Содержание к диссертации
Введение
Литературный обзор 10
Глава 1. Исследование метода активации фольг при измерении потока нейтронов медицинских источников на основе cf-252 54
Глава 2. Оптимизация метода измерения параметра равномерности протяжённых источников нейтронов на основе cf-252 65
Глава 3. Комплекс средств и методик измерения мощности экспозиционной дозы источников гамма-излучения медицинского и промышленного назначения для их паспортизации 84
Глава 4. Комплекс специализированных гамма- спектрометрических установок, предназначенных для паспортизации ри по активности и относительному содержанию радионуклидных примесей 106
Выводы 123
Литература
- Исследование метода активации фольг при измерении потока нейтронов медицинских источников на основе cf-252
- Оптимизация метода измерения параметра равномерности протяжённых источников нейтронов на основе cf-252
- Комплекс средств и методик измерения мощности экспозиционной дозы источников гамма-излучения медицинского и промышленного назначения для их паспортизации
- Комплекс специализированных гамма- спектрометрических установок, предназначенных для паспортизации ри по активности и относительному содержанию радионуклидных примесей
Введение к работе
Актуальность работы
Во второй половине 20-го века появились новые научно-технические направления, связанные с практическим использованием ионизирующих излучений. Наиболее значимым примером может служить появление целой отрасли - радиационной технологии, все большую значимость в здравоохранении приобретает постоянно совершенствуемая радиационная медицина. За последние годы на мировом рынке радио нуклид ной продукции возросла потребность в источниках медицинского и промышленного назначения. В системе здравоохранения при диагностике, лабораторных тестах и терапии многих заболеваний радионуклиды используют как обязательный компонент. В некоторых случаях такая диагностика вообще не имеет альтернативы. Эксперты Управления изотопов для медицины и научных программ DoE США в 1999 г. подготовили отчет "Экспертная комиссия: прогноз будущего спроса на медицинские изотопы", где до 2020 г. прогнозируется ежегодное увеличение спроса на диагностические изотопы - (7 + 16)% и на терапевтические изотопы -(7 +- 14)%. [8], [9]. Наиболее простой и дешевый способ получения радионуклидов основан на облучении изотопных мишеней нейтронами в реакторе. Для этих целей используют, как правило, исследовательские ядерные реакторы (ИЯР). ГНЦ РФ НИИАР располагает несколькими реакторами для получения радионуклидов. Высокая плотность потока нейтронов 10 н/(см2 х с) активной зоны реакторов позволяет получать источники ионизирующего излучения высокой удельной активности, что дает возможность изготовления источников широкого диапазона типоразмеров, повышая их конкурентоспособность на российском и
мировом рынках. Так, удельная активность Ат облученных природных изотопов составляет: для 6 Со - Am ~ 400 Ки/г; для |921г - Ат ~ 600 Ки/г; 75Se - Ат ~ 1000 Ки/г; 153Gd - Ат ~ 150 Ки/г; 63№ - Ат ~ 15 Ки/г), а так же накапливают необходимое количество Cf и других трансплутониевых элементов.
Получение ионизирующего излучения для реализации большинства методик и технологий основывается, прежде всего, на применении радионуклидных источников. В этой связи, перед атомной промышленностью страны была поставлена задача организовать и обеспечить промышленное производство радионуклидных источников, удовлетворяющих запросы различных потребителей. Отличительными чертами такого производства являются высокая наукоёмкость продукции, необходимость собственной базы наработки сырья (радионуклидных препаратов), исключительные требования к безопасности производства и самой продукции. Решить такую проблему в состоянии только немногие технически развитые страны, которые обеспечивают своим производством потребности остального мира. Были выработаны международные правила и стандарты на рад иону клидные источники, установлена система их классификации (МС ИСО 2919-80). На основании международных требований разработан отечественный ГОСТ 25926-90, регламентирующий вопросы классификации, безопасности, производства и эксплуатации источников.
В России основное производство радионуклидных источников сосредоточено в ГНЦ НИИАР и НПО «Маяк», причем номенклатура выпускаемых изделий, как правило, индивидуальна для каждого предприятия. Так в НИИАР выпускаются промышленные и медицинские гамма-источники на основе радионуклидов Со-60, Ir-192, Gd-153, Se-75, Sb-124, Tm-170 и др., а также нейтронные
источники спонтанного деления на основе Cf-252. Активность таких источников может достигать десятков тысяч кюри. Закрытый радионуклидный источник (РИ) представляет собой активный сердечник (порция радионуклида), помещенный в одну или несколько герметичных металлических оболочек. Конструкция и размеры источника зависят от типа облучательной установки, для комплектации которой они предназначены. Высокая активность источников определяет необходимость применения при их изготовлении сложного защитного оснащения, дистанционного выполнения операций, повышенных мер безопасности производства. Основными радиационными параметрами источников, устанавливаемыми при их паспортизации, могут быть:
активность радионуклида в источнике;
мощность экспозиционной дозы в заданной точке;
поток частиц из источника;
радиационные примеси в источнике.
Очевидно, что неотъемлемой и обязательной частью производства должны быть средства и методики радиационного контроля, . пригодные для определения с требуемой точностью названных радиационных параметров источников.
Разработка средств и методов радиационного контроля должна
выполняться одновременно с разработкой типа источников и
представляет собой важную научно-техническую задачу в
актуальной проблеме промышленного производства
радионуклидных источников.
Цели работы
Создать в ГНЦ НИИАР апаратурно-методический комплекс, обеспечивающий радиационный контроль РИ промышленного и медицинского назначения в условиях массового производства.
Научная новизна
1. Разработана модификация метода золотых фольг для
компарирования нейтронных источников из Cf-2525 позволяющая в
условиях массового контроля обеспечить погрешность не более 3% и рабочий диапазон потока нейтронов 106 + 109 с"\
Предложен способ контроля равномерности протяжённых источников, учитывающий искажение аппаратурной линии гамма-сканирующей установки. Способ реализован в методике паспортизации протяжённых нейтронных источников спонтанного деления.
Предложена модель аппроксимации спектрограммы гамма-излучения, учитывающая реальные условия искажения спектра на измерительных установках в горячих исследовательских камерах.
Представлены результаты международого сличительного эксперемента, подтверждающие высокое качество разработанной аппаратурно-методической базы паспортизации РИ,
Практическая значимость
Созданная в ГНЦ НИИАР система методов, методик и средств контроля позволила освоить выпуск в институте радионуклидных источников для народного хозяйства. Система начала действовать в ГНЦ НИИАР с 1990 года. В настоящее время эта система контроля действует на Белорусско-Российском предприятии "ЗАО Изотопные технологии", где налажен выпуск РИ на основе 60Со и |921г.
*ч
Разработанный комплекс средств измерения ГНЦ НИИАР, был внедрён и сейчас с успехом широко используется на Китайско-Российском совместном предприятии: «Пекинская КИАЭ-НИИАР компания радионуклидов» при производстве источников на основе 252Cf, l92Ir и 6UCo в Китайской народной республике.
На все выпускаемые источники разработаны методики, созданы и исследованы установки паспортизации в условиях горячих камер, боксов, которые позволяют проводить измерения ядерно-физических параметров с погрешностью 3 + 10%.
Положения, выносимые на защиту:
Установка для измерения потока нейтронов «Фантом» и реализованная на ней методика обеспечивают массовый контроль источников спонтанного деления на основе 352Cf в диапазоне 106 + 109 с"1 с погрешностью до 3% ;
Разработанный метод контроля равномерности протяженных источников, оптимизирует условия измерения и позволяет обнаружить неравномерность нейтронного источника на уровне ОД мкг/мм.
Апаратурно-методический комплекс для измерения мощности экспозиционной дозы и активности в условиях защитных камер обеспечивает измерения интенсивных гамма-источников в диапазоне активности (1010 + 1013) Бк или -(1 +- 1000) Ки с погрешностью от 5 до 10%.
Гамма -спектрометрический комплекс позволяет выполнять контроль активности и содержания радиоиуклидных примесей в гамма-источниках в условиях коллимации гамма-полей в диапазоне значений активности (10 + 10 ) Бк с погрешностью
от 7 до 10% и содержания примесей в диапазоне значений активности (10 +-10 ) Бк с погрешностью (10+13)%. 5. Созданный комплекс средств и методик радиационного контроля полностью обеспечивает потребности существующего производства в ГНЦ НИИАР и предусматривает возможность расширения номенклатуры контролируемой продукции.
Исследование метода активации фольг при измерении потока нейтронов медицинских источников на основе cf-252
Источники HCF 2.041, предназначенные для использования в медицине при проведении внутриполостной лучевой терапии, изготавливаются по ТУ ЗН.2085.000.00ТУ, 13 состав комплекта входят источники со следующими номинальными значениями потока нейтронов: 2,3 х 107 с", 1 х 109 с"1, 4 х Ю9 с"1. Диаметр источников - Змм, длина - 15мм.
В настоящей главе речь идет об установке для измерения потока только источников І х 10 и 4 х 10 н/с, поскольку по отношению к источнику с потоком 2,5 х 10 н/с справедлива методика аттестации источников общепромышленного назначения, позволяющая аттестовать источники (1 + 5) х Ю7 с_1с погрешностью 3%.
Наличие большого потока нейтронов определяет большую мощность дозы нейтронов, что позволяет отпускать при лечении единичные ударные дозы за очень маленькие промежутки времени (десятки секунд). Этот режим для больного является более щадящим, чем продолжительные экспозиции с источником, поток которого составляет 2,3 х 10 с".
Однако работа врача-радиолога и дозиметриста в условиях дистанционного манипулирования источником требует исключительно точной фиксации дозных нагрузок.
Поэтому, для источников внутри полостного комплекта особенно важна точность измерения потока при паспортизации. Медициной сформулированы требования к измерению дозы в условиях медицинского стационара, которые эквиваленты требованию к погрешности измерения потока нейтронов при паспортизации ± 3%.
В настоящее время, поток нейтронов внутриполостных источников определяется при паспортизации методом компаратора, в качестве которого используется установка с всеволновым счетчиком, а в качестве образцовых мер потока - два источника типа HCF 2.01, аттестованные во ВНИИМ
Скорость счета импульсов регистрации нейтронов от образцового нейтронного источника сравнивается в одной и той же геометрии со скоростью счета импульсов от аттестуемого источника с помощью компаратора - блока детектирования с заменяемыми гелиевым или борным счетчиками нейтронов и регистрирующей аппаратурой. Для того чтобы исключить систематическую погрешность, обусловленную влиянием конечного «мертвого» времени счетного канала, вводят промежуточные меры потока нейтронов, отличающиеся друг от друга по значению потока не более чем в 5 раз и изменяют расстояние между источником и блоком детектирования, что позволяет сохранять скорость счета импульсов 10 имп/с.
Диапазон измерения потока нейтронов (1 х 106 - 2 х ДО10) с"1, погрешность — 8%, Следует отметить, что хотя отношение максимальной и минимальной границ диапазона оставляет 10, из этих: четырех порядков только приблизительно два перекрываются за счет изменения расстояния между источником и детектором от Rmin 0.2 м до Rniax = 3,0 м. Для обеспечения ещё двух порядков используется замена счетчика СНМО-5 на СНМ-11 (менее эффективный) и ослабление излучения с помощью полиэтиленовых фильтров с кадмиевым экраном. Общая схема перекрытия диапазона примерно следующая: от 1 х 106 с-1до 5 х 10 с"- со счетчиком СНМО-5 и изменением R от 0,2 м до 1/7 м; от 5 х 10й до 1 х 101и - с последовательным введением двух фильтров на R-(1,7-1,8) м; от I х 02 до 2 х 10ю - со счетчиком СНМ-11, двумя слоями поглотителя на R - 2,4м. При этом скорость счета импульсов для всех источников изменяется в диапазоне от І х 10 до 5 х 10 имп/с.
Наиболее массовые измерения связаны с источниками, поток которых составляет 1 х 106- 1 х 108 с"1. Источники с поминальными значениями потока более 5 х 109 с"1 являются единичными изделиями.
В настоящее время, со стороны потребителей источников типа HCF 2-01 отсутствуют обоснованные требования, как в случае медицинских источников, к уменьшению погрешности измерения потока источников. Поэтому, можно предполагать, что погрешность измерения потока удовлетворяет запросы промышленности, а методика измерения потока при паспортизации соответствует установленным требованиям. Однако, у существующей методики паспортизации имеется принципиальный недостаток, который не связан с точностью измерения потока нейтронов и обусловлен характером производимых с источником операций.
Диапазон значений потока нейтронов источников, который можно «перекрыть», составляет І х Ю6 - 2 х 10Ш с"3 и соответствует диапазону потока выпускаемых источников.
Значение нестабильности счетного канала в течение рабочего дня т] 0,2%, что позволяет проводиіь измерения с образцовой мерой только в начале и в конце серии измерений с аттестуемыми источниками, если паспортизуется партия, состоящая из нескольких штук источников.
Оптимизация метода измерения параметра равномерности протяжённых источников нейтронов на основе cf-252
В медицине источники штырькового типа применяют в лучевой терапии онкологических опухолей наружного типа [70]. Процедура лечения построена таким образом, что в ткань опухоли одновременно вводится несколько источников с целью обеспечения дозового поля заданной конфигурации. Как показывают исследования, эффективность лечения непосредственно связана с точностью отпускаемой в процессе облучения поглощенной дозы излучения, которая рассчитывается на основании двух основных метрологических характеристик штырькового источника: потока нейтронов и распределения калифорния по длине источника. Медицинскими радиологами и дозиметристами установлено, что погрешность в значении отпускаемой дозы не должна в настоящее время превышать 5%, что приблизительно соответствует требованию к погрешности в определении потока нейтронов - не более 3%, и к величине допускаемой неравномерности - не более 15%.
Поток нейтронов штырьковых источников в настоящее время определяется при паспортизации методом компаратора [3], в качестве которого используется радиометр ОВС-3, по отношению к известному потоку одного из двух (в зависимости от диапазона) образцовых источников типа CF 2.01 (общепромышленного назначения), аттестованных во ВНИИМ, Погрешность измерения потока согласно ТУ 95 1431-86 составляет 8%.
Детектор радиометра ОВС-3 мало чувствителен к геометрической конфигурации источников в пределах размеров источников штырьковых и общепромышленного назначения. Однако чтобы полностью использовать достоинства метода компаратора, максимально проявляющиеся при сравнении абсолютно идентичных между собой по типу мер, в рамках настоящей работы был аттестован комплект источников штырькового типа, предназначенных для использования в качестве образцовых мер при паспортизации серийных штырьковых источников. Комплект включает четыре источника следующих типов: HCF 2-021, HCF 2.022, HCF 2.023, HCF 2,024 в исполнении I и один источник TnnaHCF 2.023 в исполнении II.
Поток нейтронов источников дважды (с временным интервалом 0,5 года) измерен на установке УНИ-1, входящей в состав ГПЭ потока и плотности потока нейтронов. Погрешность аттестации составляет 2% для доверительной вероятности Р = 0,95. Из табл. 3 следует, что поток нейтронов штырьковых источников в пределах одного типа может отличаться по величине не более чем в 10 раз. Это означает, что при аттестации серийных источников методом компаратора, систематическая погрешность, обусловленная различием в величине потока аттестуемого и образцового источника, будет минимальна и не превысит, как следует ожидать, 1%. Следовательно, использование комплекта образцовых источников штырькового типа позволяет выполнить требование медицины об аттестации серийных штырьковых источников с погрешностью, не превышающей 3%,
Рассмотрим теперь, удовлетворяется ли при серийном выпуске, требование медицины о допускаемой неравномерности калифорния не более 15%. В технических условиях 95 1431-86 указывается, что источники протяженной формы изготавливаются с заданным линейным распределением калифорния, которое может быть равномерным или носить характер заданной заказчиком неравномерности. При равномерном распределении отклонение по содержанию калифорния на отрезке активного сердечника длиной не более 2 мм не должно отличаться более чем на 15% от среднего значения, рассчитанного на единицу длины, при доверительной вероятности Р = 0,95.
Для контроля неравномерности линейного распределения при серийном выпуске источников, в основном применяется метод гамма-сканирования, описание которого из ТУ 95.1431-86 приведено ниже.
Метод применим для контроля равномерности распределения калифорния по длине активных катодов, полученных путем электрохимического осаждения калифорния-252 на платиновую проволоку - катод. Сущность метода заключается в измерении детектором потока гамма-квантов, сопровождающих альфа-распад и спонтанное деление калифорния-252, от участков протяженного активного катода, последовательно проходящего мимо коллимирующеи щели. По полученному распределению потока гамма-квантов судят о равномерности линейного распределения калифорния. После сканирования из активного катода вырезают участки необходимой толщины с требуемой равномерностью, которые затем в качестве активного сердечника помещают в капсулу и герметизируют.
Контроль распределения калифорния осуществляется на гамма-сканирующей установке. Установка состоит из блока детектирования, механизма перемещения источника, блока автоматического или ручного управления перемещением и блока регистрации. Катод дискретно, с шагом 0,5мм, перемещается относительно оси коллимирующей щели в блоке детектирования, совершая вращательно-поступательное движение. Измерение числа импульсов проводится при каждом шаге сканирования с помощью вторичной регистрирующей аппаратуры.
Для проведения измерений используются: - бокс тяжелый, типа Б-IV № 150; - полупроводниковый кремниевый детектор; - реверсивный электродвигатель, типа РД-09; - гамма-сканирующее устройство; - малошумящий предварительный усилитель; -блок усиления; - блок селекции амплитуды типа БСАЭ-1 еМ; - блок питания; - блок смещения напряжения; - пересчетный прибор типа ПС02-2еМ; - цифропечатающее устройство типа ЬЗ-15; - блок автоматического управления; - кабель лини связи с измерительно-вычислительным центром типаРК-50-7-15;
Комплекс средств и методик измерения мощности экспозиционной дозы источников гамма-излучения медицинского и промышленного назначения для их паспортизации
Метрологическая аттестация средств измерений проводилась в ГНЦ НИИАР в 1990 г. средствами измерений ГНМЦ "ВНИИМ им. Д.И. Менделеева" При этом использовались полостная ионизационная камера Ц 1І6-4-1 с электроизмерительным устройством на основе усилителя постоянного тока У5-11 с вольтметром Щ300, входящими в состав государственного первичного эталона экспозиционной дозы и мощности экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучений ГЭТ 8-82. Электроизмерительная система была прокалибрована по мерам тока типа ИИТ, полученные значения коэффициентов шкал для диапазонов 3, 5, 7 и 9 при использовании длинного кабеля приведены в таблице 5.
Значения калибровочных коэффициентов Исследована зависимость эффективности показания дозиметра от энергии гамма-источника. Диапазон 3 5 7 9
Коэффициент шкалы, Кл/В 1010,7х10"п 101,08x10"" 10,28x10"11 0,991x10-" Размер единицы МЭД средства измерений получают от Государственного первичного эталона единиц экспозиционной дозы, мощности экспозиционной дозы и потока энергии рентгеновского и гамма-излучений. Вторичные эталоны обеспечивают аттестацию источников гамма-излучения по МЭД с погрешностью ± 3% (при доверительной вероятности Р = 0,95) [4]. При передаче размера единицы МЭД паспортизуемым серийным гамма-источникам необходимо соответствовать следующим требованиям: - энергетический диапазон гамма-излучения от 0,1 до 2,0 МэВ (источники на основе радионуклидов Od, Se, Cs, Со, Ir); - диапазонМЭДотЮ"10до 10 4А/кг; - пофешность МЭД при паспортизации источников медицинского назначения не более 5% (при доверительной вероятности Р = 0,95); - погрешность МЭД при паспортизации промышленных гамма-источников не более 10% (при доверительной вероятности Р = 0,95).
Для целей настоящей работы были выбраны два метода передачи размера единицы МЭД: метод прямых измерений с использованием образцового дозиметрического прибора; - метод сличения при помощи компаратора с образцовым источником.
Для этих методов были разработаны и исследованы специализированные установки МЭД-1 и МЭД-2. Установка МЭД-1 (Рис.5) предназначена для паспортизации медицинских гамма-источников и включает в себя камеру, где располагается паспортизуемый источник и градуировочную линейку, расположенную вне камеры. Установка не имеет типового коллиматора. Исі очники (поверяемый и образцовый) устанавливаются поочередно с помощью пружины заподлицо в специальное устройство в камере Б-1, которое расположено постоянно на расстоянии 70мм от внутренней поверхности стенки камеры. Излучение через диафрагму в стене диаметром 100мм и длиной 120мм выходит в помещение операторской, где расположена вдоль пучка излучения линейка градуировочная с приспособлением для юстировки блока детектирования приборов М2300, 27012 в поле облучения. Диаметр равномерного поля на расстоянии 1м от центра источника составляет 40см, Рабочая часть градуировочной линейки камеры Б-1 изменяется от 0,8м до 1,15м. Установка укомплектована набором источников гамма-излучения. На установке МЭД-1 поверка источников проводится методом прямых измерений и сличением при помощи компаратора. В качестве компаратора использован клинический дозиметр 27012 или М2300 с камерами 70110 и 70111.
Все источники были аттестованы методом прямых измерений с использованием ірафитовой ионизационной камеры Ц 116-4-1 (постоянная камеры nCs-m = 3,287х106 Р/Кл, ПСо-бо = 3,315х106 Р/Кл), источник гамма-излучения из радионуклида Со-60 № 321 так же аттестован сличением при помощи компаратора. В качестве компаратора была использована ионизационная камера Ц 116-4-1. Мощность дозы источника селен-75 № 2.09/01 измерена на расстоянии 1м от центра источника абсолютным методом с помощью лолостной ионизационной камеры 36-2/1/2 из состава ГЭТ 8-82. Результаты измерений приведены в таблице 6
Комплекс специализированных гамма- спектрометрических установок, предназначенных для паспортизации ри по активности и относительному содержанию радионуклидных примесей
Гамма-спектрометрические измерения активности и относительного содержания разно активных примесей радионуклидных источников основаны на измерении спектра гамма-излучения от источника с помощью полупроводникового Ge (Li) детектора. Распределение по энергиям и интенсивностям излучения, испускаемого радиоактивными нуклидами, называют истинным спектром, а распределение сигналов от детектора по амплитудам (результирующий гамма-спектр) - аппаратурным. Связь между аппаратурным и истинным спектром описывается интегральным уравнением Фредгольма первого рода, содержащим функцию отклика первичного преобразователя. В связи со значительной трудностью определения функции отклика, задача восстановления параметров истинного спектра из аппаратурного путем непосредственного решения уравнения неосуществима- Однако, поскольку значительное число радионуклидных источников, в т.ч. кобальт-60, цезий-137, селен-75, гадолиний-153, иридий-192 и иттербий- 169,имеют дискретные спектры, для обработки экспериментальных данных применим модельный подход, т.е. строится математическая модель исследуемого участка спектра, и определяются такие значения параметров модели, при которых она наиболее точно описывает аппаратурный спектр. Существенным условием правомерности такого подхода является обязательное выполнение всех предложений данной модели (форма аппаратурной линии, вид непрерывного распределения, отсутствие искажающих форму аппаратурного спектра эффектов).
Расчет активности рад иону клидного источника основан на использовании калибровочной зависимости абсолютной эффективности регистрации спектрометра, определенной для конкретного диапазона энергий гамма-излучения при метрологическом исследовании аппаратурных спектров образцовых мер активности и учитывающей геометрию измерений и её воспроизводимость. Такой метод предполагает значительное разделение во времени измерений исследуемого и образцового источников, что накладывает дополнительные ограничения на применяемую модель. При этом необходимо учитывать, что в связи с необходимостью работы в диапазоне активностей источников 10 - 10 Бк и условиях повышенного фона, в состав гамма-спектрометров входит коллимирующая система и пассивная защита от внешнего фонового гамма-излучения, приводящие к отличной от условий измерения точечного источника форме аппаратурного спектра.
Для расчета активности радионуклидного источника, проводимого с погрешностью 10%, необходимо определить из аппаратурного спектра энергии и интенсивности истинного излучения. Однако, ограничения, накладываемые условиями измерений, не позволяют применить для определения параметров широко распространенную модель аппроксимации пика полного поглощения симметричным гауссианом. Нами было проведено исследование применимости ряда моделей, в результате которого разработан алгоритм автоматической обработки гамма-спектров, получаемых в условиях так называемых «плохих геометрий», т.е. наличия большого числа эффектов, искажающих «континуум» спектра, право- и левоасимметричных пиков (фактор асимметрии может достигать 3) и значительного разброса разрешения (3-6 кэВ). В основу применённой модели положен принцип разбиения непрерывного спектра на участки, содержащие пики полного поглощения первичного излучения на кусочно-гладком «континууме». Ширина выбираемых участков ограничена условием постоянства энергетического разрешения с и не может превышать 90 кэВ. Обработка спектров производится автоматически по программе, разработанной для многоканального анализатора LP4900 В, входящего в состав гамма-спектрометрических установок НИИАР.
В процессе обработки гамма-спектров можно выделить ряд этапов: 1. получение начальных параметров из калибровки спектрометра по энергии и разрешению, измерений фона и абсолютной эффективности; 2. предварительная обработка спектра; 3. окончательная обработка спектра; 4. работа с банком данных, определение радионуклидного состава источника и их активностей. Разделение обработки спектра на предварительную (сглаживание, отсев ложных пиков, выделение синглетов и мультиплетов) и окончательную (анализ мультиплетов) достаточно условно и связано, прежде всего, с возможностями ЭВМ,
Предварительная обработка спектра проводится с целью подготовки информации. Одновременно получают некоторые количественные представления о характере обрабатываемого спектра.
