Tiêu chuẩn quốc gia TCVN 10804-2:2015 về Trường bức xạ chuẩn - Trường nơtron - Phần 2

• Số hiệu: TCVN10804-2:2015
• Loại văn bản: Tiêu chuẩn Việt Nam
• Nơi ban hành: ***
• Người ký: ***
• Ngày ban hành: Năm 2015

Φ	Dòng nơtron
φ	Suất dòng nơtron
ΦE	Phân bố theo năng lượng của dòng nơtron tự do trong không khí tại điểm kiểm tra
ΦEn	Phân bố theo năng lượng của dòng nơtron tại điểm trong phantom mà tại đó đại lượng tác nghiệp được định nghĩa.
ΦE,Ω	Phân bố theo năng lượng và hướng của dòng nơtron tại điểm kiểm tra với sự hiện diện của phantom
E	Năng lượng nơtron
<hΦ>	Hệ số chuyển đổi dòng nơtron trung bình theo năng lượng - tương đương liều
h*Φ(E)	Hệ số chuyển đổi dòng sang tương đương liều môi trường như hàm số của năng lượng nơtron E
hp,slabΦ(E,α)	Hệ số chuyển đổi dòng sang tương đương liều cá nhân như hàm số của năng lượng nơtron E và góc tới α
H	Tương đương liều
H*(10)	Tương đương liều môi trường tại độ sâu 10 mm
Hp( 10)	Tương đương liều cá nhân tại độ sâu 10 mm dưới một điểm cụ thể trên cơ thể
Hp,slab(10)	Tương đương liều cá nhân tại độ sâu 10 mm trong một lớp mô ICRU
kt	Hệ số kerma
M	Chỉ số (của thiết bị đo) hoặc số đọc
µtr/ρ	Hệ số truyền năng lượng khối
N	Hệ số hiệu chuẩn
Qn	Hệ số chất lượng trung bình cho các hạt tích điện thứ cấp sinh ra bởi nơtron
R	Độ đáp ứng của thiết bị dò nơtron
RH	Độ đáp ứng tương đương liều (tương tự, RH (E) khi sử dụng liên quan đến dòng năng lượng, xem 2.13)
RΦ	Độ đáp ứng dòng [tương tự, RΦ(E) khi sử dụng liên quan đến dòng năng lượng, xem 2.12]
ΨEɣ	Dòng năng lượng tại một điểm trong phantom mà tại điểm đó đại lượng tác nghiệp được định nghĩa.

4  Đặc điểm của cơ sở trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc

Tiêu chuẩn này đề cập đến trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc giống như trường được mô tả trong TCVN 10804-1 (ISO 12789-1) và được tạo ra phù hợp với TCVN 10804-1 (ISO 12789-1). Khi thiết lập hoặc lựa chọn một trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc thì cần xem xét các tính năng (ví dụ như sự phân bố năng lượng và hướng) của trường nơtron được mô phỏng và tính năng đáp ứng của các thiết bị được sử dụng để xác định phân bố nơtron.

Có ba phương pháp cơ bản tạo nơtron cho trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc: các cơ sở chiếu xạ được xây dựng để dùng các nguồn nơtron đồng vị phóng xạ, các máy gia tốc và lò phản ứng. Trong mỗi trường hợp, có rất nhiều loại vật liệu tán xạ, hấp thụ và chuyển đổi có thể được đặt giữa nguồn thứ cấp và điểm kiểm tra để cải biên sự phân bố theo năng lượng nguồn ban đầu và trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc. Trong khi các khuyến nghị của TCVN 10804-1 (ISO 12789-1) là tiêu chuẩn này quy định các phương pháp làm giảm các hiệu ứng của nơtron bị tán xạ trên phổ dòng nơtron tham chiếu, TCVN 10804-1 (ISO 12789-1) mô tả trường bức xạ đặc biệt sử dụng các vật liệu cụ thể để tạo ra sự tán xạ, hấp thụ bổ sung và bức xạ thứ cấp. Mỗi trường bức xạ chuẩn được mô tả trong TCVN 10804-1 (ISO 12789-1) sử dụng các vật liệu như nước nhẹ (H₂O), nước nặng (D₂O), polyethylene, graphite, sắt, bê tông và urani.

Cần phải xác định đại lượng đặc trưng cho trường bức xạ mô phỏng tại điểm kiểm tra (phân bố theo lăng lượng và hướng của dòng nơtron) và tất cả các hệ số hiệu chính cần có để đánh giá các hệ số chuyển đổi thích hợp.

Phương pháp xác định hệ số chuyển đổi thích hợp bao gồm phép đo và tính toán sự phân bố theo năng lượng và hướng nơtron tại điểm kiểm tra và việc sử dụng sự phân bố này để xác định tương đương liều môi trường hoặc cá nhân cho mỗi năng lượng hoặc mỗi năng lượng và góc tại 10 mm tương ứng trong khối cầu hoặc phantom ICRU.

Hệ số chuyển đổi được cho làm hàm của năng lượng và góc trong Phụ lục A gắn với trường nơtron song song và rộng. Nếu trường nơtron đủ rộng và đồng nhất; tức là đồng nhất trên toàn bộ bề mặt trước của phantom hoặc trên thiết bị đang được hiệu chuẩn thì có thể áp dụng các hệ số chuyển đổi này mà không cần xem xét gì thêm. Nếu các giả định không được thỏa mãn thì H_p(10) phải được tính trực tiếp bằng việc tính năng lượng nơtron và phân bố hướng tại điểm kiểm tra và sử dụng sự phân bố đó để xác định tương đương liều tại 10 mm trong phantom tấm ICRU. Các nội dung này được trình bày kỹ hơn trong 5.4.2 của tiêu chuẩn này.

Cấu hình hình học và kích thước của khu vực xung quanh điểm kiểm tra cần được bố trí để sự chiếu xạ có tái lập ở mức độ chính xác nhất cần sử dụng tất cả các biện pháp để cho phép thực hiện đặt lại chính xác các thiết bị được sử dụng để xác định tính năng trường hiệu chuẩn cũng như để cho phép thực hiện việc đặt lại chính xác các thiết bị được hiệu chuẩn, cần phải xem xét sự khác biệt thực tế trong phân bố theo năng lượng và hướng của nơtron giữa điểm tham chiếu và điểm kiểm tra. Điều này có thể được giải quyết bằng cách sử dụng độ không đảm bảo bổ sung có tính đến trường không đồng nhất hoặc sử dụng hệ số hiệu chính bổ sung.

Khi có thể thì nên thực hiện thêm phép đo xác nhận có sử dụng thiết bị giám sát khu vực hoặc liều kế cá nhân nếu sự phụ thuộc năng lượng và góc của độ đáp ứng của các thiết bị này đã được biết rõ trong toàn bộ dải năng lượng và góc từ các phép đo và các tính toán hiệu chuẩn. Thiết bị có sự phụ thuộc nhỏ về năng lượng và góc của độ đáp ứng là rất thích hợp cho mục đích này.

5  Xác định đặc trưng của các trường được mô phỏng tại nơtron nơi làm việc

...

...

...

Mục đích chính của việc xác định đặc điểm của trường nơtron nơi làm việc là để xác định dòng nơtron và sự phân bố theo năng lượng và hướng, từ đó rút ra được giá trị quy ước của các đại lượng tác nghiệp, tức là H*(10) hoặc H_p(10), tại điểm kiểm tra. Như được mô tả trong Điều 4, việc xác định giá trị tương đương liều yêu cầu hiểu biết cụ thể về phân bố năng lượng nơtron và trong trường hợp tương đương liều cá nhân, phân bố hướng nơtron, vì các hệ số chuyển đổi phụ thuộc nhiều vào các phân bố này.

5.2  Xác định phân bố theo năng lượng và hướng của dòng nơtron

Sự phân bố theo năng lượng và hướng của dòng nơtron được xác định bằng cách kết hợp đo đạc và tính toán.

Phép đo phổ nơtron là một lĩnh vực phức tạp trong công nghệ đòi hỏi nhiều nỗ lực và kiến thức để có thể của phép đo phổ và sử dụng phổ kế^[1]. Các hệ thống đo phổ đa cầu chủ động hoặc thụ động được tăng cường bằng các detector nhấp nháy hoặc detector proton giật lùi, hoặc cả hai, nên được sử dụng trong phép đo.

Phần lớn kỹ thuật được sử dụng rộng rãi để đo sự phân bố theo năng lượng của dòng nơtron trong một trường được mô phỏng tại nơi làm việc là phổ kế đa cầu, thường được gọi là phi kế cầu Bonner. Loại thiết bị này chứa có khoảng mười hoặc hơn mười khối cầu điều hòa làm bằng polyetylen với các đường kính khác nhau và có một cảm biến nơtron nhiệt đặt tại trung tâm mỗi khối cầu. Có thể thêm khối cầu có kim loại để mở rộng dải năng lượng đến mức năng lượng nơtron cao hơn. Quan trọng nhất là phổ kế này bao quát toàn bộ dải năng lượng được quan tâm từ mức năng lượng nhiệt đến hàng chục hoặc hàng trăm MeVs. Các phổ kế đa cầu cũng có đáp ứng đẳng hướng nên các phổ kế đa cầu này có thể đo sự phân bố năng lượng nơtron mà không bị ảnh hưởng bởi sự phân bố hướng của trường. Điều kiện tiên quyết để sử dụng kỹ thuật này là phải có các hàm đáp ứng đã được thiết lập và sử dụng các phương pháp phổ quát thích hợp (ví dụ, các chương trình phổ quát như: STAY’SL, MAXED, SAND-II, GRAVEL, LOUHI VÀ BUNKI) để giải các hệ phương trình có số phương trình ít hơn số ẩn^[^1^],[2]. Có thể tham vấn các kho chương trình máy tính quốc gia hoặc quốc tế như Ngân hàng dữ liệu RSICC hoặc NEA, để nhận được các chương trình tính toán. Có thể sử dụng các chương trình tính toán phổ quát được lập trình chuyên biệt nếu như các chương trình đó đã được kiểm tra trước trong các trường chuẩn và so sánh với các chương trình đã được thừa nhận. Trong Tài liệu tham khảo [1] có mô tả chi tiết hơn về các kỹ thuật được sử dụng để xác định phân bố năng lượng của dòng. Thành phần nhiệt của sự phân bố năng lượng nơtron có thể được kiểm chứng bằng cách sử dụng một kỹ thuật độc lập, ví dụ như lá kích hoạt, nếu dòng nơtron nhiệt đóng góp đáng kể vào tương đương liều.

Các phổ kế đa hình cầu không cung cấp phép đo có độ phân giải cao và vì lý do đó nếu có thể nên sử dụng detector nhấp nháy và/hoặc thực hiện phép đo proton giật lùi trong dải năng lượng cao hơn (~ 50 keV đến 20 MeV) nơi mà xuất hiện phần lớn các giá trị liều (và sự biến thiên hệ số chuyển đổi là đáng kể). Các phép đo có độ phân giải năng lượng tốt trong vùng mà hệ số chuyển đổi dòng thành tương đương liều thay đổi nhanh theo năng lượng (khoảng 10 keV đến 1 MeV) là đặc biệt hữu ích, nhưng rất khó để mở rộng dải đo của các phổ kế có độ phân giải cao xuống dưới khoảng 50 keV.

Các phổ kế có sẵn trên thị trường được tích hợp các chương trình tính toán phổ quát có thể được sử dụng nếu đã biết khả năng hoạt động của chúng trong dải năng lượng quan tâm và độ không đảm bảo của các phổ kế.

Phép đo đồng thời sự phân bố năng lượng và hướng là một vấn đề phức tạp và vẫn còn là một vấn đề đang được nghiên cứu^[1],[3]. Trong khi các phương pháp thực tế như gắn các liều kế lên các bề mặt khác nhau của một phantom tấm có thể phù hợp cho phép đo liều thường xuyên tại nơi làm việc thì cần phải có các phương pháp chính xác hơn để xác định đặc điểm của một trường được mô phỏng tại nơi làm việc. Mặc dù có những thành tựu gần đây, ví dụ như sử dụng một bộ gồm sáu phổ kế trên một phantom hình cầu^[^4^], những phương pháp này thường chỉ nên sử dụng kết hợp với kết quả từ các tính toán vận chuyển.

Có một số công cụ tính toán để tính dòng nơtron theo hàm năng lượng và hướng. Việc biết rõ quá trình tạo ra nơtron và hình học của cơ sở cho phép việc sử dụng tin cậy các tính toán vận chuyển. Các tính toán cần được thực hiện bằng các chương trình tính toán đã được công nhận và do người có kinh nghiệm thực hiện. Các chương trình rất phù hợp như các chương trình của hệ MCNP™ 1 , sử dụng dữ liệu tiết diện được đánh giá, cập nhật mới nhất, cho tính toán tới hình học ba chiều của cơ sở. Để đánh giá độ không đảm bảo của các kết quả từ các tính toán này cần phân tích độ không đảm bảo từ tất cả các thông số đầu vào trong mô hình tính toán. Việc đánh giá sau có thể được thực hiện bằng nghiên cứu độ nhạy, ví dụ như áp dụng phương pháp toán tử vi phân^[^5^].

...

...

...

5.3  Xác định H*(10)

Giá trị quy ước của tương đương liều môi trường hoặc suất tương đương liều môi trường tại điểm kiểm tra được xác định bằng cách sử dụng (góc khối được tích hợp) giá trị phân bố theo năng lượng của dòng nơtron, Φ_E và hệ số chuyển đổi dòng-tương đương liều phù hợp.

Trong thực tế, tích số của dòng, Φ tự do trong không khí tại điểm kiểm tra với hệ số chuyển đổi trung bình theo năng lượng <h*_Φ> sẽ cho đại lượng tác nghiệp được nêu trong Công thức (8):

H*(10) = <h*_Φ>Φ (8)

 (9)

Trong đó:

Φ_E là phân bố dòng tự do trong không khí theo năng lượng tại điểm kiểm tra;

H*_Φ(E) là hệ số chuyển đổi dòng-tương đương liều môi trường theo hàm của năng lượng của nơtron E, được cho trong Phụ lục A.

Cần phải nội suy năng lượng cho các hệ số trong bảng bằng cách sử dụng kỹ thuật nội suy Lagrange bốn điểm theo thang log-log.

...

...

...

5.4.1  Khái quát

Để xác định H_p,slab(10) cần phải biết cả về sự phân bố theo năng lượng và sự phân bố theo hướng của dòng nơtron. Các phân bố này được xác định với sự hiện diện của phantom, vật chất có thể làm xáo trộn trường nơtron tới. Phương pháp xác định giá trị quy ước của H_p,slab(10) phụ thuộc vào độ đồng nhất của trường bức xạ và việc liệu nó có chỉ tới trên bề mặt trước của phantom hay không. Nên sử dụng các tính toán và/hoặc đo đạc để đánh giá độ đồng nhất, tùy theo mức độ không đảm bảo được yêu cầu. Hai phương pháp được đề xuất và phương pháp thứ nhất (xem 5.4.2) là chung và áp dụng cho tất cả các trường nơtron. Phương pháp thứ hai (xem 5.4.3) là áp dụng cho trường hợp đặc biệt của một trường đồng đều (rộng và song song hoặc chồng chập của một số trường như vậy) tới trên mặt trước của phantom. Trong trường hợp này thì có thể sử dụng các hệ số chuyển đổi nêu trong Phụ lục A.

5.4.2  Trường nơtron không đồng đều

Trường nơtron và hình học chiếu xạ phải được mô phỏng bằng các tính toán vận chuyển. Các phân bố năng lượng của dòng nơtron và photon được xác định tại điểm mà đại lượng được định nghĩa, tức là tại độ sâu 10 mm bên trong tấm ICRU. Ví dụ, sử dụng độ xấp xỉ kerma và hệ số chất lượng phụ thuộc LET của các hạt tích điện thứ cấp sinh ra bởi nơtron, đại lượng tác nghiệp được tính như trong Công thức (10)^[^6^]:

             (10)

Trong đó:

Φ_En là phân bố dòng nơtron theo năng lượng tại điểm mà đại lượng được định nghĩa;

Q_n là hệ số chất lượng trung bình cho các hạt tích điện thứ cấp sinh ra bởi nơtron^[^7^];

k_f là hệ số kerma;

...

...

...

µ_tr/ρ là hệ số truyền năng lượng khối photon;

g là phần trong năng lượng electron thứ cấp ban đầu được phát ra như bức xạ hãm.

5.4.3  Trường nơtron đồng đều

Đối với các điều kiện chiếu xạ đồng đều, tức là trong một trùm nơtron rộng, song song hoặc trong một trường mà có thể coi như bao gồm một số các chùm như vậy, từ khoảng không gian nửa phía trước, giá trị quy ước của tương đương liều cá nhân hoặc suất tương đương liều cá nhân tại điểm kiểm tra được xác định bằng cách sử dụng các phân bố dòng nơtron theo năng lượng và hướng, và hệ số chuyển đổi dòng - tương đương liều được cho như là một hàm của năng lượng và góc tới trong Phụ lục A. Các điều kiện này thường đạt được nếu khoảng cách giữa nguồn/ kết cấu làm chậm và phantom là lớn so với kích thước của các vật thể này. Một yêu cầu nữa là sự hiện diện của phantom phải có ảnh hưởng nhỏ đối với dòng nơtron tới tại điểm kiểm tra.

Thực tế, tích số của tổng dòng, Φ, va chạm trên phantom tại điểm kiểm tra với hệ số chuyển đổi lấy trung bình theo năng lượng và góc <h_p,slab> sẽ cho đại lượng tác nghiệp như theo Công thức (11):

H_p,slab(10) = <h_p,slab>Φ (11)

Trong đó:

 (12)

Trong đó:

...

...

...

h_p,slabΦ(E,α) là hệ số chuyển đổi dòng - tương đương liều cá nhân như hàm của năng lượng nơtron, E, và góc tới α được cho trong Phụ lục A.

Cần nội suy năng lượng và góc cho các hệ số trong bảng bằng cách sử dụng kỹ thuật nội suy Lagrangian bốn điểm theo thang log-log.

5.5  Xác định sự đóng góp do các loại bức xạ khác

Việc tạo ra trường bức xạ chuẩn được mô phỏng tại nơi làm việc liên quan đến việc sử dụng các vật liệu tán xạ, hấp thụ và chuyển đổi. Các vật liệu này được sử dụng để thay đổi sự phân bố năng lượng dòng nơtron ban đầu để làm cho giống hơn với phân bố năng lượng được thấy trong một nơi làm việc điển hình. Các vật liệu này tạo ra bức xạ thứ cấp như photon. Bức xạ thứ cấp cũng có thể sinh ra từ nguồn nơtron. Sự đóng góp của bức xạ này vào tương đương liều tại điểm kiểm tra trong trường được mô phỏng tại nơi làm việc cần được đánh giá. Thành phần photon có thể ước tính bằng cách mô phỏng với các chương trình tính toán được công nhận hoặc bằng đo đạc.

Các thiết bị phù hợp để đánh giá sự đóng góp của photon và các loại bức xạ thứ cấp khác vào giá trị tương đương liều bao gồm buồng ion hóa, ống đếm tỷ lệ, ống đếm Geiger-Muller và các detector trạng thái rắn trọng số nhiều loại thiết bị khác^[1].

5.6  Liên kết chuẩn

Hiện tại, không có phương pháp đơn giản nào để thiết lập liên kết chuẩn tới các chuẩn quốc tế hoặc quốc gia vì các trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc không giống hoàn toàn các trường hiệu chuẩn trong phòng thí nghiệm chuẩn đầu. Việc xác định đặc điểm của trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc dựa trên các thiết bị đo phân bố năng lượng dòng nơtron. Liên kết chuẩn đến các chuẩn đầu do đó chỉ có thể thực nghiệm bằng cách hiệu chuẩn các thiết bị dùng để đo phân bố năng lượng và độ phụ thuộc của góc tại một phòng thí nghiệm chuẩn đầu. Liên kết chuẩn đến các chuẩn đầu quốc tế cũng có thể đạt được bằng cách tổ chức các bài tập so sánh giữa một số các phòng thí nghiệm chuẩn đầu bên ngoài.

5.7  Giám sát dòng và kiểm soát chất lượng

Giám sát suất dòng trong một phòng chuẩn sử dụng các nguồn nơtron đồng vị thường không được yêu cầu vì suất dòng là cố định, sau khi tính đến thời gian bán rã.

...

...

...

Giám sát các trường nơtron được mô phỏng tại nơi làm việc dựa trên lò phản ứng có thể được thực hiện bằng cách áp dụng mức công suất phản ứng mặc dù việc sử dụng các detector nơtron để kiểm tra chéo được khuyến nghị. Ví dụ các thiết bị phù hợp là các lá kích hoạt hoặc detector chủ động, như các buồng phân hạch.

Độ đáp ứng của thiết bị giám sát, theo nghĩa dòng hoặc đại lượng đo liều, cần tuyến tính với suất dòng hoặc suất đại lượng đo liều và hệ số hiệu chính phù hợp (ví dụ thời gian chết) cần được sử dụng.

Sự phụ thuộc năng lượng và hướng của trường tại điểm kiểm tra cần được xác nhận sau mỗi khoảng thời gian đều đặn trong dòng đời của cơ sở để đảm bảo không xảy ra sự thay đổi nào vì mọi sự thay đổi có thể làm thay đổi phân bố năng lượng và hướng của dòng nơtron tại điểm kiểm tra.

6  Độ không đảm bảo

6.1  Giới thiệu

Cần sử dụng một giá trị cho hệ số hiệu chuẩn (hoặc độ đáp ứng) kèm theo việc công bố độ không đảm bảo dưới dạng giá trị số. Cần xác định các độ không đảm bảo theo Hướng dẫn ISO/IEC 98^[^8^]. Chúng thường được gọi là độ không đảm bảo tiêu chuẩn với hệ số phủ k = 1 hoặc độ không đảm bảo mở rộng với hệ số phủ k = 2. Điều này hàm ý rằng, nhìn chung, hệ số hiệu chuẩn (hoặc độ đáp ứng) nằm trong dải giá trị ấn định với xác suất phủ tương ứng là khoảng 68 % và 95 %. Trong tiêu chuẩn này, tất cả các độ không đảm bảo là độ không đảm bảo tiêu chuẩn với hệ số phủ k =1.

6.2  Các thành phần của độ không đảm bảo đo áp dụng cho hiệu chuẩn

Các thành phần khác nhau đóng góp vào độ không đảm bảo toàn bộ trong việc xác định các giá trị quy ước của các đại lượng tác nghiệp được nêu trong các điều từ 6.2.1 đến 6.2.6. Các thành phần của độ không đảm bảo phát sinh từ thiết bị phải được xem xét nhưng không được giải quyết trong tiêu chuẩn này. Có thể còn có các nguồn của độ không đảm bảo khác không được xem xét ở đây. Cần sử dụng các phán quyết trong việc xác định độ không đảm bảo với các xem xét được nêu ở dưới đây. Cần phải nhấn mạnh rằng cách tiếp cận hệ thống đối với độ không đảm bảo là tương đối mới và vẫn còn là chủ đề đang được nghiên cứu. Vì vậy, trong khi một số thành phần của độ không đảm bảo đã được xác lập tốt thì một số thành phần khác (tại thời điểm công bố tiêu chuẩn này) chỉ là giá trị ước tính dựa trên các kinh nghiệm chung và một số các phép đo cụ thể.

6.2.1  Độ không đảm bảo trong cường độ nguồn nơtron

...

...

...

Độ không đảm bảo tương đối trong cường độ nguồn nơtron có thể thay đổi từ khoảng 1 % cho các phóng xạ đồng vị đến vài phần trăm cho các nguồn dựa trên máy gia tốc hoặc dựa trên lò phản ứng. Vì vậy, đây thường là một trong những thành phần nhỏ hơn của độ không đảm bảo tổng hợp trong các giá trị tại điểm kiểm tra

6.2.2  Độ không đảm bảo trong dòng nơtron

Kỹ thuật được sử dụng rộng rãi nhất để đo dòng nơtron tổng (cũng như phân bố năng lượng tích hợp góc khối) trong một trường được mô phỏng tại làm việc là phổ kế đa hình cầu^[^1^]. Tính phổ biến của độ không đảm bảo và đánh giá độ không đảm bảo phép đo cho kỹ thuật này vẫn là một chủ đề đang được nghiên cứu. Dựa trên kinh nghiệm, đặc biệt từ các kết quả của các đợt so sánh liên phòng thí nghiệm, tổng dòng nơtron có thể được xác định với độ không đảm bảo trong mức 5 % đến 10 % với điều kiện là ma trận đáp ứng của phổ kế được xác định cẩn thận bằng tính toán vận chuyển và bằng hiệu chuẩn trong các bức xạ nơtron chuẩn^[^9^]. Độ không đảm bảo này có thể giảm đi nếu dòng được tính được sử dụng như phân bố năng lượng đầu vào cho việc biểu thị các kết quả thí nghiệm hoặc nếu có sẵn các thông tin từ các phổ kế có độ phân giải cao.

6.2.3  Độ không đảm bảo trong phân bố năng lượng và hướng của dòng

Để xác định phân bố năng lượng và hướng cần có các phương pháp thực nghiệm và tính toán. Độ không đảm bảo trong các kết quả đo phổ kế phụ thuộc vào phương pháp được sử dụng và các chi tiết của việc tạo ra nơtron và tán xạ nơtron. Hiện tại thì không thể thực hiện phân tích chặt chẽ về độ không đảm bảo.

Độ không đảm bảo trong phân bố năng lượng và hướng ảnh hưởng đến các hệ số chuyển đổi trung bình. Nguồn không đảm bảo này được nêu trong 6.2.4.

6.2.4  Độ không đảm bảo trong giá trị của hệ số chuyển đổi dòng - tương đương liều được lấy trung bình theo phân bố năng lượng

Nhìn chung, độ không đảm bảo này đóng góp chủ yếu vào độ không đảm bảo toàn bộ. Hệ số chuyển đổi cho các trường nơtron rộng, song song được đưa trong bảng tại Phụ lục A. Cần phải nội suy các hệ số này với việc sử dụng kỹ thuật nội suy Lagrange bốn điểm theo thang log-log và sau đó kết hợp với dòng nơtron như là một hàm của năng lượng và hướng.

Dòng năng lượng tích hợp góc khối là cần cho tương đương liều môi trường. Dựa trên kinh nghiệm, đặc biệt từ các kết quả của một đợt so sánh liên phòng thí nghiệm ^[^9], có thể xác định được hệ số chuyển đổi trung bình với độ không đảm bảo tiêu chuẩn là khoảng 15 % nếu phân bố năng lượng của dòng nơtron được xác định chỉ với một hệ phổ kế đa hình cầu. Có thể đạt được các độ không đảm bảo nhỏ hơn nếu có sẵn thông tin suy diễn chi tiết từ các tính toán^[^1^] hoặc bằng cách sử dụng một phổ kế có độ phân giải cao cho dải năng lượng từ khoảng 10 keV đến 1 MeV (trong đó các hệ số chuyển đổi cho thấy sự phụ thuộc năng lượng mạnh).

...

...

...

6.2.5  Độ không đảm bảo thời gian

Nhìn chung, độ không đảm bảo trong thời gian chiếu xạ chỉ có ý nghĩa khi chiếu xạ một thiết bị tích hợp tương đương liều như liều kế thụ động. Trong trường hợp này, độ không đảm bảo là hàm của thời gian cần để ổn định trường nơtron tại điểm kiểm tra. Độ không đảm bảo này cần được làm cho trở nên không đáng kể bằng cách để thời gian chiếu xạ dài so với thời gian chuyển trạng thái này.

6.2.6  Độ không đảm bảo phát sinh từ việc sử dụng một thiết bị giám sát trường nơtron

Nếu sử dụng một thiết bị giám sát (xem 5.7) thì độ không đảm bảo phát sinh từ số đọc và độ lệch giữa độ đáp ứng của thiết bị giám sát và dòng nơtron tại điểm kiểm tra cần được đưa vào độ không đảm bảo tổng.

Phụ lục A

(Quy định)

Hệ số chuyển đổi

Bảng A.1 nêu các hệ số chuyển đổi dòng - tương đương liều môi trường h*_Φ(10), và hệ số chuyển đổi dòng-tương đương liều cá nhân, h_p,slabΦ(10,α) cho các nơtron đơn năng tới tương ứng trên khối cầu ICRU và phantom tương đương lớp mô ICRU.

Bảng A.1

...

...

...

MeV

h*_Φ(10)

pSv.cm^2

h_p,slabΦ(10,0°)

pSv.cm^2

h_p,slabΦ(10,15°)

pSv.cm^2

h_p,slabΦ(10,30°)

pSv.cm^2

...

...

...

pSv.cm^2

h_p,slabΦ(10,60°)

pSv.cm^2

h_p,slabΦ(10,75°)

pSv.cm^2

1,00x10^-9

6,60

8,19

7,64

...

...

...

4,23

2,61

1,13

1,00 x10^-8

9,00

9,97

9,35

7,90

5,38

...

...

...

1,50

2,53 x10^-8

10,6

11,4

10,6

9,11

6,61

4,04

1,73

...

...

...

12,9

12,6

11,7

10,3

7,84

4,70

1,94

2,00 x 10^-^7

13,5

...

...

...

12,6

11,1

8,73

5,21

1,12

5,00 x10^-^7

13,6

14,2

13,5

...

...

...

9,40

5,65

2,31

1,00 x 10^-^6

13,3

14,4

13,9

12,0

9,56

...

...

...

2,40

2,00 x 10^-6

12,9

14,3

14,0

11,9

9,49

5,85

2,46

...

...

...

12,0

13,8

13,9

11,5

9,11

5,71

2,48

1,00x10^-5

11,3

...

...

...

13,4

11,0

8,65

5,47

2,44

2,00 x 10^-5

10,6

12,4

12,6

...

...

...

8,10

5,14

2,35

5,00 x 10^-5

9,90

11,2

11,2

9,42

7,32

...

...

...

2,16

1,00 x 10^-4

9,40

10,3

9,85

8,64

6,74

4,10

1,99

...

...

...

8,90

9,84

9,41

8,22

6,21

3,91

1,83

5,00x10^-4

8,30

...

...

...

8,66

7,66

5,67

3,58

1,68

1,00x10^-3

7,90

8,78

8,20

...

...

...

5,43

3,46

1,66

2,00x10^-3

7,70

8,72

8,22

7,27

5,43

...

...

...

1,67

5,00x10^-3

8,00

9,36

8,79

7,46

5,71

3,59

1,69

...

...

...

10,5

11,2

10,8

9,18

7,09

4,32

1,77

2,00 x 10^-2

16,6

...

...

...

17,0

14,6

11,6

6,64

2,11

3,00x10^-2

23,7

24,9

24,1

...

...

...

16,7

9,81

2,85

5,00x10^-2

41,1

39,0

36,0

34,4

27,5

...

...

...

4,78

7,00 x 10^-2

60,0

59,0

55,8

52,6

42,9

27,3

8,10

...

...

...

88,0

90,6

87,8

81,3

67,1

44,6

13,7

1,50x10^-1

132

...

...

...

137

126

106

73,3

24,2

2,00 x 10^-^1

170

180

179

...

...

...

141

100

35,5

3,00 x 10^-^1

233

246

244

232

201

...

...

...

58,5

5,00 x 10^-^1

322

335

330

326

291

226

102

...

...

...

375

386

379

382

348

279

139

9,00 x 10^-^1

400

...

...

...

407

415

383

317

171

1,00 x 10^0

416

422

416

...

...

...

395

332

180

1,20 x 10^0

425

433

427

440

412

...

...

...

210

2,00 x

420

442

438

457

439

402

274

...

...

...

412

431

429

449

440

412

306

4,00 x 10^0

408

...

...

...

421

440

435

409

320

5,00 x 10^0

405

420

418

...

...

...

435

409

331

6,00 x 10^0

400

423

422

440

439

...

...

...

345

7,00 x 10^0

405

432

432

449

448

425

361

...

...

...

409

445

445

462

460

440

379

9,00 x 10^0

420

...

...

...

462

478

476

458

399

1,00 x 10^1

440

480

481

...

...

...

493

480

421

1,20 x 10^1

480

517

519

536

529

...

...

...

464

1,40 x 10^1

520

550

552

570

561

562

503

...

...

...

540

564

565

584

575

579

520

1,60 x 10^1

555

...

...

...

577

597

588

593

535

1,80 x 10^1

570

595

593

...

...

...

609

615

561

2,00 x 10^1

600

600

595

619

615

...

...

...

570

3,00 x 10^1

-

-

-

-

-

-

-

...

...

...

-

-

-

-

-

-

-

7,50 x 10^1

-

...

...

...

-

-

-

-

-

1,00 x 10^2

-

-

-

...

...

...

-

-

-

1,25 x 10^2

-

-

-

-

-

...

...

...

-

1,50 x 10^2

-

-

-

-

-

-

-

...

...

...

-

-

-

-

-

-

-

2,01 x 10^2

-

...

...

...

-

-

-

-

-

-: Không có giá trị.

Thư mục tài liệu tham khảo

[1] Thomas, D.J. and KLEIN, H., Eds. (2003): Neutron and photon spectrometry techniques for radiation protection. Radiat. Prot. Dosim. 107 Nos. 1/3.

...

...

...

[3] BARTLETT, D.T., DRAKE, P., D'ERRICO, F., LUSZIK-BHADRA, M., MATZKE, M. and TANNER, R.J. (2002): The importance of the direction distribution of neutron fluence, and methods of determination. Nucl. Instrum. Meth, in Phys. Res. A 476, pp. 386-394.

[4] LUSZIK-BHADRA, M. REGINATTO, M. and LACOSTE, V. (2004): Measurement of energy and direction distribution of neutron and photon fluences in workplace fields. Radiat Prot. Dosim. 110, pp. 237-241.

[5] SlEBERT, B.R.L. (2002): Assessment of sensitivities and uncertainties in Monte Carlo particle transport calculations for neutron spectrometry. Nucl. Instrum. Meth, in Phys. Res. A 476, pp. 256-262.

[6] SCHUHMACHER, H., HOLLNAGEL, R. and SlEBERT, B.R.L. (1994): Sensitivity study of Parameters Influencing Calculations of Fluence-to-Ambient Dose Equivalent Conversion Coefficients for Neutrons. Radiat. Prot. Dosim. 54, pp. 221-225.

[7] SCHUHMACHER, H. and SlEBERT, B.R.L. (1992): Quality Factors and Ambient Dose Equivalent for Neutrons Based on the New ICRP Recommendation. Radiat. Prot. Dosim. 40, pp. 85-89.

[8] ISO/IEC Guide 98, Guide to the expression of uncertainty in measurement (GUM).

[9] THOMAS, D.J., CHARTIER, J.-L., KLEIN, H., NAISMITH, O.F., POSNY, F. and TAYLOR, G.C. (1997): Results of a Large Scale Neutron Spectrometry and Dosimetry Comparison Exercise at the Cadarache Moderator Assembly. Radiat. Prot. Dosim. 70, No. 1/4, pp. 313-322.

[10] GRESSIER V., LACOSTE V., LEBRETON L., MULLER H., PELCOT G., BAKALI., FERNÁDEZ F., TÓMAS M., ROBERTS N.J., THOMAS D.J., REGINATTO M., WlEGEL B. and WlTTSTOCK J. (2004): Characterization of the IRSN Facility CANET/400 producing realistic neutron fields for calibration and test purposes, Radiat. Prot. Dosim. 110 (1-4), pp. 523-527.

[11] LUSZIK-BHADRA M., BOLOGNESE-MILSZTAJN T., BOSCHUNG M., COECK M., CURZIO G., d’ERRICO F., FIECHTNER A., LACOSTE V., LlNDBORG L., REGINATTO M., SCHUHMACHER H., TANNER R. and VANHAVERE F. (2005): Direction distributions of neutrons and reference values of the personal dose equivalent in workplace fields. Radiation Protection Dosimetry, Vienna 2005 special Issue (Advance Access published on March 15, 2007, doi:10.1093/rpd/ncm189).

...

...

...

[13] ICRP Publication 60:1991, Recommendations of the International Commission on Radiological Protection - Annals of the ICRP, 21(1-3)- International Commission on Radiological Protection, Pergamon Press, Oxford.

[14] ICRP Publication 74:1997, Conversion Coefficients for use in Radiological Protection against External Radiation - Annals of the ICRP, 26(3)- International Commission on Radiological Protection, Pergamon Press, Oxford.

[15] ICRU Report 39:1985, Determination of Dose Equivalents Resulting from External Radiation Sources - International Commission on Radiation Units and Measurements, Bethesda, MD.

[16] ICRU Report 51:1993, Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry - International Commission on Radiation Units and Measurements, Bethesda, MD.

[17] ICRU Report 57:1998, Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection Against External Radiation - International Commission on Radiation Units and Measurements, Bethesda, MD.

[18] ICRU Report 60:1998, Fundamental Quantities and Units for Ionizing Radiation - International Commission on Radiation Units and Measurements, Bethesda, MD.

[19] ISO 8529 (all parts), Reference neutron radiations.

[20] ISO/IEC Guide 99:2007, International vocabulary of metrology - Basic and general concepts and associated terms (VIM).