Комплекс для испытаний и периодической поверки войсковых индивидуальных дозиметров



Комплекс для испытаний и периодической поверки войсковых индивидуальных дозиметров
Комплекс для испытаний и периодической поверки войсковых индивидуальных дозиметров

 


Владельцы патента RU 2561316:

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

Изобретение относится к области метрологического обеспечения дозиметрического контроля облучения личного состава, действующего в условиях воздействия смешанного нейтронного и гамма-излучения, и может быть использовано для испытаний и поверки индивидуальных дозиметров. Сущность изобретения заключается в том, что комплекс состоит из источников ионизирующих излучений, в качестве которых выбраны ядерно-физические установки (ЯФУ): ядерный реактор и генератор термоядерных нейтронов, трансформаторов ионизирующих излучений, расположенных на стойках между источниками ионизирующих излучений и испытываемыми объектами и предназначенных для формирования модельных полей гамма- и нейтронного излучения (ПГНИМ), близких по энергетическому спектру нейтронов и соотношению поглощенных доз нейтронного и гамма-излучения (Дnγ) к полям проникающей радиации в равновесной зоне взрыва атомного и нейтронного боеприпасов на открытой местности и в среднезащищенном объекте, в которых применяются войсковые индивидуальные дозиметры, и входящих в состав ЯФУ каналов мониторирования, на показания которых приведены результаты метрологической аттестации полей ПГНИМ по поглощенным дозам нейтронного и гамма-излучения. Технический результат - повышение точности дозиметрического контроля облучения личного состава при ведении боевых действий в условиях применения ядерного оружия. 1 ил., 1 табл.

 

Изобретение относится к области метрологического обеспечения дозиметрического контроля облучения личного состава, действующего в условиях воздействия смешанного нейтронного и гамма-излучения, и может быть использовано для испытаний и поверки индивидуальных дозиметров.

При ведении боевых действий в условиях применения ядерного оружия для оценки боеспособности личного состава и определения требуемой медицинской помощи необходим постоянный контроль его облучения. Для его проведения применяются существующие и вновь разрабатываемые войсковые дозиметры. При их разработке с целью определения метрологических характеристик: чувствительности к регистрируемому излучению, диапазона и погрешности измерений, необходимо проведение предварительных и государственных испытаний. После принятия их на снабжение необходимо проведение периодической поверки с целью подтверждения указанных выше метрологических характеристик.

Для проведения испытаний и периодической поверки войсковых дозиметров используются различные образцовые поверочные установки. В последнее время наиболее широкое применение нашли установки: по поглощенной дозе нейтронов УКПН-1М [1], по поглощенной дозе гамма-излучения УПГД-2М-Д [2]. Данные установки состоят из источников нейтронного и гамма-излучения и устройств для их размещения и приспособлений для установки на требуемых расстояниях от источников поверяемых средств измерений. На указанных расстояниях от источников поля излучений аттестованы по мощностям поглощенных доз нейтронного и гамма-излучения. В качестве источников излучения используются радионуклидные источники: в установке УКПН-1М - на основе 252Cf и Pu-Be со средней энергией нейтронов 1,9 и 3,9 МэВ соответственно, в установке УПГД-2М-Д - на основе 60Co и 137Cs с энергией гамма-квантов 1,25 МэВ и 660 кэВ соответственно.

При проведении испытаний и поверки войсковые дозиметры устанавливаются в аттестованных точках полей излучений и облучаются в течение необходимого времени. Значения поглощенных доз определяются путем умножения значения мощностей поглощенных доз в указанных точках на время облучения. Описанные установки являются наиболее близким аналогом предлагаемого изобретения и принимаются в качестве его прототипа.

Чувствительность большинства существующих и вновь разрабатываемых войсковых дозиметров при измерении поглощенной дозы нейтронного излучения зависит от энергии регистрируемых нейтронов (так называемый «ход с жесткостью»). Кроме того, при измерении поглощенных доз нейтронного и гамма-излучения войсковые дозиметры не обладают достаточной избирательностью к регистрируемому излучению на фоне сопутствующего. Это означает, что в показания нейтронного дозиметра вносит вклад сопутствующее гамма-излучение, а в показания дозиметра гамма-излучения вносят вклад нейтроны.

Войсковые дозиметры, предназначенные для индивидуального дозиметрического контроля облучения личного состава в условиях применения ядерного оружия, используются в равновесной зоне взрыва ядерного боеприпаса. Поля ионизирующих излучений в ней обладают специфическими характеристиками: энергетическим спектром нейтронов и соотношением поглощенных доз нейтронов и гамма-излучения (Дnγ) на открытой местности и внутри среднезащищенного объекта вооружения и военной техники (ОВВТ). Указанные характеристики приведены в [3].

Определение метрологических характеристик войсковых дозиметров в полях излучений образцовых поверочных установок, принятых в качестве прототипа, которые отличаются от реальных полей, приводит к дополнительной погрешности измерений, сравнимой и даже превышающей основную погрешность. Для ее устранения предлагается определять метрологические характеристики с помощью специализированного испытательного комплекса.

В качестве источников излучений в данном комплексе выбраны ядерный реактор с энергетическим спектром нейтронов, близким к спектру нейтронов деления, и генератор термоядерных нейтронов. В полях излучений указанных ядерно-физических установок (ЯФУ) создаются поля гамма-нейтронного излучения модельные (ПГНИМ). Они создаются в барьерной геометрии с помощью специальных трансформаторов излучений из различных материалов. Для размещения трансформаторов излучений и поверяемых войсковых дозиметров применяется специальное оборудование в виде стоек, которые могут передвигаться в стендовых залах ЯФУ. Контроль поглощенных доз нейтронного и гамма-излучения при проведении испытаний и периодических поверок дозиметров осуществляется с помощью входящих в состав ЯФУ каналов мониторирования, показания которых связаны с результатами метрологической аттестации полей ПГНИМ по поглощенным дозам нейтронов и гамма-излучения.

На фиг. 1 представлена структура комплекса для испытаний и периодической поверки войсковых индивидуальных дозиметров, где:

1 - ядерный реактор,

2 - генератор термоядерных нейтронов,

3 - стойки для размещения трансформаторов излучений и испытываемых дозиметров,

4 - трансформаторы излучений,

5 - модельные поля ПГНИМ,

Комплекс состоит из ядерного реактора 1 и нейтронного генератора 2. В непосредственной близости от них находятся стойки 3 для размещения трансформаторов излучений 4 и испытываемых дозиметров. С помощью трансформаторов создаются модельные поля ПГНИМ 5. Два поля создаются на реакторе. В них формируются поля нейтронного и гамма-излучения, близкие по энергетическому спектру нейтронов и соотношению Дnγ к полям излучений в равновесной зоне взрыва атомного боеприпаса на открытой местности (ПГНИМ-1) и в среднезащищенном ОВВТ (ПГНИМ-2). Аналогичные поля (ПГНИМ-3) и (ПГНИМ-4) для равновесной зоны взрыва нейтронного боеприпаса создаются на генераторе термоядерных нейтронов.

Трансформаторы излучений представляют собой наборы дисков из различных материалов. Их состав, толщины дисков и последовательность их расположения определяются ЯФУ, в полях излучений которых они используются, и типом модельных полей ПГНИМ, которые необходимо создать. Например, на ядерном реакторе БАРС-1 [4] и генераторе СНЕГ-13 [5] применяются трансформаторы, приведенные в табл.1. Диаметры дисков определяются требуемыми размерами полей ПГНИМ. Для ПГНИМ, создаваемых на других ЯФУ, составы трансформаторов излучений будут другими.

Поля ПГНИМ имеют форму усеченного конуса, малое основание которого совпадает с внешней поверхностью трансформатора излучений. Поля излучений в них аттестуются по энергетическому спектру нейтронов и по поглощенным дозам нейтронного и гамма-излучения. Для аттестации по энергетическому спектру нейтронов используется нейтронно-активационный метод, основанный на применении набора нейтронно-активационных детекторов, радиометрической установки для измерения их активностей и программы восстановления спектра [6]. Аттестация ПГНИМ по поглощенным дозам нейтронного и гамма-излучения осуществляется с помощью эталонных средств дозиметрических измерений. Ее результаты приводятся на показания входящих в состав ЯФУ каналов мониторирования, которые используются для контроля значений поглощенных доз при проведении испытаний войсковых дозиметров.

Применение для испытаний и периодической поверки войсковых дозиметров предлагаемого испытательного комплекса позволит избавиться от дополнительной погрешности, обусловленной различием полей излучений в поверочных объемах установок, принятых в качестве прототипа, от реальных полей, в которых применяются дозиметры, и за счет этого повысить точность дозиметрического контроля облучения личного состава.

Источники информации

1. Установка поверочная нейтронного излучения УКПН-1М. Руководство по эксплуатации. Ногинский опытный завод «Эталон». 1984 г.

2. Установка поверочная дозиметрическая гамма-излучения УПГД-2М-Д. Руководство по эксплуатации. НИИ «Доза». Москва-Зеленоград. 2010 г.

3. Физика ядерного взрыва: В 2 т. Том 1. Развитие взрыва. Министерство обороны Российской Федерации. Центральный физико-технический институт. - М.: Наука, Физмат издательство, 1997.

4. А.В. Лукин. Физика импульсных ядерных реакторов. - Снежинск: Изд-во РФЯЦ - ВНИИТФ, 2006. С. 64.

5. В.Д. Ковальчук, В.М. Багаев, B.C. Трошин, В.И. Троцик и др. Нейтронный генератор СНЕГ-13. Характеристики нейтронных и фотонных полей. ЖЭТФ, т. 104, Вып. 2(8), с. 2577-2589, 1993.

6. Крамер-Агеев Е.А., Тихонов Е.Г., Трошин B.C. Активационные методы спектрометрии нейтронов. М.: Атомиздат, 1976.

Комплекс для испытаний и периодической поверки войсковых индивидуальных дозиметров, состоящий из источников ионизирующих излучений и стоек для размещения испытываемых дозиметров, отличающийся тем, что в качестве источников ионизирующих излучений выбраны ядерно-физические установки (ЯФУ): ядерный реактор и генератор термоядерных нейтронов, и в состав комплекса дополнительно введены для формирования модельных полей гамма- и нейтронного излучения, близких по энергетическому спектру нейтронов и соотношению поглощенных доз нейтронного и гамма-излучения (Дnγ) к полям проникающей радиации в равновесной зоне взрыва атомного и нейтронного боеприпасов на открытой местности и в среднезащищенном объекте, в которых применяются войсковые индивидуальные дозиметры, трансформаторы ионизирующих излучений, которые расположены на стойках между источниками ионизирующих излучений и испытываемыми объектами, причем трансформаторы выполнены в виде набора дисков диаметром, обеспечивающим необходимые размеры поверочного объема, из различных материалов и различной толщины, состав которых определяется типами применяемых ЯФУ и моделируемых полей, а также входящие в состав ЯФУ каналы мониторирования, используемые для контроля дозиметрических характеристик нейтронного и гамма-излучения при проведении испытаний и поверки войсковых индивидуальных дозиметров.



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к области радиационных технологий, а именно к способам контроля герметичности капсулы с источником ионизирующего излучения (ИИИ). Технический результат - упрощение технологии контроля герметичности капсулы с источником ионизирующего излучения.

Изобретение относится к радиационному контролю помещений и промплощадки, а именно к измерению объемной активности радиоактивных аэрозолей. Способ основан на отборе проб аэрозолей путем прокачки воздуха с контролируемыми аэрозолями через фильтрующую ленту с заданной постоянной скоростью, установке над зоной фильтрации полупроводникового детектора и формировании с его помощью импульсов напряжения, амплитуды которых пропорциональны энергиям α- и β-частиц, испускаемых осевшими на фильтре частицами радиоактивного аэрозоля.

Использование: для точной идентификации по меньшей мере одного источника, в частности по меньшей мере одного нуклида, заключенного в теле человека и/или контейнере.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к области радиационного мониторинга, и может быть использовано в машиностроении, медицине и других отраслях для контроля несанкционированного перемещения ядерных материалов и других радиоактивных веществ.

Изобретение относится к области контроля окружающей среды, а именно к способам обнаружения и выделения горячих частиц (ГЧ) с различных поверхностей и из воздушной среды, загрязненных радиоактивными веществами.

Изобретение относится к области радиационной экологии. Сущность изобретения заключается в том, что устройство для дистанционного обнаружения источников альфа-излучения содержит измерительный открытый на воздух детектор аэроионов, сопряженный с блоком переноса аэроионов и подключенный к источнику рабочего напряжения и к измерительному счетчику импульсов соответственно, калибровочный альфа-источник, калибровочный детектор аэроионов, аналогичный измерительному детектору, выполненному газоразрядным, подключенный к источнику рабочего напряжения, и компаратор, причем калибровочный детектор соединен с калибровочным счетчиком импульсов, выход которого соединен с первым входом компаратора, второй вход которого соединен с шиной наперед заданного числа, при этом дополнительно содержит двухпозиционный переключатель режима работы устройства, сумматор, причем управляющий вход двухпозиционного переключателя является входом выбора режима устройства, первый информационный вход соединен с шиной нулевого потенциала, а второй - с дополнительной шиной наперед заданного числа, первый вход сумматора подключен к выходу компаратора, второй - к выходу двухпозиционного переключателя режима работы, а выход сумматора подключен к управляющему входу источника рабочего напряжения.

Изобретение относится к средствам дистанционного контроля радиационного состояния объекта. .

Изобретение относится к области радиационной экологии и может быть использовано для дистанционного поиска остатков ядерного топлива, например плутония, загрязняющих поверхности в результате аварий или в ходе производственных процессов.

Изобретение относится к области ядерной и радиационной физики и может быть использовано для регистрации гамма- или тормозного излучения (ТИ) мощных импульсных источников.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к области радиационного мониторинга, и может быть использовано в машиностроении, медицине и других отраслях для контроля несанкционированного перемещения ядерных материалов и других радиоактивных веществ.
Изобретение относится к области аналитической радиохимии и может использоваться для контроля содержания плутония в технологических средах ядерных энергетических установок (ЯЭУ). Способ определения объемной альфа-активности плутония в технологических средах ядерных энергетических установок, включающий отбор пробы, фильтрацию пробы с расходом 0,1-4 л/ч через ацетатцеллюлозную мембрану с диаметром пор 0,1-1,3 мкм, импрегнированную гидратированным оксидом марганца, с последующим высушиванием потоком воздуха, создаваемым разрежением, и радиометрическим измерением альфа-активности, при этом анализируемую пробу предварительно обрабатывают азотной кислотой и упаривают досуха, а затем растворяют в 7,5 M растворе азотной кислоты с добавкой 2,5-3,0 г/л азотистокислого натрия и выдерживают при температуре 40-45°C до прекращения выделения окислов азота в виде бурого газа, охлажденный раствор фильтруют через сильноосновной анионит, например, типа AB-17 со скоростью (7-10)·10-3 л/ч, после чего плутоний элюируют со смолы раствором 14-15 г/л йодида аммония в 10 M соляной кислоте со скоростью в два раза ниже скорости фильтрации, нейтрализуют аммиаком до pH=6-10 и направляют на фильтрацию через мембрану. Технический результат - повышение точности определения объемной альфа-активности плутония в технологических средах ЯЭУ на 40%. 1 з.п. ф-лы.
Наверх