Инновационные проекты, получившие положительное заключение  экспертизы, организованной ГУНИД Минобороны.  

Проект 8  

Спектрометр-дозиметр нейтронного и гамма-излучений с цифровой идентификацией по форме импульса 

Из описания проекта:   

Измерения в области ионизирующих излучений традиционно условно делят на два направления: радиометрию, связанную с измерением характеристик источников и полей излучения, и дозиметрию, связанную с изучением величин, характеризующих воздействие ионизирующего излучения на физические и биологические объекты. И в радиометрии, и в дозиметрии существует развитый физико-математический аппарат для детального описания источников, полей и процессов взаимодействия излучения с веществом.

При этом чем более дифференциальные величины используются для этих целей, тем более точные результаты исследований можно получить и тем существеннее трудоёмкость исследований и финансовые затраты на них. Фактически, при планировании измерений с заданной точностью приходится решать оптимизационную задачу, учитывающую одновременно технические и экономические показатели.

Поскольку любые свёртки дифференциальных характеристик приводят одновременно и к огрублению, и к удешевлению измерений, приборостроение в области ионизирующих излучений всегда однозначно выбирало в качестве параметров назначения приборов интегральные, более дешёвые характеристики в ущерб точности измерений. Так, например, все дозиметрические характеристики зависят от энергии излучения, хотя было бы более разумно и естественно определять их с учётом спектра.

На практике подавляющее большинство измерений дозиметрических характеристик полей выполняют интегральными дозиметрами без учёта спектра, что продиктовано, в том числе, и требованиями существующих нормативных документов. В итоге, несмотря на то, что наиболее точную характеристику любого поля можно определить, лишь измерив ее с учетом координаты, угла падения и энергии падающего излучения, приборов такого типа практически не существует.

Чувствительность же «интегральных» дозиметров сильно зависит от энергии и угла падения частиц и может меняться в разы при различных энергиях падающего излучения. Использование таких приборов для измерения полей одного вида излучения с неизвестным энергетическим и пространственным распределением («черное» поле) или проведение измерений в смешанных гамма-нейтронных полях зачастую оказывается просто бессмысленным, так как не представляется возможным корректная интерпретация полученных показаний.

Фактически, за последние 50 лет приборостроение в области ионизирующих излучений улучшало только сервисные возможности приборов, а их основная метрологическая характеристика – погрешность, практически не изменилась. Традиционно существует ряд проблем, для решения которых требуется более высокая точность измерений, чем это могут обеспечить рутинные приборы, но их обычно решают, создавая индивидуальные средства измерений (СИ). В последнее время ситуация несколько изменилась и в обращении появился новый класс серийных приборов: радиометры-спектрометры и дозиметры-спектрометры, которые позволяют минимизировать погрешность, связанную с зависимостью чувствительности от энергии.

Так в области измерений характеристик полей гамма и рентгеновского излучения уже появились и прошли испытания с целью утверждения типа ряд СИ, построенных на описываемом принципе. В данном проекте описывается один из таких приборов – спектрометр-дозиметр для измерений в смешанных гамма-нейтронных полях.

Однокристальный цифровой спектрометр-дозиметр нейтронного и γ-излучения является сцинтилляционным спектрометром нового поколения, предназначенным для определения параметров и характеристик полей нейтронного и фотонного излучения. Спектрометр построен на одном сцинтилляционном кристалле с фотоэлектронным умножителем, использует современные методы цифровой регистрации и специальные фильтрующие алгоритмы математической обработки поступающих сигналов.

Основным его преимуществом является применение нового подхода для разделения сигналов детектора, образующихся в результате регистрации нейтронов и гамма-квантов. Для этой цели используется метод цифровой идентификации по форме импульса. Внедрение этих методов стало возможным благодаря развитию высокопроизводительных устройств – аналогово-цифровых преобразователей (АЦП), программируемых логических интегральных схем (ПЛИС), микропроцессоров. Основное достоинство метода – отсутствие необходимости анализа поступающей информации в режиме on-line. Непрерывный (аналоговый) сигнал, поступающий с детектора, подвергается дискретизации по времени и квантованию по уровню (оцифровке), то есть представляется в цифровой форме и запоминается. Дальнейший анализ может производиться неограниченное число раз с использованием различных алгоритмов.

Алгоритм использования метода в описываемом приборе заключается в преобразовании токового импульса, возникающего в анодной цепи фотоэлектронного умножителя (ФЭУ) при регистрации ионизирующего излучения, в цифровую форму с помощью быстродействующего АЦП. Полученный массив данных впоследствии обрабатывается по специальному алгоритму, результатом работы которого является определение типа частицы, попавшей в детектор.

В отличие от классического (аналогового) метода разделения частиц, данный подход позволяет применять оптимальные фильтры, производить сложную математическую обработку полученных данных, что обеспечивает более эффективную работу системы разделения импульсов, позволяет управлять ей и производить её тонкую настройку. Использование одного кристалла для одновременного измерения параметров фотонного и нейтронного излучения значительно упрощает процедуру проведения измерений.

Стоит отметить, что применение других СИ для проведения измерений в смешанных полях подразумевает использование отдельных блоков для каждого вида излучения, что влечет за собой ряд дополнительных сложностей. Спектрометр обеспечивает измерение энергетического распределения плотности потока нейтронного излучения в диапазоне энергий нейтронов 0,1 ÷ 15 МэВ и γ-излучения в диапазоне энергий γ-квантов 0,08 ÷ 6,5 МэВ в смешанных полях гамма-нейтронного излучения.

На основании измеренных спектра и плотности потока рассчитываются следующие значения: 

• мощность амбиентного эквивалента дозы нейтронного и гамма-излучений Ḣ*(10) (МАЭД); 
• мощность кермы в воздухе и мощность экспозиционной дозы гамма-излучения. 

В 2015 году были проведены предварительные испытания и калибровка спектрометра в полях фотонного и нейтронного излучений. Измерения проводились в полях установок из состава Государственного первичного эталона единиц потока и плотности потока нейтронов ГЭТ 10-81 и Государственного вторичного эталона единиц кермы в воздухе, мощности кермы в воздухе, экспозиционной дозы, мощности экспозиционной дозы, амбиентного, направленного и индивидуального эквивалентов дозы, мощностей амбиентного, направленного и индивидуального эквивалентов дозы гамма-излучения
ГВЭТ 8-2. 

Результаты предварительных испытаний и проведенная калибровка позволяют сделать выводы о возможности использования прибора в качестве: 

• средства измерения энергетического распределения плотности потока  нейтронов и γ-квантов за биологической защитой ядерно-энергетических установок; 
• устройства для обнаружения и идентификации источников
  гамма- излучения; 
• дозиметра МАЭД нейтронного и гамма-излучения; 
• средства передачи размера единицы плотности потока
  и МАЭД нейтронов. 

Состав спектрометра  

Спектрометр состоит из следующих составных частей (см. рис. 1): 

1 – ноутбук с установленным программным обеспечением для управления работой спектрометра; 
2 – блок быстродействующего аналогово-цифрового преобразователя; 
3 – детектор излучений; 
4 – питание высоковольтного модуля детектора; 
5 – удлинитель USB (2х10 м). 

Весь комплект оборудования располагается в кейсе (см. рис. 2).

Описание спектрометра 

Восстановление истинного спектра нейтронов и γ-квантов проводится методом сглаживающего дифференцирования аппаратурных распределений с учётом поправок на многократное рассеяние излучения в кристалле сцинтиллятора и краевые эффекты (выход протонов и электронов за пределы сцинтиллятора).
Программное обеспечение спектрометра обеспечивает в реальном масштабе времени измерение аппаратурных распределений импульсов и их последующую идентификацию, восстановление энергетических спектров быстрых нейтронов и γ-квантов и определение МАЭД обоих видов излучения в любом выбранном пользователем диапазоне энергий нейтронов и γ-квантов.

Переход от плотности потока к МАЭД осуществляется с использованием конверсионных коэффициентов, значения которых приведены в международных нормативных документах (ISO 4037, ISO 8529). В полях гамма-излучения предусмотрена возможность расчёта значений мощности экспозиционной дозы и мощности кермы в воздухе.

Функция световыхода, связывающая амплитуду сигнала с энергией нейтронов, задаётся аналитически. Параметры функции световыхода определяются экспериментально на основе анализа аппаратурного спектра радионуклидного источника нейтронов типа Pu-Be(α,n), имеющего хорошо известную резонансную структуру (см. рис. 3).  

Рис. 3 − Спектр радионуклидного Pu-Be(α,n) источника нейтронов 

Энергетическая калибровка спектрометра осуществляется с использованием набора радионуклидных источников гамма-излучения. Предусмотрена возможность оперативной калибровки с использованием двух достаточно распространённых энергий – 0,661 МэВ (гамма-излучение радионуклида ¹³⁷Cs) и 4,43 МэВ (гамма-излучение радионуклидного источника нейтронов типа Pu-Be(α,n)). Реализована также возможность проведения энергетической калибровки на произвольном источнике γ-квантов. Энергетическое разрешение спектрометра составляет:

• 7÷7.5% по линии 0,661 МэВ (¹³⁷Cs); 
• 4,5÷5% по линии 1,33 МэВ (⁶⁰Co). 

Рис. 4 − Энергетический спектр гамма-излучения радионуклида кобальт-60.  Левый рисунок – аппаратурный спектр, правый – восстановленный спектр 

Энергетическое разрешение нейтронного канала спектрометра определялось с использованием моноэнергетических нейтронов с энергией ~14,5 МэВ из реакции T(d,n)⁴ He и оказалось равным 2,5÷3% (рис. 5). 

Рис. 5 − Энергетический спектр моноэнергетических нейтронов из реакции T(d,n)⁴ He. Левый рисунок – аппаратурный спектр, правый – восстановленный спектр 

Результаты исследований спектрометра 

Исследования основных характеристик спектрометра проводились в отделе измерений ионизирующих излучений ФГУП «ВНИИМ им. Д.И. Менделеева» в полях установок из состава ГЭТ 10-81 и ГВЭТ 8-2.

Были определены основные метрологические и эксплуатационные  характеристики спектрометра: 

• время установления рабочего режима не более 15 минут; 
• нестабильность в течение рабочего дня не более 0,5%; 
• интегральная нелинейность в канале регистрации гамма-излучения не  более 0,3%; 
• температурная нестабильность коэффициента усиления не превышает 5·10^-4 на 1°С; 
• коэффициент n-γ-разделения (вероятность регистрации гамма-квантов в нейтронном канале) не превышает 1,5·10^-3; 
• рабочий диапазон скоростей счёта от 1 до 10⁵ с^-1; 
• диапазон измерения энергии нейтронов – от 0,25 до 15 МэВ; 
• диапазон измерения энергии гамма-квантов – от 0,08 до 6,5 МэВ. 

Результаты исследований времени установления рабочего режима и долговременной стабильности представлены на рис. 6 и 7.

По горизонтальной оси – время работы в часах, по вертикальной – нормированное значение скорости счёта.

Рис. 6 − Долговременная нестабильность спектрометра. Нейтронный канал

Рис. 7 − Долговременная нестабильность спектрометра. Гамма канал

Эффективность работы схемы n-γ разделения спектрометра определялась следующим образом:

Источник гамма-излучения ²²⁶Ra устанавливался на таком расстоянии от блока детектирования, чтобы скорость счета в гамма-канале спектрометра составляла примерно 10³ с^-1. Затем измерялась скорость счета в нейтронном и гамма-каналах. По полученным значениям вычисляется значение коэффициента К:

                                                     К=  (Nn - Nnф)/(Nγ  - Nγф )

• Nn – скорость счета в нейтронном канале;
• Nnф – скорость счета фона в нейтронном канале;
• Nγ – скорость счета в гамма-канале;
• Nγф – скорость счета фона в гамма-канале.

Источник приближался к блоку детектирования таким образом, чтобы скорость счета в гамма-канале увеличилась примерно вдвое, после чего вычисляли новое значение К. Процедура повторялась несколько раз.

Аналогичные измерения были проведены с источниками гамма-излучения на основе радионуклидов ¹³⁷Cs и ⁶⁰Co. Значения К не превышают 1,5·10^-3 в диапазоне скоростей счёта до 3·10⁴.

Измерение плотности потока и мощности амбиентного эквивалента дозы H*(10) нейтронного излучения проводились на установке УЭППН №01 из состава Государственного первичного эталона единиц потока и плотности потока нейтронов. Переход от плотности потока нейтронов к мощности амбиентного эквивалента дозы H*(10) выполнялся с использованием коэффициентов, значения которых приведены в международных рекомендациях ISO-8529 «Reference neutron radiations».

Измерения проводились в следующей последовательности:

1. Спектрометр устанавливался на передвижную подставку эталонной установки УЭППН таким образом, чтобы расстояние R между источником нейтронов и детектором было не менее 0,7 м. 
2. Проводилось измерение плотности потока и мощности дозы таким образом, чтобы суммарное число событий, зарегистрированных в нейтроном канале спектрометра, было не менее 10⁵. 
3. Между источником и блоком детектирования устанавливался экранирующий конус таким образом, чтобы он полностью перекрывал прямое излучение. Параметры и методика использования экранирующего конуса описаны в рекомендациях ISO-8529 «Reference neutron radiations». 
4. Проводилось измерение плотности потока и мощности дозы таким образом, чтобы суммарное число событий, зарегистрированных в нейтроном канале спектрометра, было не менее 10⁵. 

Описанная процедура выполнялась в 6 позициях диапазоне расстояний от 0,7 до 1,6 м.

Измерение мощности амбиентного эквивалента дозы H*(10) (мощности дозы) гамма излучения проводились на установке УИЭЗ №01 из состава
ГВЭТ-8-2.

Измерения проводились в следующей последовательности:

1. Спектрометр устанавливался на передвижную подставку эталонной установки УЭИЗ в точку измерения. 
2. Проводилось измерение мощности дозы таким образом, чтобы суммарное число событий, зарегистрированных в гамма канале спектрометра, было не менее 10. 

Описанная процедура выполнялась в диапазоне мощностей доз от 200 до 700 мкЗв/ч.

Аналогичные измерения были проведены с источником гамма-излучения на основе радионуклида ²⁴¹Am с основной линией гамма квантов Eγ =59 кэВ. Было выяснено, что спектрометр не регистрирует гамма-излучение с этой энергией, т.е. порог регистрации гамма-излучения выше 60 кэВ. Для оценки действительной величины порога были проведены аналогичные измерения в поле рентгеновской установки из состава ГЭТ 8-2011.

Данные исследований демонстрируют, что прибор пригоден для измерения плотности потока фотонов и мощности амбиентного эквивалента дозы фотонного излучения с энергиями выше 100 КэВ.

Ожидаемые результаты: 

Разработан компактный многофункциональный прибор для определения основных характеристик полей гамма и нейтронного излучений.

В отличие от других спектрометров прибор позволяет:

1. Производить одновременное измерение энергетических спектров гамма и нейтронного излучения одним детектором. 
2. Измерять спектры нейтронного излучения без применения громоздких и тяжелых полиэтиленовых замедлителей (габариты сцинтилляторов 25х25 или 40х40). 
3. Обрабатывать спектр в реальном времени, позволяя визуально контролировать набранную статистику и достаточность длительности измерения. 
4. Измерять как непрерывные спектры, так и линейчатые. 
5. Измерять плотность потока быстрых нейтронов и гамма-квантов в а.е. 
6. Иметь максимальную загрузку по входу детектора 3*105 импульсов, что соответствует вычисляемой мощности эффективной дозы 1,75*105 мкЗв/ч от источника 239Pu-Be с фронтальной геометрией. 
7. Измерять излучение фона для вычисления дозы с погрешностью 5% за время не более 10 минут. 
8. Иметь 1024 канала. 
9. Иметь энергетическое разрешение по нейтронам на линии 14,5 МэВ не более 2,5%, а по гамма-квантам на линии 137Cs − не более 7,5%. 

Прибор может быть использован в научно-исследовательских, испытательных и калибровочных лабораториях, на объектах использования атомной энергии, предприятиях, выпускающих радионуклидную продукцию.

РЕЗУЛЬТАТЫ ЭКСПЕРТИЗЫ: 

Экспертиза проводилась экспертами следующих организаций: 

ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ», ФГБОУ ВО «МТУ «МИРЭА», Военная академия РХБ защиты им. Маршала Советского Союза С.К.Тимошенко, ФГБУ «33 ЦНИИ» МО РФ, ФГКУ «12 ЦНИИ» МО РФ, НИЦ «Курчатовский институт».

Вывод экспертизы: 

Применение спектрометра-дозиметра нейтронного и гамма-излучений с цифровой идентификацией по форме импульса в интересах Вооружённых Сил Российской Федерации целесообразно.

Недостатки, рекомендации и замечания экспертов: 

Целесообразно провести доработку прибора по направлениям:

• переход к моноблочной компоновке; 
• оснащение автономным источником питания. 

В целом доработку прибору нужно проводить по утвержденным требованиям заказчика, однако, очевидно, что для реализации проекта в интересах Вооружённых Сил Российской Федерации потребуется проведение испытаний на вибро- и ударопрочность, радиационную стойкость.

Возможными направлениями использования спектрометра-дозиметра нейтронного и гамма-излучений являются дозиметрический и спектрометрический контроль на объектах ядерного оружейного комплекса, кораблях и судах, использующих ядерно-энергетические установки, а также для обеспечения некоторых работ метрологической службы ВС РФ.

21 февраля 2018г.  
Источник: ГУНИД Минобороны РФ 

Справка 

Проработка проектов для достижения целей экспертизы проводилась несколькими методами, а именно эвристическим (заключения экспертов, организаций и заинтересованных органов военного управления), измерительным и регистрационным (проведение апробации или оценочных испытаний). 

Более 340 перспективных инновационных разработок и технологий предварительно были отобраны специалистами органов военного управления, научно-исследовательских организаций и военно-учебных заведений Минобороны России в период проведения форума "АРМИЯ-2017". 

Посмотреть все проекты можно в блоге ГУНИД Минобороны на нашем сайте.