Защитный экран для рентгеновской установки
Изобретение относится к защитному экрану для рентгеновской установки. Предусмотрен источник рентгеновского излучения; защитный экран, ослабляющий рентгеновское излучение, содержащий вытянутую полость для вмещения источника рентгеновского излучения и участок для вмещения образца; защитный экран, ослабляющий нейтронное излучение; и защитный экран, ослабляющий гамма-излучение. В защитном экране для рентгеновской установки защитный кран, ослабляющий нейтронное излучение, примыкает и, по существу, окружает защитный экран, ослабляющий рентгеновское излучение, а защитный экран, ослабляющий гамма-излучение, примыкает и, по существу, окружает защитный экран, ослабляющий нейтронное излучение. В некоторых вариантах осуществления предлагается выдвижное устройство для загрузки образцов в вытянутую полость, которое состоит из примыкающих блоков материала, где каждый соответствующий блок имеет толщину и состав, который, по существу, совпадает с толщиной и составом защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение, и защитного экрана, ослабляющего гамма-излучение. Техническим результатом является повышение радиационной безопасности при использовании рентгеновской установки для гамма-активационного анализа. 19 з.п. ф-лы, 3 ил.
Область техники, к которой относится изобретение
Описанные в данном документе варианты осуществления обычно относятся к защитному экрану от высокоэнергетического источника рентгеновского излучения большой мощности. Здесь термин «высокоэнергетический» обозначает рентгеновские излучения с энергиями, составляющими несколько МэВ. В частности, варианты осуществления относятся к защитному экрану от источника рентгеновского излучения, где источник рентгеновского излучения предназначен для гамма-активационного анализа. Особые сферы применения связаны с использованием источника рентгеновского излучения для анализа образцов минеральных руд на золото и другие ценные элементы, в частности серебро, медь и свинец. Кроме того, предлагается способ оптимизации защиты для рентгеновского аппарата.
Предпосылки создания изобретения
Гамма-активационный анализ (ГАА), также известный как фотонно-активационный анализ, использует высокоэнергетический источник рентгеновского излучения для индуцирования ядерных реакций в элементах мишени в образце, а затем измерения излучения распада, испускаемого активированным образцом, для определения концентраций этих элементов.
Как правило, рентгеновское излучение в несколько МэВ создается источниками, в которых используется ускоритель электронов, снабженный конверсионной мишенью для генерирования рентгеновского излучения с помощью процесса тормозного излучения. Распространенным типом ускорителя электронов является линейный ускоритель или LINAC.
Для обнаружения элементов, присутствующих в низких концентрациях, с хорошей чувствительностью требуется источник рентгеновского излучения высокой интенсивности. Например, может использоваться линейный ускоритель с мощностью пучка 5-10 кВт или выше. Описанная здесь мощность пучка относится к мощности пучка разогнанных электронов, падающего на рентгеновскую конверсионную мишень. Такие источники высокой интенсивности дают колоссальное количество рентгеновского излучения, часто составляющие от 100 до 200 (Зв)/мин, измеренные на расстоянии в один метр от источника рентгеновского излучения. Такие уровни излучения представляют серьезную опасность для персонала и должны быть снижены с помощью соответствующего защитного экрана.
Источники рентгеновского излучения, используемые для ГАА, обычно работают при энергиях источника не менее 7 МэВ, но могут использоваться при энергиях до 15 МэВ или даже выше. Энергия источника означает пиковую энергию разогнанного электронного пучка, которая соответствует пороговой энергии спектра тормозного излучения. Эти энергии достаточно высоки, чтобы вызывать ядерные реакции в определенных элементах. В ходе этих реакций обычно происходит генерация нейтронов, которые представляют дополнительную радиационную опасность. Необходимо такая конструкция защитного экрана, которая позволила бы снизить уровни нейтронного излучения до приемлемого уровня в зонах обслуживания.
Традиционно, системы на основе ускорителей для промышленного применения делятся на три обширные категории:
1. Системы, которые используются для лучевой терапии в условиях стационара. Рентгеновские источники, связанные с этими системами, обычно работают при энергиях источников, составляющих от нескольких МэВ до 15-18 МэВ, но имеют относительно малую мощность (мощность дозы несколько Зв/мин) и очень низкий рабочий цикл (до 500 Зв/неделя). Защита обычно обеспечивается созданием массивного бетонного «бункера» с извилистым проходом или «лабиринтом» для обеспечения доступа.
2. Ускорители, используемые для промышленной стерилизации или облучения продукта, которые обычно работают при энергиях источника до 10 МэВ. В этом типе системы, мощность пучка может быть очень высокой, порядка 10-20 кВт или более. Опять же, защита обеспечивается массивной бетонной конструкцией, а облучаемые объекты транспортируются по криволинейному пути, чтобы избежать облучения. Также возможна установка массивных защитных дверей.
3. Ускорители для средств формирования изображений для охранного видеонаблюдения, например средств для сканирования груза. Такие системы обычно работают при малой энергии источника, составляющей около 6 МэВ или в режиме с двумя источниками излучения (например, с чередованием от 3 до 6 МэВ), хотя в некоторых сферах могут использоваться энергии до 9 МэВ. В этих системах мощность пучка, как правило, также очень мала, и генерирование нейтронов не является существенным фактором. Защитный экран обычно содержит свинец или вольфрам вокруг ускорителя и кабину со стальной стенкой.
Обычные методы развертывания мощного источника для ускорителя, используемого для ГАА, требуют строительства бетонного щита специального назначения. Как правило, требуемая толщина защитного экрана составляет порядка 1,5-2,0 м, что приводит к большой занимаемой площади и массам от сотен до тысяч тонн.
Альтернативные существующие подходы к конструкции защитного экрана для ускорителя включают разработку материалов специального назначения, которые обеспечивают защиту, как от рентгеновского, так и от нейтронного излучения. Одним из примеров является бетонная смесь в сочетании со специальными добавками, поглощающими рентгеновское и нейтронное излучение. Однако такие подходы увеличивают общую массу требуемых защитных экранов
Существует необходимость создания усовершенствованного защитного экрана для использования с высокоэнергетическим рентгеновским источником большой мощности, подходящим для ГАА.
Любое обсуждение документов, актов, материалов, устройств, статей или тому подобное, которое было включено в настоящее описание, не следует принимать за признание, что любые или все эти вопросы являются частью базы данных предшествующего уровня техники или являются общеизвестными сведениями в области, относящейся к настоящему изобретению, как это существовало до даты приоритета.
В данном описании слово «содержать» или его варианты, такие как «содержит» или «содержащий», подразумевает включение указанного элемента, целого числа или стадии или группы элементов, целых чисел или стадий, но не исключает любого другого элемента, целого числа или стадии, или группы элементов, целых чисел или стадий.
Краткое изложение существа изобретения
В одном аспекте настоящего изобретения предлагается защитный экран для рентгеновской установки, содержащей:
источник рентгеновского излучения;
защитный экран, ослабляющий рентгеновское излучение, содержащий вытянутую полость с участком для вмещения образца на одном конце;
защитный экран, ослабляющий нейтронное излучение;
защитный экран, ослабляющий гамма-излучение;
где защитный экран, ослабляющий нейтронное излучение, примыкает и, по существу, окружает защитный экран, ослабляющий рентгеновское излучение; и
где защитный экран, ослабляющий гамма излучение, примыкает и, по существу, окружает защитный экран, ослабляющий нейтронное излучение.
Источником рентгеновского излучения может быть любая подходящая установка для гамма-активационного анализа. Источник рентгеновского излучения содержит: ускоритель электронов для создания пучка электронов, имеющего направление пучка электронов и конверсионную мишень, в которую направляется пучок электронов.
В одном варианте осуществления, энергия электронного пучка, генерированного ускорителем электронов, может составлять от 7 МэВ до 15 МэВ, а сам ускоритель электронов может работать с мощностью пучка, составляющей, по меньшей мере, 0,5 кВт, предпочтительно составляющей около 8 кВт. Максимальная мощность пучка может выражаться как убывающая функция энергии пучка.
В другом варианте осуществления, энергия электронного пучка, генерированная ускорителем электронов, может составлять от 7 МэВ до 10 МэВ. В таком варианте осуществления, электронный ускоритель может иметь максимальную мощность пучка в 2 кВт.
Предположительно, энергия электронного пучка, генерированного ускорителем электронов, может составлять от 8 МэВ до 10 МэВ. В таком варианте осуществления, электронный ускоритель может иметь максимальную мощность пучка от 8 кВт до 20 кВт.
Защитный экран, ослабляющий рентгеновское излучение, предпочтительно изготавливается из материала высокой плотности, главным образом из свинца. Менее предпочтительно, чтобы защитный экран, ослабляющий рентгеновское излучение, изготавливался в основном из вольфрама. В соответствии с другим вариантом, защитный экран, ослабляющий рентгеновское излучение, изготавливается из слоев свинца и вольфрама.
Защитный экран, ослабляющий нейтронное излучение, предпочтительно изготавливается из полимерного материала, имеющего плотность водорода около 0,1 г/см3. Особенно подходящими являются полимеры с общей формулой (-СН2-)n, например полиэтилен. Кроме того, защитный экран, ослабляющий нейтронное излучение может изготавливаться из литой смолы, например, полиуретановой смолы. Защитный экран может включать обогащенные водородом материалы, например, не ограничиваясь, полиэтилен или полипропилен. Полимерный материал может, необязательно, или дополнительно включать долю элемента поглощающего нейтроны, выбранного из группы, включающей бор и литий. Доля элемента поглощающего нейтроны может составлять от 1 до 5 мас. %, предпочтительно 5 мас. %.
Защитный экран, ослабляющий гамма-излучение, предпочтительно изготавливается в основном из свинца. Менее предпочтительно, чтобы защитный экран, ослабляющий гамма-излучение, изготавливался в основном из стали. В соответствии с другим вариантом, защитный экран, ослабляющий гамма-излучение, изготавливается из слоев композиционного материала, состоящих из свинца и стали.
Часть внутренних стенок полости может представлять собой опорный корпус для удержания, по меньшей мере, ускорителя электронов, рентгеновской конверсионной мишени и облученного образца в надлежащих взаимных положениях. Предпочтительным является изготовление опорного корпуса из стали. Альтернативные материалы могут использоваться при условии, что они, по существу, не содержат элементов, которые легко активируются с помощью рентгеновских или вызванных нейтронами ядерных реакций.
Толщина защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, при угле в 90° от направления пучка электронов составляет от 60 до 80% от толщины в прямом направлении, а толщина при угле в 180° от направления пучка электронов составляет от 25 до 50% от толщины в прямом направлении. Более предпочтительно, толщина защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, при угле в 90° от направления пучка электронов составляет около 75% от толщины в прямом направлении, а толщина при угле в 180° от направления пучка электронов составляет примерно 50% от толщины в прямом направлении.
Толщина защитного экрана, ослабляющего рентгеновского излучения в прямом направлении может рассчитываться с использованием табличных значений слоя, обеспечивающего десятикратное ослабление интенсивности излучения от первоначальной величины и требуемого коэффициента ослабления мощности дозы. Более конкретно, толщина (tXR) защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение в прямом направлении, рассчитывается с помощью уравнения: tXR=TVL × log10 [(R × 60 × 106)/(r d2)], где d равно расстоянию от мишени, где будет рассчитываться пониженная мощность дозы, где R представляет собой мощность дозы на расстоянии в 1 м от мишени созданной источником без защитного экрана, где r представляет собой требуемую мощность дозы после защитного экрана в ближайшей к персоналу точке обслуживания на расстоянии d, a TVL представляет собой слой, обеспечивающий десятикратное ослабление интенсивности излучения от первоначальной величины для материала защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение.
Толщина слоя, ослабляющая нейтронное излучение, может определяться исходя из скорости генерации нейтронов источником рентгеновского излучения. Скорость генерации нейтронов зависит от конструкции источника, в частности рентгеновской конверсионной мишени и энергии электронного пучка. Обычно мощность нейтронной эмиссии указывается производителем источника излучения как мощность дозы (Зв) из-за нейтронной эмиссии, деленная на мощность дозы (Зв) из-за рентгеновского излучения. Из этого параметра можно рассчитать мощность дозы нейтронного излучения без защитного экрана на заданном расстоянии от источника, исходя из мощности дозы направленного прямо рентгеновского излучения.
Требуемый коэффициент ƒ ослабления нейтронного излучения можно рассчитать как соотношение мощности дозы без защитного экрана к требуемой мощности дозы с защитным экраном. Толщина защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение в прямом направлении рассчитывается с помощью уравнения TVL*log10 (ƒ), где TVL представляет собой табличные значения слоя, обеспечивающего десятикратное ослабление интенсивности нейтронного излучения малой мощности от первоначальной величины в выбранном материале защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение. Например, толщина слоя TVL в боросодержащем полиэтилене для нейтронного потока, получаемого с помощью рентгеновского излучения с пороговыми энергиями до 15 МэВ, составляет 62 мм. Защитный экран от нейтронного излучения толщиной 200-300 мм уменьшает нейтронный поток в 1700-7000 раз.
Поскольку нейтронное излучение, по существу, является изотропным, то толщина слоя, ослабляющего нейтронное излучение, выбирается приблизительно постоянной относительно угла направления электронного пучка. При значительном удлинении защитного экрана, необходимом для размещения источника рентгеновского излучения, ближайшая к персоналу точка обслуживания в обратном направлении (близко к 180°) может находиться значительно дальше от рентгеновской конверсионной мишени, чем ближайшая к персоналу точка обслуживания в прямом направлении. В этом случае, толщина защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение в обратном направлении, может быть пропорционально уменьшена. Предпочтительная толщина в обратном направлении составляет 50-100% от толщины в прямом направлении.
Предпочтительно защитный экран, ослабляющий гамма-излучение имеет толщину, которая пропорциональна оптимизированной толщине защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение.
Защитный экран для рентгеновской установки дополнительно содержит выдвижное устройство для загрузки образцов в вытянутую полость, где выдвижное устройство для загрузки образцов состоит из примыкающих блоков материала, где каждый соответствующий блок имеет толщину и состав, который по существу совпадает с толщиной и составом защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение и защитного экрана, ослабляющего гамма-излучение.
Выдвижное устройство для загрузки образцов дополнительно содержит выступ, на котором размещается образец, подлежащий облучению, где примыкающие блоки материала содержат первый блок, примыкающий к выступу, второй блок, примыкающий к первому блоку и третий блок, примыкающий ко второму блоку, и где
первый блок выполнен из материала способного ослаблять рентгеновское излучение и имеет толщину, которая совпадает или по существу равна толщине защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, где
второй блок выполнен из материала способного ослаблять нейтронное излучение и имеет толщину, которая совпадает или по существу равна толщине защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение; и где
третий блок выполнен из материала способного ослаблять гамма-излучение и имеет толщину, которая совпадает или по существу равна толщине защитного экрана, ослабляющего гамма-излучение, и
где защитный экран для рентгеновской установки содержит гильзу, сквозь которую может проходить выступ.
Предпочтительно, чтобы гильза и выдвижное устройство для загрузки образца имели допуск посадки менее чем 2,00 мм, более предпочтительно менее чем 1,00 мм и особенно предпочтительно менее чем 0,50 мм.
Выступ выдвижного устройства для загрузки образца может изготавливаться из стали или любого другого материала, которое не содержит элементов, которые легко активируются рентгеновским или нейтронным излучением.
В одном варианте осуществления, внешний профиль выдвижного устройства для загрузки образца выполнен ступенчато, причем, по меньшей мере, один из размеров одного или нескольких блоков увеличивается в направлении, перпендикулярном направлению перемещения, с увеличением расстояния от выступа. Ширина каждой ступени предпочтительно составляет от 5 до 15 мм.
Например, первый блок может содержать, по меньшей мере, две ступени, так что размеры блока увеличиваются ступенчато от самых внутренних до самых внешних ступеней. Ширина каждой ступени может составлять от 5 до 15 мм. Первый блок предпочтительно выполняется из материала, существенно ослабляющего рентгеновское излучение, например, свинца или вольфрама.
Первый блок может крепиться к выступу любым подходящим способом. Например, выступ может содержать угловой кронштейн с отверстиями, через которые могут вставляться болты для жесткого крепления первой части блока к выступу.
Второй блок может представлять собой монолитный блок с внутренней торцевой поверхностью и внешней торцевой поверхностью. Внутренняя торцевая поверхность второй части блока предпочтительно упирается во внешнюю торцевую поверхность самой внешней ступени первого блока. Второй блок может крепиться к первому блоку любым подходящим способом, например, стальным кронштейном с болтами, скрепляющим соответствующие секции друг с другом. Второй блок предпочтительно выполняется из материала, используемого для создания защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение, или может выполняться из альтернативного материала, существенно ослабляющего нейтронное излучение, например, полиэтилена, содержащий 5 мас. % бора.
Третий блок может представлять собой монолитный блок с внутренней торцевой поверхностью и внешней торцевой поверхностью. Внутренняя торцевая поверхность третьего блока предпочтительно упирается во внешнюю торцевую поверхность второго блока. Третий блок может крепиться ко второму блоку любым подходящим способом, например, стальным кронштейном с болтами, скрепляющим соответствующие секции друг с другом. Кроме того третий блок может иметь профиль, обеспечивающий непосредственное крепление болтами ко второму блоку. Третий блок предпочтительно изготавливается из материала, по существу, ослабляющего гамма-излучение, например, свинца или вольфрама.
Выдвижное устройство для загрузки образца может дополнительно содержать фиксирующий участок, имеющий внутреннюю торцовую поверхность, где размеры внутренней торцовой поверхности равны или превышают размеры внешней торцовой поверхности третьего блока, и где внешняя торцовая поверхность третьего блока упирается во внутреннюю торцовую поверхность фиксирующего участка. Часть фиксирующего участка блока может крепиться к третьему блоку любым подходящим способом. Фиксирующий участок может быть полым. Материал, из которого выполнен фиксирующий участок, не обязательно должен быть материалом, защищающим от излучения. Механизм крепления может крепиться к механизму линейного привода для загрузки и удаления выдвижного устройства для загрузки образца из защитного экрана рентгеновской установки.
Преимущество вариантов осуществления, использующих выдвижное устройство для загрузки образца, состоит в загрузке и удалении образцов, которые подлежат анализу, через последовательные слои защитного экрана без нарушения целостности экранирования.
В другом аспекте настоящего изобретения предлагается защитный экран для рентгеновской установки, содержащей:
источник рентгеновского излучения;
защитный экран, ослабляющий рентгеновское излучение, содержащий вытянутую полость для вмещения источника рентгеновского излучения и участок для вмещения образца;
защитный экран, ослабляющий нейтронное излучение, примыкающий и, по существу, окружающий защитный экран, ослабляющий рентгеновское излучение;
защитный экран, ослабляющий гамма-излучение, примыкающий и, по существу, окружающий защитный экран, ослабляющий нейтронное излучение; и
выдвижное устройство для загрузки образцов в вытянутую полость, где выдвижное устройство для загрузки образцов состоит из примыкающих блоков материала, где каждый соответствующий блок имеет толщину и состав который по существу совпадает с толщиной и составом защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение и защитного экрана, ослабляющего гамма-излучение, соответственно.
Выдвижное устройство для загрузки образцов дополнительно содержит выступ, на котором размещается образец, подлежащий облучению, где примыкающие блоки материала содержат первый блок, примыкающий к выступу, второй блок, примыкающий к первому блоку и третий блок, примыкающий ко второму блоку, и где
первый блок выполнен из материала способного ослаблять рентгеновское излучение и имеет толщину, которая совпадает или по существу равна толщине защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, где
второй блок выполнен из материала способного ослаблять нейтронное излучение и имеет толщину, которая совпадает или по существу равна толщине защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение; и где
третий блок выполнен из материала способного ослаблять гамма-излучение и имеет толщину, которая совпадает или по существу равна толщине защитного экрана, ослабляющего гамма-излучение, и
где защитный экран для рентгеновской установки содержит гильзу сквозь которую может проходить выступ.
Гильза и выдвижное устройство для загрузки образца могут иметь допуск посадки менее чем 2,00 мм, более предпочтительно менее чем 1,00 мм и особенно предпочтительно менее чем 0,50 мм.
Внешний профиль выдвижного устройства для загрузки образца может выполняться ступенчато, причем, по меньшей мере, один из примыкающих блоков увеличивается по высоте и ширине в направлении, перпендикулярном направлению перемещения, с увеличением расстояния от выступа. Ширина каждой ступени может составлять от 5 до 15 мм. В одном варианте осуществления, первый блок содержит, по меньшей мере, две ступени, так что размеры блока увеличиваются ступенчато от самых внутренних до самых внешних ступеней.
Защитный экран, ослабляющий рентгеновское излучение, может имеет толщину, которая уменьшается с ростом величины угла от направления пучка электронов. Толщина защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, при угле в 90° от направления пучка электронов составляет от 60 до 80% от толщины в прямом направлении, а толщина при угле в 180° от направления пучка электронов составляет от 25 до 50% от толщины в прямом направлении. Более предпочтительно, толщина защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, при угле в 90° от направления пучка электронов составляет около 75% от толщины в прямом направлении, а толщина при угле в 180° от направления пучка электронов составляет примерно 50% от толщины в прямом направлении.
Толщина материала и сами материалы, из которых выполняются соответствующие защитные экраны, могут выбираться в соответствии с приведенным описанием.
В дополнительном аспекте изобретения, предлагается способ оптимизации защиты для рентгеновской установки, где рентгеновская установка содержит: защитный экран, ослабляющий рентгеновское излучение, включающий в себя вытянутую полость для вмещения источника рентгеновского излучения; защитный экран, ослабляющий нейтронное излучение, примыкающий и, по существу, окружающий защитный экран, ослабляющий рентгеновское излучение и защитный экран, ослабляющий гамма-излучение, примыкающий и, по существу, окружающий защитный экран, ослабляющий нейтронное излучение; способ включающий:
определение первой толщины (tXR) экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, в прямом направлении с помощью уравнения: tXR=TVL × log10 [(R × 60 × 106)/(r d2)], где d равно расстоянию от электронной мишени, R представляет собой мощность дозы на расстоянии в 1 м от электронной мишени созданной источником рентгеновского излучения, г представляет собой мощность дозы после защитного экрана в ближайшей к персоналу точке обслуживания, a TVL представляет собой слой, обеспечивающий десятикратное ослабление интенсивности излучения от первоначальной величины для материала экрана, ослабляющего рентгеновское излучение;
определение толщины защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, при угле в 90° от направления пучка электронов, составляющей 60-80% от толщины в прямом направлении; и
определение толщины защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, при угле в 180° от направления пучка электронов, составляющей 25-50% от толщины в прямом направлении.
Способ оптимизации защиты для рентгеновской установки может далее включать определение толщины защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, при угле в 90° от направления пучка электронов, составляющей примерно 75% от толщины в прямом направлении.
Способ оптимизации защиты для рентгеновской установки может далее включать определение толщины защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, при угле в 180° от направления пучка электронов, составляющей примерно 50% от толщины в прямом направлении.
Способ оптимизации защиты для рентгеновской установки может далее включать определение толщины (tnt) экрана, ослабляющего нейтронное излучение в прямом направлении с помощью уравнения: tnt=TVLn log10 (ƒ), где TVLn представляет собой слой, обеспечивающий десятикратное ослабление интенсивности излучения от первоначальной величины для ослабления нейтронного излучения малой мощности в защитном экране, ослабляющем нейтронное излучение, a ƒ представляет собой соотношение мощности дозы без защитного экрана и требуемой мощности дозы с защитным экраном.
Способ оптимизации защиты для рентгеновской установки может дополнительно включать определение толщины защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение, при угле в 180° от направления пучка электронов в обратном направлении, составляющей от 50% до 100% от толщины (tnt) в прямом направлении.
Способ оптимизации защиты для рентгеновской установки может дополнительно включать определение толщины защитного экрана, ослабляющего гамма-излучение, которая пропорциональна толщине защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение.
Краткое описание фигур
Изобретение описывается со ссылкой на прилагаемые фигуры.
На фиг. 1 представлено схематическое изображение одного варианта осуществления компоновки защитного экрана.
На фиг. 2 представлен вид в перспективе варианта осуществления выдвижного устройства для загрузки образца.
На фиг. 3 представлен график, иллюстрирующий соотношение мощности дозы нейтронов к мощности дозы прямого рентгеновского излучения без защитного экран в зависимости от пороговой энергии для ускорителя электронов, снабженного вольфрамовой конверсионной мишенью, для использования тормозного излучения.
Описание вариантов осуществления изобретения
На фиг. 1 представлен пример защитного экрана 100 от рентгеновского излучения, который предназначен для работы с пороговой энергией, составляющей от 8 до 14 МэВ. Максимальная мощность дозы рентгеновского излучения, создаваемой генератором рентгеновского излучения (не показан), составляет от 160 Зв/мин при рабочей энергии ускорителя в 8 МэВ и до 25 Зв/мин при рабочей энергии ускорителя в 14 МэВ.
Защитный кран 100 для рентгеновской установки содержит защитный экран 110 и 111, ослабляющий рентгеновское излучение, защитный экран 120 и 121, ослабляющий нейтронное излучение и защитный экран 130 и 131, ослабляющий гамма-излучение. Защитный экран, ослабляющий рентгеновское излучение, содержит полость 106 длиной приблизительно в 1,5 м, в которой размещается LINAC (не показано). LINAC разгоняет пучок электронов 101, падающий на конверсионную мишень 102, создавая тормозное рентгеновское излучение, которое по существу совпадает с направлением пучка электронов. В процессе работы рентгеновское излучение облучает образец 103.
Полость 106, в которой находится передняя часть LINAC, конверсионная мишень 102 и образец 103, по существу окружены опорным корпусом 104, который удерживает LINAC, мишень и образец в надлежащих взаимных положениях. Свинец, будучи мягким и податливым материалом, плохо подходит для этой задачи. В этом примере опорный корпус 104 выполнен из стали. В других примерах, выбранный материал корпуса не должен содержать элементов, которые легко активируются рентгеновским или нейтронным излучением. Например, корпус не должен содержать кобальт, который способствует образованию долгоживущего изотопа 60Со посредством поглощения нейтронов. Образование таких долгоживущих изотопов может привести к трудностям при окончательном выводе из эксплуатации или утилизации защитных компонентов.
Защитный экран, ослабляющий рентгеновское излучение (первичный экран) содержит рабочую часть 110 и корпусную часть 111. Толщина защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение зависит от величины угла направления электронного пучка: направления 0, 30, 60, 90, 120, 150 и 180 градусов указаны на фиг. 1. Толщина рассчитывается в соответствии с описанием, приведенным далее в данном документе. Защитный экран 110, 111, ослабляющий рентгеновское излучение, может изготавливаться путем заливки расплавленного свинца в форму или стальную оболочку.
Защитный экран 110, 111, ослабляющий рентгеновское излучение, окружается защитным экраном 120, 121, ослабляющим нейтронное излучение (вторичным экраном), выполненным из полиэтилена, содержащим 5 мас. % бора. Толщина защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение, рассчитывается в соответствии с описанием, приведенным далее в данном документе. В этом примере защитный экран 110, 111, ослабляющий нейтронное излучение выполнен из плоских листов материала.
Защитный экран 110, 111, ослабляющий нейтронное излучение, окружается защитным экраном 130, 131, ослабляющим гамма-излучение (третичным экраном), выполненным из свинцовых листов. Защитный экран, ослабляющий гамма-излучение имеет толщину, которая пропорциональна толщине находящегося ниже защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение. В показанном примере соотношение толщины защитного экрана, ослабляющего гамма-излучения, к толщине защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение, составляет 1:10.
Габаритные размеры многослойного экрана (110 и 111, 120 и 121, 130 и 131) составляют приблизительно 3300 мм в длину и 1650 мм в ширину, а общая масса защитных экранов составляет около 22 тонн. Следовательно, экранирующая конструкция может быть удобно размещена в пределах размера и массы стандартного 20-ти футового транспортного контейнера.
Образец 103, подлежащий облучению, вводится и удаляется через слои защитных экранов выдвижным устройством для загрузки образца, иначе называемого заглушкой 140. Заглушка 140 проходит через гильзу 141, встроенную в первичный, вторичный и третичный экранирующие слои. Зазор между гильзой 141 и заглушкой 140 должен быть настолько мал, насколько это практически возможно, с учетом движения заглушки. Допуск предпочтительно составляет менее чем 0,5 мм.
Конструкция заглушки 140 представлена более подробно на фиг. 2. Образец 103 размещается на выступе 150, который выполнен из стали или подобного материала. В соответствии с конструкцией корпуса 104, материал, из которого изготовлен выступ, также не должен содержать элементов, которые легко активируются рентгеновским или нейтронным излучением.
Вторая секция заглушки 160 содержит, по меньшей мере, две ступени 161, 162, где размеры самой внешней ступени 162 больше, чем самой внутренней ступени 161. В показанном примере ступень имеет ширину 10 мм. Вторая секция заглушки 160 выполнена из материала, который обеспечивает эффективное ослабление рентгеновского излучения, например, свинца или вольфрама. Предпочтительно эта секция заглушки 160 должна изготавливаться из материала, по существу, аналогичному материалу, используемому для защитного экрана 110, 111, ослабляющего рентгеновское излучение.
Третья секция заглушки 170 изготавливается из материала, который эффективно ослабляет нейтронное излучение. Предпочтительно третья секция заглушки изготавливается из материала, по существу, аналогичному материалу, используемому для изготовления защитного экрана 120, 121, ослабляющего нейтронное излучение. Для соединения второй и третьей секций заглушки предусмотрен соединительный элемент 171. Соединительный элемент 171 представляет собой стальной кронштейн, прикрепленный болтами ко второй и третьей секциям заглушки.
Четвертая секция 180 заглушки изготавливается из материала, который обеспечивает эффективное ослабление рентгеновского излучения, например, свинца или вольфрама. В этом примере четвертая секция заглушки содержит две ступени, хотя в других примерах она может содержать более двух ступеней или только одну ступень.
Последняя секция заглушки 190 выполняется способной прикреплять всю заглушку к механизму, который обеспечивает линейное перемещение (не показано) заглушки в полость и из нее. Эта секция 190, которая не несет какой-либо функции экранирования, может представлять собой цельную или полую конструкцию со средствами крепления к устройству линейного перемещения.
Защитный экран, ослабляющий рентгеновское излучение
Таблицы эффективности защитных экранов от рентгеновского излучения из различных материалов легко доступны (например, отчет NCRP №151 «Structural Shielding Design and Evaluation for Megavoltage X- and Gamma-ray Radiotherapy facilitie»). Эффективность экранирования обычно оценивают «слоями, обеспечивающего десятикратное ослабление интенсивности излучения от первоначальной величины» (TVL), являющимися толщиной материала, необходимой для уменьшения мощности дозы рентгеновского излучения в 10 раз. TVL зависит от состава материала, плотности материала и энергии источника рентгеновского излучения.
Например, полученные значения TVL для источника рентгеновского излучения в 10 МэВ составляют 57/57 мм для свинца, 410/370 мм для бетона и 110/110 мм для стали. В каждом случае первым полученным значением является TVL для первого слоя экранирования, а вторым полученным значением является TVL для всех последующих слоев экранирования. Рассмотрим конструкцию защитного экрана для конкретного источника рентгеновского излучения, предназначенную для снижения мощности дозы на определенный коэффициент. Пусть защитный экран изготовлен из свинца и имеет общую массу М. Если материал защитного экрана заменен на сталь, то каждый линейный размер защитного экрана необходимо увеличить в 110/57=1,93 раза для достижения того же коэффициента снижения мощности дозы. Масса, М', нового защитного экрана определяется как:
М'=М × 1.93k × плотность стали / плотность свинца,
где k представляет собой экспоненту от 1 до 3.
Если полость 106, в которой размещен генератор рентгеновского излучения, является большой по сравнению с толщиной слоев защитных экранов (как это обычно бывает в установках рентгенотерапии, где источник рентгеновского излучения находится в комнате, достаточно большой для размещения пациента), то тогда k равно приблизительно 1. Если толщина слоев защитных экранов велика по сравнению с размером полости 106, то k близко к 3. Для относительно компактных конструкций защитных экранов значение k составляет от 2 до 3.
Для k=2, М'=2,6 М; для k=3, М'=5,0. Следовательно, последствием перехода от свинцовых экранов к стальным экранам является увеличение требуемой массы защитного экрана в 2,6-5,0 раза. Если защитный экран 110, 111, ослабляющий рентгеновское излучение, выполнен из бетона, а не из свинца, который имеет еще меньшую плотность, увеличение массы составляет 8,8-57 раз. Изобретатель обнаружил, что изготавливать экран 110, 111, ослабляющий рентгеновское излучение, предпочтительно из материала высокой плотности и наиболее предпочтительно из свинца, если задачей является уменьшение общей массы защитного экрана.
Защитный экран, ослабляющий нейтронное излучение
Существенным недостатком создания защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, из такого элемента, как свинец, является производство фотонейтронов. Как правило, пороговая энергия рентгеновского излучения для образования нейтронов посредством реакций (g, n) уменьшается с увеличением атомного номера, а вероятность реакции или сечение образования фотонейтронов увеличивается.
Свинец состоит из 4-х встречающихся в природе изотопов: 204Рb (1,4%), 206Рb (24,1%), 207Рb (22,1%) и 208Рb (52,4%). Пороговые значения (g, n) для этих изотопов составляют 8,4, 8,1, 6,7 и 7,4 МэВ соответственно. Это означает, что ускоритель, генерирующий рентгеновское излучение при пороговом энергии около 6,7 МэВ или выше, будет производить фотонейтроны, при этом генерация нейтронов будет быстро увеличиваться с увеличением энергии источника рентгеновского излучения. Тяжелые металлы, такие как свинец, очень слабо защищают от нейтронного излучения.
Изобретатель рассматривал возможность добавления защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение за пределы защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, выполненного из материала, который эффективно термализует (замедляет нейтроны до тепловой скорости) и поглощает нейтроны. Материалы с высоким содержанием водорода очень эффективны для замедления нейтронов из-за высокой потери энергии, возникающей при упругих (n, р) столкновениях. Примерами подходящих материалов с высоким содержанием водорода являются полимеры с общей формулой (-СН2-)n, например полиэтилен, полипропилен и вода. Содержание водорода в этих материалах примерно составляет от 0,11 до 0,13 г/см3. Полимеры, например полиэтилен, преимущественно выпускаются в виде больших самонесущих листов, что упрощает конструкцию защитного экрана. Другие варианты защитных экранов, ослабляющих нейтронное излучение, содержат такие материалы, как полиуретановая смола, которая заливается в требуемую форму. Смола может быть смешана с полиэтиленовыми гранулами для увеличения содержания водорода.
Преимущественно, слой защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение, проектируется таким образом, чтобы содержать в себе долю элемента, например, бора (В), который интенсивно поглощает тепловые нейтроны. Изотоп 10В (19,9% природного бора) имеет сечение поглощения тепловых нейтронов в 3835 барн, тогда как это значение для 1Н составляет всего 0,333 барн, а для 12С всего 0,00353 барн. Гамма-излучение, возникающее при поглощении бором нейтрона, имеет энергию 478 кэВ по сравнению с 2234 кэВ в результате поглощения нейтрона водородом. Литий (Li), необязательно, может быть выбран в качестве поглощающего элемента. Изотоп 6Li (7,6% природного лития) имеет сечение поглощения тепловых нейтронов в 940 барн. Более низкое сечение и более низкая доля изотопа означают, что литий является менее эффективным поглотителем нейтронов, чем бор. Однако литий не производит гамма-лучей во время поглощения нейтронов.
Бор или литий могут встраиваться в защитный экран, ослабляющий нейтронное излучение, в различных формах. Полиэтилен, насыщенный бором и литием выпускается с различными концентрациями допирующих добавок. Насыщение в 5% является типичным и обеспечивает эффективное поглощение тепловых нейтронов. Растворимые соединения бора или лития можно добавлять в воду. Порошкообразные соединения бора или лития можно добавлять в смолы или смеси смол с полимерными гранулами.
Толщина слоя, обеспечивающего десятикратное ослабление интенсивности нейтронного излучения от первоначальной величины (TVL) для нейтронов в материале, например, боросодержащем полиэтилене, зависит от энергии нейтронов. Нейтроны, образующиеся в (g, n) реакциях, имеют максимальную энергию, равную энергии электронного пучка ускорителя минус энергетический порог реакции, но большинство нейтронов генерируется при очень малой энергии. В случаях, когда энергия ускорителя составляет менее 15 МэВ, средняя энергия нейтронов составляет << 1 МэВ. Значение толщины слоя TVL для нейтронов в боросодержащем полиэтилене составляет около 62 мм [Отчет NCRP №79, «Neutron Contamination from Medical Electron Accelerators))]. Защитный экран, ослабляющий нейтронное излучение, толщиной 200-300 мм способен уменьшить поток нейтронов в 1700-7000 раз.
Защитный экран, ослабляющий гамма-излучение
Проектирование соответствующей защиты от радиационного излучения представляет собой еще более сложную задачу, поскольку поглощение нейтронов в слое защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение, может генерировать гамма-излучение большой энергии. Материалы низкой плотности, содержащие водород, используемые для слоя защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение, обеспечивают очень слабое экранирование этого гамма-излучения, которое может наиболее эффективно блокироваться третичным экраном (защитным экраном, ослабляющим гамма-излучение), состоящим из свинца, стали или другого металла высокой плотности.
При использовании бора в качестве материала, поглощающего нейтроны в защитном экране, ослабляющем нейтронное излучение, в потоке гамма-излучения за пределами защитного экрана преобладают гамма-лучи с энергией 478 кэВ, полученные в результате поглощения нейтронов изотопом 10В. Слой, обеспечивающий десятикратное ослабление интенсивности излучения от первоначальной величины (TVL) для гамма-излучения с энергией 478 кэВ из свинца составляет приблизительно 1,2 см, а из железа 5,2 см. Для обеспечения 100-кратного ослабления мощности дозы гамма-излучения, вызванного нейтронами, потребуется толщина экрана, составляющая приблизительно 2,5 см из свинца или 10 см из железа. Масса железного защитного экрана, необходимого для создания такого уровня ослабления, будет примерно в 3 раза больше, чем масса свинцового защитного экрана. Следовательно, свинец является предпочтительным выбором для защитного экрана, ослабляющего гамма-излучение.
Устройство для загрузки и выгрузки образцов
Требуется создание механизма для быстрой загрузки и удаления образцов вблизи источника рентгеновского излучения. Это особенно верно для короткоживущих реакций активации, например, формирования метасостояния 197Аu, период полураспада которого составляет 7,73 секунды.
Многослойный защитный экран сдержит гильзу или подходной канал к образцу, который, по существу, прямой. Вставленная заглушка 140 полностью заполняет подходной канал к образцу и содержит механизм для быстрой загрузки и удаления образцов, как описано ранее. Как показано на фиг. 2, внешний профиль заглушки 140 выполнен ступенчатым для исключения любых прямолинейных траекторий, через которые может выходить либо рентгеновское, либо нейтронное излучение. Преимущество такой конструкции состоит в использовании больших допусков между сторонами заглушки 140 и стенками канала, через который проходит заглушка, упрощая как изготовление, так и перемещение заглушки.
Определение толщины защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение и защитного экрана, ослабляющего гамма-излучение
Толщина защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение в прямом направлении рассчитывается с использованием табличных TVL и требуемого коэффициента ослабления мощности дозы. Рассмотрим ускоритель, который создает мощность дозы без защитного экрана на расстоянии 1 м от мишени в прямом направлении R в Зв/мин. Предположим, что требуемая мощность дозы после защитного экрана в ближайшей к персоналу точке обслуживания на расстоянии d от мишени равна r мкЗв/час. Для свинцового защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, где TVL для тормозного излучения не зависит от энергии ускорителя, по меньшей мере, в диапазоне энергий, составляющих от 4 до 25 МэВ, толщина защитного экрана t определяется как:
Например, рассмотрим LINAC, дающий максимальную мощность дозы без защитного экран в 160 Зв/мин. Если ближайшая к персоналу точка обслуживания находится на расстоянии 1 м от мишени, а требуемая мощность дозы после защитного экрана составляет 2,5 мкЗв/час, то t=9,8 TVL. Подстановка табличного значения 57 мм для TVL дает t=560 мм.
Определение оптимальной толщины защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение под разными углами представляет собой более сложный расчет, поскольку зависит не только от величины угла рентгеновского излучения от источника, но и от процессов рассеяния и поглощения рентгеновского излучения внутри защитного экрана. Изобретатель экспериментальным путем определил, что для источников ускорителя, генерирующих рентгеновское излучение с пороговыми энергиями, составляющими от 8 до 14 МэВ, толщина защитных экранов, ослабляющих рентгеновское излучение в диапазоне 60-80% (и более предпочтительно 75%) и в диапазоне 25-50% (и более предпочтительно 50%) от толщины в прямом направлении находится под углами 90° и 180° к электронному пучку, соответственно. В рассматриваемом примере толщина защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, составляет 420 мм под углом 90°, и около 280 мм под углом 180°.
В рамках этих общих требований к толщине защитного экрана можно оптимизировать схему компоновки защитного экрана с использованием машинной программы расчета прохождения излучения, такой как моделирование по методу Монте-Карло. Программа моделирования может использоваться для моделирования генерации, рассеяния и поглощения рентгеновского излучения, а также для регистрации моделируемой мощности дозы в различных позициях по всей модели. Затем возможна оптимизация схемы компоновки защитного экрана для достижения требуемой мощности дозы во всех точках на внешней поверхности защитного экрана. Универсальные программы моделирования по методу Монте-Карло, такие как EGS, MCNP и GEANT доступны для использования.
Определение толщины защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение, зависит от скорости генерации нейтронов, которая в значительной степени зависит от пороговой энергии ускорителя. Генерация нейтронов происходит в мишени ускорителя, в облученном образце и экране, ослабляющем рентгеновское излучение. Сведения о генерации нейтронов предоставляются производителями многих ускорительных систем. Они также могут определяться экспериментально или рассчитываться с использованием программ компьютерного моделирования.
На фиг. 3 представлен график, иллюстрирующий соотношение мощности дозы нейтронов на единицу, направленной прямо, дозы рентгеновского излучения для ускорителя с вольфрамовой мишенью и свинцовым защитным экраном, ослабляющим рентгеновское излучение. Рабочая энергия ускорителя электронов и, следовательно, пороговая энергия рентгеновского излучения составляет от 8 до 14 МэВ. Результаты были получены изобретателем с использованием компьютерного моделирования переноса рентгеновского излучения и генерации нейтронов, выполненного с использованием программного комплекса MCNP для расчета характеристик транспорта частиц методом Монте-Карло.
Возвращаясь к примеру с LINAC, генерирующим мощность дозы прямого рентгеновского излучения без защитного экрана в 160 Зв/мин, если рабочая энергия LINAC составляет 8,5 МэВ, то соответствующая мощность дозы нейтронного излучения будет приблизительно равна 160 × 2 × 10-6 Зв/мин. = 3,2 × 10-4 Зв/мин. Если требуется уменьшить эту мощность дозы до 2,5 мкЗв/ч на расстоянии 1 м, то из уравнения 1 следует, что t=3,9 TVL. Соответствующая толщина защитного экрана, при TVL в 62 мм для нейтронного излучения малой мощности, составляет 240 мм. Поскольку генерация нейтронов зависит от энергии LINAC, то расчетная толщина должна определяться для области выходных рабочих энергий/мощности дозы для рассматриваемой сферы применения и с учетом самой большой выбранной толщины.
Поскольку генерация нейтронов является почти изотропной, то во всех направлениях требуется одинаковая толщина защитного экрана. Если конструкция ускорителя электронов требует наличия значительной полости для размещения ускорителя таким образом, чтобы часть защитного экрана в обратном направлении находилась значительно дальше от мишени, чем его часть в прямом направлении, то тогда, согласно уравнению 1, уменьшенная толщина защитного экрана может быть приемлемой в обратном направлении, из-за большего значения d2.
Моделирование по методу Монте-Карло фотон-нейтронной пары может использоваться для оптимизации конструкции защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение. Создается модель защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение и экрана, ослабляющего нейтронное излучение, и с помощью модели отслеживается рентгеновское излучение и нейтронное излучение, индуцированное рентгеновским излучением. Затем в точках на поверхности защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение, регистрируется мощность дозы нейтронного излучения. Толщина защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение, может корректироваться для того, чтобы эта внешняя поверхность приблизительно совпадала с контуром изодозы нейтронного излучения при требуемом уровне мощности дозы.
Поскольку гамма-излучение, индуцированное нейтронами, пропорционально потоку нейтронов, а соответствующая толщина экрана, ослабляющего нейтронное излучение, и экрана, ослабляющего гамма-излучение, необходимая для снижения потоков нейтронов и гамма-излучения до приемлемых уровней, пропорциональна логарифму коэффициента уменьшения потока, то требуемая толщина защитного экрана, ослабляющего гамма-излучение пропорциональна оптимизированной толщине защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение.
Для случая, когда экран, ослабляющий нейтронное излучение, выполнен из полиэтилена, содержащего 5 мас. % бора, а экран, ослабляющий гамма-излучение, выполнен из свинца, изобретатель обнаружил, что оптимальная толщина экрана, ослабляющего гамма-излучение, составляет 0,1 толщины вторичного полиэтиленового слоя. Например, если толщина защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение, в определенном месте составляет 300 мм, то оптимальная толщина защитного экрана, ослабляющего гамма-излучение, в этом месте составляет 30 мм. Если состав защитных экранов, ослабляющих нейтронное или гамма-излучение, изменяется, то можно определить другую константу пропорциональности, например, моделированием по методу Монте-Карло.
Описанный здесь вариант осуществления обладает преимуществом, которое состоит в проведении ГАА в компактной и перемещаемой установке. Описанный здесь вариант осуществления позволяет развертывать источник рентгеновского излучения на основе LINAC мощностью 8 кВт и энергией, составляющей от 8 до 14 МэВ в пределах размера и массы стандартного 20-ти футового транспортного контейнера. При использовании дополнительного контейнера (ов), в котором размещаются системы обработки проб и обнаружения радиации, на предприятии можно построить целый комплекс ГАА, который может быстро транспортироваться и устанавливаться в любом месте. Это особенно выгодно, когда требуется создать лабораторию по анализу полезных ископаемых в удаленном месте, например, на участке добычи.
Варианты осуществления изобретения описывают защитные экраны от радиационного излучения, предназначенные для источника рентгеновского излучения высокой энергии, которые имеют меньший размер и массу по сравнению с существующими конструкциями. Преимущество, состоящее в уменьшении габарита и массы в соответствии с разрешенными параметрами для стандартного 20-футового транспортировочного контейнера, позволяет упростить установку высокоэнергетического рентгеновского оборудования.
Хотя варианты осуществления изобретения описывались как особенно применимые в областях, требующих анализ элементов в пробах минералов, однако изобретение может дополнительно использоваться в таких сферах как рентгенография, досмотр груза, обнаружение делящихся материалов и стерилизация. По сути, изобретение относится к любой сфере применения, требующей развертывания источников рентгеновского излучения, работающих при достаточно высокой энергии, чтобы генерировать нейтроны.
Хотя это и не показано, но следует понимать, что для технического обслуживания ускорителя, установка, в большинстве случаев, будет выполняться с доступом к ускорителю. Таким образом, установка может снабжаться дверями вблизи ускорителя. В одном случае установка может снабжаться дверями, расположенными в задней части ускорителя, непосредственно позади ускорителя, чтобы обеспечить такой доступ.
Специалистам в данной области техники очевидно, что могут быть сделаны различные модификации и вариации вышеописанного изобретения, без отклонения от сущности и объема настоящего изобретения. Настоящие варианты осуществления изобретения следует рассматривать во всех отношениях как иллюстративные и не ограничивающее объем изобретения.
1. Защитный экран для рентгеновской установки для гамма-активационного анализа материалов, содержащий:
источник рентгеновского излучения, где источник рентгеновского излучения содержит ускоритель электронов для создания пучка электронов, имеющего направление пучка электронов, и электронную мишень, в которую направляется пучок электронов;
защитный экран, ослабляющий рентгеновское излучение, содержащий вытянутую полость для вмещения источника рентгеновского излучения и участок для вмещения образца;
защитный экран, ослабляющий нейтронное излучение; и
защитный экран, ослабляющий гамма-излучение;
где защитный экран, ослабляющий нейтронное излучение, примыкает и, по существу, окружает защитный экран, ослабляющий рентгеновское излучение; и
где защитный экран, ослабляющий гамма излучение, примыкает и, по существу, окружает защитный экран, ослабляющий нейтронное излучение.
2. Защитный экран для рентгеновской установки по п.1, отличающийся тем, что защитный экран, ослабляющий рентгеновское излучение, и защитный экран, ослабляющий нейтронное излучение, имеют толщину в направлении электронного пучка, рассчитанную с использованием табличных значений слоя, обеспечивающего десятикратное ослабление интенсивности излучения от первоначальной величины для рентгеновского излучения или нейтронного излучения, соответственно, выходной мощности дозы от источника рентгеновского и нейтронного излучения, соответственно, и требуемой мощности дозы за пределами защитного экрана; и при этом толщина защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, уменьшается с ростом величины угла от направления пучка электронов, а толщина защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение, уменьшается с увеличением расстояния от электронной мишени.
3. Защитный экран для рентгеновской установки по п.1 или 2, отличающийся тем, что ускоритель электронов способен генерировать пучок электронов, имеющий энергию, составляющую от 7 до 15 МэВ.
4. Защитный экран для рентгеновской установки по пп. 1, 2 или 3, отличающийся тем, что толщина защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, при угле в 90° от направления пучка электронов составляет от 60 до 80% от толщины в прямом направлении, а толщина при угле в 180° от направления пучка электронов составляет от 25 до 50% от толщины в прямом направлении.
5. Защитный экран для рентгеновской установки по п. 4, отличающийся тем, что толщина защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, при угле в 90° от направления пучка электронов составляет около 75% от толщины в прямом направлении, а толщина при угле в 180° от направления пучка электронов составляет примерно 50% от толщины в прямом направлении.
6. Защитный экран для рентгеновской установки по любому из пп. 1-5, отличающийся тем, что первая толщина (tXR) защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение в прямом направлении, рассчитывается с помощью уравнения: tXR = TVL × log10 [(R × 60 × 106)/(r d2)], где d равно расстоянию от электронной мишени, R представляет собой мощность дозы на расстоянии в 1 м от электронной мишени, созданной источником, r представляет собой мощность дозы после защитного экрана в ближайшей к персоналу точке обслуживания, а TVL представляет собой слой, обеспечивающий десятикратное ослабление интенсивности излучения от первоначальной величины для материала защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение.
7. Защитный экран для рентгеновской установки по любому из пп. 1-6, отличающийся тем, что защитный экран, ослабляющий нейтронное излучение, имеет толщину (tnt) в прямом направлении, которая рассчитывается с помощью уравнения: tnt = TVLn log10 (f), где TVLn представляет собой слой, обеспечивающий десятикратное ослабление интенсивности излучения от первоначальной величины для ослабления нейтронного излучения малой мощности в защитном экране, ослабляющем нейтронное излучение, а f представляет собой соотношение мощности дозы без защитного экрана и требуемой мощности дозы с защитным экраном.
8. Защитный экран для рентгеновской установки по любому из пп. 1-7, отличающийся тем, что толщина защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение, при угле в 180° от направления пучка электронов в обратном направлении составляет от 50 до 100% от толщины (tnt) в прямом направлении.
9. Защитный экран для рентгеновской установки по любому из пп. 1-8, отличающийся тем, что защитный экран, ослабляющий гамма-излучение, имеет толщину, которая пропорциональна толщине защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение.
10. Защитный экран для рентгеновской установки по любому из пп. 1-9 дополнительно содержит выдвижное устройство для загрузки образцов в вытянутую полость, где выдвижное устройство для загрузки образцов состоит из примыкающих блоков материала, где каждый соответствующий блок имеет толщину и состав, который по существу совпадает с толщиной и составом защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение, и защитного экрана, ослабляющего гамма-излучение, соответственно.
11. Защитный экран для рентгеновской установки по п. 10, отличающийся тем, что выдвижное устройство для загрузки образцов дополнительно содержит выступ, на котором размещается образец, подлежащий облучению; и при этом примыкающие блоки материала содержат первый блок, примыкающий к выступу, второй блок, примыкающий к первому блоку, и третий блок, примыкающий ко второму блоку; и при этом:
первый блок выполнен из материала, способного ослаблять рентгеновское излучение, и имеет толщину, которая совпадает или по существу равна толщине защитного экрана, ослабляющего рентгеновское излучение, где
второй блок выполнен из материала, способного ослаблять нейтронное излучение, и имеет толщину, которая совпадает или по существу равна толщине защитного экрана, ослабляющего нейтронное излучение; и где
третий блок выполнен из материала, способного ослаблять гамма-излучение, и имеет толщину, которая совпадает или по существу равна толщине защитного экрана, ослабляющего гамма-излучение, и
где защитный экран для рентгеновской установки содержит гильзу, сквозь которую может проходить выступ.
12. Защитный экран для рентгеновской установки по п. 11, отличающийся тем, что гильза и выдвижное устройство для загрузки образца имеют допуск посадки менее чем 2,00 мм, более предпочтительно менее чем 1,00 мм и особенно предпочтительно менее чем 0,50 мм.
13. Защитный экран для рентгеновской установки по п. 11 или 12, отличающийся тем, что выступ и выдвижное устройство для загрузки образца выполнены из стали, или материала, который не содержит элементов, которые легко активируются рентгеновским или нейтронным излучением.
14. Защитный экран для рентгеновской установки по любому из пп. 11-13, отличающийся тем, что внешний профиль выдвижного устройства для загрузки образца выполнен ступенчато, причем по меньшей мере один из примыкающих блоков увеличивается по высоте или ширине в направлении, перпендикулярном направлению перемещения, с увеличением расстояния от выступа.
15. Защитный экран для рентгеновской установки по п. 14, отличающийся тем, что ширина каждой ступени составляет от 5 до 15 мм.
16. Защитный экран для рентгеновской установки по п. 14 или 15, отличающийся тем, что первый блок содержит по меньшей мере две ступени, так что размеры первого блока увеличиваются ступенчато от самых внутренних до самых внешних ступеней.
17. Защитный экран для рентгеновской установки по любому из пп.1-16, отличающийся тем, что защитный экран, ослабляющий рентгеновское излучение, изготавливается из свинца, вольфрама или композиционного материала, состоящего из свинца и стали.
18. Защитный экран для рентгеновской установки по любому из пп.1-17, отличающийся тем, что защитный экран, ослабляющий нейтронное излучение, изготавливается из полимерного материала, имеющего плотность водорода около 0,1 г/см3.
19. Защитный экран для рентгеновской установки по п. 18, отличающийся тем, что полимерный материал содержит долю элемента, выбранного из группы, включающей бор и литий.
20. Защитный экран для рентгеновской установки по любому из пп. 1-19, отличающийся тем, что защитный экран, ослабляющий гамма-излучение, выбирается группы, содержащей свинец и сталь, или композиционного материала, состоящего из свинца и стали.
