<< Пред.           стр. 1 (из 5)           След. >>

Список литературы по разделу

 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 IX Международное совещание
 
 ПРОБЛЕМЫ ПРИКЛАДНОЙ СПЕКТРОМЕТРИИ И РАДИОМЕТРИИ
 ППСР-2005
 
 Тезисы докладов
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 г. Заречный, Россия
 2005 г.
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 ИЗМЕРЕНИЕ ХАРАКТЕРИСТИК ЛИНЕЙНОГО УСКОРИТЕЛЯ ЭЛЕКТРОНОВ С ПОМОЩЬЮ АЛМАЗНЫХ ДЕТЕКТОРОВ
 
  А.А. Алтухов, О.Ф. Герасимов, Н.М. Кирилин
  ООО "УралАлмазИнвест", г. Трехгорный
 
  В докладе приводятся результаты измерений параметров линейного ускорителя электронов У-31/32 ОНИЛ МИФИ. Измерения проводились дозиметрическими детекторами на основе алмаза типа АДИИ(tm), разработки ООО "УралАлмазИнвест".
  Предварительно все детекторы прошли отбор и метрологическую аттестацию по мощности поглощенной дозы бета излучения на эталоне ВЭ-28 предприятия 32 ГНИИИ МО РФ, а также сертификацию для целей утверждения типа в соответствии с ГОСТ 15.005-93 по линейности характеристики преобразования, временному разрешению и по другим параметрам.
  В табл.1 приведены результаты измерений и расчетов мощности поглощенной дозы (МПД) в направлении выхода электронного пучка. Результаты получены с помощью детектора АДИИ-3-Б зав.№ 075 с чувствительностью K?=1.66?10-8Кл/Гр линейностью характеристики преобразования Iл=0.1 мА .
 
  Результаты измерений и расчетов МПД электронного излучения
  Таблица 1
 R, см КПр K?, Кл/Гр IЭт ,10-6 A P? , Гр/c 0.2 1.0 1.66?10-8 5.79?0.01 349 10.0 1.0 - " - 1.393±0.006 83.9 20.0 1.0 - " - 0.390?0.002 23.5 30.0 1.0 - " - 0.193?0.001 11.6 40.0 1.0 - " - 0.113?0.001 6.81 50.0 1.0 - " - 0.0831?0.006 5.01 60.0 1.0 - " - 0.0501?0.0004 3.02 70.0 1.0 - " - 0.0369?0.0001 2.22 80.0 1.0 - " - 0.0272?0.0006 1.64 90.0 1.0 - " - 0.0207?0.0001 1.25
  Приняты обозначения:
 R - расстояние между источником и детектором,
 КПр - коэффициент свидетельской "привязки" эталонных измерений,
 K?, - коэффициент чувствительности эталонного детектора,
 P? - МПД электронного излучения.
  Суммарная погрешность измерений МПД электронного излучения составляет величину не более 30% с вероятностью 0.95 для всех детекторов АДИИ-3, сертифицированных в 32 ГНИИИ МО РФ.
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 ДЕТЕКТОРЫ ДЛЯ СПЕКТРОМЕТРИИ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ С ГЕОМЕТРИЕЙ 4?
 
  Выдай Ю.Т., Ананенко А.А., Тарасов В.А., Гаврилюк В.П.
  Институт сцинтилляционных материалов НАН Украины
 
  Во многих задачах спектрометрии радиоактивного излучения, для увеличения чувствительности, необходимо использовать сцинтилляционные детекторы с колодцем [1,2]. В таком случае обеспечивается регистрация излучения с большим телесным углом, однако сложная геометрия детектора может существенно ухудшить его спектрометрические свойства. Для получения лучших спектрометрических характеристик детекторов с колодцем, необходимо учитывать определённые закономерности распространения света в сцинтилляторе. Двигаясь путем использование различных типов отражателей и применяя особую обработку поверхности, возможно изменять оптические свойства различных областей рабочего тела детектора.
  В процессе выполнения работы была разработана и реализована математическая модель детектора с колодцем, с помощью компьютерного моделирования изучены процессы светособирания в таком детекторе. Используя полученные расчётные данные, подобраны материалы с оптимальными коэффициентами отражения и определены способы обработки для различных поверхностей детектора. Проведенные исследования позволили выровнять коэффициент светособирания по всему объёму.
  По результатам расчёта был изготовлены опытные образы детекторов, которые подтвердили адекватность теоретических расчётов и показали существенно лучшие спектрометрические характеристики.
 
 [1] Вартанов Н.А., Самойлов П.С. Практические методы сцинтилляционной гамма-спектрометрии. М. Атом издат., с.275 (1964).
 [2] Глобус М.Е., Гринев Б.В. Неорганические сцинтилляторы. Харьков: Ахта. с.400. (2000)
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 ВОЗМОЖНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ МЕТОДА ЭЛЕКТРООСАЖДЕНИЯ ДПР ДЛЯ ОЦЕНКИ РАДИАЦИОННОГО РИСКА НАСЕЛЕНИЯ
 
 Афонин А.А., Котляров А.А., МаксимовА.Ю.
 
  В настоящей работе рассмотрены возможности метода осаждения ионизованных дочерних продуктов распада (ДПР) радона электрическим полем на поверхность полупроводникового детектора для регистрации изотопа 222Rn и короткоживущего изотопа - 220Rn. Рассмотрены схемы измерительных камер, методы отбора проб и проведения измерений, а также методики проведения мониторинга объёмной активности радона. Установлены отличия, возникающие по отношению к регистрации, обусловленные разными ядерно-физическими свойствами этих изотопов.
 
  По данным литературы, вклад изотопа радона 222Rn в общую дозу облучения человека составляет порядка 50%. Изотоп 220Rn прибавляет к этой цифре ещё 5-15 %. Предполагается, что 20% всех случаев заболевания раком бронхов вызвано действием радона и его ДПР. А в некоторых местностях радоновое облучение во много раз превышает средние величины.
  Один из перспективных методов измерения концентрации радона, который является предметом настоящей работы, основан на способе отбора проб при помощи электроосаждения (ЭО) заряженных ДПР.
  Физические процессы, происходящие в камере датчика с электроосаждением (КЭО), до настоящего времени изучены недостаточно. Для улучшения метрологических характеристик КЭО проведены экспериментальные и расчетные исследования влияния параметров воздушной среды (влажности, концентрации легких нерадиоактивных ионов, напряженности электрического поля) на процессы переноса заряженных ДПР радона Исследована подвижность и время жизни ионов ДПР в разных условиях. Получены значения среднего времени жизни и среднего электрического смещения в зависимости от влажности воздуха и ОА радона. Разработана физическая модель поведения ДПР радона в электрическом поле. В соответствии с результатами экспериментов вероятность того, что ион 218Ро сохраняет свой заряд, представлена в виде Р=е?t/??e-x/?x, где ? и ?x зависят от влажности воздуха. Скорость движения ионов равна v = ??Е, а плотность образования 218Ро равна ОА радона и считается равномерной по объему камеры.
  Разработан метод расчета чувствительности датчиков радона с электроосаждением, созданный с учетом экспериментальных результатов и основанный на расчете электрического поля и траектории движения ионов ДПР в КЭО. Проведено сравнение результатов расчета чувствительности с экспериментальными данными. Выявлены основные закономерности влияния параметров датчиков на чувствительность.
  Представлена методика одновременного селективного измерения изотопов радона в различных средах, параметры электростатических камер и режимы измерений селективных измерителей радона. Разработан алгоритм расчетной программы KAMERA, предназначенной для оценки эффективности электроосаждения в КЭО с произвольной геометрией.
  Проведено моделирование интегрального радиометра, предназначенного для измерения средней ОА радона за длительный период времени (от 1 недели и более). Рассмотрены особенности физических процессов, происходящих в КЭО, при данном режиме измерений. В частности, вклад диффузии ДПР в процесс осаждения в КЭО с малыми размерами и напряженностью поля может быть сравним с вкладом электроосаждения.
 
 Литература
 
 1 Максимов А.Ю., Котляров А.А. Измерение подвижности радиоактивных аэроионов в атмосферном воздухе. Приборы и техника эксперимента, 2002, № 4, с.140-143.
 2 Афонин А.А., Котляров А.А., Максимов А.Ю. Установка для изучения процессов нейтрализации радиоактивных ионов в воздухе //Приборы и техника эксперимента. -2003. - т.46, № 1, с. 119-122.
 МЕТОДИЧЕСКОЕ И ПРИБОРНОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ИЗМЕРЕНИЙ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
 
 Бабенко В.В., Исаев А.Г., Казимиров А.С.
 ООО "НПП "АтомКомплексПрилад", г. Киев, Украина
 
  В соответствии с ядерным законодательством Украины при приемке радиоактивных отходов (РАО) на захоронение (хранение) в учетную карточку РАО с целью их паспортизации должны заноситься сведения о радиоизотопном составе отходов, удельной и общей активности радионуклидов, которые превышают уровень освобождения от контроля государственного регулирующего органа. Такое требование продиктовано, прежде всего, стремлением навести порядок в области инвентаризации РАО и более строгой оценкой радиационной и ядерной опасности хранилищ радиоактивных отходов.
  Трудности, с которыми приходится сталкиваться при определении содержания радионуклидов (р/н) в РАО, состоят в том, что часто измеряемые объекты имеют сложную геометрическую форму, неизвестный состав вещества РАО, неоднородное распределение активности и плотности по объему. Это вызывает определенную сложность и создает дополнительную погрешность при градуировке по эффективности измерительного устройства, где должны быть учтены геометрия измерения и ослабление излучения в материалах РАО и контейнера.
  Рассмотрены методы определения характеристик РАО основанные на анализе гамма-спектров от объемных источников и учитывающие геометрию измерения и ослабляющие свойства материалов РАО и контейнера. Метод скорректированной точечной аналогии и предложенный нами метод являются универсальными и пригодны для протяженных источников практически любой формы. Для учета эффективности конкретного детектора используются эталонные точечные источники, а для расчета удельных активностей дополнительно применяется моделирование измеряемого объекта. При этом нет необходимости в моделировании самого детектора.
  Основными источниками погрешности являются неравномерность распределения активности и плотности по объему РАО. Их вклад можно уменьшать, применяя многодетекторные системы (или сканирование по вертикали) и вращение объекта вокруг вертикальной оси.
  В измерительных системах можно применять как сцинтилляционные детекторы для анализа ограниченного числа радионуклидов, так и полупроводниковые детекторы, обеспечивающие лучшую точность и надежность результатов измерения.
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 ОСОБЕННОСТИ СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИХ ИЗМЕРЕНИЙ РАДИОНУКЛИДОВ, СОДЕРЖАЩИХСЯ НА УРОВНЕ ГЛОБАЛЬНЫХВЫПАДЕНИЙ В ЛЕДНИКАХ ТЯНЬ-ШАНЯ
 
 Байгутлин В.Ш., Ф.Ф.Файзрахманов
 ФГУП "РФЯЦ-ВНИИТФ", г. Снежинск
 
  Со времени прекращения интенсивных испытаний ядерного оружия в атмосфере прошло около 40 лет. Большая часть выброшенных в атмосферу радионуклидов уже распалась. Практически значимыми продуктами деления содержащимися в объектах окружающей среды , в настоящее время, являются Cs-173? Sr-90 (в равновесии с дочерним Y-90) и техногенный радионуклид-тритий. Содержание этих радионуклидов в объектах окружающей среды, в частности, в пробах снега, льда, дождевой воды на уровне ?1Бк/кг и ниже. Содержание радионуклидов естественного происхождения, таких как изотопы урана, радия, тория и др. примерно на таком же уровне.
  Спектрометрические измерения содержания гамма-активных радионуклидов проведены на гамма-спектрометре типа InSpector изводства фирмы CANBERRA-PACKARD с полупроводниковым детектором из особо чистого германия. Управление спектрометром и обработка спектров осуществлялась с использованием спектрометрического программного пакета Genie-2000.
  Решение проблемы оптимизации условий измерений при таких низких значениях активности проб велось по следующим направлениям:
  Уменьшались значения внешних факторов, влияющих на результат измерения
  Принимались меры для максимально возможной стабилизации параметров измерительной аппаратуры в процессе измерений.
  Геометрия измерения была оптимизирована для максимальной эффективности регистрации.
  Время измерения проб было доведено до 30 часов.
 
  Измерения проводились в кернах льда, добытых с различной глубины ледников, отражающие интенсивность "законсервированных" в отложениях осадков радиоактивных выпадений. Получены распределения активности Cs137 по глубине скважин, позволяющие осуществить радиоэкологическое сканирование выпадений радионуклидов в течение последних 40 лет. Выявленные максимумы активности Cs137 можно отнести к глобальным выпадениям первой половины 60-х годов, периоду наиболее интенсивных испытаний ядерного оружия в атмосфере и на земле. Привязка годовых слоев льда к конкретным событиям позволяет провести достаточно точную датировку годовых отложений ледника. Полученные значения активности Cs137 в максимуме, отнесенные нами к 1963 году, хорошо согласуются с данными, полученными при исследовании радиоактивных выпадений, проведенными в этом регионе в середине 60-х годов.
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 ИСПЫТАНИЯ ОПТОВОЛОКОННОГО ДАТЧИКА ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ
 
  Бондаренко А.В., Дядькин А.П., Кащук Ю.А., Красильников А.В.,
  Олейников А.А., Цуцких А.Ю., Шевченко В.Г., Ярцев В.П.
  ФГУП ГНЦ РФРФ Троицкий Институт Инновационных и термоядерных исследований, г. Троицк
 
  Принцип действия датчика состоит в регистрации светового сигнала, который индуцируется в сцинтиллирующем материале ионизирующим излучением и передается к фотоприемнику по волоконному световоду. Этим оптоволоконный датчик отличается от существующих приборов, в которых сцинтиллятор совмещен с фотоприемником [1]. Преимущества оптоволоконного датчика состоят в возможности размещения приемной аппаратуры вне зоны действия радиации и электромагнитных наводок. Миниатюрные размеры датчика делают его привлекательным для проведения измерений с высоким пространственным разрешением, причем в труднодоступных местах, а также позволяют создавать многоканальные системы.
  В задачи данной работы входило исследовать зависимость полезного сигнала от гамма поля и определить величину сигнала по отношению к радиолюминесценции оптического волокна (фону).
  Конструкция датчика и размеры корпуса сцинтиллятора (не более 5 мм в диаметре и 20 мм в длину), определились с учетом предполагаемых измерений [2] в специальных каналах реакторов типа ВВЭР и РБМК, а также в центральных гильзах тепловыделяющих сборок РБМК, предназначенных для размещения датчиков энерговыделения.
  Основным элементом датчика является радиационно-стойкое оптическое волокно с сердцевиной из чистого кварцевого стекла, насыщенного молекулярным водородом [3]. Защитное алюминиевое покрытие волокна допускает нагрев до 400 0С, не активируется и не разрушается нейтронами. Испытания на ядерном реакторе [4] показали, что такие волокна остаются достаточно прозрачными (наведенное радиацией поглощение света в видимом диапазоне не более 0.5 дБ/м) при облучении до флюенса быстрых (Е>0.1 МэВ) нейтронов ~1018н/см2 и гамма дозы ~20МГр. Еще одно преимущество этих волокон проявилось в многократно меньшей радиолюминесценции по сравнению с другими аналогичными образцами.
  Для испытаний были взяты сцинтилляторы с хорошо изученными свойствами, а именно NaI(Tl), CsI(Tl), ZnS(Ag), p-терфенил в полистироле и стильбен C14H12 [2]. Также была измерена радиолюминесценция (фон) однородно облучаемого отрезка волокна длиной 3,5 м, равной "половине топлива" РБМК.
  Все сцинтилляторы обнаружили линейную зависимость полезного сигнала от мощности гамма дозы в диапазоне 0,03?200 Р/с (мощность поглощенной дозы до ~ 2 Гр/с(Si)). Оптическая фильтрация сигналов (выделение с помощью светофильтров спектрального интервала в районе максимума свечения сцинтилляторов) позволила поднять отношение сигнала к фону до ~100 для сцинтилляторов NaI(Tl) и CsI(Tl).
 
 Литература
 1. Акимов Ю.К. // Физика элементарных частиц и атомного ядра. 1994. т. 25. выпуск 1. с. 229-284.
 2. Шевченко В.Г., Гарусов Ю.В., Роботько А.В., Комаров М.В. // Атомные электрические станции: Сб. ст. Вып.9 - М.: Энергоатомиздат, 1987. - с.87
 3. Tomashuk A.L., Golant K.M., Dianov E.M. et al. // IEEE Transactions on Nuclear Science, 2000, V. 47, No. 3, Part 1, pp. 693-698.
 4. А.В.Бондаренко, Кащук Ю.А., Красильников А.В., и др. // Теоретические и экспериментальные исследования, выполненные в 2003 году. Сб. трудов. Вып.3-Троицк, ОНТИ ГНЦ РФ ТРИНИТИ, 2004, с. 175-178.
 РАЗРАБОТКА МЕТОДИК ГАММА-СПЕКТРОМЕТРИИ ПРИМЕНИТЕЛЬНО К НИЗКОАКТИВНЫМ И ВЫСОКОАКТИВНЫМ ТВЕРДЫМ РАДИОАКТИВНЫМ ОТХОДАМ, ОБРАЗУЮЩИМСЯ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ И ВЫВОДК ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК
 
 П.М. Гаврилов, А.Г. Кохомский, В.Б.Чуканов, К.М. Изместьев, И.Н. Сеелев, С.Ю. Полуэктов
  ФГУП "Сибирский химический комбинат", г. Северск Томской области
 
  Работа посвящена обеспечению контроля активности и нуклидного состава твердых радиоактивных отходов (ТРО), образующихся при эксплуатации и выводе из эксплуатации ядерно-энергетических установок.
  Актуальность работы обусловлена современными требованиями к порядку обращения (сбор, переработка, хранение и кондиционирование) с твердыми радиоактивными отходами, сформулированными в нормативно-правовой документации по радиационной безопасности. Для атомной отрасли повышение безопасности процессов обращения с радиоактивными отходами является приоритетным направлением ввиду необходимости лицензирования деятельности производств органами Государственного надзора.
  В результате производственной деятельности на Реакторном заводе СХК образуются твердые радиоактивные отходы, загрязненные в основном гамма-излучающими нуклидами. Поэтому для определения активности и нуклидного состава ТРО проведено внедрение гамма-спектрометрических методик и дифференцированной организации обращения и методологии применительно к низкоактивным ТРО и высокоактивным ТРО.
  Для низкоактивных ТРО разработан и внедрен расчетный метод определения удельной активности ТРО в геометрии первичной упаковки отходов (стандартный крафт-мешок) без взятия пробы путем непосредственного измерения мощности дозы гамма-излучения на поверхности упаковки. Метод основан на концепции известного (определенного при методолгических исследованиях) нуклидного состава отходов и уменьшения погрешности измерения за счет увеличения количества замеров счетного образца. Основную неопределенность в значение активности низкоактивных ТРО, рассчитанное по данной методике, вносят вариации средневзвешенного коэффициента за счет изменения соотношения между радионуклидами в разных партиях ТРО.
  С целью снижения данных неопределенностей до минимального значения на Реакторном заводе СХК разработан и внедряется в производство гамма-спектрометрический стенд контроля активности и нуклидного состава отходов. Стенд состоит из полупроводникового гамма-детектора с коллимирующим устройством и специальной вращающейся площадки (для учета неравномерности распределения отходов по измеряемой геометрии), на которую помещается бочка объемом 200 л с низкоактивными ТРО. Спектр излучения отходов снимается при вращении площадки. Методика выполнения измерений активности низкоактивных ТРО согласована и метрологически аттестована в Госстандарте России ГНМЦ "ВНИИМТРИ".
  При решении задачи контроля высокоактивных ТРО принципиальным является высокая активность и соответственно радиационная опасность данного класса отходов, а также отсутствие технической возможности помещать отходы данного класса в стандартную бочку объемом 200 л для проведения спектрометрических измерений.
  Поэтому на Реакторном заводе СХК разработана и внедряется в производство методика контроля активности и нуклидного состава высокоактивных ТРО гамма-спектрометрическим методом непосредственно в геометрии кузова автомобиля, предназначенного для перевозки отходов. Методика расчета удельной и абсолютной активности высокоактивных ТРО в сложной геометрии кузова спецавтомобиля согласована с Госстандартом России ГНМЦ "ВНИИФТРИ". В настоящее время проводится работа по метрологической аттестации методики выполнения измерений.
 "СТРОНЦИЕВЫЙ" СИЧ - АППАРАТУРНАЯ РЕАЛИЗАЦИЯ ИЗМЕРЕНИЯ ИНКОРПОРИРОВАННОГО 90SR
 
 Гузов В.Д., Кожемякин В.А., Шульгович Г.И., Антонов В.И., Кутень С.А.
 УП "АТОМТЕХ", г.Минск, Республика Беларусь
 
 
  Определение содержания стронция-90 в теле человека в разрабатываемом СИЧ основано на измерении удельной активности остеотропного нуклида Sr-90, депонированного в костной ткани лобно-теменной и затылочной частей головы человека. Задача решается методом избирательной радиометрии гетерогенных объемных источников на основе измерения смешанного бета-гамма-излучения с использованием комбинированных сцинтилляционных детекторов. Aнализ спектрометрической информации проводится на основе данных градуировочных измерений с учетом априорной информации об объекте измерения и данных математического моделирования.
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

<< Пред.           стр. 1 (из 5)           След. >>

Список литературы по разделу