E-Pulse, 2010-04

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

METROLOGICAL SUPPORT OF DOSIMETRY GAMMA-RAY WITH ENERGY TO 10 MEV FOR RADIATION PROTECTION DEVICES

The field of high-energy gamma-ray for the calibration of radiation protection devices can be obtained by capturing thermal neutrons from titanium target (to 7 MeV) and nickel target (to 10 MeV). The aim of this work was to determine the metrological characteristics of capture gamma-ray fields from titanium target and nickel target obtained at the AT140 Neutron Calibration Facility to provide dosimetry up to 10 MeV.We have chosen energy intervals in which we can calibrate dosimetry devices taking into account the accompanying generation of gamma-ray neutrons by the fast neutron source 238PuBe, the capture radiation of collimator materials and capture radiation from targets.We measured air kerma rate with the aid of the reference AT5350 dosimeter with the ionization chamber TM32002. Using the Monte-Carlo simulation, we obtained the energy distribution of the air kerma rate for targets. We determined the geometric dimensions of the uniform field and the interval of operating distances of the facility.We investigated the metrological characteristics of capture gamma-ray fields from titanium target and nickel target obtained at the AT140 Neutron Calibration Facility for dosimetric radiation protection devices. We showed that in such fields it is possible to calibrate dosimetry devices in the extended energy range up to 10 MeV

Определение содержания 238U по гамма-излучению 234mPa

Radionuclide 238U is one of the most important radioactive elements that must be controlled in nuclear power engineering, geological exploration, control of radioactive contamination of soils and raw materials used in construction. The most optimal way to control 238U is to use the 234mPa radionuclide, the activity of which, due to its short lifetime (≈ 1.2 min), is unambiguously related to the activity of 238U even if the secular equilibrium is disturbed in the sample under studyРossibility of use of the 234mPa nuclide gamma radiation to determine 238U with a scintillation detector in a medium containing natural radionuclides is investigated and demonstrated using the simplest examples. The proposed algorithm for determining of the 238U content is based on the Monte Carlo simulation of the detector response to the radiation of the 234mPa radionuclide at its 1001 keV energy line and subsequent processing of the experimental spectrum, including the Wiener filtering of the signal. This method makes it possible to determine the content of 238U in a continuous homogeneous medium while presence of natural radionuclides in it.The algorithm for determining of 238U content includes several main steps. Filtering based on the Wiener algorithm allows selecting a slowly changing part of the spectrum. Results of Monte Carlo simulations make it possible to determine the detection efficiency in a limited informative region of the spectrum, which includes, along with the 1001 keV peak from the 234mPa nuclide, which is a decay product of the radionuclide 234Th, and the peak of an interfering radionuclide from the decay chain of 232Th. This part of the spectrum does not contain any other lines of gamma radiation from natural radionuclides – decay products of both thorium and uranium chains. These two peaks in the spectral region under study can be separated from each other in a medium with a typical concentration of 234Th.Analysis of results of the activity of depleted uranium metal measuring in accordance with the proposed algorithm shows the possibility of determining of 238U content with an uncertainty of 3–5 %.В атомной энергетике, в геологоразведке, при контроле радиоактивного загрязнения почв и сырья, используемого при строительстве, одним из важнейших радиоактивных элементов, который необходимо контролировать, является 238U. Наиболее оптимально для контроля 238U использовать радионуклид 234mPa, активность которого из-за малости времени его жизни (≈ 1,2 мин) однозначно связана с активностью 238U даже при условии нарушения векового равновесия в исследуемом образце. Исследована и продемонстрирована на простейших примерах возможность использования гамма-излучения нуклида 234mPa для определения 238U с помощью сцинтилляционного детектора в среде, содержащей естественные радионуклиды. Предложенный алгоритм определения содержания 238U основан на моделировании методом Монте-Карло отклика детектора на излучение радионуклида 234mPa на его монолинии 1001 кэВ и последующей обработке экспериментального спектра прибора, включающей винеровскую фильтрацию сигнала. Этот способ позволяет определить содержание 238U в сплошной однородной среде при наличии в ней естественных радионуклидов. Алгоритм определения содержания радионуклида включает в себя несколько основных этапов.Фильтрация на основе алгоритма Винера позволяет выделить медленно меняющуюся часть спектра. Результаты Монте-Карло моделирования дают возможность определить эффективность регистрации в ограниченном информативном участке спектра, включающем наряду с пиком 1001 кэВ от нуклида 234mPa, являющегося продуктом распада радионуклида 234Th, и ближайший к нему пик мешающего радионуклида из цепочки распада 232Th. Этот участок спектра по определению не содержит никаких других линии гамма-излучения от естественных радионуклидов – продуктов распада как ториевой, так и урановых цепочек. Указанные два пика на исследуемом участке спектра могут быть отделены друг от друга в среде с типичной концентрацией 234Th.Анализ результатов измерения активности обеднённого металлического урана в соответствии с предложенным алгоритмом показывает возможность определения содержания 238U с погрешностью 3–5 %

ВЛИЯНИЕ РАССЕЯННОГО НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ НА МЕТРОЛОГИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ПОВЕРОЧНОЙ УСТАНОВКИ НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ УПН-АТ140

Today facilities with collimated radiation field are widely used as reference in metrological support of devices for neutron radiation measurement. Neutron fields formed by radionuclide neutron sources. The aim of this research was to study characteristics of experimentally realized neutron fields geometries on АТ140 Neutron Calibration Facility using Monte Carlo method.For calibration, we put a device into neutron field with known flux density or ambient equivalent dose rate. We can form neutron beam from radionuclide fast-neutron source in different geometries. In containercollimator of АТ140 Neutron Calibration Facility we can install special inserts to gather fast-neutron geometry or thermal-neutron geometry. We need to consider neutron scattering from air and room’s walls. We can conduct measurements of neutron field characteristics in several points and get the other using Monte Carlo method.Thermal neutron collimator forms a beam from radionuclide source with a significant amount of neutrons with thermal energies. From found relationship between full neutron flux and distance to neutron source we see that inverse square law is violated. Scattered radiation contribution into total flux increases when we are moving away from neutron source and significantly influences neutron fields characteristics. While source is exposed in shadow-cone geometry neutron specter has pronounced thermal component from wall scattering.In this work, we examined main geometry types used to acquire reference neutron radiation using radionuclide sources. We developed Monte Carlo model for 238Pu-Be neutron source and АТ140 Neutron Calibration Facility’s container-collimator. We have shown the most significant neutron energy distribution factor to be scattered radiation from room’s walls. It leads to significant changes of neutron radiation specter at a distance from the source. When planning location, and installing the facility we should consider radiation quality requirements. В метрологическом обеспечении средств измерений нейтронного излучения в качестве эталонов широкое распространение получили установки с коллимированным полем излучения, создаваемым радионуклидными источниками нейтронов. Целью данной работы являлось исследование влияния рассеянного нейтронного излучения на такие метрологические характеристики поверочной установки нейтронного излучения УПН-АТ140, как плотность потока и амбиентный эквивалент мощности дозы с использованием метода Монте-Карло.При калибровке испытуемый прибор помещают в нейтронное поле с известной плотностью потока или амбиентным эквивалентом мощности дозы. Пучок нейтронов от радионуклидного источника быстрых нейтронов может быть сформирован в различных геометриях. В контейнере-коллиматоре установки поверочной нейтронного излучения УПН-АТ140 устанавливаются специальные вставки, отвечающие геометрии быстрых и геометрии тепловых нейтронов. Из-за наличия рассеянного излучения необходимо вносить поправки на рассеянную компоненту, обусловленную рассеянием нейтронов в воздухе и стенами помещения. Измерение характеристик нейтронного поля установки могут быть проведены в ограниченном числе точек, а в остальных точках используется модельный метод.Контейнер-коллиматор установки со вставкой для геометрии тепловых нейтронов формирует пучок от радионуклидного источника нейтронов со значительной составляющей нейтронов тепловых энергий. Из полученной зависимости полного потока нейтронов от расстояния до источника нейтронов видно, что за счет рассеянного в коллиматоре излучения нарушается закон обратных квадратов. Вклад рассеянного стенами помещения излучения в полный поток нейтронов увеличивается при удалении от источника нейтронов и значительно влияет на характеристики поля нейтронов. При открытом источнике в геометрии теневого конуса, спектр нейтронов имеет ярко выраженную тепловую компоненту, обусловленную рассеянием от стен.Рассмотрены основные типы геометрий для формирования поля эталонного нейтронного излучения с использованием радионуклидных источников. Разработана Монте-Карло модель 238Pu-Be-источника нейтронов и контейнера-коллиматора установки УПН-АТ140. Показано, что наиболее существенным фактором, влияющим на энергетическое распределение нейтронов, является вклад излучения, рассеянного в помещении, где расположена установка. Это приводит к значительному изменению спектра нейтронного излучения при удалении от источника. При проектировании помещения и размещения в нем установки необходимо учитывать требования к качеству излучения.

ИЗМЕРЕНИЕ РАДИОАКТИВНОСТИ ПОЧВ МЕТОДОМ IN SITU

The results of Monte Carlo simulations of measurement of uniformly in-depth contaminated with Cs nuclides soil using scintillation detector in situ measuring geometry have been discussed. The dependence of detector response functions on contamination depth is studied for nuclides 134Cs and 137Cs. Using the in situ methodology has shown the possibility of determining the depth of Cs nuclides distribution in soil without a preliminary sampling and analysis.Обсуждаются результаты моделирования методом Монте-Карло процесса in situ измерений с помощью сцинтилляционного детектора загрязненной радионуклидами цезия почвы. Изучена зависимость функций отклика детектора для радионуклидов 134Cs и 137Cs от глубины загрязнения. Показана возможность определения толщины загрязненного слоя почвы при использовании метода in situ, без проведения предварительного отбора и анализа проб

ИСТОЧНИК ЗАХВАТНОГО ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ С ЭНЕРГИЯМИ ДО 7 МэВ И ДО 10 МэВ НА ОСНОВЕ ПОВЕРОЧНОЙ УСТАНОВКИ НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Wide spread of technogenic sources of ionizing radiation such as particle accelerators and nuclear reactors leads to appearance of a number of applied metrological tasks aimed at providing spectrometric and dosimetric ionization measurement instruments, located in photon radiation fields with energy to 10 MeV. Gamma rays with energy higher 3 MeV may be acquired using radioactive thermal neutron capture on target, i.e. (n, γ)-nuclear reaction. Titanium is used in the range of energies to 7 MeV; nickel – to 10 MeV. A simplest source of instantaneous neutron capture gamma-ray should consist of fast neutron source, neutron moderator and a target irradiated with thermal neutrons. The collimator with thermal neutron geometry of АТ140 neutron calibration facility with 238Pu–Be fast neutron source may be used (IBN–8–6) as a source of gamma-ray with energy to 10 MeV. Monte-Carlo models of thermal neutrons geometry, facility and 238Pu–Be fast neutron source were built using MCNP–4b code. Energy distribution of flux density of neutron capture gamma–ray for titanium and nickel targets was defined. A spectrometric detector based on LaBr3(Ce) crystal Ø 38×38 mm with non-linear characteristics of channel-energy transformation in the range up to 10 MeV, was specifically manufactured for instrumental support of the experiment at SPE “ATOMTEX”. The results for Ti, Ni, and for bare 238Pu–Be neutron source were acquired. During the experiment a possibility to use neutron capture gamma-ray field formed by thermal neutrons geometry of АТ140 neutron calibration facility with 238Pu–Be-fast neutron source with Ti and Ni targets for calibration LaBr3(Ce) spectrometers for energy to 10 MeV was confirmed. Closely stationing polyethylene plate in collimator channel provides significant increase in output of reference radiation from target simultaneously decreasing unneeded parts of the spectrum. Широкое распространение и использование техногенных источников ионизирующих излучений, в частности таких, как ускорители заряженных частиц и ядерные реакторы, приводит к появлению ряда прикладных задач по метрологическому обеспечению спектрометрической и дозиметрической аппаратуры, работающей в полях фотонного излучения с энергией до 10 МэВ. Контейнер-коллиматор с геометрией тепловых нейтронов установки поверочной нейтронного излучения (УПН- АТ140, УП «АТОМТЕХ») формирует коллимированный пучок нейтронов со значительной составляющей нейтронов тепловых энергий. Расположение в потоке тепловых нейтронов диска из титана позволяет получить поле захватного гамма-излучения до 7 МэВ, а диска из никеля – до 10 МэВ. Для экспериментального изучения спектральных характеристик поля захватного излучения использовался специализированный спектрометрический блок детектирования на основе кристалла LaBr3(Ce) с размерами Ø 38×38 мм с нелинейной характеристикой преобразования канал-энергия в диапазоне до 10 МэВ. На спектрах хорошо различимы основные линии захватного излучения от водорода, бора, титана и никеля. По полученным на блоке детектирования спектрам можно сделать вывод о возможности калибровки спектрометрических блоков в поле захватного гамма-излучения до 10 МэВ.

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.

ФОРМИРОВАНИЕ ПОЛЯ ЗАХВАТНОГО ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ ДО 10 МэВ ДЛЯ МЕТРОЛОГИЧЕСКОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ ПРИБОРОВ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ

Medical, and technological linear particle accelerators, and nuclear reactors are vastly widespread worldwide today. These facility generate fields of secondary gamma radiation with energy to 10 MeV. Therefore, we have a need to calibrate spectrometric and dosimetric ionization measurement instruments for the energies to 10 MeV. The aim of this work is to determine possibility to use thermal neutron collimator of АТ140 Neutron Calibration Facility with 238Pu-Be fast neutron source (IBN-8-6) for this. Below 3 MeV we use a set of point gamma standard spectrometry sources OSGI. We can acquire gamma rays with energies above 3 MeV using radioactive thermal neutron capture on target, i.e. (n, γ)-nuclear reaction. We can use neutron capture gamma-ray from titanium target (to 7 MeV) or nickel target (to 10 MeV) situated in thermal neutron field for calibration. We can use thermal neutron collimator of АТ140 Neutron Calibration Facility with 238Pu-Be fast neutron source (IBN-8-6) for slowing down neutrons from radionuclide fast neutron sources to thermal energies in polyethylene. Thermal neutron collimator forms a beam from radionuclide source with a significant amount of neutrons with thermal energies. We placed Ti and Ni targets in collimator’s canal. We got experimental spectral data on detection unit BDKG-19M NaI(Tl) 63 × 160 mm with nonlinear channel-energy conversion characteristic in range to 10 MeV. For additional filtration we proposed to use polyethylene neutron reflector and lead discs. We experimentally determined that placement of lead discs in collimator in front of the target allows to filter all spectrum while insignificantly weakening target’s emission. Using theoretical and experimental data we proved the ability to calibrate gamma-ray spectrometers in the range to 10 MeV. Развитие и распространение техногенных источников высокоэнергетического вторичного гаммаизлучения приводит к ряду прикладных задач радиационной защиты, в которых спектрометрические и дозиметрические измерительные приборы используются в фотонных полях в диапазоне энергий от 4 до 10 МэВ. Целью данной работы являлась проверка возможности формирования эталонных полей захватного гамма-излучения при помощи источника быстрых нейтронов и мишеней из титана и никеля с энергиями до 10 МэВ. Корректная калибровка предполагает наличие в эталонном спектре излучения одиночных линий с известной энергией. До 3 МэВ задача решается при помощи набора радионуклидных источников ОСГИ. Для формирования эталонного фотонного поля с энергиями до 10 МэВ можно использовать захватное гамма-излучение от мишеней из титана и никеля, находящихся в поле тепловых нейтронов. Поток нейтронов с тепловыми энергиями может быть получен замедлением быстрых нейтронов от радионуклидных источников 238Pu-Be, 252Cf, 241Am-Be. В качестве замедлителя нейтронов обычно используются водородосодержащие материалы (полиэтилен и парафин). Коллиматор тепловых нейтронов установки поверочной нейтронного излучения (УПН-АТ140, УП «АТОМТЕХ») формирует пучок от радионуклидного источника со значительной составляющей нейтронов тепловых энергий. Размещение мишеней в канале коллиматора позволило получить поле гамма-излучения с характерными для материала мишени энергиями. Экспериментальные спектры получены на спектрометрическом блоке детектирования БДКГ-19М NaI(Tl) 63 × 160 мм с нелинейной характеристикой преобразования канал-энергия в диапазоне до 10 МэВ. На спектрах хорошо различимы основные линии захватного излучения от водорода, титана и никеля. В качестве дополнительной фильтрации предложено использовать отражатель нейтронов из полиэтилена и свинцовые диски. Показано, что размещение дисков из свинца в коллиматоре перед мишенью позволяет фильтровать весь спектр, при этом незначительно ослабляя излучение именно от мишени. На основании теоретических и экспериментальных данных подтверждена возможность калибровки спектрометров гамма-излучения в диапазоне до 10 МэВ в поле мгновенного захватного гамма-излучения.

МЕТРОЛОГИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ДОЗИМЕТРИИ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ С ЭНЕРГИЕЙ ДО 10 МЭВ ДЛЯ ПРИБОРОВ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ

The field of high-energy gamma-ray for the calibration of radiation protection devices can be obtained by capturing thermal neutrons from titanium target (to 7 MeV) and nickel target (to 10 MeV). The aim of this work was to determine the metrological characteristics of capture gamma-ray fields from titanium target and nickel target obtained at the AT140 Neutron Calibration Facility to provide dosimetry up to 10 MeV.We have chosen energy intervals in which we can calibrate dosimetry devices taking into account the accompanying generation of gamma-ray neutrons by the fast neutron source 238PuBe, the capture radiation of collimator materials and capture radiation from targets.We measured air kerma rate with the aid of the reference AT5350 dosimeter with the ionization chamber TM32002. Using the Monte-Carlo simulation, we obtained the energy distribution of the air kerma rate for targets. We determined the geometric dimensions of the uniform field and the interval of operating distances of the facility.We investigated the metrological characteristics of capture gamma-ray fields from titanium target and nickel target obtained at the AT140 Neutron Calibration Facility for dosimetric radiation protection devices. We showed that in such fields it is possible to calibrate dosimetry devices in the extended energy range up to 10 MeV. Поле высокоэнергетического захватного гамма-излучения для калибровки приборов радиационной защиты можно получить в результате захвата тепловых нейтронов на мишенях из титана (до 7 МэВ) и никеля (до 10 МэВ). Целью данной работы являлось исследование полей захватного гаммаизлучения от мишеней из титана и никеля, полученных с использованием облучателя поверочной установки нейтронного излучения УПН-АТ140 для обеспечения дозиметрии до 10 МэВ.В ходе работы определены энергетические интервалы, в которых можно калибровать дозиметрические приборы с учетом сопутствующего выходу нейтронов источника 238PuBe гамма-излучения захватного излучения материалов коллиматора и захватного излучения от мишеней.Для измерения мощности кермы в воздухе гамма-излучения использовался эталонный дозиметр ДКС-АТ5350 с ионизационной камерой ТМ32002. С помощью Монте-Карло моделирования получено энергетическое распределение мощности кермы в воздухе для мишеней. Установлены геометрические размеры равномерного поля и интервал рабочих расстояний установки.Исследованы характеристики полей захватного излучения от мишеней из титана и никеля, полученных на поверочной установке нейтронного излучения УПН-АТ140 с целью метрологического обеспечения дозиметрических приборов радиационной защиты. Показана возможность проведения калибровки дозиметрических приборов в таких полях в расширенном энергетическом диапазоне до 10 МэВ.

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.