СПОСОБ ИЗМЕРЕНИЯ ИНТЕНСИВНОСТИ РАДИАЦИОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ НЕИЗВЕСТНОГО СОСТАВА
METHOD FOR MEASURING INTENSITY OF RADIATION OF UNKNOWN COMPOSITION

Изобретение относится к измерению ядерных излучений, а именно к определению долей заряженных и нейтральных частиц в составе излучения от любых источников радиации.
Уровень техники
Существует достаточно много способов и устройств позволяющих измерять либо суммарный поток и дозу от источника радиации или отдельные составляющие части этого излучения.
Одно из направлений относится к измерению потока фотонов. Это, прежде всего, персональные дозиметры. Примеры электронных индивидуальных дозиметров для фотонного излучения: Персональный дозиметр, разработанный Siemens-Plessey (EDPI, см., Например, «Электронная дозиметрия, 1/93, выпуск 1, Siemens Plessey Controls Ltd, 1933) для представления нового значения измерения для фотонного излучения и для регистрации и дозиметрии фотонного и электронного излучения с малыми диапазонами проникновения (доза кожи), или дозиметр компании Rados (РАД-50, РАД-52, цифровые карманные дозиметры, паспорта Rados Technology, Оу, Финляндия), которые, как и дозиметр Siemens, основаны на кремниевых диодах.
Активных индивидуальных дозиметров на основе кремния в настоящее время мало. Примерами являются нейтронные дозиметры японской фирмы Aloka (Barthe, Bordy, Lahaye; Electronic Neutron Dosimeters: History and State of the Art, Radiation Protection Dosimetry, Vol. 70, Nos. 1-4, 59-66 (1997)). Они предназначены для обнаружения тепловых и быстрых нейтронов (модель PDM-303, см. Технический паспорт ALOKA CO. LTD Tokyo Japan) или исключительно тепловых нейтронов (модель PDM-307, см. Технический паспорт). Системы фирмы Stephen, основанные на счетных трубках, подходят для обнаружения фотонного излучения и оценки доз (данные Stephen, Centronic D.C.A. Mini Instruments T.G.M.; Surrey England).
Наиболее близким к заявленному изобретению (прототип), является патент GB 1,014,682 от 31.12.1965, в котором для оценки энергетического состава спектра нейтронов радиационное излучение пропускают через как минимум два детектора и систему обработки.
Для измерения доз нейтронного излучения используются в основном пассивные системы обнаружения. Эти системы способны определять дозы с достаточной точностью, но только для ограниченных энергетических диапазонов нейтронного излучения (например, детекторы альбедо или пластиковых следов). Кроме того, данные с этих систем анализируются только после достаточно длительного времени экспозиции и переноса детектора в измерительную лабораторию, поэтому чрезмерное облучение обнаруживается, как правило, спустя заметное время. Было бы большим достижением в личном дозиметрическом обнаружении нейтронного излучения, если бы доза в реальном времени могла быть определена для диапазона энергий, охватывающего тепловые нейтроны, то есть от области мэВ до примерно 20 МэВ без необходимости использования на рабочем месте калибровочные и поправочные коэффициенты.
Сущность изобретения
Изобретение решает задачу определения долей заряженных и нейтральных частиц в составе излучения от любых источников радиации непосредственно во время облучения.
Для решения этой задачи радиационное излучение непосредственно во время облучения пропускают через детекторы с чувствительными элементами разного объема, а затем, с помощью микроконтроллера, по соотношению скоростей счета в указанных детекторах определяют и выводят на индикатор результаты измерения интенсивность излучения и соотношение вкладов заряженных и нейтральных компонент в измеряемом радиационном излучении.
Перечень фигур
Фиг. 1 Принципиальная схема реализации метода
1. Поток измеряемого радиационного излучения неизвестного состава.
2. Детектор №1 с сенсором большего объема - А
3. Детектор №2 с сенсором меньшего объема - ε*А.
4. Микроконтроллер
5. Индикатор результатов измерения
6. Информация о полной интенсивности излучения
7. Информация о доле заряженной компоненты в составе измеряемого излучения.
8. Информация о доле нейтральной компоненты в составе измеряемого излучения.
Осуществление изобретения.
Для реализации предлагаемого способа используется факт принципиально разного характера взаимодействия заряженных и нейтральных (прежде всего нейтронов и гамма квантов) частиц с веществом. Заряженные частицы интенсивно взаимодействуют с веществом, сквозь которое они пролетают, вследствие ионизационных потерь. Поэтому практически все известные типы детекторов регистрируют заряженные частицы с очень высокой (близкой к 100%) эффективностью. Взаимодействие нейтральных частиц носит вероятностный характер. Для того чтобы быть зарегистрированными, нейтральные частицы должны сначала провзаимодействовать с веществом детектора с образованием заряженных частиц, которые и позволят детектору ее зарегистрировать. Вероятность такого взаимодействия прямо зависит от объема детектора. Дальнейшую логику проще понять на конкретных примерах. Расположим рядом два детектора (Фиг. 1) с разными детектирующими (чувствительными) объемами. Например, отличающимися в два раза. Тогда в пучке только заряженных частиц соотношение счетов будет 1:1. А в пучке только заряженных частиц 1:0,5. Для произвольного соотношение объемов детекторов определять вклады нейтральной и заряженной компонент расчеты нужно проводить следующим образом:
В=ε*А
- соотношение объемов детекторов, где В - регистрирующий объем первого детектора; А - регистрирующий объем второго детектора; ε - коэффициент соотношения объемов двух детекторов ε=В/А.
- суммарная эффективность регистрации детектора объемом А, где  - эффективность регистрации заряженных частиц детектором А;  эффективность регистрации нейтральных частиц детектором А;
-суммарная эффективность регистрации детектора объемом В, где  - эффективность регистрации заряженных частиц детектором В;  эффективность регистрации нейтральных частиц детектором В;
С учетом вышеуказанных предположений суммарная эффективность регистрации детектора объемом В:
Считаем
зap
нейтр
Заменяя для упрощения,  на N и  на N из выражения
Получим