RU157406U1 - Gamma scintillation detector - Google Patents

Abstract

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для изготовления защитного материала от нейтронного излучения, а также к детекторам гамма-излучения, содержащим защитную оболочку. Техническим результатом изобретения является повышение точности измерения детектором. Сцинтилляционный детектор гамма-излучения содержит цилиндрический корпус и оболочку, размещенную над корпусом в верхней его части, причем внутри корпуса в верхней его части размещен сцинтилляционный кристалл на основе Nal, а в нижней части корпуса - фотоэлектронный умножитель, оптически связанный с кристаллом, при этом оболочка выполнена в виде стакана из композитного твердого материала, содержащего фтористый литий, полиэфирную смолу и отвердитель - метилэтилкетон, при следующем соотношении компонентов в мас. %: фтористый литий - 38-45; полиэфирная смола - 54, 2-60,8; отвердитель - 0,813-1,2. The invention relates to nuclear engineering and can be used to manufacture a protective material from neutron radiation, as well as to gamma-ray detectors containing a protective shell. The technical result of the invention is to improve the accuracy of measurement by the detector. The gamma-ray scintillation detector comprises a cylindrical body and a shell placed above the body in its upper part, with a Nal-based scintillation crystal placed in the upper part of the body, and a photoelectron multiplier optically coupled to the crystal in the lower part of the body, and the shell made in the form of a glass of composite solid material containing lithium fluoride, a polyester resin and a hardener - methyl ethyl ketone, in the following ratio of components in wt. %: lithium fluoride - 38-45; polyester resin - 54, 2-60.8; hardener - 0.813-1.2.

Description

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИFIELD OF TECHNOLOGY

Полезная модель относится к ядерной технике и относится к детекторам гамма-излучения, содержащим защитную оболочку.The utility model relates to nuclear engineering and relates to gamma-ray detectors containing a protective sheath.

УРОВЕНЬ ТЕХНИКИBACKGROUND

В SU 563057 А1, опубл. 23.04.1981 раскрыт детектор гамма-излучения, содержащий оболочку из изотопа Li⁶.In SU 563057 A1, publ. 04/23/1981 disclosed a gamma radiation detector containing a shell of the isotope Li ⁶ .

Недостатками известного детектор гамма-излучения является то, что в чистом виде изотоп Li⁶ интенсивно окисляется на воздухе, поэтому при изготовлении защитного материала детектора, на материал изотопа Li⁶ необходимо наносить защитное покрытие от окисления, что усложняет изготовление и стоимость защитного материала детектора.The disadvantages of the known gamma radiation detector is that in its pure form, the Li ⁶ isotope is actively oxidized in air, therefore, in the manufacture of the protective material of the detector, it is necessary to apply a protective coating against oxidation on the material of the Li ⁶ isotope, which complicates the manufacture and cost of the protective material of the detector.

Наиболее близким аналогом заявленной полезной модели, является сцинтилляционный детектор гамма-излучения, раскрытый в RU 2158011 C2, опубл. 20.10.2000. Известный из наиболее близкого аналога детектор содержит сцинтилляционный кристалл Bi₄Ge₃O₁₂, фотоэлектронный умножитель (ФЭУ) и блок обработки сигналов. При этом кристалл расположен в двухслойном коллиматоре, внешний слой которого выполнен из водородсодержащего замедлителя нейтронов полиэтилена, а внутренний - из кадмия. Причем кристалл выполнен с колодцем, в котором размещен чувствительный к нейтронам сцинтиллирующее вещество на основе стильбена или пластмассы.The closest analogue of the claimed utility model is a scintillation detector of gamma radiation, disclosed in RU 2158011 C2, publ. 10/20/2000. The detector known from the closest analogue contains a Bi ₄ Ge ₃ O ₁₂ scintillation crystal, a photomultiplier (PMT), and a signal processing unit. In this case, the crystal is located in a two-layer collimator, the outer layer of which is made of a hydrogen-containing neutron moderator of polyethylene, and the inner one is made of cadmium. Moreover, the crystal is made with a well in which a neutron-sensitive scintillating substance based on stilbene or plastic is placed.

Недостатком наиболее близкого аналога является наличие внутреннего слоя из кадмия, который при взаимодействии с тепловыми нейтронами излучаетвторичное гамма-излучение в области 558-9044 кэВ (наиболее интенсивная линия - 558 кэВ). В результате детектором будут регистрироваться большое число фоновых импульсов, что приведет к увеличению загрузки детектора и снижению точности измерения спектра.The disadvantage of the closest analogue is the presence of an inner layer of cadmium, which when interacting with thermal neutrons emits secondary gamma radiation in the region of 558-9044 keV (the most intense line is 558 keV). As a result, the detector will record a large number of background pulses, which will lead to an increase in the detector load and a decrease in the accuracy of the spectrum measurement.

РАСКРЫТИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯSUMMARY OF THE INVENTION

Задача предлагаемого технического решения состоит в разработке детектора гамма-излучения, содержащего оболочку из защитного материала, обеспечивающую его точность измерения.The objective of the proposed technical solution is to develop a gamma radiation detector containing a sheath of protective material, ensuring its measurement accuracy.

Техническим результатом полезной модели является повышение точности измерения детектором.The technical result of the utility model is to increase the accuracy of the measurement by the detector.

Указанный технический результат достигается за счет того, что сцинтилляционный детектор гамма-излучения содержит цилиндрический корпус и оболочку, размещенную над корпусом в верхней его части, причем внутри корпуса в верхней его части размещен сцинтилляционный кристалл на основе Nal, а в нижней части корпуса - фотоэлектронный умножитель, оптически связанный с кристаллом, при этом оболочка выполнена в виде стакана из композитного твердого материала, содержащего фтористый литий, полиэфирную смолу и отвердитель - метилэтилкетон, при следующем соотношении компонентов в мас. %: фтористый литий - 38-45; полиэфирная смола - 54,2-60,8; отвердитель - 0,813-1,2.The specified technical result is achieved due to the fact that the gamma-ray scintillation detector comprises a cylindrical body and a shell placed above the body in its upper part, with a Nal-based scintillation crystal placed in the upper part of the body, and a photomultiplier in the lower part of the body optically bonded to the crystal, the shell being made in the form of a glass of a composite solid material containing lithium fluoride, a polyester resin and a hardener - methyl ethyl ketone, followed by the total ratio of components in wt. %: lithium fluoride - 38-45; polyester resin - 54.2-60.8; hardener - 0.813-1.2.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙBRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS

Фиг. 1 - продольный разрез детектораFIG. 1 - longitudinal section of the detector

1 - корпус детектора;1 - detector housing;

2 - оболочка;2 - shell;

3 - кристалл на основе Lil;3 - crystal based on Lil;

4 - фотоэлектронный умножитель (ФЭУ);4 - photomultiplier tube (PMT);

5 - Разъемы ФЭУ.5 - PMT connectors.

На фиг. 1 изображен сцинтилляционный детектор гамма-излучения, который содержит цилиндрический корпус (1) и оболочку (2), размещенную над корпусом (1) в верхней его части. Причем внутри корпуса (1) в верхней его части размещен сцинтилляционный кристалл (3) на основе Nal, а в нижней части корпуса - ФЭУ (4), оптически связанный с кристаллом (3), при этом оболочка (2) выполнена в виде стакана из композитного твердого материала, содержащего фтористый литий, полиэфирную смолу и отвердитель - метилэтилкетон, при следующем соотношении компонентов в мас. %: фтористый литий - 38-45; полиэфирная смола - 54, 2-60,8; отвердитель - 0,813-1,2.In FIG. 1 shows a scintillation detector of gamma radiation, which contains a cylindrical body (1) and a shell (2) located above the body (1) in its upper part. Moreover, inside the casing (1) in its upper part there is a Nal-based scintillation crystal (3), and in the lower part of the casing there is a PMT (4) optically coupled to the crystal (3), while the casing (2) is made in the form of a glass of composite solid material containing lithium fluoride, a polyester resin and a hardener - methyl ethyl ketone, in the following ratio of components in wt. %: lithium fluoride - 38-45; polyester resin - 54, 2-60.8; hardener - 0.813-1.2.

Сцинтилляционный детектор гамма-излучения работает следующим образом. В результате взаимодействия тепловых нейтронов с материалом защитной оболочки (2) возникают гамма-кванты, при этом оболочка (2) поглощает тепловые нейтроны, не допуская их до кристалла (3). Гамма-квант, проходя через сцинтиллятор - кристалл Nal (3), наряду с ионизацией атомов и молекул возбуждает их. Возвращаясь в невозбужденное (основное) состояние, атомы испускают фотоны. Фотоны, попадая на катод ФЭУ (4), выбивают электроны, в результате чего на аноде ФЭУ (4) возникает электрический импульс, который далее усиливается с помощью усилителя ФЭУ (4) и регистрируется блоком электронной обработки сигналов (на фиг. 1 не показан), подключенный к разъемам (5) ФЭУ (4) детектора через кабель.A gamma scintillation detector operates as follows. As a result of the interaction of thermal neutrons with the material of the protective shell (2), gamma rays arise, while the shell (2) absorbs thermal neutrons, preventing them from reaching the crystal (3). A gamma quantum passing through a scintillator - Nal crystal (3), along with the ionization of atoms and molecules excites them. Returning to an unexcited (ground) state, atoms emit photons. The photons entering the PMT cathode (4) knock out the electrons, as a result of which an electric pulse appears on the PMT anode (4), which is further amplified by a PMT amplifier (4) and is recorded by the electronic signal processing unit (not shown in Fig. 1) connected to the connectors (5) of the PMT (4) of the detector through a cable.

Таким образом, детектор регистрирует частицы (гамма-кванты, нейтроны и т.д.), пролетающие через кристалл Nal. Оболочка из композита LiF предназначен для экранирования кристалла детектора от нейтронного излучения.Thus, the detector registers particles (gamma rays, neutrons, etc.) flying through the Nal crystal. The LiF composite shell is designed to shield the detector crystal from neutron radiation.

В таблице приведены результаты экспериментов при работе заявленного детектора, содержащего оболочку из композитного материала.The table shows the results of experiments during the operation of the inventive detector containing a shell of a composite material.

Как показали эксперименты (см. табл.) заявленная оболочка из композитного материала эффективно способствует поглощению нейтронного излучения, что приводит к снижению регистрации фонового излучения детектором и, соответственно, увеличению точности измерения спектра гамма-излучения. Это объясняется тем, что в отличие от защитного материала, применяемого для оболочки наиболее близкого аналога, а также борированного полиэтилена, являющегося наиболее эффективным защитным материалом от нейтронного излучения, в заявленной оболочке композитный материал на основе фтористого лития не имеет сопутствующих линий гамма-излучения при взаимодействии лития с тепловыми нейтронами, в отличии материала наиболее близкого аналога и борированного полиэтилена которые имеют линии вторичного гамма-излучения 558 и 478 кэВ соответственно. Это позволяет значительно снизить регистрацию фонового излучения детектором по указанным выше линиям и, как следствие, повысить точность измерения спектра. Применение указанного решения позволяет улучшить параметры установок нейтронного радиационного анализа, упростить их конструкцию и техническое обслуживание.As experiments showed (see table), the claimed composite material shell effectively contributes to the absorption of neutron radiation, which leads to a decrease in the detection of background radiation by the detector and, consequently, to an increase in the accuracy of measuring the gamma-ray spectrum. This is due to the fact that, unlike the protective material used for the closest analogue shell, as well as the boron polyethylene, which is the most effective protective material from neutron radiation, in the claimed shell the composite material based on lithium fluoride does not have accompanying gamma radiation lines during interaction lithium with thermal neutrons, in contrast to the material of the closest analogue and boron polyethylene, which have lines of secondary gamma radiation of 558 and 478 keV, respectively. This can significantly reduce the detection of background radiation by the detector along the lines indicated above and, as a result, increase the accuracy of the spectrum measurement. The application of this solution allows to improve the parameters of neutron radiation analysis facilities, to simplify their design and maintenance.

Таким образом, предлагаемая полезная модель позволяет получить детектор гамма-излучения, содержащий оболочку из защитного материала, обеспечивающую его точность измерения.Thus, the proposed utility model allows to obtain a gamma radiation detector containing a sheath of protective material, ensuring its measurement accuracy.

Изобретение было раскрыто выше со ссылкой на конкретный вариант его осуществления. Для специалистов могут быть очевидны и иные варианты осуществления изобретения, не меняющие его сущности, как она раскрыта в настоящем описании. Соответственно, изобретение следует считать ограниченным по объему только нижеследующей формулой изобретения.The invention has been disclosed above with reference to a specific embodiment. Other specialists may be obvious to other embodiments of the invention, without changing its essence, as it is disclosed in the present description. Accordingly, the invention should be considered limited in scope only by the following claims.

Claims (1)

Сцинтилляционный детектор гамма-излучения, содержащий цилиндрический корпус и оболочку, размещенную над корпусом в верхней его части, причем внутри корпуса в верхней его части размещен сцинтилляционный кристалл на основе Nal, а в нижней части корпуса - фотоэлектронный умножитель, оптически связанный с кристаллом, при этом оболочка выполнена в виде стакана из композитного твердого материала, содержащего фтористый литий, полиэфирную смолу и отвердитель - метилэтилкетон, при следующем соотношении компонентов, мас.%:A gamma-ray scintillation detector comprising a cylindrical body and a shell located above the body in its upper part, with a Nal-based scintillation crystal inside the body in its upper part and a photoelectron multiplier optically coupled to the crystal in the lower part of the body, the shell is made in the form of a glass of a composite solid material containing lithium fluoride, a polyester resin and a hardener - methyl ethyl ketone, in the following ratio of components, wt.%: фтористый литий 38-45 полиэфирная смола 54,2-60,8 отвердитель 0,813-1,2

lithium fluoride 38-45 polyester resin 54.2-60.8 hardener 0.813-1.2

Images