RU2650726C1 - Radiation monitor and method of determining power of equivalent dose of gamma-radiation - Google Patents
Radiation monitor and method of determining power of equivalent dose of gamma-radiation Download PDFInfo
- Publication number
- RU2650726C1 RU2650726C1 RU2016152545A RU2016152545A RU2650726C1 RU 2650726 C1 RU2650726 C1 RU 2650726C1 RU 2016152545 A RU2016152545 A RU 2016152545A RU 2016152545 A RU2016152545 A RU 2016152545A RU 2650726 C1 RU2650726 C1 RU 2650726C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- kev
- zone
- radiation
- equivalent dose
- control circuit
- Prior art date
Links
- 230000005855 radiation Effects 0.000 title claims abstract description 36
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 7
- 230000000694 effects Effects 0.000 claims abstract description 6
- 238000005259 measurement Methods 0.000 claims description 7
- 238000001514 detection method Methods 0.000 claims description 5
- 238000011088 calibration curve Methods 0.000 abstract description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 2
- 101001123534 Nicotiana tabacum Putrescine N-methyltransferase 2 Proteins 0.000 description 4
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 3
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 2
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 2
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical group [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 231100000673 dose–response relationship Toxicity 0.000 description 1
- 238000004980 dosimetry Methods 0.000 description 1
- 230000006870 function Effects 0.000 description 1
- 230000003760 hair shine Effects 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 230000005865 ionizing radiation Effects 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 238000012067 mathematical method Methods 0.000 description 1
- 239000011824 nuclear material Substances 0.000 description 1
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 1
- 230000006641 stabilisation Effects 0.000 description 1
- 238000011105 stabilization Methods 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
- G01T1/02—Dosimeters
- G01T1/023—Scintillation dose-rate meters
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области измерительной техники, а именно к радиометрии фотонного излучения, и может быть использовано при обнаружении ядерных и радиоактивных материалов на контрольно-пропускных пунктах и проходных предприятий, где используются, хранятся или (и) перерабатываются радиоактивные нуклиды, в том числе при выполнении контроля радиоактивного загрязнения одежды, обуви и кожных покровов работников радиационных предприятий и персонала АЭС.The invention relates to the field of measuring equipment, namely to radiometry of photon radiation, and can be used to detect nuclear and radioactive materials at checkpoints and checkpoints where radioactive nuclides are used, stored or processed (including) control of radioactive contamination of clothing, shoes and skin integument of employees of radiation enterprises and personnel of nuclear power plants.
Известен радиационный монитор МРП-АТ920В производства предприятия «АТОМТЕХ», выполненный в виде стойки, которая включает в себя интеллектуальный блок детектирования с неорганическим сцинтиллятором NaI(Tl), микроконтроллером и устройством световой и звуковой сигнализации. ГУП «АТОМТЕХ». Рекламный проспект, 2016. Недостатком известного радиационного монитора является отсутствие измерения мощности эквивалентной дозы, что не позволяет контролировать дозовую нагрузку и оперативно принимать решение о превышении норм радиационной безопасности персонала предприятий или населения.Known radiation monitor MRP-AT920B manufactured by the ATOMTECH enterprise, made in the form of a rack, which includes an intelligent detection unit with an inorganic scintillator NaI (Tl), a microcontroller, and a light and sound alarm device. State Unitary Enterprise ATOMTECH. Advertising brochure, 2016. A disadvantage of the known radiation monitor is the lack of measurement of equivalent dose rate, which does not allow monitoring the dose load and promptly deciding on exceeding the radiation safety standards of personnel of enterprises or the public.
Известен пешеходный радиационный монитор ТСРМ82 производства ФГУП ВНИИА им. Н.Л. Духова, который содержит четыре блока детектирования (БД) фотонов на основе неорганического сцинтиллятора CsI(Tl), а также выносной блок питания и управления (БПУ) со световой и звуковой сигнализацией. Пешеходный радиационный монитор γ-излучения ТСРМ82, ФГУП «ВНИИА им. Н.Л. Духова». Рекламный проспект, 2016. Данное техническое решение принято в качестве прототипа. Недостатком является ограниченная область применения и недостаточная эффективность применения из-за отсутствия измерения мощности эквивалентной дозы.Known pedestrian radiation monitor TSRM82 production FSUE VNIIA them. N.L. Dukhov, which contains four photon detection (DB) blocks based on the inorganic scintillator CsI (Tl), as well as an external power and control unit (BPU) with light and sound alarms. Pedestrian gamma radiation monitor ТСРМ82, FSUE “VNIIA im. N.L. Spirit ". Advertising brochure, 2016. This technical solution was taken as a prototype. The disadvantage is the limited scope and lack of effectiveness of the application due to the lack of measurement of equivalent dose rate.
Известен способ измерения мощности эквивалентной дозы известного моноэнергетического фотонного излучения, заключающийся в том, что регистрируют фотоэлектронным умножителем (ФЭУ) световые вспышки света, которые образует излучение, взаимодействуя с веществом сцинтиллятора, получают скорость счета импульсов и устанавливают связь между скоростью счета и мощностью дозы. В.И. Иванов. Курс дозиметрии. 3 издание, переработанное и дополненное. - М.: Атомиздат, 1978, с. 130-139. Результат определения мощности эквивалентной дозы существенно зависит от энергии фотонов. Сложность в измерении мощности эквивалентной дозы неизвестного фотонного излучения детекторами, выполненными на основе неорганических сцинтилляторов, заключается в неопределенности энергии фотонов и неоднозначной зависимости от нее сечения взаимодействия с материалом детектора. Например, на фиг. 1 приведен ход сечения от энергии Е регистрируемых фотонов для сцинтиллятора CsI(T1). Решение принято в качестве прототипа.A known method of measuring the equivalent dose rate of a known monoenergetic photon radiation, which consists in registering light flashes of light by a photoelectron multiplier (PMT), which generates radiation, interacting with the scintillator substance, obtain a pulse count rate and establish a relationship between the count rate and the dose rate. IN AND. Ivanov. Dosimetry course. 3rd edition, revised and supplemented. - M .: Atomizdat, 1978, p. 130-139. The result of determining the equivalent dose rate substantially depends on the photon energy. The difficulty in measuring the equivalent dose rate of unknown photon radiation with detectors made on the basis of inorganic scintillators lies in the uncertainty of the photon energy and the ambiguous dependence on it of the interaction cross section with the detector material. For example, in FIG. Figure 1 shows the course of the cross section as a function of the energy E of the recorded photons for the CsI (T1) scintillator. The decision was made as a prototype.
Задачей изобретения является определение дозовой характеристики обнаруженного радиационным монитором неизвестного фотонного излучения, позволяющее принимать решение о превышении предельно допустимых уровней дозы, повышение эффективности работы устройства, расширение области применения радиационного монитора.The objective of the invention is to determine the dose response of an unknown photon radiation detected by a radiation monitor, which makes it possible to decide on exceeding the maximum permissible dose levels, increasing the efficiency of the device, and expanding the scope of the radiation monitor.
Техническим результатом является измерение радиационным монитором с детекторами на основе неорганических сцинтилляторов мощности эквивалентной дозы неизвестного фотонного излучения в диапазоне 40 кэВ-3 МэВ, позволяющей повысить эффективность работы устройства, расширить область применения радиационного монитора.The technical result is the measurement by a radiation monitor with detectors based on inorganic scintillators of the equivalent dose of unknown photon radiation in the range of 40 keV-3 MeV, which allows to increase the efficiency of the device, expand the scope of the radiation monitor.
Технический результат достигается тем, что в способе определения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения, заключающемся в том, что измерения проводят с применением радиационного монитора с детектором на основе неорганического сцинтиллятора счет измеряют в шести энергетических зонах интервала от 40 кэВ до 3 МэВ, по которому определяют мощность эквивалентной дозы фотонов в соответствии с измеренной заранее градуировочной зависимостью счета импульсов от мощности эквивалентной дозы в каждой зоне; зону №1 определяют в диапазоне от 40 кэВ до 80 кэВ, зону №2 - от 80 кэВ до 220 кэВ, зону №3 - от 220 кэВ до 400 кэВ, зону №4 - от 400 кэВ до 800 кэВ, зону №5 - от 800 кэВ до 1450 кэВ, зону №6 - от 1450 кэВ до 3000 кэВ, а в радиационном мониторе, содержащем блок питания и управления, блок детектирования, включающий в себя неорганический сцинтиллятор, соединенный с ним фотоэлектронный умножитель, светодиод со схемой управления, высоковольтный блок питания со схемой управления, высоковольтный делитель, микропроцессор, дискриминатор нижнего уровня, дополнительно содержится два ключа №1, №2 и схема управления ими, первый выход схемы управления подключен к ключу №1, второй к ключу №2, выход ключей соединен с пиковым детектором, а он соединен с отградуированным по энергии фотонов аналого-цифровым преобразователем.The technical result is achieved by the fact that in the method for determining the power of the equivalent dose of gamma radiation, which consists in the fact that the measurements are carried out using a radiation monitor with a detector based on an inorganic scintillator, the count is measured in six energy zones of the interval from 40 keV to 3 MeV, which is used to determine power of the equivalent dose of photons in accordance with the previously measured calibration dependence of the pulse count on the power of the equivalent dose in each zone; zone No. 1 is determined in the range from 40 keV to 80 keV, zone No. 2 is from 80 keV to 220 keV, zone No. 3 is from 220 keV to 400 keV, zone No. 4 is from 400 keV to 800 keV, zone No. 5 is from 800 keV to 1450 keV, zone No. 6 - from 1450 keV to 3000 keV, and in a radiation monitor containing a power and control unit, a detection unit including an inorganic scintillator, a photoelectric multiplier connected to it, an LED with a control circuit, and a high-voltage power supply with control circuit, high voltage divider, microprocessor, lower level discriminator, additionally contains two keys No. 1, No. 2 and a control circuit for them, the first output of the control circuit is connected to the key No. 1, the second to the key No. 2, the output of the keys is connected to a peak detector, and it is connected to an analog-to-digital converter calibrated by photon energy.
Сущность изобретения по способу измерения мощности эквивалентной дозы заключается в следующем: область энергий регистрируемых фотонов от 40 кэВ до 3 МэВ разбивают на 6 зон, каждая из которых соответствует определенному источнику фотонов. Зона №1 находится в диапазоне энергий от 40 кэВ до 80 кэВ (241Am), №2 от 80 кэВ до 220 кэВ (57Со), №3 от 220 кэВ до 400 кэВ (133Ва), №4 от 400 кэВ до 800 кэВ (137Cs), №5 от 800 кэВ до 1450 кэВ (60Со), №6 от 1450 кэВ до 3000 кэВ (226Ra). Для каждой зоны измеряют градуировочную характеристику - зависимость счета импульсов N от мощности эквивалентной дозы Р фотонного излучения, которая вычисляется по формулеThe invention according to a method for measuring the equivalent dose rate is as follows: the energy range of the recorded photons from 40 keV to 3 MeV is divided into 6 zones, each of which corresponds to a specific photon source. Zone No. 1 is in the energy range from 40 keV to 80 keV ( 241 Am), No. 2 from 80 keV to 220 keV ( 57 Co), No. 3 from 220 keV to 400 keV ( 133 VA), No. 4 from 400 keV to 800 keV ( 137 Cs), No. 5 from 800 keV to 1450 keV ( 60 Co), No. 6 from 1450 keV to 3000 keV ( 226 Ra). For each zone, a calibration characteristic is measured — the dependence of the pulse count N on the equivalent dose rate P of photon radiation, which is calculated by the formula
где Kγ - ионизационная постоянная источника фотонов с энергией Е, мЗв⋅см2 /(МБк⋅ч);where K γ is the ionization constant of the photon source with energy E, mSv⋅cm 2 / (MBq⋅h);
R - расстояние от точечного источника до ионизируемого объекта, см;R is the distance from the point source to the ionized object, cm;
А - активность источника, кБк (В.П. Машкович., А.В. Кудрявцева. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. - М.: Энергоатомиздат, 1995. - С. 42); изменяя расстояние до источника или его активность, получают градуировочную характеристику - зависимость счета от мощности дозы для каждого выбранного интервала энергии фотонов N=f(P); полученные зависимости аппроксимируют полиномом; степень полинома определяют максимальной близостью коэффициента корреляции к значению 1 (пример на фиг. 2); определяют принадлежность излучения к одной из зон; измеряют счет импульсов N в этой зоне, по значению которого определяют мощность эквивалентной дозы.A - source activity, kBq (V.P. Mashkovich., A.V. Kudryavtseva. Protection against ionizing radiation. Handbook. - M.: Energoatomizdat, 1995. - P. 42); by changing the distance to the source or its activity, a calibration characteristic is obtained — the dependence of the count on the dose rate for each selected photon energy interval N = f (P); the obtained dependences are approximated by a polynomial; the degree of the polynomial is determined by the maximum proximity of the correlation coefficient to a value of 1 (example in FIG. 2); determine the membership of radiation in one of the zones; measure the count of pulses N in this zone, the value of which determines the power of the equivalent dose.
Сущность изобретения по устройству поясняется на фиг. 3.The invention is illustrated in FIG. 3.
На фиг. 3 представлена схема радиационного монитора, где: 1 - сцинтиллятор; 2 - ФЭУ; 3 - схема управления светодиодом; 4 - светодиод; 5 - схема управления высоковольтным блоком питания; 6 - высоковольтный блок питания; 7 - высоковольтный делитель; 8 - микропроцессор; 9 - аналого-цифровой преобразователь (АЦП); 10 - пиковый детектор; 11 - ключ №1; 12 - ключ №2; 13 - схема управления ключами; 14 - дискриминатор нижнего уровня; 15 - зарядочувствительный усилитель; 16 - БД; 17 - БПУ.In FIG. 3 shows a diagram of a radiation monitor, where: 1 - scintillator; 2 - PMT; 3 - LED control circuit; 4 - LED; 5 is a control diagram of a high voltage power supply; 6 - high voltage power supply; 7 - high voltage divider; 8 - microprocessor; 9 - analog-to-digital Converter (ADC); 10 - peak detector; 11 -
Сцинтиллятор 1 соединен с ФЭУ 2 и светодиодом 4, связанным со схемой управления 3 и микропроцессором 8. ФЭУ 2 последовательно соединен с высоковольтным блоком 6, его схемой управления 5, высоковольтным делителем 7 и микропроцессором 8, а также связан с зарядочувствительным усилителем 15, соединенным с дискриминатором нижнего уровня 14, который сопряжен с микропроцессором 8. Дискриминатор 14 соединен со схемой управления ключами 13, связанной с микропроцессором 8 и имеющей выходы, соединенные с ключами №1 11 и №2 12, связанными с пиковым детектором 10, который сопряжен с АЦП 9 и микропроцессором 8. Выход БД 16 соединен с БПУ 17.The
Радиационный монитор работает следующим образом.The radiation monitor operates as follows.
После включения монитор осуществляет самоконтроль, потом переходит в режим измерения фона, а потом автоматически или по команде с БПУ 17 в состояние контроля объекта. Напряжение с высоковольтного блока питания 6, которым управляет схема 5, подают на высоковольтный делитель 7, который питает ФЭУ 2. Фотоны излучения вызывают световые вспышки в сцинтилляторе 1 блока детектирования 16. Световые вспышки регистрируют с помощью ФЭУ, преобразуя их в электрические импульсы, которые подают на зарядочувствительный усилитель 15. Усиленные импульсы напряжения направляют на дискриминатор нижнего уровня 14, импульсы, амплитуда которых ниже порогового значения, отбрасывают, остальные направляют на схему управления ключами 13 и АЦП 9. Схема управления ключами 13 не запущена, ключ №1 11 и ключ №2 12 закрыты. Импульсы подают на АЦП 9, который оцифровывает их, и микропроцессор 8, который формирует счет. Информацию о счете с микропроцессора 8 направляют в БПУ 17, счет сравнивают с пороговым значением и принимают решение о наличии источника. Если принято решение о наличии источника, то с БПУ 17 на микропроцессор 8 БД 16 подают сигнал на запуск схемы управления ключами 13, ключ №1 11 открывают, идет заряд пикового детектора 10 в течение времени, установленного схемой управления. Затем ключ №1 11 закрывают и сигнал с пикового детектора 10, поступает на АЦП 9 микропроцессора 8. Амплитуду импульса запоминают, после чего открывают ключ №2 12, происходит разряд пикового детектора. Информацию об импульсах накапливают в памяти микропроцессора 8 в виде массива данных и передают на БПУ 17. В памяти БПУ 17 находится программа поиска пиков по известному методу второй производной и калибровка АЦП 9 по энергии. Полученный массив разбивают на 6 энергетических зон. Программа на БПУ определяет принадлежность найденного пика к одной из зон, по измеренному счету определяют мощность эквивалентной дозы с помощью градуировочной зависимости N=f(P) в определенной энергетической зоне. Измерение мощности эквивалентной дозы осуществляют введением в схему устройства пикового детектора 10, ключей №1 11 и №2 12, схемы управления ключами 13 и АЦП 9.After switching on, the monitor carries out self-monitoring, then switches to the background measurement mode, and then automatically or by command from the
Стабилизацию измерений осуществляют с применением светодиода 4, который с помощью схемы управления 3 светит на ФЭУ 2 с определенной частотой.The stabilization of the measurements is carried out using an
В таблице для примера приведены результаты измерения радиационным монитором мощности дозы Р и соответствующий счет импульсов N для различных источников гамма-излучения с активностью А на расстоянии 10 см.For example, the table shows the results of measuring the dose rate P by a radiation monitor and the corresponding pulse count N for various sources of gamma radiation with activity A at a distance of 10 cm.
Выбор зоны среди измеренных импульсов АЦП производят с помощью поиска пиков полного поглощения нуклидов (Н.Г. Волков, Ю.И. Малахов, Ю.В. Пятков. Математические методы обработки спектров. Линейчатые спектры.- Москва, 1986. - С. 11). По градуировочной характеристике определяют мощность эквивалентной дозы гамма-излучения. Если пик полного поглощения обнаружить невозможно, находят средневзвешенную мощность эквивалентной дозы. Для каждой из шести зон исходя из счета в этой зоне определяют мощность эквивалентной дозы. Средневзвешенную мощность эквивалентной дозы гамма-излучения Рср определяют какThe choice of the zone among the measured ADC pulses is performed by searching for the peaks of complete absorption of nuclides (N.G. Volkov, Yu.I. Malakhov, Yu.V. Pyatkov. Mathematical methods for processing spectra. Ruled spectra. Moscow, 1986. - P. 11 ) The calibration characteristic determines the power of an equivalent dose of gamma radiation. If it is not possible to detect the peak of total absorption, the weighted average power of the equivalent dose is found. For each of the six zones, based on the count in this zone, the equivalent dose rate is determined. The weighted average power of the equivalent dose of gamma radiation P cf is defined as
где Pi - мощность дозы в i-й зоне в мкЗв/ч, wi - вес i-й зоны. Вес зоны назначают в соответствии с важностью энергии этой зоны. Например, если заранее известно, что определяющим излучателем является уран, обогащенный изотопом 235U, то назначают больший вес зоны №2, в которую входят энергии от 80 до 220 кэВ, соответствующие основным энергиям гамма- и рентгеновского излучения урана.where P i is the dose rate in the i-th zone in µSv / h, w i is the weight of the i-th zone. The weight of the zone is assigned in accordance with the importance of the energy of this zone. For example, if it is known in advance that the determining emitter is uranium enriched in the 235 U isotope, then a larger weight of zone No. 2, which includes energies from 80 to 220 keV, corresponding to the basic energies of gamma and x-ray radiation of uranium, is assigned.
Claims (6)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2016152545A RU2650726C1 (en) | 2016-12-30 | 2016-12-30 | Radiation monitor and method of determining power of equivalent dose of gamma-radiation |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2016152545A RU2650726C1 (en) | 2016-12-30 | 2016-12-30 | Radiation monitor and method of determining power of equivalent dose of gamma-radiation |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2650726C1 true RU2650726C1 (en) | 2018-04-17 |
Family
ID=61976589
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2016152545A RU2650726C1 (en) | 2016-12-30 | 2016-12-30 | Radiation monitor and method of determining power of equivalent dose of gamma-radiation |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2650726C1 (en) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU220722U1 (en) * | 2023-07-12 | 2023-09-29 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Автоматики Им.Н.Л.Духова" (Фгуп "Внииа") | Radiation monitor |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4101769A (en) * | 1975-10-06 | 1978-07-18 | Japan Atomic Energy Research Institute | Method for direct measurement of beta-ray absorbed dose rate and an instrument therefor |
SU1367721A1 (en) * | 1986-03-31 | 1992-05-30 | Предприятие П/Я В-2502 | Block of detecting equivalent dose of mixed gamma-neutron radiation |
SU1806385A3 (en) * | 1991-07-11 | 1993-03-30 | Konstantin V Drozdov | Method and device for measuring parameters of ionizing radiation field |
US8416401B2 (en) * | 2007-11-15 | 2013-04-09 | Gsi Helmholtzzentrum Fur Schwerionenforschung Gmbh | Local dosimeter for measuring the ambient equivalent dose of photon radiation, and reading method |
US8810416B2 (en) * | 2003-07-12 | 2014-08-19 | Radiation Watch Limited, LLC | Ionising radiation detector |
-
2016
- 2016-12-30 RU RU2016152545A patent/RU2650726C1/en active
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4101769A (en) * | 1975-10-06 | 1978-07-18 | Japan Atomic Energy Research Institute | Method for direct measurement of beta-ray absorbed dose rate and an instrument therefor |
SU1367721A1 (en) * | 1986-03-31 | 1992-05-30 | Предприятие П/Я В-2502 | Block of detecting equivalent dose of mixed gamma-neutron radiation |
SU1806385A3 (en) * | 1991-07-11 | 1993-03-30 | Konstantin V Drozdov | Method and device for measuring parameters of ionizing radiation field |
US8810416B2 (en) * | 2003-07-12 | 2014-08-19 | Radiation Watch Limited, LLC | Ionising radiation detector |
US8416401B2 (en) * | 2007-11-15 | 2013-04-09 | Gsi Helmholtzzentrum Fur Schwerionenforschung Gmbh | Local dosimeter for measuring the ambient equivalent dose of photon radiation, and reading method |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU220722U1 (en) * | 2023-07-12 | 2023-09-29 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Автоматики Им.Н.Л.Духова" (Фгуп "Внииа") | Radiation monitor |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP4766407B2 (en) | Radiation dosimeter and radiation dose calculation program | |
Fitch et al. | Mean life of K+ mesons | |
US7737401B2 (en) | Radiation measurement using multiple parameters | |
Gouda et al. | Calibration of well-type NaI (Tl) detector using a point sources measured out the detector well at different axial distances | |
CN111913205A (en) | Nuclear emergency multifunctional portable radiation monitoring system and monitoring method | |
WO2021120697A1 (en) | Pulse radiation detection circuit and apparatus | |
Santos et al. | Energy dependency of a water-equivalent fibre-coupled beryllium oxide (BeO) dosimetry system | |
CN212515056U (en) | Nuclear emergency multifunctional portable radiation monitoring system | |
Bedogni et al. | A Bonner Sphere Spectrometer based on a large 6LiI (Eu) scintillator: Calibration in reference monoenergetic fields | |
RU2650726C1 (en) | Radiation monitor and method of determining power of equivalent dose of gamma-radiation | |
Khabaz et al. | Development of a Bonner sphere spectrometer with emphasis on decreasing the contribution of scattering by using a new designed shadow cone | |
US3296438A (en) | Nuclear particle detection system and calibration means therefor | |
Piesch | Progress in albedo neutron dosimetry | |
Cortés et al. | Electron absorbed dose measurements in LINACs by thermoluminescent dosimeters | |
Tajudin et al. | Full-energy peak efficiency and response function of 1 cm3 CdZnTe detectors | |
RU2789748C2 (en) | Neutron radiation monitor | |
RU2364890C1 (en) | Method for detection of nuclear materials and radioactive substances | |
Askari et al. | Energy broadening model for BGO array crystal from 0.059 to 1.332 MeV | |
US20190025445A1 (en) | System and method of neutron radiation detection | |
Theus et al. | Angular Correlations in the Two-Photon Compton Effect | |
RU2390800C2 (en) | Method and device for measuring spectral and integral density of neutron stream | |
Kawada et al. | Temperature dependence of spurious pulses in use of plastic scintillation detectors | |
US11181648B2 (en) | Scintillator-based neutron and gamma-ray dosimeter | |
RU2780339C1 (en) | Method for measuring the energy spectrum and dose characteristics of neutron radiation in real time and a device for its implementation | |
JP2005049144A (en) | Radiation measuring method |