Способ измерения дозы посредством детектора излучения, в частности детектора рентгеновского излучения или гамма-излучения, используемого в спектроскопическом режиме, и система для измерения дозы с применением такого способа

Группа изобретений относится к способу измерения дозы посредством детектора излучения, в частности детектора рентгеновского излучения или гамма-излучения. Способ измерения поглощенной дозы заключается в том, что выбирают диапазон энергий и тип дозы Н, используют детектор излучения заданного типа, устанавливают измеренные детектором спектры для различного излучения заданного типа, энергии которого находятся в выбранном диапазоне энергий и соответствующие дозы известны, и устанавливают на основе этих спектров весовую функцию, которая определяет соответствие между средним приращением дозы и средней энергией, поглощенной детектором. Технический результат – измерение поглощенной дозы в реальном времени в широком диапазоне энергий падающего излучения. 2 н. и 5 з.п. ф-лы, 5 ил.

 

Область техники, к которой относится изобретение

Настоящее изобретение относится к способу измерения дозы посредством детектора излучения, в частности детектора рентгеновского излучения или гамма-излучения.

Изобретение относится также к системе для измерения дозы с использованием этого способа.

Изобретение применимо, в частности, в области проточной цитометрии, в физике высоких энергий и в области контрольно-измерительной аппаратуры для ядерной физики.

Уровень техники

Международные организации определили многочисленные дозиметрические величины: в частности, поглощенную дозу, индивидуальную дозу на глубине 10 мм или 70 мкм от поверхности тела, дозу в однонаправленном потоке (направленная доза), по нормали к поверхности или во всенаправленном потоке. Эти величины в общем случае основаны на выражении дозы, поглощенной рассматриваемой средой (часто - мягкими тканями тела) в конкретной точке фантома, форма и природа которого определены соответствующими регулятивными органами.

При проектировании дозиметра, позволяющего измерять какую-либо из этих величин, рекомендуется, насколько это возможно, приблизиться к налагаемым условиям или увеличить количество приборов, чтобы корректировать их характеристики.

Далее будут рассмотрены разнообразные известные способы дозиметрии.

В рентгеновской дозиметрии высоких энергий (в области лучевой терапии) обычно используются детекторы на основе заполненных воздухом ионизационных камер. Воздух является средой, эквивалентной тканям тела для взаимодействия с излучением в диапазоне энергий фотонов от 100 кэВ до нескольких МэВ. При проведении абсолютной дозиметрии ионизационные камеры погружают в воду (фантом, эквивалентный тканям тела человека). Такое использование ионизационных камер и их свойства делают такие камеры превосходными устройствами для измерения поглощенных доз.

Для дозиметрии пациентов, проходящих лучевую терапию, в качестве детекторной среды обычно используют кремний - материал, не эквивалентный тканям тела. Характеристику кремния корректируют посредством уравновешивающего колпака, позволяющего поместить детектор на нужной «виртуальной» глубине и компенсирующего характеристику детектора. В таких условиях дозиметр калибруют для конкретной глубины, конкретных характеристик (качества) излучения и в заданном направлении.

В случае дозиметрии облучения людей, работающих с радиоактивными материалами, диапазон энергий совершенно отличается от диапазона, используемого в лучевой терапии. Для дозиметрии используются пассивные карточки (бейджики), имеющие в общем случае несколько площадок, содержащих несколько пленок или других чувствительных материалов, таких как фторид лития, например. На каждую площадку нанесено конкретное уравновешивающее покрытие. Одновременное использование информации, предоставляемой каждым из нескольких различных детекторов, позволяет вывести искомую величину.

В US 5572028 описана многоэлементная дозиметрическая система. US 6423972 описывает способ и устройство для определения спектров нейтронов с использованием по меньшей мере двух подходящих детекторов. В дальнейшем будут использованы ссылки на оба этих документа.

Далее, некоторые дозиметры используют спектр, измеряемый детектором, обычно твердотельным детектором или детектором на основе сцинтиллирующих кристаллов. Спектр получают в течение заданного промежутка времени и обычно анализируют для оценки плотности потока падающих частиц: при этом применяют спектральную деконволюцию. Таким образом, можно с учетом характеристик пересчета, заданных международными организациями, определить поглощенную дозу, выраженную в нужных единицах измерения.

В этом состоит способ коррекции характеристики посредством спектральной деконволюции. Способ дозиметрии, использующий такую деконволюцию, известен также из следующего документа: US 2009/0127468. Способ спектрометрической фотонной дозиметрии для рентгеновского и гамма-излучения (Method for the spectrometric photon dosimetry for X-ray and gamma radiation).

Эти известные способы применяются для апостериорной обработки сигнала и потому не позволяют измерять поглощенную дозу в реальном времени - по меньшей мере в очень широком диапазоне энергий падающего излучения.

Раскрытие изобретения

Одним из объектов настоящего изобретения является преодоление указанного выше недостатка. Для этого изобретение использует, в отличие от перечисленных известных способов, весовую функцию, устанавливаемую раз и навсегда.

Точнее, одним из объектов настоящего изобретения является создание способа измерения поглощенной дозы, отличающего тем, что:

- выбирают диапазон энергий,

- выбирают тип дозы Н,

- используют детектор излучения конкретного типа,

- получают спектры (dn/dE)s, измеряемые детектором, для различных падающих излучений конкретного рассматриваемого типа S, соответствующие энергии которых находятся в пределах выбранного диапазона и соответствующие дозы HS которых известны (в результате измерений или вычислений), и

- на основе этих спектров (dn/dE)s устанавливают весовую функцию F(E), представляющую соответствие между средним приращением дозы и средней энергией Е, поглощенной детектором, что позволяет человеку, имеющему дозиметр, идентичный детектору излучения рассматриваемого конкретного типа, использованному для установления весовой функции F(E), в любой момент времени знать среднюю мощность поглощенной дозы, выраженную величиной Н.

Согласно настоящему изобретению используется только один детектор излучения конкретного типа (изобретение основано на спектроскопическом способе), тогда как для способов, описываемых в US 5572028 и US 6423972, требуются по меньшей мере два детектора. Более того, способ, описываемый в US 5572028, не позволяет получать спектры, как это делается согласно настоящему изобретению: этот известный способ не способен измерять спектры поглощенной энергии. Более того, в этом способе не обсуждается возможность устанавливать на основе полученных спектров такую весовую функцию, какая используется в настоящем изобретении: весовые коэффициенты измеряют на основе величин L1, L2…, каждая из которых пропорциональна суммарной энергии, поглощенной одним из используемых детекторов. Способ согласно US 6423972 представляет собой всего лишь вариант способа согласно US 5572028 для нейтронных потоков.

Согласно предпочтительному варианту способа, являющегося объектом настоящего изобретения, самая низкая энергия используемого диапазона энергий меньше 50 кэВ.

Предпочтительно выбранным типом дозы Н является доза Hp (0.07) (глубинная доза для глубины 70 мкм).

Согласно предпочтительному варианту настоящего изобретения детектор представляет собой детектор рентгеновского излучения и гамма-излучения.

Предпочтительно, детектор выбирают из группы устройств, содержащей многопиксельные счетчики фотонов, кремниевые детекторы и пары сцинтиллятор-фотоэлектронный умножитель (ФЭУ).

Единая весовая функция F(E) может быть задана путем решения, одновременно для всех видов излучений S, уравнения:

для каждого вида излучения S, где HS представляет дозу, ассоциированную с излучением S, (dn/dE)S представляет количество отсчетов, зарегистрированных при энергии Е для излучения S, и ΔЕ представляет шаг измерения энергии для спектра (это отмечено здесь из соображений однородности единиц измерения).

Настоящее изобретение также относится к системе для измерения дозы, использующей способ, являющийся объектом настоящего изобретения, эта система содержит:

- дозиметр, идентичный детектору излучения конкретного рассматриваемого типа, этот дозиметр способен генерировать сигналы, представляющие воспринимаемое им излучение, и

- электронное процессорное устройство, в котором записана весовая функция F(E) и которое обрабатывает сигналы, генерируемые дозиметром, и определяет в любой момент времени среднюю поглощенную дозу.

Краткое описание чертежей

Настоящее изобретение будет лучше понято после прочтения приведенного далее описания примеров вариантов, служащего исключительно индикации и никоим образом не ограничивающего объема изобретения, и со ссылками на прилагаемые чертежи, на которых:

фиг. 1 схематично иллюстрирует поглощение некоторой дозы излучения в конкретной рассматриваемой детекторной среде,

фиг. 2 схематично иллюстрирует поглощение этой дозы в другой среде, для которой предпринимаются попытки измерить дозу Н,

фиг. 3 представляет схематичный вид оборудования, позволяющего определить весовую функцию,

фиг. 4 представляет схематичный вид конкретного варианта являющейся объектом настоящего изобретения системы для измерения дозы, и

фиг. 5 показывает график примера весовой функции.

Варианты осуществления изобретения

Далее приведены различные примеры способа, являющегося объектом настоящего изобретения.

Этот способ позволяет дозу, поглощенную в рассматриваемой детекторной среде, (см. фиг. 1, которая соответствует практической ситуации и на которой падающее излучение обозначено поз. 4, а производственный персонал, или эквивалентный фантом, обозначен поз. 6) перенести в другую среду, для которой пытаются измерить первоначальную величину Н, например, Нр (0.07 Ω), в точке 8 (см. фиг. 2, которая соответствует теоретической ситуации, определенной регулятивными органами, и на которой падающее излучение обозначено поз. 10, а поз. 12 представляет фантом).

Эта первоначальная величина необязательно доступна экспериментально. С этой целью способ применяет коррекцию посредством спектральной деконволюции без того, чтобы сталкиваться с недостатками или ограничениями этого способа. В частности, должно быть понятно, что попытки оценить поток падающих частиц не предпринимаются вовсе.

Согласно настоящему изобретению регистрируют энергию Ed[i] (выраженную в произвольных единицах (AU)), поглощенную в результате каждого взаимодействия падающей частицы (рентгеновского фотона или гамма-фотона) в детекторе 2 (фиг. 1), и корректируют эту поглощенную энергию с использованием передаточной функции F или весовой функции, определяемой посредством калибровки, в тех же самых единицах, в каких измерена падающая энергия. Величина F(Ed[i]) тогда соответствует приращению дозы, создаваемому падающим излучением в теоретической ситуации (фиг. 2), где должна быть измерена начальная величина Н.

Для определения весовой функции детектор облучают группой потоков излучения, охватывающих весь предполагаемый диапазон энергий. Предлагается, что этот диапазон энергий должен представлять предполагаемые условия использования дозиметра и что должна быть возможность измерить или вычислить желаемую величину Н в эталонных условиях и для этого диапазона энергий.

Таким образом, для каждой спектральной составляющей S, соответствующей одному из потоков излучения в группе, имеет место знание результата воздействия искомой дозы HS (в грэях или зивертах, например) и спектра (dn/dE)s, которые были зарегистрированы посредством детектора. Обозначение (dn/dE)s более точно представляет число отсчетов, зарегистрированных при энергии Е (или какую-либо другую эквивалентную величину, выраженную в произвольных единицах), это число разделено на шаг измерений (энергию или другую эквивалентную величину, выраженную в произвольных единицах) для падающего спектра S.

Тогда вычисляют функцию F(E) таким образом, что выполняется соотношение:

для любого спектра S,

где ΔЕ представляет шаг измерений энергии, просто отмеченный здесь для сохранения однородности единиц измерения.

Необходимо отметить следующие моменты:

1. Характеристика линейна относительно числа отсчетов, что гарантирует линейность системы уравнений, соответствующей указанному выше равенству, для любой другой доставленной дозы.

2. Функция F(E) необязательно существует. Рассматриваемая система очень сильно переопределена и в общем случае не имеет решения. Например, если есть 10 эталонных спектров, зарегистрированных по 1024 каналам, рассматриваемая система содержит 1024 неизвестных для 10 уравнений. Следовательно, либо функция может быть разложена на биты, либо эта функция может быть определена на полиномиальной основе и т.п.…, в предположении, что число неизвестных, которые нужно определить, не больше числа эталонных спектров, решение может быть найдено, например, методом наименьших квадратов.

3. Функция F(E) имеет целью коррекцию нелинейностей, проявляющихся в зависимости энергии, приносимой падающим излучением. Эти нелинейности могут иметь:

a) физическую природу, связанную, например, с неэквивалентностью способа определения излучения относительно тканей тела, абсолютным и неизбежным отсутствием фантома сзади детектора, или тем фактом, что детекторная среда не находится на подходящей глубине и/или не имеет подходящих размеров,

b) или быть следствием особенностей эксперимента, т.е. быть связаны с самим детектором или с электронными схемами считывания и обработки сигналов детектора.

4. Функция F(E) является однородной относительно единиц искомой величины Н, разделенной на число отсчетов. Таким образом, она может быть выражена, например, в зивертах на отсчет или в грэях на отсчет.

5. База первоначальных спектров может быть любой. Предпочтительно она может охватывать всю предполагаемую область энергий и, тем самым, быть настолько насыщенной, насколько это возможно. Для этого было бы лучше иметь большое число источников излучения, отличных один от другого, и спектры для этих источников, измеренные в детекторе, вместо того, чтобы иметь один результат, относящийся к сочетанию этих источников излучения.

В любом случае, если не всегда имеется функция, удовлетворяющая приведенному выше равенству, можно аппроксимировать ее с заданной точностью, например, путем изменения природы детекторной среды.

Наконец, следует отметить, что рассматриваемую весовую функцию или корректирующую функцию устанавливают раз и навсегда для диапазона детекторов и для рассматриваемой искомой величины Н. Она должна иметь возможность переноса на все дозиметры, обладающие такой же геометрией и такой же детекторной средой и измеряющие эту величину Н.

Калибровка детектора может быть очень короткой. Достаточно подвергнуть его в течение заданного времени воздействию заданного радиоактивного источника, активность которого является стабильной. Поэтому необходимо и достаточно обеспечить стабильность измерений энергии детектором. Действительно, этот детектор работает в импульсном режиме, так что стабильность измеренного числа отсчетов гарантируется отсутствием насыщения интенсивности счета. Достаточно подобрать размеры источника таким образом, чтобы не происходило насыщение детектора.

После того, как установлена корректирующая функция, дозиметр работает в импульсном режиме и для каждого взаимодействия i регистрирует поглощенную этим дозиметром энергию Ed[i]. Следовательно, с использованием вычислительного устройства, ассоциированного с детектором, можно:

(а) накапливать отсчеты спектра на промежутке времени продолжительностью ΔT и в конце этого периода вычислить искомую величину:

(b) или вычислить для каждого взаимодействия приращение дозы:

Средняя мощность дозы соответствует разности между конечной и начальной дозами, разделенной на продолжительность периода интегрирования. Даже в этом случае, замечено, что при продолжительном периоде накопления второе решение (b) позволяет подать экстренный аварийный сигнал в случае обнаружения высокой или опасной мощности дозы.

Далее будет рассмотрен другой пример настоящего изобретения.

Для измерения поглощенных доз выбирают диапазон энергий [Emin; Emax], где энергия Emin ниже 50 кэВ, например, только для иллюстрации и никоим образом не для ограничения, Еmin=10 кэВ и Emax=1 МэВ; выбирают тип мощности дозы Н, например Hp (0.07); используют детектор рентгеновского излучения и гамма-излучения, который может представлять собой многопиксельный счетчик фотонов или МРРС®, или кремниевый детектор или пару сцинтиллятор-ФЭУ; измеряют этим детектором спектры S для различных источников падающего рентгеновского и гамма-излучения, энергии которых находятся в пределах выбранного диапазона и соответствующие дозы которых известны, и на основе этих спектров S устанавливают весовую функцию F(E), представляющую собой соответствие между средним приращением дозы и средней энергией Е, поглощенной детектором.

Устройство, позволяющее определить функцию F(E), схематично показано на Фиг. 3. Здесь изображен детектор 14, например, типа МРРС®, оснащенный пластиковым сцинтиллятором.

Устройство работает в импульсном режиме благодаря наличию подходящих компонентов, не показанных на чертеже. Детектор 14 последовательно облучают различным излучением S. Для этого последовательно помещают соответствующие источники излучения напротив детектора 14. На фиг. 3 показан один из таких источников 16, испускающий излучение 18. Детектор 14 соединен с электронным процессорным устройством 20, обрабатывающим сигналы, генерируемые детектором под воздействием различного излучения S, устанавливающим различные соответствующие спектры (dn/dE)s и определяющим функцию F(E).

На фиг. 4 схематично представлена система для измерения дозы, являющаяся объектом настоящего изобретения. Система содержит дозиметр 22, идентичный детектору 14, показанному на фиг. 3. Таким образом, это детектор типа МРРС®, оснащенный сцинтиллятором. Дозиметр 22 способен генерировать сигналы, представляющие воспринимаемое им излучение 23. Человек, снабженный таким дозиметром, не показан. Система, изображенная на фиг. 4, также содержит электронное процессорное устройство 24, в котором хранится весовая функция F(E) и которое обрабатывает сигналы, генерируемые дозиметром 22, и определяет в любой момент времени среднюю поглощенную дозу, полученную человеком. Устройство 24 содержит компоненты 26 для представления на дисплее результатов вычислений, выполненных этим устройством 24.

Пример весовой функции схематично показан на фиг. 5. По оси абсцисс отложено число Nph фотоэлектронов, испускаемых сцинтиллятором при взаимодействии с излучением и измеряемых счетчиком МРРС®, а по оси ординат отложена величина D*, представляющая собой результат деления дозы на число отсчетов, выраженный в микрозивертах на отсчет (μSv/cps).

Для определения этой функции были использованы пять источников излучения, характеристики которых приведены в таблице ниже:

В этом примере весовую функцию искали в следующей форме:

где Ср представляет число каналов процессорного устройства 24 и С0 соответствует каналу, представляющему нулевую энергию в этом устройстве.

Использованные источники позволили получить следующие коэффициенты:

а0=0.001173049

а1=0.000641594

а2=0.041835963

а3=0.080156831

a4=0.042976988

а5=0.003726018

a6=0.000000002

С0=4.965286421

На основе этих коэффициентов была выведена функция F, график которой представлен на фиг. 5.

Затем могут быть проведены лабораторные испытания для подстройки полученной таким способом калибровочной функции F таким образом, чтобы характеристика детектора, ассоциированного с этой функцией F, была, насколько это возможно, близка к характеристике дозиметра, представляющего дозу, эквивалентную дозе Hp (0.07). Эта калибровка, таким образом, объединяет калибровку, выполненную в лаборатории, с характеристикой пассивного дозиметра по энергии.

В приведенных здесь примерах настоящего изобретения преимущественно рассматривалась доза Hp (0.07). Однако настоящее изобретение использованием этой дозы Hp (0.07) не ограничивается. Оно может быть реализовано для эквивалентной дозы Н любого другого типа.

Более того, в примерах настоящего изобретения, приведенных выше, рассматривались измерения только рентгеновского излучения и гамма-излучения. Однако настоящее изобретения может быть реализовано для измерения излучения другого типа и, в частности, для электронного излучения и фотонного излучения.

Специалисты в рассматриваемой области могут приспособить приведенные здесь примеры к принципам измерения излучения какого-либо другого типа, независимо от того, отличаются ли эти принципы по характеру излучения (нейтроны, протоны, …) или по виду измеряемой величины (дозиметрия или измерения потока).

1. Способ измерения поглощенной дозы, характеризующийся тем, что:

- выбирают диапазон энергий,

- выбирают тип дозы Н,

- используют детектор излучения (14) заданного типа,

- определяют измеренные указанным детектором спектры (dn/dE)s для различных падающих излучений заданного типа S, при этом соответствующие энергии излучений попадают в выбранный диапазон и соответствующие дозы излучений известны,

- на основе указанных спектров (dn/dE)s устанавливают весовую функцию F(E), представляющую соответствие между средним приращением дозы и средней энергией Е, поглощенной детектором (14), и

- измеряют среднюю мощность поглощенной человеком дозы, выраженную величиной Н, посредством дозиметра, идентичного детектору излучения указанного заданного типа, который использован для установления весовой функции F(E).

2. Способ по п. 1, в котором наименьшая энергия выбранного диапазона энергий меньше 50 кэВ.

3. Способ по п. 1, в котором выбранный тип дозы Н представляет собой дозу Hp (0.07).

4. Способ по п. 1, в котором детектор (14) представляет собой детектор рентгеновского и гамма-излучения.

5. Способ по п. 4, в котором детектор (14) выбирают из совокупности детекторов, содержащей многопиксельные счетчики фотонов, кремниевые детекторы и пары сцинтиллятор-фотоумножитель.

6. Способ по п. 4, в котором весовую функцию устанавливают путем решения уравнения:

для каждого излучения S, где HS представляет дозу, ассоциированную со спектром S, (dn/dE)S представляет число отсчетов, зарегистрированных с энергией Е для излучения S, и ΔЕ представляет шаг измерения энергии для спектра.

7. Система для измерения дозы с использованием способа по любому из пп. 1-6, содержащая:

- дозиметр (22), идентичный детектору излучения заданного типа, причем указанный дозиметр способен генерировать сигналы, представляющие принятое им излучение, и

- электронное процессорное устройство (24), в котором хранится весовая функция F(E) и которое выполнено с возможностью обрабатывать сигналы, генерируемые дозиметром, и определять в любой момент времени среднюю поглощенную дозу.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к датчикам и устройствам для определения ионизирующих излучений и/или ионизирующих частиц. Изобретение представляет собой датчик ионизирующего излучения и/или ионизирующих частиц или устройство с таким датчиком, включающим в себя: первый электрод; два вторых электрода, размещенные около первого электрода; и вычитающий модуль, выполненный с возможностью получения и вывода сигнала, соответствующего разности электрических потенциалов и/или токов вторых электродов.

Группа изобретений относится к области измерительной техники, а именно к радиометрии фотонов, и может быть использована при обнаружении ядерных и радиоактивных материалов на контрольно-пропускных пунктах предприятий, где используются, хранятся или (и) перерабатываются радиоактивные нуклиды.

Группа изобретений относится к области измерительной техники, а именно к радиометрии фотонов, и может быть использована при обнаружении ядерных и радиоактивных материалов на контрольно-пропускных пунктах предприятий, где используются, хранятся или (и) перерабатываются радиоактивные нуклиды.
Изобретение относится к области дозиметрии. Способ индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения профессиональных работников на основе Байесовского подхода, который содержит: этап из серии индивидуальных измерений активности радионуклидов в биологических объектах; этап получения информации о пути и скорости поступления радионуклида в организм работника; этап определения физико-химических свойств радионуклида для периодов времени контроля с использованием априорных распределений параметров периода контроля; этап использования биокинетических моделей поведения радионуклида в организме условного работника в зависимости от физико-химических свойств, связанных с измеряемыми биологическими объектами; этап использования методики выполнения расчетов в компьютерной программе, ее реализующей.

Изобретение относится к области биосовместимых эпр датчиков дозиметра накопленной дозы ионизирующих излучений (ИИ). Материал датчика для эпр дозиметрии ионизирующих излучений на основе зубной эмали животного, отличающийся тем, что содержит пробу эмали зуба свиньи и дополнительно связующее и парамагнитное вещества при следующих количественных соотношениях, мас.%: проба зубной эмали свиньи 80-87 связующее вещество 12,9-19,8 парамагнитное вещество 0,1-0,2, при этом в качестве пробы зубной эмали свиньи используют порошок с размерами крупинок от 0,1 мм до 0,3 мм.

Изобретение относится к области ядерного приборостроения и может быть использовано при создании измерителей мощности дозы гамма-излучения ядерной энергетической установки, размещаемой на космическом аппарате.

Использование: для проверки и градуировки радиометров и дозиметров при их массовом производстве. Сущность заключается в том, что устройство для градуировки и поверки дозиметров состоит из коромысла, стойки, на которой крепится заслонка, стойка опирается на конец коромысла, уравновешенного грузом, и шарнирно соединена со штангой, которая другим концом также шарнирно соединена с корпусом свинцового контейнера под определенным углом, обеспечивающим плотное примыкание заслонки к поверхности контейнера.

Изобретение относится к измерительной технике, а именно к дозиметрам и радиометрам, и может быть использовано в схемах и устройствах измерения интенсивности электромагнитных и ионизирующих излучений и/или индикации опасного уровня радиационного фона окружающей среды, а также накопленных уровней радиации, включая альфа, бета излучение, протоны, нейтроны, гамма и рентген диапазоны.

Изобретение относится к области измерений рентгеновского излучения, в частности относится к устройству индикации для осведомления о дозе для определения данных по индивидуальной дозе штатного сотрудника во время рентгеновского исследования диагностического или интервенционного типа представляющего интерес объекта.

Изобретение относится к техническим средствам, а именно к устройствам измерения дозы низкоэнергетического ионизирующего излучения в условиях открытого космического пространства во время орбитальных полетов летательных аппаратов вокруг Земли.

Группа изобретений относится к способу измерения дозы посредством детектора излучения, в частности детектора рентгеновского излучения или гамма-излучения. Способ измерения поглощенной дозы заключается в том, что выбирают диапазон энергий и тип дозы Н, используют детектор излучения заданного типа, устанавливают измеренные детектором спектры для различного излучения заданного типа, энергии которого находятся в выбранном диапазоне энергий и соответствующие дозы известны, и устанавливают на основе этих спектров весовую функцию, которая определяет соответствие между средним приращением дозы и средней энергией, поглощенной детектором. Технический результат – измерение поглощенной дозы в реальном времени в широком диапазоне энергий падающего излучения. 2 н. и 5 з.п. ф-лы, 5 ил.

Наверх