Пятницкое шоссе, 55А
стоимость работ
Работаем с Пн-Вс круглосуточно
Активационные детекторы должны изготовляться в виде плоскихдисков из алюминия марки А999 по ГОСТ 11069 и меди марки М00 по ГОСТ 859. Применяемые материалы должнысоответствовать требованиям ГОСТ8.315. Диаметр активационного детектора не должен быть более 30 мм итолщиной более 1 мм.
Радиометрические приборы (радиометры) типов РИБ, РПБ, РКБпо ГОСТ27451, аттестованные в установленном порядке и применяемые для измерениянаведенной активности детекторов по бета-излучению 62Cu и 24Na.
(Измененнаяредакция, Изм. № 1, 2).
2. ПОДГОТОВКА К ИЗМЕРЕНИЮ
2.1. По истечении времени установления рабочего режимарадиометров определяют нормированные метрологические Монтаж .
(Измененнаяредакция, Изм. № 1).
2.2. Для измерения средней плотности потока нейтроновиспользуют активационные детекторы быстрых нейтронов из алюминия и меди.Детекторы из алюминия применяют для определения и сравнения среднего потока ипространственного распределения быстрых нейтронов от одного или несколькихгенераторов нейтронов и ускорительных трубок генераторов нейтронов.
Для оперативного периодического контроля потока в процессеразработки, эксплуатации генераторов нейтронов и ускорительных трубокгенераторов нейтронов применяют детекторы из меди. Детекторы устанавливают вфиксированных положениях относительно мишени ускорительной трубки генераторанейтронов, облучают потоком быстрых нейтронов, далее измеряют значениенаведенной активности по бета-излучению радионуклида, образующегося врезультате ядерной реакции 27Al (n, a), 24Na, 63Cu (n, 2n), 62Cu, и путем перерасчета определяют среднююплотность потока быстрых нейтронов.
Основные константы детекторов из алюминия и меди, используемыепри измерениях средней плотности потока и среднего потока быстрых нейтронов,приведены в приложении 1.
2.3. Измерение активности по бета-излучению детекторавыполняют на приборе — компараторе путем сравнения с активностью источника илина аттестованном отсчетном устройстве с известным коэффициентом связи скоростисчета импульсов при регистрации бета-излучения с активностью детектора.
3. ПРОВЕДЕНИЕ ИЗМЕРЕНИЙ
3.1. Определяют значение массы т и габаритныеразмеры активационного детектора (диаметр d итолщину а).
Исходя из данных: габариты детектора, спектр бета-излучениярадионуклида 62Cu,24Na,линейный коэффициент ослабления бета-излучения μ и телесного угла Ω,определяют коэффициент К, учитывающий самопоглощение бета-излученияматериалом детектора.
Проводят проверку градуировочного коэффициента εрадиометра путем регистрации бета-излучения источника и сравнения его спаспортными данными на радиометр (см. приложение 2). Если разность измеренного и паспортизованногозначений градуировочного коэффициента лежит в доверительных границахпаспортного значения ε, определяемых средним квадратическим отклонением результатаизмерения, то процедуру измерения следует продолжить. Если разность измеренногои паспортизованного значений градуировочного коэффициента не лежит вдоверительных границах паспортного значения ε, радиометр подлежитпереаттестации в установленном порядке. Коэффициент К и градуировочныйкоэффициент ε вычисляют по формулам, указанным в приложении 2.
3.2. Определяют радиационный фон, измеряя число импульсовфона за интервал времени измерения tи.
Устанавливают один или несколько активационных детектороввблизи мишени генератора нейтронов на позицию облучения под углом 0°относительно направления пучка ионов, причем детекторы из меди устанавливают вкадмиевых фильтрах. Измеряют расстояние от излучающей поверхности мишени доактивационного детектора и определяют его положение в пространстве относительномишени. Измеряют параметры, характеризующие эффективный радиус излучающейповерхности мишени с учетом ее геометрической формы, и рассчитывают геометрическийпараметр a.
Исходя из данных по конструкции генератора нейтронов,элементы которого расположены между мишенью и детектором, рассчитываюткоэффициент Р, учитывающий выведение нейтронов из диапазона энергий,регистрируемых детектором за счет процессов взаимодействия на конструкционныхматериалах генератора нейтронов. Геометрический параметр aи коэффициент Р вычисляют по формулам, указанным в приложении 3.
Облучают детектор в течение установленного интервалавремени t0. Время облучениядетектора из алюминия не должно быть более 3 ч, а детектора из меди — более 10мин.
По окончании облучения активационный детектор извлекают спозиции облучения и выдерживают в течение интервала времени t3,обеспечивающего снижение уровня помех от активности, образованной в побочныхядерных реакциях. Время выдержки детекторов из алюминия не должно быть менее 3ч, а детекторов из меди — более 5 мин.
По истечении времени выдержки активационный детекторустанавливают в радиометр для регистрации бета-излучения, измеряют суммарноечисло импульсов от детектора и фона (NΘ + Nф)за установленный интервал времени tи.Время измерения для детекторов из алюминия не должно быть более 3 ч, адетекторов из меди — более 10 мин.
3.1, 3.2. (Измененная редакция, Изм. № 1).
4. ОБРАБОТКА РЕЗУЛЬТАТОВ
4.1. Среднюю плотность потока быстрых нейтроновв месте расположения активационного детектора (f) в нейтр./ (м2×с)вычисляют по формуле
где
A- массовое число материалов детектора, а. е. м.;
т — масса активационного детектора, г;
К — коэффициент, учитывающий самопоглощениебета-излучения материалом детектора;
N0- число Авогадро, моль-1;
g — содержаниеоблучаемого нуклида в детекторе;
ν — интенсивность бета-излучения,образовавшегося нуклида;
e -градуировочный коэффициент радиометра;
t0- интервал времени облучения детектора, с;
t3- интервал времени выдержки детектора, с;
tи- интервал времени измерения, с;
λ- постоянная радиоактивного распада нуклида, с-1;
s — сечениеактивации, см2;
(NΘ+ Nф)- суммарное число импульсов, зарегистрированных от детектора и фона за интервалвремени измерения tи;
Nф- число импульсов фона, зарегистрированное радиометром за интервал времени tи;
Ω — относительный телесный угол при регистрациибета-излучения детектора;
е — основание натурального логарифма.
Плотность потока нейтронов с учетом просчетов радиометраопределяют в приложении 4.
(Измененнаяредакция, Изм. № 1).
4.2. Средний поток быстрых нейтронов (F) в нейтр./свычисляют по формуле
F = faP,
где
f- средняя плотность потока нейтронов, нейтр./ (м2×с);
a -геометрический параметр, м2;
Р — коэффициент, учитывающий выведение нейтроновиз диапазона энергий, регистрируемых детектором.
4.3. Среднее квадратическое отклонение результата измерениясреднего потока быстрых нейтронов (sF)вычисляют по формуле
где
f — среднее квадратическое отклонениерезультата измерения потока быстрых нейтронов по i-ому параметру.
Расчетные соотношения для определения погрешности измерениясредней плотности потока и среднего потока быстрых нейтронов даны в приложении 5.
(Измененнаяредакция, Изм. № 1).
ПРИЛОЖЕНИЕ 1
РекомендуемоеОСНОВНЫЕ КОНСТАНТЫ ДЕТЕКТОРОВ ИЗАЛЮМИНИЯ И МЕДИ, ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ ПРИ ИЗМЕРЕНИЯХ СРЕДНЕГО ПОТОКА И СРЕДНЕЙПЛОТНОСТИ ПОТОКА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ
Таблица 1
Ядерно-физические константы нуклида 27Al
Наименование константы
Обозначение константы
Значение константы
Примечание
Содержание детектирующего нуклида, %
g
99,999
Посведениям из паспорта на материал детектора
Число Авогадро, моль-1
N0
6,022045 (31) × 1023
РекомендованоСОДАТА
Массовое число, а. е. м.
А
26,9815403 (7)
Посведениям ЦАЯД ГКАЭ СССР, январь 1988 г.
Таблица 2
Ядерно-физические константы продуктов ядерных реакций на нуклиде 27Al
Наименование константы
Обозначение константы
Основная реакция
Побочные реакции
Примечание
Тип реакции
—
(n, a)
(n, p)
(n, g)
(n, 2n)
—
Сечениереакции, см2
s
0,1247 × 10-24
0,0777 × 10-24
0,500 × 10-24
0,020 × 10-24
Е = 14 МэВ
Продуктреакции
—
24Na
27Mg
28Al
26Al
—
Периодполураспада
T½
15,020 (7) ч
9,462 (11) мин
2,240 (1)мин
7,2 (3) × 105г
По сведениямЦАЯД ГКАЭ СССР, январь 1988 г.
Линейныйкоэффициент ослабления b-излучения,см-1
μ
21,30
15,4
9,7
26,7
—
Максимальная энергия в спектре, кэВ;интенсивность (частиц или квантов), 100 распадов
Еb
4144,6 (8); 0,003
1766,8 (10)
2862,9 (3)
2195,37 (16)
По сведениям ЦАЯД ГКАЭ СССР, январь1988 г.
1390,4 (6);
71,0 (4)
99,99 (1)
95,63 (20)
99,944 (4);
1596,1 (10)
1065,69 (19)
1274,8 (6); 0,0005
29,0 (4)
277,1 (6)
0,053 (4)
Eg
997,7 (4); 0,0010 (1)
170,686 (15)
1778,85 (3)
1129,65 (13)
1368,55 (4); 100
0,8 (1)
2,4 (2)
2754,05 (8)
843,76 (3)
1808,61 (6)
99,944 (4)
71,8 (4)
99,73 (8)
2869,6 (2)
1014,44 (4)
2938,18 (11)
0,0010 (№ 1)
28,0 (4)
0,27 (3)
3867,2 (4); 0,052 (4)
Таблица 3
Ядерно-физические константы нуклидов 63Cu и 65Cu
Наименование константы
Обозначение константы
Значение константы
Примечание
63Cu
65Cu
Содержание детектирующего нуклида, %
g
69,090
30,910
По сведениям паспорта на материал детектора
Число Авогадро, моль-1
N0
6,022045 (31) × 1023
Рекомендовано СОДАТА
Массовое число, а. е. м.
А
62,929565 (13)
64,9277898 (18)
По сведениям ЦАЯД ГКАЭ СССР, январь 1988 г.
Таблица 4
Ядерно-физические константы продуктов ядерных реакций на нуклиде 63Cu
Наименование константы
Обозначение константы
Основная реакция
Побочные реакции
Примечание
Тип реакции
—
(n, 2n)
(n, a)
(n, n′, a)
(n, p)
(n, ν)
—
Сечениереакции, см2
s
0,450 × 10-24
0,002738 × 10-24
—
—
—
—
Продуктреакции
—
62Cu
60Co
61Co
63Ni
64Cu
—
Периодполураспада
T½
9,74 (2) мин
5,2704 (13) г
1,65 ч
101,1 (20) г
12,701 (2) ч
По сведениям ЦАЯДГКАЭ СССР, январь 1988 г.
Линейныйкоэффициент ослабления b-излучения,см-1
μ
48,950 (50)
—
—
—
—
—
Максимальная энергия в спектре, кэВ;интенсивность (частиц или квантов), 100 распадов
Еb
292,7 (5);
1491,11 (11)
12552 (9)
65,87 (15);
6529 (25)
По сведениям ЦАЯД ГКАЭ СССР, январь1988 г.
97,20 (2)
0,057 (20)
9566 (4)
100
17,90 (18)
1754 (5);
317,86 (12)
413,4 (10)
578,0 (14)
0,135 (9)
99,925 (20)
4,4 (4)
37,1 (4)
878 (5);
664,86 (14)
0,077 (5)
0,0022
625 (5);
0,018 (1)
Eg
479,6;0,00044
346,93 (7)
67,415 (10)
1345,77 (6)
855,6;0,00037
0,0076 (5)
85
0,48 (4)
875,71 (7);
826,28 (9)
841,7 (5)
0,147 (7)
0,0076 (8)
0,8 (6)
1067,0 (10)
Максимальная энергия в спектре, кэВ;интенсивность (частиц или квантов), 100 распадов
Eg
0,0006 (3)
1173,237 (4)
90962 (5)
—
По сведениям ЦАЯД ГКАЭ СССР, январь1988 г.
1128,98 (10)
99,90 (2)
3,6 (12)
0,0318 (17)
2158,77 (9)
1173,02 (10);
0,0011 (18)
0,335
2505
1717,6 (4)
0,000002 (4)
0,0026 (4)
1985,0 (10)
0,0010 (3)
2084,6 (4)
0,0050 (10)
2097,6 (3)
0,0029 (4)
2301,96 (8)
0,0406 (20)
3158,2 (10)
0,00061 (13)
3257,3 (10)
0,00013 (6)
3271,4 (4)
0,00070 (10)
3369,9 (3)
0,0078 (5)
3861,7 (11)
0,00027 (7)
Таблица 5
Ядерно-физические константы продуктов ядерных реакций на нуклиде 65Cu
Наименование константы
Обозначение константы
Основная реакция
Побочные реакции
Примечание
Тип реакции
—
(n, 2n)
(n, a)
(n, p)
(n, g)
—
Сечениереакции, см2
s
0,9032 × 10-24
0,020 × 10-24
0,022 × 10-24
1,800 × 10-24
—
Продуктреакции
—
64Cu
62Co
65Ni
66Cu
—
Периодполураспада
T½
12,701 (2) ч
1,50 (4) мин
2,520 (2) ч
5,10 (2) мин
По сведениямЦАЯД ГКАЭ СССР, январь 1988 г.
Максимальная энергия в спектре, кэВ; интенсивность(частиц или квантов), 100 распадов
Еb
652,9 (1)
5322 (19),0,5
2136,2 (11)
2642,2 (17)
По сведениям ЦАЯД ГКАЭ СССР, январь1988 г.
17,90 (18)
4149 (19),68,2 (16)
6,568 (7)
92,6 (18)
578,0 (14)
3020 (20),25,8 (14)
1020,6 (11)
1603,0 (17)
37,1 (4)
2263 (19),0,4 (3)
6,08 (3)
7,2 (18)
2164 (19),2,4 (7)
654,4 (11)
770,0 (2)
2066 (19),0,30 (20)
4,912 (10)
0,17 (6)
2052 (19),1,20 (20)
512,8 (11)
270,0 (2)
1952 (19),0,30 (20)
6,062 (22)
0,0027 (8)
1803 (19),1,4 (3)
412,2 (11)
1259 (19),0,30 (10)
5,918 (17)
Максимальная энергия в спектре, кэВ;интенсивность (частиц или квантов), 100 распадов
Eg
1345,77 (6)
1128,9 (2); 11,1 (13)
366,27 (3)
833,0 (10)
По сведениям ЦАЯД ГКАЭ СССР, январь1988 г.
0,48 (8)
1172,9 (2); 83,8
4,6 (2)
0,170 (4)
1886 (12); 0,4 (3)
507,9 (1)
1039,2 (2)
1985,1 (5); 1,6 (6)
0,28 (2)
7,4
2083 (1); 0,3 (2)
609,5 (1)
1332,5 (15)
2097 (1); 0,9 (2)
770,6 (2)
0,002 (4)
2301,8, 14,7 (5)
0,14 (1)
2345,9 (8); 1,3 (3)
852,7 (2)
3158 (1); 0,8 (2)
0,08 (1)
3271 (2); 0,3
954,5 (3)
3369,5 (15); 0,3 (2)
0,07 (1)
3519 (3); 0,08 (4)
1115,53 (4)
4063,1 (10), 0,3 (1) 3
0,009 (1)
1481,84 (5)
1623,42 (6)
14,8 (5)
1724,92 (6)
23,5
0,47 (2)
0,39 (2)
(Измененная редакция, Изм. № 1, 2).
ПРИЛОЖЕНИЕ 2
РекомендуемоеПРОВЕРКА ГРАДУИРОВОЧНОГО КОЭФФИЦИЕНТА e РАДИОМЕТРА
1. Калибровка и проверка радиометров с использованиемобразцовых источников бета-излучения 90Sr + 90Y и 24Na третьегоразряда.
1.1. Порядок подготовки радиометра к проведению измеренийдолжен соответствовать эксплуатационной документации на соответствующийрадиометр.
1.1. (Измененная редакция, Изм. № 1).
1.2. Определяют радиационный фон, измеряя число импульсов фонаNфза установленный интервал измерения t.
1.3. Устанавливают источник бета-излучения на позициюизмерения и определяют суммарное число импульсов от источника бета-излученияфона (Nи+ Nф)за установленный интервал измерения t.
1.4. Исходя из паспортных данных на радиометр о значенияхмертвого времени t и телесного угла Ωи, иизмеренном числе импульсов фона, а также суммарном числе импульсов фона иисточника за установленный интервал времени, вычисляют градуировочныйкоэффициент (e) радиометра по формуле
гдеАи — число бета-частиц, излучаемое источником в единицувремени в телесный угол 2 p, с-1;
t1- интервал времени от момента паспортизации источника бета-излучения доизмерения эффективности, с;
λи — постоянная радиоактивного распадаисточника, с-1;
Ωи — относительный телесный угол прирегистрации бета-частиц источника;
t- установленный интервал времени измерения, с;
t- мертвое время радиометра, с;
Nф- число импульсов фона, зарегистрированных радиометром за интервал времениизмерения t;
(Nи+ Nф)- суммарное число импульсов от фона и источника бета-излучения за интервалвремени измерения t.
2. Калибровка радиометров с использованием источника сизвестной плотностью потока быстрых нейтронов и активационного детектора изалюминия.
1.4, 2. (Измененная редакция, Изм. № 1).
2.1. Устанавливают активационный детектор из алюминия напозицию облучения в зону с известной плотностью потока быстрых нейтронов и облучаютдетектор в течение установленного интервала времени t0.Время облучения не должно превышать пятой части периода полураспада 24Na.
2.2. По окончании облучения активационный детектор изалюминия извлекают с позиции облучения и выдерживают в течение интервалавремени t3,обеспечивающего снижение уровня помех от активности, образованной в побочныхядерных реакциях. Время выдержки не должно быть менее периода полураспада 24Na.
2.3. Определяют радиационный фон, измеряя число импульсовфона Nфза интервал времени tи.
2.4. По истечении времени выдержки активационный детекториз алюминия устанавливают на позицию измерения наведенного бета-излучения иопределяют суммарное число импульсов от детектора и фона (NΘ + Nф)за интервал времени tи.Время измерения не должно быть более половины периода полураспада 24Na.
2.5. Градуировочный коэффициент регистрации бета-излучения 24Na длярадиометра (e) вычисляют по формуле
при
и
гдеА — массовое число материала детектора, а. е. м.;
μ — линейный коэффициент ослабления бета-излучения вматериале детектора, см-1, Еb= 1390,8 кэВ;
т — масса активационного детектора, г;
а — толщина активационного детектора, м;
f — плотность потока быстрых нейтронов,нейтр./м2× с;
λ — постоянная радиоактивного распада нуклида,с-1;
s — сечениеактивации, м2;
N0 — число Авогадро, моль-1;
g — содержаниеоблучаемого нуклида в детекторе;
ν- интенсивность бета-излучения образовавшегося радионуклида;
Ω- относительный телесный угол при регистрации бета-излучения детектора;
К — коэффициент самопоглощения b-излучения;
t0- интервал времени облучения детектора, с;
t3- интервал времени выдержки детектора, с;
tи- интервал времени измерения фона, а также активностидетектора и фона, с;
t- мертвое время радиометра, с;
Nф- число импульсов фона, зарегистрированных радиометром за интервал времениизмерения tи;
(NΘ+ Nф)- суммарное число импульсов от фона и детектора за интервал времени измерения tи.
2.6. Определение и сравнение эффективности регистрациибета-излучения 24Naодним или несколькими радиометрами должны осуществляться путем последовательныхизмерений наведенной активности детектора из алюминия, однократно облученного вполе быстрых нейтронов с известной плотностью потока.
2.5, 2.6. (Измененная редакция, Изм. № 1).
ПРИЛОЖЕНИЕ 3
РекомендуемоеЗНАЧЕНИЕ ГЕОМЕТРИЧЕСКОГО ПАРАМЕТРА a ДЛЯ МИШЕНЕЙ РАЗЛИЧНЫХ ФОРМ
Форма мишени
Площадь излучающей поверхности и обозначение
Параметр a
Условие
Плоский диск
pr2
r — радиус излучающей поверхности
—
Сферическийсегмент
2pRh
R — радиус сферы;
h — высота излучающей поверхности
Коэффициент выведенияР, учитывающий выведение нейтронов из диапазона энергий, регистрируемых детектором,определяют из выражения
P= eΣr,
где
Σ- макроскопическое сечение выведения, см-1;
r- средняя толщина среды, см.
Примечание. H — расстояниемишень — детектор.
(Измененная редакция, Изм. № 1).
ПРИЛОЖЕНИЕ 4
РекомендуемоеОПРЕДЕЛЕНИЕ ПЛОТНОСТИ ПОТОКА НЕЙТРОНОВ С УЧЕТОМ ПРОСЧЕТОВРАДИОМЕТРА
Среднюю плотность потока быстрых нейтронов (f) в нейтр./(м2×с)вычисляют по формуле
при
гдеА — массовое число материала детектора, а. е. м.;
т — масса активационного детектора, г;
К — коэффициент, учитывающий самопоглощениебета-излучения материалом детектора;
N0- число Авогадро, моль-1;
g- содержание облучаемого нуклида в детекторе;
ν — интенсивность бета-излученияобразовавшегося радионуклида;
Ω- относительный телесный угол при регистрации наведенного бета-излучениядетектора;
b- полное мертвое время при регистрации бета-излучения детектора, с;
t- мертвое время радиометра, с;
t0- интервал времени облучения детектора, с;
t3- интервал времени выдержки детектора, с;
tи- интервал времени измерения фона, а также активности детектора и фона, с;
Nф- число импульсов фона, зарегистрированного радиометром за интервал времениизмерения tи;
λ — постоянная радиоактивного распада нуклида, с-1;
s- сечение активации, см2;
(NΘ+ Nф)- суммарное число импульсов фона и детектора за интервал времени измерения tи;
e -градуировочный коэффициент радиометра.
(Измененнаяредакция, Изм. № 1).
ПРИЛОЖЕНИЕ 5
РекомендуемоеОПРЕДЕЛЕНИЕ ПОГРЕШНОСТИ ИЗМЕРЕНИЯСРЕДНЕЙ ПЛОТНОСТИ ПОТОКА И СРЕДНЕГО ПОТОКА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ
Таблица 1
Расчетные соотношения определенияпогрешности измерения средней плотности потока быстрых нейтронов
Определениепараметра
Неточностиопределения параметров
Обозначение погрешности
Расчетная формула определения погрешности
Число АвогадроN0,моль-1
DN0
Массовое числоматериала детектора А, а. е. м.
DА
sА
Содержаниенуклида детектора в элементе g
Dg
sg
Интенсивностьчастиц или квантов регистрируемого излучения ν
Dν
sν
Сечениеактивации s, см2
Ds
ss
Линейныйкоэффициент ослабления μ, см-1
Dμ
sμ
Постояннаярадиоактивного распада калибровочного радиоактивного источника λи,с-1
Dλи
— λиt1
Постоянная радиоактивного распада наведенной в детектореактивности λ, с-1
Dλ
sλ
—
Интервал времени от паспортизации калиброванногорадиоактивного источника до начала измерения эффективности регистрации t, с
Dt1
— D t1 λи
Толщина активационного детектора а, см
Dа
sа
Масса активационного детектора, m, г
Dm
sm
Относительный телесный угол при измерении активностикалибровочного радиоактивного источника Ωи
DΩи
Относительный телесный угол при измерении активностидетектора Ω
DΩ
sΩ
Число частиц или квантов, испускаемых калибровочнымрадиоактивным источником в единицу времени Аи, 1/с
DАи
Интервал времени регистрации активности радиоактивногоисточника и фона t, с
Dt
st
Интервал времени облучения активационного детектора t0, с
Dt0
Интервал времени выдержки облученного активационногодетектора t3, с
Dt3
λDt3
Время измерения активности облучаемого детектора tи, с
Dtи
— —
Число зарегистрированных импульсов от радиоактивногоисточника и фона за интервал времени t, (Nи + Nф)
D (Nи + Nф)
Число зарегистрированных импульсов от детектора и фона заинтервал времени t, (NΘ + Nф)
D (NΘ + Nф)
Число зарегистрированных импульсов от фона за интервалвремени t, Nф
DNф
+ +
+
Мертвое время регистрирующих радиометров t , с-1
Dt
st
Таблица 2
Расчетные соотношения определенияпогрешности измерения среднего потока быстрых нейтронов
Форма мишени
Неточность определения параметра
Обозначение погрешности
Расчетная формула определения погрешности
Условие
Плоский диск
Расстояния мишень — детектор DH
sH
Радиуса излучающей поверхности Dr
sr
Плоский диск
Плотностипотока Df, расстояния DH и радиус Dr
sf
Сферический сегмент
Расстояниямишень — детектор DH
sH
Радиус сферы
sR
Высотаизлучающего слоя
sh
Примечание.Для более точной оценки погрешности при измерении плотности потока следуетучитывать дополнительные источники погрешности, возникающие в результатепричин, обусловленных спецификой измерений, с использованием активационныхдетекторов.
Под действием нейтронов вактивационном детекторе из меди или алюминия идут ядерные реакции типа (n,n′,a); (п, a); (n3, He);(n, р);(n, р,n);(n, t); (n, 2n); (n, n′); (n, g), приводящие к образованию побочного бета-излучения,например, от реакции на 65Cu. Вклад побочного бета-излучения можетбыть рассчитан или учтен как систематическая погрешность, используяпреобразование формулы, указанной в п. 4.1настоящего стандарта.
К систематическим погрешностяммогут привести: различия в эффективности регистрации бета-излучения 62Cuи калибровочного радиоактивного источника 90Sr + 90Y, обусловленные различием вэнергетических спектрах бета-частиц, принципиальная возможность регистрациигамма-излучения радиометрами, а также различная степень отражения бета-частицот подложки.
При расчете погрешностейследует учитывать изменение эффективности регистрации бета-излучения,обусловленное изменением частоты и напряжения питания радиометров.
Методом численного интегрирования может быть проведенаоценка погрешностей, обусловленная угловой анизотропией нейтронов, испускаемыхмишенями по энергиям, влияющим на величину наведенного бета-излучения из-зазависимости сечений ядерных реакций 63Cu (n, 2n) и 27Al (n, a) 24Na от энергии нейтронов. Степень влиянияанизотропии нейтронов по энергиям зависит от расстояния, взаимногорасположения, форм и размеров мишени и активационного детектора.
(Измененнаяредакция, Изм. № 1).
ИНФОРМАЦИОННЫЕ ДАННЫЕ
1. УТВЕРЖДЕН ИВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Постановлением Государственного комитета СССР по стандартамот 27.10.77 № 2516
2. ВВЕДЕН ВПЕРВЫЕ
3. СРОК ПРОВЕРКИ -1993 г.,
периодичность проверки — 5 лет
4. ССЫЛОЧНЫЕ НОРМАТИВНО-ПрофессиональныйДОКУМЕНТЫ
Обозначение НТД, на который дана ссылка
Номер пункта
ГОСТ8.315-97
Разд. 1
ГОСТ 859-78
Разд. 1
ГОСТ 11069-74
Разд. 1
ГОСТ15484-81
Вводная часть
ГОСТ 21171-80
Вводная часть
ГОСТ27451-87
Разд. 1
РМГ29-99
Вводная часть
5. Ограничениесрока действия снято по протоколу № 3-93 Межгосударственного Совета по стандартизации,метрологии и сертификации (ИУС 5-6-93)
6. Издание (март2001 г.) с Изменениями № 1, 2, утвержденными в августе 1983 г., июне 1988 г.(ИУС 11-83, 9-88)
СОДЕРЖАНИЕ
1. Аппаратура и материалы.. 1
2. Подготовка к измерению.. 1
3. Проведение измерений. 2
4. Обработка результатов. 3
Приложение 1 Основные константы детекторов из алюминия имеди, используемые при измерениях среднего потока и средней плотности потокабыстрых нейтронов. 4
Приложение 2 Проверка градуировочного коэффициента e радиометра. 7
Приложение 3 Значение геометрического параметра aдля мишеней различных форм.. 8
Приложение 4 Определение плотности потока нейтронов сучетом просчетов радиометра. 9
Приложение 5 Определение погрешности измерения средней плотностипотока и среднего потока быстрых нейтронов. 10
Услуги по монтажу отопления водоснабжения
ООО ДИЗАЙН ПРЕСТИЖ 8(495)744-67-74
Кроме быстрого и качественного ремонта труб отопления, оказываем профессиональный монтаж систем отопления под ключ. На нашей странице по тематике отопления > resant.ru/otoplenie-doma.html < можно посмотреть и ознакомиться с примерами наших работ. Но более точно, по стоимости работ и оборудования лучше уточнить у инженера.
Для связи используйте контактный телефон ООО ДИЗАЙН ПРЕСТИЖ 8(495) 744-67-74, на который можно звонить круглосуточно.
Отопление от ООО ДИЗАЙН ПРЕСТИЖ Вид: водяное тут > /otoplenie-dachi.html
Обратите внимание
Наша компания ООО ДИЗАЙН ПРЕСТИЖ входит в состав некоммерческой организации АНО МЕЖРЕГИОНАЛЬНАЯ КОЛЛЕГИЯ СУДЕБНЫХ ЭКСПЕРТОВ. Мы так же оказываем услуги по независимой строительной технической экспертизе.