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

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.

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.

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.

NEUTRON CAPTURE GAMMA RAY FIELD WITH ENERGY TO 10 MeV FOR METROLOGICAL SUPPORT OF RADIATION PROTECTION DEVICES

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

MODERNIZATION OF TRACKING SYSTEM OF SECOND LEVEL OF ROLLING MILL 850

Short description of rolling mill 850 is given

Comparator units for metrological certification of weak a-ray and gamma radiation fields by dose rate

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