Патенты автора Липовский Дмитрий Дмитриевич (RU)
Изобретение относится к способу преобразования энергии ионизирующего излучения радиоактивно загрязненной местности в электроэнергию радиационно-защитными экранами. В способе используется преобразующий модуль, состоящий из двух полупроводниковых фотоэлементов с размещенным между ними сцинтиллятором. Модуль имеет двойное назначение, одновременно выступая в качестве источника электроэнергии (выработка электрического тока осуществляется одновременно прямым и косвенным преобразованием энергии ионизирующих излучений) и элемента радиационной защиты (функцию радиационно-защитного материала в нем преимущественно выполняет сцинтиллятор). Множество модулей, объединенных в единую электрическую цепь, подключаются к потребителю (накопителю электроэнергии) и размещаются в несколько слоев на внешней поверхности технических средств, предназначенных для работы в условиях радиоактивного загрязнения, образуя радиационно-защитный экран, одновременно являясь источником электропитания. Техническим результатом является расширение функций радиационно-защитных экранов за счет использования в их составе системы преобразования энергии ионизирующего излучения в электроэнергию, основой которой является преобразующий модуль. 2 з.п. ф-лы, 4 ил.
СПОСОБ ИЗМЕРЕНИЯ МОЩНОСТИ ДОЗЫ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ В ШИРОКОМ ИНТЕРВАЛЕ РАБОЧИХ ТЕМПЕРАТУР // 2557329
Изобретение относится к области измерения ионизирующих излучений. Способ повышения точности измерений мощности дозы гамма-излучения, проводимых в широком интервале температур окружающей среды измерителем мощности дозы, состоящим из пульта управления и детекторного блока, заключается в измерении параметра ионизирующего излучения дозиметрическим прибором и коррекции результата измерения с учетом реализовавшегося в текущий момент времени значения систематической составляющей погрешности измерения, обусловленной температурной зависимостью чувствительности прибора, при этом в измерительном пульте прибора размещают термодатчик, а его сигнал после преобразования используют для корректировки результата измерения мощности дозы, причем поправочные коэффициенты устанавливают путем предварительного испытания прибора при различных температурах, а их значения записываются непосредственно в долговременную энергонезависимую память модуля обработки данных прибора, при проведении корректировки выбирается коэффициент, соответствующий значению температуры, наиболее близкой к измеренной датчиком. Технический результат - повышение точности измерения мощности. 3 ил., 1 табл.
Изобретение относится к области проведения испытаний дозиметрических приборов по определению энергетической зависимости чувствительности при измерениях мощности дозы (дозы) гамма-излучения. Для получения гамма-излучения с энергиями в актуальном диапазоне величин предложено использовать комптоновское рассеяние на металлическом экране узкого пучка моноэнергетических гамма-квантов одного радионуклидного источника. Наибольший выход рассеянных гамма-квантов в области низких энергий достигается за счет использования экрана из легких металлов. Получение пучка, содержащего гамма-кванты практически одинаковой энергии, отличной от энергии первичного излучения, осуществляется за счет применения коллиматора. Изменение энергии гамма-квантов в пучке достигается за счет изменения положения коллиматора относительно рассеивающего экрана. При проведении измерений осуществляется аттестация контрольных точек как по энергиям гамма-излучения с использованием спектрометра, так и по мощности дозы с использованием образцового измерителя мощности дозы гамма-излучения. Предлагаемое техническое решение позволяет повысить точность определения энергетической зависимости чувствительности и снизить стоимость необходимого для проведения испытаний оборудования и материалов. Следствием этого является повышение достоверности результатов контроля радиационной обстановки и обоснованности принимаемых решений по обеспечению радиационной безопасности. 3 ил.
Изобретение относится к области ведения радиационной разведки местности, загрязненной продуктами деления ядерных материалов, а именно к оперативному определению возраста радиоактивных продуктов при выявлении радиационной обстановки
