способ дозиметрии гамма- и нейтронного излучения и устройство для его реализации

Формула изобретения

1. Способ дозиметрии гамма- и нейтронного излучения с помощью детектора ионизирующего излучения, заключающийся в том, что размеры детектора выбирают меньше размеров области, в которой производят измерение излучения, перемещают детектор через эту область за время, меньшее времени изменения регистрационных характеристик и других свойств детектора, и определяют дозу по показаниям детектора, отличающийся тем, что детектор содержит органические и неорганические сцинтиллирующие вещества, а дозу гамма- и нейтронного излучения определяют по интенсивности излучения Черенкова и люминесценции соответственно, регистрируемых в различных спектральных областях с помощью двух фотоприемников.

2. Устройство для определения потока нейтронов в активной зоне ядерного детектора, содержащее металлическую трубу, проходящую через активную зону, детектор, расположенный в трубе, и механизм для его перемещения по трубе, отличающееся тем, что устройство дополнительно содержит два фотоприемника с различными спектральными характеристиками, установленных на конце трубы, причем один из приемников регистрирует излучение Чернова, а второй - люминесценцию, в качестве детектора используют твердотельный детектор, содержащий органические и неорганические сцинтиллирующие вещества, а в качестве механизма для его перемещения используют механическую катапульту, при этом металлическая труба является светопроводом.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к изометрии нейтронного и гамма-излучений и может быть использовано, в частности, для контроля ядерных реакторов.

Известен способ дозиметрии нейтронного и гамма-излучений с помощью ионизационной камеры, перемещаемой через активную зону ядерного реактора за время, меньшее времени измерения ее регистрационных характеристик и других свойств [1].

Известно устройство для определения потока нейтронов в активной зоне ядерного реактора, содержащее металлическую трубу, проходящую через активную зону ядерного реактора, по которой с помощью сжатого воздуха периодически перемещается активационный детектор [2].

Недостатком известных способа и устройства является трудность учета вклада в дозу нейтронной и гамма-компоненты при дозировании смещанного нейтронного и гамма-излучения.

Техническим результатом настоящего изобретения является определение доз нейтронного и гамма-излучения раздельно при больших потоках излучения.

Технический результат достигается за счет использования сцинтилляционного детектора, который перемещают через область, в которой требуется провести измерения за время, в течение которого не происходит измерений характеристик сцинтиллятора, т. е. не изменяются его конверсионная эффективность, спектр свечения и время высвечивания. Реакция данного способа позволяет измерять дозу гамма- и нейтронного излучения при высоких температурах. Измерение доз с помощью сцинтилляционных детекторов известными способами при высоких температурах (выше 100^oC) невозможно из-за существенного изменения свойств и характеристик сцинтиллятора. Однако в активной зоне реактора температура превышает несколько сот градусов.

Данный способ позволяет измерить дозу ионизирующего излучения при любой температуре, поскольку при прохождении через зону с высокой температурой, в которой измеряют дозу излучения, сцинтиллятор успеет дать сцинтилляционный сигнал до изменения своих характеристик. Таким образом, в ряде случаев можно измерять дозу излучения и в условиях одноразового использования сцинтиллятора, когда после измерений сцинтиллятор изменяет свои свойства и даже разрушается. Также в условиях ядерного реактора всегда можно выбрать такую скорость перемещения детектора через активную зону, что свойства детектора при прохождении через нее практически не изменятся.

Данный способ позволяет производить раздельные измерения дозы нейтронов и гамма-излучений в смешанных полях излучения. Для этого используют составной сцинтиллятор, состоящий из органических и неорганических сцинтиллирующих веществ, имеющий разные спектры свечения. При этом свечение органических сцинтилляторов регистрируют одним ФЭУ, а свечение неорганических сцинтилляторов - другим ФЭУ. По измеренным сигналам на двух выходах ФЭУ определяют дозу нейтронного и гамма-излучения.

Измерение дозы гамма-излучения в поле нейтронного и гамма-излучения производят следующим образом. Для этого регистрируют черенковское излучение, которое возникает в сцинтилляторе при прохождении через него быстрых электронов, имеющих скорость, большую скорости света в данном веществе, которые возникают при взаимодействии гамма-излучения с веществом сцинтиллятора. По интенсивности черенковского излучения определяют дозу гамма-излучения. Данный способ позволяет измерять дозу гамма-излучения в активной зоне реактора, так как нейтронное излучение ядерного реактора не дает черенковского излучения.

Для реализации данного способа используют устройство, изображенное на чертеже и состоящее из металлической трубы 2, проходящей через активную зону реактора и служащей светопроводом. На одном конце трубы помещена механическая катапульта, в которой находится сцинтиллятор 1. На противоположной стороне трубы помещены фотоумножители 3, которые регистрируют свечение сцинтиллятора через отражатель 4.

Устройство работает следующим образом. Катапульта перемещает сцинтиллятор 1 через активную зону реактора, при этом свечение сцинтиллятора 1 регистрируют фотоумножители 3. Возвращение сцинтиллятора 1 в катапульту осуществляется силой тяжести.

Механическая катапульта может быть заменена пневматической. В этом случае сцинтиллятор перемещается через активную зону ядерного реактора с помощью сжатого воздуха, подаваемого через газораспределитель 5 как по направлению к ФЭУ, так и в обратном направлении.

Данные способ и устройство позволяют также измерять пространственное распределение дозы по любому сечению реактора, в котором расположена труба со сцинтиллятором. Для этого требуется знание закона движения сцинтиллятора по длине трубы.