of fast neutrons, the uncertainty of the dosimeter readings is no more than 25% for the anteroposterior radiation geometry and no more than 35% for the rotation geometry. In neutron fields with a predominance of particles with thermal and intermediate energies, the dosimeter overestimates the effective radiation dose by 2.5 times for the anteroposterior geometry and 3.3 times for the rotation geometry. A staging experiment was carried out, which included placing individual dosimeters inside a canister simulating the torso of a standard adult in a neutron radiation field. The conditionally true values of the effective dose were obtained using the energy and angular distribution of the neutron radiation flux density. Differences in the dosimeter readings and the conditionally true value of the effective dose do not exceed 2.

 нейтронное излучение дозиметр аварийное облучение neutron radiation dosimeter emergency exposure

Алексеев А.Г., Кирякова Н.В., Крючков В.П. и др. Метрологические вопросы использования индивидуальных дозиметров нейтронов ДВН-А-01 и ДВГН-01. Препринт ИФВЭ 2004-14. Протвино, 2004. 15 с. Alekseev A.G., Kiryakova N.V., Kryuchkov V.P. i dr. Metrologicheskie voprosy ispol'zovaniya individual'nyh dozimetrov neytronov DVN-A-01 i DVGN-01. Preprint IFVE 2004-14. Protvino, 2004. 15 s. Санников А.В., Лебедев В.Н., Кустарев В.Н. и др. Индивидуальный дозиметр смешанного излучения ДВГН-01: разработка и исследование характеристик. Препринт ИФВЭ 2005-6. Протвино, 2005. 13 с. Sannikov A.V., Lebedev V.N., Kustarev V.N. i dr. Individual'nyy dozimetr smeshannogo izlucheniya DVGN-01: razrabotka i issledovanie harakteristik. Preprint IFVE 2005-6. Protvino, 2005. 13 s. Санников А.В., Пелешко В.Н., Савицкая Е.Н. и др. Дозиметр эффективной дозы смешанного излучения. Препринт ИФВЭ 2008-1. Протвино, 2008. 11 с. Sannikov A.V., Peleshko V.N., Savickaya E.N. i dr. Dozimetr effektivnoy dozy smeshannogo izlucheniya. Preprint IFVE 2008-1. Protvino, 2008. 11 s. Алексеев А.Г., Лебедев В.Н. Исследование методических вопросов использования индивидуальных дозиметров нейтронов альбедного типа. Препринт ИФВЭ 2003-8. Протвино, 2003. 10 с. Alekseev A.G., Lebedev V.N. Issledovanie metodicheskih voprosov ispol'zovaniya individual'nyh dozimetrov neytronov al'bednogo tipa. Preprint IFVE 2003-8. Protvino, 2003. 10 s. L.G. Beskrovnaya, E.A. Goroshkova, Yu.V. Mokrov, Fizika Elementarnykh Chastits i Atomnogo Yadra, no. 3 (159), pp. 347-363, 2010. L.G. Beskrovnaya, E.A. Goroshkova, Yu.V. Mokrov, Fizika Elementarnykh Chastits i Atomnogo Yadra, no. 3 (159), pp. 347-363, 2010. M. Luszik-Bhadra, M. Boschung, M. Coeckat el. EVIDOS: Optimisation of Individual Monitoring in Mixed Neutron/Photon Fields at Workplaces of the Nuclear Fuel Cycle. M. Luszik-Bhadra, M. Boschung, M. Coeckat el. EVIDOS: Optimisation of Individual Monitoring in Mixed Neutron/Photon Fields at Workplaces of the Nuclear Fuel Cycle. МУ 2.6.5.028-2016. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования. MU 2.6.5.028-2016. Opredelenie individual'nyh effektivnyh i ekvivalentnyh doz i organizaciya kontrolya professional'nogo oblucheniya v usloviyah planiruemogo oblucheniya. Obschie trebovaniya. A. Ferrari, P.R. Sala, A. Fasso, J. Ranft, «FLUKA: a multi-particle transport code», CERN-2005-10, 2005, INFN/TC 05/11, SLAC-R-773. A. Ferrari, P.R. Sala, A. Fasso, J. Ranft, «FLUKA: a multi-particle transport code», CERN-2005-10, 2005, INFN/TC 05/11, SLAC-R-773. G. Battistoni, S. Muraro, P.R. Sala, F. Cerutti, A. Ferrari, S. Roesler, A. Fasso, J. Ranft, «The FLUKA code: Description and benchmarking», Proceedings of the Hadronic Shower Simulation Workshop 2006, Fermilab 6-8 September 2006, M. Albrow, R. Raja eds., AIP Conference Proceeding 896, 31-49, 2007. G. Battistoni, S. Muraro, P.R. Sala, F. Cerutti, A. Ferrari, S. Roesler, A. Fasso, J. Ranft, «The FLUKA code: Description and benchmarking», Proceedings of the Hadronic Shower Simulation Workshop 2006, Fermilab 6-8 September 2006, M. Albrow, R. Raja eds., AIP Conference Proceeding 896, 31-49, 2007. Международное агентство по атомной энергетике, Оценка профессионального облучения от внешних источников ионизирующего облучения. Серия норм безопасности N RS-G-1.3, МАГАТЭ, Вена, 1999. Mezhdunarodnoe agentstvo po atomnoy energetike, Ocenka professional'nogo oblucheniya ot vneshnih istochnikov ioniziruyuschego oblucheniya. Seriya norm bezopasnosti N RS-G-1.3, MAGATE, Vena, 1999. O.F. Naismith, B.R.L. Siebert, «A database of neutron spectra, instrument response functions and dosimetric conversion functions for radiation protection applications», Radiat. Prot. Dosim., no. 70, pp. 241-246, 1997. O.F. Naismith, B.R.L. Siebert, «A database of neutron spectra, instrument response functions and dosimetric conversion functions for radiation protection applications», Radiat. Prot. Dosim., no. 70, pp. 241-246, 1997. H.J. Delafield, C.A. Perks, «Neutron spectrometry and dosimetry measurements made at nuclear power stations with derived dosemeter responses», Radiat. Prot. Dosim., no. 44, pp. 227-232, 1992. H.J. Delafield, C.A. Perks, «Neutron spectrometry and dosimetry measurements made at nuclear power stations with derived dosemeter responses», Radiat. Prot. Dosim., no. 44, pp. 227-232, 1992. D.T. Bartlett, A.R. Britcher, A.G. Bardell, D.J. Thomas, I.F. Hudson, «Neutron spectra, radiological quantities and instrument and dosemeter responses at a MAGNOX reactor and a fuel reprocessing installation», Radiat. Prot. Dosim., no. 44, pp. 233-238, 1992. D.T. Bartlett, A.R. Britcher, A.G. Bardell, D.J. Thomas, I.F. Hudson, «Neutron spectra, radiological quantities and instrument and dosemeter responses at a MAGNOX reactor and a fuel reprocessing installation», Radiat. Prot. Dosim., no. 44, pp. 233-238, 1992. M. Pyshkina, A. Vasilyev, A. Ekidin et al. Development and testing of a neutron radiation spectrometer in fields of radionuclide sources. AIP Conference Proceedings 2163 (1). M. Pyshkina, A. Vasilyev, A. Ekidin et al. Development and testing of a neutron radiation spectrometer in fields of radionuclide sources. AIP Conference Proceedings 2163 (1). M. Pyshkina, A. Vasilyev, A. Ekidin et al., Study of neutron energy and directional distribution at the Beloyarsk NPPselected workplaces. Nuclear Engineering and Technology. URL: https://doi.org/10.1016/j.net (дата обращения: 15.10.2020). M. Pyshkina, A. Vasilyev, A. Ekidin et al., Study of neutron energy and directional distribution at the Beloyarsk NPPselected workplaces. Nuclear Engineering and Technology. URL: https://doi.org/10.1016/j.net (data obrascheniya: 15.10.2020). МУ 2.6.5.052-2017. Дозиметрия. Определение индивидуальной эффективной дозы нейтронного излучения. MU 2.6.5.052-2017. Dozimetriya. Opredelenie individual'noy effektivnoy dozy neytronnogo izlucheniya.