Трековый детектор



Трековый детектор
Трековый детектор
Трековый детектор

 


Владельцы патента RU 2426150:

Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования Сибирский федеральный университет (СФУ) (RU)

Изобретение относится к дозиметрии нейтронов и может быть использовано для контроля содержания делящихся материалов в шламах и пульпах, образующихся после отстоя и осветления радиоактивных отходов. Технический результат - регистрация плотности треков от 5 до 1000 событий в сутки на фоне высокой мощности дозы гамма-излучения (более 10 Гр/ч). Трековый детектор, представляющий собой круглую плоскослоистую структуру с внутренним окном, состоит из пластины, изготовленной из силикатного стекла, ПВХ пластины, ПЭТФ (полиэтилентерефталат) пленки и радиатора из слоя оксида урана U3O8, нанесенного на алюминиевую подложку. Трековый детектор вертикально установлен внутри контейнера, изготовленного из коррозионно-стойкой стали. 3 ил.

 

Изобретение относится к дозиметрии нейтронов и может быть использовано для контроля содержания делящихся материалов в шламах и пульпах, образующихся после отстоя и осветления радиоактивных отходов.

Известен детектор нейтронов [а.с. SU №822649, МПК G01T 3/00; G01T 5/10, опубл. 11.12.1979 г.], состоящий из трекового регистратора осколков деления и радиатора на основе делящегося изотопа. Трековый регистратор осколков деления изготовлен из слюды или стекла. В качестве радиатора применен раствор делящегося изотопа. Корпус детектора выполнен в виде кассеты с несколькими секциями, в которые помещены трековые регистраторы осколков деления. Причем одна из секций кассеты содержит насыщенный раствор делящегося изотопа, а каждая из последующих имеет концентрацию, в 100÷1000 раз меньшую предыдущей. Данный детектор нейтронов позволяет измерять флюенс нейтронов в пределах от 108 до 1017 нейтр./см2.

Недостатками данного детектора нейтронов являются громоздкая конструкция и необходимость точного приготовления растворов. Кроме того, данный детектор не может регистрировать слабые потоки нейтронов.

Известен индивидуальный трековый дозиметр нейтронов [а.с. SU №489438, МПК G01T 1/02, опубл. 25.03.1976 г.], содержащий мишень, выполненную из сплава нептуния-237 с алюминием, и трековый детектор, изготовленный из слюды или стекла.

К недостаткам данного дозиметра относятся высокая стоимость и низкая чувствительность регистрации тепловых нейтронов из-за малого сечения деления, которое составляет всего 19 барн, и высокой стоимости редкого элемента нептуния-237, который получают только в атомном реакторе.

Наиболее близким техническим решением к заявляемому является трековый интегратор деления урана (ИДУ) [Д.Чултэм, Ц.Тумэндэлгэр, М.И.Кривопустов // p1-2001-128. Трековый интегратор деления урана для измерения энерговыделения в подкритическом урановом бланкете электроядерной установки. Препринт Объединенного института ядерных исследований. - Дубна, 2001 http://www1.jinr.ru/Preprints/2001/р1-2001-128.pdf], представляющий собой комплект четырех трековых детекторов, размещенных внутри уранового бланкета в местоположениях, эквивалентных по нейтронному спектру, фактически симметричных относительно оси сборки в цилиндрической системе координат. Причем два трековых детектора ИДУ из четырех помещены в один кадмиевый фильтр. Каждый из трековых детекторов ИДУ представляет собой плоскослоистую структуру, состоящую из лавсановой пленки, радиатора из тонкого слоя оксида урана U3O8 и алюминиевой подложки. Толщина уранового слоя составляет около 5 микрон. Концентрация изотопа урана 235U в первом и третьем радиаторе равна 5,4%, а во втором и четвертом - 0,3%. При различных толщинах и режимах травления трековых детекторов плотность треков может достигать до 107 тр./см2.

Недостатком известной конструкции является ее сложность и дороговизна из-за применения кадмиевого фильтра, а также невысокая эффективность регистрации слабых потоков тепловых нейтронов вследствие низкой концентрации изотопа урана в радиаторе.

Задачей изобретения является создания трекового детектора, позволяющего регистрировать слабые потоки тепловых нейтронов при наличии мощных помех.

Техническим результатом изобретения является регистрация плотности треков от 5 до 1000 событий в сутки на фоне высокой мощности дозы гамма-излучения (более 10 Гр/ч).

Поставленная задача решается тем, что в трековом детекторе, содержащем пленку, приложенную к радиатору из слоя оксида урана U3O8, нанесенного на алюминиевую подложку, согласно изобретению ПЭТФ пленка равномерно прижата к поверхности радиатора посредством ПВХ пластины с диаметром внутреннего окна 12 мм, на которую приложена пластина из силикатного стекла, причем диаметр особой чистоты уранового слоя радиатора толщиной от 0,1 до 1,2 мкм равен диаметру внутреннего окна ПВХ пластины, трековый детектор вертикально установлен с помощью кольцевых держателей внутри герметичного контейнера, изготовленного из коррозионно-стойкой стали.

Изготовление радиатора из особой чистоты уранового слоя, толщина которого составляет от 0,1 до 1,2 мкм, позволяет избежать поглощения осколков деления в урановом слое при увеличении чувствительности и избирательности регистрации тепловых нейтронов трековым детектором. Увеличение чувствительности регистрации тепловых нейтронов обеспечивается тем, что величина сечения деления у урана-235 составляет 586 барн.

В научной литературе принято разделять уран по степени обогащения изотопом уран-235:

- 0,7% урана-235 - это природный уран;

- меньше 0,5% - это обедненный уран;

- от 3 до 20% - низкообогащенный уран;

- более 20% - высокообогащенный уран.

В заявляемом техническом решении радиатор изготовлен из уранового слоя особой чистоты (концентрация изотопа урана уран-235 составляет 99,9%), т.е. урановый слой очищен от других изотопов. Избирательность регистрации тепловых нейтронов достигается тем, что урановый слой радиатора, очищенный от других изотопов, реагирует только на тепловые нейтроны, даже при наличии мощных помех в виде других видов излучения. Кроме того, оксид урана U3O8 является естественным элементом, который обладает большим полураспадом, малой токсичностью и может использоваться в открытом виде, что упрощает работу с трековым детектором при снижении его стоимости.

Выполнение трекового детектора круглой формы с диаметром внутреннего окна 12 мм, внутри которого расположен урановый слоя радиатора (площадь уранового слоя составляет 1 см2), позволяет упростить подсчет количества треков.

Применение пластины из полихлорвинила (ПВХ), которая равномерно прижимает к поверхности радиатора пленку из поэтилентерефталата (ПЭТФ), позволяет увеличить избирательность регистрации тепловых нейтронов.

Пластина из силикатного стекла, которая крепится к ПВХ пластине, защищает ПЭТФ пленку от повреждений при установке или извлечении детектора в контейнер.

Трековый детектор вертикально установлен внутри контейнера из коррозионно-стойкой стали, что позволяет защитить трековый детектор от влияния агрессивной среды при минимальном влиянии крышки и донышка контейнера на регистрацию плотности треков.

На фиг.1 представлена схема трекового детектора. На фиг.2 изображен герметичный контейнер. На фиг.3 приведена схема регистрации тепловых нейтронов трековым детектором.

Трековый детектор, представляющий собой круглую плоскослоистую структуру с внешним диаметром (см. фиг.1), состоит из пластины 1, изготовленной из силикатного стекла, ПВХ пластины 2, ПЭТФ пленки 3 и радиатора из слоя 4 оксида урана U3O8, нанесенного на алюминиевую подложку 5. Пластина 1 толщиной hстекло=1 мм прикреплена к ПВХ пластине 2 толщиной hПВХ=2 мм и с диаметром внутреннего окна равным 12 мм. ПВХ пластина 2 равномерно прижимает к поверхности радиатора ПЭТФ пленку 3 толщиной hПЭТФ=6 мкм. Диаметр уранового слоя 4 толщиной hуран от 0,1 до 1,2 мкм равен диаметру Концентрация изотопа урана 235U в радиаторе составляет 99, 9%.

Трековый детектор 6 с диаметром внутреннего окна (см. фиг.2) вертикально вставлен в проточки и закреплен с помощью кольцевых держателей 7 внутри цилиндрического стакана 8 контейнера, изготовленного из коррозионно-стойкой стали 12Х18Н10Т. Кольцевые держатели 7, изготовленные из проволоки диаметром 1 мм, приварены к стенкам стакана 8 точечной сваркой. В верхнюю часть цилиндрического стакана 8 с внешним диаметром внутренним диаметром и толщиной стенок Нстк=3 мм вкручена крышка 9 толщиной Нкрышка=6 мм, выполненная в виде пробки с мелкой резьбой, высота Нрезьба которой составляет 4 мм. К крышке 9 приварено строповочное кольцо 10 с внешним диаметром Dкольцо 36 мм, изготовленное из проволоки с диаметром d, равным 5 мм.

Устройство работает следующим образом.

Перед использованием трекового детектора для контроля делящихся материалов в шламах и пульпах, образующихся после отстоя и осветления жидких радиоактивных отходов, производят его сборку. Для удобства сборки диаметр ПЭТФ пленки 3 выбирают более 32 мм. Излишки ПЭТФ пленки 3 после сборки детектора обрезают.

При определении физических параметров трекового детектора измеряют массу урана-235 с помощью альфа-спектрометра ALPHA ANALYST 7401 фирмы “CANBERRA”, погрешность которого составляет от 5 до 7%. После проведения определения физических параметров и калибровки с помощью образцовых источников тепловых нейтронов трековому детектору 6 присваивают уникальный номер и заводят индивидуальную карточку. В индивидуальной карточке трекового детектора 6 записывают его физические параметры и результаты калибровки (эффективность регистрации тепловых нейтронов и поправочные коэффициенты). Собранный детектор 6 помещают в контейнер. Контейнер с детектором 6 опускают на время измерения от 2 до 24 часов на тросике в герметичную трубу с толщиной стенок H=2,5 мм, внешним диаметром Dвнш=45 мм и внутренним диаметром Dвнтр=40 мм, установленную в емкость с нанесенной разметкой. Обычно в герметичную трубу опускают по 5 штук контейнеров, которые закреплены на одном тросике через 0,5 м.

Внутри контейнера, установленного в исследуемую точку поля, трековый детектор регистрирует тепловые нейтроны.

Тепловые нейтроны 11 (см. фиг.3), возникшие при альфа-нейтронной реакции, взаимодействуют с ядрами уранового слоя 4 радиатора. При этом возникает реакция индуцированного деления 12. Осколки деления 13 вылетают из уранового слоя 4 радиатора. Часть осколков деления 13 взаимодействуют с ПЭТФ пленкой 3, образуя в ней повреждения 14, а часть осколков деления 13, которая не попадает на ПЭТФ пленку 3, при подсчете повреждений 14 учитывается поправочным коэффициентом.

После облучения из контейнера извлекают трековый детектор 6, который подвергают химической обработке. Трековый детектор 6 с протравленными сквозными треками помещают между двумя электродами, на которые подают напряжение около 500÷800 В. С помощью искрового счетчика определяют плотность треков, на основе которой рассчитывают концентрацию делящихся материалов.

Трековый детектор, содержащий пленку, приложенную к радиатору из слоя оксида урана U3O8, нанесенного на алюминиевую подложку, отличающийся тем, что пленка из полиэтилентерефталата (ПЭТФ) равномерно прижата к поверхности радиатора посредством ПВХ пластины с диаметром внутреннего окна 12 мм, на которую приложена пластина из силикатного стекла, причем диаметр особой чистоты уранового слоя радиатора толщиной от 0,1 до 1,2 мкм равен диаметру внутреннего окна ПВХ пластины, трековый детектор вертикально установлен с помощью кольцевых держателей внутри герметичного контейнера, изготовленного из коррозионно-стойкой стали.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области ядерной физики и может быть использовано в атомной технике и промышленности, биофизике и медицине, физике космических лучей, в частности для создания высокоэффективных детекторов больших объемов и для решения задач по обеспечению безопасности работы ЯР и ЯЭУ.

Изобретение относится к области ядерной физики и может быть использовано в атомной технике и промышленности, биофизике и медицине, физике космических лучей, в частности для создания высокоэффективных детекторов больших объемов и для решения задач по обеспечению безопасности работы ЛР и ЯЭУ.

Изобретение относится к области регистрации рентгеновского излучения и может быть использован как в медицинской рентгенографии, так и для досмотра людей в целях безопасности для обнаружения спрятанных на/в теле, в одежде опасных и скрываемых предметов и веществ.

Изобретение относится к люминесцирующим веществам, к примеру веществам, используемым для того, чтобы обнаруживать ионизирующее излучение, Технический результат - повышение эффективности сцинтиллятора.

Изобретение относится к области управляемого термоядерного синтеза (УТС), в частности когда для инициирования УТС важно знать как спектральное распределение излучения, так и его полную мощность, превосходящую 1014 Вт, в мягком рентгеновском диапазоне при характерной длительности импульса рентгеновского излучения несколько наносекунд.

Изобретение относится к мониторингу, радиационному контролю и может быть использовано в ядерной физике, атомной энергетике, в системах контроля и обеспечения безопасности энергетических ядерных реакторов.

Изобретение относится к рентгенотехнике и медицинской диагностике, возможно использование изобретения в гамма-дефектоскопии различных изделий и трубопроводных систем.

Изобретение относится к области ядерного приборостроения и может быть использовано при радиационном мониторинге в качестве средства визуализации источников гамма-излучения

Изобретение относится к новым неорганическим сцинтилляционным материалам, к новому сцинтиллятору кристаллического типа, особенно в форме монокристалла, и может быть использовано для регистрации ионизирующего излучения в виде электромагнитных волн низких энергий, гамма-излучения, рентгеновского излучения, космических лучей и частиц в фундаментальной физике, устройствах компьютерной томографии, РЕТ-томографах, в томографах нового поколения, гамма-спектрометрах, в карго-сканерах, в системах каротажа скважин, в системах радиационного контроля и др

Изобретение относится к области обнаружения делящихся и радиоактивных материалов в транспортных средствах и их последующего мониторинга

Изобретение относится к области контрольно-измерительной техники и может быть использовано для контроля гамма-излучения, исходящего от персонала, транспортных средств, поездов, грузовых контейнеров и других объектов

Изобретение относится к дозиметрической технике

Изобретение относится к медицинским системам визуализации, в частности, находит применение в компьютерной томографии (СТ) и, более конкретно, для реконструкции энергетического спектра

Изобретение относится к медицинской технике, а именно к рентгеновским флюорографическим аппаратам

Изобретение относится к области измерения ядерных излучений, а именно к измерению плотности потока радона с поверхности земли, а также пористых эманирующих материалов
Изобретение относится к исследованиям в области прикладной экологии и охраны окружающей среды, а именно к способам оценки загрязнения наземных экосистем биоиндикационными методами

Изобретение относится к дискретизации данных, назначению временных меток и связанным областям техники
Наверх