Концепции Аппаратурно-методического обеспечения

Министерство Российской Федерации по атомной энергии
Всероссийский научно-исследовательский институт автоматики
им. Н. Л. Духова
ВОПРОСЫ
АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ
СЕРИЯ :
ЯДЕРНОЕ ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
Научно - технический сборник
Системы, устройства, схемотехника, технология,
конструирование и производство
Издается с 1969 г.
Выпуск 1 (18)
ПРИБОРЫ И ОБОРУДОВАНИЕ
ДЛЯ УЧЕТА И КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ
МОСКВА - 2000
ПРЕДИСЛОВИЕ
В настоящем сборнике «Приборы и оборудование для учета и контроля
ядерных материалов» представлены статьи, отражающие работы,
проводимые во ВНИИА, по приборному обеспечению государственной
системы учета и контроля ядерных материалов (СГУ и К ЯМ).
В частности, в сборнике представлены статьи по следующим вопросам:
- аппаратурно-методического обеспечения системы государственного
учета и контроля ядерных материалов и международного сотрудничества в
этой области;
- внедрения усовершенствованной системы пломбирования для
повышения эффективности учета и контроля ядерных материалов;
- измерения обогащения урана с помощью портативного гаммаспектрометра РПГ-09П «Купол» и создания системы быстрой
подтверждающей инвентаризации;
- применения портативных нейтронных генераторов для контроля
делящихся материалов в отходах и технологических растворах, а также для
идентификации токсичных химических веществ в закрытых емкостях;
- неинтрузивного подтверждения наличия делящихся материалов в
контейнерах на основе прибора «Брегет»;
- спектрометрического метода измерения аналоговой чувствительности
ППД.
Редакция приглашает к сотрудничеству специалистов в области
ядерной энергетики для публикации своих статей в сборнике «Вопросы
атомной науки и техники. Серия: Ядерное приборостроение» и рассмотрит
любые предложения по вопросам издания, в том числе рекламных.
2
УДК 621.039
СИСТЕМА БЫСТРОЙ ПОДТВЕРЖДАЮЩЕЙ ИНВЕНТАРИЗАЦИИ
Л.А. Корытко, к.ф.-.м.н., И.И. Миронов, Л.В. Барышев
(ВНИИА),
А.В. Романов, В.С. Бам (ОАО «Машиностроительный завод»,
г. Электросталь)
Рассмотрена
разработанная
система
быстрой
подтверждающей
инвентаризации (СБПИ), состоящая из российского спектрометрического
оборудования РПГ-09П «Купол» и считывателя штрих-кодов Janus-2010
(США). Система предназначена для определения степени обогащения 235U в
контейнерах с введением в процесс измерения считывания штрих-кода,
нанесенного на поверхность контейнера. Приводятся результаты измерений,
полученные в условиях реального производства.
Большое количество учетных единиц в зонах баланса ядерного материала (ЯМ),
находящегося в разных формах и соединениях, с различным, часто изменяющимся во
времени изотопным составом, при проведении учетных измерений приводит к
необходимости применения большого количества калибровочных кривых и введения
полуэмпирических поправок. Все это приводит к необходимости применения
оперативного автоматизированного сбора и предварительной обработки информации 
одной из важнейших составных частей нового направления в науке и технике
информационных технологий. Успехи в развитии компьютерной техники и применение
штрих-кодовой технологии, базовой для эффективной работы СУ и К ЯМ, позволяют в
настоящее время с высоким качеством значительно ускорить процедуры учета и контроля
ядерного материала [1].
По контракту с Окриджской национальной лабораторией (США) во ВНИИА была
разработана портативная система быстрой инвентаризации (СБПИ), основанная на
российском оборудовании и предназначенная, в частности, для определения
неразрушающим методом степени обогащения по 235U в контейнерах при проведении
физической инвентаризации во временных или постоянных хранилищах. В процесс
измерения вводится считывание штрих-кодов, нанесенных на поверхность физических
объектов(см. рисунок).
В состав СБПИ входит российское спектрометрическое оборудование РПГ-09П
«Купол», блок детектирования БДЭГ-40 с кристаллом NaI размерами 25 25 мм,
коллиматор-защита, держатель блока детектирования, считыватель штрих-кодов Janus2010 (Intermec Corporation, США) и программно-математическое
обеспечение (ПО). ПО

разработано во ВНИИА на языкеBorland C  с использованием Turbo Vision C и
функционирует на считывателе штрих-коде Janus-2010 c графическим и символьным
отображениями на его экране. Спектр, результаты его обработки, комментарии и
считанный штрих-код записываются на диск Janus-2010 в форматах записи файлов фирмы
EG&G ORTEC и разработчика прибора РПГ-09П СНИИП «Автоматика». Обмен данными
между РПГ-09П и Janus-2010 проводится по последовательному RS-232 интерфейсу. В
качестве внешнего устройства для считывания штрих-кодов предусмотрена возможность
подсоединения к Janus-2010 лазерного, оптического или CCD-сканера. Питание
считывателя осуществляется от NiCd-батареи и позволяет проводить непрерывную работу
в течение 10 ч. Вес считывателя не превышает 510 г.
Определение обогащения 235U основано на регистрации гамма-излучения в области
энергий 185,7 кэВ с учетом вклада в нее комптоновского излучения от дочерних
3
продуктов распада 238U (двухоконная методика)  первый метод и на измерении гаммаизлучения с энергией 185,7 кэВ с последующим проведением методом наименьших
квадратов аппроксимации аппаратурного спектра кривой Гаусса [2]  второй метод.
Второй метод уменьшает влияние на результаты измерения степени нарушения
радиоактивного равновесия и позволяют снизить ошибку определения обогащения по
235
U в регенерированном уране, содержащем дополнительно 232 U.
Основное меню программы состоит из элементов меню Setup, Measurement,
Background, Sample, Coefficient, Graduiration, Enrichment, Spectrum file, Exit и
позволяет оператору провести необходимую настройку системы для считывания штрихкода и проведения измерения степени обогащения по 235 U в емкостях.
Меню программы позволяет:
- установить время экспозиции, вид стабилизации усилительного тракта (по
реперному пику или температуре), границы окон стабилизации, вкл./выкл. стабилизации;
- провести измерение спектра излучения и осуществить энергетическую калибровку;
- записать спектр фона в файл для его использования в последующих измерениях;
- выбрать значения коэффициентов матричного фактора, а также тип материала,
толщину и коэффициент линейного ослабления оболочки контейнера или ввести свои
значения этих параметров;
- установить границы основного и дополнительного (в двухоконном методе) окон (в
энергетических единицах) и градуировочные коэффициенты, необходимые для перевода
интенсивности регистрируемого излучения в основном и дополнительном окнах в
обогащение 235U;
- провести градуировку на стандартных образцах с известным содержанием 235U,
необходимую для проведения количественного определения степени обогащения урана;
- осуществить рабочие измерения по определению обогащения 235U в контейнерах,
вывод на экран перечня файлов с возможностью их просмотра на экране Janus-2010;
- выйти из программы.
Дополнительно прилагается программа sup.exe для обеспечения пользователя
возможностью исследования спектров, которые были предварительно сохранены на Janus2010. Разработаны конверторы преобразования сохраненных спектров в некоторые другие
форматы записи (например, EG&G ORTEC.CHN) для их последующего анализа в
программе MicroMCB™ for Windows.
Выполнение команд Measurement, Graduiration, Enrichment проводится после
считывания штрих-кода или ручного пуска.
Все параметры измерения (включая коэффициенты линейной энергетической
калибровки и градуировки по обогащению урана на стандартных образцах) автоматически
заносятся во внутреннюю память прибора РПГ-09П, что позволяет ему, если необходимо,
по собственным программам проводить измерения в автономном режиме без считывателя
штрих-кодов.
С помощью разработанной системы СБПИ были проведены измерения в условиях
реального производства по определению степени обогащения по 235U в контейнерах,
баллонах, банках, содержащих порошок UO2, гексафторид UF6, скрап UO2.
Градуировка системы по обогащению проводилась на месте измерений на двух
контейнерах, содержащих в основном природные компоненты урана (235U, 238U) с
различной степенью обогащения по235U. При измерениях баллона и банки, содержащих
соответственно UF6 и скрап UO2, вводились поправки на матричный фактор, толщину и
тип материала стенок оболочки. Время экспозиции составляло 300 с. Измерения
проводились как на отдельно стоящих, так и на расположенных в группе емкостях.
Измерения по двухоконной методике и методом Гауссовой аппроксимации выполнялись
на одних и тех же образцах (табл.1, 2). На каждой из емкостей проводилось от двух до
4
восьми измерений как в одном, так и в разных местах емкости. Приведенные в таблицах
погрешности измерений соответствовали 95%-ному доверительному интервалу. На
примере измерения контейнера с регенерированным ураном (№7), содержащего
дополнительно 232U в количестве около 10-7%, дочерние продукты которого (212Pb, 208Tl)
вносят как прямой, так и комптоновский вклады в аналитическую область гаммаизлучения 232U, видно преимущество методики определения степени обогащения по 235U с
применением Гауссовой аппроксимации. Применение двухоконного метода при
определении степени обогащения в регенерированном уране приводит к большим
ошибкам в определении степени обогащения, так как проведенная градуировка не
учитывает вклад от продуктов распада232U.
Таблица 1
Результаты определения обогащения двухоконным методом
№№
п/п
Количество
измерений
Заявленное
обогащение
СЗ,,
% 235U
Наблюдаемое
обогащение
СН,
% 235U
(СЗ-СН)/СЗ,
%
Толщина
оболочки,
мм
Объем,л
Тип
материала
1
2
3
4
5
6
4
6
3
3
2
2
3,956
3,61
2,521
2,483
2,4
3,95
3,980,05
3,570,13
2,530,04
2,380,05
2,320,04
3,960,18
-0,61,4
+1,13,6
-0,41,5
+4,12,1
+3,11,6
-0,24,5
4
4
4
4
4
4
330
330
330
330
330
330
7
2
2,4
0,600,29
+7512
4
330
8
2
2,6
2,300,11
+11,54,2
1,5
20
9
2
2,4
2,300,11
+4,24,6
10
1000
Порошок UO2
Порошок UO2
Порошок UO2
Порошок UO2
Порошок UO2
Порошок UO2
Рециклиров.
(порошок UO2)
Скрап UO2
(таблетки)
UF6
Таблица 2
Результаты определения обогащения с применением Гауссовой аппроксимации
№№
п/п
Количество
измерений
Заявленное
обогащение
СЗ,
% 235U
Наблюдаемое
обогащение
СН,
% 235U
(СЗ-СН)/СЗ,
%
Толщина
оболочки,
мм
1
2
3
4
5
6
4
8
3
3
2
2
3,956
3,61
2,521
2,483
2,4
3,95
3,970,11
3,540,18
2,510,05
2,520,08
2,290,04
3,700,23
-0,42,9
+1,95,0
+0,41,8
-1,53,2
+4,61,7
+6,35,8
4
4
4
4
4
4
330
330
330
330
330
330
7
2
2,4
2,480,22
-3,38,3
4
330
8
2
2,6
2,340,06
+10,02,4
1,5
20
9
2
2,4
2,660,17
-10,17,1
10
1000
5
Объем,
л
Тип
материала
Порошок UO2
Порошок UO2
Порошок UO2
Порошок UO2
Порошок UO2
Порошок UO2
Рециклиров.
(порошок UO2)
Скрап UO2
(таблетки)
UF6
Считывание штрих-кода с контейнера объемом 330 литров
В настоящее время предполагается выполнить разработку системы быстрой
подтверждающей инвентаризации полностью российского производства. В результате
будет создана портативная спектрометрическая аппаратура на основе российского
терминала, представляющего собой PC совместимый портативный компьютер с
упрощенным пользовательским интерфейсом.
В разрабатываемой системе спектрометрическое устройство и считыватель штрихкодов предполагается выполнить в виде единого портативного прибора –
спектрометрического терминала. Его основу составит российский терминал,
представляющий собой PC совместимый портативный компьютер (на основе 386
микропроцессора), и встроенная в него спектрометрическая плата. Предусматривается
возможность подключения к терминалу сканера штрих-кодов. Для создания на базе
терминала специализированных приборов будет предусмотрена возможность установки в
корпус терминала различных плат расширения, в частности, платы многоканального
анализатора. Обмен данными между спектрометрическим терминалом и внешним
компьютером будет производиться по инфракрасному или последовательному RS-232
каналам на уровне файлов, что позволит легко интегрировать терминалы с
информационной системой учета и контроля. Установка в терминал специализированных
6
плат расширения даст возможность проводить измерения и с другими типами детекторов.
Все это дает основание предполагать, что создаваемый прибор сможет быть базовой
модификацией портативной аппаратуры для системы учета и контроля ЯМ на
предприятиях ядерного топливного цикла.
Выводы
1. Разработана система быстрой подтверждающей инвентаризации (СБПИ),
состоящая из российского спектрометрического оборудования РПГ-09П, считывателя
штрих-кодов Janus-2010 производства США и программного обеспечения.
2. Система может быть применена для измерений степени обогащения урана по 235U
в различных контейнерах неразрушающим методом с введением в процесс измерения
считывание штрих-кодов.
3. Применение методики аппроксимации аппаратурного спектра кривой Гаусса
позволяет снизить ошибку определения степени обогащения по 235 U в регенерированном
уране, содержащем 232U.
4. Разрабатываемая в настоящее время СБПИ, основанная полностью на российском
оборудовании и выполняемая в виде единого портативного прибора, может быть базовой
модификацией портативной аппаратуры для системы учета и контроля ЯМ на
предприятиях ядерного топливного цикла.
Литература
1. Бредли У. Использование штриховых кодов для контроля и учета материалов.
//Труды Российской международной конференции по учету, контролю и физической
защите ядерных материалов.- Обнинск, 9-14 марта,1997.
2. Барышев Л.В., Корытко Л.А., Афанасьев А.Г. Базовый носимый радиометр
спектрометрический РПГ-09П («Купол»). //Труды Российской международной
конференции по учету, контролю и физической защите ядерных материалов.- Обнинск,
9-14 марта,1997.
7
УДК 621.039.084
ИЗМЕРЕНИЕ ОБОГАЩЕНИЯ УРАНА С ПОМОЩЬЮ ПОРТАТИВНОГО
ГАММА-СПЕКТРОМЕТРА РПГ- 09П «КУПОЛ»
В.Д. Александров, Л.А. Корытко, к.ф.-м.н., И.И. Миронов, Л.В.
Барышев, А.М. Полищук
Дано описание результатов испытаний во ВНИИА портативного
гамма-спектрометра РПГ-09П «Купол», изготовленного предприятием
СНИИП «Автоматика» и используемого в качестве измерителя
обогащения урана в системе учета и контроля ядерных материалов(СУ
и К ЯМ).
Введение
Измерение обогащения урана по изотопу 235U является одной из основных задач в
системе учета и контроля ядерных материалов (СУиК ЯМ). Преобладающая доля таких
измерений выполняется с помощью пассивного неразрушающего метода анализа (НРА),
основанного на регистрации гамма-излучения, которое сопровождает распад изотопов
235
U и 238 U.
В настоящее время для проведения измерений методом НРА на предприятиях
ядерного топливного цикла применяют портативные приборы нескольких типов,
созданные как в нашей стране, так и за рубежом. Вместе с тем, из-за отсутствия
регламентированной процедуры определения метрологических характеристик этих
специализированных приборов - «измерителей обогащения», часто оказывается сложно
сопоставить качество результатов измерений, полученных с помощью разных приборов.
В предлагаемой статье приведены результаты испытаний портативного радиометра
спектрометрического РПГ-09П «Купол», используемого уже в течение нескольких лет для
экспрессного измерения обогащения на многих предприятиях отрасли.
Прибор РПГ-09П «Купол»  это малогабаритный носимый 256-канальный
анализатор с собственной библиотекой программ, автоматически обрабатывающий
данные на месте измерения. Заложенные в нем алгоритмы делают его многоцелевым
инструментом для решения различных задач, одной из которых является определение
обогащения урана. При выпуске приборов на предприятии – изготовителе (СНИИП«Автоматика»)
проверяются
только
общие
параметры,
характеризующие
работоспособность
прибора
(входная
загрузка,
энергетическое
разрешение
сцинтилляционного детектора, температурная стабильность, потребляемая мощность и
т.п.).
В программу испытаний прибора «Купол» были включены процедуры проверки
таких параметров, которые обычно не измеряются и не приводятся фирмамиизготовителями, хотя они и являются наиболее важными с точки зрения оценки
применимости конкретного прибора в качестве «измерителя обогащения»:
 воспроизводимость градуировочной характеристики и результатов измерения в
широком диапазоне обогащений;
 зависимость приборной (или инструментальной) погрешности от входной скорости
счета при измерении образцов с разным обогащением;
 оценка влияния на точность измерения обогащения урана таких факторов, как гаммаизлучение посторонних источников или изменение толщины стенки контейнера с ЯМ.
Результаты испытаний подтверждают необходимость количественной оценки этих
8
параметров и позволяют рассматривать предлагаемые процедуры их измерения в качестве
первого приближения к окончательному варианту программы испытаний портативных
приборов - «измерителей обогащения» урана в ядерных материалах в различных формах.
1. Условия и обеспечение измерений
При измерениях эталонов и образцов урана кристалл блока детектирования
находился в свинцовой защите, но коллимация падающего излучения отсутствовала.
Эталоны и образцы устанавливались в точке на продолжении оси кристалла на
расстоянии~20 мм от его торца. При необходимости, в зависимости от решаемой задачи,
измерения могут выполняться с коллиматором, изготовленным из свинца с внутренними
фильтрами из кадмия и меди, поставляемыми вместе с прибором.
Измерения обогащения урана выполнялись в режиме стабилизации прибора по
собственной гамма-линии урана с энергией 186 кэВ. Управление прибором при
измерениях осуществлялось с помощью портативного компьютера (РС). Данные
измерений и результаты их обработки одновременно выводились на дисплеи компьютера
и прибора РПГ-09П для сравнения.
В качестве эталонов и образцов использовались стандартные образцы изотопного
состава урана СОИСУ (продукция объединения "Изотоп"). Они представляют собой
стеклянные ампулы с порошком U3O8 весом около 1,2 г. Содержание изотопов урана в
этих образцах, указанное в паспорте, определено масс-спектрометрическим методом и
приводится с точностью до сотых долей процента. Помимо 235U и 238U в образцах
содержались небольшие количества 236U и 234 U.
2. Параметры прибора, подлежащие проверке
2.1 Воспроизводимость
обогащением урана
параметров
калибровки
на
образцах
с
различным
В приборе РПГ-09П «Купол» предусмотрены две программы определения
обогащения урана, выполняемые по формулам:
С(%) = 0,1 · А( Io – BIд)( 1 + М ) exp(t/10),
(1)
C(%) = 0,1 · A1( Iаппр – B1)( 1 + М ) exp(t/10).
(2)
Формула (1) реализует так называемую "двухоконную" методику измерений.
Регистрация гамма-излучения осуществляется в двух энергетических окнах: в области пика
полного поглощения гамма-линии 186 кэВ и области комптоновского распределения гаммаизлучения высоких энергий от продуктов распада 238U. Для удобства расчетов по программе
и сообщения оператору о входной загрузке прибора все данные о зарегистрированных
отсчетах нормированы на единицу времени (I = имп/с), т.е. число отсчетов в основном окне
N1 = I0 · T, в дополнительном окне N2 = Iд · T и т.д.; Т – время экспозиции, с. Для
определения коэффициентов А, В требуются два эталона с известными обогащениями.
Предполагается, что коэффициенты А и В определяются с лучшей статистикой отсчетов,
чем при измерениях неизвестных образцов. Поэтому при расчетах статистической
погрешности определения обогащения в неизвестных образцах учитываются только
погрешности, связанные с отсчетами в основном и дополнительном окнах.
Формула (2) реализует методику с аппроксимацией гамма-пика 186 кэВ кривой
Гаусса. Коэффициент В1 учитывает возможный вклад пика обратного рассеяния от
высокоэнергетического излучения в область пика 186 кэВ. Для определения
коэффициентов А1, В1 также требуются два эталона с известным обогащением. Однако во
9
многих случаях при измерениях образцов, линейный размер которых в направлении оси
детектора относительно невелик, вкладом обратного рассеяния можно пренебречь, и тогда
возможна установка в приборе значения В1= 0 и его калибровка по одному эталону.
2.2.Проверка по «двухоконной» методике
Коэффициенты А, В в формуле (1) находятся из системы уравнений для двух
эталонов C1, С2:
С1 = 0,1 · А [Io(1) – В · Iд(1)]
(3)
C2 = 0,1 · А [Io(2) – В · Iд(2)],

где Io ,Iд – интенсивность (скорость счета) в основном и дополнительном окнах,
соответственно. Основное окно установлено в интервале энергий 160 - 210 кэВ,
дополнительное – в интервале энергий 270 – 420 кэВ.
Ввиду недостаточной статистики отсчетов от "тонких" эталонов (поверхностная
плотность ~0,3 г/см2 ) решение системы уравнений (3) приводит к большим погрешностям
определения коэффициентов А, В. Для сокращения времени измерений и уменьшения
влияния статистики отсчетов в настоящих испытаниях по "двухоконной" методике
программа определения коэффициентов модифицирована и записана на дискете внешнего
компьютера. Ниже дано описание принятого способа определения коэффициентов А, В в
тех случаях, когда для измеряемых образцов ( и образцов сравнения) не выполняются
условия квазибесконечной толщины для гамма-излучения с энергией 186 кэВ. Для
"толстых" образцов с "бесконечной" толщиной при гамма-излучении с энергией 186 кэВ
нет необходимости в таких операциях.
Для использованных однотипных "тонких" образцов интенсивность счета в
основном окне Io хорошо аппроксимируется прямолинейной зависимостью (рис.1) от
обогащения.
Iо,1/с 900
800
700
600
500
400
300
200
100
0
0
25
50
75
100
C,%
Рис.1. Интенсивности счета I0 от обогащения для однотипных «тонких» образцов
Для вычисления коэффициентов была применена следующая процедура: выполнены
10
измерения двух эталонов С1, С2. По полученным данным программа компьютера находит
уравнение прямой Io = f (C) (рис 2, прямая 1), на продолжении которой находится точка D
для С = 100 %. Составляется уравнение прямой, проходящей через точки С= 100 % и
С = 0 %. Полученная таким образом прямая 2 выражает зависимость интенсивности
излучения 235U от обогащения.
Рис.2. Зависимость интенсивности излучения 235U от обогащения
Из уравнения прямой 2 находим коэффициент А. Например, если использовать
данные для эталона С1, коэффициент
А = С1/ 0,1 · Io(1)[235U].
Из этих же данных вычислим коэффициент В, характеризующий вклад
высокоэнергетического излучения в основное окно:
В = [Io(C1) – Io(1)[235U]]/ Iд(1).
Аналогичные вычисления производили для эталона с обогащением С 2 с
последующим усреднением результатов двух измерений. Следует подчеркнуть, что такая
методика расчетов коэффициентов А, В применима только для однотипных образцов и
эталонов. Описанная методика запрограммирована только на дискете РС. При наличии
"толстых " эталонов и образцов целесообразно пользоваться традиционной методикой
определения А и В по уравнениям (3), программы для расчетов которой имеются как в
приборе «Купол», так и в РС.
Испытания проводили для эталонов с обогащениями С1 = 3,3 %, С2 = 20,98 %
(диапазон низких обогащений) и С1 = 35,87 %, С2 = 89,77% (диапазон высоких
обогащений) в течение 8 ч для каждого из трех приборов. Геометрия измерений в течение
дня не изменялась, но могла быть не совсем точно воспроизведена в последующих
измерениях в другие дни. Поэтому коэффициенты А, В определяли в начале каждой
серии измерений. В результате испытаний установлено, что практически значения
коэффициентов А, В в течение рабочего дня не выходят за пределы удвоенной
среднеквадратической погрешности (доверительная вероятность 0,95).
2.3. Проверка с аппроксимацией пика 186 кэВ кривой Гаусса
Калибровку приборов с применением формулы (2) производили на двух эталонах
для определения коэффициентов А1 и В1. Интенсивность излучения в основном окне Iаппр
получена методом аппроксимации гауссианом аппаратурной линии в области 186 кэВ в
предположении линейности фона. Для сравнения результатов измерений использовались
те же эталоны, что и в "двухоконной" методике. Отметим, что хотя коэффициент В 1 и
определяется с большой погрешностью из-за невысокой статистики отсчетов (малой
11
величины эффекта обратного рассеяния), это при таком способе обработки данных не
оказывает существенного влияния на вычисления величины обогащения и его значение
даже может быть принято равным нулю. Установлено, что коэффициент А1, как и в
"двухоконной" методике, сохраняет свое значение в пределах удвоенной
среднеквадратической погрешности (доверительная вероятность 0,95) в широком
диапазоне обогащений (С1=14,08%, С2 =76,46%).
2.4. Оценка стабильности работы приборов
Для оценки стабильности работы приборов РПГ- 09П были взяты показания Iо за 8 ч
их непрерывной работы и вычислены средние значения для каждого из приборов и
дисперсии. В соответствии с программой испытаний вычислены индивидуальные
приборные погрешности приборн. (за вычетом погрешности, обусловленной статистикой
отсчетов), связанные с возможными и неконтролируемыми нестабильностями элементов
прибора. Полученные значения погрешности показаний приборов  приборн. лежат в
диапазоне от нескольких десятых долей процента до  3,1%.
2.5. Проверка воспроизводимости результатов измерений образцов с различным
обогащением урана
Для испытаний были выбраны образцы с обогащениями 2,5%, 10,23% и 45,01%. Для
каждого из приборов выполняли по 10 измерений образцов. В процессе серии измерений
геометрическое расположение образца не меняли. По результатам показателей вычислены
средние значения обогащения и погрешности измерения. Из формулы
2 =(С)2/C2 = 2(cтатистич.) +2(воспр. приборн.)
найдены
индивидуальные
погрешности
прибора,
связанные
с
возможной
нестабильностью параметров прибора, округлениями чисел при вычислениях,
методическими допущениями, нестабильностью градуировочной характеристики и т.п.
Все эти факторы могут в той или иной степени приводить к некоторым изменениям
результата при повторных измерениях и не связаны со статистикой отсчетов.
Воспроизводимость результатов связана с интервалом измеряемых обогащений, и поэтому
она может несколько отличаться для образцов с низкими и высокими обогащениями.
Численное значение приборной воспроизводимости результатов измерений характеризует
собственную погрешность прибора и, следовательно, его предельные возможности в
конкретной методике даже при очень хорошей статистике отсчетов. Значения
воспроизводимости результатов измерений (воспр.приборн.) составили от нескольких десятых
долей процента до 2,4% для прибора №19, до 3,3% для прибора №20, до 3,6% для
прибора №21.
2.6. Проверка дополнительной погрешности, влияющей на результаты измерений
обогащения урана в присутствии других внешних изотопных источников
Для проверки влияния посторонних источников гамма-излучения на измерение
обогащения ( если не проводятся дополнительные измерения для учета фона) выполнены
эксперименты по измерению обогащения образцов с С = 20,98 % и С = 76,46 % в
присутствии источника 137Cs. Вклад излучения этого источника в регистрируемые
прибором отсчеты изменяли, перемещая источник относительно детектора вдоль его оси.
При этом положение образцов урана оставалось неизменным. Эксперименты проводили
по двум методикам. Результаты для одного из приборов представлены на рис.3, а,б.
12
C=20,98%
C,%
25
20
15
10
5
0
0
5
10
15
I,1/c (Cs-137)
а)
C=76,46%
C,% 90
80
70
60
50
40
30
20
10
0
0
20
40
60
80
I,1/c(Cs-137)
б)
Рис.3. Измерение обогащения образцов с С=20,98% (а)
и с=76,46% (б), соответственно:
 - "двухоконная" методика; + – методика с аппроксимацией пика кривой Гаусса
Как и ожидалось, "двухоконная" методика более чувствительна к изменению
радиационных условий измерения. С повышением интенсивности счета в области пика
186 кэВ увеличивается погрешность измерения обогащения при неизменных
коэффициентах А и В. Результаты, полученные по методике с использованием
аппроксимации пика 186 кэВ кривой Гаусса, более устойчивы к изменению
интенсивности излучения от внешнего источника.
13
2.7. Проверка изменения точности определения обогащения урана при различной
толщине стенок контейнера
В экспериментах использованы стальные пластинки толщиной 1 мм. В связи с тем,
что марка и состав стали были неизвестны, коэффициент ослабления излучения этим
материалом определяли путем подбора его значения в измерениях образца урана с
известным обогащением. Этот коэффициент был введен в один из приборов и
использовался во всех последующих с ним экспериментах. Последовательно увеличивая
число стальных пластинок, определяли обогащение образцов, геометрическое положение
которых оставалось неизменным. Полученные данные для прибора №20 представлены на
графиках рис. 4,а,б.
а)
С=49,28%
C,%
65
60
55
50
45
40
35
30
25
0
1
2
3
4
5
6
S, мм
б)
Рис.4. Измерение обогащения образцов с С=10,23% (а)
и С=49,28% (б), соответственно:
 - "двухоконная" методика; + – методика с аппроксимацией пика кривой Гаусса
14
Как видно из этих данных, отклонение измеренного значения обогащения от
сертифицированного увеличивается с возрастанием толщины стального экрана.
Необходимо отметить, что на величину отклонения будут влиять реальная геометрия
измерений, а также точность определения коэффициента ослабления излучения для
конкретных контейнеров. Поэтому проведенные эксперименты и полученные данные
следует рассматривать только в качестве иллюстрации возможности учета толщины
оболочки (при измерении обогащения образца с помощью прибора «Купол», но не как
абсолютные результаты методов измерения при вариациях толщины экрана (стенки
контейнера).
2.8 Проверка способности прибора качественно идентифицировать уран и плутоний
В экспериментах использовались образцы урана с обогащениями 0,7%, 4,5% и 90%
ввиду временного отсутствия эталонов с обогащениями 2,5% и 30%. Вместе с каждым
образцом помещали образец плутония весом около 1 г, либо около 500 мг. При
измерениях приборы качественно распознавали такую композицию. Результат измерений
был представлен на дисплее в следующем виде:
Pu
0,95
U(0,7)
0,85
U(4,0)
0,92
Таким образом, прибор обнаружил уран и плутоний. Цифры означают
коэффициент корреляции измеренных спектров и хранящихся в библиотеке. Большой
коэффициент корреляции свидетельствует о наличии данного изотопа. Из двух значений
корреляции для урана следует выбирать большее.
2.9. Проверка способности прибора качественно идентифицировать тип изотопа по
создаваемой в приборе библиотеке спектров
Перед блоком детектирования последовательно помещали отдельные гаммаисточники: 137 Cs, 22Na , 60Co. Все приборы идентифицировали указанные источники с
высоким коэффициентом корреляции, после чего их размещали перед детектором
попарно или все три вместе. Приборы идентифицировали все источники и в этих
композициях. Отметим, что возможности идентификации отдельных источников в
смешанных композициях в значительной степени зависят от относительной
интенсивности их излучения и формы спектра.
2.10 Проверка возможности взаимодействия прибора с внешним компьютером
Через внешний разъем RS-232 прибор был соединен с компьютером типа Notebook.
В компьютер с дискеты была введена программа его взаимодействия с прибором «Купол».
При выполнении описанных выше экспериментов управление прибором
осуществляется с компьютера. Параллельно контролировались данные, выводимые на
дисплей прибора. Проверена правильность передачи зарегистрированных спектров в
компьютер. Сбоев в программе не обнаружено. Все три образца прибора РПГ-09П
функционируют нормально.
Вывод
Проверенные во ВНИИА метрологические параметры прибора РПГ-09П «Купол» и
заложенные в нем программы для реализации методик показали возможность
использования его как «измерителя обогащения» урана для системы учета и контроля
ядерных материалов.
15
УДК 539.1.075
ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ПОРТАТИВНЫХ НЕЙТРОННЫХ ГЕНЕРАТОРОВ
ДЛЯ КОНТРОЛЯ ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ В ОТХОДАХ И
ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ РАСТВОРАХ
Е.П. Боголюбов, Н.В. Исаев, Л.А. Корытко, к.ф.-м.н., Ю.Г.
Полканов(ВНИИА),
В.С.Федоров, к.т.н.(ГНЦ РФ ВНИИНМ им. А.А. Бочвара)
Представлены
результаты
исследований
и
технические
характеристики установки для определения массы ядерных материалов
в контейнерах с низкоактивными отходами ядерного топливного
цикла, а также параметры аппаратурного комплекса для определения
массы 235U по высоте баков-хранилищ технологических растворов и
жидких отходов.
Актуальной задачей системы учета и контроля ядерных материалов (СУ и К ЯМ)
является измерение массы ЯМ в сложных матрицах и гетерогенных отходах. Сложность
задачи обусловлена низкой представительностью пробоотбора. Существующие методы
измерения массы ЯМ в этих задачах часто основаны на использовании изотопных
источников нейтронов. Применение импульсных нейтронных генераторов вместо
изотопных источников позволяет в ряде случаев повысить эффективность измерений.
Одна из важнейших задач в области учета и контроля ЯМ – неразрушающие
измерения массы ядерных (делящихся) материалов (ДМ) в сложных матрицах и
гетерогенных отходах как в твердой, так и жидкой фазах.
Актуальность такой постановки вопроса объясняется следующими основными
причинами:
- необходимостью знания количества ДМ в отходах разных форм и различного
элементного состава (для учета и контроля, ядерной и радиационной безопасности);
- большой трудоемкостью и малой достоверностью пробоотборных методов для
некоторых видов отходов и технологических растворов.
Необходимым условиям определения ДМ в различных средах в достаточной мере
удовлетворяют так называемые активные нейтронные методы измерений, т.е. методы,
основанные на использовании внешних источников нейтронного излучения. Особенно
эффективны такие методы для контроля 235U. Отсутствие сколько-нибудь значимого
собственного нейтронного излучения у 235U может приводить к необходимости
применения активного счетчика нейтронных совпадений для определения массы 235U в
продуктах с большой плотностью или гетерогенностью, для которых анализ по
собственному гамма-излучению имеет большую погрешность.
Активные счетчики совпадений, в которых используются Am-Li-источники
нейтронов, позволяют с надежностью 99% за 1000 с обнаружить 1 г 235U, равномерно
распределенного в пятилитровой емкости. Такая чувствительность может оказаться
недостаточной для контроля 235U в бедных технологических отходах в заводских
контейнерах. В то же время известно, что активный метод с применением портативного
импульсного нейтронного генератора в качестве источника облучения позволяет получить
чувствительность на уровне 1 мг 235U или 239Pu в 208-литровом баке с отходами [1].
ВНИИА – единственная в России и странах СНГ организация, разрабатывающая и
16
серийно выпускающая портативные нейтронные генераторы, отличающиеся, прежде
всего, высоким выходом нейтронов, низким энергопотреблением, малыми габаритными
размерами и массой, что позволяет использовать их в портативной полевой (автономной)
аппаратуре. Нейтронные генераторы ВНИИА обеспечивают возможность получения
потоков нейтронов с энергией 2,5 МэВ (D-D-реакция) и 14 МэВ (D-T-реакция) с
регулируемыми частотой от 10 до 20 кГц и длительностью нейтронного импульса от 0,01
до 200 мкс. Широкие диапазоны изменения основных параметров нейтронного потока
позволяют использовать генераторы в ядерно-физической аппаратуре различного
назначения, в частности, в аппаратуре для определения ДМ.
Аппаратурный комплекс для определения массы 235U и плутония в
низкоактивных твердых отходах, основанный на использовании портативного
нейтронного генератора ВНИИА
В настоящее время разработан
комплекса (рис.1), который включает:
экспериментальный
образец
аппаратурного
- портативный нейтронный генератор на вакуумной нейтронной трубке с тритиевой
мишенью (D-T-реакция), обеспечивающий поток быстрых нейтронов с энергией 14 МэВ
не менее 1108 нейтр./с, частотой 30Гц и длительностью нейтронного импульса 1 – 3 мкс;
- измерительную камеру с детекторами надкадмиевых (надтепловых) нейтронов;
- блок регистрации, накопления и обработки результатов измерений.
Измерительная камера представляет собой кольцевой бак из нержавеющей стали,
заполненный полиэтиленом в качестве замедлителя для быстрых нейтронов генератора и
отражателя для замедлившихся до тепловой энергии нейтронов. Высота бака – 800 мм,
внешний диаметр – 640 мм, внутренний диаметр – 400 мм. Толщина замедлителяотражателя таким образом составляет 120 мм. Внутри него имеется девять вертикальных
каналов для размещения нейтронного генератора и восьми детекторов надкадмиевых
нейтронов. Верхнее и нижнее отверстия кольцевого бака закрываются съемными
парафиновыми отражателями толщиной 80 мм. Непосредственно над нижним
отражателем расположен вращающийся столик для размещения контейнера с отходами.
17
Измерительная камера
Блок управления и обработки
ГГенератор
енератор
нетронов
нейтронов
Замедлительотражатель
Персональный
компьютер
Кольцевой бак
ДДетектор
е т е к т о р
надкадмиевых
надкадмиевых
нетронов
нейтронов
Контроллер
Контейнер с отходами
Рабочий стол
Н и ж н и й
отражатель
Рис.1. Аппаратурный комплекс для определения ДМ в низкоактивных отходах
Нейтронный генератор располагается в вертикальном канале так, чтобы мишень
нейтронной трубки находилась на середине высоты контейнера с отходами. Заводской
контейнер изготовлен из стали и имеет размеры: 390600 мм.
Детектор надкадмиевых нейтронов  гелиевый пропорциональный счетчик
размером 32320 мм в пенале из оргстекла толщиной 10 мм, окруженном кадмиевым
экраном толщиной 1 мм. Восемь таких детекторов установлены через один в верхней или
нижней частях вертикальных каналов камеры так, чтобы чувствительная область
счетчиков охватывала весь контейнер с отходами.
Блок регистрации, накопления и обработки результатов анализа состоит из
следующих составляющих:
- блока усилителей-дискриминаторов (на два счетчика один усилительдискриминатор);
- устройства регистрации и предварительной обработки информации;
- персонального компьютера;
- программного обеспечения.
18
Устройство регистрации и предварительной обработки информации проводит
накопление и подготовку данных для передачи в персональный компьютер с целью их
последующей обработки (регистрируется временной спектр нейтронов от нейтронного
генератора в измерительной камере).
Персональный компьютер управляет процессом анализа через устройство
регистрации и предварительной обработки информации, проводит окончательную
обработку результатов.
Программное обеспечение состоит из программных обеспечений персонального
компьютера, устройства регистрации и предварительной обработки информации.
Метод, реализуемый разрабатываемым аппаратурно-методическим комплексом,
состоит в облучении контейнера с отходами замедленными и термализованными в
измерительной камере нейтронами нейтронного генератора и регистрации в промежутках
между нейтронными импульсами мгновенных нейтронов вынужденного деления с
помощью детектора быстрых нейтронов, скорость счета которых позволяет получить
информацию о количестве ДМ в контейнере с отходами.
Были проведены исследования экспериментального образца с целью
предварительной оценки технических характеристик разрабатываемого аппаратурного
комплекса.
На рис.2 представлены временные спектры нейтронов от нейтронного генератора в
измерительной камере в то время, когда в ней находился контейнер с кусками графита и
образцом ДМ массой 75 мг с обогащением 1,6% по 235U и без образца ДМ(фон ИНГ).
Рис.2.Временные спектры нейтронов от ИНГ
Начиная с 350 мкс после нейтронного импульса, оба временных спектра имеют
спадающий характер, спектр нейтронов деления четко отличается от спектра нейтронов
генератора.
Длительность интервала регистрации была определена из условий минимальной
статистической погрешности измерения нейтронов деления. В результате интервал
регистрации нейтронов деления был выбран равным 2150 мкс (350 – 2500 мкс).
19
Для активных методов характерна зависимость отклика системы от местоположения
делящегося материала в контейнере с отходами, что объясняется наличием внешнего
источника излучения. Вращение контейнера устраняет азимутальную и уменьшает
радиальную зависимости. Поэтому основной проблемой остается аксиальная зависимость,
для исследования которой использовался образец ДМ с обогащением 3,3 % по 235U и
массой 140 мг, перемещающийся по высоте в циркониевой трубке. Трубка длиной 600 мм
располагалась в специальном вертикальном канале контейнера с графитом. Расстояние
канала от оси контейнера было равно средневзвешенному по объему радиусу бака (130
мм). Отклик системы при расположении делящегося образца в канале со
средневзвешенным радиусом равен отклику системы при равномерном распределении
массы ДМ в контейнере (градуирование системы обычно проводится при равномерном
распределении).
Измерения проводились через 10 см для разных положений образца по высоте
контейнера. На рис.3 представлена полученная экспериментальная зависимость показаний
установки от места расположения образца по высоте контейнера с графитом.
Рис.3 Аксиальная зависимость отклика установки:
N – число отсчетов; RT – расстояние от таблетки до дна контейнера
При расположении образца в середине контейнера по сравнению с расположением
на его дне показания менялись в 4,8 раза. Исключить представленную зависимость можно
путем использования дополнительных детекторов в верхнем и нижнем отражателях
измерительной камеры.
Для исследования радиальной зависимости циркониевая трубка загружалась
аналогичными образцами ДМ на всю высоту и располагалась в каналах, смещенных от
оси контейнера с графитом. На рис.4 представлена зависимость показаний установки от
расположения образца ДМ по радиусу контейнера с графитом.
20
Рис.4 Радиальная зависимость отклика установки:
N – число отсчетов; RT – расстояние образца ДМ по радиусу от центра бака, см
При расположении образца у стенки контейнера показания установки в 1,3 раза
ниже, чем в его центре. Радиальная зависимость существенно меньше аксиальной, однако
она может приводить к систематической погрешности при неравномерном распределении
ДМ в контейнере с отходами.
Градуирование приборов неразрушающего контроля ДМ требует знания
зависимости отклика измерительной системы от массы ДМ. Для удобства проведения
эксперимента было целесообразным исследовать две зависимости:
- для малых количеств ДМ (до 1 г);
- для всей массы ДМ в имеющихся образцах (17,2 г).
В первом случае в центре циркониевой трубки помещался один образец делящегося
материала; трубка располагалась в канале контейнера с графитом на расстоянии 130 мм от
его оси, и проводились измерения для минимально возможной массы ДМ. Затем
количество образцов увеличивалось до двух, трех,…, восьми. В показания установки
вносились поправки на положение образцов по высоте контейнера, основанные на кривой
аксиальной зависимости (см.рис.3). Полученная таким образом зависимость показаний от
массы, равномерно распределенной в срединной плоскости контейнера с графитом,
представлена на рис.5,а.
21
а)
б)
235
Рис.5 Зависимость отклика установки от массы U в контейнере:
а -образцы урана в средней плоскости; б – образцы урана в радиальных каналах;
Nд – скорость счета нейтронов деления, с; М – масса урана, г.
Во втором случае в циркониевую трубку загружали 14 образцов ДМ на расстоянии 3
см друг от друга. Было приготовлено девять таких трубок, в каждой  1,9 г ДМ.
Измерения проводились последовательно с одной, двумя,…, девятью трубками,
размещенными в соответствующих каналах контейнера с графитом. В результате была
получена фактически градуировочная зависимость для равномерного распределения ДМ в
контейнере с графитом в диапазоне масс от 0 до 17 г (см.рис.5,б).
По результатам измерений была определена чувствительность установки (показания
в единицу времени на единицу измеряемой величины). В первом эксперименте
чувствительность оказалась равной (30,7  0,9) г-1с-1, во втором – (29,60,9) г-1с-1.
Совпадение этих значений в пределах погрешности измерений подтверждает результаты,
полученные в работе [2.
Нижний предел обнаружения массы ДМ при его равномерном распределении в баке
с графитом емкостью 67 л составил 19 мг по 235U. Увеличить чувствительность и
уменьшить значение минимально определяемой массы ДМ можно за счет применения в
измерительной камере материалов со слабым поглощением нейтронов, например,
графита, использования большего количества высокоэффективных счетчиков нейтронов,
размещения детекторов в верхнем и нижнем отражателях измерительной камеры.
Экспоненциальный характер спада нейтронов вынужденного деления и,
соответственно, маленький по сравнению с периодом генерации нейтронных импульсов
интервал регистрации мгновенных нейтронов деления позволял определять ДМ в
присутствии значительного постоянного нейтронного фона. Возможность регистрации в
разных временных интервалах после нейтронного импульса надкадмиевых мгновенных
нейтронов деления и тепловых запаздывающих нейтронов деления позволяет определять
раздельно содержание 235U и 239Pu в их смеси.
22
Аппаратурный комплекс для определения массы
хранилищ технологических растворов и жидких отходов
235U
по высоте баков-
Одной из важнейших задач контроля ДМ на российских заводах ядерного
топливного цикла является определение концентрации 235U в технологических растворах
и жидких отходах. Так как хранение этих растворов осуществляется в емкостях больших
объемов (до 3000 м3), а концентрация в растворах 235U весьма велика (до граммов на
килограмм), то существует вероятность неравномерного распределения 235U по высоте
этих емкостей, особенно в нижних частях, вследствие гравитационных эффектов. Поэтому
задача определения концентрации 235U по высоте баков-хранилищ важна с точки зрения
ядерной безопасности. Периодические измерения позволяют выбрать оптимальный режим
хранения таких растворов – периодичность перемешивания, охлаждения растворов и т.п.
В настоящее время ВНИИА серийно выпускает аппаратуру для прямых определений
содержания урана в скважинах на урановых месторождениях, которая позволяет
определять содержание природного урана в рудах с порогом чувствительности 0,005% в
диапазоне до 0,5%.
Во ВНИИА также проводится разработка аппаратурного комплекса для определения
концентрации 235U в растворах. Создан действующий экспериментальный образец.
Методика и основные конструкторские решения, реализованные в аппаратуре для
определения урана в рудах, явились базовыми для разработки аппаратурного комплекса
при определении концентрации 235U в растворах.
Отметим, что метод, реализуемый в разрабатываемом аппаратурном комплексе, тот
же, что и в аппаратурном комплексе для анализа низкоактивных отходов – метод
регистрации нейтронов деления 235U, возникающего под воздействием замедленных до
тепловых энергий нейтронов генератора.
Аппаратурный комплекс (рис.6) состоит из:
- блока излучения и измерения на основе портативного импульсного нейтронного
генератора;
- блока управления и обработки;
- программного обеспечения.
Аппаратурный комплекс позволяет проводить измерения концентрации урана в
диапазоне от 0,1 до 150,0 г/л с относительной среднеквадратической погрешностью не
более 25%.
23
Блок излучения и измерения
Блок управления и обработки
Персональный
компьютер
ГД
Гамма-детектор
Контроллер
НГ
Нейтронный
генератор
НД
Нейтронный
детектор
Рис.6. Аппаратурный комплекс для определения
ДМ в растворах
24
Основа комплекса – портативный импульсный нейтронный генератор, который
обеспечивает поток нейтронов с энергией 14 МэВ не менее 1107 нейтр./с с регулируемой
частотой от 20 до 100 Гц. Длительность импульса составляет 1 – 3 мкс, а средний ресурс –
80 ч. Диапазон температур от +5 до +120 С.
Блок детектирования мгновенных нейтронов деления 235U представляет собой
гелиевый нейтронный счетчик размером  32  320 мм в пенале из оргстекла толщиной
10 мм, окруженном кадмиевым экраном толщиной 1мм.
Блок управления и обработки обеспечивает циклический режим работы
аппаратурного комплекса:
- управление работой генератора (пуск генератора – работа генератора - остановка
генератора – новый цикл);
- включение измерительной схемы, набор, передача информации и переход схемы в
исходное состояние в режиме  остановка генератора .
Работа блока управления и обработки синхронизирована с работой импульсного
нейтронного генератора. Блок обеспечивает задержку запуска измерительной схемы
относительно импульса запуска нейтронного генератора в интервале от 0,1 до 1,0 мс с
шагом регулирования 0,1 мс, время регистрации от 0,1 до5,0 мс с шагом регулирования
1,0 мс.
Программное обеспечение аппаратурного комплекса состоит из тестовых и рабочих
программ. Тестовые программы предназначены для контроля работоспособности и
калибровки комплекса, рабочие программы управляют процессом анализа, осуществляют
сбор и обработку информации.
Выводы
1. Приведенные экспериментальные данные подтверждают перспективность
использования активного метода контроля ДМ в отходах производства и технологических
растворах. Технические параметры описанных образцов аппаратуры удовлетворяют
поставленным задачам контроля.
2. Учитывая актуальность задачи определения количества ДМ как в твердых, так и
жидких средах с точки зрения учета и контроля, а также ядерной безопасности развитию
этого направления ВНИИА уделяет большое внимание. Активные методы нейтронного
контроля позволят существенно дополнить распространенные в настоящее время на
комбинатах пассивные методы и дадут возможность решить ряд производственных задач.
3. В перспективе планируется создание комплекса образцов аппаратуры,
предназначенной для исследования таких объектов предприятий топливного цикла, как
воздушные фильтры, трубопроводы и т.п.
Литература
1. Howard O.Menlove. Description and Operation Manual for the Active Well Coincidence
Counter.  LA-7823-M.
2. J.T.Caldwell, R.D.Hastings, G.C.Herrera et al.  The Los Alamos Second-Generation
System for Passive and Active Neutron Assays of Drum-Size Containers.  LA-10774-MS,
1987, p. 18.
25
УДК 539.1.075
ПОРТАТИВНАЯ СИСТЕМА ИДЕНТИФИКАЦИИ ТОКСИЧНЫХ
ХИМИКАТОВ В ГЕРМЕТИЧНЫХ ЕМКОСТЯХ НЕРАЗРУШАЮЩИМ
НЕЙТРОННЫМ ГАММА-МЕТОДОМ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ
НЕЙТРОННОГО ГЕНЕРАТОРА
Е.П. Боголюбов, Ю.Г. Полканов, Т.О. Хасаев, Б.Г. Титов,
к.т.н.,
В.Д. Александров, Л.А. Корытко, к.ф.-м.н.
Приведены результаты работ ВНИИА, выполненные в рамках
проекта № 782 Международного научно - технического центра, по
созданию аппаратурно-методического комплекса на базе портативного
нейтронного генератора для идентификации токсичных химикатов в
закрытых емкостях различного типа.
Представлены экспериментальные спектры индуцированного
нейтронами гамма-излучения, полученные на имитаторах токсичных
химикатов.
Показана
возможность
надежного
обнаружения
«ключевых» элементов токсичных химикатов и их идентификации на
основе разработанного алгоритма.
К середине 2000 года Россия в соответствии с требованиями Международной
Конвенции о запрещении химического оружия должна уничтожить первые 400 т
токсичных химикатов. Задача контроля за их утилизацией и уничтожением становится
актуальной для России. Для этого необходимо иметь аппаратуру и методику определения
типа и количества химиката в емкости без ее вскрытия.
Основными требованиями, предъявляемыми к методу измерений, являются его
экспрессность и безопасность, а к измерительной аппаратуре  портативность, малое
энергопотребление и, что особенно важно для российских условий,  невысокая
стоимость. В наибольшей степени им отвечают технология и средства неразрушающего
контроля на основе нейтронно-радиационного метода с применением нейтронного
генератора.
В существующих и разрабатываемых системах идентификации токсичных
химикатов в качестве источников нейтронного излучения применяются как изотопные
источники, например 252Cf, так и управляемые нейтронные источники – импульсные
нейтронные генераторы. Изучение потенциального российского рынка с учетом опыта
использования таких устройств показало, что аппаратура на основе изотопных источников
может применяться в очень ограниченных масштабах. Изотопные источники создают
значительные трудности из-за постоянной радиационной опасности, предполагают
использование биологической защиты при их хранении и эксплуатации, что, в свою
очередь, определяет большие габариты установки в целом.
Нейтронный генератор представляет экологически чистое, радиационно безопасное
в выключенном состоянии портативное электрофизическое устройство, обеспечивающее
поток нейтронов с энергиями 2,5 или 14 МэВ и регулируемыми частотой и длительностью
26
нейтронных импульсов. За счет импульсного характера нейтронного излучения такая
аппаратура позволяет более полно реализовать возможности нейтронного гамма-метода
благодаря лучшей селекции гамма-излучения неупругого рассеяния быстрых нейтронов и
радиационного захвата тепловых нейтронов. Это достигается выбором временных
интервалов измерения гамма-отклика от облучаемого объекта. В результате повышаются
чувствительность и точность анализа.
При взаимодействии нейтронов с исследуемым объектом (рис.1) гамма-излучение,
образующееся в результате происходящих ядерных процессов, регистрируется детектором
в различных временных окнах относительно начала нейтронного импульса и
преобразуется в амплитудно-временные спектры, которые далее анализируются.
Выход
нейтронов,
отн. ед.
Последовательность
нейтронных
импульсов
1
Замедление нейтронов
1
2
Плотность
потока
нейтронов,
отн. ед.
Диффузия и вымирание
нейтронов
Плотность потока
-квантов,
отн. ед.
Отсутствие
нейтронов
Область (n,n’) реакций
3
3
Область (n,) реакций
Область реакций активации
0
20
40
60
80
100
[мкс]
Рис.1. Интенсивность взаимодействия нейтронов с веществом
при импульсном режиме облучения в зависимости от времени:
1  излучаемых нейтронов; 2  тепловых нейтронов; 3  гамма-квантов
По характерным линиям в гамма - спектре можно сделать заключение об
элементном составе исследуемого вещества, а по интенсивности линий оценить их
концентрацию.
Экспериментальные исследования, выполненные во ВНИИА, были проведены на
установке, прототипом которой является система идентификации токсичных химикатов
PINS, разработанная фирмой EG&G ORTEC, Айдахской технической национальной
лабораторией США и Лоуренсовской Ливерморской национальной лабораторией США
[1]. В отличие от прототипа в качестве источника нейтронов был использован
портативный нейтронный генератор ИНГ-07 разработки ВНИИА с тритиевой мишенью.
Параметры генератора: выход  1.4106нейтр./с; частота следования импульсов 10 кГц;
длительность нейтронного импульса 20 мкс. Регистрирующая часть аппаратуры (рис.2)
состояла из полупроводникового детектора на основе особо чистого германия и
цифрового спектрометра DSPec (EG&G ORTEC, США).
27
Рис.2. Экспериментальная установка идентификации токсичных
химикатов
В процессе экспериментов были решены задачи оптимизации геометрических
условий измерений, выбора формы, размеров и материала теневой защиты детектора,
оптимизации временных режимов работы генератора и спектрометра.
Результаты экспериментальных исследований и математического моделирования
нейтронных и гамма-полей, создаваемых в зоне облучения исследуемого объекта,
позволили определить требования к источнику нейтронов для идентификации токсичных
химикатов в полевых условиях и приступить к следующему этапу работы.
Поскольку ни один из выпускаемых в настоящее время нейтронных генераторов не
удовлетворял в полной мере требованиям, предъявляемым к полевой аппаратуре, был
разработан новый нейтронный генератор ИНГ-17. Его основными особенностями
являются: минимальное энергопотребление, позволяющее использовать автономное
питание; минимальные габариты и масса (рис.3). Дальнейшие исследования были
проведены с портативным нейтронным генератором ИНГ-17.
Рис.3. Нейтронный генератор ИНГ-17
28
Управление нейтронным генератором и гамма-спектрометром осуществляется
одним компьютером по специально разработанной программе.
Спектры гамма-излучения неупругого рассеяния и радиационного захвата нейтронов
таких комплексных систем, как токсичные химикаты, имеют сложный характер с
наложениями, а зачастую и с перекрытиями гамма-линий. Для надежного выделения
аналитических линий был использован полупроводниковый детектор гамма-излучения на
основе особо чистого германия с относительной эффективностью регистрации 40 % и
разрешением около 2 кэВ для линии 1332 кэВ изотопа 60Со.
Спектрометр DSPec, используемый на начальных этапах исследований,
обеспечивает уникальные возможности прецизионной спектрометрии, но не позволяет
раздельно накапливать в памяти спектры гамма-излучения неупругого рассеяния и
радиационного захвата, инициируемые каждым нейтронным импульсом и
регистрируемые в разных временных окнах. Измерения этих процессов приходится
проводить последовательно, что увеличивает длительность процедуры контроля объекта и
не позволяет в полной мере реализовать преимущества импульсного характера
нейтронного излучения генератора.
Проведенные эксперименты показали, что в наибольшей степени требованиям
технологии идентификации удовлетворяет одноплатный спектрометр SBS-60 российского
производства [2]. Он дает возможность регистрировать гамма-спектры неупругого
рассеяния и радиационного захвата нейтронов в заданных временных интервалах за один
цикл измерений, что существенно сокращает время анализа объекта.
Спектрометр SBS-60 представляет собой отдельную плату, которая устанавливается
непосредственно в персональный компьютер, осуществляющий управление всеми
спектрометрическими функциями на программном уровне. Спектрометр обеспечивает
получение качественных спектров вплоть до входных загрузок около 105 1/с и может быть
установлен даже в персональный компьютер класса Notebook благодаря малым габаритам
и низкому энергопотреблению – не более 2 Вт.
На базе перечисленных основных элементов создан прототип переносной полевой
установки идентификации токсичных химикатов, аппаратурная часть которой
представлена на рис.4.
Рис.4. Аппаратурная часть переносной полевой установки
идентификации токсичных химикатов
29
На данной установке был проведен цикл исследований на моделях, содержащих
ключевые элементы токсичных химикатов, в результате которых были получены
следующие результаты:
- хлор в пробах поваренной соли (NaCl) и хлористого аммония (NH4Cl)
идентифицирован методом радиационного захвата тепловых нейтронов. В качестве
аналитической использована гамма-линия 1165 и 1951 кэВ;
- сера (водный раствор соли) определена по регистрации гамма-излучения
неупругого рассеяния быстрых нейтронов. В качестве аналитической использовалась
гамма-линия 2230 кэВ;
- фтор в пробе на основе фторопласта (CF4) идентифицирован по регистрации гаммаизлучения неупругого рассеяния быстрых нейтронов. В качестве аналитических
использованы гамма-линии 1236, 1348 и 1356 кэВ, соответственно ;
- фосфор в пробе P2O5 (водный раствор) идентифицирован по регистрации гаммаизлучения неупругого рассеяния быстрых нейтронов. В качестве аналитической
использована гамма-линия 1266 кэВ.
На рис. 5,6 приведены гамма-спектры радиационного захвата Cl и неупругого
рассеяния. Анализ спектров основан на статистических критериях выделения слабых
гамма-линий на относительно большом фоне.
800
700
1165 kev
600
С
o 500
u
n
400
t
s
300
1951kev
200
100
0
01000
7
0 4
1250
63
3
8
7
3
5 21500
9 7
2 7 1 6
Energy(kev)
4 4 5 5
1
1
1
1
8
0
1750
5
5
1
1
Рис.5. Гамма-спектр радиационного захвата Cl:
1165 и 1951 кэВ  аналитические линии
30
4 2000
1
а)
б)
в)
Рис.6. Гамма-спектры неупругого рассеяния на F (а), Р(б), S(в):
1236 и 1357 кэВ; 1266 кэВ; 2230 кэВ - аналитические линии, соответственно
31
Наиболее достоверно определяется хлор, обладающий большим сечением
радиационного захвата. Фтор и фосфор также достаточно надежно определяются по
указанным аналитическим линиям тепловых нейтронов. Сера определяется значительно
хуже, так как пик от аналитической линии серы с энергией 2230 кэВ расположен вблизи
пика от гамма-линии радиационного захвата водорода (2223 кэВ).
Выводы
1. Разработан и изготовлен опытный образец портативного импульсного
нейтронного генератора на отпаянной трубке для технологии идентификации токсичных
химикатов, основанной на нейтронно-радиационных методах анализа.
2. Реализован интерактивный режим управления работой генератора при помощи
компьютера.
3. Создан прототип переносной установки для идентификации токсичных
химикатов, основными элементами которой являются новый генератор нейтронов ИНГ-17
и гамма-спектрометр SBS-60.
4. Определены оптимальные геометрические условия измерений и временные
режимы регистрации характерного гамма-излучения «ключевых» элементов токсичных
химикатов.
5. Измерены спектры гамма-излучения неупругого рассеяния и радиационного
захвата нейтронов для имитаторов токсичных химикатов; получены оценки
статистического критерия обнаружения характерных гамма-линий ряда «ключевых»
элементов.
В заключение авторы статьи выражают благодарность сотрудникам Ливерморской
национальной лаборатории им. Лоуренса, Айдахской технической национальной
лаборатории, фирмы ORTEC и Международного научно-технического центра за
постоянную поддержку, научно-технические консультации и практическую помощь в
проведении данной работы.
Литература
1. Augustine J.Caffrey, Jerald D.Cole, Robert J.Gehrke, Reginald C.Greenwood, and
Kenneth W.Krebs, Idaho National Engineering Laboratory. Portable isotopic neutron
spectroscopy for nondestructive evaluation of CW.  Verification Technologies, First/Second
Quarters, 1992.
2. Дорин А.Б., Кондрашов М.В., Сельдяков Ю.П. Быстродействующее
спектрометрическое устройство SBS-60 и области его применения.// Ядерные
измерительно-информационные технологии. М.: Труды НИЦ СНИИП, 1999, с.88 – 93.
32
УДК 621.039.058
ГАММА-СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ В КОНТРОЛЕ И УЧЕТЕ
ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ
Ю. А. Воробьев, д.т.н.
В статье представлены гамма-спектрометрические методы и
приборы неразрушающего анализа ядерных материалов, используемые
на предприятиях топливного цикла в учете и контроле ядерных
материалов.
Система учета и контроля ядерных материалов (СУ и К ЯМ) включает в себя ряд
организационно- технических мероприятий, в числе которых видное место занимают
гамма-спектрометрические методы.
В случае применения полупроводниковых детекторов (ППД) гаммаспектрометрические методы обладают хорошим энергетическим разрешением, а в случае
применения сцинтилляционных детекторов - высокой чувствительностью.
Использование полупроводниковых гамма-спектрометров высокого разрешения
целесообразно в случае получения информации, которая должна обладать высокой
точностью, например, при определении изотопного состава ЯМ, что наиболее
существенно при лабораторных измерениях или передаче ЯМ из одного технологического
участка или цеха в другой.
Сцинтилляционные гамма-спектрометры низкого разрешения предпочтительно
использовать для контроля концентрации ЯМ в технологических аппаратах, контроле ЯМ
в отходах и определении ЯМ в отложениях на стенках технологических аппаратов,
вентилляционных и технологических коммуникациях. В этом случае контроль количества
ЯМ связан также с контролем параметров ядерной безопасности (ЯБ).
В настоящее время разработаны и практически опробованы на предприятиях
топливного цикла методы обработки результатов измерений ЯМ средствами высокого и
низкого разрешения.
Гамма-спектрометрические методы ЯМ основаны на использовании регистрации
гамма-излучения наиболее характерных нуклидов, относящихся к ЯМ (плутоний, уран),
продуктов их распада, осколков деления, которые могут присутствовать в слитках и
соединениях плутония и урана.
На предприятиях топливного цикла используется широкий набор методов и
приборов разработки российских и зарубежных лабораторий, значительную роль в
которых играют предприятия атомной промышленности.
Среди методов и гамма-спектрометрических приборов, применяемых для контроля и
учета ЯМ, можно выделить два класса, определяемых специфическими приборнометодическими применениями в СУ и К. Эти классы определяются использованием в
измерениях гамма-спектрометров высокого или низкого разрешения.
33
1. Применение гамма-спектрометров высокого разрешения в СУ и К
Прежде всего, следует обратить внимание на приемы, характерные для измерения,
проводимые с помощью гамма-спектромеров высокого разрешения.
Методы, применяемые в практике СУ и К, были разработаны в лабораториях ЛАНЛ
и ЛЛНЛ (США), институтах ВНИИНМ и ФЭИ, фирмах "Аспект", СНИИП «Автоматика»
и «Грин стар» (Россия).
Для определения изотопного состава урана и плутония различные лаборатории
разработали специальные программы обработки гамма - спектров.
В Лос-Аламосской национальной лаборатории разработана программа FRAM,
определяющая относительную эффективность регистрации гамма - квантов. Наиболее
характерная область, используемая для анализа изотопного состава плутония, энергетический спектр гамма - излучения от 10 до 420 кэВ.
Особенность программного обеспечения FRAM заключается в том, что результаты
получают с использованием только данных спектра и известных ядерных констант. В
этом случае калибровка с эталонами не требуется.
Соотношение между изотопными долями и скоростями счета в области фотопиков
от двух изотопов в измеряемом объекте описывается следующим образом:
C1 N 1 T1 (1/2) BR 2  2




C 2 N 2 T2 (1/2) BR 1  1
,
(1)
где С1/C2 - соотношение
между изотопными долями двух изотопов в измеряемом
,,
объекте;
N1,2 - скорость счета в области фотопиков;
T1,2 - период полураспада изотопа;
ВR1,2 - спектральная интенсивность для определенной энергии;
1,2- эффективность детектора для гамма-квантов определенной энергии.
Ввиду того, что значения эффективностей в формуле присутствуют как их
отношение, нет необходимости в знании абсолютного значения эффективности, а
соотношение эффективностей может быть определено непосредственно на данном
спектре для измеряемого объекта.
Отношение площади измеряемого фотопика к величине спектральной
интенсивности для определенной энергии излучения измеряемого изотопа определяет
зависимость относительной эффективности от энергии.
С помощью измерительных установок, использующих программу FRAM, можно
определять изотопный состав плутония с точностью 1% .
Ливерморская национальная лаборатория им. Лоуренса разработала программу MGA
(многогрупповой анализ) для определения изотопного состава плутония. Программа не
требует определения эффективности регистрации гамма - квантов в зависимости от
плотности, толщины матрицы и характеристик контейнера. Для анализа гамма – спектров
используется область 89-120 кэВ с приблизительно постоянной эффективностью
регистрации [1].
Программу MGA можно применять также для определения других изотопов, таких
как 235U, 238U, 237Np и 241Am.
34
Для автоматического определения энергетической зависимости относительной
эффективности регистрации гамма-квантов используются характерные для всех образцов
плутония линии: 59, 129 и 208 кэВ.
Российская фирма СНИИП «Грин стар» для работы с ППД-спектрометрами
разработала методики измерения обогащения гексафторида урана, изделий из урана и
изотопного состава плутония.
В первой методике для определения обогащения урана проводится точная
калибровка чувствительности спектрометра в энергетическом диапазоне 120-1100 кэВ,
требуется знание геометрии измерения и свойств образца (размеры и материал
контейнера, плотность образца). Зная из градуировочных измерений отклик спектрометра
для гамма-излучения энергии 185 (163) и 1001 кэВ, можно сравнить отсчеты от образца и
эталона в этих энергетических окнах, что дает возможность определить обогащение
урана.
Во второй методике проводится энергетическая калибровка спектрометра.
Определяются отсчеты от образца для энергетических линий рентгеновского излучения
урана: энергетической линии 235U 89, 95 кэВ и энергетических линий диапазона 91,0-97,0
кэВ. В этом энергетическом диапазоне спектрометр выполняет самокалибровку.
Вычитанием отсчетов, обусловленных линиями UX(К2) и 89, 95 кэВ из числа отсчетов в
диапазоне 91,0-97,0 кэВ, определяется содержание 238U и обогащение урана по изотопу
235
U.
К рассмотренным способам гамма-спектрометрического анализа примыкают
методы, используемые для анализа делящихся веществ в МАГАТЭ с применением ППД.
Для определения изотопного состава плутония в МАГАТЭ применяют две гаммаспектрометрические методики: внутренней калибровки и изотопных отношений. Первый
метод основан на определении зависимости относительной эффективности регистрации
гамма-излучения от энергии. С этой целью с помощью полупроводникового детектора
регистрируют гамма-излучение изотопов плутония, например, 239Pu, 241Pu и продукта его
распада 237U в диапазоне энергий 100-500 кэВ. С использованием полученной
энергетической зависимости эффективности, исходя из аппаратурных спектров гамма излучения анализируемых образцов, рассчитывают отношение массовых долей этих
изотопов, а массовые доли 242Pu и остальных изотопов определяют с помощью известных
корреляционных коэффициентов. Метод «изотопных отношений» основан на
использовании зависимости интенсивности гамма-линии, принадлежащей изотопу
плутония, от его массовой доли при условии регистрации гамма-излучения из бесконечно
толстого слоя.
Градуировка гамма-спектрометра проводится с использованием стандартных
образцов плутония с известным изотопным составом. Массовая доля 239Pu в этих образцах
меняется в пределах от 62 до 84%.
Метод «внутренней калибровки» в МАГАТЭ и ЕВРАТОМе реализован для
энергетического диапазона регистрируемого гамма-излучения 110-430 кэВ [2].
В работе [3] описан гамма-спектрометрический метод определения 235U в образцах
урана и изотопного состава плутония путем регистрации гамма-излучения в области
энергий от 56 до 208 кэВ. Аналитическая область энергий для определения изотопного
состава урана и плутония выбрана от 89 до 120 кэВ, где близость энергий дает
возможность ввести поправку на самопоглощение.
В настоящее время на предприятиях Минатома РФ для целей СУиК ЯМ
используются гамма-спектрометры высокого разрешения отечественного и зарубежного
производств.
35
Из зарубежных на предприятиях отрасли применяются приборы фирм Canberra,
ORTEC, Quantrad Sensor.
Из отечественных устройств на предприятиях Минатома для СУиК ЯМ, контроля
ЯБ и технологического контроля успешно внедряются гамма-спектрометрические
приборы высокого разрешения фирм «Грин стар», выполненные на основе
спектрометрических плат типа SBS4, и «Аспект».
Можно указать неполный перечень использования гамма-спектрометров высокого
разрешения.
Для измерения активности радионуклидов в технологическом процессе и контроля
изотопного состава ЯМ используются гамма-спектрометры АМА, SBS-40, SBS-50, LP4900B с применением детекторов германиевых ППД. Программы обработки результатов
измерений разработаны ФГУП «Горно-химический комбинат» и фирмами "Грин стар" и
«Аспект».
Измерение степени обогащения урана и изотопного состава плутония производится с
помощью U-Pu In Snspector с детектором GL0515P.
Для измерения изотопного состава плутония и степени обогащения урана в условиях
прохождения гамма-излучения плутония через слой поглотителя используется гаммаспектрометр фирмы ORTEC 92-X-II S с программой FRAM и детектором GEM 25175 S.
При наличии относительно тонкого слоя поглотителя (до 6 мм стали) изотопный состав
плутония измеряется с помощью гамма-спектрометра 92-X-II-S c программой MGA и
детектором GLP XXX550R.
Для контроля обогащения урановых материалов по изотопу 235U без промежуточного
отбора проб используется гамма-спектрометрический комплекс In Spector.
Для идентификации, определения активности радиоактивного материала степени
обогащения урана и изотопного состава плутония используется переносной гаммаспектрометр с полупроводниковым детектором. Прибор выполнен на основе платы SBS50, полупроводникового детектора фирмы ORTEC и компьютера типа Notebook,
программное обеспечение разработано фирмой «Грин стар». Погрешность в определении
содержания 235U в основном не превышает 5%.
Для определения отложений ядерных материалов в оборудовании применяются
следующие приборы: In Spector, одноплатный спектрометр типа SBS и спектрометр 
NOMAD. Диапазон определения поверхностных отложений ЯМ от 0,5 до 50 мг/см2 с
погрешностью  25%.
Из приведенного перечня использования гамма-спектрометров высокого разрешения
видно, что с их помощью возможно решение многих задач контроля ЯМ, особенно там,
где идет речь о высокой степени анализа в определении изотопного состава плутония и
урана.
2. Применение гамма-спектрометров низкого разрешения для С У и К ЯМ
Во многих случаях гамма-спектрометры низкого разрешения могут оказаться
предпочтительными перед гамма-спектрометрами высокого разрешения. Например, в
задачах, связанных с определением поверхностных отложений, концентрации 235U в
растворах, контроле отходов
Несмотря на то, что сцинтилляционные гамма-спектрометры уступают ППДспектрометрам в точности анализа, их высокая эффективность регистрации гаммаизлучения, низкая стоимость и простота аппаратурных решений приводят в ряде случаев к
эффективному решению задач контроля ЯМ. Выбор типа гамма - спектрометрического
прибора определяется задачей, которая должна решаться с его помощью. Существенную
36
роль при этом играет априорная информация, которая может быть учтена при проведении
измерений.
Для определения сцинтилляционнным гамма-спектрометром количества ЯМ при
небольших его вариациях измерения производятся в соответствии с уравнением (2). Это
соотношение при необходимой конкретизации можно применить к идентификации ЯМ,
определению обогащения урана, количеству ЯМ в отходах и контролю технологического
процесса и отложений ЯМ :
Р=Г[(N1-N1Ф)К1(N2-N2Ф)К2(N3-N3Ф)] ,
(2)
где Г - градуировочный коэффициент, устанавливающий переход от скорости счета
к определяемой (контролируемой) величине;
N1 - скорость счета в измерительном энергетическом окне <E1>;
N2 и N3 - скорости счета в компенсационных энергетических окнах <E2> и <E3>;
К1 и К2 - коэффициенты, учитывающие вклад «мешающих» нуклидов в
энергетическое окно <E1>;
N1Ф, N2Ф и N3Ф - фоновые скорости счета в соответствующих энергетических окнах,
измеренные предварительно.
В зависимости от решаемой задачи для энергетических окон выбираются различные
границы. Так, в задачах идентификации и определения обогащения урана, можно
установить границы для <E1> 160-210 кэВ, <E2> 250-350 кэВ, <E3> 600-700 кэВ.
Методы и приборы гамма-спектрометрического анализа на предприятиях отрасли за
годы существования атомной промышленности прошли существенную эволюцию от
единичных приборов, предназначенных для решения специальных задач, к системам и
комплексам приборов, способных выполнять задачи широкого профиля. Рассмотрим
наиболее прогрессивные решения гамма-спектрометрии, вошедшие в практику
топливного цикла на современном этапе. Обработка информации возможна на аппаратном
или программном уровнях. В настоящее время практически во всех приборах, которые
выпускаются фирмами ORTEC, Canberra, TSA Systems, Aquila (США), СНИИП
«Автоматика», «Грин стар», «Аспект» (Россия), обработка информации выполняется на
программном уровне.
К числу гамма-спектрометров низкого разрешения относятся приборы,
разработанные НИЦ СНИИП и СНИИП «Автоматика», выполненные на основе
агрегатного технического комплекса конструктивно и электрически стандартизированной
системы промышленной аппаратуры (КЭССПА). Система представляет собой блочномагистральный комплекс, предназначенный для разработки приборов как совокупность
отдельных функциональных блоков.
На основе КЭССПА созданы однотипные пульты, к которым подсоединяются
различного типа блоки детектирования. Таким образом созданы специальные приборы.
Прибор РПГ-06П представляет систему на 10 точек, выполненную в агрегатнотехническом средстве КЭССПА, для контроля концентрации 235U в технологических
аппаратах. В аппаратуре применяются сцинтилляционные детекторы гамма-излучения на
основе кристаллов NaI(Tl) размером 4040 мм. Для учета самопоглощения гаммаизлучения 238U и переменного обогащения используется методика выделения
энергетической линии 186 кэВ с учетом фона излучения 238 U и продуктов его распада.
Прибор имеет чувствительность по 137Cs 3 см2. Дополнительная температурная
погрешность составляет 3 % на 10 0С в диапазоне от 5 до 40 0С. Для работы блоков
детектирования при повышенной температуре до 90 0С применяется холодильник с
проточной водой.
37
На основе КЭССПА разработаны приборы РПГ-07П для контроля делящихся
веществ в отходах и РПГ-08П - спектрометрический прибор широкого назначения.
Для определения поверхностной плотности 235U используются разработанные в
СНИИП и СНИИП «Автоматика» приборы РПГ-03 и РПГ-09П 5. Нижний предел
определения поверхностной плотности 235U с помощью этих приборов составляет
величину, равную 1-3 мг/см2.
Принципы построения приборов РПГ-03 и РПГ-09П отражают процесс научнотехнического прогресса в области ядерного приборостроения. Прибор РПГ-03  узкоспециализированный, работающий по жесткому алгоритму, реализуемому на
аппаратурном уровне. Прибор РПГ-09П является программируемым прибором, что
позволяет использовать его для решения широкого круга задач, указанных выше. Кроме
того, прибор РПГ-09П обладает более высокими эксплуатационными характеристиками,
чем прибор РПГ-03.
Помимо приборов, разработанных отечественными и зарубежными фирмами,
которые используются для контроля и учета ЯМ на предприятиях топливного цикла
отрасли, нашли широкое применение приборы специального назначения, разработанные
непосредственно на предприятиях. К таким приборам относятся сцинтилляционные
гамма- спектрометры ИМД (СС-6) и СС-7М, разработанные ФГУП Уральский
электрохимический комбинат.
ИМД предназначен для непрерывного контроля обогащения гексафторида урана
(ГФУ) нуклидом-235 непосредственно в технологических цепочках. Прибор обеспечивает
измерение массовой доли 235U от 0,1 до 96% и обладает высокой стабильностью .
СС-7А является многофункциональным сцинтилляционным гамма-спектрометром
для измерения массовой доли 235U и его концентрации в закиси-окиси и растворах урана
методом отбора проб.
Погрешность определения массовой доли 235U составляет в закиси-окиси 5% и в
растворе 10%. Погрешность определения массовой концетрации урана в растворе, в
зависимости от ее величины, находится в пределах от 10 до 40%.
Производственной фирмой "Новатор для ОАО «Машиностроительный завод»
разработаны концентратомер 235U «Ядро-М» и установка «Радикал-П» оперативного
контроля обогащения урана в порошках UO2.
Рассмотрение перечня гамма-спектрометров высокого и низкого разрешения
показывает весьма широкий ассортимент используемых приборов, разработанных как
специализированными российскими и зарубежными приборными организациями, так и
самими предприятиями.
Приборы, разрабатываемые приборными организациями, могут являться базовыми,
на основе которых возможна разработка специализированных приборов, создаваемых
непосредственно на предприятиях. Типичным примером в этом плане является
одноплатная спектрометрическая плата SBS различных модификаций.
Для предприятий характерна разработка приборов со специализированными
блоками детектирования для неразрушающего контроля непосредственно на
технологических линиях. Наглядным примером этого является прибор «Ядро-М»,
предназченный для измерения концетрации 235U в технологических растворах и сбросных
водах.
В перечне гамма-спектрометров высокого разрешения, используемых на
предприятиях, значительное место занимают спектрометры зарубежного производства,
предназначенные в основном для определения изотопного состава плутония. При всей
привлекательности
использования
готовых
гамма-спектрометров
зарубежного
38
производства имеется ряд трудностей в применении их для измерений в условиях
производства. Прежде всего не решена проблема ремонта и замены вышедших из строя
приборов. Другим важным вопросом является соответствие эксплуатационной
документации зарубежных приборов требованиям ГОСТов и другим руководящим
документам России.
Для решения конкретных задач СУ и К к указанным характеристикам должны быть
добавлены требования, определяемые методикой выполнения измерений (МВИ).
Поэтому при выборе типа прибора для решения определенной задачи при равенстве
технических характеристик следует отдать предпочтение отечественным приборам.
Именно так обстоит дело при сопоставлении приборов РПГ-09 и Scout.
Сравнительные измерения обогащения урана показали равные возможности приборов.
Однако прибор РПГ-09П обладает лучшими эксплуатационными характеристиками. Он
выгодно отличается от прибора Scout большим температурным диапазоном и хорошо
зарекомендовал себя на практике в измерении поверхностных отложений урана.
Естественно, возникает вопрос о рекомендациях типов приборов при обеспечении
предприятий новыми приборами.
На настоящем этапе приборного обеспечения наибольшее внимание заслуживают
установка РПГ-06П, носимые приборы РПГ-09П, гамма-спектрометры высокого
разрешения In Spector и SBS различных модификаций.
Выводы
1. На предприятиях Минатома нашли применение гамма-спектрометрические
приборы отечественного производства: РПГ-03, РПГ-09П, приборы на основе SBS-50 и
другие.
2. Немалое место на предприятиях Минатома занимают гамма-спектрометрические
приборы, разработанные и изготовленные силами самих предприятий: ИМД, СС-7М,
«Ядро-М» и другие.
3. Существенную роль в решении задач СУ и К играет внедрение гаммаспектрометров производства зарубежных фирм: In Spector, 92-X-II и других.
4. Использование персональных компьютеров типа IBM PC существенно изменило в
положительную сторону автоматизацию процесса измерений и обработку их результатов.
Литература
1. Каталог приборов для учета и контроля ядерных материалов.- ВНИИА (РФ), БНЛ
(США), 1998.
2. T. Dragnev, B. Barnes. Optimization of in-field measurments of Plutonium Isotopic
Rations by Gamma-Ray Spectroscopy, Safeguards Technical Report IAEA-STR-149.-Vienna,
1983.
3. R. Gunnink. A Gamma-Ray Spectrum Analysis Code for determining Plutonium
Abudances, Methods and Algorithms. - UCRL-LR-103220, Volume 1, April 3, 1990.
4. Дорин А.Б., Кондрашов М.В., Сельдяков Ю.П. Быстродействующее
cпектрометрическое устройство SBS-60 и области его применения.// Ядерные
измерительно-информационные технологии-99. - М.: Труды НИЦ «СНИИП», 1999.
5. Барышев Л.В., Корытко Л.А., Афанасьев А.Г. Базовый носимый радиометр
спектрометрический РПГ-09 («Купол»).// Труды Российской международной конференции
по учету, контролю и физической защите ядерных материалов. Т.3 - Обнинск, 9-14 марта,
1997.
39
УДК 621.3.029.78
ПРИБОР «БРЕГЕТ» ДЛЯ НЕИНТРУЗИВНОГО КОНТРОЛЯ ДЕЛЯЩИХСЯ
МАТЕРИАЛОВ В КОНТЕЙНЕРАХ
А.В. Юровский, к.т.н., А.И. Титов, В.Н. Нестеренко, С.А. Балдин,
д.т.н.
Дано описание прибора «Брегет», разработанного и выпущенного во
ВНИИА, и метода для неинтрузивного контроля делящихся
материалов в контейнерах, основанного на регистрации смешанного
нейтронного и гамма-излучений несколькими счетными каналами, на
входе каждого из которых включен полупроводниковый детектор со
своей зависимостью эффективности от энергии гамма-квантов и
нейтронов.
Принцип работы прибора
Изделия из делящихся материалов (ДМ), хранящиеся в контейнерах, являются
источником нейтронного и гамма- излучений. Нейтронное излучение обусловлено
спонтанным делением ядер плутония и урана и вынужденным делением тех же элементов
при бомбардировке нейтронами и заряженными частицами. Гамма- излучение состоит из
квантов, образующихся при радиоактивном распаде ДМ, квантов, сопутствующих
процессу деления, и квантов, выделяющихся при взаимодействии нейтронов с
окружающими веществами.
Для контроля ДМ в контейнере может быть использовано нейтронное излучение
(интенсивность и спектр), гамма- излучение ( интенсивность и спектр) и их совокупность.
Гаммаспектрометрические
методики,
в
особенности
при
применении
полупроводниковых детекторов с высоким разрешением, являются наиболее
достоверными.
Недостаток этих методик  интрузивность, т.е. раскрытие информации об изотопном
составе, массе и конфигурации ДМ в контейнере. Простое измерение интенсивности
нейтронного и гамма-излучений не дает достаточной достоверности результатов, так как
может не почувствовать подмену реального изделия имитатором.
Предлагаемый прибор «Брегет» , разработанный и выпущенный во ВНИИА, и метод
для неинтрузивного контроля ДМ в контейнере основаны на регистрации смешанного
нейтронного и гамма-излучений несколькими счетными каналами, на входе каждого из
которых включен полупроводниковый детектор со своей зависимостью эффективности от
энергии гамма-квантов и нейтронов. В приборе “Брегет” имеются три счетных канала,
один из которых включает кремниевый детектор большого объема, второй  тонкий
кремниевый детектор с преобразователем из Li-6, третий  детектор из теллурида кадмия.
Первый канал регистрирует быстрые нейтроны с энергией выше 2,5 МэВ и гаммакванты с эффективностью, спадающей при увеличении энергии. Второй  регистрирует
тепловые нейтроны с эффективностью ~ 15% и практически не чувствителен к гаммаквантам. Тепловые нейтроны в спектре деления отсутствуют, но всегда существуют в
спектре излучения реальных ДМ благодаря замедлению быстрых нейтронов элементами
конструкции изделия и контейнера. Третий канал регистрирует тепловые нейтроны и гамма40
кванты с большей, чем у первого, эффективностью в области энергий выше 0,5 МэВ.
Совокупность показаний всех трех каналов может рассматриваться как один из
вариантов радиационного «портрета» изделия. Его сопоставление с результатами
предыдущих измерений позволяет с высокой достоверностью подтверждать сохранность
изделия в контейнере.
Схема и конструкция прибора
Приведена блок-схема трехканального прибора «Брегет»(см.рисунок) для контроля
наличия ДМ в контейнерах. Прибор состоит из трех независимых каналов, каждый из
которых содержит детектор, усилитель-формирователь и амплитудный дискриминатор.
На выходе прибора имеется светодиодный индикатор с управляющей схемой и
коммутационным устройством, позволяющим подключать индикатор поочередно к
выходу каждого из каналов. Время измерения ~ 25 с задается встроенным таймером.
Критерием наличия данной единицы хранения в контейнере является соотношение числа
отсчетов в трех каналах и совпадение в пределах погрешности результатов измерений с
предыдущими.
Конструктивно элементы схемы расположены на пяти печатных платах: по одной
плате на каждый аналоговый канал и общие платы индикаторного устройства и блока
питания. Питается прибор от батареи напряжением 9 В. Вместе с источником питания
прибор смонтирован в корпусе объемом 1400 см3. Масса прибора ~ 1700 г. На передней
панели расположены светодиодный индикатор и органы управления.
Методика работы с прибором
Для измерений прибор размещается непосредственно на контейнере. Для
обеспечения воспроизводимости результатов на месте расположения прибора должна
быть сделана метка, чтобы при повторных измерениях расположение не изменялось.
После размещения прибора включается питание и нажимается кнопка “Пуск”. Время
измерения задается встроенным таймером и равно ~ 25 с. После окончания экспозиции
подается звуковой сигнал, и на светодиодном индикаторе появляются результаты
измерений на одном из каналов. Нажатием кнопки «Канал» индикатор переключается
поочередно на выход остальных каналов. Для повышения точности рекомендуется каждое
измерение повторять пять раз. При малом разбросе можно ограничиться трехкратным
измерением. Результаты измерений фиксируются в журнале.
1-1
1-2
1-3
2-1
2-2
2-3
4
3-1
3-2
3-3
5
Блок-схема прибора для подтверждения наличия ЯМ в контейнере:
41
1-1, 2-1, 3-1 - детекторы; 1-2, 2-2, 3-2 - усилители; 1-3,2-3,3-3 - дискриминаторы;
4 - индикаторное устройство с блоком управления и таймером; 5- блок питания
Результаты предварительных испытаний
В качестве критериев оценки соответствия прибора его назначению были
использованы следующие параметры:
- чувствительность (число отсчетов на 1 н/ см2);
- способность различать источники с различным спектром;
- способность чувствовать искажение спектра излучения экранирующими
предметами;
- чувствительность к изменению массы ( активности ) источника.
Предварительные испытания прибора показали следующие результаты:
1. Чувствительность каналов находится в пределах от 0,2 до 0,3 отсчета на 1 н/см2 в
спектральной области, соответствующей максимуму чувствительности.
2. При замене источника нейтронов спектра деления (Cf-252) на альфа-нейтронный
источник (Pu - Be) соотношение показаний в каналах меняется в 3 - 5 раз в зависимости от
выбранного уровня амплитудной дискриминации.
3. При искажении спектра нейтронов посредством размещения между источником и
регистратором 100 мл воды соотношение показаний в каналах меняется на 20 % , а при
500 мл воды  на 45%.
4. При изменении активности источника на 10% показания по всем каналам
меняются ~ на 10% ( в пределах статистического разброса).
Испытания приборов на различных источниках излучения проводились во
ВНИИА, ВНИИНМ, ОАО «Машиностроительный завод» (г.Электросталь) и на заводе
«Авангард».
При испытаниях на заводе «Авангард» прибор был проверен на семи типах изделий
с ДМ в контейнерах и показал способность различать их разные типы.
Прибор «Брегет» прошел испытания на соответствие техническому заданию.
Документации присвоена литера «О».
В настоящее время изготовлена партия опытных образцов приборов для проведения
испытаний и пробной эксплуатации.
Выводы
1. Как показали результаты испытаний, прибор «Брегет» соответствует своему
назначению – неинтрузивной идентификации ДМ в контейнерах. Прибор обладает
малыми габаритами, массой и стоимостью по сравнению с зарубежными и
отечественными аналогами.
2. Прибор «Брегет» может использоваться на всех этапах транспортирования,
хранения и утилизации ДМ. В процессе утилизации прибором могут пользоваться
представители международных комиссий.
3. Прибор «Брегет» может быть модернизирован для облегчения работы оператора
и автоматизации процесса сбора данных. Так к прибору может быть подключен
считыватель штрих-кода. В этом случае прибор может не иметь индикатора для вывода
какой-либо информации о ДМ. В дальнейшем предполагается снабдить его стандартным
интерфейсом для подключения к компьютеру и сбору – обработки данных в ходе
регламентных проверок или утилизации ДМ.
4. Физические принципы, положенные в основу работы прибора «Брегет», могут
быть использованы для создания других устройств неинтрузивной идентификации
42
объектов по их ионизирующему излучению.
43
УДК 539.1.074
СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИЙ МЕТОД ИЗМЕРЕНИЯ АНАЛОГОВОЙ
ЧУВСТВИТЕЛЬНОСТИ ППД
С.А.Балдин, д.т.н., С.В.Прохоров, А.В.Юровский, к.т.н.
В статье рассматривается гамма-спектрометрический метод
определения аналоговой чувствительности полупроводниковых
детекторов с использованием источника излучения 60Со небольшой
активности. Приведено научно-техническое обоснование применения
данного метода, представлено аппаратурно-программное обеспечение,
последовательность операций, реализующих измерение аналоговой
нКл
чувствительности в единицах
. По результатам анализа ошибок
Р
выявлено, что метод позволяет измерять аналоговую чувствительность
нКл
в диапазоне 0,1 – 1000
с погрешностью не более  10% отн. в
Р
доверительном интервале 0,99 за время, не превышающее 10 – 15 мин.
Метод измерения аттестован в соответствии с ГОСТ Р8.563.
Гамма-спектрометрические методы находят все более широкое применение при
решении задач учета и контроля ядерных материалов. Детектор как составная часть
гамма-спектрометров является одним из важнейших компонентов, который обеспечивает
основные характеристики измерительных систем гамма-спектрометров.
Величина аналоговой чувствительности (АЧ) является основным радиометрическим
параметром для детекторов, работающих в токовом режиме, т.е. в тех случаях, когда
поток регистрируемого излучения настолько велик, что временное разрешение детектора
не позволяет регистрировать отдельные кванты. Это имеет место при применении
детекторов для мониторирования потоков импульсных генераторов излучения,
регистрации излучения ядерного взрыва, измерения больших количеств ЯМ и в ряде
других случаев. При этом в детекторе освобождается заряд, величина которого
пропорциональна экспозиционной дозе излучения.
ГОСТ 26222-86 предлагает два метода измерения АЧ: с помощью непрерывного
потока ионизирующего излучения, либо с использованием источника импульсного
излучения. В первом случае необходимо измерять возникающий ионизационный ток
полупроводниковых детекторов (ППД), а во втором - зарядовые импульсы.
Поскольку перед нами стояла задача измерения АЧ при воздействии на ППД гаммаизлучения с энергией ~ 1МэВ, второй метод не мог быть использован по техникоэкономическим соображениям.
Возможность применения первого метода требует создания на месте размещения
ППД мощности дозы, при которой ионизационный ток ППД составил бы, по крайней
мере, несколько процентов от темнового тока. Легко показать, что если ППД с АЧ, равной
нКл
10
, имеет темновой ток ~5А, то для создания ионизационного тока величиной
Р
~0,5А при расстоянии от источника 60Со, равном ~10 см, его активность должна быть не
менее 100 Ки. В лабораторных условиях такая высокая активность неприемлема уже по
соображениям радиационной безопасности.
44
Известны неопубликованные попытки измерения АЧ путем снижения темнового
тока ППД при его глубоком охлаждении жидким азотом. Такие измерения, по-видимому,
возможны, однако процедуры откачки криостата с ППД, его охлаждение, размораживание
и т.д. требуют значительного времени. Кроме того, не все ППД, АЧ которых необходимо
определить, допускают охлаждение до криогенных температур без возможного
разрушения. Необходимо учитывать тот факт, что при криогенных температурах АЧ
может отличаться от АЧ, измеренной при нормальных условиях за счет изменения
подвижности носителей в ППД.
Другими источниками информации о методах измерения АЧ ППД авторы не
располагают.
1.Научно-технические основы метода
Рассмотрим предпосылки использования спектрометрического метода для
определения АЧ ППД.
Регистрация гамма-излучения с энергией ~1 МэВ кремниевым ППД толщиной менее
1 мм осуществляется исключительно за счет Комптон-эффекта. Как известно, при
поглощении в ППД заряженной частицы (в данном случае Комптон-электрона) с энергией
Еi в его объеме возникает заряд
E
Qi  q i ,
(1)

где q – заряд электрона;
(=3,6 эВ) - энергия, необходимая для образования в кремнии пары электрон – дырка.
В результате на выходе зарядочувствительного предусилителя, соединенного с ППД,
возникает импульс напряжения
V  kE ,
где к – коэффициент преобразования.
Таким образом, выполнив предварительную энергетическую калибровку шкалы
амплитудного анализатора по измеренному амплитудному спектру импульсов, вызванных
в ППД Комптон-электронами, определяют как энергию этих электронов, так и, при
помощи формулы (1), созданный ими заряд Qi. Следовательно, используя формулу (1), по
существу проводится зарядовая калибровка шкалы амплитудного анализатора. При этом
положение в шкале i-го канала отвечает образованию в ППД заряда qi, а количество
импульсов в данном канале – количеству зарегистрированных Комптон-электронов,
которые образовали в ППД заряд qi. Суммарный заряд, возникший в объеме ППД за время
облучения T, равен, очевидно, сумме произведений количества импульсов в каждом
канале ni на величину заряда qi, соответствующего данному каналу i, т.е.
N
Q   ni q i ,
(2)
0
где N – полное число каналов зарядового спектра;
qi = Qi из формулы (1).
Экспозиционная доза D (в рентгенах), воздействию которой подвергся ППД в
течение времени T, рассчитывается, исходя из активности источника 60Со на момент
проведения измерения аналоговой чувствительности и расстояния источник - ППД.
Если собранный за время Т заряд Q измерять в нКл, то АЧ представляется в виде
Q нКл
S ,
.
D Р
45
Ряд обстоятельств благоприятствует измерению АЧ спектрометрическим методом.
Амплитуда шумовых импульсов (или наложения этих амплитуд) в среднем
существенно меньше амплитуды импульсов, генерируемых в ППД Комптон-электронами
от источника 60Со. Так, при темновом токе ППД до ~1А максимальная шумовая
амплитуда в энергетических единицах не превосходит 20 – 30 кэВ, в то время как
максимальная амплитуда Комптон-электронов (при толщине ППД ~1 мм) составляет 400 –
500 кэВ и более. Поэтому интегральная дискриминация спектра с порогом 40 - 50 кэВ
полностью исключает влияние шумовых импульсов на результат измерения АЧ.
Накопление зарядового спектра в течение определенного времени позволяет
использовать источник 60Со невысокой активности, ибо экспозиционная доза D
пропорциональна произведению активности источника на время облучения.
Наконец, все операции по обработке накопленного спектра и выведению результата
нКл
в
могут быть представлены в виде программы и введены в РС, являющийся
Р
составной частью амплитудного анализатора. Это автоматизирует процесс измерения,
существенно снижает полное время измерения, повышает его надежность и
достоверность.
2.Аппаратурно-программная реализация метода
2.1 Аппаратура и оборудование
На рис.1 представлена схема облучения детектора. Экспозиционная доза D на
месте размещения ППД создается гамма-излучением источника 60Со, активность которого
на момент измерения составляла 2 мКи. Источник располагается в канале свинцового
коллиматора. Анализируемые ППД поочередно устанавливаются в измерительную
камеру, которая с помощью электрического  разъема соединяется со входом
зарядочувствительного предусилителя. Расстояние источник-ППД выбрано равным 50
мм.
Структурная схема установки представлена на рис.2. Спектрометрическая часть
установки включает: предусилитель БУСи-57, модернизированный с целью возможности
его использования для работы с ППД, имеющими собственную емкость до 500 пФ;
основной усилитель ORTEC Mod.672; буфер с АЦП ORTEC Mod.926; генератор точной
амплитуды ORTEC Mod.448; источник питания с каркасом NIM BIN Mod.4001A и IBMсовместимый PC. В схему также входят источник низковольтного питания предусилителя
высоковольтного смещения ППД, кабели и жгуты.
2.2 Программное обеспечение
Разработанная программа вычисления АЧ ППД SECCO выполняет следующие
функции:
- переводит накопленный энергетический спектр в зарядовый в соответствии с
формулой (1);
- осуществляет процедуру обработки зарядового спектра по формуле (2), т.е.
рассчитывает численное значение Q в единицах нКл ;
- определяет текущую активность источника 60Со (период полураспада 5,27 лет) и
46
47
48
вносит необходимую поправку в значение экспозиционной дозы, полученной ППД на
момент измерения;
- вносит в результат анализа поправку, учитывающую наложения и просчеты
импульсов в спектрометрическом тракте, используя информацию анализатора о значении
мертвого времени текущего измерения;
- учитывает тип материала детектора (кремний, либо теллурид кадмия);
- вычисляет и выводит на дисплей числовое значение S аналоговой
нКл
чувствительности в единицах
.
Р
При тактовой частоте РС 133 МГц описанная процедура расчета АЧ занимает у
программы не более нескольких микросекунд.
Накопление и представление амплитудного спектра на дисплее (режим
амплитудного анализатора) осуществляет стандартная программа MAESTRO (ORTEC).
3. Процедура измерения
Процедура измерения АЧ ППД распадается на три этапа: энергетическая калибровка
аппаратуры, накопление амплитудного спектра, вычисление и представление аналоговой
нКл
чувствительности в единицах
.
Р
3.1 Калибровка
После включения и прогрева аппаратуры в измерительную камеру помещают какойлибо спектрометрический кремниевый ППД с открытой чувствительной поверхностью,
над которой размещают источник 241Am из набора ОСГИ. Набирают амплитудный спектр
и фиксируют положение максимума пика полного поглощения гамма-квантов с энергией
59,54 кэВ. С помощью подпрограммы калибровки программы MAESTRO проводят
энергетическую калибровку шкалы анализатора, т.е. определяют калибровочный
коэффициент.
Тип и размер калибровочного ППД не имеют принципиального значения: таковым
может быть любой кремниевый ППД, в спектре которого можно выделить пик полного
поглощения. Если необходимо определить АЧ детектора из теллурида кадмия,
калибровка проводится с использованием подходящего ППД из этого материала.
3.2 Накопление спектра
Вместо калибровочного ППД в измерительную камеру устанавливают ППД, АЧ
которого предстоит измерить. В свинцовый коллиматор напротив измерительной камеры
помещают источник 60Со. Включают режим набора спектра, который автоматически
выключается через 300 с. С помощью программы MAESTRO накопленный амплитудный
спектр записывается в файл с индивидуальным именем.
3.3 Определение аналоговой чувствительности
Вызывается программа SECCO, с клавиатуры вводится следующая информация:
номер канала интегральной дискриминации шумовых импульсов, тип материала
детектора, ранее определенный калибровочный коэффициент. В результате выполнения
нКл
программы на дисплей выводится значение АЧ данного ППД в единицах
.
Р
49
При определении АЧ серии однотипных ППД калибровка проводится только перед
начальным измерением. Как правило, однажды проведенная калибровка сохраняется в
течение многих недель. При необходимости проверка и восстановление калибровки
осуществляются с помощью генератора точной амплитуды ORTEC Mod. 448.
Полное время измерения АЧ, включая калибровку, не превосходит 15 мин. При
использовании заранее проведенной калибровки процесс определения АЧ не превышает
10 мин.
При незначительном изменении программы SECCO АЧ детектора может быть
определена при облучении его гамма-квантами других энергий, а также тормозным
излучением.
4. Погрешность измерения аналоговой чувствительности
Наибольшая погрешность измерения АЧ возникает из-за погрешности значения
активности используемого источника 60Со 3-го разряда из набора 1Г, равной по паспорту
 20%.
Для снижения составляющей общей погрешности с той же аппаратурой и
охлаждаемым германиевым ППД выполнены сравнительные измерения активности этого
источника и активности источника 60Со из набора ОСГИ, численное значение которой по
паспорту определено с погрешностью не более 3% отн. в доверительном интервале 0,99.
Для повышения точности сравнения измерения проводились методом фиксированного
числа импульсов в пике полного поглощения третьего источника гамма-излучения - 22Na
из того же набора ОСГИ. Гамма-линия этого источника с энергией 1274,5 кэВ находится
между аналитическими гамма-линиями источника 60Со 1173,24 и 1332,5 кэВ.
В результате сравнительных измерений, а также учета других погрешностей
активность источника 60Со из набора 1Г была определена с погрешностью не более 5 %
отн. в доверительном интервале 0,99.
При расчете полной погрешности измерения АЧ
учитывались следующие ее составляющие:
- измеренная погрешность активности источника 60Со из набора 1Г;
- погрешность, обусловленная отклонением аналитической функции просчета
импульсов спектрометрического тракта от экспериментальных эначений;
- погрешность, вносимая ошибкой определения расстояния источник-ППД;
- статистическая погрешность, обусловленная конечным числом импульсов в
амплитудном спектре;
- погрешность определения максимума пика полного поглощения гамма-квантов
источника 241Am при калибровке шкалы анализатора;
- неопределенность, вносимая среднеквадратичной погрешностью
воспроизводимости спектрометрической аппаратуры.
Квадрат полной погрешности определялся как сумма квадратов частных
погрешностей, включающих числовые значения квантилей, учитывающих законы
распределения соответствующих вероятностей.
В результате полная расчетная погрешность измерения АЧ данным методом
составила величину 8,6% отн. при доверительной вероятности 0,99. С учетом возможного
существования каких-либо неучтенных факторов считаем, что максимально допустимая
погрешность измерения АЧ не превосходит  10% отн. в доверительном интервале 0,99.
50
Выводы
1. Предложен лабораторный метод измерения величины аналоговой
чувствительности кремниевых и некоторых теплых ППД с темновым током до 5 мкА,
собственной емкостью до 500 пФ с погрешностью не более  10% отн. в доверительном
интервале 0,99. Используемый источник ионизирующего излучения - 60Со активностью ~
2 мКи. Может быть использован источник с другой энергией излучения.
2. Процедура измерения максимально автоматизирована на основе применения РС, в
том числе за счет использования программы расчета и представления величины
аналоговой чувствительности SECCO. Время измерения АЧ занимает не более 10-15 мин.
3. Определены АЧ нескольких сот ППД из кремния и теллурида кадмия в диапазоне
нКл
чувствительности от 0,1 до 1000
.
Р
4. Проведена аттестация настоящей методики в соответствии с ГОСТ Р8.563.
Получено свидетельство об аттестации МВН № 106/125-2000.
51