RU2701189C1 - Method of determining output value of thermonuclear neutrons of a pulse source - Google Patents
Method of determining output value of thermonuclear neutrons of a pulse source Download PDFInfo
- Publication number
- RU2701189C1 RU2701189C1 RU2019101528A RU2019101528A RU2701189C1 RU 2701189 C1 RU2701189 C1 RU 2701189C1 RU 2019101528 A RU2019101528 A RU 2019101528A RU 2019101528 A RU2019101528 A RU 2019101528A RU 2701189 C1 RU2701189 C1 RU 2701189C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- neutron
- source
- detector
- neutrons
- determining
- Prior art date
Links
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
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 технике измерения ионизирующих излучений и может быть использовано для определения величины нейтронного выхода с помощью сцинтилляционных детекторов нейтронов с вычисленной непосредственно перед измерениями чувствительностью к нейтронному излучению в реальных условиях и реальной геометрии измерений.The invention relates to a technique for measuring ionizing radiation and can be used to determine the magnitude of the neutron yield using scintillation neutron detectors with sensitivity immediately after measurements of neutron radiation in real conditions and real measurement geometry.
Существует способ определения нейтронного выхода с помощью нейтронных детекторов с предварительной абсолютной и относительной калибровкой детекторов на образцовом изотопном источнике γ-излучения Со-60 [Матвеев В.В., Хазанов Б.И. Приборы для измерений ионизирующих излучений. Изд. 2-е. М.: Атомиздат, с. 30-32, 1972 г.] с дискретным значением энергии квантов, равным в среднем 1,25 МэВ. Существует изотопная установка Эталон-3 с изотопом Со-60 из состава вторичного эталона ВЭТ 8-12-91. На установке с изотопным источником Со-60 возможна калибровка как набора детекторов одного, так и разного типов. Способ состоит в осуществлении регистрации токов с детекторов при воздействии источника излучения, проведении сквозных расчетов процессов, возникающих в результате воздействия излучения на чувствительные элементы детекторов, проведении обработки результатов регистрации и определении коэффициентов относительных чувствительностей детекторов.There is a method for determining the neutron yield using neutron detectors with preliminary absolute and relative calibration of the detectors on a standard isotope source of γ-radiation Co-60 [Matveev V.V., Khazanov B.I. Instruments for measuring ionizing radiation. Ed. 2nd. M .: Atomizdat, p. 30-32, 1972] with a discrete value of the quantum energy, equal to an average of 1.25 MeV. There is an isotope installation Etalon-3 with the Co-60 isotope from the secondary standard VET 8-12-91. On the installation with a Co-60 isotope source, calibration of both a set of detectors of one or different types is possible. The method consists in registering currents from detectors when exposed to a radiation source, performing end-to-end calculations of the processes resulting from exposure to sensitive elements of the detectors, processing the registration results and determining the relative sensitivity coefficients of the detectors.
Недостатком известного способа является то, что не учитывается реальная геометрия и условия (лабораторные, полевые и др.) проведения эксперимента, что увеличивает погрешность определения величины нейтронного выхода.The disadvantage of this method is that it does not take into account the real geometry and conditions (laboratory, field, etc.) of the experiment, which increases the error in determining the magnitude of the neutron yield.
Существует способ определения выхода термоядерных нейтронов от нейтронного источника, в частности ядерного реактора, являющийся частью способа определения интегральной и спектральной плотности потока нейтронов по патенту RU 2390800, публик. 27.05.2010. Способ измерения спектральной и интегральной плотности потоков нейтронов заключается в использовании нескольких параллельно включенных детекторов нейтронного излучения, имеющих различные зависимости чувствительности от энергии нейтронов, при этом выходные сигналы этих детекторов обрабатываются совместно с помощью специально обученной нейронной сети, обеспечивая вычислительное восстановление энергетического спектра измеряемого потока нейтронов и вычисление по нему интегральной плотности измеряемого потока нейтронов и его производных характеристик, а сами детекторы подбираются таким образом, чтобы зависимости их чувствительностей от энергии нейтронов совместно перекрывали весь энергетический диапазон измеряемых нейтронных потоков. В частности, способ определения выхода термоядерных нейтронов включает получение выходных сигналов параллельно включенных сцинтилляционных детекторов нейтронного излучения, предварительно откалиброванных от источника γ-излучения с известными характеристиками, для настройки детекторов на требуемую чувствительность к нейтронному излучению. По информации, получаемой от набора детекторов, вычислительно восстанавливают энергетический спектр измеряемого потока нейтронов путем построения нейросетевой математической модели. Если ориентироваться на получение плотности потока в спектральных полосах, соответствующих десятичным интервалам по энергии, то всего в диапазоне энергий от 0,025 эВ до 25 МэВ получается 9 десятичных интервалов. При этом общее количество детекторов может быть и меньше девяти, и больше девяти, т.о. в каждом спектральном интервале может быть как один, так и несколько детекторов. Следовательно, нейронная сеть должна иметь 9 выходов. На каждом выходе должно формироваться значение средней плотности потока нейтронов, попадающих в данный интервал энергий. В идеальном случае должен быть набор из 9 детекторов, каждый из которых имел бы максимум функции сечения реакции с нейтронами от их энергии в соответствующем десятичном интервале. Важно, чтобы спектральные характеристики чувствительности отобранных детекторов были разными и в сумме перекрывали бы все указанные интервалы.There is a method for determining the yield of thermonuclear neutrons from a neutron source, in particular a nuclear reactor, which is part of the method for determining the integral and spectral neutron flux density according to patent RU 2390800, public. 05/27/2010. The method for measuring the spectral and integral density of neutron fluxes consists of using several parallel-connected neutron radiation detectors having different sensitivity dependences on neutron energy, while the output signals of these detectors are processed together using a specially trained neural network, providing computational restoration of the energy spectrum of the measured neutron flux and calculation of the integral density of the measured neutron flux and its input characteristics, and the detectors themselves are selected so that the dependences of their sensitivities on the neutron energy together overlap the entire energy range of the measured neutron fluxes. In particular, a method for determining the yield of thermonuclear neutrons involves obtaining output signals of parallel-connected scintillation detectors of neutron radiation, previously calibrated from a γ-radiation source with known characteristics, to configure the detectors for the required sensitivity to neutron radiation. According to the information received from the set of detectors, the energy spectrum of the measured neutron flux is calculated by computing the construction of a neural network mathematical model. If we focus on obtaining the flux density in the spectral bands corresponding to decimal energy intervals, then in total in the energy range from 0.025 eV to 25 MeV, 9 decimal intervals are obtained. Moreover, the total number of detectors can be less than nine, and more than nine, i.e. in each spectral interval, there can be either one or several detectors. Therefore, the neural network must have 9 outputs. At each output, the value of the average neutron flux density falling in a given energy range should be formed. In the ideal case, there should be a set of 9 detectors, each of which would have a maximum function of the cross section of the reaction with neutrons from their energy in the corresponding decimal range. It is important that the spectral characteristics of the sensitivity of the selected detectors are different and, in total, cover all the indicated intervals.
Недостатком этого способа является использование сложной схемы измерения, включающей использование нейтронных детекторов, работающих на разных физических принципах, а также сложной математической обработки для восстановления всего диапазона нейтронного спектра, что понижает точность измерений и оперативность получения конечных результатов.The disadvantage of this method is the use of a complex measurement scheme, including the use of neutron detectors operating on different physical principles, as well as complex mathematical processing to restore the entire range of the neutron spectrum, which reduces the accuracy of measurements and the efficiency of obtaining final results.
Известен способ определения величины выхода термоядерных нейтронов импульсного источника (патент RU 2065181, публик. 10.08.1996), выбранный в качестве наиболее близкого аналога. Способ включает регистрацию нейтронов и сопутствующего γ-излучения с помощью сцинтилляционного детектора с органическим кристаллом, получение выходных сигналов в виде импульсов тока с амплитудой; пропорциональной энергии нейтронов и γ-квантов, при этом измеряют спектры без разделения нейтронного и γ-излучений при размещении кристалла под углами 0° и 90° по отношению к направлению на источник, соответствующими максимальному и минимальному значениям эффекта угловой анизотропии световыхода кристалла. Производят дискриминацию всех сигналов с амплитудами меньшими, чем от протонов отдачи с максимальной энергией Ер=14 МэВ путем выставления уровня дискриминации такой, чтобы загрузка анализатора производилась сигналами с амплитудами, соответствующими протонам отдачи с максимальной энергией Ер=14 МэВ (окончание плато спектра). Вычитая спектр Nmin при размещении кристалла под углом 0° (эффект угловой анизотропии кристалла минимальный) из спектра Nmax при размещении кристалла под углом 90° (эффект угловой анизотропии кристалла максимальный) по отношению к направлению на источник соответственно получают колоколообразный пик, площадь которого пропорциональна флюенсу термоядерных нейтронов. Постоянный коэффициент пропорциональности, зависящий от геометрии размещения, размеров и анизотропных свойств кристалла, определяют при калибровке и градуировке спектрометра, последнюю осуществляют в реальной геометрии. Постоянный коэффициент учитывают при определении выхода термоядерных нейтронов импульсного источника. Ближайший аналог направлен на повышение точности и оперативности получения конечных результатов, упрощение процесса измерений выхода нейтронов с энергией En=14 МэВ.A known method of determining the magnitude of the output of thermonuclear neutrons of a pulsed source (patent RU 2065181, publ. 10.08.1996), selected as the closest analogue. The method includes registration of neutrons and associated γ-radiation using a scintillation detector with an organic crystal, obtaining output signals in the form of current pulses with amplitude; proportional to the energy of neutrons and γ-quanta, in this case, the spectra are measured without separation of neutron and γ-radiation when the crystal is placed at angles of 0 ° and 90 ° with respect to the direction to the source, corresponding to the maximum and minimum values of the angular anisotropy of the light output of the crystal. All signals with amplitudes smaller than those from recoil protons with a maximum energy E p = 14 MeV are discriminated by setting the discrimination level so that the analyzer is loaded with signals with amplitudes corresponding to recoil protons with a maximum energy E p = 14 MeV (end of the spectrum plateau) . Subtracting the spectrum of N min when placing the crystal at an angle of 0 ° (the effect of angular anisotropy of the crystal is minimal) from the spectrum of N max when placing the crystal at an angle of 90 ° (the effect of angular anisotropy of the crystal is maximum) with respect to the direction to the source, respectively, obtain a bell-shaped peak whose area is proportional fluence of thermonuclear neutrons. A constant coefficient of proportionality, depending on the placement geometry, dimensions and anisotropic properties of the crystal, is determined during calibration and calibration of the spectrometer, the latter is carried out in real geometry. A constant coefficient is taken into account when determining the yield of thermonuclear neutrons of a pulsed source. The closest analogue is aimed at improving the accuracy and efficiency of obtaining final results, simplifying the process of measuring the neutron yield with an energy of E n = 14 MeV.
Недостаток ближайшего аналога заключается в том, что повышение точности измерений достигается только за счет принудительного ограничения энергетического спектра путем выставления определенного уровня дискриминации многоканального амплитудного анализатора, что ведет к ограничению его функциональных возможностей. Кроме того, способ невозможно применить при малых величинах нейтронного выхода (103-107 нейтр./имп.),A disadvantage of the closest analogue is that increasing the accuracy of measurements is achieved only by forcibly limiting the energy spectrum by setting a certain level of discrimination of the multichannel amplitude analyzer, which leads to a limitation of its functionality. In addition, the method cannot be applied for small values of the neutron yield (10 3 -10 7 neutrons / imp.),
Техническим результатом заявляемого изобретения является обеспечение точности измерений с погрешностью не более ±20% при доверительной вероятности Р=0,95 в расширенном диапазоне нейтронного выхода (103-109 нейтр./имп.) и энергетического спектра.The technical result of the claimed invention is to ensure the accuracy of measurements with an error of not more than ± 20% with a confidence probability of P = 0.95 in the extended range of the neutron yield (10 3 -10 9 neutrons / imp.) And the energy spectrum.
Указанный технический результат достигается за счет того, что в способе определения величины выхода термоядерных нейтронов импульсного источника, основанном на регистрации нейтронов и сопутствующего γ-излучения и включающем измерение их спектров без разделения путем получения сигналов в виде импульсов тока с амплитудой, пропорциональной энергии нейтронов и γ-квантов с помощью сцинтилляционного детектора, который предварительно калибруют на определенную чувствительность к нейтронному излучению и градуируют в реальной геометрии, в результате чего получают постоянный коэффициент, который учитывают при вычислении выхода нейтронов, новым является то, что для определения выхода нейтронов подсчитывают количество импульсов тока в выбранном временном интервале, а градуировку детектора производят непосредственно перед проведением измерений от импульсного источника, используя эталонный источник нейтронного излучения с известной величиной выхода нейтронов, а также длительностью импульса, и энергетическим спектром, соответствующими длительности и спектру импульсного источника, для чего детектор относительно эталонного источника устанавливают на расстоянии, соответствующем его местоположению при проведении измерений с импульсным источником, при этом используют прибор измерения выхода нейтронов с известной погрешностью, который устанавливают на заданном в паспорте расстоянии от эталонного источника, далее неоднократно снимают показания с детектора и этого прибора для достижения относительной погрешности определения фактической чувствительности детектора к нейтронному излучению в реальной геометрии и реальных климатических условиях измерения на уровне не более ±15% при доверительной вероятности Р=0,95, которую учитывают в качестве постоянного коэффициента при определении выхода нейтронов импульсного источника.The specified technical result is achieved due to the fact that in the method for determining the yield of thermonuclear neutrons of a pulsed source, based on registration of neutrons and associated γ-radiation and including measuring their spectra without separation by obtaining signals in the form of current pulses with an amplitude proportional to the neutron energy and γ quanta using a scintillation detector, which is pre-calibrated for a certain sensitivity to neutron radiation and graduated in real geometry, in As a result of which a constant coefficient is obtained, which is taken into account when calculating the neutron yield, it is new that, to determine the neutron yield, the number of current pulses is counted in a selected time interval, and the detector is calibrated immediately before measurements from a pulsed source using a standard neutron radiation source with a known the neutron yield, as well as the pulse duration, and the energy spectrum corresponding to the pulse duration and spectrum source, for which the detector relative to the reference source is installed at a distance corresponding to its location when measuring with a pulsed source, while a neutron yield measuring device with a known error is used, which is installed at a distance specified in the passport from the reference source, then the readings are repeatedly taken from the detector and this device to achieve the relative error in determining the actual sensitivity of the detector to neutron radiation in real ge metry and actual measurements of climatic conditions at no more than ± 15% at a confidence level of P = 0.95, which take into account as a constant factor in the determination of output pulsed neutron source.
Подсчет количества импульсов тока в выбранном временном интервале, который составляет сотни микросекунд, для определения выхода нейтронов позволяет сместить во времени регистрируемые импульсы от γ- и нейтронного излучения, что повышает точность определения выхода нейтронов в расширенном диапазоне энергетического спектра, а использование для этого специально разработанного программно-математического обеспечения позволяет исключить влияние субъективного фактора на результаты обработки.Counting the number of current pulses in the selected time interval, which is hundreds of microseconds, for determining the neutron yield allows you to shift the recorded pulses from γ and neutron radiation in time, which increases the accuracy of determining the neutron yield in an extended range of the energy spectrum, and the use of specially designed software for this -math software allows to exclude the influence of the subjective factor on the processing results.
Осуществление градуировки детектора непосредственно перед проведением измерений с исследуемым источником, позволяет отградуировать детектор в реальных климатических и других (лабораторных, полевых и т.д.) условиях, что обеспечивает заявленную точность измерений.The calibration of the detector immediately before measurements with the source under study, allows you to calibrate the detector in real climatic and other (laboratory, field, etc.) conditions, which ensures the declared accuracy of the measurements.
Применение эталонного источника нейтронного излучения с известной величиной выхода нейтронов, а также длительностью импульса и энергетическим спектром, соответствующими длительности и спектру импульсного источника, и использование прибора измерения выхода нейтронов с известной погрешностью, который устанавливают на заданном в паспорте расстоянии от эталонного источника, позволяют настроить детектор на энергетический спектр нейтронов, ожидаемый от импульсного источника, и вносят определяющий вклад в уменьшение погрешности определения чувствительности детектора.The use of a reference neutron source with a known neutron yield, as well as a pulse duration and an energy spectrum corresponding to the duration and spectrum of a pulsed source, and the use of a neutron yield measuring device with a known error, which is installed at a distance specified in the passport from the reference source, allow you to configure the detector on the neutron energy spectrum expected from a pulsed source, and make a decisive contribution to reducing the error in determining eniya detector sensitivity.
Установка детектора относительно эталонного источника на расстояний, соответствующем его местоположению при проведении измерений с исследуемым источником, позволяет учесть реальную геометрию проведения измерений.The installation of the detector relative to the reference source at distances corresponding to its location during measurements with the source under study allows us to take into account the real geometry of the measurements.
Неоднократное снятие показаний с детектора и прибора измерения выхода нейтронов для определения фактической чувствительности детектора к нейтронному излучению в реальной геометрии и реальных климатических условиях измерения, позволяет произвести градуировку детектора по чувствительности с наименьшей погрешностью (относительной погрешностью на уровне не более ±15% при доверительной вероятности Р=0,95) в расширенном диапазоне нейтронного выхода.Repeatedly taking readings from the detector and the neutron yield measuring device to determine the actual sensitivity of the detector to neutron radiation in real geometry and in real climatic conditions of measurement allows the detector to be calibrated for sensitivity with the least error (relative error at a level of no more than ± 15% at a confidence probability of P = 0.95) in the extended neutron yield range.
Учет фактической чувствительности детектора в качестве постоянного коэффициента при определении выхода нейтронов импульсного источника позволяет определить выход термоядерных нейтронов с погрешностью не более ±20% при доверительной вероятности Р=0,95.Taking into account the actual sensitivity of the detector as a constant coefficient in determining the neutron yield of a pulsed source allows one to determine the yield of thermonuclear neutrons with an error of not more than ± 20% with a confidence probability of P = 0.95.
Примером конкретного выполнения заявляемого решения может служить способ определения величины нейтронного выхода термоядерных нейтронов от генератора нейтронного импульса, использующего явление плазменного фокуса (ПФ).An example of a specific implementation of the proposed solution can be a method for determining the magnitude of the neutron yield of thermonuclear neutrons from a neutron pulse generator using the phenomenon of plasma focus (PF).
Способ осуществляют с помощью следующих систем:The method is carried out using the following systems:
- четыре параллельно включенных сцинтилляционных детекторов излучения (СДИ), каждый их которых состоит из сцинтиллятора (полистирол с добавками n-терфинила и РОРОР) и ФЭУ, обеспечивающего электрические импульсы, находящиеся в известной связи с интенсивностью света, вырабатываемого сцинтиллятором;- four parallel-connected scintillation radiation detectors (LEDs), each of which consists of a scintillator (polystyrene with additives of n-terfinyl and POPOP) and a PMT, which provides electric pulses that are in a known connection with the intensity of the light generated by the scintillator;
- устройство для калибровки СДИ на заданную чувствительность к нейтронному излучению, включающее источник γ-излучения закрытый с радионуклидом Со60, который устанавливается на расстоянии 1 м, высоковольтный блок питания, кабельную линию связи, по которой детектор соединен с цифровым осциллографом, управляющий компьютер со специальным программно-математическим обеспечением;- a device for calibrating LEDs for a given sensitivity to neutron radiation, including a gamma radiation source closed with a Co 60 radionuclide that is installed at a distance of 1 m, a high-voltage power supply unit, a cable communication line through which the detector is connected to a digital oscilloscope, a control computer with a special software and mathematics;
- эталонный источник нейтронного излучения - ТГИ187 с известным выходом нейтронов, длительностью импульса и энергетическим спектром, соответствующими спектру и длительности импульсного источника (включает две сменные камеры для генерации нейтронов разных энергий);- a reference neutron radiation source - TGI187 with a known neutron yield, pulse duration and energy spectrum corresponding to the spectrum and duration of a pulse source (includes two interchangeable chambers for generating neutrons of different energies);
- прибор измерения выхода нейтронов с известной погрешностью - ТПИВН61 с относительной погрешностью не более ±10% при доверительной вероятности Р=0,95 с учетом настройки от эталонного источника нейтронов ТСНГ-2.- a neutron yield measuring device with a known error - TPIVN61 with a relative error of not more than ± 10% with a confidence probability of P = 0.95, taking into account the settings from the TSNG-2 reference neutron source.
Способ определения выхода термоядерных нейтронов импульсного источника заключается в следующем.The method for determining the yield of thermonuclear neutrons of a pulsed source is as follows.
После размещения СДИ на определенном расстоянии от источника излучения Со60 осуществляют настройку цифрового осциллографа на требуемый диапазон регистрации (напряжение, мВ; время, мкс). Настройку осуществляют с помощью специально созданного программного математического обеспечения ПЭВМ. При облучении сцинтиллятора СДИ регистрируют число электрических импульсов в единицу времени при подаче напряжения разной величины на ФЭУ СДИ. Диапазон подаваемого напряжения составил 1,3-1,8 кВ при неизменном числе фотонов (активность радионуклида Со60 в источнике 4,3*107 Бк). Электрические импульсы по кабельной линии поступают на цифровой осциллограф, запуск которого на сбор информации, считывание информации и ее последующая математическая обработка осуществляется в автоматизированном режиме с помощью ПЭВМ, программно-математическое обеспечение которого позволяет это воспроизвести. Было получено 200 осциллограмм за требуемый интервал времени (сотни микросекунд). При указанном диапазоне напряжений было зарегистрировано от 3 до 8 электрических импульсов. Было выбрано напряжение 1,5 кВ, которое соответствует 5 импульсам за требуемый интервал времени. Такому количеству импульсов соответствует требуемая чувствительность детектора к нейтронному излучению с отклонением не более ±10%.After placing the LEDs at a certain distance from the Co 60 radiation source, the digital oscilloscope is tuned to the required recording range (voltage, mV; time, μs). The adjustment is carried out using a specially created computer software. When the SDI scintillator is irradiated, the number of electric pulses per unit time is recorded when a voltage of a different magnitude is applied to the LED PMT. The applied voltage range was 1.3–1.8 kV with a constant number of photons (activity of the radionuclide Co 60 in the source 4.3 * 10 7 Bq). Electrical pulses are sent through a cable line to a digital oscilloscope, the start of which for collecting information, reading information and its subsequent mathematical processing is carried out in an automated mode using a personal computer, the software and mathematical software of which allows this to be reproduced. 200 waveforms were obtained for the required time interval (hundreds of microseconds). At the indicated voltage range, 3 to 8 electrical impulses were recorded. A voltage of 1.5 kV was selected, which corresponds to 5 pulses for the required time interval. Such a number of pulses corresponds to the required detector sensitivity to neutron radiation with a deviation of not more than ± 10%.
После калибровки детекторов осуществляют их градуировку от эталонного источника нейтронного излучения ТГИ187 (с энергией нейтронов, соответствующей энергии нейтронов генератора ПФ). Для чего детекторы относительно источника устанавливают на расстояниях, соответствующих их местоположению при проведении измерений с импульсным источником - 1, 2, 3, 4 т. Прибор измерения выхода нейтронов ТПИВН61 устанавливают на известном фиксированном расстоянии 33 см от эталонного источника, далее 15 раз подряд запускают ТГИ187 и снимают показания с детекторов и этого прибора для достижения относительной погрешности определения фактической чувствительности детекторов к нейтронному излучению в реальной геометрии и реальных климатических условиях измерения на уровне не более ±15% при доверительной вероятности Р=0,95.After calibrating the detectors, they are calibrated from the TGI187 neutron radiation reference source (with neutron energy corresponding to the neutron energy of the PF generator). For this, the detectors relative to the source are installed at distances corresponding to their location when measuring with a pulsed source - 1, 2, 3, 4 t. The TPIVN61 neutron yield measuring device is installed at a known fixed distance of 33 cm from the reference source, then the TGI187 is launched 15 times in a row and take readings from the detectors and this device to achieve a relative error in determining the actual sensitivity of the detectors to neutron radiation in real geometry and real climate measurement conditions at a level of no more than ± 15% with a confidence probability of P = 0.95.
Устанавливают генератор ПФ на место ТГИ187 и получают выходные сигналы параллельно включенных сцинтилляционных детекторов нейтронного излучения при срабатывании данного генератора. Далее в автоматизированном режиме осуществляют математическую обработку выходных сигналов с получением истинного количества импульсов, зарегистрированных на осциллограмме за сотни микросекунд, что позволяет с учетом фактической чувствительности детекторов вычислить нейтронный выход с погрешностью не более ±20% при доверительной вероятности Р=0,95.The PF generator is installed in place of the TGI187 and receive output signals of scintillation detectors of neutron radiation in parallel when this generator is triggered. Then, in an automated mode, the output signals are mathematically processed to obtain the true number of pulses recorded on the waveform in hundreds of microseconds, which allows taking into account the actual sensitivity of the detectors to calculate the neutron yield with an error of not more than ± 20% with a confidence probability of P = 0.95.
Т.о. применение заявляемого способа, включающего автоматизированную градуировку измерительных каналов, позволяет учесть реальную геометрию и условия проведения измерений при определении величины нейтронного выхода, достичь заявленной погрешности и исключить влияние субъективного фактора на результаты обработки.T.O. the application of the proposed method, including the automated calibration of the measuring channels, allows you to take into account the real geometry and conditions of the measurements when determining the magnitude of the neutron yield, achieve the declared error and exclude the influence of the subjective factor on the processing results.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019101528A RU2701189C1 (en) | 2019-01-21 | 2019-01-21 | Method of determining output value of thermonuclear neutrons of a pulse source |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019101528A RU2701189C1 (en) | 2019-01-21 | 2019-01-21 | Method of determining output value of thermonuclear neutrons of a pulse source |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2701189C1 true RU2701189C1 (en) | 2019-09-25 |
Family
ID=68063294
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2019101528A RU2701189C1 (en) | 2019-01-21 | 2019-01-21 | Method of determining output value of thermonuclear neutrons of a pulse source |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2701189C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2743849C1 (en) * | 2020-04-23 | 2021-02-26 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Ionisation fission chamber for detecting fast neutrons |
| RU2779952C1 (en) * | 2021-12-10 | 2022-09-15 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Юго-Западный государственный университет" (ЮЗГУ) | Method for calibration of multi-detector neutron spectrometers-dosimeters with computational restoration of energy spectra of measured flows |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4223388A (en) * | 1977-04-04 | 1980-09-16 | Tokyo Shibaura Electric Co., Ltd. | Scintillation camera |
| RU2065181C1 (en) * | 1994-03-29 | 1996-08-10 | Войсковая часть 51105 | Method for measuring fluency of thermonuclear neutrons |
| RU2379710C1 (en) * | 2008-12-08 | 2010-01-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method of calibrating counting channel of reactimetre |
| US20150034832A1 (en) * | 2011-06-30 | 2015-02-05 | Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives | Radiation detector comprising a circuit for injecting a calibrated quantity of counter-charges |
| RU2601772C1 (en) * | 2015-08-03 | 2016-11-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Diagnostic technique for pulsed high-current relativistic electron beam in linear induction accelerator |
-
2019
- 2019-01-21 RU RU2019101528A patent/RU2701189C1/en active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4223388A (en) * | 1977-04-04 | 1980-09-16 | Tokyo Shibaura Electric Co., Ltd. | Scintillation camera |
| RU2065181C1 (en) * | 1994-03-29 | 1996-08-10 | Войсковая часть 51105 | Method for measuring fluency of thermonuclear neutrons |
| RU2379710C1 (en) * | 2008-12-08 | 2010-01-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method of calibrating counting channel of reactimetre |
| US20150034832A1 (en) * | 2011-06-30 | 2015-02-05 | Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives | Radiation detector comprising a circuit for injecting a calibrated quantity of counter-charges |
| RU2601772C1 (en) * | 2015-08-03 | 2016-11-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Diagnostic technique for pulsed high-current relativistic electron beam in linear induction accelerator |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2743849C1 (en) * | 2020-04-23 | 2021-02-26 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Ionisation fission chamber for detecting fast neutrons |
| RU2779952C1 (en) * | 2021-12-10 | 2022-09-15 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Юго-Западный государственный университет" (ЮЗГУ) | Method for calibration of multi-detector neutron spectrometers-dosimeters with computational restoration of energy spectra of measured flows |
| RU2780339C1 (en) * | 2021-12-10 | 2022-09-21 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Юго-Западный государственный университет" (ЮЗГУ) (RU) | Method for measuring the energy spectrum and dose characteristics of neutron radiation in real time and a device for its implementation |
| RU2780688C1 (en) * | 2021-12-10 | 2022-09-29 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Юго-Западный государственный университет" (ЮЗГУ) (RU) | Method and device for generating spectral characteristics of measuring channels of neutron detectors |
| RU2782684C1 (en) * | 2021-12-10 | 2022-10-31 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Юго-Западный государственный университет" (ЮЗГУ) (RU) | Method and device for verification of neutron spectrometers-dosimeters in reference neutron fields with different shapes of spectra |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Zakaly et al. | Estimate the absolute efficiency by MATLAB for the NaI (Tl) detector using IAEA-314 | |
| JP2004108796A (en) | Radiation measurement device | |
| RU2701189C1 (en) | Method of determining output value of thermonuclear neutrons of a pulse source | |
| RU2657296C2 (en) | Method for measuring the dose by means of radiation detector, in particular, x-ray or gamma-ray radiation detector used in spectroscopic mode, and dose measuring system using the said method | |
| RU2379710C1 (en) | Method of calibrating counting channel of reactimetre | |
| CN117872449A (en) | Nuclide identification method in complex environment | |
| Tripathy et al. | Measurement of 241Am–Be spectra (bare and Pb-covered) using TLD pairs in multi-spheres: spectrum unfolding by different methods | |
| RU2704564C1 (en) | METHOD OF CALIBRATION AND STABILIZATION OF γ-RADIATION SPECTROMETER PARAMETERS | |
| RU2613594C1 (en) | Method of dose rate measurement in mixed apparatus gamma-radiadion spectrum | |
| Fonnesu et al. | The preparation of the Shutdown Dose Rate experiment for the next JET Deuterium-Tritium campaign | |
| Cho et al. | Electronic dose conversion technique using a NaI (Tl) detector for assessment of exposure dose rate from environmental radiation | |
| JP5450356B2 (en) | Radiation detection method | |
| Mei-Woo | Determination performance of Gamma spectrometry co-axial HPGe detector in radiochemistry and environment group, Nuclear Malaysia | |
| RU2390800C2 (en) | Method and device for measuring spectral and integral density of neutron stream | |
| Kobayashi et al. | Feasibility study on real-time γ-ray spectrum/dose measurement system | |
| Meye et al. | Intercomparison on the measurement of the quantity personal dose equivalent Hp (10) in photon fields. Linearity dependence, lower limit of detection and uncertainty in measurement of dosimetry systems of individual monitoring services in Gabon and Ghana | |
| RU2729600C1 (en) | Method of diagnosing stability of operation of a device with a corona counter for measuring neutron flux in the presence of gamma-radiation | |
| RU2507541C1 (en) | Method of determining parameters of ionising action on analysed sample of pulsed high-intensity radiation | |
| Szewczak et al. | Calibration of the RSS-131 high efficiency ionization chamber for radiation dose monitoring during plasma experiments conducted on plasma focus device | |
| RU2780339C1 (en) | Method for measuring the energy spectrum and dose characteristics of neutron radiation in real time and a device for its implementation | |
| RU2497157C1 (en) | Method of determining energy spectrum of gamma quanta | |
| RU2065181C1 (en) | Method for measuring fluency of thermonuclear neutrons | |
| Chilingarian et al. | Measurements of the Energy Spectra of TGE Gamma Ray Flux on Aragats Mountain | |
| Mitev et al. | Radiationless energy calibration of radiation survey meters | |
| Borella et al. | Characterization and Monte Carlo simulations for a CLYC detector |