Способ градуировки дозиметров гамма-излучения



Способ градуировки дозиметров гамма-излучения

 


Владельцы патента RU 2537512:

Федеральное государственное казённое учреждение "12 Центральный научно-исследовательский институт" Министерства обороны Российской Федерации (RU)

Изобретение относится к области метрологического обеспечения измерений доз гамма-излучения с помощью дозиметров, в которых используются газоразрядные счетчики Гейгера-Мюллера. Сущность изобретения состоит в том, что способ градуировки дозиметров гамма-излучения, в которых используются газоразрядные счетчики Гейгера-Мюллера, заключающийся в установлении соотношения между показанием градуируемого дозиметра и измеренной дозой с помощью образцового средства измерений, при этом дозиметры облучают в модельном поле гамма-нейтронного излучения, подобном по энергетическому спектру нейтронов и отношению дозы нейтронов к дозе гамма-излучения радиационному полю, для измерений доз в котором предназначены градуируемые дозиметры. Технический результат - повышение точности измерения дозы гамма-излучения в смешанных гамма-нейтронных полях. 1 ил., 1 табл.

 

Предлагаемый способ относится к области метрологического обеспечения измерений доз гамма-излучения с помощью дозиметров, в которых используются газоразрядные счетчики Гейгера-Мюллера. По цели и алгоритму действий способ градуировки отличается от способа поверки дозиметра. Градуировка проводится с целью определения коэффициента чувствительности, значение которого равно отношению показания дозиметра к измеренной дозе с помощью образцового средства измерений. Поверка дозиметра - для подтверждения его соответствия метрологическим требованиям путем сравнения показаний образцового и поверяемого дозиметров при одинаковых условиях их облучения. Однако при осуществлении способов градуировки и поверки дозиметров часто используются общие для этих способов технические решения. Поэтому в качестве аналогов предлагаемого способа рассматриваются не только способы градуировки, но и способы поверки дозиметров.

Известен способ поверки дозиметров гамма-излучения, в котором в качестве источника гамма-излучения используется соль хлористого калия в определенных весовых количествах [1]. При очевидной простоте и доступности способа область его применения весьма ограничена. Способ не может быть применен для градуировки дозиметров с диапазонами измерений, существенно превышающими фоновые значения.

В способах поверки и градуировки войсковых и индивидуальных дозиметров [2-3] моделирование полей гамма-излучения осуществляется не с помощью источников ионизирующих излучений, а подачей электрических сигналов определенной частоты на измерительный тракт схемы поверяемого прибора. Однако данные способы не позволяют полностью воспроизвести результат воздействия гамма-излучения, поскольку проверяется лишь измерительный тракт прибора без детектора.

Для поверки и градуировки дозиметров, применяемых в высокоинтенсивных полях излучений (в диапазоне измеряемых доз от 0,4 мкГр до 50 Гр) широко используются установки КИС-НРД-НБМ [4] и УДГ-АТ130 [5] с радионуклидными источниками гамма-излучения (Cz-137, Co-60, Am-241). Способ градуировки дозиметров на этих установках наиболее близок по техническому решению задачи к предлагаемому способу и принят в качестве прототипа.

Основной недостаток способа-прототипа заключается в том, что отношение показания дозиметра (N) к измеренной дозе (Dγ) при градуировке дозиметра на радионуклидном источнике гамма-излучения, не адекватно значению N/Dγ в полях смешанного гамма-нейтронного излучения, для измерения доз в которых предназначены градуируемые дозиметры. Причина в том, что показание дозиметра с газоразрядным счетчиком зависит еще от сопутствующего нейтронного излучения, которое регистрируется счетчиком по ядрам отдачи и продуктам ядерных реакций, возникающим в корпусе и газе счетчика. Кроме того, в реальных условиях проведения измерений вклад нейтронов в показания дозиметров гамма-излучения не всегда можно оценить, т.к. импульсы, генерируемые счетчиком под действием гамма-квантов и нейтронов, не идентифицируются по форме импульса или по их энергии. В результате возникает дополнительная неучтенная систематическая погрешность, обусловленная чувствительностью дозиметра к сопутствующим нейтронам.

Технический результат предлагаемого способа заключается в повышении точности измерения дозы гамма-излучения при сопутствующем нейтронном излучении.

Технический результат достигается путем установления соотношения между показанием градуируемого дозиметра и измеренной дозой с помощью образцового средства измерений в модельном поле гамма-нейтронного излучения, подобном по энергетическому спектру нейтронов и отношению дозы нейтронов к дозе гамма-излучения радиационному полю, для измерений доз в котором предназначены градуируемые дозиметры.

Погрешность, обусловленную воздействием нейтронов, можно полностью исключить, если градуировать дозиметры в поле гамма-нейтронного излучения, моделирующем по основным характеристикам радиационное поле, в котором дозиметры используются. Обоснование данного вывода следует из анализа результатов измерений доз гамма-излучения с помощью дозиметров со счетчиками СБМ-20 при дозиметрическом обеспечении испытаний противорадиационной защиты образцов военной и специальной техники на экспериментально-испытательной базе 12 ЦНИИ Минобороны России. При этом градуировка дозиметров проводилась в модельном поле гамма-нейтронного излучения реактора ПРИ3-М.

Доза гамма-излучения D γ p при дозиметрическом обеспечении испытаний определяется по формуле D γ p = N p / K г р , ( 1 )

где Kгр - коэффициент чувствительности дозиметра к гамма-излучению, определяемый при его градуировке в модельном поле K г р = N м / D γ м ; ( 2 )

Np и Nм - показания дозиметра (количество импульсов) от гамма-нейтронного излучения соответственно на испытательной площадке (индекс «p») и при градуировке дозиметра в модельном поле (индекс «м»);

D γ м - доза гамма-излучения в модельном поле, определяемая с помощью образцовых средств измерений.

Обозначим символом δ систематическую погрешность, обусловленную вкладом нейтронов в показания дозиметров, при этом вклад гамма-излучения принимаем за 1,0. Если учесть, что чувствительность газоразрядных счетчиков к гамма-излучению в реальных полях гамма-нейтронного излучения всегда больше, чем к нейтронам, а сопутствующие нейтроны только увеличивают показания дозиметров, то значения 1>δ>0. Тогда величины Np и Nм можно представить в виде

N р = N γ р ( 1 + δ р ) и N м = N γ м ( 1 + δ м ) , ( 3 )

где N γ р и N γ м - показания дозиметров от гамма-излучения соответственно на испытательной площадке и в модельном поле. В этом случае формула (1) принимает следующий вид D γ р = N γ р ( 1 + δ р ) N γ м ( 1 + δ м ) D γ м . 4

Если в модельном и моделируемом полях выполняются условия подобия по спектру нейтронов и отношению дозы нейтронов к дозе гамма-излучения, то значения δр≈δм. Тогда из формулы (4) следует, что сомножители (1+δp) и (1+δм) можно сократить. Таким образом, при измерениях доз гамма-излучения в полях с сопутствующим нейтронным излучением с помощью дозиметров, отградуированных в модельном поле, систематическая погрешность, обусловленная нейтронами, исключается.

При создании модельного поля гамма-нейтронного излучения (ПГНИМ) на реакторе ПРИЗ-М параметры излучений за различными материалами, трансформирующими параметры излучений до требуемых значений, исследовались расчетным методом с использованием программы РОЗ-6.5 [6]. Кроме того, энергетические и дозовые характеристики нейтронов и гамма-излучения в модельном поле были исследованы экспериментальным путем с помощью активационных детекторов и ионизационных камер из состава военного эталона ВЭ-19ПДН-2 [7]. Моделирование радиационных полей осуществлялось по критерию подобия энергетических спектров нейтронов и отношений дозы нейтронов (Dn) к дозе гамма-излучения в этих полях. Требуемые дозовые и энергетические характеристики излучений в модельном поле получены при использовании следующих материалов в барьерной геометрии их размещения у активной зоны реактора: графит - толщина 2 см, плексиглас - 4 см, кадмий - 0,1 см, свинец - 0,6 см.

На Фиг.1 приведены для сравнения дифференциальные спектры нейтронов в модельном поле ПГНИМ (φмод) и на испытательной площадке (φзад). По оси абсцисс нанесены значения энергии нейтронов (Е), по оси ординат - плотность потока нейтронов (φ) в относительных единицах. Максимальные расхождения значений φмод и φзад в разных энергетических группах не превышают 12%, что свидетельствует об удовлетворительном воспроизведении заданного спектра нейтронов в модельном поле. При этом отношения Dn/Dγ, равные 0,88 (в модельном поле) и 0,96 (на испытательной площадке), также достаточно близки.

Результаты градуировки дозиметра со счетчиком СБМ-20 в модельном поле реактора ПРИЗ-М и в поле излучений источника Со60 (по способу-прототипу) приведены в таблице [8].

Таблица
Значения коэффициентов чувствительности (Ki·10-10, имп/Гр) дозиметра со счетчиком СБМ-20
№ счетчиков 1 2 3 Средние значения
ПГНИМ 0,78 0,71 0,79 0,76±0,08
Источник Со60 0,6 0,64 0,61 0,62±0,03
Отношение КПГНИМСо 1,23

Из приведенных данных следует, что показания дозиметра в поле гамма-нейтронного излучения ПГНИМ в 1,23 раза больше, чем в поле излучений кобальтового источника, что обусловлено вкладом сопутствующего нейтронного излучения в показания дозиметров.

Проведена оценка основной погрешности измерения D γ р в поле смешанного гамма-нейтронного излучения (на испытательной площадке) при градуировке дозиметра со счетчиком СБМ-20 предлагаемым способом и способом-прототипом. Составляющими основной погрешности (δγ) являются:

- погрешность (δ1) определения коэффициента чувствительности (при градуировке на кобальтовом источнике δ1=10%, при градуировке в модельном поле δ1=12%);

- погрешность (δ2) за счет вклада нейтронов в показания гамма-дозиметра (при градуировке на кобальтовом источнике δ2=23%, в модельном поле δ2=0);

- статистическая погрешность (δ3) определения количества импульсов (при N=1000 импульсов δ3=3%).

Тогда основная погрешность при доверительной вероятности 0,95 будет равна:

- при градуировке дозиметра по способу-прототипу δ γ = 1 , 1 ( δ 1 2 + δ 2 2 + δ 3 2 ) = 2 8 % ,

- при градуировке дозиметра предлагаемым способом δ γ = 1 , 1 ( δ 1 2 + δ 3 2 ) = 1 4 % .

Таким образом, точность измерения дозы гамма-излучения на испытательной площадке при градуировке дозиметра предлагаемым способом в два раза выше, чем при градуировке по способу-прототипу.

Источники информации

1. Прокофьев О.Н. Способ поверки дозиметра гамма-излучения. Патент РФ на изобретение №2313804, 2007.

2. Браерский Б.Г., Жежель Ж.И., Иваненко И.И. и др. Способ поверки и градуировки индивидуальных и прямопоказывающих дозиметров. Патент РФ на изобретение №1098403, 2000.

3. Лукоянов Д.И., Васильев А.В., Федосеев В.М. и др. Способ электрической поверки войсковых измерителей мощности дозы гамма-излучения. Патент РФ на изобретение №2449315, 2012.

4. Тарасенко Ю.Н. Вторичные эталоны единиц измерений ионизирующих излучений. Техносфера. Москва, 2011, стр.176, 270.

5. Гузов В.Д., Кожемякин В.А., Раскоша В.Л. Поверочная дозиметрическая установка УДГ-АТ130. Материалы конференции «Метрологическое обеспечение обороны и безопасности в Российской Федерации». Пос. Поведники, Московская обл., 2012, стр.38-41.

6. Волощенко A.M., Дубинин А.А. Программа РОЗ-6.5 для решения уравнения переноса нейтронов, фотонов и заряженного излучения методом дискретных ординат в одномерных геометриях. РАН ИПМ им. М.В. Келдыша. Москва, 1998.

7. Васильев И.О., Лопатин Ю.В. Исследование дозиметрических характеристик нейтронного и гамма-излучений в модельных полях ПГНИМ-1 и ПГНИМ-2 на реакторе ПРИЗ-М. Материалы конференции «Метрологическое обеспечение обороны и безопасности в Российской Федерации». Пос. Поведники, Московская обл., 2012, стр.27-28.

8. Пикалов Г.Л., Базака Ю.Г., Краснокутский И.С., Яговкин А.Н., Васильев И.О., Лопатин Ю.В. Предложения по градуировке измерительного комплекса ИК-04. Материалы конференции «Метрологическое обеспечение обороны и безопасности в Российской Федерации». Пос. Поведники, Московская обл., 2012, стр.156-158.

Способ градуировки дозиметров гамма-излучения, в которых используются газоразрядные счетчики Гейгера-Мюллера, заключающийся в установлении соотношения между показанием градуируемого дозиметра и измеренной дозой с помощью образцового средства измерений, отличающийся тем, что дозиметры облучают в модельном поле гамма-нейтронного излучения, подобном по энергетическому спектру нейтронов и отношению дозы нейтронов к дозе гамма-излучения радиационному полю, для измерений доз в котором предназначены градуируемые дозиметры.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области низкофоновых экспериментов по поиску редких событий, например взаимодействий темной материи с обычным веществом, и может быть использовано для экспериментов по исследованию взаимодействия нейтрино (антинейтрино) с энергией 1-100 МэВс веществом.

Изобретение относится к медицине, а именно к способам и системам для формирования изображения. Пациенту в покое инъецируют первый изотопный радиоактивный индикатор.

Изобретение относится к газовым ионизационным многопроволочным координатным детекторам, в частности к дрейфовым камерам с тонкостенными дрейфовыми трубками (строу), предназначенным для работы в вакууме, и может быть использовано в экспериментальной ядерной физике для регистрации и определения координат заряженных частиц, проходящих через объем камеры.

Изобретение относится к ядерной физике и может быть использовано для регистрации ядерных излучений, например, для регистрации спектров быстрых нейтронов в экспериментальных исследованиях и на объектах ядерной энергетики.

Использование: для регистрации рентгеновского и ультрафиолетового излучения. Сущность изобретения заключается в том, что автономный приемник для регистрации рентгеновского и ультрафиолетового излучения включает металлический корпус, прозрачную диэлектрическую подложку, фоточувствительный слой из АФН-пленки и металлические контакты, при этом между прозрачной диэлектрической подложкой и металлическим корпусом помещено отражающее покрытие, приемник снабжен полусферической зеркальной крышкой, имеющей окно, прозрачное для рентгеновского и ультрафиолетового излучения.

Изобретение относится к области ядерной физики и может быть использовано в широком спектре приложений регистрации мощных проникающих излучений, в частности в активных зонах атомных электростанций.

Изобретение может быть использовано при изготовлении систем визуализации в компьютерных томографах. Сцинтилляционный материал содержит модифицированный оксисульфид гадолиния (GOS), в котором приблизительно от 25% до 75% гадолиния (Gd) замещено лантаном (La) или приблизительно не более 50% гадолиния (Gd) замещено лютецием (Lu).

Изобретение относится к средствам спектрометрических измерений и может быть использовано в атомной энергетике для измерения активности радионуклидов в высокоактивных газообразных средах.

Предложено устройство для определения максимальной энергии электронов. Устройство содержит фильтр из электропроводящего материала с малым атомным весом и известной зависимостью пробега электронов от их энергии и детектор для регистрации электронов.

Изобретение относится к радиационному приборостроению и экспериментальной ядерной физике. Сущность изобретения заключается в том, что излучение регистрируют в N>2 смежных каналах, расположенных так, чтобы включать в себя реперный пик, определяют средние значения частот следования импульсов FN во всех каналах, сравнивают между собой полученные в двух заранее выбранных двух ближайших к вершине реперного пика смежных каналах значения FN и по результатам сравнения формируют основной управляющий сигнал коррекции коэффициента передачи детектирующего тракта, при этом значения границ смежных каналов выбирают пропорциональными членам возрастающей геометрической прогрессии со знаменателем Q, вычисляют нормированные значения средних частот следования импульсов во всех каналах FN(норм)=FN/QN-1, определяют канал, в котором значение FN(норм) максимально, и, если этот канал не окажется одним из заранее выбранных двух ближайших к вершине реперного пика смежных каналов, вырабатывают предварительно установленный для каждого прочего канала дополнительный сигнал коррекции коэффициента передачи детектирующего тракта.

Изобретение относится к системам радиационного контроля. Технический результат заключается в обеспечении возможности контроля доз радиации, получаемых на разных предприятиях. Система содержит: блок передачи данных, выполненный с возможностью связи с каждым контроллером объектов, устройство управления результирующими данными, выполненное с возможностью сбора данных о дозах радиации сотрудников, работающих с радиацией и которые входят и выходят из зон контроля радиации предприятий, работающих с радиацией. Устройство управления результатом/данными выполнено с возможностью управления собранными данными о дозах радиации для каждого сотрудника, работающего с радиацией. Устройство управления основной таблицей сотрудников, выполненное с возможностью управления регистрационными данными сотрудников, работающих с радиацией, для каждого предприятия, работающего с радиацией, в единой основной таблице сотрудников. Когда сотрудника, работающего с радиацией, регистрируют для нескольких предприятий, работающих с радиацией, устройство управления основной таблицей сотрудников группирует регистрационные данные для предприятий, работающих с радиацией, на основе даты первичной регистрации, которая является одной из дат регистрации для предприятий, работающих с радиацией. 2 н. и 8 з.п. ф-лы, 13 ил.

Изобретение относится к медицине, а именно к хирургической онкологии и радионуклидной диагностике, и может использоваться при биопсии сигнальных лимфоузлов (СЛУ) у больных раком молочной железы. Способ проводят с помощью оптической навигационной системы с внутриопухолевым введением меченого коллоидного радиофармпрепарата (РФП), для чего через 3-5 мин после введения РФП производят динамическое сцинтиграфическое исследование подмышечных, парастернальных, над- и подключичных лимфоузлов со стороны локализации опухоли молочной железы. Причем повторяют его в течение 20-30 мин с интервалом 5-10 мин. Выявляют момент появления первого лимфоузла, накапливающего РФП, и рассматривают его в качестве СЛУ. В момент появления сцинтиграфического изображения СЛУ на кожные покровы больной накладывают 4-5 маркеров меток, которые используют при регистрации навигационной системы и располагают: первый маркер - в районе головки плечевой кости, второй - по lin. ах. anterior так, чтобы он не мешал при выполнении биопсии, но при этом был доступен для регистрации перед началом операции, третий - у основания рукоятки грудины, четвертый - на 3-5 см ниже третьего. В случае фиксации пятого маркера его положение жестко не регламентируют. Одновременно устанавливают топографию СЛУ с помощью ОФЭКТ-КТ - эмиссионной компьютерной томографии с последующей рентгеновской компьютерной томографией. При невозможности экспорта объемных зон интереса на ОФЭКТ-КТ изображениях устанавливают топографию СЛУ по отношению к прилегающим анатомическим структурам и полученную информацию переносят в оптическую навигационную систему для идентификации и точного нахождения СЛУ при выполнении биопсии. Способ позволяет идентифицировать истинный СЛУ, определить его точную топографию и с помощью оптической навигационной системы произвести его удаление, избежав неоправданного удаления лимфоузлов второго и третьего порядка. 1 ил., 1 пр.

Изобретение относится к области медицинских исследований с использованием рентгеновского излучения. Способ изготовления матрицы фоточувствительных элементов плоскопанельного детектора рентгеновского изображения, где каждый фоточувствительный элемент, включающий фотоприемную часть и подложку, размещают на общей подложке с обеспечением плоскостности фоточувствительной поверхности матрицы и фиксируют посредством клея, предварительно нанесенного на указанную подложку, при этом перед размещением фоточувствительных элементов на общей подложке в ней выполняют технологические отверстия, упорядоченно расположенные, по меньшей мере, на части площади общей подложки, соответствующей площади подложки каждого фоточувствительного элемента; устанавливают подложку на эталонной плоскости, имеющей средства прижима и обеспечивающей компенсацию неплоскостности общей подложки путем создания усилия прижима, при этом, по крайней мере, часть средств прижима выполнена в виде упорядоченной совокупности выступов, соотнесенных с упомянутыми технологическими отверстиями, и выполненных с возможностью приложения через них в осевом направлении силы прижима; размещают выступы в указанных технологических отверстиях, причем высота указанных выступов выполнена с возможностью обеспечения плоскостности фоточувствительной поверхности матрицы; затем на них устанавливают и временно фиксируют фоточувствительные элементы, опускают плоскость с установленными на указанных выступах фоточувствительными элементами до их контакта с клеем и выдерживают до полного отверждения клея. Технический результат - повышение степени плоскостности фоточувствительной поверхности. 3 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к проблеме радиационного анализа материалов, конкретно к способам численной оценки плотности и эффективного атомного номера твердых и жидких многокомпонентных материалов. Способ двухэнергетической оценки средней плотности и эффективного атомного номера многокомпонентных материалов позволяет определять данные параметры в материалах, состоящих из любого количества компонентов, без априорной информации об их характеристиках. Предложенный в изобретении безкалибровочный способ позволяет получить несмещенные оценки плотности и эффективного атомного номера многокомпонентной структуры (без ограничения на количество компонентов) в отсутствии априорной информации о плотности и эффективном номере входящих в нее компонентов. 12 ил.

Изобретение относится к системе интроскопического сканирования инспекционно-досмотрового комплекса, содержащей линейный ускоритель электронов, генерирующий импульсы с чередованием низкой и высокой энергии с минимальным интервалом t между двумя соседними импульсами, и детекторный узел для сбора данных сканирования, включающий в себя детекторные модули, аналого-цифровые преобразователи (АЦП) и каналы детектирования, каждый из которых содержит два интегратора для обработки сигналов одного детекторного модуля. В соответствии с изобретением промежуток времени t1, в течение которого происходит сбор фотонов детекторного модуля от одного импульса излучения, не превышает интервал t между импульсами, равный или превышающий время высвечивания материала сцинтилляционных кристаллов. Также предложен способ интроскопического сканирования, осуществляемый в вышеуказанной системе. Изобретение позволяет устранить явление алиасинга при сохранении достаточно высокой скорости сканирования. 2 н. и 10 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к детекторному узлу для сбора данных сканирования в системе интроскопии. Детекторный узел для сбора данных сканирования в системе интроскопии содержит источник ионизирующего излучения, имеющий корпус детекторного узла, в котором размещены чувствительные элементы, выполненные с возможностью приема ионизирующего излучения и его преобразования в электрический сигнал, связанные с платами аналогово-цифровых преобразователей, при этом корпус детекторного узла выполнен в форме дуги окружности с центром в точке генерации излучения источника ионизирующего излучения, причем чувствительные элементы расположены на одинаковом расстоянии от точки генерации излучения источника ионизирующего излучения и ориентированы перпендикулярно лучам, исходящим из источника ионизирующего излучения. Технический результат - повышение качества радиоскопического изображения. 8 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к спектрометрам для обнаружения радионуклидов ксенона. Спектрометр для определения объемной активности радионуклидов ксенона, в котором измеряемая проба представляет собой смесь газов, содержит детектирующую часть, которая выполнена с возможностью детектирования бета-излучения и гамма-излучения и которая содержит измерительную камеру, блок детектирования бета-излучения и блок детектирования гамма-излучения, при этом блок детектирования бета-излучения содержит по меньшей мере два детектора бета-излучения, а блок детектирования гамма-излучения содержит по меньшей мере один детектор гамма-излучения. Технический результат - повышение эффективности детектирования, уменьшение времени детектирования. 10 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к технике измерения ионизирующих излучений и предназначено для определения радионуклидного состава и активности упакованных в контейнеры РАО. Способ определения абсолютной удельной активности содержимого контейнера и парциальных удельных активностей отдельных радионуклидов заключается в использовании результатов измерений аппаратурного гамма-спектра излучения, выходящего за пределы контейнера, при этом для вычисления указанных характеристик РАО используется метод последовательного вычитания из измеренного суммарного спектра восстановленных вычислительным путем спектров отдельных радионуклидов, идентифицированных по выделенным фотопикам максимальных энергий, содержащихся в измеренном суммарном спектре, и заранее рассчитанным модельным «эталонным» спектрам каждого радионуклида, которые могут содержаться в РАО, а далее, используя восстановленные модельные спектры каждого идентифицированного радионуклида, синтезируется суммарный модельный спектр всей смеси, и по соотношению между числом зарегистрированных гамма-квантов в этом спектре и числом импульсов в измеренном спектре находится абсолютное значение суммарной удельной активности РАО в контейнере и абсолютные значения парциальных удельных активностей каждого идентифицированного радионуклида. Технический результат - определение абсолютной удельной активности смеси радиоактивных нуклидов и абсолютных парциальных удельных активностей отдельных радионуклидов. 2 н.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к приборостроению и может быть использовано в высоковольтной импульсной технике для диагностики импульсных источников релятивистских электронных потоков в сильном магнитном поле путем измерения поперечных скоростей релятивистских электронов. Измеритель содержит установленные в вакуумной камере перед источником электронов корпус измерителя с входным отверстием-диафрагмой, соленоид, размещенный вне корпуса измерителя и выполненный с возможностью создания в вакуумной камере магнитного поля с направлением силовых линий вдоль продольной оси корпуса измерителя, а также регистратор распределения электронов по расстоянию от продольной оси корпуса измерителя, размещенный за входным отверстием-диафрагмой, при этом корпус измерителя выполнен из металла с высокой проводимостью в форме усеченного конуса, обращенного меньшим по диаметру основанием к источнику электронов, и размещен в области отсутствия магнитного поля источника электронов в магнитном поле соленоида, сам соленоид размещают на расстоянии от источника электронов, обеспечивающем однородность магнитного поля от источника электронов до корпуса измерителя, и выполняют с возможностью формирования импульсного магнитного поля с длительностью, исключающей проникновение поля через стенки корпуса измерителя. Технический результат - повышение точности измерения. 4 ил.

Изобретение относится к области дозиметрии и спектрометрии импульсных ионизирующих излучений ускорителей, в частности импульсного электронного и тормозного излучений. Фольговый зарядовый спектрограф содержит пакет из N металлических фольг, общая толщина которых подбирается из условия равенства экстраполированному пробегу электронов d максимальной энергии электронов Ε<511 кэВ, при этом фольги расположены параллельно друг другу в вакуумной камере при значении давления Ρ=10-6÷10-7 Па, каждая фольга подсоединена к отдельной емкости, накапливающей поглощенный данной фольгой заряд, имеющей отдельный разъем для снятия зарядовых характеристик, и полностью покрыта диэлектрической пленкой толщиной не более 2 мкм. Технический результат - упрощение способа измерения распределения электронов по энергиям, повышение точности измерений. 2 ил.
Наверх