E-Pulse, 2010-04

An online news publication of the College of Health and Human Services at Governors State University

ГАММА-СПЕКТРОМЕТР ДЛЯ РАДИАЦИОННОГО МОНИТОРИНГА АКВАТОРИЙ И ДОННЫХ ОТЛОЖЕНИЙ

In order to solve the problem of continuous or periodic monitoring of water areas affected by radioactive contamination in the result of scheduled emissions in nuclear power plants or in the result of emergency situations in nuclear fuel cycle plants we need to develop measurement instruments with advanced mathematics and program support to assess the level of radioactive contamination with required accuracy. The aim of theoretical research was to optimize detection device construction, estimate spectrometer metrological parameters in given measurement geometries, and determine effective position of detection device in the process of in situ measurements. This device consists of spectrometric scintillation probe packed into sealed container (detection device) based on NaI(T1) crystal of Ø 63 × 63 mm or Ø 63 × 160 mm size, cable reel with deep-sea cable and a tablet PC for data processing and displaying. The container withstands static hydraulic pressure up to 5 MPa and can be used for measurements at depths of 500 m maximum. Probe measures energy distribution of gammaradiation with energy from 70 keV to 3000 keV. The implemented three-dimensional system for detection device position and orientation determination allows automatic operation of the device (without operator) for water areas or bottom sediment scanning. The spectrometer can output measurement results with threedimensional geographical coordinates as index maps of distribution with necessary resolution and accuracy. Monte Carlo models of spectrometer and controlled objects are developed in order to determine the detector response functions to given radionuclides in given measurement geometries without use of expensive standard measures of activity. Multifunction gamma-spectrometer for in situ radiation monitoring of water areas and bottom sediments was developed and constructed. In the result of theoretical researches the response functions have been calculated in the form of theoretical spectra of monitored radionuclides in definite measuring geometries. The results of mathematical modeling of the gamma-emitting transfer process allowed to estimate effective position of detection device for in situ measurements of specific activity radionuclides 134Cs and 137Cs in bottom sediments. Задачи постоянного или периодического мониторинга водоемов, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате штатных выбросов АЭС или в результате возникновения нештатных ситуаций на предприятиях топливного ядерного цикла, приводят к необходимости разработки соответствующих средств измерений с современным математическим и программным обеспечением, позволяющих оценить уровень радиоактивных загрязнений с заданной точностью. Цель теоретических исследований заключалась в оптимизации конструктива устройства детектирования, определении метрологических параметров спектрометра в заданных геометриях измерения, определении эффективного положения устройства детектирования спектрометра в процессе in situ измерений удельной активности радионуклидов 134Cs и 137Cs в донных отложениях с использованием разработанных Монте-Карло моделей: устройства детектирования, воды и донных отложений. Спектрометр представляет собой многофункциональный прибор, состоящий из размещаемого в герметичном контейнере спектрометрического сцинтилляционного блока детектирования с кристаллом NaI(T1) размерами Ø 63 × 63 мм или Ø 63 × 160 мм, вьюшки с глубоководным кабелем и планшетного компьютера для обработки и отображения информации. Контейнер устойчив к статическому гидравлическому давлению до 5 МПа, что позволяет проводить измерения на глубинах до 500 м. Устройство детектирования позволяет измерять энергетическое распределение импульсов гамма-излучения с энергией от 70 до 3000 кэВ. Реализованная система определения положения устройства детектирования в пространстве позволяет использовать спектрометр в автоматическом режиме (без участия оператора) для сканирования водной акватории и донных отложений. Результаты измерения заданной величины с трехмерными географическими координатами могут быть оперативно представлены в виде карт-схем распределения с необходимой дискретностью и точностью. Для определения функций отклика детектора к заданным радионуклидам в требуемых геометриях измерения без использования физических дорогостоящих стандартных мер активности разработаны Монте-Карло модели спектрометра и объектов контроля. Для радиационного контроля водной среды и донных отложений методом in situ разработан и изготовлен многофункциональный портативный гамма-спектрометр. В результате теоретических исследований были рассчитаны функции отклика спектрометра к контролируемым радионуклидам в заданных геометриях измерения. Результаты математического моделирования процесса переноса гамма-излучения позволили определить эффективную позицию устройства детектирования в процессе in situ измерений активности радионуклидов 134Cs и 137Cs в донных отложениях.

АСПРЕДЕЛЕНИЕ НАЧАЛЬНОЙ ИОНИЗАЦИИ В РАБОЧЕМ ОБЪЕМЕ ИОНИЗАЦИОННОЙ КАМЕРЫ

The task of a spatial distribution of ion pairs in the active volume of the ionization fission chamber has been studied. The formula of a spatial distribution of ion pairs in cylindrical fission chambers, in which a fissile material layer is coated on the internal side of the external electrode, is derived. It is calculated in two ways: counting the number of ion pairs created in the infinitesimal volume inside the active volume of the chamber by all the trajectories, which emanate from a radiator. In the first case, the infinitesimal volume is a sphere. In the second case, it is arbitrary in shape. The formula has evaluated correctly the density of ion pairs at any point in the active volume of the fission chamber. The dependence of the initial density of ion pairs on a radial distance to a radiator created a typical fission fragment – ion Sr in the center of the chamber and the spatial distribution of the initial density of ion pairs along the chamber have been studied. Рассмотрен вопрос о пространственном распределении пар ионов в рабочем объеме цилиндрической ионизационной камеры деления. Предложена формула для пространственного распределения начальной ионизации в цилиндрической камере деления, в которой слой делящегося вещества нанесен на внутреннюю сторону внешнего электрода. Формула выведена двумя способами: путем подсчета числа пар ионов, генерированных в бесконечно малом объеме внутри рабочего объема камеры всеми треками, исходящими из радиатора. В первом случае бесконечно малый объем имеет форму сферы, во втором – произвольную форму. Формула, полученная без всяких ограничений на направление вылета осколков деления, дает правильное поведение пространственного распределения начальной ионизации как вблизи поверхности радиатора, так и вдали от него. Исследована зависимость начальной плотности ионизации от радиального расстояния до радиатора, создаваемой типичным фрагментом деления – ионом Sr в центре камеры. Исследовано также пространственное распределение начальной плотности ионизации вдоль камеры.

МОДЕЛИРОВАНИЕ ПЕРЕНОСА ЗАРЯДОВ В ТОКОВОМ РЕЖИМЕ В АКТИВНОМ ОБЪЕМЕ ИОНИЗАЦИОННОЙ КАМЕРЫ ДЕЛЕНИЯ1

Charge transport in the active volume of the cylindrical ionization fission chamber (FC) in the current mode has been studied. The model is based on the continuity equations for ions and electrons, as well as on Poisson’s equation for the electric field. The source for the continuity equations is calculated taking into account a correct distribution of the initial ionization density in the active volume of the chamber and the charge, mass, and energy dependent distributions of the fission fragments. The distributions of the ion and electron density and electric fields inside the active volume are found for two types of chambers – miniature chambers and “large” chambers with the consideration of the space charge. The correct algorithm for calculation of the beginning of the plateau of the current-voltage characteristic – the minimum voltage on the FC to provide the stationary operation of the chamber is given. It is shown that the often used condition of the electric field absence at the anode E (ra ) = 0 to determine this value is incorrect, since it leads to complex values of the electric field inside the chamber active volume. Neglecting the processes of ion diffusion and recombination, the sensitivity and output current of the chamber in the stationary mode are calculated. Calculations have been carried out for miniature and “large” chambers. It has been shown that the use of the approximation for the generation density of ion pairs by the fission fragment along its track to be constant, often used in practice for “large” chambers, leads to significant errors when estimating the densities of ions, electrons and electric fields inside the FC; at that, the sensitivity may differ by an order of magnitude. Исследован перенос зарядов в активном объеме цилиндрической ионизационной камеры деления (ИКД), работающей в токовом режиме. В основу модели положены уравнения непрерывности для ионов и электронов и уравнение Пуассона для электрического поля. Источник для уравнений непрерывности рассчитан с учетом корректного распределения начальной плотности ионизации в активном объеме камеры и разброса фрагментов деления по их заряду, массе и энергии. Найдены распределения плотности ионов, электронов и электрического поля внутри активного объема для двух типов камер – миниатюрных и «больших» с учетом пространственного заряда. Дан правильный алгоритм для расчета начала плато вольтамперной характеристики – минимального напряжения на ИКД для обеспечения стационарной работы камеры. Показано, что часто используемое условие отсутствия электрического поля на аноде E(ra ) = 0 для определения этой величины является некорректным, поскольку приводит к комплексным значениям электрического поля внутри активного объема камеры. Пренебрегая процессами диффузии и рекомбинации ионов, рассчитаны чувствительность и выходной ток камеры при ее работе в стационарном режиме. Расчеты проведены для миниатюрных и «больших» камер. Показано, что часто применяемое на практике использование приближения постоянства плотности генерации пар ионов осколком деления вдоль его трека для «больших» камер приводит к существенным ошибкам в оценке плотностей ионов, электронов и электрических полей внутри ИКД, при этом чувствительности могут отличаться на порядок

ИМИТАЦИЯ ОБЪЕМНЫХ МЕР АКТИВНОСТИ МЕТАЛЛОВ

Due to the specific character of problems in the field of ionizing radiation spectroscopy, the R&D and making process of standard volumetric activity metal samples (standard samples) for calibration and verification of spectrometric equipment is not only expensive, but also requires the use of highly qualified experts and a unique specific equipment. Theoretical and experimental studies performed have shown the possibility to use imitators as a set of alternating point sources of gamma radiation and metal plates and their use along with standard volumetric activity metal samples for calibration of scintillation-based detectors used in radiation control in metallurgy. Response functions or instrumental spectra of such spectrometer to radionuclides like 137Cs, 134Cs, 152Eu, 154Eu, 60Co, 54Mn, 232Th, 226Ra, 65Zn, 125Sb+125mTe, 106Ru+106Rh, 94Nb, 110mAg, 233U, 234U, 235U and 238U are required for calibration in a given measurement geometry. Standard samples in the form of a probe made of melt metal of a certain diameter and height are used in such measurements. However, the production of reference materials is costly and even problematic for such radionuclides as 94Nb, 125Sb+125mTe, 234U, 235U  etc. A recognized solution to solve this problem is to use the Monte-Carlo simulation method. Instrumental experimental and theoretical spectra obtained by using standard samples and their imitators show a high compliance between experimental spectra of real samples and the theoretical ones of their Monte-Carlo models, between spectra of real samples and the ones of their imitators and finally, between experimental spectra of real sample imitators and the theoretical ones of their Monte-Carlo models. They also have shown the adequacy and consistency of the approach in using a combination of metal scattering layers and reference point gamma-ray sources instead of standard volumetric activity metal samples. As for using several reference point gamma-ray sources with radionuclide like 152Eu, 232Th, 226Ra etc, they allow, in a combination of metal scattering layers, to compensate for the absorption of low energy gamma rays in the metal and to generate the desired response in the backscatter peak range, and finally to get the correct amplitude distribution that is equivalent to interaction effects that occur in the volumetric standard sample with radionuclide uniformly distributed in it. В связи со спецификой решаемых задач в области спектрометрии ионизирующего излучения процесс разработки и создания объемных мер активности (стандартных образцов) для калибровки, градуировки и поверки спектрометрического оборудования не только является дорогостоящим, но и требует привлечения специалистов высокой квалификации с уникальным специфическим оборудованием. С использованием теоретических и экспериментальных исследований показана возможность создания имитантов в виде набора чередующихся образцовых спектрометрических гамма-источников и рассеивателей и их использования наряду со стандартными образцами при калибровке и поверке спектрометров на основе сцинтилляционных детекторов, используемых при радиационном контроле металлов. Для градуировки и калибровки спектрометров требуется наличие функций отклика спектрометра к таким радионуклидам, как 137Cs, 134Cs, 152Eu, 154Eu, 60Co, 54Mn, 232Th, 226Ra, 65Zn, 125Sb+125mTe, 106Ru+106Rh, 94Nb, 110mAg, 233U, 234U, 235U и 238U, представляющих собой аппаратурные спектры в заданной геометрии измерения. Для их получения используются стандартные образцы, в виде пробы плавки металла определенного диаметра и высоты. В свою очередь изготовление стандартных образцов является дорогостоящей процедурой, а с радионуклидами 94Nb, 125Sb+125mTe, 234U, 235U и т.д. затруднительно. В данном случае общепризнанным решением такой задачи является использование моделирования методом Монте-Карло. Полученные с использованием стандартных образцов и их имитантов экспериментальные и теоретические аппаратурные спектры показали высокое соответствие разработанных Монте-Карло моделей их реальным образцам и подтвердили правильность результатов Монте-Карло моделирования для радионуклидов 110mAg, 154Eu, 232Th, 226Ra, 94Nb, 235U, 238U и т.д., а также показали адекватность и состоятельность подхода в процессе имитирования стандартных образцов с помощью комбинации рассеивателей и образцовых спектрометрических гамма-источников. Использование нескольких спектрометрических гамма-источников в комбинации с набором рассеивателей для радионуклидов типа 152Eu, 232Th, 226Ra и т.д. позволяет компенсировать поглощенные гамма-кванты с низкими энергиями в металле, сформировать необходимый отклик в области пика обратного рассеяния и в итоге получить амплитудное распределение, эквивалентное эффектам взаимодействия, которые происходят в стандартном образце с равномерно распределенным по объему радионуклидом.

ОЦЕНКА ОБЛАСТИ ВЛИЯНИЯ ЗАГРЯЗНЕННОГО УЧАСТКА ПОЧВЫ ПРИ РЕШЕНИИ ЗАДАЧ РАДИАЦИОННОГО МОНИТОРИНГА МЕТОДОМ «IN SITU»

Intensity of «direct» gamma-quanta absorbed in cylindrical detector has been determined for the detector placed over soil uniformly contaminated in depth. The dependence of impact range radius for NaI(Tl) detector to cesium depth contamination is established for soil from Tohoku region, Japan. Рассчитана  интенсивность  нерассеянных  гамма-квантов,  поглощенных  в цилиндрическом детекторе, помещенном над равномерно загрязненной почвой. Установлена зависимость радиуса области влияния для сцинтилляционного детектора в зависимости от глубины залегания радионуклидов цезия на примере почв региона Тохоку, Япония

СПЕКТРОМЕТР ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ АКТИВНОСТИ ГАММА-ИЗЛУЧАЮЩИХ РАДИОНУКЛИДОВ В ЛЕГКИХ ВЗРОСЛОГО ЧЕЛОВЕКА. Часть 2. МАТЕМАТИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ СКГ-АТ1316А

In this article is presented the description of the detection unit of the whole body counter AT1316A. Is shown brief description of the mathematical processing methods. Is presented the main advantages of the offered functions.Представлено описание устройства детектирования спектрометра излучения человека СКГ-АТ1316А. Приведено краткое описание математических методов обработки аппаратурных спектров. Показаны основные преимущества использования предлагаемых функциональных зависимостей

СПЕКТРОМЕТР ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ АКТИВНОСТИ ГАММА-ИЗЛУЧАЮЩИХ РАДИОНУКЛИДОВ В ЛЕГКИХ ВЗРОСЛОГО ЧЕЛОВЕКА. Часть 1. РЕЗУЛЬТАТЫ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ И ТЕОРЕТИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ

Description of whole body counter AT1316A (WBC) is presented. Main stages of experimental and theoretical researches of metrological parameters of the WBC and its results are presented. Possibility of using of the mathematical phantom of the adult human lungs for determination the WBC response function to gamma-emitting nuclides 51Cr, 54Mn, 59Fe, 58Co, 60Co, 65Zn, 95Nb, 95Zr, 103Ru, 110mAg, 124Sb, 141Ce and 144Ce is shown.Представлено описание спектрометра излучения человека СКГ-АТ1316А. Изложены основные результаты экспериментальных и теоретических исследований метрологических параметров спектрометра. Показана возможность использования математического фантома легких человека для определения функции отклика СКГАТ1316А к гамма-излучающим радионуклидам 51Cr, 54Mn, 59Fe, 58Co, 60Co, 65Zn, 95Nb, 95Zr, 103Ru, 110mAg, 124Sb, 141Ce и 144Ce

Application of variations calculus methods for optimization of time-of-flight neutron spectrometer characteristics

Section V. Equipment, Methods and Automation of Nuclear Experiments, Interaction of Nuclear Radiation with the Matter and Applications of Methods of Nuclear Physic