ГАММА-СПЕКТРОМЕТР

Полезная модель относится к области экспериментальной ядерной физики, более конкретно к области спектроскопии гамма-излучения, и предназначен для измерения спектров гамма-излучения из термоядерной плазмы в присутствии интенсивных потоков нейтронного излучения.
Известен гамма-спектрометр (см. RU 189817, МПК G01T 1/00, опубл. 05.06.2019) для регистрации высокоэнергетического гамма-излучения, включающий размещенные в корпусе по меньшей мере три детектора, расположенные параллельно, каждый из которых представляет собой сцинтилляционную пластину с кремниевым фотоэлектронным умножителем (ФЭУ), выполненный с возможностью подключения к электронному блоку, выполненному с возможностью реализации схемы тройных совпадений, и подключения к блоку обработки и интерпретации полученных от электронного блока данных. Сцинтилляционная пластина изготовлена из германата висмута или иодида цезия, активированного таллием.
6
Известный гамма-спектрометр не предназначен для работы в высоких потоках излучения при загрузке детекторов выше 10 1/с, так как кристаллы германата висмута или иодида цезия, активированного таллием, имеют длительное время высвечивания.
Известен гамма-спектрометр (см. патент US 9465119, МПК G01T 1/40, G01T 1/36, опубл. 11.10.2016), включающий сцинтилляционный пластмассовый материал большого объема, оптически соединенный с двумя или более ФЭУ, электрически подключенным к переключателю для приема соответствующих сигналов детектирования из двух или более ФЭУ и выбора сигналов одного из них. Переключатель соединен со схемой стабилизации для формирования и вывода управляющего сигнала на переключатель для выбора сигналов детектирования, подключенной к блоку регистрации и обработки данных измерений.
Известный гамма-спектрометр предназначен для проверки наличия радиоактивных материалов в больших грузовых контейнерах, грузовых автомобилей и поездах при загрузке детекторов не более 400 1/с, и поэтому непригоден для измерения спектров гамма-излучения из термоядерной плазмы.
Известен гамма-спектрометр (см. патент CN 210514639, МПК G01T 1/36, G01T 7/00, опубл. 12.05.2020), совпадающий с настоящим техническим решением по наибольшему числу существенных признаков и принятый за прототип. Гамма-спектрометр-прототип включает составной корпус радиационной защиты из свинца с входным каналом для гамма-излучения, полупроводниковый гамма-детектор, установленный в полости составного корпуса по оси входного канала и электрически соединенный с первым входом блока регистрации и обработки данных измерений.
Известный гамма-спектрометр-прототип предназначен для измерения активности точечных или малых по объему образцов, которые можно поместить в составной корпус радиационной защиты, и поэтому не пригоден для измерения излучения от источников большого объема, находящихся на расстоянии от детектора.
Задачей настоящего технического решения является разработка гамма-спектрометра, который бы был способен измерять гамма-излучение от пространственно разнесенных источников в присутствии рассеянного магнитного поля и рассеянного нейтронного излучения.
Поставленная задача решается тем, что гамма-спектрометр включает составной корпус радиационной защиты из металла с входным каналом для гамма-излучения, полупроводниковый гамма-детектор, установленный в первой полости составного корпуса по оси входного канала и электрически соединенный с первым входом блока регистрации и обработки данных измерений. Новым является то, что в гамма-спектрометр введен сцинтилляционный гамма-детектор на основе неорганического сцинтилляционного кристалла, оптически соединенного с ФЭУ, электрически подключенным ко второму входу блока регистрации и обработки данных измерений, а во входном канале установлен нейтронный аттенюатор. При этом сцинтилляционный гамма-детектор размещен перед полупроводниковым гамма-детектором во второй полости составного корпуса, соединенной с первой полостью каналом, соосным с входным каналом, а полупроводниковый гамма-детектор выполнен на основе кристалла высокочистого германия (HPGe) с электрическим устройством охлаждения.
3
Сцинтилляционный гамма-детектор может быть выполнен на основе кристалла LaBr(Ce), который отличается высоким быстродействием в сочетании с высокой эффективностью регистрации и лучшим для неорганических сцинтилляционных кристаллов энергетическим разрешением.
Нейтронный аттенюатор может быть выполнен из таблеток прессованного гидрида лития, которые обеспечивают значительное уменьшение потока нейтронного излучения из плазмы в направлении гамма-детекторов с незначительным уменьшением потока гамма-излучения.
3
Расположенный перед полупроводниковым гамма-детектором сцинтилляционный гамма-детектор выполняет функцию дополнительного аттенюатора для полупроводникового гамма-детектора, что предотвращает перегрузку менее быстродействующего по сравнению с LaBr(Се) детектором полупроводникового HPGe детектора.
Составной корпус радиационной защиты может быть выполнен из магнитного железа.
Настоящая полезная модель поясняется чертежом, где:
на фиг.1 изображен в разрезе составной корпус радиационной защиты с установленными в нем гамма-детекторами;
на фиг.2 приведена электрическая схема гамма-спектрометра.
Настоящий гамма-спектрометр (см. фиг.1) включает составной корпус 1 радиационной защиты из магнитного железа, состоящий из фронтального блока 2 и тыльного блока 3, накрытого сверху блоком 4. В тыльном блоке 3 выполнена первая полость 5, в которой установлен полупроводниковый гамма-детектор 6 на основе кристалла высокочистого германия (HPGe) с предусилителем (ПУ) 7. Полупроводниковый гамма-детектор 6 снабжен электрическим устройством 8 охлаждения, например, охладителем на пульсирующей трубке, работающей на принципе двигателя Стирлинга. Во второй полости 9 тыльного блока 3 размещен сцинтилляционный гамма-детектор 10, выполненный, например, на основе кристалла 1_аВгЗ(Се), оптически соединенного с ФЭУ 11, подключенным к ПУ 12. ПУ 7 и ПУ 12 могут располагаться вне корпуса радиационной защиты. Гамма-детекторы 6 и 10 расположены один за другим на линии обзора плазмы. Таким образом, передний гамма-детектор 10 выполняет функцию дополнительного аттенюатора для второго гамма-детектора 6, что предотвращает перегрузку менее быстродействующего по сравнению с LaBr3(Ce) детектором полупроводникового HPGe детектора. Во фронтальном блоке 2 радиационной защиты гамма-спектрометра на оси наблюдения плазмы выполнен коллиматор 13, через который гамма-детекторы 6 и 10 просматривают плазму. В коллиматор 13 вставлен нейтронный аттенюатор 14, который представляет собой стальную герметичную капсулу цилиндрической формы, наполненную таблетками прессованного гидрида лития (LiH), которые обеспечивают значительное уменьшение потока нейтронного излучения из плазмы в направлении гамма-детекторов 6 и 10 с незначительным уменьшением потока гамма-излучения. Первая полость 5 соединена со второй полостью 9 каналом 15, соосным с входным каналом 13. Принципиальная электрическая схема гамма-спектрометра (см. фиг.2) включает полупроводниковый гамма-детектор (HPGe) 6, работающий в диапазоне 0,1-10 МэВ, электропитание на который поступает из блока питания (БП) 16, и сцинтилляционный гамма-детектор (LaBr3(Ce)) 10, работающий в диапазоне в диапазоне 0,1-30 МэВ, с ФЭУ 11, питание на который поступает от блока питания (БП) 17. (HPGe) 6 снабжен электрическим устройством охлаждения (ЭУО) 8. HPGe 6 и ФЭУ 11 соединены соответственно с предусилителем (ПУ) 7 и предусилителем (ПУ) 12. (ПУ) 7 соединен с входом многоканального анализатора импульсов (МАИ) 18, а (ПУ) 12 подключен к входу многоканального анализатора импульсов (МАИ) 19. Выходы (МАИ) 18 и (МАИ)19 подключены соответственно к первому входу блока регистрации и обработки данных измерений (БРО) 20 и второму входу (БРО) 20.
Настоящий гамма-спектрометр работает следующим образом.
Сигналы с (HPGe) 6 поступают на ПУ 7, а сигналы с ФЭУ И поступают на ПУ12, после предварительного усиления, в которых подаются соответственно в МАИ 18 и МАИ 19. В МАИ 18 и МАИ 19 происходит цифровая обработка сигнала и определяется амплитуда импульсов детекторов. С выходов МАИ 18 и МАИ 19 обработанные сигналы в формате цифровых массивов "амплитуда + время регистрации" импульсов передаются к первому входу (БРО) 20 и второму входу (БРО) 20 для окончательной обработки и получения данных об интенсивности и энергетическом распределении гамма-излучения из термоядерной плазмы, а также данных о распределении быстрых ионов и электронов в термоядерной плазме, генерирующих регистрируемое излучение. В БРО 20 происходит построение и энергетическая калибровка измеренных спектров гамма-излучения; построение временных зависимостей интенсивности излучения из плазмы; с использованием предварительно рассчитанных функций отклика детекторов осуществляется восстановление энергетических распределений ускоренных электронов в плазме; по интенсивностям линий гамма-переходов в ядерных реакциях, происходящих в плазме, с использованием данных по сечениям ядерных реакций, производится восстановление энергетических распределений быстрых ионов; по допплеровскому уширению линий гамма-переходов в ядерных реакциях, происходящих в плазме, восстанавливается распределение быстрых ионов в пространстве скоростей.