Способ измерения радиоактивности тритиевой мишени в запаянной нейтронной трубке

Изобретение относится к области радиационного контроля, а именно к способам измерения бета-радиоактивности тритиевой мишени в запаянных (отпаянных) нейтронных трубках. Сущность изобретения заключается в том, что неизвестную радиоактивность тритиевой мишени Анеизвестная в нейтронной трубке определяют, используя полученное значение бета-тока, по формуле

Анеизвестная=KM⋅Iβ,

где KM - калибровочный коэффициент, для определения которого берут n нейтронных трубок данного типа с известной радиоактивностью тритиевых мишеней АMi, для каждой трубки регистрируют значения бета-тока Iβi и на основании полученных значений определяют Км по формуле

где , - средние значения величин Iβi и AMi,

- среднее значение произведения величин AMi и Iβi,

- среднее значение квадрата величины Iβi.

Технический результат – определение радиоактивности тритиевой мишени внутри запаянной нейтронной трубки без вскрытия корпуса трубки и демонтажа мишени. 3 ил., 1 табл.

 

Изобретение относится к области радиационного контроля, а именно к способам определения бета-радиоактивности тритиевой мишени в запаянных нейтронных трубках.

Изобретение может быть использовано при проведении технологического контроля запаянных нейтронных трубок с тритиевыми мишенями на всех этапах их жизненного цикла (после изготовления, при хранении и эксплуатации) или в научно-исследовательских целях, где необходимы измерения радиоактивности в диапазоне от 1⋅107 до 5⋅1012 Бк.

Общеизвестен способ определения радиоактивности с помощью ионизационных камер [Б. Росси и Г. Штауб. Ионизационные камеры и счетчики / Перевод с английского под ред. Г.Б. Жданова. - М.: Иностранная литература, 1951. - 29 с.], заключающийся в том, что радиоактивный объект помещают в ионизационную камеру, имеющую два электрода и заполненную газом, прикладывают разность потенциалов между электродами, измеряют ионизационный ток, возникающий между электродами, вследствие образования определенного числа пар ионов в рабочем газе камеры при пролете ионизирующих частиц, вылетевших из измеряемого объекта, и обрабатывают результат с учетом градуировочной зависимости, полученной при установке в камеру образцовых источников излучения.

Использовать способ определения радиоактивности с помощью ионизационных камер напрямую нельзя, так как в нейтронных трубках в выключенном состоянии возникновение ионизационного тока невозможно, поскольку длина свободного пробега бета-частицы, вылетевшей с тритиевой мишени, намного больше расстояния между мишенью и другими электродами трубки, что сводит к минимуму вероятность ионизации остаточного газа. Можно было бы извлечь мишень и измерить ее радиоактивность в газе, но нейтронная трубка имеет герметичный корпус с вакуумом ~10-5 Торр внутри, поэтому доступ к мишени невозможен без вскрытия корпуса трубки и потери ее работоспособности.

Прототипом изобретения является способ измерения абсолютной активности β-излучателя [ГОСТ 26306-84. ИСТОЧНИКИ БЕТА-ИЗЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДНЫЕ ЗАКРЫТЫЕ. Методы измерения параметров. Общие требования безопасности. Введ. 01.01.1986. - М.: Изд-во стандартов, 1985. - 13 с.], основанный на измерении электрометром тока, стекающего с массивного измерительного электрода (цилиндр Фарадея), выполненного в виде стакана и изолированного от земли, внутри которого помещен бета-излучатель, поток бета-частиц с которого в геометрии 2⋅π собирается электродом и сообщает ему заряд. Электрод и источник помещены в вакуумированный кожух, чтобы исключить ионизацию воздуха ионизирующими частицами.

Согласно прототипу, для измерения радиоактивности тритиевой мишени необходимо поместить тритиевую мишень в цилиндр Фарадея и обеспечить геометрию собирания заряда 2⋅π.

Недостатком прототипа является невозможность определения радиоактивности тритиевой мишени в запаянной нейтронной трубке без вскрытия корпуса трубки и демонтажа мишени.

Техническим результатом предлагаемого способа является возможность определения радиоактивности тритиевой мишени в запаянной нейтронной трубке без вскрытия корпуса трубки и демонтажа мишени.

Технический результат достигается тем, что в способе измерения радиоактивности тритиевой мишени в запаянной нейтронной трубке, заключающемся в измерении тока с измерительного электрода, собирающего поток бета-частиц с бета-источника, причем измерительный электрод и бета-источник находятся в вакууме, управляющие электроды нейтронной трубки, электрически изолированные от тритиевой мишени, электрически соединяют вместе, формируя измерительный электрод, к измерительному электроду подключают источник постоянного напряжения положительной полярности от 80 до 140 В, бета-ток Iβ измеряют в электрической цепи, состоящей из измерительного электрода, источника постоянного напряжения и мишенного электрода с тритиевой мишенью, посредством включения в цепь измерителя тока, неизвестную радиоактивность тритиевой мишени Анеизвестная в нейтронной трубке определяют, используя полученное значение бета-тока, по формуле

Анеизвестная=Kм⋅Iβ,

где Kм - калибровочный коэффициент, для определения которого берут n нейтронных трубок данного типа с известной радиоактивностью тритиевых мишеней AMi,, для каждой трубки регистрируют значения бета-тока Iβi и на основании полученных значений определяют Kм по формуле

где , - средние значения величин Iβi и АMi,

- среднее значение произведения величин AMi и Iβi,

- среднее значение квадрата величины Iβi.

Принципиальная схема, поясняющая способ измерения радиоактивности тритиевой мишени в нейтронной трубке, представлена на фиг. 1. Принятые обозначения: 1 - измерительный электрод, 2 - мишенный электрод, 3 - тритиевая мишень, 4 - изолятор, 5 - измеритель тока, 6 - экран, 7 - источник постоянного напряжения, 8 - внешние выводы управляющих электродов, 9 - поток бета-частиц.

На фиг. 2. представлена зависимость бета-тока на измерительном канале от напряжения на измерительном электроде (положительная ветвь BAX) для двух групп трубок (группа №1, группа №2) одинакового типа с различными значениями радиоактивностей установленных в них тритиевых мишеней 3 при различных коэффициентах насыщения трития в титановой мишени, представляющим собой отношение трития к титану T/Ti. Для группы №1 средняя радиоактивность 3,5⋅1011 Бк, для группы №2 - 2,4⋅1011 Бк.

На фиг. 3 показана типовая зависимость исходной радиоактивности тритиевой мишени от бета-тока с мишени в трубке АM (Iβ) для данного типа трубок, характеризующаяся калибровочным коэффициентом KM.

Нейтронная трубка, радиоактивность мишени которой требуется измерить, включает в себя мишенный электрод 2, тритиевую мишень 3, изолятор 4 и управляющие электроды, имеющие внешние выводы 8. Тритиевая мишень 3, испускающая поток 9 бета-частиц, расположена на мишенном электроде 2, который соединен с изолятором 4, на противоположной стороне которого располагаются внешние выводы 8 управляющих электродов. Для реализации заявленного способа необходимы измерительный электрод 1, источник 7 постоянного напряжения, измеритель 5 тока, экран 6.

Заявленный способ реализуется следующим образом.

Образуют измерительный электрод 1 путем электрического соединения внешних выводов 8 управляющих электродов нейтронной трубки, отделенных изолятором 4 от мишенного электрода 2 с тритиевой мишенью 3. К измерительному электроду 1 подключают положительный вывод источника 7 постоянного напряжения. Отрицательный вывод источника 7 постоянного напряжения соединяют с одним из выводов измерителя 5 тока, второй вывод измерителя 5 тока соединяют с мишенным электродом 2. Таким образом, получают электрическую цепь, состоящую из измерительного электрода 1, источника 7 постоянного напряжения, измерителя 5 тока, мишенного электрода 2 с тритиевой мишенью 3 и потока 9 бета-частиц. С целью уменьшения электромагнитных наводок, нейтронную трубку с измерительной электрической схемой помещают в экран 6.

Тритиевая мишень 3, входящая в состав запаянной нейтронной трубки, является бета-источником, который создает поток 9 бета-частиц. Измерительный электрод 1 собирает поток 9 бета-частиц с бета-источника, причем измерительный электрод 1 и бета-источник (тритиевая мишень 3) находятся в вакууме. С помощью измерителя 5 тока измеряют бета-ток Iβ в электрической цепи.

Подавая напряжение U от источника 7 постоянного напряжения, повышают чувствительность метода за счет коэффициента усиления Ку, который равен отношению величины Iβ при заданном напряжении к величине Iβ при отсутствии напряжения.

Неизвестную радиоактивность тритиевой мишени Анеизвестная в нейтронной трубке определяют, используя полученное значение тока Iβ, по формуле

Анеизвестная=KM⋅Iβ.

Для определения калибровочного коэффициента KM изучают работу однотипных вакуумных нейтронных трубок в количестве n штук с различным насыщением тритиевой мишени 3 с известными коэффициентами насыщения T/Ti в мишени, т.е. с известной радиоактивностью AMi. Экспериментально измеряют IβI, соответствующее известной радиоактивности AMi.

Для повышения чувствительности метода измерения бета-тока Iβi снимают вольтамперную характеристику (ВАХ) и определяют напряжение U, при котором бета-ток Iβi переходит в насыщение. Для примера приведем ВАХ трубок с различным насыщением тритиевой мишени 3 с коэффициентами насыщения T/Ti в мишени равными 1,8 (группа №1) и 0,9 (группа№2). Положительная ветвь ВАХ групп трубок с различными коэффициентами насыщения трития T/Ti в титановой мишени представлена на фиг. 2. На фиг. 2 приведены экспериментальные значения бета-тока на измерительном электроде для каждой трубки, которые имеют некоторый разброс (для группы №1 и группы №2), обусловленный экспериментальной погрешностью при насыщении мишени 3 тритием. В группе №1 с коэффициентом насыщения T/Ti равными 1,8 представлены трубки №№1, 2, 3 со средней радиоактивностью мишени 3,5⋅1011 Бк, в группе №2 с коэффициентом насыщения T/Ti 0,9 - трубки №№4, 5, 6, 7 со средней радиоактивностью мишени 2,4⋅1011 Бк. Для группы №1 серия кривых ВАХ находятся сверху, для группы №2 кривые расположились ниже. Диапазон напряжения U, где бета-ток переходит в насыщение, начинается уже с 40 В. На практике удобно использовать напряжение U=100 В для измерения бета-тока с усилением чувствительности.

В таблице приведены значения бета-токов при отсутствии напряжения между измерительным электродом 1 и мишенью 3 и с приложенным напряжением 100 В, а также радиоактивности мишеней этих трубок. Коэффициент усиления, равный отношению величины бета-тока в этой точке (при подаче с источника 7 постоянного напряжения U=100 В) к величине бета-тока при отсутствии напряжения (U=0 В), будет равен Ку=2,5. Таким образом, при подключении источника 7 постоянного напряжения повышается чувствительность метода измерения бета-токов и, как следствие, способа измерения радиоактивности тритиевой мишени 3 в запаянной нейтронной трубке.

На фиг. 3 показана типовая зависимость исходной радиоактивности тритиевой мишени от бета-тока с мишени в трубке АM (Iβ) для данного типа трубок при подаче с источника 7 постоянного напряжения U=100 В (бета-тока с мишени 3 в трубке равен току на измерительном электроде 1). В рассмотренном примере были выбраны трубки в количестве n=7 одного типа: группа №1 (трубки №№1, 2, 3) и группа №2 (трубки №№4, 5, 6, 7). Значения бета-токов и радиоактивности мишеней, представленные на графике на Фиг. 3, пропорциональны и характеризуются калибровочным коэффициентом KM. Для группы №1 средняя радиоактивность 3,5⋅1011 Бк, для группы №2 - 2,4⋅1011 Бк. Коэффициент KM получаем по формуле

,

[Кобзарь А.И. Прикладная математическая статистика. Для инженеров и научных работников. - М.: ФИЗМАТЛИТ, 2006. - 688 с.]. Подставляя экспериментальные значения АМi и Iβi, получаем для данного типа трубок KM=1,69⋅1020 Бк/А. Таким образом, определяется калибровочный коэффициент KM, для чего было выбрано n нейтронных трубок данного типа с известной радиоактивностью тритиевых мишеней AMi,, при этом для каждой трубки с помощью измерителя 5 тока регистрируют значения бета-тока Iβi при подаче напряжения U с источника 7 постоянного напряжения. Полученное значение KM используют для определения неизвестной радиоактивности тритиевой мишени Анеизвестная нейтронной трубки данного типа, измерив бета-ток Iβ и проведя вычисления по формуле Анеизвестная=KM⋅Iβ.

Рассматриваемый способ предназначен для измерения радиоактивности тритиевой мишени внутри нейтронной трубки в диапазоне от 1⋅107 до 5⋅1012 Бк.

Таким образом, достигается заявленный технический результат, а именно возможность определения радиоактивности тритиевой мишени в запаянной нейтронной трубке без вскрытия корпуса трубки и демонтажа мишени.

Способ измерения радиоактивности тритиевой мишени в запаянной нейтронной трубке, заключающийся в измерении тока с измерительного электрода, собирающего поток бета-частиц с бета-источника, причем измерительный электрод и бета-источник находятся в вакууме, отличающийся тем, что управляющие электроды нейтронной трубки, электрически изолированные от тритиевой мишени, электрически соединяют вместе, формируя измерительный электрод, к измерительному электроду подключают источник постоянного напряжения положительной полярности от 80 до 140 В, бета-ток Iβ измеряют в электрической цепи, состоящей из измерительного электрода, источника постоянного напряжения и мишенного электрода с тритиевой мишенью, посредством включения в цепь измерителя тока, неизвестную радиоактивность тритиевой мишени Анеизвестная в нейтронной трубке определяют, используя полученное значение бета-тока, по формуле

Анеизвестная=Kм⋅Iβ,

где Kм - калибровочный коэффициент, для определения которого берут n нейтронных трубок данного типа с известной радиоактивностью тритиевых мишеней AMi, для каждой трубки регистрируют значения бета-тока Iβi и на основании полученных значений определяют Kм по формуле

где, - средние значения величин Iβi и AMi,

- среднее значение произведения величин AMi и Iβi,

- среднее значение квадрата величины Iβi.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к позитронно-эмиссионной томографии (PET) и находит конкретное применение в связи с энергетической калибровкой детектора цифровой PET (DPET). Сущность изобретения заключается в том, что принимаются данные событий для множества событий соударений, соответствующих событиям гамма-излучения.

Изобретение относится к области выявления радиационной обстановки. Сущность изобретения заключается в том, что способ автоматического определения местоположения точечного источника гамма-излучения на местности содержит этапы, на которых с помощью блока детектирования, расположенного на борту беспилотного летательного аппарата вертолетного типа, сравнивают скорости счета боковых детекторов и устанавливают направление на источник гамма-излучения.

Изобретение относится к области ведения радиационной разведки местности. Способ ведения воздушной радиационной разведки местности с использованием беспилотного летательного аппарата вертолетного типа заключается в измерении на высоте полета мощности дозы и приведении ее величины к интересующей высоте с использованием зависимости мощности дозы над радиоактивно загрязненной местностью от высоты измерения, при этом нахождение величины кратности ослабления гамма-излучения слоем воздуха проводится путем установления зависимости мощности дозы от высоты измерения, составленной по результатам измерения при вертикальном полете над обследуемой радиоактивно загрязненной местностью.

Изобретение относится к способам контроля радиационной обстановки и может быть использовано для контроля фонового уровня радиации вокруг АЭС. Сущность: осуществляют зондирование территорий АЭС, содержащих эталонные площадки с известным уровнем радиации.

Изобретение относится к контролю снимаемой альфа-загрязненности твэлов и может быть применено на объектах использования атомной энергии. Способ автоматического контроля снимаемой альфа-загрязненности твэлов содержит этапы, на которых твэл подают пошагово на позицию контактирования его поверхности с материалом, выполненным в виде тканевой ленты, которую также пошагово поперечно направляют к твэлу, при этом поверхность последнего механически плотно обжимают лентой снизу с нормированным усилием, не превышающим предела прочности тканевой ленты и твэла, но достаточным для сорбции в нее альфа-частиц, затем твэл протягивают через ленту до получения сухого мазка (пятна), снимают поджимающее механическое усилие и перемещают ленту с полученным пятном на шаг под установленный над ней α-детектор, регистрирующий наличие загрязненности, причем обзорная возможность детектора должна превышать размер пятна контакта, после чего уровень загрязнения твэла определяют в установленном порядке с использованием известного измерительного оборудования.

Изобретения относятся к системам и способам диагностической визуализации. Тайл содержит массив детекторов излучения для позитронно-эмиссионной томографии (PET), которые выполнены с возможностью формирования сигналов в ответ на прием событий излучения, и соответствующие электронные элементы; крепление, выполненное с возможностью установки тайла на крепежной конструкции с охлаждением с возможностью теплового обмена с ней и выполненное с возможностью размещения установочной поверхности тайла относительно крепежной конструкции с охлаждением.

Изобретение относится к лучевой терапии, а в частности к гарантии механического и дозиметрического качества в лучевой терапии. Прибор для унификации контроля качества механических и дозиметрических измерений в реальном времени в лучевой терапии содержит корпус, поверхность формирования изображения для приема множественных источников энергии, множественные источники энергии, включающие в себя оптические источники света и поля излучения; механизм для поворота, непосредственно соединенный с корпусом, так что поверхность формирования изображения вращается вокруг оси через изоцентр медицинского ускорителя, камеру для измерения и регистрации данных, связанных с множественными источниками энергии, при этом камера стационарна по отношению к поверхности формирования изображения; и систему зеркал, размещенных в корпусе, для направления множественных источников энергии от поверхности формирования изображения к камере.

Изобретение относится к области протонной радиографии, в частности к способу регистрации оптических изображений, сформированных с помощью протонного излучения, и может быть использовано в системах цифровой съемки для определения внутренней структуры объектов или исследования быстропротекающих процессов.

Изобретение относится к области выявления радиационной обстановки в окрестностях объектов атомной энергетики после аварийного выброса в атмосферу радиоактивных веществ.

Изобретение относится к медицине, а именно к медицинской диагностической технике и может быть использовано для определения плотности биоткани в патологическом очаге.

Изобретение относится к сцинтиллятору, который может быть использован в качестве детектора рентгеновского излучения в медицине, при досмотре вещей в аэропортах, досмотре грузов в портах, в нефтеразведке. Сцинтиллятор содержит кристалл CsI в качестве его основы и Tl, Bi и O, причем концентрация a Bi по отношению к Cs в кристалле составляет 0,001 атомной млн-1 ≤ a ≤ 5 атомных млн-1; и отношение (a/b) концентрации a Bi по отношению к Cs в кристалле к концентрации b O по отношению к I в кристалле составляет от 0,005⋅10-4 до 200⋅10-4. Сцинтиллятор имеет высокий выход при повышенных характеристиках послесвечения. 1 з.п. ф-лы, 4 ил., 1 табл., 12 пр.

Изобретение относится к области измерений активности радионуклидов радиометрическими методами. Способ определения активности радионуклидов, инкорпорированных в кожные покровы рук персонала отличается тем, что определение градуировочного коэффициента проводят с использованием типового радиометра (радиометра-дозиметра) и гамма-спектрометра, а также по результатам измерения пробы с конкретного рабочего места и активность радионуклидов, инкорпорированных в кожные покровы рук персонала, определяют по формуле А=(nр-nф)⋅Кр⋅(nмр-nфр)/(nм-nф), где А - активность радионуклидов, инкорпорированных в кожные покровы рук персонала, Бк; nр - скорость счета на гамма-спектрометре от поверхности кожного покрова руки, имп.⋅мин-1; nф - фоновая скорость счета на гамма-спектрометре в месте проведения измерений, имп.⋅мин-1; Кр - переводной коэффициент от единиц измерения радиометра в Бк; nмр - показания радиометра от сухого мазка, взятого на конкретном рабочем месте; nфр - показания фона радиометра в месте проведения измерений; nм - скорость счета от сухого мазка, взятого на конкретном рабочем месте, определенная на гамма-спектрометре, имп.⋅мин-1. Технический результат – повышение оперативности, снижение предела обнаружения активности радионуклидов, упрощение проведения контроля. 1 табл.

Изобретение относится к солнечно-земной физике и предназначено для краткосрочного прогноза регистрации корональных выбросов массы (КВМ) солнца. Способ краткосрочного прогноза регистрации коронального выброса массы основан на анализе временных и спектральных данных микроволнового солнечного излучения в период, предшествующий явлению КВМ, и включает операции, обусловленные процессами, охватывающими на начальном этапе значительную часть Солнца, с их последующей локализацией в центрах непосредственного формирования КВМ. Это обусловлено характером протекающих физических процессов, приводящих к событиям КВМ, и их отражением в солнечном микроволновом радиоизлучении. Технический результат – повышение эффективности получения достоверного прогноза о движении уже существующего коронального выброса массы. 3 ил.

Изобретение относится к способу измерения уровня безопасности содержащего радионуклиды сыпучего материала. Сыпучий материал засыпается на ленточный транспортер и подается на приемное устройство, причем сыпучий материал во время транспортировки проводится мимо первых датчиков, которые по ширине ленточного транспортера спектрометрически измеряют гамма-излучение. Для того чтобы при высокой пропускной способности иметь возможность выполнять точное определение радиоактивности, предусмотрены следующие шаги способа: определение соотношения радионуклидов в сыпучем материале перед засыпкой на ленточный конвейер, учитывая по меньшей мере один эталонный нуклид, вычисление радиоактивности сыпучего материала на основе измеренных при помощи первых датчиков гамма-лучей и их интенсивностей, учитывая один или несколько эталонных нуклидов, имеющихся в радионуклидах, проверка определенного ранее соотношения радионуклидов и/или измеренной радиоактивности при помощи измеряющих α- и/или β-излучение вторых датчиков, которые расположены над ленточным транспортером. 16 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к области радиоэкологического мониторинга районов мирных подземных ядерных взрывов в пределах нефтегазоносных бассейнов, в частности к малогабаритным устройствам пробоподготовки горючих природных газовых проб в полевых условиях и перевода опасных для транспортировки горючих природных газовых проб в безопасные водные образцы для дальнейшего определения в них содержания трития в лабораторных условиях методом жидкостно-сцинтилляционной спектрометрии. Устройство включает последовательно установленные в едином корпусе и взаимосвязанные компрессор подачи горючего природного газа или попутного нефтяного газа в инжекционную горелку, водоохлаждаемый конденсатор и контейнер для сбора конденсата водяного пара - конденсированных продуктов горения, при этом инжекционная горелка установлена таким образом, что сопло ее направлено вертикально вниз для подачи продуктов горения во входное отверстие установленного ниже по ее оси водоохлаждаемого конденсатора, а держатель горелки прикреплен к конденсатору с возможностью изменения расстояния между выходом горелки и входом продуктов горения в конденсатор от 4,7 до 5,0 см в зависимости от состава горючего газа. Водоохлаждаемый конденсатор выполнен в виде дугообразно изогнутой под прямым углом трубки с внутренним диаметром не более 15 мм, переходящей в вертикальную трубку, высотой не более 20 см и внутренним диаметром не более 40 мм, закрытую воронкообразным днищем с отверстиями для слива конденсированных продуктов горения в нижеустановленный контейнер. Внутри вертикальной трубки конденсатора соосно установлена охлаждаемая трубка, на которой также соосно установлены по крайней мере три конуса с коаксиальным зазором не менее 2 мм между внутренней поверхностью конденсатора и внешними краями конусов. Техническим результатом является получение конденсата водяного пара в полевых условиях, безопасного для перевозки любым видом транспорта, в стационарную лабораторию, исключая необходимость транспортировки газовой пробы в стальных баллонах. 3 ил.

Группа изобретений относится к области формирования рентгеновских изображений в многокадровом режиме. Рентгеновская система содержит источник рентгеновского излучения; детектор изображения; монитор; устройство ввода, выполненное с возможностью предоставления координат, относящихся к рентгеновскому изображению, отображаемому на мониторе; контроллер, соединенный с устройством ввода, причем контроллер выполнен с возможностью определения по меньшей мере одной области исследования (ОИ) на отображаемом изображении на основании координат, предоставленных указанным устройством ввода; коллиматор, выполненный с возможностью подвергать различные зоны пациента различным уровням излучения в соответствии с определенной областью исследования (ОИ); блок обработки изображений, соединенный с детектором и монитором, причем блок обработки изображений выполнен с возможностью обработки изображения, фиксируемого посредством коллиматора, путем коррекции по меньшей мере одной части изображения, находящейся за пределами одной ОИ, в соответствии с ранее полученными данными, содержащими часть изображения, которая находилась в одной бывшей ОИ, используя функцию коррекции тона. Технический результат – повышение точности коррекции тона на основании ранее полученных данных ОИ. 3 н. и 4 з.п. ф-лы, 33 ил., 5 табл.

Изобретение относится к области дозиметрии, а именно к способу осуществления, поиска и обнаружения источников гамма-излучения. Способ поиска и обнаружения источников гамма-излучения в условиях неравномерного радиоактивного загрязнения дополнительно содержит этапы, на которых определяют источник с максимально активным излучением, проводят замер мощности излучения коллимированным детектором и одновременно определяют расстояние до источника с помощью детекторного лазерного дальномера, при этом оси коллимированного детектора и лазерного дальномера направляют параллельно с разнесением по горизонтали, регистрируют показания лазерного дальномера и значение дозы мощности, фиксируемой детектором, затем на основании этих данных вычисляют мощность дозы излучения реального источника, после чего для проверки адекватности измеренного расстояния до источника излучения перемещают ось нацеливания дальномера на величину разнесения по горизонтали, повторно измеряют и регистрируют расстояние, результаты поочередных измерений расстояния сравнивают и при расхождении в замерах в пределах погрешности лазерного дальномера информацию признают достоверной. Технический результат – повышение точности измерения расстояния до источника. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Группа изобретений относится к медицинской визуализации, а именно к позитронно-эмиссионной томографии (ПЭТ). Система ПЭТ содержит память, сконфигурированную с возможностью непрерывной записи обнаруживаемых совпадающих пар событий, обнаруживаемых ПЭТ-детекторами, опору субъекта для поддержки субъекта и перемещения в режиме непрерывного движения через поле видения ПЭТ-детекторов, группирующий блок для группировки записанных совпадающих пар в каждый из множества пространственно ограниченных виртуальных кадров на основании времяпролетной информации, при этом обнаруженные события некоторых из обнаруженных совпадающих пар событий расположены в двух разных виртуальных кадрах, и группирующий блок распределяет совпадающую пару событий одному из двух виртуальных кадров, и блок реконструкции сгруппированных совпадающих пар каждого виртуального кадра в изображение кадра и объединения изображений кадров в общее удлиненное изображение. Способ ПЭТ содержит этапы, на которых перемещают субъект на опоре субъекта непрерывно через поле видения ПЭТ-детекторов, группируют записанные совпадающие пары событий в каждый из множества пространственно ограниченных виртуальных кадров на основании времяпролетной информации, при этом этап группирования включает в себя этап, на котором распределяют совпадающие пары одному из двух виртуальных кадров там, где обнаруженная совпадающая пара событий находится в двух разных виртуальных кадрах, реконструируют сгруппированные совпадающие события каждого виртуального кадра в общее удлиненное изображение. Система времяпролетной ПЭТ содержит решетку ПЭТ-детекторов, которая обнаруживает и записывает совпадающие события в режиме списка, опору субъекта, один или более процессоров, сконфигурированных с возможностью группировки записанных совпадающих пар событий в один из множества пространственно ограниченных виртуальных кадров, когда совпадающие события одной из совпадающих пар событий сгруппированы в смежные виртуальные кадры, распределения указанных обоих совпадающих событий общему виртуальному кадру на основании времяпролетной информации, реконструкции изображения кадра из каждого виртуального кадра и объединения изображений кадра в непрерывное удлиненное изображение. Использование изобретений позволяет получить распределенную реконструкцию данных в режиме списка при непрерывном движении стола. 3 н. и 12 з.п. ф-лы, 4 ил.

Группа изобретений относится к средствам радиохимического нейтронно-активационного анализа (НАА) процессов очистки воздуха (воздушной смеси) от различного рода токсичных примесей фильтрующими и фильтрующе-поглощающими элементами средств защиты органов дыхания и иных устройств очистки воздуха. Способ оценки степени эффективности защитного действия фильтрующих элементов или устройств содержит этапы, на которых активируют пробу токсичного вещества потоком тепловых нейтронов, смешивают активированную пробу токсичного вещества с атмосферным воздухом, подают подготовленную воздушную смесь под давлением на фильтрацию, фильтруют подготовленную воздушную смесь через фильтрующие элементы или устройства, при этом регистрируют импульсы срабатывания детекторов гамма-излучения воздушной смеси до, во время и после фильтрации, выводят отфильтрованную смесь в окружающую среду и по отношению интенсивностей срабатывания детекторов гамма-излучений в подготовленной и отфильтрованной смесях оценивают эффективность защитного действия фильтрующих элементов или устройств. Технический результат – обеспечение возможности испытания и получения качественной и/или количественной информации о степени эффективности защитного действия фильтрующих элементов, а также средств защиты органов дыхания и иных устройств очистки воздуха. 2 н. 15 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к разделению или сортировке рудных материалов сухим способом, в частности к сухому обогащению алмазосодержащей руды с применением радиационных методов, а именно с измерением вторичной эмиссии характерного ядерного гамма-излучения, возникающего под действием быстрых меченых нейтронов. Достигаемый результат – повышение производительности сортировки за счет возможности обнаружения алмаза скрытого в куске руды до ее дробления, что позволяет предотвратить повреждение крупных алмазов. Сепаратор для сухого обогащения алмазосодержащей руды содержит систему подачи руды, предназначенную для подачи алмазосодержащей руды в нейтронный блок, Нейтронный блок снабжен нейтронным генератором, предназначенным для генерации потока меченых нейтронов и альфа-частиц, в который встроен многоэлементный альфа-детектор. Сепаратор также содержит две группы детекторов гамма-излучения. Детекторы первой группы расположены вокруг и вне потока меченых нейтронов и снабжены защитой от прямого попадания в них потока меченых нейтронов. Детекторы второй группы расположены в пределах потока меченых нейтронов, прошедшего через сосуд с алмазосодержащей рудой. Система подачи руды снабжена по меньшей мере одним сосудом, имеющим в сечении форму, соответствующую форме сечения потока меченых нейтронов, выполненным с возможностью содержания порции алмазосодержащей руды, подлежащей облучению в нейтронном блоке. Поток меченых нейтронов в нейтронном блоке имеет форму усеченной пирамиды и соответственно сосуд тоже имеет форму усеченной пирамиды. Система разделения выполнена с возможностью направлять облученную в сосуде порцию алмазосодержащей руды либо в концентрат, либо в хвосты по команде системы управления в зависимости от выявленного системой анализа данных наличия или отсутствия алмаза(ов) в упомянутой порции алмазосодержащей руды. 2 н. и 15 з.п. ф-лы, 8 ил.

Изобретение относится к области радиационного контроля, а именно к способам измерения бета-радиоактивности тритиевой мишени в запаянных нейтронных трубках. Сущность изобретения заключается в том, что неизвестную радиоактивность тритиевой мишени Анеизвестная в нейтронной трубке определяют, используя полученное значение бета-тока, по формулеАнеизвестнаяKM⋅Iβ,где KM - калибровочный коэффициент, для определения которого берут n нейтронных трубок данного типа с известной радиоактивностью тритиевых мишеней АMi, для каждой трубки регистрируют значения бета-тока Iβi и на основании полученных значений определяют Км по формуле где, - средние значения величин Iβi и AMi, - среднее значение произведения величин AMi и Iβi, - среднее значение квадрата величины Iβi.Технический результат – определение радиоактивности тритиевой мишени внутри запаянной нейтронной трубки без вскрытия корпуса трубки и демонтажа мишени. 3 ил., 1 табл.

Наверх