Способ определения эффективной толщины сцинтиллятора радиационного монитора

Изобретение относится к области регистрации радиоактивных излучений. Способ определения эффективной толщины сцинтиллятора радиационного монитора, регистрирующего γ-излучение, заключается в том, что строят зависимость коэффициента от толщины сцинтиллятора h, определяют наибольшее превышение полезного сигнала над фоном, который соответствует эффективной толщине сцинтиллятора, при этом определяют функцию отклика сцинтиллятора R(E), нормированного на один γ-квант с энергией E, рассчитывают число зарегистрированных импульсов N в энергетическом диапазоне от E1 до E2 согласно выражению для фонового излучения и источника с использованием энергии γ-линии E и квантового выхода . Технический результат – повышение эффективность регистрации. 1 ил., 2 табл.

 

Изобретение относится к области регистрации радиоактивных излучений, а именно к регистрации γ-излучения, и может быть использовано при определении эффективной толщины сцинтиллятора радиационного монитора с учетом спектрального состава фона и источника.

Известен способ определения эффективной толщины сцинтиллятора [1], в котором выбирают толщину сцинтиллятора, соответствующую 90 %-му поглощению γ-излучения согласно выражению

φ(x) = φ0· exp(-ρ·μm·h),

где φ0 – начальный поток;

ρ – плотность вещества, г/см2;

μm – массовый коэффициент взаимодействия, см2/г;

h – толщина сцинтиллятора, см.

Недостатком является неиспользование в расчетах фоновой составляющей, что приводит к завышению толщины сцинтиллятора.

Известен способ выбора толщины сцинтиллятора NaI(Tl), основанный на том, что в качестве критерия принимают толщину сцинтиллятора, при которой достигается максимум отношения вероятность регистрации излучения источника S к вероятности регистрации фонового излучения В [2, 3].

Для сцинтиллятора толщиной h вероятность регистрации S определяется согласно выражению:

(1)

где – линейный коэффициент ослабления γ-излучения с энергией Ei в веществе сцинтиллятора, см-1;

h – толщина сцинтиллятора, см,

– доля излучения с энергий Ei.

В данном способе используется следующее упрощение: вероятность регистрации фона принимается линейно зависящей от толщины сцинтиллятора:

, (2)

где – линейный коэффициент ослабления излучения фона в веществе сцинтиллятора, см-1. Данное техническое решение принято в качестве прототипа.

Недостатками данного способа являются представление вероятности регистрации фона, линейно зависящей от толщины сцинтиллятора, что характерно для тонких пластин, отсутствие учета спектральной составляющей излучения, что приводит к неверному результату в случае наличия в спектре мультиплета.

Задачей изобретения является определение эффективной толщины сцинтиллятора радиационного монитора с учетом спектрального состава фона и источника, повышение эффективности регистрации.

Техническим результатом изобретения является повышение эффективности регистрации.

Технический результат достигается тем, что определяют наибольшее превышение полезного сигнала над фоном . С ростом толщины сцинтиллятора растет эффективность регистрации, одновременно растет и фон. Критерием выбора толщины сцинтиллятора использован коэффициент , который показывает превышение полезного сигнала от источника N над фоном . С ростом толщины сцинтиллятора растет и коэффициент , который при достижении эффективной толщины сцинтиллятора выходит на максимум, а затем идет на спад. Выбирают энергетический диапазон регистрируемых γ-квантов от E1 до E2. Рассчитывают значение функции отклика сцинтиллятора R(E) – число отсчетов от γ-источника, зарегистрированных в сцинтилляторе с энергией E. При таком задании спектра источника S значение R(E) равно числу взаимодействий в сцинтилляторе, нормированному на один γ-квант с энергией E. Источник излучения S определяют заданием энергии γ-линии E и квантового выхода . На основе функции отклика R(E) определяют число зарегистрированных импульсов N в энергетическом диапазоне от E1 до E2 согласно выражению Фон естественного излучения задают следующими радионуклидами: 40К, 232Th и его ДПР, 235U и 238U и их дочерние продукты распада [4]. Радионуклидный состав и интенсивность γ-линий фона естественного излучения приведен в таблице 1. Строят зависимость коэффициента от толщины сцинтиллятора h и определяют максимальное превышение полезного сигнала над фоном, который соответствует эффективной толщине сцинтиллятора.

На фиг. 1 показана зависимость коэффициента от толщины сцинтиллятора h размерами 220×45×h мм. Эффективная толщина при регистрации 133Ba в энергетическом диапазоне от 40 до 400 кэВ для сцинтиллятора CsI(Tl) составила 25 мм, для BGO и CWO 11 и 12 мм соответственно.

Таблица 1

Нуклид Е, кэВ I, с-1 Нуклид Е, кэВ I, с-1 Нуклид Е, кэВ I, с-1
234Th 63,0 1,4 214Pb 242,0 0,5 214Bi 665,5 0,1
212Pb 77,1 0,9 214Pb 295,2 1,1 214Bi 768,4 0,2
234Th 93,0 4,8 228Ас 338,3 0,5 228Ас 911,2 0,1
235U 143,8 1,0 214Pb 353,0 1,8 228Ас 969,0 0,1
235U 163,4 0,4 208Tl 511,0 3,4 234mPa 1001,1 0,2
235U+226Ra 185,7 2,7 208Tl 583,2 0,3 214Bi 1120,3 0,3
212Pb 238,6 0,7 214Bi 609,0 1,6 40K 1460,8 0,3

В таблице 2 представлены эффективные толщины h для сцинтиллятора CsI(Tl) при регистрации γ-излучения от 235U , 133Ba и 60Co рассчитанные с помощью разработанного способа (метод №1) и известного [2, 3] (метод №2).

Таблица 2

Нуклид h, мм ε*, %
метод №1 метод №2
235U 8 6 15
133Ba 25 18 18
60Co 100 50 33

* ε отношение эффективности регистрации.

Источники информации

1. Рыжиков В.Д., Сохин В.П. Оптимизация толщины сцинтиллятора при регистрации рентгеновского и γ-излучения в широком энергетическом диапазоне // ПТЭ, 1988, № 5, с. 177.

2. Косицын В.Ф., Шумаков А.В. Повышение надежности контроля несанкционированного передвижения малого количества делящихся и других радиоактивных материалов // Атомная энергия, Т.75, вып. 2, март 1993, с. 103.

3. Косицын В.Ф., Рагимов Т.К., Шумаков А.В. Рекомендации по выбору толщины кристалла NaI(Tl) при обнаружении слабых кратковременных потоков фотонов// Атомная энергия, Т.71, вып. 4, март 1991, с. 343.

4. Лабораторный спецпрактикум «Низкофоновая установка РЭУС-II-15» Ростов-на-Дону, 2008, с. 66.

Способ определения эффективной толщины сцинтиллятора радиационного монитора, регистрирующего -излучение, заключающийся в том, что строят зависимость коэффициента от толщины сцинтиллятора h, определяют наибольшее превышение полезного сигнала над фоном, который соответствует эффективной толщине сцинтиллятора, отличающийся тем, что определяют функцию отклика сцинтиллятора R(E), нормированного на один -квант с энергией E, рассчитывают число зарегистрированных импульсов N в энергетическом диапазоне от E1 до E2 согласно выражению для фонового излучения и источника с использованием энергии -линии E и квантового выхода .



 

Похожие патенты:

Группа изобретений относится к области цифровой радиографии. Раскрыт способ цифровой радиографии, реализуемый вычислительным устройством, при этом вычислительное устройство включает в себя по меньшей мере один процессор и по меньшей мере одно запоминающее устройство, способ содержит этапы, на которых: дают указание источнику излучения устройства визуализации испускать излучения к целевому объекту, который подлежит исследованию, устройство визуализации включает множество датчиков дозы и множество визуализирующих детекторов, и каждый из множества датчиков дозы соответствует одному из множества визуализирующих детекторов; дают указание каждому из множества датчиков дозы обнаружить дозы излучения, принимаемые соответствующим визуализирующим детектором; определяют дозы излучения, обнаруженные множеством датчиков дозы, выбирают по меньшей мере один визуализирующий детектор из множества визуализирующих детекторов на основании доз излучения; дают указание по меньшей мере одному указанному визуализирующему детектору обнаруживать излучение для получения данных изображения целевого объекта, генерируют изображение целевого объекта на основании данных изображения целевого объекта, получаемых посредством по меньшей мере одного из множества визуализирующих детекторов.

Изобретение относится к области получения микрокристаллов Cs2SO4-TI, являющихся люминофорами и сцинтилляторами для регистрации ионизирующих излучений в медицине, системах безопасности, в мониторинге окружающей среды. Микрокристалл Cs2SO4-TI получают из ненасыщенного водного раствора, содержащего сульфат цезия и соль таллия, который смешивают с обеспечивающим его пересыщение высаливателем, выбранным из органической жидкости, неограниченно растворимой в воде, но в которой соли цезия и таллия не растворимы, а образовавшийся осадок выделяют фильтрованием полученной суспензии.

Изобретение относится к технологии выращивания сцинтилляционных монокристаллов на основе бромида церия с общей формулой CeBr3 со 100 %-ным содержанием сцинтиллирующего иона Се3+ методом горизонтальной направленной кристаллизации (ГНК) и может быть использовано при изготовлении элементов детекторов и спектрометров, чувствительных к гамма-, рентгеновскому излучению и другим видам ионизирующего излучения.

Изобретение относится к области исследования космической радиации, а именно к детекторам частиц и гамма-излучения, устанавливаемых на космических аппаратах. Техническим результатом является обеспечение возможности размещения устройства для регистрации рентгеновского излучения, гамма-излучения и заряженных частиц (т.е.

Изобретение относится к химической промышленности и может быть использовано при изготовлении сцинтилляторов для обнаружения излучения в системах компьютерной томографии (КТ), позитронно-эмиссионной томографии (ПЭТ), однофотонной эмиссионной компьютерной томографии (ОФЭМТ). Сначала формируют порошок пламенно-аэрозольным пиролизом жидких предшественников; синтезом в процессе горения; обработкой для получения частиц с размером менее 500 мкм, например, размалыванием; осаждением частиц из жидких растворов путем изменения рН или синтезом на основе золегелевой технологии.

Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано в системах контроля и управления ядерных реакторов. Размещают первый источник ионизирующего излучения на заданном расстоянии от детектора и определяют показания калибруемого счетного канала.

Изобретение относится к области радиационного контроля и обеспечения радиационной безопасности объектов использования атомной энергии и может применяться для обнаружения области протечки радионуклидов и оценки ее величины при эксплуатации водо-водяных ядерных реакторов. Техническим результатом изобретения является обеспечение возможности обнаружения области протечки радиоактивного азота в парогенераторах ядерных реакторов КЛТ-40.

Группа изобретений относится к системам визуализации. Система визуализации излучения включает в себя устройство генерирования излучения, выполненное с возможностью генерировать излучение по направлению к объекту, устройство детектирования излучения, выполненное с возможностью детектировать, в виде сигнала изображения, излучение, падающее на него, камеру, выполненную с возможностью записывать видеоизображение, относящееся к обстоятельствам, при которых осуществляется визуализация излучения с использованием излучения в кабинете для визуализации, и устройство управления камерой, выполненное с возможностью управлять камерой.

Изобретение относится к рентгенотехнике и может быть использовано в медицинских рентгеновских установках и томографах с высоким пространственным разрешением, чувствительностью и скоростью сканирования. Технический результат – повышение чувствительности до предельно возможной, устранение паразитного фона рассеянного рентгеновского излучения, повышение разрешающей способности и площади регистрации, увеличение динамического диапазона, повышение ресурса и долговечности работы устройства, снижение дозовой нагрузки на пациента.

Изобретение относится к химической промышленности и может быть использовано при изготовлении устройств для систем безопасности или обнаружения ультрафиолетового и/или рентгеновского излучения, например датчиков, индикаторов или детекторов. Материал характеризуется следующей формулой (I): в которой М' - комбинация по меньшей мере двух моноатомных катионов разных щелочных металлов, выбранных из Li, Na, K и Rb, содержащая 0-98 мол.

Изобретение относится к области пассивной твердотельной дозиметрии смешанных гамма-нейтронных полей. Способ регистрации доз в смешанных гамма-нейтронных полях излучений содержит этапы, на которых сначала детектор облучают эталонными полями гамма-излучения, после чего помещают его в приемную катушку спектрометра ядерного магнитного резонанса (ЯМР), производят измерение в режиме накопления от 1 до 50 спектров в течение 1-5 минут, усредняют эти спектры по усредненным для каждого детектора спектрам, строят градуировочную дозовую зависимость фактора формы спектра от поглощенной дозы гамма-излучения, после чего в приемную катушку спектрометра помещают детектор, облученный смешанным гамма-нейтронным полем, измерения повторяют с этим детектором, определяют фактор формы и наносят его значения на градуировочную дозовую зависимость, по отношению факторов форм, полученных при гамма-нейтронном облучении и известной дозой гамма-облучения, вычисляют их отношение, по полученному коэффициенту определяют суммарную дозу и вклад в нее нейтронной составляющей.
Наверх