RU2613594C1 - Method of dose rate measurement in mixed apparatus gamma-radiadion spectrum - Google Patents
Method of dose rate measurement in mixed apparatus gamma-radiadion spectrum Download PDFInfo
- Publication number
- RU2613594C1 RU2613594C1 RU2015152092A RU2015152092A RU2613594C1 RU 2613594 C1 RU2613594 C1 RU 2613594C1 RU 2015152092 A RU2015152092 A RU 2015152092A RU 2015152092 A RU2015152092 A RU 2015152092A RU 2613594 C1 RU2613594 C1 RU 2613594C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- energy
- radiation
- spectrum
- gamma
- emax
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
- G01T1/16—Measuring radiation intensity
- G01T1/20—Measuring radiation intensity with scintillation detectors
- G01T1/2006—Measuring radiation intensity with scintillation detectors using a combination of a scintillator and photodetector which measures the means radiation intensity
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
Description
ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИFIELD OF TECHNOLOGY
Изобретение относится к области ядерного приборостроения, а именно к способам измерения мощности поглощенной дозы гамма-излучения с помощью сцинтилляционных детекторов, и может быть использовано для создания дозиметров с функцией распознавания/индикации радионуклидов в исследуемом поле гамма-излучения, счетчиков излучения человека, индивидуальных дозиметрах, а также технологических спектрометров из состава систем радиационного контроля на радиационно-опасных объектах.The invention relates to the field of nuclear instrumentation, and in particular to methods for measuring the power of an absorbed dose of gamma radiation using scintillation detectors, and can be used to create dosimeters with the function of recognition / indication of radionuclides in the studied field of gamma radiation, human radiation counters, individual dosimeters, as well as technological spectrometers from the composition of radiation monitoring systems at radiation hazardous facilities.
УРОВЕНЬ ТЕХНИКИBACKGROUND
Существующие сертифицированные средства измерений в области дозиметрического контроля (например, ДКГ-05Д, ДКС-04), измеряющие мощность поглощенной дозы гамма-излучения при внешнем облучении в широком энергетическом диапазоне, нормированы по чувствительности на излучение радионуклида 137Cs. При этом заявленные погрешности измерений приборов ИДК не превышают, как правило, ±30%. Вместе с тем, детекторы ионизирующих излучений (ИИ) имеют непостоянную энергетическую зависимость дозовой чувствительности. Отсутствие поправки показаний на функцию восприимчивости детектора к определенному нуклиду приводит к существенной ошибке при определении эквивалента дозы смешанного спектра гамма-излучения. Таким образом, измерения в полях ИИ, отличных от 137Cs (т.е. в полях излучения смешанного состава), вносят дополнительную погрешность измерений.Existing certified measuring instruments in the field of dosimetric control (for example, DKG-05D, DKS-04), which measure the absorbed dose rate of gamma radiation under external irradiation in a wide energy range, are normalized by the sensitivity to 137Cs radionuclide radiation. In this case, the declared measurement errors of the IDK devices do not exceed, as a rule, ± 30%. At the same time, ionizing radiation detectors (II) have an unstable energy dependence of dose sensitivity. The lack of correction of the readings for the detector susceptibility function to a specific nuclide leads to a significant error in determining the dose equivalent of the mixed gamma-ray spectrum. Thus, measurements in AI fields other than 137Cs (i.e., in radiation fields of mixed composition) introduce an additional measurement error.
Широко известны устройства измерения мощности дозы гамма-излучения, представляющие собой дозиметры с газоразрядными детекторами (счетчиками Гейгера), представляющие собой промышленные сертифицированные средства измерений (например, ДКГ-05Д), так и изобретения, основанные на тех же физических принципах, что и промышленно освоенные (RU 92011251 А, опубл. 30.04.1995, SU 1839950 А1, опубл. 20.06.2006, RU 2361240 С1, опубл. 10.07.2009). Предложенные изобретения, а также способы измерения мощности дозы гамма-излучения расширяют диапазон измерения мощности дозы. Однако недостатком рассматриваемых аналогов является отсутствие корректировки результатов измерений в зависимости от энергии и биологического эффекта излучения, что приводит к ошибке в измерениях до плюс 30% в диапазоне энергий от начала регистрации энергий (низкоэнергетичное излучение) до энергии 662 кэВ (энергия радионуклида 137Cs) и до значений минус 30% в диапазоне энергий выше энергии 662 кэВ до значений заявленных измерений (высокоэнергетичное измерение).Widely known are devices for measuring the dose rate of gamma radiation, which are dosimeters with gas-discharge detectors (Geiger counters), which are industrial certified measuring instruments (for example, DKG-05D), as well as inventions based on the same physical principles as industrially mastered (RU 92011251 A, publ. 30.04.1995, SU 1839950 A1, publ. 06/20/2006, RU 2361240 C1, publ. 10.07.2009). The proposed inventions, as well as methods for measuring the dose rate of gamma radiation, expand the range of measurement of dose rate. However, the disadvantage of the considered analogues is the lack of adjustment of the measurement results depending on the energy and biological effect of radiation, which leads to an error in measurements of up to plus 30% in the energy range from the beginning of energy registration (low-energy radiation) to 662 keV (137Cs radionuclide energy) to values minus 30% in the energy range above an energy of 662 keV to the values of the declared measurements (high-energy measurement).
Недостатком известных способов является высокая погрешность методов обработки измерений, а также приборные неопределенности, связанные с сильно выраженной температурной нестабильностью энергетического спектра гамма-излучения.A disadvantage of the known methods is the high error of measurement processing methods, as well as instrumental uncertainties associated with a pronounced temperature instability of the energy spectrum of gamma radiation.
Известен способ определения спектра гамма-излучения, основанный на использовании кремниевого детектора (RU 2067306 С1, опубл. 27.09.1996), позволяющий расширить диапазон энергий определяемого спектра гамма-излучения без охлаждения до криогенных температур.A known method for determining the spectrum of gamma radiation, based on the use of a silicon detector (RU 2067306 C1, publ. 09/27/1996), allows you to expand the energy range of the determined spectrum of gamma radiation without cooling to cryogenic temperatures.
Наиболее близким аналогом, который взят за прототип представленного изобретения, является способ определения энергетического спектра гамма-квантов от нескольких источников излучений (RU 2497157 С1, опубл. 27.10.2013), позволяющий упростить методики определения спектра гамма-квантов в полях излучений от разных источников. Сущность метода, представленного в прототипе, заключается в том, что с помощью известных дозиметров измеряют экспозиционные дозы гамма-квантов сначала от одного источника излучений, затем последовательно от двух, трех и т.д. до n-источников, от которых определяется искомый спектр гамма-квантов, при постоянной схеме их размещения относительно дозиметра, рассчитывают вклад (ξ) гамма-квантов от разных источников в показания дозиметров путем решения системы рекурентных уравнений, в правой части которых представлены формулы для расчета поглощенных доз гамма-квантов в воздухе, а в левой - результаты измерений экспозиционных доз. По значениям ξ определяют энергетические спектры гамма-квантов.The closest analogue, which is taken as a prototype of the presented invention, is a method for determining the energy spectrum of gamma rays from several radiation sources (RU 2497157 C1, publ. 10.27.2013), which allows to simplify the methods for determining the spectrum of gamma rays in the radiation fields from different sources. The essence of the method presented in the prototype is that using known dosimeters measure exposure doses of gamma rays first from one radiation source, then sequentially from two, three, etc. to the n-sources from which the desired spectrum of gamma-quanta is determined, with a constant arrangement of them relative to the dosimeter, the contribution (ξ) of gamma-quanta from different sources to the dosimeter readings is calculated by solving a system of recurrence equations, on the right side of which are formulas for absorbed doses of gamma rays in air, and in the left - the results of measurements of exposure doses. The ξ values determine the energy spectra of gamma rays.
Недостатком представленного способа, раскрытого в RU 2497157 С1, является измерение экспозиционных доз в фиксированной геометрии (на заданном расстоянии детектора от источника), необходимость заведомого знания состава смешанного излучения, использование набора радионуклидов, ошибка в измерениях, связанная с отсутствием применения метода режекции наложений импульсов от разных по энергии источников гамма-квантов, которая приводит к уменьшению количества регистрируемых импульсов, а значит - к занижению истинной мощности дозы. Отсутствие поправки на эффективность регистрации различной регистрируемой энергии гамма-квантов в многокомпонентном поле излучения (при количестве источников n>1), также приводит к значительному искажению представляемого результата, как уже было сказано.The disadvantage of the presented method, disclosed in RU 2497157 C1, is the measurement of exposure doses in a fixed geometry (at a given distance of the detector from the source), the need for knowingly knowing the composition of mixed radiation, the use of a set of radionuclides, the measurement error due to the lack of application of the method of notching impulses from sources of gamma rays of different energies, which leads to a decrease in the number of recorded pulses, and therefore to an underestimation of the true dose rate. The absence of a correction for the detection efficiency of various recorded gamma-ray energy in a multicomponent radiation field (with the number of sources n> 1) also leads to a significant distortion of the presented result, as already mentioned.
В реальных условиях на персонал радиационно-опасных объектов оказывает влияние смешанный спектр гамма-излучения. В настоящий момент не учитывается вклад относительной биологической эффективности различных нуклидов, т.е. производится некорректное измерение интегральной мощности экспозиционной дозы (МЭД).Under real conditions, the personnel of radiation hazardous objects are affected by the mixed spectrum of gamma radiation. At present, the contribution of the relative biological effectiveness of various nuclides, i.e. Incorrect measurement of the integrated exposure dose rate (DER) is performed.
РАСКРЫТИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯSUMMARY OF THE INVENTION
Задачей, решаемой предложенным изобретением, является измерение энергетического спектра смешанного фотонного излучения, по которому измеряется интегральная (кумулятивная) поглощенная и экспозиционная мощность дозы фотонного излучения в смешанном поле гамма-излучения с возможностью определения вклада в суммарную дозу от любого компонента спектра гамма-излучения.The problem solved by the proposed invention is the measurement of the energy spectrum of mixed photon radiation, which measures the integrated (cumulative) absorbed and exposure dose rate of photon radiation in a mixed gamma radiation field with the possibility of determining the contribution to the total dose from any component of the gamma radiation spectrum.
Техническим результатом изобретения является снижение погрешности измерения мощности поглощенной и экспозиционной дозы в смешанном спектре гамма-излучения за счет учета при измерении интегральной (кумулятивной) дозы многокомпонентного состава вклада отдельных радионуклидов и влияния их биологической составляющей на организм.The technical result of the invention is to reduce the error in measuring the power of the absorbed and exposure doses in the mixed spectrum of gamma radiation by taking into account when measuring the integral (cumulative) dose of the multicomponent composition of the contribution of individual radionuclides and the influence of their biological component on the body.
Дополнительным результатом от реализации предложенного изобретения является распознавание состава гамма-излучения (индикация радионуклидного состава), а также измерение объемной активности компонент исследуемого поля фотонного излучения.An additional result from the implementation of the proposed invention is the recognition of the composition of gamma radiation (indication of the radionuclide composition), as well as the measurement of the volumetric activity of the components of the studied field of photon radiation.
Технический результат достигается тем, что производят расчет аппаратурной формы линии энергетических спектров реперных источников ионизирующего излучения, принимаемой за эталонную, и определяют положение пиков полного поглощения излучения на энергетической шкале дозиметра-спектрометра; калибруют указанный дозиметр-спектрометр, устанавливая линейное соответствие между значениями номеров каналов дозиметра-спектрометра максимумов пиков полного поглощения и энергиями фотонов реперных источников ионизирующего излучения; регистрируют аппаратный спектр гамма-излучения неизвестного состава; определяют в аппаратном спектре гамма-излучения неизвестного состава пик полного поглощения, соответствующий максимальному значению энергии гамма-квантов Emax исследуемого спектра; определяют по эталонной зависимости энергию гамма-квантов Emax выявленного пика полного поглощения, определяют радионуклид, соответствующий этой энергии; рассчитывают мощность дозы фотонного излучения от компоненты i с энергией Emax смешанного спектра гамма-спектра путем вторичной регистрации плотности потока гамма-частиц с энергией Emax; поканально вычитают из измеренного аппаратурного спектра гамма-излучения неизвестного состава аппаратурный спектр выявленного радионуклида; повторяют действия до тех пор, пока не будут вычислены мощности дозы фотонного излучения от всех составляющих смешанного аппаратного спектра гамма-излучения.The technical result is achieved by calculating the instrumental shape of the line of energy spectra of reference sources of ionizing radiation, taken as a reference, and determining the position of the peaks of total absorption of radiation on the energy scale of the dosimeter spectrometer; calibrate the indicated dosimeter spectrometer, establishing a linear correspondence between the values of the channel numbers of the dosimeter spectrometer of the maximum absorption peaks and the photon energies of reference sources of ionizing radiation; register the hardware spectrum of gamma radiation of unknown composition; determine in the hardware spectrum of gamma radiation of unknown composition the peak of total absorption corresponding to the maximum value of the energy of gamma rays Emax of the investigated spectrum; determine the energy of gamma quanta Emax of the detected peak of total absorption from the reference dependence, determine the radionuclide corresponding to this energy; calculate the dose rate of photon radiation from the component i with the energy Emax of the mixed spectrum of the gamma spectrum by secondary recording the flux density of gamma particles with energy Emax; channel-by-channel subtract from the measured hardware spectrum of gamma radiation of unknown composition the hardware spectrum of the detected radionuclide; repeat the steps until the dose rate of photon radiation from all components of the mixed hardware spectrum of gamma radiation is calculated.
Кроме того, определяют табличные значения коэффициентов поглощения энергии μ(Е), соответствующих значениям энергии Е, значения коэффициентов квантового выхода η(Е) для реперных источников ионизирующего излучения, значения коэффициентов эффективности регистрации ε(Е) реперных источников ионизирующего излучения и заносят указанные данные в энергонезависимую память дозиметра-спектрометра.In addition, tabular values of the energy absorption coefficients μ (E) corresponding to the energy values E are determined, the values of the quantum yield coefficients η (E) for reference sources of ionizing radiation, the registration efficiency coefficients ε (E) of reference sources of ionizing radiation are determined, and the indicated data are entered into non-volatile memory of the dosimeter spectrometer.
Кроме того, построение калибровочной зависимости положения номера канала дозиметра-спектрометра N производят по следующим пикам полного поглощения реперных источников ионизирующего излучения:In addition, the construction of the calibration dependence of the position of the channel number of the dosimeter-spectrometer N is carried out according to the following peaks of complete absorption of reference sources of ionizing radiation:
241Am (59,5 кэВ), 57Со (122 кэВ), 133Ва (364 кэВ), 137Cs (661 кэВ), 54Mn (842 кэВ), 60Со (1173, 1333 кэВ).241Am (59.5 keV), 57Co (122 keV), 133VA (364 keV), 137Cs (661 keV), 54Mn (842 keV), 60Co (1173, 1333 keV).
Кроме того, значение положения пика полного поглощения N на энергетической шкале дозиметра спектрометра во всем диапазоне энергий Е рассчитывают по формуле N(E)=a0+a1×E, где а0 и а1 - рассчитанные линейные коэффициенты, занесенные в энергонезависимую память дозиметра-спектрометра.In addition, the position of the peak of total absorption N on the energy scale of the spectrometer dosimeter in the entire energy range E is calculated by the formula N (E) = a0 + a1 × E, where a0 and a1 are the calculated linear coefficients recorded in the non-volatile memory of the dosimeter spectrometer.
Кроме того, для определения погрешности измерений регистрируют гамма-излучение от по меньшей мере одного контрольного источника ионизирующего излучения из набора ОСГИ, и сравнивают положение пиков полного поглощения от контрольного источника ионизирующего излучения с эталонной зависимостью и при расхождении корректируют положение пиков, изменяя коэффициент усиления.In addition, to determine the measurement error, gamma radiation from at least one reference ionizing radiation source from the OSGI set is recorded, and the positions of the total absorption peaks from the reference ionizing radiation source are compared with a reference dependence and, if there is a discrepancy, they adjust the position of the peaks by changing the gain.
Кроме того, в аппаратурном спектре гамма-излучения неизвестного состава для определения максимальной энергии гамма-квантов Emax определяют номер канала Nmax дозиметра-спектрометра с максимальным количеством отсчетов в первом пике полного поглощения, начиная с крайне правого на шкале аппаратурного спектра реперных источников ионизирующего излучения, после чего в соответствии с калибровочной зависимостью определяют энергию пика полного поглощения, соответствующую этому номеру канала Emax=(Nmax-a0)/a1.In addition, in the instrumental spectrum of gamma radiation of unknown composition for determining the maximum energy of Emax gamma-quanta, the channel number Nmax of the dosimeter spectrometer is determined with the maximum number of samples in the first peak of total absorption, starting from the far right on the scale of the apparatus spectrum of reference ionizing radiation sources, after which, in accordance with the calibration dependence, determine the energy of the total absorption peak corresponding to this channel number Emax = (Nmax-a 0 ) / a 1 .
Кроме того, пик полного поглощения с энергией Emax аппроксимируют гауссианом и вычисляют площадь под пиком полного поглощения: Sппп=σ×(2π)1/2×H=1.064×Δn×H, где Δn - ширина пика полного поглощения на половине его высоты, Н - высота пика полного поглощения, определяют плотность потока падающего фотонного излучения с энергией Emax: ϕ(Emax)=Sппп/(ε(Emax)×Sдет), где Sдет - площадь поверхности сцинтилляционного детектора, ε(Emax) - эффективность регистрации радионуклида с энергией Emax, и рассчитывают мощность дозы фотонного излучения от компоненты i с энергией Emax смешанного спектра гамма-спектра по формуле 
Кроме того, кумулятивную мощность поглощенной дозы в смешанном спектре гамма-излучения рассчитывают по формуле 
Кроме того, по измеренному энергетическому спектру дозиметра-спектрометра определяют значения удельной активности i-го радионуклида с энергией Е по формуле Ai(E)=Sппп(E)i/ε(E)i/η(E)i, где Sппп(E)i - зарегистрированная скорость счета в пике полного поглощения; ε(E)i - эффективность регистрации i-го радионуклида; η(Е)i - квантовый выход i-го радионуклидаIn addition, the specific energy of the i-th radionuclide with energy E is determined from the measured energy spectrum of the dosimeter spectrometer by the formula A i (E) = S pp (E) i / ε (E) i / η (E) i , where S ppp (E) i is the recorded count rate at the peak of total absorption; ε (E) i is the registration efficiency of the i-th radionuclide; η (Е) i - quantum output of the i-th radionuclide
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙBRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS
На фиг. 1 схематично представлена блок-схема портативного прямопоказывающего дозиметра-спектрометра, с помощью которого реализуются этапы заявленного способа.In FIG. 1 schematically shows a block diagram of a portable direct-showing dosimeter spectrometer, with which the steps of the claimed method are implemented.
ОСУЩЕСТВЛЕНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯDETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
Для решения поставленной проблемы предлагается использовать сцинтилляционный принцип детектирования гамма-излучения. Принцип работы дозиметра-спектрометра, осуществляющего этапы способа, заключается в регистрации гамма-излучения с помощью детектора типа SiPM в сборке со сцинтилляционным кристаллом Csl(TI).To solve this problem, it is proposed to use the scintillation principle of detecting gamma radiation. The principle of operation of the dosimeter spectrometer performing the steps of the method is to register gamma radiation with a SiPM type detector in assembly with a Csl scintillation crystal (TI).
Кремниевый фотоумножитель представляет собой совокупность множества пикселей лавинных фотодиодов, соединенных параллельно и объединенных электрически на общую подложку с коэффициентом умножения сигнала, составляющим 106 - как в вакуумных фотоэлектронных умножителях (ФЭУ). Отличительной особенностью кремниевого ФЭУ является нечувствительность к магнитному излучению, в отличие от вакуумных ФЭУ, миниатюрность, а также возможность измерения спектрального распределения видимого света.A silicon photomultiplier is a combination of a plurality of pixels of avalanche photodiodes connected in parallel and electrically connected to a common substrate with a signal multiplication factor of 106, as in vacuum photomultiplier tubes (PMTs). A distinctive feature of a silicon PMT is its insensitivity to magnetic radiation, unlike vacuum PMTs, their miniature size, and the ability to measure the spectral distribution of visible light.
На фиг. 1 представлена принципиальная схема выполнения дозиметра-спектрометра.In FIG. 1 is a schematic diagram of a dosimeter spectrometer.
Узел питания А1 преобразует низковольтное напряжение питания прибора в питание детектора Uдет, выше напряжения пробоя, питает дисплей А6 дозиметра-спектрометра, узел управления дисплея А5 и микроконтроллер. Узел детектора А2 представляет собой сцинтиллятор, совмещенный с твердотельным кремниевым ФЭУ. Гамма-кванты, попадая в объем сцинтиллятора, взаимодействуют с веществом сцинтиллятора, преобразуясь в видимый свет, который регистрируется кремниевым ФЭУ. Узел АЦП A3 преобразует зарегистрированный аналоговый сигнал в дискретный код (цифровой сигнал) и передает значения в узел накопления А4, в котором происходит обработка сигналов по заданным алгоритмам, а также хранение в энергонезависимой памяти EEPROM реперных характеристик.The A1 power supply unit converts the low-voltage power supply of the device to the detector power Ude, above the breakdown voltage, powers the A6 display of the dosimeter-spectrometer, the control unit of the A5 display, and the microcontroller. The detector node A2 is a scintillator combined with a solid-state silicon PMT. Gamma rays, falling into the scintillator volume, interact with the scintillator substance, being converted into visible light, which is detected by a silicon PMT. The ADC A3 unit converts the registered analog signal into a discrete code (digital signal) and transfers the values to the accumulation unit A4, in which the signals are processed according to the specified algorithms, as well as storage of reference characteristics in the non-volatile EEPROM memory.
Способ осуществляется следующим образом.The method is as follows.
До начала штатного измерения смешанного поля гамма-излучения неизвестного онуклидного состава с помощью математических аппаратных средств метода Монте-Карло для дозиметра-спектрометра производится расчет аппаратурной формы линии энергетических спектров реперных нуклидов и определяется положение пиков полного поглощения излучения на энергетической шкале дозиметра-спектрометра. В качестве реперных источников используют источники - 241Am (59,5 кэВ), 57Со (122 кэВ), 133Ва (364 кэВ), 137Cs (661 кэВ), 54Mn (842 кэВ), 60Со (1173, 1333 кэВ).Prior to the start of routine measurement of a mixed gamma radiation field of unknown onuclide composition using the Monte Carlo method mathematical hardware for a dosimeter spectrometer, the hardware form of the line of energy spectra of reference nuclides is calculated and the position of the peaks of total radiation absorption on the energy scale of the dosimeter spectrometer is determined. Sources - 241 Am (59.5 keV), 57 Co (122 keV), 133 VA (364 keV), 137 Cs (661 keV), 54 Mn (842 keV), 60 Co (1173, 1333) are used as reference sources keV).
Расчетные энергетические спектры указанных источников ионизирующего излучения принимаются за эталонные и нормируются на единичную активность с помощью дозиметра-спектрометра.The calculated energy spectra of these sources of ionizing radiation are taken as reference and normalized to a single activity using a dosimeter-spectrometer.
Производится расчет зависимости положения номера канала пика полного поглощения от энергии гамма-излучения реперных нуклидов в диапазоне энергий от 59,5 кэВ до 3000 кэВ. Для этого снимают показания положения пиков полного поглощения (которому соответствует номер канала АЦП N) от реперных нуклидов с энергией Е. Определяют линейные коэффициенты а0 и а1 зависимости номера канала N от энергии гамма-излучения путем решения системы линейных уравненийThe dependence of the position of the channel number of the peak of total absorption on the gamma radiation energy of reference nuclides is calculated in the energy range from 59.5 keV to 3000 keV. To do this, take the readings of the positions of the total absorption peaks (which corresponds to the ADC channel number N) from the reference nuclides with energy E. Determine the linear coefficients a0 and a1 of the dependence of the channel number N on the gamma radiation energy by solving a system of linear equations
где Ni - номер канала АЦП, соответствующий энергии пика полного поглощения реперного нуклида Ei, i=1,2where Ni is the ADC channel number corresponding to the energy of the peak of total absorption of the reference nuclide Ei, i = 1,2
В энергонезависимую память дозиметра-спектрометра заносятся значения линейных коэффициентов а0 и а1. Таким образом, значение положения пика полного поглощения N на энергетической шкале дозиметра спектрометра во всем диапазоне энергий Е (от 59,5 кэВ до 3000 кэВ) может быть определено по формулеThe values of linear coefficients a0 and a1 are entered into the non-volatile memory of the dosimeter spectrometer. Thus, the position of the peak of total absorption N on the energy scale of the spectrometer dosimeter in the entire energy range E (from 59.5 keV to 3000 keV) can be determined by the formula
В энергонезависимую память дозиметра-спектрометра заносятся табличные значения коэффициентов поглощения энергии реперных нуклидов μ(Е), соответствующих значениям энергии Е, значения коэффициентов квантового выхода η(Е) для реперных источников ионизирующего излучения, значения коэффициентов эффективности регистрации ε(Е) реперных источников ионизирующего излучения.The non-volatile memory of the dosimeter-spectrometer contains tabulated values of the energy absorption coefficients of the reference nuclides μ (E) corresponding to the energy E, the values of the quantum yield coefficients η (E) for the reference sources of ionizing radiation, and the registration efficiency coefficients ε (E) of the reference sources of ionizing radiation .
Погрешность измерений определяется следующим образом. Дозиметром-спектрометром регистрируется гамма-излучение от по меньшей мере одного контрольного источника излучения, подаваемого до начала измерения исследуемого излучения. В качестве контрольного источника применяют изотопный источник из набора ОСГИ.The measurement error is determined as follows. Dosimeter-spectrometer detects gamma radiation from at least one control radiation source supplied prior to the measurement of the investigated radiation. An isotopic source from the OSGI set is used as a control source.
Затем сравнивают положение пиков полного поглощения от контрольного источника излучения с эталонной зависимостью и при расхождении корректируют положение пиков, изменяя коэффициент усиления.Then, the position of the peaks of total absorption from the control radiation source is compared with the reference dependence and, if there is a discrepancy, the position of the peaks is adjusted by changing the gain.
Дозиметром-спектрометром проводится измерение аппаратурного спектра гамма-излучения неизвестного состава. По энергетическому спектру определяют пик полного поглощения, соответствующий наибольшему значению энергии спектра исследуемого гамма-излучения Emax.The dosimeter-spectrometer measures the instrumental spectrum of gamma radiation of unknown composition. From the energy spectrum, the peak of total absorption is determined, which corresponds to the largest value of the spectrum energy of the investigated gamma radiation Emax.
По эталонной зависимости определяют энергию выявленного пика полного поглощения.The reference dependence determines the energy of the detected peak of total absorption.
В аппаратурном спектре положение пика полного поглощения с максимальной энергией гамма-квантов Emax определяют следующим образом:In the instrument spectrum, the position of the peak of total absorption with the maximum gamma-ray energy Emax is determined as follows:
- определяют номер канала Nmax с максимальным количеством отсчетов в первом пике полного поглощения начиная с крайне правого на шкале аппаратурного спектра реперных источников ионизирующего излучения,- determine the channel number Nmax with the maximum number of samples in the first peak of total absorption starting from the extreme right on the scale of the instrument spectrum of reference sources of ionizing radiation,
- в соответствии с калибровочной зависимостью определяют энергию пика полного поглощения, соответствующую этому номеру канала Emax=(Nmax-a0)/a1.- in accordance with the calibration dependence determine the energy of the peak of total absorption corresponding to this channel number Emax = (Nmax-a 0 ) / a 1 .
Далее по таблице соответствия определяют радионуклид, соответствующий этой энергии, вычисляют площадь под фотопиком, которая однозначно соответствует удельной активности исследуемого радионуклида, рассчитывают мощность дозы фотонного излучения от компоненты i с энергией Emax смешанного спектра гамма-спектра; и поканально вычитают рассчитанный ранее спектр выявленного радионуклида из суммарного аппаратурного спектра гамма-излучения. Данную методику применяют до тех пор, пока не будут рассчитаны мощности дозы всех составляющих энергетического спектра.Next, according to the correspondence table, determine the radionuclide corresponding to this energy, calculate the area under the photopic peak, which uniquely corresponds to the specific activity of the studied radionuclide, calculate the dose rate of photon radiation from component i with energy Emax of the mixed spectrum of the gamma spectrum; and channel-by-channel subtract the previously calculated spectrum of the detected radionuclide from the total hardware spectrum of gamma radiation. This technique is used until the dose rates of all components of the energy spectrum are calculated.
Площадь под пиком полного поглощения с энергией Emax вычисляется после аппроксимации гауссианом и вычисляется по формулеThe area under the peak of total absorption with energy Emax is calculated after approximation by a Gaussian and calculated by the formula
где Δn - ширина пика полного поглощения на половине его высоты, Н - высота пика полного поглощения (количество отсчетов в канале Nmax).where Δn is the width of the peak of total absorption at half its height, N is the height of the peak of total absorption (the number of samples in the channel Nmax).
Плотность потока падающего фотонного излучения с энергией Emax вычисляют по формуле:The flux density of the incident photon radiation with energy Emax is calculated by the formula:
где Sдет - площадь поверхности сцинтилляционного детектора, ε(Emax) - эффективность регистрации радионуклида с энергией Emax.where Sde is the surface area of the scintillation detector, ε (Emax) is the detection efficiency of the radionuclide with energy Emax.
Мощность дозы фотонного излучения от компоненты i с энергией Emax смешанного спектра гамма-спектра рассчитывается по формулеThe dose rate of photon radiation from component i with energy Emax of the mixed spectrum of the gamma spectrum is calculated by the formula
где i - номер радионуклида с энергией, соответствующей Emax, μ(E)i - коэффициент поглощения энергии, соответствующий значениям энергии Е, ϕ(E)i - плотность потока падающего фотонного излучения с энергией Е.where i is the number of the radionuclide with energy corresponding to Emax, μ (E) i is the energy absorption coefficient corresponding to the values of energy E, ϕ (E) i is the flux density of the incident photon radiation with energy E.
Рассчитывается кумулятивная (суммарная) мощность поглощенной дозы в смешанном спектре гамма-излучения по формулеThe cumulative (total) absorbed dose rate in the mixed spectrum of gamma radiation is calculated by the formula
где i - номер радионуклида, k - количество радионуклидов в смешанном спектре гамма-излучения.where i is the radionuclide number, k is the number of radionuclides in the mixed spectrum of gamma radiation.
По измеренному энергетическому спектру дифференциального дозиметра-спектрометра также определяют значения удельной активности i-го радионуклида с энергией Е по формулеThe measured energy spectrum of the differential dosimeter-spectrometer also determines the values of the specific activity of the i-th radionuclide with energy E according to the formula
где Sппп(E)i - зарегистрированная скорость счета в пике полного поглощения; ε(E)i - эффективность регистрации i-го радионуклида из библиотеки данных; η(Е)i - квантовый выход i-го радионуклидаwhere S pp (E) i is the recorded count rate at the peak of total absorption; ε (E) i is the registration efficiency of the i-th radionuclide from the data library; η (Е) i - quantum output of the i-th radionuclide
Доза гамма-излучения D является величиной аддитивной (суммарная доза равна сумме доз от различных компонент) и связана с активностью радионуклида А соотношениемThe dose of gamma radiation D is an additive value (the total dose is equal to the sum of the doses from the various components) and is related to the activity of the radionuclide A by the ratio
D=A*Г/R2 D = A * G / R 2
где Г - гамма-постоянная для конкретного радионуклида (i-компонента), R - расстояние до источника ионизирующего излучения.where G is the gamma constant for a particular radionuclide (i-component), R is the distance to the source of ionizing radiation.
В реальном поле излучения расстояние (удаленность) до источника (тем более если их много и находятся на разном расстоянии) не известно. В связи с этим в настоящем изобретении мощность дозы определяется путем вторичной регистрации плотности потока гамма-частиц, проходящих через объем сцинтиллятора), определение объемной активности (OA) компонент смешанного спектра является дополнительным преимуществом над имеющимися дозиметрами-радиометрами, как и наличие возможности отображения спектра в связи с использованием сцинтилляционного метода регистрации.In a real radiation field, the distance (distance) to the source (especially if there are many of them and are at different distances) is not known. In this regard, in the present invention, the dose rate is determined by secondary recording the flux density of gamma particles passing through the volume of the scintillator), the determination of the volumetric activity (OA) of the components of the mixed spectrum is an additional advantage over existing dosimeters-radiometers, as well as the possibility of displaying the spectrum in communication using the scintillation registration method.
Способ позволяет проводить измерения во всем энергетическом диапазоне, что позволяет в режиме реального времени контролировать состояние измерительной среды.The method allows measurements in the entire energy range, which allows real-time monitoring of the state of the measuring medium.
Claims (27)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2015152092A RU2613594C1 (en) | 2015-12-04 | 2015-12-04 | Method of dose rate measurement in mixed apparatus gamma-radiadion spectrum |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2015152092A RU2613594C1 (en) | 2015-12-04 | 2015-12-04 | Method of dose rate measurement in mixed apparatus gamma-radiadion spectrum |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2613594C1 true RU2613594C1 (en) | 2017-03-17 |
Family
ID=58458385
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2015152092A RU2613594C1 (en) | 2015-12-04 | 2015-12-04 | Method of dose rate measurement in mixed apparatus gamma-radiadion spectrum |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2613594C1 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2751458C1 (en) * | 2020-11-06 | 2021-07-14 | Объединенный Институт Ядерных Исследований (Оияи) | Method for measuring intensity of radiation of unknown composition |
| CN115267873A (en) * | 2022-08-01 | 2022-11-01 | 中国核动力研究设计院 | Method, system, terminal and medium for measuring and analyzing reactor deposition source item |
| RU2790306C1 (en) * | 2022-03-22 | 2023-02-16 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Санкт-Петербургский государственный электротехнический университет "ЛЭТИ" им. В.И. Ульянова (Ленина)" (СПбГЭТУ "ЛЭТИ") | Method for measuring the dose rate of pulsed bremsstrahlung using gamma radiation dosimeters with geiger-muller counters( |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SU1806385A3 (en) * | 1991-07-11 | 1993-03-30 | Konstantin V Drozdov | Method and device for measuring parameters of ionizing radiation field |
| US20030111612A1 (en) * | 1997-05-15 | 2003-06-19 | British Nuclear Fuels Plc | Radiation dose rate measurement |
| RU2361240C1 (en) * | 2007-12-25 | 2009-07-10 | Открытое акционерное общество "Специализированный научно-исследовательский институт приборостроения" (ОАО "СНИИП") | Method of measuring gamma-radiation intensity and device to this end |
| RU2497157C1 (en) * | 2012-06-08 | 2013-10-27 | Федеральное бюджетное учреждение "12 Центральный научно-исследовательский институт Министерства обороны Российской Федерации" | Method of determining energy spectrum of gamma quanta |
| EP2657721A2 (en) * | 2006-02-09 | 2013-10-30 | Friedrich-Alexander-Universität Erlangen-Nürnberg | Method and apparatus for determining one or more characteristics of radiation |
-
2015
- 2015-12-04 RU RU2015152092A patent/RU2613594C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SU1806385A3 (en) * | 1991-07-11 | 1993-03-30 | Konstantin V Drozdov | Method and device for measuring parameters of ionizing radiation field |
| US20030111612A1 (en) * | 1997-05-15 | 2003-06-19 | British Nuclear Fuels Plc | Radiation dose rate measurement |
| EP2657721A2 (en) * | 2006-02-09 | 2013-10-30 | Friedrich-Alexander-Universität Erlangen-Nürnberg | Method and apparatus for determining one or more characteristics of radiation |
| RU2361240C1 (en) * | 2007-12-25 | 2009-07-10 | Открытое акционерное общество "Специализированный научно-исследовательский институт приборостроения" (ОАО "СНИИП") | Method of measuring gamma-radiation intensity and device to this end |
| RU2497157C1 (en) * | 2012-06-08 | 2013-10-27 | Федеральное бюджетное учреждение "12 Центральный научно-исследовательский институт Министерства обороны Российской Федерации" | Method of determining energy spectrum of gamma quanta |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2751458C1 (en) * | 2020-11-06 | 2021-07-14 | Объединенный Институт Ядерных Исследований (Оияи) | Method for measuring intensity of radiation of unknown composition |
| RU2790306C1 (en) * | 2022-03-22 | 2023-02-16 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Санкт-Петербургский государственный электротехнический университет "ЛЭТИ" им. В.И. Ульянова (Ленина)" (СПбГЭТУ "ЛЭТИ") | Method for measuring the dose rate of pulsed bremsstrahlung using gamma radiation dosimeters with geiger-muller counters( |
| CN115267873A (en) * | 2022-08-01 | 2022-11-01 | 中国核动力研究设计院 | Method, system, terminal and medium for measuring and analyzing reactor deposition source item |
| CN115267873B (en) * | 2022-08-01 | 2024-04-19 | 中国核动力研究设计院 | Method, system, terminal and medium for measuring and analyzing deposition source item of reactor |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Lépy et al. | Uncertainties in gamma-ray spectrometry | |
| JP5171891B2 (en) | Radiation measurement equipment | |
| Zakaly et al. | Estimate the absolute efficiency by MATLAB for the NaI (Tl) detector using IAEA-314 | |
| Kim et al. | A review of neutron scattering correction for the calibration of neutron survey meters using the shadow cone method | |
| Gouda et al. | Calibration of well-type NaI (Tl) detector using a point sources measured out the detector well at different axial distances | |
| Buzhan et al. | Silicon Photomultiplier and CsI (Tl) scintillator in application to portable H*(10) dosimeter | |
| Park et al. | Ambient dose equivalent measurement with a CsI (Tl) based electronic personal dosimeter | |
| RU2613594C1 (en) | Method of dose rate measurement in mixed apparatus gamma-radiadion spectrum | |
| RU2657296C2 (en) | Method for measuring the dose by means of radiation detector, in particular, x-ray or gamma-ray radiation detector used in spectroscopic mode, and dose measuring system using the said method | |
| Tripathy et al. | Measurement of 241Am–Be spectra (bare and Pb-covered) using TLD pairs in multi-spheres: spectrum unfolding by different methods | |
| CN114740516B (en) | Method and device for measuring energy spectrum-dose | |
| Cho et al. | Electronic dose conversion technique using a NaI (Tl) detector for assessment of exposure dose rate from environmental radiation | |
| RU2701189C1 (en) | Method of determining output value of thermonuclear neutrons of a pulse source | |
| Uosif et al. | Comparison of total experimental and theoretical absolute γ-ray detection efficiencies of a cylindrical NaI (Tl) crystal | |
| Rajan et al. | Radiation monitoring instruments | |
| Kudo et al. | Measurement of/spl gamma/-ray dose in a thermal neutron field by using a/sup 3/He-filtered GM counter | |
| RU2390800C2 (en) | Method and device for measuring spectral and integral density of neutron stream | |
| Park et al. | Remote radiation sensing module based on a silicon photomultiplier for industrial applications | |
| Lotfi et al. | Detection and dosimetry studies on the response of silicon diodes to an 241Am-Be source | |
| KR101523319B1 (en) | A METHOD FOR ILLIMINATING INTERNAL NOISE OF LaBr3 SCINTILLATING DETECTOR | |
| RU2159451C2 (en) | Gamma-spectrometry technique | |
| JP7477890B2 (en) | Gamma ray measuring method and gamma ray measuring device | |
| Miller et al. | Simultaneous Neutron-Photon Dosimetry with a Compact Organic Scintillator Detector | |
| RU2497157C1 (en) | Method of determining energy spectrum of gamma quanta | |
| Murata et al. | The performance of a prototype device designed to evaluate quality parameters of radiological equipment: Complementary study |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20181205 |