ИСТОЧНИК ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ ДЛЯ КОНТРОЛЯ КАЧЕСТВА ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ ГАММА-СПЕКТРОМЕТРАМИ

Полезная модель относится к области изготовления объемных источников ионизирующего излучения и может быть использована для контроля качества измерений активности мобильными гамма-спектрометрами.
Из уровня техники известен источник излучения для контроля медицинских гамма-камер и способ его изготовления (патент РФ №2082236, МПК G21G 4/06, дата публикации 20.06.1997), представляющий собой пластмассовую пластину с равномерно распределенным в ней радионуклидом, помещенную в герметичную металлическую капсулу, с размещенной между капсулой и пластиной вакуумно-плотной пленкой из полимерного материала.
Недостатками известного источника излучения являются: использование при изготовлении радионуклида, энергия гамма-излучения которого не соответствует необходимому для калибровки энергетическому диапазону; форма источника и плотность не позволяют использовать его для построения кривой эффективности регистрации при измерении объектов с различной геометрией; нет механизма оценки равномерности распределения радионуклидов по матрице.
Известен макет источника излучения йода-125 (патент США № US 3974088, МПК G01T 1/20, G21G 4/04, дата публикации 10.08.1976), который может быть использован в качестве долгоживущего стандарта для калибровки приборов, таких как сцинтилляционные спектрометры, в которых измерения должны проводиться с использованием йода-125. Макет источника излучения йода-125 содержит комбинацию радионуклидов йод-129 и америций-241, размещенных в радиационно-прозрачном корпусе, чьи комбинированные выбросы дают энергетический спектр, измеренный детектором колодезного типа, который по существу имитирует соответствующий энергетический спектр йода-125. Смесь америция-241 и йода-129 обеспечивает энергетический спектр, который надежно имитирует спектр йода-125 в детекторе скважинного типа.
Недостатками известного источника излучения являются: использование при изготовлении радионуклидов, энергии гамма-квантов которых не соответствует необходимому энергетическому диапазону; источник предназначен для сцинтилляционных детекторов колодезного типа при измерении проб небольшого объема в заданной геометрии измерения и моделирует только йод-125.
Наиболее близким аналогом, принятым за прототип, является источник ионизирующего излучения (патент США № US 4016095, МПК G21G 4/04, дата публикации 05.04.1977), предназначенный в первую очередь для калибровки многоканальных анализаторов гамма-излучения. Целью изобретения является создание источника ионизирующего излучения, в котором радиоактивный материал состоит из любой желаемой комбинации гамма-излучающих изотопов и равномерного распределения указанных изотопов по площади поперечного сечения и по массе источника. В соответствии с этой и другими целями предоставляется источник ионизирующего излучения, содержащий формованную и отвержденную композицию, полученную из смолы и радиоактивного материала, диспергированного в указанной смоле, при этом, согласно изобретению, смоляной компонент указанной композиции представляет собой фенолальдегидную смолу, содержащую ионно- или молекулярно-диспергированные частицы указанного радиоактивного материала.
Недостатками прототипа являются: форма источника и плотность не позволяют использовать его для построения кривой эффективности регистрации при измерении объектов с различной плотностью и активностью; нет механизма оценки равномерности распределения радионуклидов по матрице; сложность и дороговизна изготовления при введении радиоактивных изотопов в фенолальдегидную смолу.
Перед авторами стояла задача создания источников различной геометрии, имитирующих упаковки с радиоактивными отходами (коробка, бочка, контейнер) с равномерным распределением смеси радионуклидов по объему, испускающих гамма-излучение в необходимом энергетическом диапазоне, лишенных описанных недостатков.
Техническим результатом полезной модели является обеспечение возможности проведения контроля качества измерений активности радионуклидов в упаковках мобильными гамма-спектрометрами, использующими модельный расчет эффективности регистрации гамма-квантов для различных геометрий измерения.
Поставленная задача решается тем, что:
60
137
241
- при изготовлении источников используют смесь образцовых растворов радионуклидов Со, Cs, Am (возможно использование смеси других гамма-излучающих радионуклидов) с энергиями гамма-квантов в требуемом диапазоне (59-1332 кэВ);
- в качестве матрицы источника используют дешевый материал (гипс), из которого изготавливают несколько источников различной геометрии (цилиндр, усеченный конус, параллелепипед и др.) путем введения в матрицу образцовых растворов радионуклидов;
- при изготовлении источников для оценки равномерности распределения радионуклидов по объему матрицы используют красящее вещество;
- каждый источник позволяет моделировать несколько геометрий измерения (при измерении с разных сторон).
241
60
137
241
152
241
137
44
44
Сущность полезной модели заключается в том, что источник гамма-излучения для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами содержит матрицу с равномерно распределенным в ней радиоактивным материалом, размещенную в корпусе, при этом корпус выполнен с имитацией геометрии упаковки с радиоактивными отходами, содержит по крайней мере одну защитную крышку, в качестве радиоактивного материала используют смесь гамма-излучающих радионуклидов с энергиями гамма-квантов в диапазоне 59-1332 кэВ. В качестве матрицы можно использовать гипс. В качестве гамма-излучающих радионуклидов можно использовать, в частности, смесь Am, Со, Cs, или смесь Am и Eu, или смесь Am, Cs, Ti (Sc). Защитная крышка может быть выполнена из гипса или оргстекла или цемента. Корпус может быть выполнен из полимерного или металлического материала. Корпус может быть выполнен в форме цилиндра, в этом случае корпус может содержать одну защитную крышку из материала, моделирующего материал упаковки, расположенную на одном из оснований цилиндра, или верхнюю и нижнюю защитные крышки, расположенные на основаниях цилиндра, и выполненные из отличных друг от друга материалов, моделирующих материал упаковок. Корпус может быть выполнен в форме усеченного конуса, в этом случае корпус может содержать одну защитную крышку из материала, моделирующего материал упаковки, расположенную на одном из оснований усеченного конуса, или верхнюю и нижнюю защитные крышки, расположенные на основаниях усеченного конуса, и выполненные из отличных друг от друга материалов, моделирующих материал упаковок. Корпус может быть выполнен в форме прямоугольного параллелепипеда, в этом случае корпус может содержать одну защитную крышку из материала, моделирующего материал упаковки, расположенную на одной из граней прямоугольного параллелепипеда, или верхнюю и нижнюю защитные крышки, расположенные на противоположно расположенных гранях прямоугольного параллелепипеда, и выполненные из отличных друг от друга материалов, моделирующих материал упаковок.
Полезная модель иллюстрируется следующими графическими материалами.
На фиг. 1 изображен вариант выполнения источника гамма-излучения в форме цилиндра, содержащего две защитные крышки.
На фиг. 2 изображен вариант выполнения источника гамма-излучения в форме усеченного конуса, содержащего одну защитную крышку.
На фиг. 3 изображен вариант выполнения источника гамма-излучения в форме параллелепипеда, содержащего одну защитную крышку.
Источник гамма-излучения для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами (см. фиг. 1, 2, 3) содержит активную часть 1 - матрицу с равномерно распределенным в ней радиоактивным материалом, корпус 2, в котором размещена указанная матрица, и по крайней мере одну защитную крышку: на фиг. 1 показано использование верхней защитной крышки 3 и нижней защитной крышки 4, на фиг. 2 и 3 - использование одной верхней защитной крышки 3.
241
60
137
241
152
241
137
44
44
В качестве радиоактивного материала используют смесь образцовых растворов гамма-излучающих радионуклидов с энергиями гамма-квантов в диапазоне 59-1332 кэВ. В частности, в качестве гамма-излучающих радионуклидов можно использовать смесь Am, Со, Cs, или Am и Eu, или Am, Cs, Ti (Sc), или др.
Матрица, в которую введены радионуклиды, может представлять собой гипс или другой аналогичный дешевый материал (например, цемент).
Корпус 2 может быть выполнен различной формы и размеров для моделирования объектов различной геометрии - например, для имитации геометрии упаковки с радиоактивными отходами. В частности, корпус 2 может быть выполнен в форме цилиндра, усеченного конуса, прямоугольного параллелепипеда или других форм. Корпус 2 может быть выполнен из полимерного, металлического или другого материала.
Источник гамма-излучения содержит по крайней мере одну защитную крышку - например, верхнюю защитную крышку 3, или верхнюю защитную крышку 3 и нижнюю защитную крышку 4, или другое количество защитных крышек.
Материал защитной крышки позволяет моделировать материал упаковки измеряемого объекта. Защитная крышка может быть выполнена, например, из гипса, оргстекла, цемента или другого материала. При этом использование нескольких (двух или более) защитных крышек, выполненных из отличных друг от друга материалов, позволяет моделировать несколько (соответственно, два или более) различных материалов упаковок измеряемого объекта. В этом случае нет необходимости заменять источник гамма-излучения для другого исследования, достаточно перевернуть его другой стороной.
Кроме того, для источника гамма-излучения существует возможность замены защитной крышки из одного материала на защитную крышку из другого необходимого материала.
Для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами осуществляли набор спектра и проводят расчет активности каждого из радионуклидов с помощью специализированного программного обеспечения с учетом модельной зависимости эффективности регистрации гамма-квантов от их энергии для используемой геометрии измерения. Геометрия измерения определяется формой и размерами источника, расстоянием источник-детектор, материалом матрицы, корпуса источника и защитной крышки, толщиной стенок корпуса и защитной крышки. Все эти параметры геометрии измерения вводятся оператором в специализированное программное обеспечение и проводится расчет эффективности регистрации гамма-квантов для заданных условий измерения.
В результате получают измеренную активность радионуклидов в источнике, которая, с учетом суммарной погрешности измерения и погрешности аттестации образцовых растворов радионуклидов (ОРР), используемых при изготовлении источника, не должна отличаться от активности радионуклидов, введенных в матрицу. При выполнении этого условия делается вывод о корректности применяемой модели расчета эффективности регистрации гамма-квантов в заданном энергетическом диапазоне для выбранной геометрии измерения. В ином случае необходимо уточнение параметров модели.
Примеры осуществления полезной модели.
241
60
137
241
152
241
137
44
44
Для создания активной матрицы применялись образцовые растворы радионуклидов Am, Со, Cs. Возможно применение смеси ОРР с другими радионуклидами с энергиями гамма-квантов в требуемом диапазоне, например, Am и Eu, или Am, Cs и Ti (Sc).
ОРР были растворены в мерной колбе объемом 1 литр и из нее брались требуемые аликвоты и вводились в матрицу.
Пример 1.
241
60
137
Источник гамма-излучения для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами содержал матрицу с равномерно распределенным в ней радиоактивным материалом, размещенную в корпусе, и одну защитную крышку. Корпус был выполнен с имитацией геометрии упаковки с радиоактивными отходами - в форме цилиндра. Защитная крышка была расположена на одном из оснований цилиндра. В качестве радиоактивного материала использовали смесь гамма-излучающих радионуклидов с энергиями гамма-квантов в диапазоне 59-1332 кэВ - смесь Am, Со, Cs с известной активностью 1180, 1080 и 1085 Бк соответственно и погрешностью не более 5%. В качестве матрицы использовали гипс. Защитная крышка была выполнена из гипсового диска, моделирующего материал упаковки, корпус - из полимерного материала.
Для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами осуществляли набор спектра и проводили расчет активности каждого из радионуклидов с помощью специализированного программного обеспечения с учетом модельной зависимости эффективности регистрации гамма-квантов от их энергии для используемой геометрии измерения (форма и размеры источника, расстояние источник-детектор, материал матрицы, корпуса источника и защитной крышки, толщина стенок корпуса и защитной крышки). Измерение проводили со стороны торца верхней крышки.
241
60
137
В результате получили измеренную активность источнике для радионуклидов Am, Со, Cs 1250, 1120 и 1110 Бк соответственно. Следовательно, с учетом суммарной погрешности около 12% (статистической погрешности измерения и погрешности активности введенных в источник радионуклидов) был сделан вывод о корректности применяемой модели расчета эффективности регистрации гамма-квантов в заданном энергетическом диапазоне для этой геометрии измерения.
Пример 2.
241
60
137
Источник гамма-излучения для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами (см. фиг. 1) содержал активную часть 1 - матрицу с равномерно распределенным в ней радиоактивным материалом, размещенную в корпусе 2, и две защитные крышки. Корпус 2 был выполнен с имитацией геометрии упаковки с радиоактивными отходами - в форме цилиндра. Корпус 2 был выполнен из полимерного материала. Защитные крышки - верхняя 3 и нижняя 4 - были расположены на каждом из оснований цилиндра. В качестве радиоактивного материала использовали смесь гамма-излучающих радионуклидов с энергиями гамма-квантов в диапазоне 59-1332 кэВ - смесь Am, Со, Cs с известной активностью 1125, 1095 и 1035 Бк соответственно и погрешностью не более 5%. В качестве матрицы использовали цемент.
Верхняя 3 и нижняя 4 защитные крышки были выполнены из отличных друг от друга материалов, моделирующих материал упаковок: верхняя защитная крышка 3 была выполнена из более легкого материала - гипса, что позволяет моделировать поглощение гамма-квантов материалом заданной плотности, нижняя защитная крышка 4 была выполнена из более тяжелого материала - цемента, что также позволяет моделировать поглощение гамма-квантов материалом заданной плотности.
Для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами осуществляли измерение активности радионуклидов, располагая цилиндр разными сторонами к детектору (с торцов и сбоку) - проводили набор спектра и расчет активности каждого из радионуклидов с помощью специализированного программного обеспечения с учетом модельной зависимости эффективности регистрации гамма-квантов от их энергии для используемой геометрии измерения.
В результате получили измеренную активность радионуклидов в источнике для различных положений источник-детектор:
Суммарная погрешность (статистическая погрешность измерения и погрешность активности введенных радионуклидов) составляла около 15%. На основании этого был сделан вывод о корректности применяемой модели расчета эффективности регистрации гамма-квантов в заданном энергетическом диапазоне для этих геометрий измерения.
Пример 3.
241
60
137
Источник гамма-излучения для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами (см. фиг. 2) содержал активную часть 1 - матрицу с равномерно распределенным в ней радиоактивным материалом, размещенную в корпусе 2, и одну защитную крышку 3. Корпус был выполнен с имитацией геометрии упаковки с радиоактивными отходами - в форме усеченного конуса с большим верхним основанием и меньшим нижним основанием. Защитная крышка 3 была расположена на одном из основании усеченного конуса - на верхнем. В качестве радиоактивного материала использовали смесь гамма-излучающих радионуклидов с энергиями гамма-квантов в диапазоне 59-1332 кэВ - смесь Am, Со, Cs с известной активностью 2390, 2190 и 2200 Бк соответственно. Погрешность активности введенных радионуклидов составляла около 4%. В качестве матрицы использовали гипс. Защитная крышка 3 была выполнена из цементного диска, моделирующего материал упаковки, корпус - из полимерного материала. Измерения проводили со стороны верхней крышки.
Для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами осуществляли процедуры, аналогичные приведенным в примерах 1,2 с учетом введения параметров данной геометрии измерения.
241
60
137
В результате получили измеренную активность радионуклидов Am, Со, Cs 3970, 3080 и 3410 Бк соответственно. Статистическая погрешность измерения не превышала 10%, а отличие значений измеренных и введенных активностей ОРР составило 40-70%.
На основании этого был сделан вывод о некорректности применяемой модели расчета эффективности регистрации гамма-квантов для указанного случая. Была выяснена причина - при введении параметров геометрии измерения в программу моделирования расчета эффективности регистрации были неправильно заданы толщина верхней крышки и расстояние источник-детектор.
Пример 4.
241
60
137
Источник гамма-излучения для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами (см. фиг. 3) содержал активную часть 1 - матрицу с равномерно распределенным в ней радиоактивным материалом, размещенную в корпусе 2, и одну защитную крышку 3. Корпус был выполнен с имитацией геометрии упаковки с радиоактивными отходами - в форме прямоугольного параллелепипеда. Защитная крышка 3 была расположена на одной из граней прямоугольного параллелепипеда - на верхней. В качестве радиоактивного материала использовали смесь гамма-излучающих радионуклидов с энергиями гамма-квантов в диапазоне 59-1332 кэВ - смесь Am, Со, Cs, с известной активностью 8490, 7790 и 7820 Бк соответственно. Погрешность активности введенных радионуклидов составляла около 4%. В качестве матрицы использовали гипс. Защитная крышка 3 была выполнена из листа оргстекла, моделирующего материал упаковки, корпус - из металла.
Для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами осуществляли процедуры, аналогичные приведенным в примерах 1,2 с учетом введения параметров данной геометрии измерения. Измерения проводили со стороны верхней крышки.
241
60
137
В результате получили измеренную активность радионуклидов Am, Со, Cs 8110, 7490 и 7450 Бк соответственно. Статистическая погрешность измерения не превышала 10-12%, а отличие значений измеренных и введенных активностей ОРР не превысило 15%.
На основании этого был сделан вывод о корректности применяемой модели расчета эффективности регистрации гамма-квантов в заданном энергетическом диапазоне для этой геометрии измерения.
Таким образом, приведенные формы источников гамма-излучения позволяют проводить контроль качества измерений активности мобильными гамма-спектрометрами, использующими модельный расчет эффективности регистрации гамма-квантов для различных геометрий измерения.