Способ измерения интенсивности радиационного излучения неизвестного состава

Авторы патента:

Шелков Георгий Александрович (RU)

Расторгуев Даниил Дмитриевич (RU)

Рожков Владислав Андреевич (RU)

Черепанова Елизавета Алексеевна (RU)

G01T1/00 - Измерение рентгеновского излучения, гамма-излучения, корпускулярного и космического излучений (G01T 3/00,G01T 5/00 имеют преимущество)

Владельцы патента RU 2751458:

Объединенный институт ядерных исследований (ОИЯИ) (RU)

Изобретение относится к измерению ядерных излучений. Способ измерения интенсивности радиационного излучения неизвестного состава, при котором радиационное излучение пропускают через как минимум два детектора и систему обработки, при этом детектирование производится во время облучения, при этом сами детекторы имеют чувствительные элементы разного объема; затем, при помощи системы обработки, включающей в себя микроконтроллер, по соотношению скоростей счета в разных детекторах определяют суммарную интенсивность радиационного излучения и соотношение вкладов заряженных и нейтральных компонент в измеряемом радиационном излучении. Изобретение решает задачу определения долей заряженных и нейтральных частиц в составе излучения от любых источников радиации непосредственно во время облучения. 1 ил.

Изобретение относится к измерению ядерных излучений, а именно к определению долей заряженных и нейтральных частиц в составе излучения от любых источников радиации.

Уровень техники

Существует достаточно много способов и устройств позволяющих измерять либо суммарный поток и дозу от источника радиации или отдельные составляющие части этого излучения.

Одно из направлений относится к измерению потока фотонов. Это, прежде всего, персональные дозиметры. Примеры электронных индивидуальных дозиметров для фотонного излучения: Персональный дозиметр, разработанный Siemens-Plessey (EDPI, см., Например, «Электронная дозиметрия, 1/93, выпуск 1, Siemens Plessey Controls Ltd, 1933) для представления нового значения измерения для фотонного излучения и для регистрации и дозиметрии фотонного и электронного излучения с малыми диапазонами проникновения (доза кожи), или дозиметр компании Rados (РАД-50, РАД-52, цифровые карманные дозиметры, паспорта Rados Technology, Оу, Финляндия), которые, как и дозиметр Siemens, основаны на кремниевых диодах.

Активных индивидуальных дозиметров на основе кремния в настоящее время мало. Примерами являются нейтронные дозиметры японской фирмы Aloka (Barthe, Bordy, Lahaye; Electronic Neutron Dosimeters: History and State of the Art, Radiation Protection Dosimetry, Vol. 70, Nos. 1-4, 59-66 (1997)). Они предназначены для обнаружения тепловых и быстрых нейтронов (модель PDM-303, см. Технический паспорт ALOKA CO. LTD Tokyo Japan) или исключительно тепловых нейтронов (модель PDM-307, см. Технический паспорт). Системы фирмы Stephen, основанные на счетных трубках, подходят для обнаружения фотонного излучения и оценки доз (данные Stephen, Centronic D.C.A. Mini Instruments T.G.M.; Surrey England).

Наиболее близким к заявленному изобретению (прототип), является патент GB 1,014,682 от 31.12.1965, в котором для оценки энергетического состава спектра нейтронов радиационное излучение пропускают через как минимум два детектора и систему обработки.

Для измерения доз нейтронного излучения используются в основном пассивные системы обнаружения. Эти системы способны определять дозы с достаточной точностью, но только для ограниченных энергетических диапазонов нейтронного излучения (например, детекторы альбедо или пластиковых следов). Кроме того, данные с этих систем анализируются только после достаточно длительного времени экспозиции и переноса детектора в измерительную лабораторию, поэтому чрезмерное облучение обнаруживается, как правило, спустя заметное время. Было бы большим достижением в личном дозиметрическом обнаружении нейтронного излучения, если бы доза в реальном времени могла быть определена для диапазона энергий, охватывающего тепловые нейтроны, то есть от области мэВ до примерно 20 МэВ без необходимости использования на рабочем месте калибровочные и поправочные коэффициенты.

Сущность изобретения

Изобретение решает задачу определения долей заряженных и нейтральных частиц в составе излучения от любых источников радиации непосредственно во время облучения.

Для решения этой задачи радиационное излучение непосредственно во время облучения пропускают через детекторы с чувствительными элементами разного объема, а затем, с помощью микроконтроллера, по соотношению скоростей счета в указанных детекторах определяют и выводят на индикатор результаты измерения интенсивность излучения и соотношение вкладов заряженных и нейтральных компонент в измеряемом радиационном излучении.

Перечень фигур

Фиг. 1 Принципиальная схема реализации метода

1. Поток измеряемого радиационного излучения неизвестного состава.

2. Детектор №1 с сенсором большего объема - А

3. Детектор №2 с сенсором меньшего объема - ε*А.

4. Микроконтроллер

5. Индикатор результатов измерения

6. Информация о полной интенсивности излучения

7. Информация о доле заряженной компоненты в составе измеряемого излучения.

8. Информация о доле нейтральной компоненты в составе измеряемого излучения.

Осуществление изобретения.

Для реализации предлагаемого способа используется факт принципиально разного характера взаимодействия заряженных и нейтральных (прежде всего нейтронов и гамма квантов) частиц с веществом. Заряженные частицы интенсивно взаимодействуют с веществом, сквозь которое они пролетают, вследствие ионизационных потерь. Поэтому практически все известные типы детекторов регистрируют заряженные частицы с очень высокой (близкой к 100%) эффективностью. Взаимодействие нейтральных частиц носит вероятностный характер. Для того чтобы быть зарегистрированными, нейтральные частицы должны сначала провзаимодействовать с веществом детектора с образованием заряженных частиц, которые и позволят детектору ее зарегистрировать. Вероятность такого взаимодействия прямо зависит от объема детектора. Дальнейшую логику проще понять на конкретных примерах. Расположим рядом два детектора (Фиг. 1) с разными детектирующими (чувствительными) объемами. Например, отличающимися в два раза. Тогда в пучке только заряженных частиц соотношение счетов будет 1:1. А в пучке только заряженных частиц 1:0,5. Для произвольного соотношение объемов детекторов определять вклады нейтральной и заряженной компонент расчеты нужно проводить следующим образом:

В=ε*А

- соотношение объемов детекторов, где В - регистрирующий объем первого детектора; А - регистрирующий объем второго детектора; ε - коэффициент соотношения объемов двух детекторов ε=В/А.

- суммарная эффективность регистрации детектора объемом А, где - эффективность регистрации заряженных частиц детектором А; эффективность регистрации нейтральных частиц детектором А;

-суммарная эффективность регистрации детектора объемом В, где - эффективность регистрации заряженных частиц детектором В; эффективность регистрации нейтральных частиц детектором В;

С учетом вышеуказанных предположений суммарная эффективность регистрации детектора объемом В:

Считаем

Заменяя для упрощения, на N_зap и на N_нейтр из выражения

Получим

Способ измерения интенсивности радиационного излучения неизвестного состава, при котором радиационное излучение пропускают через как минимум два детектора и систему обработки, отличающийся тем, что детектирование производится во время облучения, при этом сами детекторы имеют чувствительные элементы разного объема; затем, при помощи системы обработки, включающей в себя микроконтроллер, по соотношению скоростей счета в разных детекторах определяют суммарную интенсивность радиационного излучения и соотношение вкладов заряженных и нейтральных компонент в измеряемом радиационном излучении.

Похожие патенты:

Сцинтилляционный детектор // 2748153

Изобретение относится к области техники детектирования ионизирующего излучения. В детекторе массив единичных сцинтилляционных ячеек с лунками для сбора света выполнен в виде монолитного блока.

Устройство для определения координаты ионизирующей частицы в многоканальном полупроводниковом датчике ионизирующего излучения // 2743894

Изобретение относится к электронным устройствам для считывания данных с датчиков ионизирующих излучений. Устройство для определения координаты ионизирующей частицы в М-канальном полупроводниковом датчике ионизирующего излучения на основе регулярных структур p-n переходов представляет собой набор керамических конденсаторов определенной емкости Cd, соединяющих последовательно несколько каналов полупроводникового многоканального датчика.

Способ регистрации доз в смешанных гамма-нейтронных полях излучений // 2742872

Изобретение относится к области пассивной твердотельной дозиметрии смешанных гамма-нейтронных полей. Способ регистрации доз в смешанных гамма-нейтронных полях излучений содержит этапы, на которых сначала детектор облучают эталонными полями гамма-излучения, после чего помещают его в приемную катушку спектрометра ядерного магнитного резонанса (ЯМР), производят измерение в режиме накопления от 1 до 50 спектров в течение 1-5 минут, усредняют эти спектры по усредненным для каждого детектора спектрам, строят градуировочную дозовую зависимость фактора формы спектра от поглощенной дозы гамма-излучения, после чего в приемную катушку спектрометра помещают детектор, облученный смешанным гамма-нейтронным полем, измерения повторяют с этим детектором, определяют фактор формы и наносят его значения на градуировочную дозовую зависимость, по отношению факторов форм, полученных при гамма-нейтронном облучении и известной дозой гамма-облучения, вычисляют их отношение, по полученному коэффициенту определяют суммарную дозу и вклад в нее нейтронной составляющей.

Способ определения оптимального маршрута движения при преодолении участка холмистой радиоактивно загрязненной местности // 2741732

Изобретение относится к области выявления радиационной обстановки. Способ определения безопасного маршрута при преодолении участка холмистой радиоактивно загрязненной местности дополнительно содержит этапы, на которых первоначальный маршрут прокладывают через вершину холма, по маршруту предварительно посылают подвижное средство радиационной разведки, при ведении разведки используют измеритель мощности дозы, обладающий статистической погрешностью измерения не более 1% при доверительной вероятности 0,95, по карте определяют радиус холма R, проводят два измерения мощности дозы на расстоянии 2,5R и 2,6R, на основании полученных результатов вычисляют относительный градиент возрастания мощности дозы гамма-излучения, если полученная величина превышает 0,145/R, то прокладывают новый маршрут в обход холма на расстоянии двух его радиусов R.

Способ восстановления спектральных распределений тормозного излучения по профилю полей вторичного излучения // 2740175

Изобретение относится к области измерения энергетических спектров. Сущность изобретения заключается в том, что способ восстановления спектральных распределений тормозного излучения по профилю полей вторичного излучения дополнительно содержит этапы, на которых осуществляют облучение протяженного вдоль направления первичного пучка излучения цилиндрического рассеивающего тела, регистрируют распределение фотонов вторичного излучения вдоль образующей рассеивающего тела позиционно-чувствительным детектором и по форме полученного распределения восстанавливают спектральный состав первичного пучка излучения.

Способ изготовления сцинтиллятора для датчиков регистрации ионизирующих излучений, устройство для его осуществления и сцинтиллятор для датчиков регистрации ионизирующих излучений // 2737506

Изобретение относится к кристаллографии и технике детектирования ионизирующих излучений. Предлагается способ изготовления сцинтиллятора для регистрации ионизирующих излучений в реакторе печи путем осаждения ZnO на подложке в зоне роста из газовой фазы, состоящей из паров цинка и газовой смеси аргона и кислорода, при продувке газовой фазы через зону испарения Zn, размещенного в тигле, в зону роста ZnO на подложке, при этом реактор предварительно вакуумируют до давления 8-10 Па, затем продувают через реактор чистый аргон, продолжая вакуумирование реактора, при достижении в реакторе давления не более 12 Па осуществляют нагрев зон роста и испарения, увеличивая температуру в зоне испарения до 640÷680°С, а в зоне роста до 550-580°С, после установления стационарных значений температуры в зоне роста и испарения, не прекращая подачу аргона, подают в реактор чистый кислород, при этом, соотношение объемов аргона и кислорода составляет 9/1, расход названной смеси 350÷450 см3/мин при ее течении в направлении от зоны испарения цинка к зоне роста массивов нанокристаллов ZnO.

Способ контроля включения вакуумного рентгеновского диода в измерительную цепь // 2737022

Изобретение относится к области измерительной техники и может быть использовано при подготовке к экспериментам по измерению мягкого рентгеновского излучения (МРИ) с помощью вакуумных рентгеновских диодов. Технический результат – повышение надежности получения экспериментальных данных.

Компенсация темнового тока // 2734452

Группа изобретений относится к детектору излучения со счетом фотонов, содержащему матрицу пикселей, содержащую множество пикселей обнаружения для обнаружения информации об изображении. По меньшей мере один пиксель матрицы пикселей экранирован от приема излучения.

Способ защиты электронной аппаратуры от радиоактивных излучений и устройство для реализации способа защиты электронных устройств от радиоактивных излучений // 2733645

Группа изобретений относится к способу и устройству защиты электронной аппаратуры от радиоактивных излучений. Технический результат заключается в увеличении надежности защиты электронной аппаратуры от радиоактивных излучений за счет прогнозирования и гарантированного предотвращения его активной работы.

Интегральный радиометр радона с диэлектрическим трековым детектором // 2731592

Изобретение относится к устройствам для измерения объемной активности радона в воздухе - интегральным трековым радоновым радиометрам, и предназначено для определения концентрации радона в воздухе помещений и в атмосферном воздухе в заданные интервалы времени. Сущность изобретения заключается в том, что трековый радоновый радиометр дополнительно содержит устройство для перемещения диэлектрического трекового детектора (ДТД) внутри пробоотборной камеры (ПК) в одно из двух положений таким образом, чтобы при «выключении» интегрального трекового радиометра радона (ИТРР) энергии альфа-частиц, проходящих через поверхности ДТД, были выше верхней границы интервала регистрации альфа-частиц для данного типа детектора, а при «включении» - энергии альфа-частиц, проходящих через поверхности ДТД, находились в интервале регистрации альфа-частиц для данного типа детектора.

Синтетический материал для обнаружения ультрафиолетового излучения и/или рентгеновского излучения // 2753084

Изобретение относится к химической промышленности и может быть использовано при изготовлении устройств для систем безопасности или обнаружения ультрафиолетового и/или рентгеновского излучения, например датчиков, индикаторов или детекторов. Материал характеризуется следующей формулой (I): в которой М' - комбинация по меньшей мере двух моноатомных катионов разных щелочных металлов, выбранных из Li, Na, K и Rb, содержащая 0-98 мол. % катиона Na; M'' - трехвалентный моноатомный катион металла, выбранного из Al, Ga, В или сочетания любого из них с трехвалентным моноатомным катионом переходного элемента 3-10 групп Периодической системы химических элементов ИЮПАК; М''' - моноатомный катион элемента из 14 группы Периодической системы химических элементов ИЮПАК или любая их комбинация; X - анион элемента, выбранного из S, Se,Те, F, Cl, Br и I, или любая их комбинация; М'''' - допирующий катион элемента, выбранного из редкоземельных или переходных металлов Периодической системы химических элементов ИЮПАК, например, Eu, Tb, Ti, V, Cr, Mn, Fe, Со, Ni, Cu и Zn, или любая их комбинация, или М'''' отсутствует. Например, материал, охарактеризованный формулой (I), представляет собой (Na,K)8Al6Si6O24(Cl,S)2, (Na,Rb)8Al6Si6O24(Cl,S)2, (Na,K,Rb)8Al6Si6O24(Cl,S)2, (Na,K)8Al6Si6O24(Cl,S)2:Eu, (Na,K)8Al6Si6O24(Cl,S)2:Tb, (Li,K)8Al6Si6O24(Cl,S)2, (Li,Rb)8Al6Si6O24(Cl,S)2, (Li,K,Rb)8Al6Si6O24(Cl,S)2 или (Li,Na,K,Rb)8Al6Si6O24(Cl,S)2. Для определения интенсивности ультрафиолетового и/или рентгеновского излучения воздействуют на указанный материал излучением, определяют изменение цвета материала, например, визуально и сравнивают его с образцом сравнения. Изобретение обеспечивает стабильность материала в течение длительного времени. 8 н. и 10 з.п. ф-лы, 6 ил., 4 пр.