Содержание к диссертации
Введение
1. Введение. 9
1.1. Формулирование основных целей и задач работы. 9
1 2 Требования, предъявляемые к прибор но-методическому обеспечению радиационного мониторинга . 11
2. Дозиметрические измерения, как составная часть радиационного мониторинга. 14
2.1. Приборы и методическое обеспечение. 14
2.2. Беспробоотборный метод оценки суммарной активности радионуклидов. 16
2.3. Рекомендации по повышению достоверности результатов замеров . 21
3. Низкофоновая ППД у-спектрометрия . 21
3.1, Достоинства и недостатки ППД у-спектрометров. 21
3.2. Методика оценки чувствительности спектрометров и дозиметрических приборов. 23
3.3, Результаты исследований по оценке основных источников у-фона спектрометров и путей его снижения, 27
3.3.1, Оценка вкладов в у-фон спектрометров космического излучения, радионуклидов уран-ториевого ряда, характеристического излучения и у-излучения из конструкционных материалов здания и измерительного устройства , 28
3.3.2, Анализ экспериментальных исследований у-фона спектрометров. 34
3.4. ППД у-спектрометр с защитой антисовпадениями. 39
3.5. Рекомендации и предложения. 44
3.6, Анализ аппаратурных у-спектров, требования по обеспечению точности обработки у-спектров. 45
3.6.1, Программа обработки у-спектров для комплекса "ЭТА-1024 + ЕМС- 666". 46
3.6.2. Программа обработки у-спекгров для комплекса ЕР-4900В. 49
С/МД/Диссер1ация.К
3.7. Экспериментальное определение геометрических размеров Ое(У) детекторов. 51
3.8. Определение эффективности Ое(Ы) детекторов при анализе аппаратурных спектров. 57
3.9. Некоторые экспериментальные результаты применения ППД у-спектрометра. 63
3.10. Пути повышения чувствительности низкофоновьос у-спектрометров. 68
3.11. Беспробоотборный спектрометрический метод измерения у-активности. 69
4. Низкофоновые измерения а- и р-активных радионуклидов на площадках АЭС и во внешней среде . 74
4.1. Требования, предъявляемые к а- и )3-радиометрам. 74
4.2. Радиохимические методы выделения а- и Р- излучателей и приготовления источника для измерения активности. 75
4.2.1. Радиохимическое выделение '"Зг+'^У из проб. 75
4.2.2. Радиохимический метод извлечения а-радионуклидов из отобранных проб. 75
4.3. Приборное обеспечение низкофоновых измерений Р-активных источников. 76
4.3.1. р-радиометр с защитой антисовпадениями. 75
4.3.2. Некоторые результаты обследования загрязнения территорий РФ '5г. 78
4.4. Приборы для измерения а-активности. 78
4.4.1. Полупроводниковый 81(Аи) а-спектрометр. 81
4.4.2. а-активные радионуклиды на территории РФ. 86
5. Низкофоновый измерительный комплекс исследования радиационного состояния на действующих и выводимых из эксплуатации АЭС. 87
5.1. Приборное, методическое и программное обеспечение. 87
С/МД/Диссертация.К
5.2. Разработка документов и метрологическая аттестация и аккредитация. 93
5.3. Исследование активности облучённого графита при выводе из эксплуатации реактора АМБ-100 Белоярской АЭС. 94
6. Выводы. 99
Список литературы. 1 0 1
- Требования, предъявляемые к прибор но-методическому обеспечению радиационного мониторинга
- Рекомендации по повышению достоверности результатов замеров
- Оценка вкладов в у-фон спектрометров космического излучения, радионуклидов уран-ториевого ряда, характеристического излучения и у-излучения из конструкционных материалов здания и измерительного устройства
- Радиохимические методы выделения а- и Р- излучателей и приготовления источника для измерения активности.
Требования, предъявляемые к прибор но-методическому обеспечению радиационного мониторинга
Сама АЭС (по мнению обывателя) не что иное, как "бомба" замедленного действия, способная при аварии взорваться или привести к массовому выбросу смертельных доз радиации.
Авария на Чернобыльской АЭС в 1986г. это пример трагедии с очень серьёзными последствиями для действенного радиационно-экологического мониторинга населения и окружающей среды является насущной задачей, имеющей высокое научное и практическое значение.
Настоящая работа и посвящена разработке и созданию радиационного измерительного комплекса для осуществления радиационного мониторинга на действующих и выводимых из эксплуатации АЭС.
Надо отметить, что частично решению этой проблемы посвящено много работ отечественных и зарубежных авторов, но во всех этих работах проблема радиационного мониторинга не доведены до логического завершения. В данной работе не ведётся анализ литературных источников, а представляется это сделать самому читателю, на основе литературных источников, изученных автором.
В дополнение к сказанному выше отметим ещё одну важную проблему, к решению которой разработанный измерительный комплекс имеет самое непосредственное отношение. Известно, что масса отходов, образующихся при выводе из эксплуатации блоков отечественных АЭС по варианту ликвидация с полным демонтажем зданий, составляет ориентировочно для ВВЭР-440 - 130 тыс. т.; для ВВЭР-1 О О О - 1 8 0 тыс. т.; РБМК-1 О О О - 280 тыс. т.
Из указанной массы отходов приблизительно 2% составляют радиоактивные отходы (РАО), подлежащие после кондиционирования хранению или захоронению. Основная же масса отходов - это низкоактивные радиоактивные материалы, активность радионуклидов в которых выше фоновых значений, но ниже активности 1 группы ТРО. Согласно НРБ-99, к этим материалам относятся вещества, создающие при любых условиях работ с ними индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв, или коллективную эффективную годовую дозу не более 1 чел. Зв. Минимально значимая удельная активность этих материалов чрезвычайно мала, и в соответствии с НРБ-99 для основных радиационно -значимых радионуклидов составляет ориентировочно 10 Бк/г. к этой группе отходов будет относится оборудование технологических контуров (теплообменники, трубопроводы, арматура и тд.), бетон строительных конструкций, элементы электрооборудования, оборудование системы химводоочистки и др.
Специфичность радиационного контроля этой группы отходов состоит в том, что они являются в основном долгоживущими мягкими у- и Р-излучателями, и штатными системами радиационного контроля измерение их активности с требуемой погрешностью зачастую крайне сложно и трудоёмко, а иногда и невозможно.
Объём этой категории отходов достаточно велик, вывезти их на муниципальные свалки нельзя, поскольку под действием атмосферных осадков может происходить выщелачивание из них радионуклидов с образованием локальных скоплений удельной активности, превышающих нормативные значения для твёрдых РАО. Хранить же их на площадке АЭС - слишком дорого.
Разработанный автором измерительный комплекс и предназначен для оперативного выполнения измерений удельной активности и поверхностного радиоактивного загрязнения подобных материалов,
В качестве примера использования разработанного измерительного комплекса приведены результаты измерения активности облучённого графита, образующегося при выводе из эксплуатации 1 блока Белоярской АЭС. Требования, предъявляемые к приборно-методическому обеспечению радиационного мониторинга.
Всё вышесказанное указывает на то, что для защиты биообъектов от воздействия радиации в регионах строящихся, действующих и выводимых из эксплуатации атомных энергоустановок необходима организация мониторинга радиационного состояния окружающей среды.
При организации такого мониторинга необходимо проводить радиационные исследования окружающей среды: до пуска АЭС снятие «нулевого» фона [2], в период нормальной эксплуатации (в этот период радиоактивность объектов окружающей среды несущественно превышает фоновые значения), в период возникновения на АЭС аварийной ситуации, которая может сопровождаться выбросом радионуклидов во внешнюю среду и, наконец в период вывода АЭС из
СМД/Диссертация.К эксплуатации, в процессе реализации которого будет образовываться значительное количество низкорадиоактивных материалов.
Реализация радиационного мониторинга в регионах АЭС предъявляет достаточно жёсткие требования к методам и приборам для измерения радиоактивности в объектах природной среды. Эти требования включают в себя: приборы и методы должны иметь высокую чувствительность (уровень радионуклидов техногенного происхождения - радиоактивных продуктов коррозии, продуктов деления в о б ъ е к т а х природной среды составляет 0 , 1 1 ,0 о т уровня фона); обеспечить представительность пробоотбора; необходимо выполнить большой объём спектрометрических и радиометрических измерений с требуемой точностью.
Выполненные ранее исследования показывают, что фоновая радиоактивность во внешней среде находится на достаточно низком уровне (табл.1); например для Сз значения активности лежат в пределах от 4x10" (вода озера Друкшай) до 1,2x10" (донные отложения в оз. Друкшай) Ки/кг [3]. Уровень содержания радионуклидов техногенного происхождения (продукты коррозии, продукты деления) в объектах внешней среды составляет 0 , 1 - 1 , 0 от уровня фона.
Поэтому необходимы радиометрические и спектрометрические устройства, с помощью которых можно измерять активность -10 " Ки на пробу. Поскольку результаты измерений активности используются для выяснения зависимости "активность - биоэффект", то необходимо значения активности измерять с погрешностью не хуже (10- 15)%.
Вопрос о представительности результатов определения активности радионуклидов в объектах окружающей среды достаточно сложен. Дело в том, что погрешности в окончательный результат вносятся на каждом этапе обработки пробы - отбор - радиохимическая обработка - измерение. Для исключения погрешностей, вносимых из за различия методик обработки проб, целесообразно стандартизировать методики отбора, приготовления и спектрометрического анализа проб. Тогда появляется возможность при оценке и сравнении радиационного воздействия различных АЭС на природную среду использовать экспериментальную информацию, получаемую в различных лабораториях.человека и окружающей среды.
Рекомендации по повышению достоверности результатов замеров
Нетрудно заметить, что предельные соотношения уравнений (3.1) и (3.2) для оценки Amin одинаковы, если принять, что а =1/5 . Это условие выполняется [8], т.к. при 5=0,1, а=10. Проведем оценку эквивалентности соотношений (3.1) и (3.2) при Пф и Bi(E) отличных от нуля.
В работе [8] исходя из реального фона сделана оценка для нуклида "Cs, в образце (почва) цилиндрической формы диаметром 88 мм и высотой 33 мм. Для такого образца и примененного детектора для Е=661 кэВ отношение 8(Е)/К(Е) равно 5,6xlO Время измерений фона составило 10 мин; энергетическое разрешение - 1,5 кэВ (для Е=661 кэВ); фотопик рассчитывался в энергетическом окне шириной 4,8 кэВ; энергетическая ширина канала анализатора - 0,5 кэВ/канал. Величины из уравнения (3.2) имели значение: W(E)=8; В ="(Е)=0,35 имп/канал; В" "(Е)=1,1 имп/канал; В " ""(Е)=1,2 имп/канал; при 5=0,5 принято а=2. Согласно этим данным получим Amin=0,9x 10 Ки
Используя вышеуказанные экспериментальные данные, полученные автором, уравнение (3.1) дает для Amin=l,8xl0- Ки.
Таким образом, при наличии фона оценки значений Amin ио соотношениям (3.1) и (3.2) различаются только в два раза.
Отметим, что при работе с формулой (3.2) требуется достаточно хорошее измерение составляющих фона (В "(Е), В "(Е) и В "" "(Е)), что возможно только при длительном времени измерения (t 10 мин). Реально такое требование не всегда удается выполнить.
В практической работе кроме Amin большое значение имеет оценка времени tmin, которое нужно затратить на измерение активности образца на имеющемся оборудовании. Эту оценку согласно (3.1) можно проводить по соотношению:
В этом соотношении время измерений активности пробы представлено в виде двух слагаемых: первое слагаемое определяет время, которое нужно затратить на измерение активности А при отсутствии фона ( п ф = 0 ) , второе - добавку ко времени измерения, обусловленную реальным фоном. Нетрудно увидеть, что эта добавка ко времени измерений может в несколько раз превосходить время, определяемое первым слагаемым. В таких условиях автор рекомендует применить мероприятия, приводящие к снижению фона установки.
Результаты исследований по оценке основных источников у-фона у-спектрометра и пути его снижения.
Если активность исследуемого образца менее -Ю Ки/пробу, то при выполнении измерений детектор необходимо окружить пассивной защитой (обычно она из железа или свинца), чтобы максимально возможно ослабить влияние фона, который образуется под воздействием космических лучей, а также от у-излучения нуклидов уран-ториевого ряда, К и др.
Исходя из общих физических соображений, была установлена природа источников у-фона, которая не расходится с литературными данными. Однако реальные вклады отдельных компонентов фона в показания Ое(Ы) спектрометра в каждом конкретном случае существенным образом зависят от толщины пассивной защиты, материалов, из которых изготовлена эта защита и детектор и по этой причине для каждой установки имеет свое конкретное значение.
Следовательно, при разработке у-спектрометра, предназначенного для измерения низкоактивных образцов, автор рекомендует уделять особое внимание на разработку мероприятий, которые обеспечили бы эффективное ослабление фона детектора.
Ниже на основе расчетно-экспериментального анализа автором была предпринята попытка сделать численную оценку различных компонентов фона.
С/МД/Диссертация.К 3.3,1. Оценка вкладов в у-фон спектрометров космического излучения, радионуклидов уран-ториевого ряда, характеристического излучения и у-излучения из конструкционных материалов здания и измерительного устройства.
Космическое излучение. Космическое излучение состоит из потока тяжелых нуклидов, мягкой компоненты, включающей в себя у-излучение и электроны и поток тяжелых мюонов [И].
Вклад в фон от у-квантов и электронов является существенным при отсутствии (или небольшой толщине) пассивной защиты и он эффективно снижается до весьма малых значений при наличии защиты из свинца толщиной -100 мм [12]. Только у-излучение с энергией от 1 до 5 МэВ (в этой области существует минимум в полном коэффициенте ослабления у-излучения }1 для большинства материалов, в том числе и для свинца) поглощается менее эффективно.
Вклад от тяжелых нуклидов составляет только несколько процентов от суммарного фона. Автором определено, что защита из свинца дает очень малый эффект в ослаблении этой компоненты излучения. Например, защита из бетона толщиной 5 м ослабляет этот вид излучения только в 400 раз [13].
Защита из свинца толщиной 1 0 0 мм также очень мало ослабляет фон тяжелых мюонов. Так для уменьшения этой компоненты фона в 12 раз потребуется защита толщиной в 50 м водного эквивалента. Ослабление этой части фона в 10 раз может быть достигнута только при толщине защиты 5000 м водного эквивалента [13].
Средняя плотность потока мюонов на уровне моря составляет -1,6x10 мюонУсм с. Эта интенсивность мюонов в Ое(и) детекторе эффективностью 10% (по отношению М а 1 ( Т 1 ) размером 76x76 мм) создает -0,3 имп/с.
Мюоны при взаимодействии с материалом пассивной защиты и самого детектора могут рождать тепловые и быстрые нейтроны. Под воздействием этих нейтронов по реакции (п, п ) на ядрах Ое, " Ое, Р е образуется у-излучение с энергией 595, 691 и 847 кэВ, соответственно. Значение плотности потока быстрых нейтронов в этом случае автор принял равным -0,4 нейтрона/см с.
Оценка вкладов в у-фон спектрометров космического излучения, радионуклидов уран-ториевого ряда, характеристического излучения и у-излучения из конструкционных материалов здания и измерительного устройства
Автор проанализировал информацию о значениях фона у-спектрометров, который имеется на лучших зарубежных установках. К таким уникальным установками отнесены спектрометры, описанные в работах [8, 9, 17]. В работе [8] спектрометр установлен в подвальном помещении под общим слоем бетона (с учетом всех перекрытий здания) толщиной 5 м и в спектрометре применена активная защита Се(Ы) детектора антисовпадениями. В работе [9] спектрометр расположен в туннеле Монто-Бианко (в Альпах под слоем горных пород 5000 м водного эквивалента и фон измерен за 4,48 1 0 " мин (31 сут.)). В конструкциях детектора применены радиационно-чистые материалы (например, красная медь вместо алюминия). Спектрометр работает в однокристальном режиме. Реальные значения непрерывной части спектра фона указанных спектрометров приведены в табл.5.
Фон в работе [13] измерен при размещении спектрометра в шахте, где добывается соль, на глубине 300 м от поверхности земли, детектор был окружен пассивной защитой из свинца толщиной 50 мм.
Анализ данных табл. 5 указывает на то что корректное измерение у-фона низкофоновой установки является достаточно длительной и трудоемкой процедурой.
В табл.5 значения у-фона во всех спектрометрах достаточно хорошо совпадают между собой. Такое совпадение не является случайным, т.к. оно указывает на то, что приведенные значения фонов являются близкими к предельным значениям, которые можно достичь на современном уровне. С/МД/Диссерггация.К Поэтому при проектировании и запуске низкофоновых спектрометров целесообразно сравнивать реальные характеристики их с данными табл.5. Такое сравнение позволит оценить (по фону) научно-технический уровень смонтированной спектрометрической установки.
ППД у-спектрометр с защитой антисовпадениями. Выше достаточно подробно были представлены рабочие характеристики однокристального у-спектрометра.
Форма линии однокристального Ое(и) спектрометра такова, что фотопики, соответствующие у-квантам низких энергий, всегда находятся на пьедестале, образованном у-квантами более высокой энергии, которые подверглись в детекторе комптоновскому рассеянию.
Высота этого пьедестала в диапазоне 0.1-1.0 Мэв в пределах ширины у-линии может в десятки, а иногда и в сотни раз превышать площадь исследуемого фотопика. Вполне очевидно, что в таких условиях с требуемой погрешностью (5-10%) определить активность нуклида, испускающего у-кванты низкой энергии, очень трудно, а иногда совсем невозможно. Кроме того, в спектре могут быть фотопики от у-переходов с малыми выходами. Эти фотопики на фоне комптоновского распределения от высокоэнергетических у-квантов с большим выходом практически не видны, так как площади таких фотопиков попадают в интервал статистического разброса.
Преодолеть отмеченные трудности анализа спектра однокристального спектрометра автор предложил путем применения у-спектрометра с улучшенной формой линии, а именно, у-спектрометра, схема которого позволяет существенно (в 6-10 раз) снизить сплошное комптоновское распределение без потери фотоэффективности. Таким спектрометром является спектрометр с защитой антисовпадениями [2, 8, 10, 18, 57].
Суть метода защиты антисовпадениями состоит в том, что основной детектор из Ое(Ы), облучаемый исследуемым источником у-излучения, максимально возможно окружается дополнительным защитным детектором. Назначение защитного детектора заключается в том, что он регистрирует у-кванты, которые
С/МД/Диссертация.К испытали в детекторе-анализаторе комптоновское рассеяние, т.е. оставили в нем только некоторую часть своей энергии и покинули детектор-анализатор и оказались зарегистрированными в защитном кристалле. Сигналы от защитного детектора закрывают вход многокристального анализатора для импульсов, одновременно зарегистрированных в детекторе-анализаторе.
Структурная схема спектрометра с защитой антисовпадениями, разработанная автором, показана на рис.7.
Для уменьшения фона вся система детекторов у-излучения окружена пассивной защитой из чугуна (10 см.), меди (2 см.) (рис 8).
Коэффициент подавления импульсов комптоновского распределения в различных энергетических диапазонах изменяется от 6.5 до 9.0, т.к. в реальных условиях детектор-анализатор не удается окружить со всех сторон защитным детектором, те, всегда имеется некоторый телесный угол, в который может утекать рассеяное у-излучение, кроме этого, защитный кристалл не обладает 100% эффективностью регистрации рассеянного у-излучения.
На рис, 9 представлены результаты измерения непрерывной части спектра фона у-спектрометра с защитой антисовпадениями, в котором применен детектор с чувствительностью 1 4 5 м м [ 1 8 9 0 ] , В спектрах фона, измеренных автором, кривая 1 представляет собой гамма-фон в помещении лаборатории; кривая 2 - фон в режиме однокристального спектрометра; кривая 3 - фон в режиме включения защиты антисовпадениями. Экспериментальные данные автора для оценки технического уровня сравниваются с аналогичными результатами [8],
Из представленных данных видно, что пассивная защита спектрометра с защитой антисовпадениями, разработанная автором, по своим характеристикам не уступает лучшим зарубежным образцам. Однако активная защита антисовпадениями в работе [8] примерно в 2,5 раза эффективнее подавляет фон рассеянного излучения по сравнению с данными автора. Такое различие в эффективности активной защиты обусловлено только более "удачной" геометрией охранного кристалла, примененного в работе [8].
Радиохимические методы выделения а- и Р- излучателей и приготовления источника для измерения активности.
Система "объемный источник - Ое(и) детектор" теоретически не является точечной. Однако в процессе градуировки Ое(Ы) спектрометра точечными источниками автором обнаружено, что для системы (Ое(Е1) детектор-источник) выполняется закон обратных квадратов для некоторой точки, находящейся внутри кристалла и которая названа эффективным центром детектирования (ЭЦЦ). Этот экспериментальный факт позволил реальную систему "объемный источник и Се(Ь1) детектор" принять в виде системы "точечный детектор - объемный источник". Эта система, как показали дальнейшие исследования, с погрешностью менее 3% соответствует реальной [90,92].
Таким образом, автором показано, что для точечных источников показания Ое(Ы) детектора "N" (скорость счета, имп/с) изменяется с расстоянием "К" по закону обратных квадратов, т.е. Это условие выполняется для некоторой точки, находящейся внутри детектора на расстоянии К ,), от крышки криостата [92].
Для решения многих задач спектрометрии у-излучения целесообразно в качестве модели Се(Ь1) детектора принять плавующую точку с координатой Rэф=Rэф(E). При разработке программ обработки и расчета величины К(Е) была принята такая модель.
Преимущество такого представления заключается в следующем:
1. Величина Rзф(E) может быть измерена экспериментально с требуемой точностью. Ниже представлена методика измерения этой величины.
2. В такой модели можно рассматривать детектор как "черный ящик", т.к. ничего не требуется предварительно знать о конструктивных особенностях детектора (геометрические и физические характеристики).
Попытаемся, не имея сведений о геометрии детектора, определить экспериментально Rэф(E) .Для этого с помощью точечного источника (например. Со из набора ОСГИ) определим скорости счета N8 и Кь при размещении источника в точках А и В (рис. 11).
Положение ЭЦД и значение Кэф можно определить графической экстраполяцией функции {(Ь;) в ноль. Однако, такой способ обладает также значительной погрешностью в следствии субъективности при экстраполяции прямой линии по экспериментальным точкам.
Удобнее всего проводить экспериментальную прямую по методу наименьших квадратов, что даст возможность оценить математически погрешность измерения
Анализ показывает, что для определения Яэф(Е) с погрешностью 5% требуется провести измерения функции Щ) в не менее чем 10 точках в диапазоне значений Ь; от О до 15 см. При этом необходимо не допускать перегрузку Ое(Е1) детектора на малых расстояниях от крышки криостата.
Рассмотрим случай, когда согласно паспортным данным при размещении источника на Н=25 см, были определены у двух детекторов одинаковые а«160мм (о - площадь чувствительной поверхности детектора).
Однако, предположим, что для первого детектора Кэф1=2.5 см, а для второго Кэф2-3.0 см. Отношения скоростей счета при Н=25 см (с учетом "точечной" геометрии) будут Н1т2=(25+3.0) /(25+2.5)Ч27.5+0.5) /27.5 =1+1/27.5+0.25/27.5 =1.035«1 т.е. скорости счета будут совпадать с погрешностью 3.5%. Теперь поместим источник на крышку криостата и определим отношения КШ2=(3.0/2.5) =9.0/6.25«1.5 т.е. эффективность первого детектора при Н=0 будет в 15 раза выше, чем у второго, хотя у обоих детекторов а одинаковы. С/МД/Диссертация.К Для решения задач внешней среды предпочтение надо отдать первому детектору, т.к. у него большая эффективность.
Для получения зависимости Кэф(Е) необходимо операции, описанные выше, повторить для источников гамма-излучения с необходимым набором значений энергии. Например, провести аналогичные измерения с набором источников ОСГИ. Многократные исследования показали, что зависимость Кэф(Е) может с требуемой точностью быть аппроксимирована формулой;
К,ф(Е,) = ( З х Е Эксперименты показали, что для всех детекторов типа ДГДК константа "у", которая отражает физические процессы взаимодействия у-излучения с Се, оказалась одинаковой и равной у=0.1 ±0.005. Константа " Р " отражает взаимное расположение рабочего тела детектора по отношению к крышке криостата и для каждого Ое(Ы) детектора имеет свое конкретное значение. Для 15 исследованных детекторов в диапазоне ДГДК-40 и ДГДК-125 константа "Р" изменялась от 1.33±0.05 до 1.71±0.05.
Введение величины Кгц,(Е). значительно упрощает прогноз эффективности детекторов для объемных проб различной геометрической формы, различной объемной массы и различного нуклидного состава. Упрощение заключается в том, что с помощью несложного математического аппарата удается разрабатывать алгоритм и программу расчета эффективности детектора для объемных проб (с использованием эффективности, измеренной для точечных источников), размещенных на произвольных расстояниях от крышки криостата с суммарной погрешностью ±(3-5)%, что вполне удовлетворяет требованиям при определении активности проб внешней среды.
Определение эффективности детекторов при анализе аппаратурных спектров.
В настоящее время все существующие методы расчета эффективности Ое(и) детекторов для объемных источников можно разделить на три группы: расчетно-аналитические [37-44]; С/МД/Диссертация. К расчетно-эмпирические (полуэмпирические) [45-54]; эмпирические [55, 93, 94]. Расчетные методы используют, как правило, либо статистическое описание процессов (метод Монте-Карло), либо аналитическое. Расчетные методы требуют мощной вычислительной техники, знания чувствительной области детектора и констант, описывающих взаимодействие излучения с германием из-за чего применение этих методов крайне ограничено. Кроме того, из-за технологических разбросов при изготовлении Се(Ы) детекторов, результаты расчетов трудно адаптировать для других аналогичных детектирующих систем.
Расчетно-эмпирические методы нащли широкое применение благодаря реализации их на широко используемых малых и мини ЭВМ. Наконец, эмпирические методы [55] основаны на малоточных процедурах приготовления эталонных образцов известной активности с равномерным распределением радионуклида по объему источника (что удается только для растворов) той же формы, что и исследуемый образец. Активность определяется относительным методом. Поскольку очень сложно обеспечить равенство коэффициентов ослабления у-излучения в эталоне и в пробе (из-за вариации химического состава, плотности и др.), возникают систематические неконтролируемые погрешности в оценках эффективности для объемных источников.
Автором была разработана полуэмпирическая модель расчета эффективности для объемных источников. В основе методики лежит градуировка и определение эффективности детектора точечными источниками, а затем введением коэффициента К(Е) (коэффициент геометрии) осуществляется определение эффективности для объемных источников (цилиндр, конус, шар) любой объемной массы в предположении, что активность равномерно распределена по объему источника [35, 36]. где 0.эф{г,Е) - вероятность того, что у-квант достигнет рабочей зоны детектора не испытав взаимодействия.
Фотоэффективность можно легко измерить для точечного источника; Пусть мы измерили зависимость фотоэффективности от энергии для точечных источников (например у-источников ОСГИ) в фиксированной геометрии. Теперь нам необходимо рассчитать функцию приведения фотоэффективности системы "точечный источник - ППД" к фотоэффекгивности системы "объёмный источник -ППД". Для точечного источника имеем:
