Способ регистрации доз в смешанных гамма-нейтронных полях излучений - RU2742872C1

Чертежи

Описание

Изобретение относится к области твердотельной дозиметрии ионизирующих излучений, в частности к пассивным способам разделения доз, создаваемых гамма-излучением и нейтронами в смешанных гамма-нейтронных полях излучений, например, непрерывных и импульсных излучений ядерных реакторов. Оно может быть использовано для количественной оценки вкладов каждой из компонент смешанного поля в технологиях радиационной модификации материалов, испытаниях радиационной стойкости изделий электронной техники, медико-биологических приложениях.

Способы регистрации доз в смешанных гамма-нейтронных полях методами твердотельной дозиметрии известны и описаны в литературе [Иванов В.И. Курс дозиметрии. Москва. Атомиздат 1978. С. 392; Бриксман Б.А., Новгородцев Р.Б. Дозиметрия смешанных гамма-нейтронных излучений. Атомная энергия Т. 36, вып. 1, 1974, стр. 39-48; Knoll G.F. Radiation detection and measurement. Third edition. John Wiley & Sons Inc. New York, Chichester, Weinheim, Brisbane, Toronto, Singapore, 2000, P. 816]. Наиболее часто такие способы основывается на использовании пары детекторов чувствительных к поглощенной дозе гамма-излучения. Одному из пары таких детекторов, дополнительно, придают свойства накапливать поглощенную дозу, обусловленную нейтронной составляющей смешанного поля. Разделение вкладов гамма и нейтронных доз осуществляется с помощью двух измерений. В первом измерении, с помощью детектора, обладающего чувствительностью к гамма-излучению (γ) и нейтронам (n), определяют суммарную поглощенную (n+γ) дозу. Во втором измерении, с помощью детектора, обладающего чувствительностью только к гамма-излучению, с предварительно установленной для него зависимостью отклика от дозы, определяют поглощенную дозу гамма-излучения (γ). По разности показаний, измеренными двумя детекторами, устанавливают вклад нейтронного компонента в суммарную (n+γ) дозу. В основе большей части известных способов дозиметрии смешанных гамма-нейтронных излучений лежит, применение двух детекторов, взаимодействие с которыми гамма квантов и нейтронов, достаточно резко отличаются. Как правило, эти отличия достигаются тем, что оба детектора изготавливаются из одного и того же материала, но один из них легируется примесным элементом, обладающим повышенным сечением взаимодействия с нейтронами. Чувствительность детекторов к нейтронам и дополнительный их вклад в суммарную поглощенную дозу смешанного гамма-нейтронного поля, обусловлен вторичными излучениями, сопровождающими ядерные реакции с такими изотопами, как¹⁰В,⁶Li,¹⁴N,²H,¹⁵⁷Gd,¹⁵²Tb,⁸⁹Y и др. Изложенный принцип, положенный в основу большинства известных способов раздельной гамма-нейтронной дозиметрии, характеризуется большими временными и материальными затратами из-за необходимости проведения двух измерений, сложностью синтеза материалов детекторов, чувствительных к нейтронам, необходимостью легирования дорогостоящими изотопами, снижающими их тканеэквивалентность за счет введения примесей тяжелых элементов. Кроме того, в большинстве известных способов раздельной гамма-нейтронной дозиметрии, считывание дозиметрической информации производится методом термостимулированной люминесценции (ТЛД), в котором процесс считывания сопровождается разрушением дозиметрической информации, полной ее потерей. Повторное считывание дозиметрической информации с одного итого же экспонированного детектора, например, в случае сбоя аппаратуры, невозможно, требуется повторное облучение, что снижает надежность проводимых измерений. Невозможность многократного измерения запасенной дозы с одного итого же облученного детектора затрудняет статистическую обработку результатов измерений, снижая тем самым, точность и достоверность получаемой дозиметрической информации.

Поэтому расширение арсенала способов регистрации поглощенных доз в смешанных гамма-нейтронных полях излучений путем создания способа с применением магнитной подсистемы детектора для запоминания извлечения дозиметрической информации и с использованием в качестве материала детектора вещества, позволяющего производить многократные измерения без разрушения накопленной поглощенной дозы, повышающего, тем самым, надежность, точность и достоверность получаемой дозиметрической информации является важной технической проблемой.

Из существующего уровня техники известны способы дозиметрии смешанного гамма-нейтронного излучения, использующие для получения информации явления термостимулированной люминесценции (ТСЛ) и оптически стимулированной люминесценции (ОСЛ), получившие названия: термолюминесцентная дозиметрия (ТЛД, TLD - в иностранной дозиметрии) и оптически стимулированная люминесцентная дозиметрия (ОСЛД, OCLD - в иностранной литературе).

В способе, описанном в [Fang-Yuh Hsu, et.al. Dose estimation of the neutrons induced by the high energy medical linear accelerator using dual-TLD chips. Radiation Measurements 45 (2010) 739-741], определяют дозу нейтронов в смешанном гамма-нейтронном поле, создающимся излучением ускорителя электронов, используемого в лучевой терапии. Для разделения гамма и нейтронных доз использовали два термолюминесцентньгх детектора на основе LiF: по международной классификации TLD-600 и TLD-700. Детектор TLD-600 обладает чувствительностью к нейтронам за счет содержания в его составе 95,62% изотопа⁶Li и только 4,38%⁷Li. Принцип разделения компонент радиационного поля основывается на разности поперечных сечений взаимодействия тепловых нейтронов с изотопами Li. Для изотопа⁶Li эта величина составляет 943,2, а для⁷Li только 14,7 барн, что составляет 0,07% в сравнении с сечением взаимодействия с⁶Li. Таким образом, детектор TLD-600 осуществляет функцию накопления общей (n+γ) дозы, а детектор TLD-700 - только ее γ-составляющей. Чувствительность детектора TLD-600 к нейтронам обусловлена присутствием в его составе конвертера нейтронов, обеспечивающего ядерную реакцию⁶Li(n, α)=³Н (2.75 MeV)+⁴Не (2.05 MeV), продукты которой формируют вклад нейтронной составляющей в суммарную дозу. Разность сигналов ТСЛ, накопленных детекторами TLD-600 и TLD-700, определяют вклад нейтронной компоненты в суммарную дозу смешанного гамма - нейтронного излучения.

В способе, описанном в [E.G. Yukihara, et al. Development of new optically stimulated luminescence (OSL) neutron dosimeters. Radiation Measurements 43 (2008) 309-314], сообщается о применении пары одинаковых по основному составу детекторов (Al₂O₃:С) не чувствительных к нейтронному облучению. Для придания нейтронной чувствительности в один из детекторов вводились конвертеры нейтронного излучения в виде:⁶LiF, Gd₂O₃,⁶Li₂CO₃. По данным сигналов ОСЛ в двух измерениях с двух детекторов производилось разделение вкладов в общую дозу компонент смешанного излучения.

В способе, описанном в [J.L. Kim, et.al. TL response of pairs of⁶LiF:Mg,Cu,Si/⁷LiF:Mg,Cu,Si and TLD-600/TLD-700 to 0.1-1012 MeV neutrons. Radiation Measurements. 56, (2013) 223-227], чувствительность к выделению нейтронной компоненте смешанного поля по термолюминесцентному выходу повышалась за счет применением пары более чувствительных детекторов, по сравнению с TLD-600 и TLD-700:⁶LiF: Mg, Cu, Si (MCS-6) и⁷LiF:Mg,Cu,Si (MCS-7). Путем сложной термохимической обработки обогащение детектора MCS-6 нейтронно-конвертирующим элементом достигало 90,5%.

В способе, описанном в [I.I. Milman, et al. Dosimetry of mixed gamma-neutron fields using TLD-500K detectors based on anion-defective corundum. Radiation Measurements. Vol. 33, Issue 5, October 2001, Pages 561-56], используется пара термолюминесцентных детекторов на основе Al₂O₃:С (TLD-500K), обладающая высокой чувствительностью к гамма-излучению и абсолютной нечувствительностью к нейтронному излучению. Для регистрации суммарного (n+γ) поля один из детекторов накрывают кадмиевым фильтром. Гамма-излучение, возникающее как продукт реакция радиационного захвата нейтрона ядром кадмия (¹¹³Cd+n=¹¹⁴Cd+γ), обеспечивает нейтронную компоненту в суммарном поле. Детектор без кадмиевого покрытия является источником информации о гамма-составляющей смешанного поля. Разделение компонент поля осуществляется по разности выходов термостимулированной люминесценции детекторов под кадмиевым покрытием и без него. Особенностью этого способа является то, что он не требует введения конвертера нейтронов в состав детекторов.

Все вышеперечисленные способы основаны на предварительном создании в материалах детекторов структурных дефектов собственного или примесного происхождения, играющих роль «ловушек» электронов, образующихся при облучении ионизирующим излучением, и центров люминесценции. Количество электронов, захваченных ловушками, пропорционально поглощенной дозе. Термическая глубина ловушек достаточна для удержания захваченных электронов с нормируемой величиной их потерь (фединг) в нормальных условиях хранения. При термической (ТЛД) или оптической (ОСЛ) стимуляции электроны освобождаются из ловушек, становятся свободными, захватываются на центры люминесценции, возбуждение которых сопровождается испусканием света в виде пика интенсивности. Амплитуда пика или площадь под кривой высвечивания пропорциональны поглощенной дозе.

Как видно, из описания механизма работы известных способов дозиметрии смешанных полей, в них не участвует ядерная подсистема материала детектора, магнитные свойства которой, для некоторых типов ядер, оказываются чрезвычайно чувствительными к структурным дефектам и их электронным состояниям, определяя, тем самым, потенциальные возможности использования эффекта возмущения магнитных моментов ядер действием ионизирующих излучений.

В соответствии с физическими принципами работы известных способов дозиметрии смешанных полей им присущи следующие основные свойства:

- низкая надежность вследствие использования полностью (ТСЛ) или частично (ОСЛ) разрушающих методов считывания информации, приводящей к ее потере, например, при сбое считывающей аппаратуры;

- длительное время измерений из-за необходимости обработки двух детекторов;

- снижение тканеэквивалентности материала одного из детекторов из-за его легирования тяжелыми элементами-конвертерами нейтронного излучения;

- низкая точность и достоверность получаемых результатов из-за трудности проведения статистически значимых, многократных измерений, пары детекторов, облученных одной дозой смешанного поля;

- необходимость обнуляющего отжига детекторов перед каждым новым измерением;

- сложность синтеза многокомпонентного состава детекторов;

- необходимость предварительной калибровки одного из детекторов по гамма-излучению.

Эти способы решают задачу дозиметрии смешанных гамма-нейтронных полей, но не позволяют решить техническую проблему возможности многократных измерений без разрушения накопленной поглощенной дозы, повышающих, тем самым, надежность, точность и достоверность дозиметрической информации, на которую направлено предлагаемое изобретение.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату к предлагаемому изобретению следует считать способ регистрации доз в смешанных гамма-нейтронных полях, не требующий применения двух детекторов и легирования материала детектора нейтронно-чувствительным элементом, относящийся к области обнаружения и измерения ядерных и космических излучений [а.с. СССР 1090138]. В этом способе в качестве детектора используют оптическое кварцевое стекло для инфракрасной области спектра, не содержащее примеси водорода (плавленный кварц марки КИ). Способ основан на помещении детектора в исследуемое поле излучения, облучение его этим полем и регистрации интенсивности (J) полос фотостимулированной люминесценции. Для разделения вкладов полей экспонированный смешанным излучением детектор возбуждают монохроматическим светом с длиной волны λ_воз=242 нм и регистрируют интенсивность фотолюминесценции (J₁) в полосе при λ_люм=396 нм. После чего вторично возбуждают детектор монохроматическим светом с длиной волны λ_воз=260 нм и регистрируют интенсивность фотолюминесценции (J₂) в полосе при λ_люм=655 нм. По величинам интенсивностей J₁ и J₂, с помощью предварительно, проведенных двух градуировок отдельно для гамма и нейтронного излучения, определяют величину дозы гамма-излучения (J₁) и нейтронов (J₂)). Дозиметрическая информация сохранялась в течение года. При необходимости повторных измерений требовался термический отжиг детектора при 800°C в течение 30 мин. Физической основой способа являлось создание в материале детектора двух активных центров люминесценции различной природы, характерных для каждой компоненты смешанного радиационного поля. В этом способе используют один детектор, не содержащий нейтронно-чувствительных примесей. Способ характеризуется неразрушающим считыванием дозиметрической информации и длительным ее хранением.

В наиболее близком к заявляемому способе [а.с. СССР 1090138], построенном также на электронной подсистеме, время проведения измерений сокращено за счет применения одного детектора, тем не менее, для разделения полей требуется два измерения. Надежность, точность и достоверность способа повышается за счет возможности многократного считывания информации с детектора, облученного одной дозой. Однако, материал детектора не тканеэквивалентен, синтез его остается сложным. Для повторных использований детектора требуется высокотемпературный отжиг. Реализация способа требует предварительной калибровки детектора как по гамма, так и нейтронному излучению. Таким образом, наиболее близкий способ, решает задачу дозиметрии смешанных гамма-нейтронных полей, но не позволяют решить техническую проблему возможности многократных измерений без разрушения накопленной поглощенной дозы, повышающих, тем самым, надежность, точность и достоверность получаемой дозиметрической информации на которую направлено предлагаемое изобретение.

Техническая проблема решается достижением технического результата, заключающегося в создании способа, основанного на применении свойств магнитной подсистемы, для запоминания извлечения дозиметрической информации, при использовании в качестве материала детектора вещества, позволяющего производить многократные измерения без разрушения накопленной поглощенной дозы, повышающего, тем самым, надежность, точность и достоверность получаемой дозиметрической информации при существенном сокращении времени проведения измерений, возможности многократного считывания информации с одного и того же облученного детектора и ее накопление для последующей обработки.

Для решения указанной технической проблемы в предлагаемом способе регистрации доз в смешанных гамма-нейтронных полях излучений, включающем предварительное облучение детектора, чувствительного к гамма и нейтронному излучению, эталонными полями гамма-излучения и построение дозовой зависимости его показаний, помещение детектора, в исследуемое смешанное гамма-нейтронное поле, облучение его этим полем с одновременной регистрацией поглощенной дозы его гамма-составляющей, сопоставление этой дозы, поглощенной гамма-составляющей в смешанном гамма-нейтронном поле с дозой, полученной детектором при облучении эталонными полями гамма-излучения, определение компонент поля по соотношению показаний детекторов, облученных смешанным гамма-нейтронным полем и эталонным гамма-полем, согласно изобретению, детектор, облученный эталонными полями гамма-излучения, помещают в приемную катушку спектрометра ядерного магнитного резонанса производят измерение в режиме накопления от 5 до 50 спектров в течение 1-10 минут, усредняют эти спектры, по форме резонансной линии суммарного для каждого детектора спектра рассчитывают ее фактор формы, строят зависимость этого фактора формы от поглощенной дозы гамма-излучения, после чего, в приемную катушку спектрометра помещают детектор, облученный смешанным гамма-нейтронным полем с контролируемой дозой гамма-составляющей этого поля, измерения повторяют с этим детектором и определяют значения фактора формы, по отношению значений факторов формы, полученных при гамма-нейтронном облучении и соответствующему ему фактору формы при дозе гамма-составляющей смешанного поля, рассчитывают коэффициент, с помощью которого определяют суммарную дозу и вклад в нее нейтронной составляющей, при этом в качестве чувствительного вещества детектора используют политетрафторэтилен предварительно облученный эталонными полями гамма-излучения.

При этом измерения проводят с одним детектором путем вычитания из спектра каждого нового измерения спектр предыдущего измерения.

Нами было обнаружено, что ЯМР широких линий поглощения твердых ядерных парамагнетиков возможно использовать для дозиметрии. В заявляемом способе использованы закономерности изменений формы линии поглощения спектра ЯМР ПТФЕ в зависимости от дозы предварительного облучения детектора гамма-излучением и смешанным гамма-нейтронным полем. Анализ этих изменений при известной гамма-составляющей в смешанном поле приводит к разделению компонент поля. ЯМР - способ считывания дозиметрической информации является неразрушающим, позволяющим многократное считывание с одного и того же детектора, суммирование, вычитание и усреднение спектров, приводящих к повышению точности, надежности и достоверности получаемых результатов, возможности использования одного детектора для получения результата.

Физической основой получения дозиметрической информации в предлагаемом способе является то, что параметры формы линии поглощения в ЯМР зависят от степени разупорядочения кристаллической решетки материала детектора, образования внутренних парамагнитных центров с собственным магнитным полем, вносящим вклад в ядерный магнетизм, возникающих под действием гама и нейтронного излучений и функционально связанных с поглощенными дозами обоих типов ионизирующих излучений

Помещение детектора, облученного эталонными полями гамма-излучения в приемную катушку спектрометра ядерного магнитного резонанса с последующими измерениями, расчетами и построением на их основании зависимости фактора формы от поглощенной дозы гамма-излучения, и последующее помещение в эту же катушку детектора, облученного смешанным гамма-нейтронным полем с контролируемой дозой гамма-составляющей этого поля, определение значения фактора формы, по отношению значений факторов формы, полученных при гамма-нейтронном облучении и соответствующему ему фактору формы при дозе гамма-составляющей смешанного поля, и расчет коэффициента, с помощью которого определяют суммарную дозу и вклад в нее нейтронной составляющей.

Выбор в качестве чувствительного вещества детектора политетрафторэтилена (ПТФЭ), (C₂F₄)_n, тефлон-4) обусловлен присутствием в его составе ядер¹⁹F, обладающих магнитными свойствами, чувствительными к молекулярной структуре тефлона и его уникальный комплекс физико-химических свойств: абсолютная химическая инертность, высокая температура разложения (415°C), изотропность свойств, тканеэквивалентность (эффективный атомный номер Z_эфф=7,40 соизмерим с эффективным атомным номером ткани, равным 7,42), биологическая совместимость, низкая стоимость, доступность и возможность создания воспроизводимых геометрических форм и однородность свойств больших партий детекторов.

Наличие в химическом составе материала детектора ядер¹⁹F, магнитные свойства которых по относительной чувствительности и 100% естественному содержанию, делают возможным применение метода ядерного магнитного резонанса (ЯМР) для определения радиационно-индуцированных структурных дефектов в материале детектора, количество и природа которых связана с видом и дозой облучения. Так, например, ЯМР ядер¹⁹F использовался в качестве чувствительного зонда для описания кинетики радиационных повреждений в ПТФЕ и других фторсодержащих полимеров, вызванных гамма-облучением [Trexler F.D. et.al. NMR Spectroscopy of Polymers: Kinetics of Radiation Damage and Materials Aspects of Teflon. Journal of Magnetic Resonance, 15(1974) 234-242; Yeffley W.M. et.al. X-Ray and NMR Measurements on Irradiated polytetrafluoroethylene and polychlorotrifluoroethylene. Journal of Polimer Science: Part A-1 Vol. 4, (1966) 977-983]. В этой и близких к ней по тематике работах [Слоним И.Я. Успехи Химии. Т. 21, вып. 5 (1962) С. 655] решались задачи структурной химии, в частности, устанавливалась степень кристалличности при облучении в зависимости от мощности дозы, времени облучения, температуры и примесного состава. Дозиметрические аспекты использования ЯМР ядер¹⁹F твердотельных фторсодержащих полимеров, включая ПТФЕ, до сих пор не рассматривались.

Основанием для выбора ПТФЕ в качестве детектора в предлагаемом способе явилось то, среди других магнитных ядер, магнетизм ядер фтора-19, входящих в стехиометрический состав материала, является одним из самых чувствительных к радиационным нарушениям структуры соединения. Выбор ПТФЕ дополнительно аргументируется такими его свойствами, как тканеэквивалентность, низкая стоимость, доступность, освоенная технология получения больших партий с однородными свойствами, согласованностью необходимых магнитных и служебных свойств, необходимых для реализации предлагаемого способа.

Таким образом, техническая проблема расширения арсенала способов регистрации поглощенных доз в смешанных гамма-нейтронных полях излучений решается достижением в заявляемом изобретении технического результата заключающегося в возможности производить многократные измерения без разрушения накопленной поглощенной дозы, повышающего, тем самым, надежность, точность и достоверность получаемой дозиметрической информации за счет создания способа с применением магнитной подсистемы ядерного парамагнетика для запоминания извлечения дозиметрической информации и использованием в качестве материала детектора политетрафторэтилена

Изобретение иллюстрируется графическими материалами.

На Фиг. 1 в качестве примера, поясняющего способ разделения полей, в координатах доза гамма-облучения (D_γ) - факторы форм линий ЯМР (ξγ, ξ_γ+n) приведены дозовая зависимость (Q, полученная в калибровочных облучениях детектора эталонными гамма-полями (сплошная линия), и значение ξ_γ+n (точка А), для детектора, облученного смешанным гамма-нейтронным излучением. Место положения точки А на оси DY (точка С) определяется по величине гамма-составляющей смешанного поля, определенной с помощью детектора не чувствительного к нейтронной составляющей смешанного поля, расположенного в непосредственной близости с детектором из ПТФЕ. Получаемое отношение АС/BC=ξ_n+γ/ξ_γ=K дает возможность определить суммарную дозу в смешанном поле ξ_n+γ=K⋅ξ_γ при известной дозе гамма составляющей этого поля, DY. В примере, приведенным на Фиг. 1, доза гамма-составляющей в смешанном поле составляет величину 10³ Гр, ξ_n+γ=1,33, суммарная доза смешанного излучения - 1333 Гр (D_n+γ), вклад нейтронной составляющей в общую дозу равен (D_n+γ-D_γ=D_n)1333-1000=333 Гр.

На Фиг. 2 приведены данные реального эксперимента, в котором дозы смешанного излучения варьировались путем изменения числа импульсов реакторного облучения. Кривая 1 на этой фигуре соответствует дозовой зависимости факторов формы линии ЯМР, полученных в калибровочных облучениях детектора гамма-полями. Кривая 2 соответствует факторам формы линий ЯМР детекторов, облученных разными дозами импульсного реакторного излучения. Дискретные экспериментальные точки соединены непрерывной линией для наглядности закономерностей в дозовых соотношениях компонент гамма-нейтронного поля. Количественные данные, полученные в результате разделения компонент поля, представленные на Фиг. 2, обобщены в Таблице.

Образцы детекторов цилиндрической формы высотой 10 мм и диаметром 1,5 мм изготавливали из стержней тефлона длиной 1 м и минимальным диаметром 8 мм, марки Ф4 отечественного производства по ГОСТ 10007-80.

Спектры ЯМР широких линий регистрировали с помощью радиоспектрометра JNM-3 на частоте 40МГц. Измерения производной линии поглощения проводили при комнатной температуре, через равные промежутки времени после облучения. Измерения с каждым детектором, находящимся в приемной катушке спектрометра, проводились в режиме «Накопление спектра», позволяющего автоматически получать за 1-5 минуты итоговый спектр ЯМР, усредненный по 50-100 спектрам.

Источниками облучения являлись: гамма-камеры на основе отработанных тепловыделяющих сборок (ТВС) реактора; импульсный ядерный реактор (источник смешанного гамма-нейтронного (у+п) излучения. В диапазоне поглощенных доз (0,1-10 кГр) использовался гамма-источник на основе⁶⁰Со. Калибровка детекторов в диапазоне гамма-доз 10-10⁴ Гр осуществлялась с помощью ТВС. Величины калибровочных гамма-доз в диапазоне 10-10⁴ измерялись калориметром, корпус которого для сближения результатов, изготовлен из материала детектора, при дозах 0,1-10 кГр, поглощенная доза определялась по эталонному источнику, по времени облучения, для дозиметрии гамма-составляющей излучения импульсного реактора применялись стекла СГД-8, размещенные вместе с исследуемыми детекторами. После каждого облучения детекторов измерялись спектры ЯМР.

По производной линии поглощения ЯМР, стандартным методом моментов [И.Я. Слоним, А.Н. Любимов. Ядерный магнитный резонанс в полимерах. «Химия». Москва. 1967, 340 с.; М.А. Теплов и др. Лабораторный практикум по курсу «Магнитная радиоспектроскопия» (часть первая). Изд-во Казанского государственного университета. Физический факультет. Казань. 2010, 54 с.; Сергеев Н.А., Д.С. Рябушкин. Метод моментов в ЯМР твердого тела. Изд-во «Бук», Казань. (2019). С. 260] рассчитывались параметры ЯМР¹⁹F: второй (М2) и четвертые моменты (М4), фактор формы ξ=М4/(М2)² в зависимости от поглощенной гамма-дозы, определенной в калибровочных измерениях.

ЯМР на ядрах¹⁹F представляет широкую линию поглощения, типичную для твердых ядерных парамагнетиков. Как показали наши предварительные исследования, параметр спектра ЯМР, ξ, оказался наиболее чувствительным к обеим компонентам смешанного поля излучения.

Количественные данные, полученные в результате разделения компонент смешанного поля в реальном эксперименте, рассчитанные по алгоритму примера, приведенного на Фиг. 1, представлены в Таблице

Таким образом, опытная проверка предлагаемого способа показала его работоспособность, заключающуюся в осуществлении раздельной регистрации доз смешанных гамма-нейтронных полей по данным одного измерения, с использованием одного детектора, не содержащего в своем составе специальных нейтронно-чувствительных элементов. Как показали наши исследования структурные изменения, вызванные облучением ПТФЕ, стабильны и необратимы до 300°C. Потеря дозиметрической информации облученного детектора (фединг) составляла не более 2% за год хранения в нормальных условиях. Ошибка в измерении доз не превышала 4%.

Реферат

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. Технический результат – повышение надежности, точности и достоверности получаемой дозиметрической информации. 1 з.п. ф-лы, 1 табл., 2 ил.

Формула