АВАРИЙНЫЙ ИНДИВИДУАЛЬНЫЙ ДОЗИМЕТР НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Настоящая полезная модель относится к технике измерения параметров ионизирующего излучения, в частности к индивидуальной дозиметрии нейтронного излучения, и предназначена для регистрации поглощенных доз в условиях аварийного облучения.
Из существующего уровня техники известен термолюминесцентный дозиметр (ТЛД) (RU 2197004 C2, публ. 20.01.2003 Бюл. №2) относится к области охраны окружающей среды, а точнее к области измерений радиоактивных излучений, причем наиболее эффективно он может быть использован для измерения интегральных поглощенных доз (ИD) рентгеновского, γ-излучения, потоков (β-частиц, тепловых нейтронов в зональной и индивидуальной (персональной и медицинской) дозиметрии, а также в системах радиационного мониторинга окружающей среды.
Недостатком известного термолюминесцентного дозиметра является отличие энергетической зависимости чувствительности от функции эффективной дозы на единичный флюенс, влияющее на погрешность показаний дозиметра в рабочих полях нейтронов.
1
2
макс
2
НТ,
макс
2
НТ
Из существующего уровня техники известен термолюминесцентный дозиметр смешанного гамма и нейтронного излучения (SU 1144503 A1, публ. 30.08.1985), состоящий из радиатора с водородсодержащим материалом и чувствительного к излучению термолюминофора, отличающийся тем, что с целью увеличения точности определения гамма-, - нейтронных вкладов в смешанном излучении, он выполнен из двух чувствительных к излучению слоев, причем тонкий слой имеет толщину d, соизмеримую с максимальной длиной пробега протонов отдачи в материале люминофора, а толщина толстого слоя d, выбирается из условий T(d)<Т где T(d) - температура максимума пика термовысвечивания, а Т - температура появления теплового свечения нагревательного элемента, оба слоя соединены между собой термостойким веществом с теплопроводностью λ, меньшей теплопроводности люминофора, причем радиатор находится в контакте с тонким слоем.
Недостатком известного термолюминесцентный дозиметр смешанного гамма и нейтронного излучения является отличие энергетической зависимости чувствительности от функции эффективной дозы на единичный флюенс, влияющее на погрешность показаний дозиметра в рабочих полях нейтронов.
Наиболее близким к заявленному техническому решению является термолюминесцентный дозиметр (RU 2174240 C2, публ. 27.09.2001 Бюл. №27), содержащий крышку с фильтрами, корпус и подложку с детекторами, отличающийся тем, что детекторы жестко зафиксированы на металлических чашках подложки, которые при помещении подложки в поле ВЧ-индуктора служат индивидуальными нагревателями детекторов, причем металлические чашки, изготовленные из металла толщиной 0,2 - 0,25 мм, обладают малой массой.
Недостатком известного термолюминесцентного дозиметра является отличие энергетической зависимости чувствительности от функции эффективной дозы на единичный флюенс, влияющее на погрешность показаний дозиметра в рабочих полях нейтронов.
Задача, на решение которой направлено заявляемая полезная модель, заключается в разработке устройства для получения достоверных значений эффективной дозы нейтронного облучения. Данная задача решается за счет того, что заявленный аварийный индивидуальный дозиметр нейтронного излучения, состоящий из корпуса и подложки с детекторами, отличающийся тем, что корпус, выполненный в виде капсулы из пластмассы с помещенной в него подложкой с детекторами гамма- и нейтронного излучения, экспонируется внутри тела человека.
Устройство работает следующим образом. В ситуациях потенциально возможного аварийного нейтронного облучения работник проглатывает аварийный индивидуальный дозиметр нейтронного излучения. Практически сразу аварийный индивидуальный дозиметр нейтронного излучения оказывается в желудке, где может находиться от 4 до 10 часов. При облучении работника в смешанных полях нейтроны многократно рассеиваются в теле человека, замедляясь до тепловых энергий, и эффективно регистрируются аварийным индивидуальным дозиметром нейтронного излучения. После окончания работ в условиях облучения аварийный индивидуальный дозиметр нейтронного излучения извлекается из тела естественным путем и передается в отдел радиационной безопасности для обработки. Кристаллы извлекаются из капсулы, и происходит их считывание на специальном оборудовании. Эффективная доза нейтронного излучения рассчитывается как разность показаний гамма-нейтронного детектора и гамма детектора.
Техническим результатом, обеспечиваемым приведенной совокупностью признаков, является повышение точности измерения эффективной дозы нейтронного облучения.
Сущность устройства поясняется чертежами, на которых изображено:
На фиг. 1 - Аварийный индивидуальный дозиметр нейтронного излучения. 1 - корпус, 2 - гамма-нейтронные детекторы, 3 - подложка.