Защитный материал от нейтронного излучения и сцинтилляционный детектор гамма-излучения

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для изготовления защитного материала от нейтронного излучения, а также к детекторам гамма-излучения, содержащим защитную оболочку. Твердый защитный материал от нейтронного излучения включает смесь компонентов, содержащую фтористый литий, полиэфирную смолу и отвердитель при следующем соотношении компонентов, мас. %: фтористый литий - 38-45; полиэфирная смола - 54,2-60,8; отвердитель - 0,813-1,2. Сцинтилляционный детектор гамма-излучения содержит цилиндрический корпус (1), содержащий сцинтилляционный кристалл (3) на основе NaI, оболочку (2), фотоэлектронный умножитель (4) и разъемы (5) для подключения блока электронной обработки сигналов. Техническим результатом является повышение поглощения нейтронного излучения и точности измерения при повышении однородности и прочности защитного материала. 2 н. и 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

 

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для изготовления защитного материала от нейтронного излучения, а также к детекторам гамма-излучения, содержащим защитную оболочку.

УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ

Наиболее близким аналогом заявленного изобретения по заявленному защитному материалу является защитный материал, раскрытый в RU 2111558 С1, опубл. 20.05.1998. Известный из наиболее близкого аналога защитный материал от нейтронного излучения содержит наполнитель, пластичную синтетическую массу и поверхностно-активное вещество (ПАВ), при следующем соотношении компонентов, мас. %: наполнитель - 60-96; пластичная синтетическая масса - 4-40; ПАВ - 0,1-0,5 (сверх 100%). В качестве пластичной синтетической массы используют смесь каучука и пластификатора. В качестве наполнителя используют компонент, выбранный из группы: оксид свинца, фтористый литий, бор, соединения бора, гидрид титана, порошкообразный свинец, окись висмута, двуокись урана, двуокись тория, вольфрам, оксид вольфрама (III), оксиды редкоземельных элементов. В качестве ПАВ используют катионат-7 или лецитин.

Недостатком наиболее близкого аналога является потенциальная возможность возникновения неоднородностей в составе вещества, из-за которых, в свою очередь, возможно возникновение локальных областей с менее эффективным поглощением нейтронов. Это может привести к ухудшению характеристик защитного материала в целом. Кроме того, использование твердого материала в ряде случаев удобнее пастообразного - например, для обеспечения однородной толщины защитного материала вокруг детектора или при использовании изделия из такого материала в качестве элемента конструкции сложных систем.

Наиболее близким аналогом заявленного изобретения по заявленному детектору является сцинтилляционный детектор гамма-излучения, раскрытый в RU 2158011 С2, опубл. 20.10.2000. Известный из наиболее близкого аналога детектор содержит сцинтилляционный кристалл Bi4Ge3O12, фотоэлектронный умножитель (ФЭУ) и блок обработки сигналов. При этом кристалл расположен в двухслойном коллиматоре, внешний слой которого выполнен из водородсодержащего замедлителя нейтронов полиэтилена, а внутренний - из кадмия. Причем кристалл выполнен с колодцем, в котором размещено чувствительное к нейтронам сцинтиллирующее вещество на основе стильбена или пластмассы.

Недостатком наиболее близкого аналога является наличие внутреннего слоя из кадмия, который при взаимодействии с тепловыми нейтронами излучает вторичное гамма-излучение в области 558-9044 кэВ (наиболее интенсивная линия - 55 8 кэВ). В результате детектором будут регистрироваться большое число фоновых импульсов, что приведет к увеличению загрузки детектора и снижению точности измерения спектра.

РАСКРЫТИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Задача предлагаемого технического решения состоит в разработке защитного материала, обеспечивающего поглощение нейтронного излучения, а также детектора гамма-излучения, содержащего оболочку из защитного материала, обеспечивающего точность измерения.

Техническим результатом изобретения является повышение поглощения нейтронного излучения и точности измерения.

Указанный технический результат достигается за счет того, что твердый защитный материал от нейтронного излучения содержит фтористый литий, полиэфирную смолу и отвердитель при следующем соотношении компонентов, мас. %:

фтористый литий - 38-45;

полиэфирная смола - 54,2-60,8;

отвердитель - 0,813-1,2.

В качестве отвердителя применяют пероксид метилэтилкетон.

Кроме того, указанный технический результат достигается за счет того, что сцинтилляционный детектор гамма-излучения, содержащий цилиндрический корпус и оболочку в верхней его части, причем внутри корпуса в верхней его части размещен сцинтилляционный кристалл на основе NaI, а в нижней части корпуса - фотоэлектронный умножитель, оптически связанный с кристаллом, при этом оболочка выполнена из раскрытого выше материала.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ

Фиг. 1 - продольный разрез детектора

1 - корпус детектора;

2 - оболочка;

3 - кристалл на основе LiI;

4 - фотоэлектронный умножитель (ФЭУ);

5 - Разъемы ФЭУ.

ОСУЩЕСТВЛЕНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Для изготовления защитного материала из смеси, содержащей фтористый литий, полиэфирную смолу и отвердитель в заявленных соотношениях в лопастной смеситель, загружают полиэфирную смолу и отвердитель в необходимых количествах и перемешивают при температуре 20-25°С до получения однородной массы. Затем в смеситель добавляют фтористый литий в необходимом количестве и перемешивают до получения однородной массы. Затем полученный пастообразный материал выгружают и заливают в форму. Получают пасту плотностью 1790 кг/м3, которая в течение 15-20 минут отвердевает с получением материала прочностью 80 МПа.

Введение в состав защитного материала фтористого лития обеспечивает повышение поглощения нейтронного излучения, полиэфирной смолы - получение однородности смеси заявленного материала, отвердитель - получение прочного твердого защитного материала.

Как показали эксперименты (см. таблицу), заявленные соотношения полиэфирной смолы, фтористого лития и отвердителя позволяют получить защитный материал, эффективно поглощающий нейтронное излучение за счет того, что частицы фтористого лития в заявленном соотношении равномерно распределены по объему в заявленном материале при ограниченном времени затвердевании материала. Уровень поглощения нейтронного излучения оценивали по величине макроскопического сечения заявленного материала, являющегося характеристикой величины поглощения нейтронного излучения.

При снижении содержания фтористого лития в смеси не обеспечивается равномерное содержание фтористого лития в смеси при ограниченном времени, затвердевании материала, следовательно, приводит к снижению поглощения нейтронного излучения. При повышении содержания фтористого лития в смеси трудно получить однородную пастообразную смесь, возникают значительные трудности для загрузки смеси в форму, следовательно, приводит к снижению поглощения нейтронного излучения. Кроме того, значительно уменьшается количество водорода, который играет роль при ослаблении потока быстрых нейтронов.

В таблице приведены результаты экспериментов для заявленной массы твердого защитного материала и при работе заявленного детектора, содержащего оболочку из защитного материала.

На фиг. 1 изображен сцинтилляционный детектор гамма-излучения, содержащий цилиндрический корпус (1) и оболочку (2), размещенную над корпусом (1) в верхней его части. Причем внутри корпуса (1) в верхней его части размещен сцинтилляционный кристалл (3) на основе NaI, а в нижней части корпуса - ФЭУ (4), оптически связанный с кристаллом (3), при этом оболочка (2) выполнена в виде стакана из вышеописанного материала.

Сцинтилляционный детектор гамма-излучения работает следующим образом. В результате взаимодействия тепловых нейтронов с материалом защитной оболочки (2) возникают гамма-кванты, при этом оболочка (2) поглощает тепловые нейтроны, не допуская их до кристалла (3). Гамма-квант, проходя через сцинтиллятор - кристалл NaI (3), наряду с ионизацией атомов и молекул возбуждает их. Возвращаясь в невозбужденное (основное) состояние, атомы испускают фотоны. Фотоны, попадая на катод ФЭУ (4), выбивают электроны, в результате чего на аноде ФЭУ (4) возникает электрический импульс, который далее усиливается с помощью усилителя ФЭУ (4) и регистрируется блоком электронной обработки сигналов (на фиг. 1 не показан), подключенным к разъемам (5), ФЭУ (4) детектору через кабель.

Таким образом, детектор регистрирует частицы (гамма-кванты, нейтроны и т.д.), пролетающие через кристалл NaI. Оболочка из композита LiF предназначена для экранирования кристалла детектора от нейтронного излучения.

Как показали эксперименты (см. табл.), заявленная оболочка из композитного материала эффективно способствует поглощению нейтронного излучения, что приводит к снижению регистрации фонового излучения детектором и соответственно увеличению точности измерения спектра гамма-излучения. Это объясняется тем, что в отличие от защитного материала, применяемого для оболочки наиболее близкого аналога, а также борированного этилена, также являющегося эффективным защитным материалом от нейтронного излучения, в заявленной оболочке защитный материал на основе фтористого лития не имеет сопутствующих линий гамма-излучения при взаимодействии лития с тепловыми нейтронами, в отличие материала наиболее близкого аналога (Cd) и борированного полиэтилена, которые имеют линии вторичного гамма-излучения 558 и 478 кэВ соответственно. Это позволяет значительно снизить регистрацию фонового излучения детектором по указанным выше линиям и, как следствие, повысить точность измерения спектра. Применение указанного решения позволяет улучшить параметры установок нейтронного радиационного анализа, упростить их конструкцию и техническое обслуживание.

Таким образом, предлагаемое изобретение позволяет получить защитный материал, обеспечивающий поглощение нейтронного излучения, и детектор гамма-излучения, содержащий оболочку из защитного материала, обеспечивающую его точность измерения.

Изобретение было раскрыто выше со ссылкой на конкретный вариант его осуществления. Для специалистов могут быть очевидны и иные варианты осуществления изобретения, не меняющие его сущности, как она раскрыта в настоящем описании. Соответственно изобретение следует считать ограниченным по объему только нижеследующей формулой изобретения.

1. Твердый защитный материал от нейтронного излучения, содержащий фтористый литий, полиэфирную смолу и отвердитель при следующем соотношении компонентов, мас. %:
фтористый литий - 38-45;
полиэфирная смола - 54,2-60,8;
отвердитель - 0,813-1,2.

2. Материал по п. 1, характеризующийся тем, что в качестве отвердителя применяют пероксид метилэтилкетон.

3. Сцинтилляционный детектор гамма-излучения, содержащий цилиндрический корпус и оболочку, размещенную над корпусом в верхней его части, причем внутри корпуса в верхней его части размещен сцинтилляционный кристалл на основе NaI, а в нижней части корпуса - фотоэлектронный умножитель, оптически связанный с кристаллом, при этом оболочка выполнена в виде стакана из материала по пп. 1-2.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к материалам для защиты от ионизирующего излучения, и предназначено для использования при изготовлении элементов радиационно-защитных экранов.

Изобретение относится к средствам защиты от оружия поражения ближнего боя. В защитном устройстве резервуаров для хранения газообразных, жидких и сыпучих сред, в том числе радиоактивных, защита обеспечивается установкой на корпус резервуара «прозрачного» экрана, выполненного в виде решетки из стального прутка, и сплошных экранов, выполненных из армированного высокопрочного не поддерживающего горение материала, например фиброжелезобетона.

Изобретение относится к области космического материаловедения, а именно к терморегулирующим покрытиям класса «солнечные отражатели». Радиационно-защитное терморегулирующее покрытие включает верхний слой покрытия, содержащий в качестве связующего водный раствор литиевого жидкого стекла, наполнители BaSO4, Ва(AlO2)2, и нижний слой покрытия, состоящий из водного раствора литиевого жидкого стекла и наполнителей - порошок Bi2O3 и порошок BaWO4.

Изобретение относится к нейтронозащитным материалам и может быть использовано, в частности, при капсулировании радиоактивных отходов, при создании защитных щитов.

Изобретение относится к средствам управляемого ядерного синтеза с магнитным удержанием плазмы и может быть использовано в термоядерных реакторах для защиты стенок.
Изобретение относится к материалам с нейтронопоглощающими свойствами для защиты от нейтронного излучения. Предложен термостойкий нейтронозащитный материал, состоящий из магнийфосфатного связующего (24-33 мас.%) и порошковой части (76-67 мас.%), при этом порошковая часть содержит гидрид титана ТiH2 (90,3-95,5 мас.%), оксид магния MgO (2,7-4,5 мас.%) и карбид бора В4С (1,8-5,2 мас.%).
Заявленное изобретение относится к области электротехники, а именно к составу углеродсодержащей композиции для получения радиозащитных материалов. Композиция содержит 5-16 мас.% ультрадисперсного активного углерода со средним размером частиц 5-100 нм и удельной поверхностью 16-320 м2/г, диспергатор в виде водного раствора натриевого стекла и стабилизатор в виде насыщенного раствора лингосульфоната аммония.
Изобретение относится к области металлургии, а именно к разработке новых нерадиоактивных материалов, и может быть использовано в атомной энергетической промышленности.
Изобретение относится к области металлургии, а именно к разработке новых нерадиоактивных материалов, и может быть использовано в атомной энергетической промышленности.

Изобретение относится к медицинской технике, а именно к устройствам для лучевой терапии злокачественных опухолей быстрыми нейтронами. .

Изобретение относится к экологии и может быть использовано для осуществления радонозащитных мероприятий в различных зданиях. Способ удаления радона из воздуха помещений заключается в пропускании воздуха через поглотительные фильтры из активированного угля, сорбирующие радон. Очищенный воздух подвергают сжатию, пропуская его через воздушный компрессор, и поддерживают установленное значение величины подпора воздуха в помещении сооружения с помощью управляемого редуктора. Изобретение позволяет очистить атмосферный воздух от радона, поступающего в помещения защитных сооружений, и создать препятствие для поступления почвенного радона через подземные ограждающие конструкции сооружения. 1 ил.

Изобретение относится к области защиты от ионизирующего и сверхвысокочастотного излучения. Радио-, радиационно-защитный материал на полимерной основе содержит сверхвысокомолекулярный полиэтилен с наночастицами вольфрама, карбида бора и технического углерода при следующем соотношении компонентов (% масс.): сверхвысокомолекулярный полиэтилен - 40-60, вольфрам - 18-20, карбид бора - 15-20, технический углерод УМ-76 - 5-20. Изобретение позволяет комбинировать свойства, позволяющие получать материал, поглощающий нейтронное, рентгеновское и СВЧ-излучение. 1 ил., 3 табл.

Изобретение относится к многослойному материалу для радиационной защиты типа сэндвич-структуры. Защитный материал содержит слой сцинтилляционного материала, обеспечивающий при поглощении ионизирующего излучения преобразование ионизирующего излучения в множество фотонов сцинтилляции или фотонов низкой энергии на 1 МэВ поданной энергии ионизирующего излучения и равномерное излучение фотонов низкой энергии во всех направлениях. Материал также содержит слой для приема и частичного ослабления ионизирующего излучения, размещенный с одной стороны указанного слоя сцинтилляционного материала и предназначенный также для поглощения фотонов низкой энергии из слоя сцинтилляционного материала, и слой материала, предназначенный для частичного ослабления первоначального потока излучения и поглощения фотонов низкой энергии из слоя сцинтилляционного материала и размещенный на стороне указанного слоя сцинтилляционного материала, противоположной стороне, на которой размещен слой материала для приема ионизирующего излучения. При этом толщина слоя материала для приема ионизирующего излучения меньше толщины слоя сцинтилляционного материала и меньше или равна толщине слоя материала для поглощения фотонов. 3 н. и 16 з.п. ф-лы, 6 ил., 1 табл.

Изобретение относится к области ядерной техники, к разработкам материалов для защиты от нейтронного излучения, используемых в качестве биологической защиты ядерного энергетического реактора. Полимерный композит для нейтронной защиты включает связующее, гидрид титана и модификатор при следующем соотношении компонентов: полиалканимид - 27-33 мас.%; гидрид титана с боросиликатным покрытием - 65,8-72,5 мас.%; жидкость гидрофобизирующая 136-41 - 0,5-1,2 мас.%. Способ получения полимерного композита для нейтронной защиты включает смешение компонентов, загрузку в пресс-форму и прессование. Предварительно гидрид титана измельчают в шаровой мельнице в течение 27-35 мин, наносят на него боросиликатное покрытие, модифицируют совместным помолом с раствором жидкости гидрофобизирующей 136-41 в течение 4-7 мин и сушат при температуре 145-152°С не менее 90 мин, а смешивание осуществляют с полиалканимидом в течение 5-8 мин, загрузку - в пресс-форму, нагретую до 200-220°С, с дальнейшим нагревом до температуры 300-305°С и с выдержкой не менее 35 мин и прессуют методом горячего прессования при удельном давлении 1 ГПа. Изобретения позволяют повысить термостойкость, прочностные характеристики полимерного композита и его нейтронно-защитные свойства. 2 н.п. ф-лы, 3 табл., 3 ил.

Изобретение относится к составу свинцовоглицератного цемента и может найти применение в промышленности строительных материалов. В состав цемента входят следующие компоненты, мас. %: глет свинцовый, нагретый до температуры 800°С- 80-93, глицерин -0,4-14,5, вода - 0,1-0,7, нановолокнистый бемит - оксид алюминия (AlOOH+Al2O3) - 0,01-0,03, гидроксид натрия -2-10. Технический результат - повышение прочности на сжатие. 4 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к области защиты от ионизирующего излучения и может быть использовано в радиоэлектронной промышленности. Способ защиты от радиации радиоэлектронной аппаратуры заключается в том, что радиоэлектронную аппаратуру, критичную к радиации и работающую в составе объекта, располагают внутри топливной емкости объекта, преимущественно в резервной части, на стенке, прилегающей к объекту. Радиоэлектронная аппаратура покрыта нерастворимой в топливе оболочкой и имеет герметичные входы и выходы для связи через стенку топливной емкости с внешними средствами оборудования объекта. Изобретение позволяет использовать конструктивные части объекта для защиты от радиации радиоэлектронной аппаратуры, работающей в составе этого объекта. 1 ил.

Изобретение может быть использовано в производстве наполнителей, добавок к почве для выращивания растений, для утяжеления буровых растворов, защиты от радиоактивного и электромагнитного излучения. Модифицированный карбонизированный красный шлам имеет следующий минеральный состав, мас.%: от 10 до 50 соединений железа, от 12 до 35 соединений алюминия, от 5 до 17 соединений кремния, от 2 до 10 диоксида титана, от 0,5 до 6 соединений кальция. Массовое отношение карбоната железа (II) к оксидам железа составляет, по меньшей мере, 1. Изобретение позволяет модифицировать красный шлам - отход производства процесса Байера, чтобы получить вещество с воспроизводимыми характеристиками, пригодное для дальнейшего применения. 10 н. и 26 з.п. ф-лы, 10 ил., 8 табл., 5 пр.

Изобретение относится к области создания материалов для защиты от различных видов излучений, обеспечивающих максимально возможное снижение воздействий излучений на обслуживающий персонал и эксплуатируемое электрооборудование. Электропроводная композиция содержит следующие компоненты мас. %: цемент - 28,0÷30,0; сажа - 9,0÷10,0; гравий - 14,0÷17,0; песок - 30,0÷33,0; смесь полиэтиленгликолевых эфиров моно- и диалкилфенолов - 0,28÷0,3; вода - остальное. Изобретение позволяет достичь более равномерного распределения потенциалов напряжения в эксплуатируемых известных электропроводных композициях, снижающих воздействия излучений на персонал и эксплуатируемое электрооборудование. 2 табл.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для изготовления защитного материала от нейтронного излучения, а также к детекторам гамма-излучения, содержащим защитную оболочку. Твердый защитный материал от нейтронного излучения включает смесь компонентов, содержащую фтористый литий, полиэфирную смолу и отвердитель при следующем соотношении компонентов, мас. : фтористый литий - 38-45; полиэфирная смола - 54,2-60,8; отвердитель - 0,813-1,2. Сцинтилляционный детектор гамма-излучения содержит цилиндрический корпус, содержащий сцинтилляционный кристалл на основе NaI, оболочку, фотоэлектронный умножитель и разъемы для подключения блока электронной обработки сигналов. Техническим результатом является повышение поглощения нейтронного излучения и точности измерения при повышении однородности и прочности защитного материала. 2 н. и 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Наверх