ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 14.10.2024
Просмотров: 144
Скачиваний: 1
ружи трубки помещен статор двигателя, создающий вращаю щееся магнитное поле.
Рентгеновские трубки с вынесенным и заземленным полым анодом представляют особый класс. В рентгенодефектоскопии они находят применение для панорамного просвечивания свар ных швов в трубках, котлах и других подобных изделиях или труднодоступных участков. В рентгеновских трубках этого класса для направления пучка электронов точно по центру по лости анода и частично для регулировки фокуса применяется магнитная фокусировка.
Важной характеристикой рентгеновской трубки является также радиационный выход.
Технические и радиационные характеристики рентгеновских трубок, применяемых в промышленных рентгеновских аппара тах. приведены в табл. 4.2.
Дополнительные данные приведены в технических паспортах па эти трубки.
4. Радиационнодефектоскопические характеристики радиоактивных источников излучения [64—73]
Основными радиационными характеристиками источников, применяемых в гамма-дефектоскопии, являются энергетический спектр излучения, радиационный выход, а также характер и степень ослабления излучения различными материалами.
Основные дефектоскопические характеристики радиоактив ных источников излучения определяются: чувствительностью ме тода к дефектам, экспозицией просвечивания различных мате риалов, а также требуемой толщиной защиты.
Энергетический спектр излучения источников отличается от спектра излучения основного радиоактивного изотопа. Это раз личие обусловлено радиоактивными примесями в источнике, тормозным излучением (3-частиц, а также поглощением излуче ния в материале и оболочке источника (самопоглощением источника).
Из радиоактивных примесей в источниках, применяемых в дефектоскопии, важны примеси, обладающие периодом полурас пада, близким или превышающим период полураспада основного радиоактивного изотопа, и качественно изменяющие спектраль ный состав его излучения. В зависимости от энергии у-фотонов радиоактивные источники излучения целесообразно разделить на три группы: источники с жестким у-излучением (энергия порядка 1 Мэе) ; источники, дающие излучение средней жест кости (энергия порядка 0,3—0,7 Мэе), и источники с мягким у-излучением (энергия менее 0,3 Мэе).- Большинство радио активных изотопов являются немоноэнергетическпми источни ками, и энергетический спектр их излучения содержит наряду
101
с очень жестким также и мягкое у-излучение. К числу источни ков с жестким у-излучением можно отнести Со60 и Ей152, к излу чателям средней жесткости — Cs137, Ir192, Cs134; к числу мягких у-излучателей— Tm170, Eu155, Se75 и Др. Радиоактивные примеси в источниках жесткого у-нзлучения существенно не влияют па их дефектоскопические свойства. Например, чистота источника из Ей152 удовлетворяет требованиям гамма-дефектоскопии, так как примесь Ей154 (10%), имеющего спектр у-пзлучения, сход ный со спектром Ей152, практически не влияет па выявляемость дефектов. Расчеты показали, что эта примесь также мало влияет на защиту от излучения. Примесь Ей155 в источниках из Ей152 незначительна (0,1%) и совсем не сказывается на выявляемое™ дефектов.
Радиоактивные примеси в источниках мягкого у-излучения существенным образом ухудшают их дефектоскопические харак теристики и ограничивают область применения. Например, собственное излучение Sm145 (рис. 4.17, а) состоит из у-фотонов с энергией 62 кэв и характеристического излучения Pm с энер гией 5,5 и 39 кэв. Однако в спектре радиоактивного источника на основе Sm145 наблюдается еще у-излученне радиоактивных
примесей |
|
(Ей152, Ей155 и др.) с энергией у-фотоиов вплоть до |
1,5 Мэе |
(см. рис. 4.17,6-). Вследствие этого суммарный спектр |
|
излучения |
источника оказывается более сложным, чем спектр |
|
излучения |
изотопа Sm145. Интенсивность излучения радиоактив |
|
ных примесей в рассматриваемом источнике составляет 27%, а их дозовый вклад 60%. Наличие этих примесей ухудшает дефектоскопические характеристики источника.
К началу исследования радиоактивного источника Tm170 (1955 г.) не существовало единого мнения о спектральном со ставе его излучения. Некоторые авторы отмечали присутствие в спектре излучения источника не свойственных Tm170 линии. Другие считали в спектре Tm170 линию с энергией у-фотоиов 84 кэв единственной. Эту энергию во всех случаях принимали для расчета толщины защитного материала и возможной об ласти применения Tin'70 в дефектоскопии. Исследования [68—71] радиационных и дефектоскопических характеристик Tm170, про веденные с источниками в оболочке из сверхчистого алюминия марки AB000, выявили, что часть не свойственных Tm170 линии энергетического спектра возникала из-за химических примесей в оболочке из технического алюминия.
Измерения коэффициента ослабления излучения Tm170 пока зали, что помимо линии с энергией у-фотонов 84 кэв в спектре источника Tm170 имеется достаточно интенсивное тормозное излучение с максимальной энергией 0,8—0,9 Мэе. Дальнейшие исследования с помощью сцинтилляциониого спектрометра под твердили наличие в спектре Tm170 излучения с энергией у-фото нов 84 кэв, характеристического излучения Yb с энергией 53 кэв и тормозного излучения с энергией до 0,9 Мэе (рис. 4.18).
102
О 20 ‘tO ВО 80 WO 120 ПО Е,кэв
Рис, 4.17Спектр излучения источника
Исследование источников из Se75, изготовленных из иеобогащенного (0,87% Se74) и обогащенного (до 41% Se74) сырья, показало, что обогащение исходного сырья не изменяет спект рального состава этих источников (рис. 4.19), что связано, по-видимому, с малым самопоглощением у-излучеиия в материа-
Рпс. 4.18. Спектр излучения источника Т т 110.
ле данного источника. Поэтому основными преимуществами обо гащенных источников будут их повышенная удельная актив ность и уменьшенные геометрические размеры. Применение обо-
Рис. 4.19. Спектр излучения источника Se73 (обогащенного).
тащенных источников позволяет значительно повысить произво дительность метода по сравнению с источниками из необогащенного сырья. Обогащение исходного сырья только до 30% Se74 приводит к увеличению активности источников из Se75 не менее чем в 20 раз. При обогащении до 40% и выше активность источ-
104
ников и производительность контроля соответственно возра
стают.
Радиационный выход источников излучения является одной из основных характеристик, определяющих производительность и чувствительность гамма-дефектоскопического метода.
Для уменьшения времени просвечивания желательно увели чить количество радиоактивного вещества, т. е. повысить актив ность источника. Однако в некоторых случаях из-за самопоглощения увеличение объема радиоактивного вещества может ока заться нецелесообразным, так как не приведет к увеличению интенсивности излучения источника.
Радиевый гамма-эквивалент М самопоглощагощего протя женного источника цилиндрической формы, измеряемый на оси цилиндра, равен
nd2 |
1 - е ~ ^ я |
(4.2) |
М — Cq ~ |
И |
где С — коэффициент пропорциональности; q — удельная актив ность источника; d — диаметр источника; р — линейный коэффи циент поглощения у-излучения в материале источника; Я — вы сота источника. Если самопоглощение отсутствует, гамма-экви валент того же источника равен
M0 = C q ^ - H . |
(4.3) |
Из формул (4.2) и (4.3) следует, что Л40 растет пропорционально
увеличению Я, а М стремится к насыщению ( к величине
Указанные зависимости подвергали экспериментальной про верке. В частности, исследовали самопоглощение семи источни ков Тш170 с содержанием до 99,9% Тгп20з, облученной в реак торе. Удельная активность облученного сырья составляла 47 кюри/г. Насыпной вес сырья источника изменялся в резуль тате уплотнения ТгпзОз в пределах 1,4—2,7 а/сцг3.
Исследования показали (рис. 4.20), что увеличение массы ТгпгОз в источниках не приводит к пропорциональному увеличе нию гамма-эквивалента источников. Гамма-эквивалент реальных тулиевых источников снижается за счет самопрглощения при массе ТтгОз 200 мг в 1,2 раза,'при массе 800 мг в 1,5 раза по сравнению с несамопоглощающими источниками. С дальнейшим увеличением массы ТгтьОз различие в гамма-эквивалентах не поглощающего и самопоглощагощего источников увеличивается в большей степени. Сравнение экспериментальной и расчетной кривых показывает, что эффективная энергия излучения источ ников Тгп170 равна 160— 170 кэв.
1*5
о |
2 |
4 |
6 |
8 Н,ММ |
Рис. |
4.20. |
Зависимость |
гамма-эквивалеита М и |
|||||
спектра излучения источников |
Т т 170 от объема |
|||||||
(массы) |
ТтгОз |
(а) |
и |
высоты |
источника Я |
|||
( б — объемный |
вес ТтгОз 1,4 мг/мм3\ в — объем |
|||||||
|
|
ный вес ТггьОз 2,7 мг/мм3): |
||||||
1 — п о |
э к с п е р и м е н т а л ь н ы м |
д а н н ы м ; 2 — т е о р е т и ч е с к а я |
||||||
к р и в а я |
б е з |
у ч е т а |
с а м о п о г л о щ е п п я : |
.7— 5 — т е о р е т и ч е с к и е |
||||
к р и в ы е |
с |
у ч е т о м |
с а м о п о г л о щ е п п я |
|
п р и £ эф ф . р а и н о й |
|||
|
200 |
к э в |
(3 ); |
150 |
к э в |
(4) и |
100 |
к э в (5 ). |
Диаметр активной части источника в дефектоскопии лимити руется выявляемостыо дефектов. Поэтому повысить активность источника можно, лишь увеличив высоту источника. Исследова ния показывают, что увеличение высоты источника целесообраз но до определенного предела, выше которого из-за самопоглощения [см. формулу (4.2)] гамма-эквивалент источника растет очень медленно.
Для исследованных источников Тгп170 оптимальная высота
равна 9±1 мм. |
объемного (насыпного) веса Т т 20з растет и |
С увеличением |
|
гамма-эквивалент |
источников. Так, при высоте активной части |
8 мм 'И объемном |
весе 1,4 мг/мм3 гамма-эквивалент источника |
диаметром 4 мм составляет 55 мг-экв Ra, а при 2,7 мг/мм3—• 100 мг-экв Ra. Однако с увеличением насыпного удельного ве са исходного материала увеличивается преимущественная фильтрация мягких компонентов спектра источника, что приво дит к повышению эффективной энергии его излучения. Если
эффективная энергия |
излучения Тгп170 при |
объемном весе |
||
Т т 20з 1,4 |
мг/мм3 составляет |
160— 170 кэв, то |
при 2,7 мг/мм3 |
|
она равна |
примерно 200 |
кэв. |
Было показано, что линейный ко |
|
эффициент ослабления в стали у-излучения Т т 170, испускаемого препаратом с гамма-эквивалентом 160 мг-экв Ra, меньше, чем у-излучения, испускаемого препаратом с гамма-эквивален том от 15 до 65 мг-экв Ra (при той же удельной активности). И, как следствие этого, чувствительность метода к выявлению дефектов понижается с увеличением активности источ ников.
Аналогичные эксперименты были проведены и с другими источниками у-излучения. Было выяснено, что самопоглощение играет большую роль не только в источниках с мягким у-излуче- иием (Sm145, Ей155, Тгп170), но и в источниках с достаточно жест ким у-излучением, имеющих большую плотность и большой атомный номер материала активного вещества, например Iг1Э2 (Z = 77, р= 22,5 г/см3). Напротив, самопоглощение в источниках Se75 (Z = 34, р= 4,4 г/см3) сравнительно незначительно.
Можно констатировать, что радиационный выход источника из-за самопоглощения изменяется не прямо пропорционально увеличению объема или массы радиоактивного вещества. При заданном диаметре самопоглощающего источника радиацион ный выход (в грамм-эквивалентах Ra) практически достигает насыщения при определенной высоте источника.
Ослабление у-излучения различными материалами. Степень ослабления у-излучения различными материалами обусловли вает чувствительность метода и экспозицию просвечивания ис следуемых материалов. Поэтому для оценки чувствительности и производительности используют коэффициент ослабления широкого пучка у-излучення, учитывающий и немоноэнергетичность первичного излучения.
Для малых дефектов чувствительность, как показано ниже, обратно пропорциональна линейному коэффициенту ослабления излучения р. Поэтому по полученным значениям р можно пред варительно определить возможности использования данного источника излучения в гамма-дефектоскопии.
В гл. 2 приведены зависимости коэффициента ослабления широкого пучка у-излучения от толщины контролируемого мате риала для источников Eu152, Eu155, Ir192, Se75, Tm170, Sm145, Се144
в стали (см. рис. 2.11). Коэффициенты ослабления широкого пучка у-излучения уменьшаются с увеличением толщины мате риала. Степень их уменьшения зависит от плотности и атомного номера поглотителя. Чем шире диапазон энергии в спектре из лучения источника, тем в более широких пределах изменяются коэффициенты ослабления.
Коэффициенты ослабления источника у-излучения высокой энергии (Ей152, Со60) имеют наименьшие значения по сравнению с коэффициентами ослабления исследованных источников и сравнительно мало меняются с изменением толщины материала.
У источников у-излучения низкой энергии (Sm145,. Tm170, Eu155) коэффициенты ослабления на малых толщинах мате риала резко снижаются с увеличением толщины, что связано с обогащением их у-излучения жесткими составляющими за счет излучения радиоактивных примесей и тормозного излучения.
Исследование ослабления излучения радиоактивных источ ников различными материалами способствовало более правиль ной оценке радиацноннодефектосколических характеристик этих источников и области их применения. Например, мнения исследователей по использованию в дефектоскопии 1г192 и Ей152 были разноречивы, так как основывались на единичных резуль татах контроля материалов различных толщин. Нередко по вы являемое™ дефектов эти источники отождествлялись (спектры у-излучения этих изотопов содержат по 17 линий с энергией
0,122— 1,405 Мэе у Ей152 и 0,136— 1,06 Мэе у 1г192).
Наши исследования показали, что, несмотря на значительную интенсивность линий Ей152 с энергией 0,122 и 0,344 Мэе, они не дают заметного уменьшения эффективной энергии у-излуче ния Ей152. При просвечивании стали толщиной выше 10 мм она составляет 0,9— 1,1 Мэе, т. е. по энергии у-фотонов этот изотоп близок к Со60. Линейный коэффициент ослабления цш у-излуче ния 1г’92 в интервале толщины от 10 до 30 мм стали имеет зна чение около 0,8 см~1, что соответствует эффективной энергии излучения 0,40—0,45 Мэе. Это означает, что использование источ ника Ir192 позволяет повысить выявляемое™ дефектов в мате риалах такой толщины примерно в 2 раза по сравнению с источ никами Ей152 и Со60.
Выбор радиоактивных источников у-излучения. От выбора радиоактивных источников излучения и определения оптималь ной области их применения зависит технико-экономическая эф-
108