СПОСОБ СТАБИЛИЗАЦИИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ ШКАЛЫ МНОГОКАНАЛЬНЫХ СЦИНТИЛЛЯЦИОННЫХ СПЕКТРОМЕТРОВ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ Российский патент 2009 года по МПК G01T1/40 

Изобретение относится к области ядерного приборостроения, а именно к способам стабилизации энергетической шкалы многоканальных сцинтилляционных спектрометров гамма-излучения, и может быть применено для стабилизации, поверки и снижения дрейфа характеристик технологических спектрометров системы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов ядерных реакторов типа ВВЭР, БН и РБМК.

В ядерном приборостроении широко известны способы стабилизации энергетической шкалы многоканальных сцинтилляционных спектрометров гамма-излучения опорными сигналами для стабилизации датчиков излучения, в которых применяются источники световых импульсов, источники постоянного или модулированного света, подводимые к фотокатоду (см. А.С. СССР №124554, G01T 1/20, патент США №3218460, G01T 1/40). Недостатком известных способов является сложность построения стабильных импульсных источников света, а также ухудшение энергетического разрешения детектора.

Известен способ стабилизации спектрометра по характерной линии источника альфа-излучения, реализуемый устройством по авт.св. СССР №1826763, G01T 1/20. Известный способ характерен тем, что источник альфа-излучения помещают непосредственно внутрь детектора или наносят на его поверхность. Недостатками стабилизации гамма-спектрометра по альфа-линии являются разная температурная зависимость эквивалента альфа пика в шкале энергий гамма-излучения, возможность неконтролируемого сдвига опорной альфа-линии, лежащей внутри исследуемого спектра под воздействием рабочих импульсов. Также недостатком применения в качестве контрольных источников альфа излучения является малая длина пробега этого вида радиоактивного излучения в веществе в виду его сильной ионизирующей способности. В связи с этим альфа-источники необходимо размещать непосредственно в центре сцинтилляционного детектора, с тем чтобы исключить самопоглощение, что является технологически сложной задачей.

Наиболее близким к предложенному является способ стабилизации энергетической шкалы сцинтилляционного спектрометра по патенту РФ №2085968, G01T 1/40, характеризующийся тем, что в качестве опорного сигнала, по которому производят стабилизацию, служит источник фотонного излучения. Недостатком известного способа является сложность построения стабильных импульсных источников света. Температурные изменения интенсивности световой вспышки не согласуются с температурными изменениями световой эффективности детектора - сцинтилляционного кристалла, и, таким образом, источники света компенсируют, в основном, нестабильность фотоэлектронного умножителя (ФЭУ). Недостатком большинства источников света является также то, что они требуют применения специальных световодов, которые ухудшают энергетическое разрешение детектора и усложняют его конструкцию. Существенным недостатком прототипа является то, что стабилизация спектра ведется всего по двум окнам стабилизации, расположенным на склонах реперного пика, а также сложность обеспечения долговременного результата стабилизации.

Для систем стабилизации многоканальных спектрометров характерна нестабильность, вызываемая смещением нулевого канала. При этом эффективное изменение в калибровке различно в различных областях спектра. Дрейф в низкоэнергетической части составляет 1-2 канала, в то время как в области высоких энергий это смещение достигает 5-6 каналов и более.

В связи с этим необходимо проводить стабилизацию спектрометра по нескольким опорным линиям, лежащим в начале, середине и конце рабочего диапазона.

Задачей, решаемой предложенным изобретением, является стабилизация энергетической шкалы сцинтилляционного спектрометра гамма-излучения одновременно по нескольким опорным линиям, лежащим в начале, середине и конце рабочего диапазона, с помощью одного источника радиоактивного излучения, обеспечение возможности стабилизации спектрометра в области высоких энергий (более 3 МэВ), обеспечение долговременного результата стабилизации.

Техническим результатом от использования предложенного изобретения является расширение диапазона стабилизации энергетической шкалы многоканального сцинтилляционного спектрометра гамма-излучения до двух порядков, снижение интегральной нелинейности по сравнению с использованием набора образцовых спектрометрических источников гамма-излучения (ОСГИ), стабилизация энергетической шкалы многоканального спектрометра по нескольким опорным линиям, возможность применения для любой известной конструкций блоков детектирования.

Указанный технический результат достигается тем, что для стабилизации энергетической шкалы многоканального сцинтилляционного спектрометра гамма-излучения, упомянутым 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 быстрых нейтронов, основанный на (α,n) реакции на ⁹Bе. Источник экранируют для защиты детектора спектрометра от медленных нейтронов и мягкого гамма-излучения источника. Дополнительно детектор экранируют для защиты от медленных нейтронов. До начала штатного измерения определяют положение пиков полного поглощения излучения используемого контрольного источника на энергетической шкале спектрометра и производят построение зависимости положения номера канала спектрометра от энергии гамма-излучения в диапазоне энергий от 59,5 кэВ до 4,44 МэВ. Результаты зависимости заносят в память компьютера в качестве эталонной зависимости. Затем, при работе со спектрометром, производят сравнение положения пиков полного поглощения от исследуемого излучения с положением пиков полного поглощения от эталонной зависимости и при обнаружении расхождения корректируют положение пиков, изменяя коэффициент усиления.

Построение зависимости положения номера канала спектрометра от энергии гамма-излучения производят по следующим пикам полного поглощения

- 59,5 кэВ ²⁴¹Аm;

- (94,7-103,8) кэВ от смеси ²³⁹Рu, ²⁴⁰Рu и ²⁴¹Рu, используемой для приготовления изотопных источников быстрых нейтронов;

- 511 кэВ (аннигиляционный пик);

- 834 кэВ ⁵⁴Мn;

- 3,42 МэВ;

- 3,93 МэВ;

- 4,44 МэВ.

В качестве альфа излучателя, инициирующего ядерную реакцию на ⁹Be, применяют один из радионуклидов, обладающих мягким собственным гамма-излучением: ²³⁸Pu, ²³⁹Pu, ²⁴¹Am.

В качестве источника гамма-излучения высокой энергии применяют изотопные источники быстрых нейтронов с изменением выхода нейтронов не более 1% в год.

Для экранирования контрольного источника излучения применяют четырехслойный экран, содержащий слои толщиной по 1 мм из свинца, кадмия, меди и алюминия, считая от поверхности источника.

Для дополнительного экранирования детектора от медленных нейтронов применяют экран, выполненный в виде корпуса, заполненного засыпкой из прессованной борной кислоты Н₃ВО₃.

Изобретение поясняется чертежами.

На Фиг.1 изображена схема размещения контрольного источника гамма-излучения.

На Фиг.2 изображена схема экранирования контрольного источника гамма-излучения.

На Фиг.3 изображена схема дополнительного экранирования детектора, вертикальный разрез.

На Фиг.4 изображен спектр гамма-излучения контрольного источника быстрых нейтронов.

На Фиг.5 изображена зависимость положения пика полного поглощения N_кан от энергии Е для источника быстрых нейтронов, где интегральная нелинейность составляет 0,13%.

На Фиг.6 изображена зависимость положения пика полного поглощения N_кан от энергии Е для набора ОСГИ, включающего 9 нуклидов (изготавливаемого в соответствии с ТУ 17-03-82), источников ²³²Th и ¹⁶N, где интегральная нелинейность составляет 0,23%.

Для осуществления процесса стабилизации энергетической шкалы многоканального сцинтилляционного спектрометра гамма-излучения до начала работы со штатным исследуемым излучением на заданном расстоянии от блока детектирования 1 спектрометра размещают контрольный источник 2, помещенный в защитный экран 3. Спектрометр регистрирует гамма-излучение от контрольного источника 2 излучения. В качестве контрольного источника 2 применяют изотопный источник быстрых нейтронов, основанный на (α,n) реакции на ⁹Bе. Источник 2 экранируют при помощи многослойного экрана 3, изображенного на фиг.2, защищающего детектор от медленных нейтронов и мягкого гамма-излучения источника. Детектор 4 экранируют для защиты от медленных нейтронов экраном 5, показанным на фиг.3, выполненным из материала, слабо поглощающего регистрируемое гамма-излучение. До начала штатного измерения исследуемого излучения определяют положение пиков полного поглощения излучения используемого контрольного источника на энергетической шкале спектрометра и производят построение зависимости положения номера канала спектрометра от энергии гамма-излучения в диапазоне энергий от 59,5 кэВ до 4,44 МэВ (см. Фиг.5). Результаты зависимости заносят в память компьютера 6 в качестве эталонной зависимости. Затем при работе со спектрометром производят сравнение положения пиков полного поглощения от исследуемого излучения с положением пиков полного поглощения от эталонной зависимости и при обнаружении расхождения корректируют положение пиков посредством изменения коэффициента усиления.

Построение зависимости положения номера канала спектрометра от энергии гамма-излучения производят по следующим пикам полного поглощения: 59,5 кэВ ²⁴¹Аm; (94,7-103,8) кэВ от смеси ²³⁹Рu, ²⁴⁰Рu и ²⁴¹Рu, используемой для приготовления изотопных источников быстрых нейтронов, см. В.В.Фролов «Ядерно-физические методы контроля делящихся веществ», М., Атомиздат, 1976, с.93); 511 кэВ (аннигиляционный пик); 834 кэВ ⁵⁴Мn; 3,42 МэВ; 3,93 МэВ; 4,44 МэВ.

В качестве альфа излучателя, инициирующего ядерную реакцию на ⁹Be, используют один из радионуклидов, обладающих мягким собственным гамма-излучением: ²³⁸Pu, ²³⁹Рu, ²⁴¹Am.

В качестве источника гамма-излучения высокой энергии применяют изотопные источники быстрых нейтронов с изменением выхода нейтронов не более 1% в год: ²³⁹Рu-α-⁹Ве, ²³⁹Рu-α-⁹Bе, ²⁴¹Аm -α-⁹Ве. Оптимально применение ²³⁹Рu-α-⁹Ве источника, изготовленного в соответствии с МРТУ 10-81-65, (см. также: М.А.Бак, Н.С.Шиманская, «Нейтронные источники», М., Атомиздат, 1969, с.25-35).

Экспериментально было установлено, что для поглощения медленных нейтронов с энергией менее 0,4эВ, способных вызвать активацию сцинтилляционного кристалла, а также собственного мягкого гамма-излучения источника 2, дающего основную дозовую нагрузку, и для сохранения оптимального условия электронного равновесия экран 3 содержит четыре слоя толщиной по 1 мм, выполненные соответственно из свинца - слой 7, кадмия - слой 8, меди - слой 9, алюминия - слой 10.

Также экспериментально подобрано оптимальное выполнение экрана 5 для наиболее эффективной защиты детектора 4 от медленных нейтронов. Экран 5 выполнен в виде корпуса 11, представляющего собой два концентрических, закрытых с одного торца цилиндра, пространство между которыми заполнено засыпкой 12, прозрачной для гамма-излучения, например прессованной борной кислотой Н₃ВО₃ или карбидом бора В₄С. Экспериментально установлена оптимальная толщина засыпки 5 мм.

Физическая сущность изобретения, определяющая его новизну и существенные отличия от известных решений, состоит в применении изотопных источников быстрых нейтронов (практически не содержащих медленных нейтронов в исходном спектре), основанных на (α,n) реакции на ⁹Bе.

Экспериментально обнаружено, что в изотопных источниках на основе (α,n) реакции на ⁹Bе с применением долгоживущих трансурановых альфа-излучателей образуется возбужденное ядро ¹²С, сброс энергии которого происходит через первый возбужденный уровень 4,44 МэВ. Энергии 3,93 и 3,42 МэВ, наблюдаемые в жесткой части спектра, обусловлены утечкой электронов однократного и двойного вылета из объема кристалла NaI(Tl) 40×40 мм соответственно.

Это обеспечивает возможность стабилизировать энергетическую шкалу многоканального сцинтилляционного спектрометра в жесткой части спектра, при этом в жесткой части спектра ранее стабилизация была недоступна.

Кроме того, экспериментально обнаружено, что в спектре излучения таких источников присутствуют линии 59,5 кэВ и порядка 100 кэВ. Первая из этих линий обусловлена накоплением ²⁴¹Am (с периодом полураспада ²⁴¹Рu около 13 лет). Вторая линия является суперпозицией нескольких близко лежащих линий мягкого гамма-излучения, соответствующих излучению (94,7-103,8) кэВ от смеси ²³⁹Рu, ²⁴⁰Рu и ²⁴¹Рu, используемой для приготовления изотопных источников быстрых нейтронов.

В средней области энергии гамма-излучения, как также экспериментально было установлено, присутствуют хорошо воспроизводимые пики полного поглощения 511 кэВ (аннигиляция) и 834 кэВ (⁵⁴Мn). Последний радионуклид возникает как продукт активации оболочки источника быстрых нейтронов, выполненной из нержавеющей стали, в процессе длительного хранения источника в контейнере из замедляющего нейтроны материала.

Поэтому использование изобретения позволяет стабилизировать характеристики многоканального спектрометра в широком, ранее недоступном диапазоне энергии гамма-излучения (около двух порядков) с помощью одного источника.

В соответствии с изложенным, предлагаемый способ стабилизации энергетической шкалы многоканального сцинтилляционного спектрометра гамма-излучения осуществляется следующим образом.

Спектрометрический блок детектирования 1, выполненный на основе детектора 4 NaI(Tl) размерами 40×40 мм, приводят в рабочее состояние. Прогрев осуществляется в течение не менее 15 минут, устанавливают напряжение на ФЭУ U=1600 В, уровень дискриминации по энергии гамма-излучения выбирают равным 35-40 кэВ для отсечки шумов ФЭУ.

Помещают детектор 4 в экран 5, практически не ослабляющей гамма-излучение.

Снимают среднее значение фона в помещении без источника.

На расстоянии 15-20 см от поверхности детектора помещают источник 2 быстрых нейтронов, например ²³⁹Рu-α-⁹Ве (с выходом не более 5·10⁵ нейтр./с), или ²³⁸Рu-α-Ве, или ²⁴¹Аm-α-Ве, размещенный в тонком многослойном защитном экране 3. Экран 3 состоит из четырех слоев материалов с уменьшающимся атомным номером по таблице Менделеева, считая от поверхности источника быстрых нейтронов (Рb толщиной 1 мм, Cd - 1 мм, Сu - 1 мм, Al - 1 мм).

Снимают спектр собственного гамма-излучения источника 2 во всем энергетическом диапазоне: в мягкой (преобладание фотоэффекта), средней (комптоновской) и жесткой (с образованием пар) частях спектра (см. Фиг.4).

Для повышения точности последующего определения интегральной нелинейности, вычитают собственный фон.

Строят зависимость положения номера канала спектрометра от энергии гамма-излучения в диапазоне энергий от 59,5 кэВ до 4,44 МэВ.

Результаты заносят в память компьютера 6 в качестве эталонной зависимости, по которой в дальнейшем производят стабилизацию спектрометра.

Вычисляют интегральную нелинейность спектрометра.

В случае необходимости, например, - раз в три месяца, производят повторную калибровку по гамма-излучению источника 2.

В процессе стабилизации в течение (0,1-1,0) с сканируют набираемый спектр исследуемого излучения и одновременно сравнивают положения пиков из базы данных и текущих.

В случае расхождения корректируют положение пиков полного поглощения путем изменения коэффициента усиления.

Полученная в итоге зависимость номера канала (положения на энергетической шкале) от энергии гамма-излучения контрольного источника 2 приведена на Фиг.5.

В практическом примере реализации предлагаемого способа были использованы следующие приборы, материалы и комплектующие.

Блок детектирования БДРС-05Р с детектором NaI(Tl) 40×40 мм, одноплатный многоканальный спектрометр SBS-79 «Гринстар», совмещенный с персональным компьютером, ²³⁹Pu-α-⁹Be изотопный источник быстрых нейтронов типа ИБН-21 с выходом (полным потоком) 4,9·10⁵ нейтр/с, экраны из свинца толщиной от 1 до 3 мм, экраны из кадмия толщиной 1 и 2 мм, экраны из меди толщиной 1 и 2 мм, экраны из алюминия толщиной 1 и 2 мм, экран из насыпной ортоборной кислоты Н₃ВО₃ медицинской чистоты толщиной от 3 до 7 мм.

Для сравнения на Фиг.6 приведена зависимость положения пиков полного поглощения от энергии, полученная с помощью набора ОСГИ (9 нуклидов), источника тория-232, а также данных, полученных на АЭС с РБМК-1000. В последнем случае регистрировалось, преимущественно, излучение ¹⁶N (граничная энергия 6,1 МэВ).

Сравнение показывает, что применение одного ²³⁹Pu-α-⁹Be изотопного источника вместо набора ОСГИ, состоящего из 9 нуклидов, позволяет получить в высокой степени достоверные данные энергетической калибровки спектрометра, в том числе и в области высокой энергии (более 3 МэВ).

Полученные экспериментально данные свидетельствуют о том, что предлагаемый способ позволяет стабилизировать энергетическую шкалу и определить интегральную нелинейность многоканального сцинтилляционного спектрометра гамма-излучения с помощью одного источника в диапазоне около двух десятичных порядков.

В предлагаемом способе диапазон стабилизации энергетических каналов многоканального спектрометра шире в 3-4 раза по сравнению с известными аналогами. Полученные данные с учетом погрешностей определения каналов пиков полного поглощения описываются линейной зависимостью в диапазоне от 60 кэВ до 7 МэВ. Это означает, что детектор обладает линейностью во всем энергетическом диапазоне, что позволяет контролировать стабильность всей измерительной системы, что ранее было недоступно.

Изобретение относится к области ядерного приборостроения. Спектрометром регистрируется γ-излучение от, по меньшей мере, одного, контрольного источника излучения, подаваемого до начала измерения исследуемого излучения. В качестве контрольного источника применяют изотопный источник быстрых нейтронов, основанный на (α,n) реакции на ⁹Ве. Источник, а также детектор экранируют для защиты детектора спектрометра от медленных нейтронов и мягкого гамма-излучения источника. До начала штатного измерения определяют положение пиков полного поглощения излучения используемого контрольного источника на энергетической шкале спектрометра и производят построение зависимости положения номера канала спектрометра от энергии γ-излучения в диапазоне энергий от 59,5 кэВ до 4,44 МэВ, по следующим пикам полного поглощения: 59,5 кэВ, (94,7-103,8) кэВ, 511 кэВ, 834 кэВ, 3,42 МэВ, 3,93 МэВ, 4,44 МэВ. Результаты зависимости заносят в память компьютера в качестве эталонной зависимости. Затем сравнивают положение пиков полного поглощения от исследуемого излучения с эталонной зависимостью и при расхождении корректируют положение пиков, изменяя коэффициент усиления. Технический результат - расширение диапазона стабилизации энергетической шкалы спектрометра до двух порядков, снижение интегральной нелинейности по сравнению с использованием набора ОСГИ, стабилизация энергетической шкалы спектрометра по нескольким опорным линиям, возможность применения для любой известной конструкций блоков детектирования. 6 з.п. ф-лы, 6 ил.

1. Способ стабилизации энергетической шкалы многоканальных сцинтилляционных спектрометров гамма-излучения, включающий регистрацию спектрометром гамма-излучения от, по меньшей мере, одного, контрольного источника излучения, подаваемого до начала измерения исследуемого излучения, отличающийся тем, что в качестве контрольного источника применяют изотопный источник быстрых нейтронов, основанный на (α,n) реакции на ⁹Ве, источник экранируют для защиты детектора спектрометра от медленных нейтронов и мягкого гамма-излучения источника, при этом детектор дополнительно экранируют для защиты от медленных нейтронов, до начала измерения определяют положение пиков полного поглощения излучения используемого контрольного источника на энергетической шкале спектрометра, производят построение зависимости положения номера канала спектрометра от энергии гамма-излучения в диапазоне энергий от 59,5 кэВ до 4,44 МэВ, результаты зависимости заносят в память компьютера в качестве эталонной зависимости, затем при измерении исследуемого излучения производят сравнение положения пиков полного поглощения от исследуемого излучения, с положением пиков полного поглощения от эталонной зависимости и при обнаружении расхождения корректируют положение пиков, изменяя коэффициент усиления.

2. Способ стабилизации энергетической шкалы многоканальных сцинтилляционных спектрометров гамма-излучения по п.1, отличающийся тем, что построение зависимости положения номера канала спектрометра от энергии гамма-излучения производят по следующим пикам полного поглощения: 59,5 кэВ, 94,7-103,8 кэВ, 511 кэВ, 834 кэВ, 3,42 МэВ, 3,93 МэВ, 4,44 МэВ.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве источника гамма-излучения высокой энергии применяют изотопные источники быстрых нейтронов с мишенью из ⁹Ве и с изменением выхода нейтронов не более 1% в год.

4. Способ по п.3, отличающийся тем, что в качестве альфа излучателя, инициирующего ядерную реакцию на ⁹Ве, применяют один из радионуклидов, обладающих мягким собственным гамма-излучением: ²³⁸Pu, ²³⁹Pu и ²⁴¹Am.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве источника гамма-излучения высокой энергии применяют изотопный источник быстрых нейтронов ²³⁹Рu-α-⁹Ве.

6. Способ по п.1, отличающийся тем, что для экранирования контрольного источника излучения применяют четырехслойный экран, содержащий слои толщиной по 1 мм из свинца, кадмия, меди и алюминия, считая от поверхности источника.

7. Способ по п.1, отличающийся тем, что для дополнительного экранирования детектора от медленных нейтронов применяют экран, выполненный в виде корпуса, заполненного засыпкой из прессованной борной кислоты (Н₃ВО₃).