SU1144503A1

SU1144503A1 - Thermoluminescent dosimeter of mixed gamma and neutron radiation

Info

Publication number: SU1144503A1
Application number: SU833653225A
Authority: SU
Inventors: В.И. Готлиб; В.Л. Гребенщиков
Original assignee: Рижский Медицинский Институт
Priority date: 1983-10-21
Filing date: 1983-10-21
Publication date: 1985-08-30

Abstract

ТЕРМОЛЮМИНЕСЦЕНТНЬМ ДОЗИМЕТР СМЕ1 1А1ПЮГО ГАММА- И НЕЙТРОН 10ГО ИЗЛУЧЕНИЯ, состо щий из радиатора с водородсодержащим материалом и чувствительного к излучению термолюминофора , отличающийс тем, что, с целью увеличени точj - 300 ности определени гамма, - нейтронных вкладов в смешанном излучении, он выполнен из двух чувствительных к излучению слоев, причем тонкий слой имеет толщину d, , соизмеримую с максимальной длиной пробега протонов отдачи в материале люминофора, а-толщина толстого сло Oj выбираетс из условий Тма. НТ J где Tjyg (сЗ) - температура максимума пика термовысвечивани , а Т ю температура по влени теплового све (Л чени нагревательного элемента, оба сло соединены между собой термостойким веществом с теплопроводностью , меньшей теплопроводности люминофора, причем радиатор находитс в контакте с тонким слоем. 4а 4;; Сл оо THERMOLUMINESCENT CME1 1A1 SOUTH GAMMA- AND NEUTRON 10TH RADIATION DIMIMETER, consisting of a radiator with a hydrogen-containing material and a thermoluminophore sensitive to radiation, characterized in that, in order to increase the accuracy of the determination of gamma, there were 4 radiation-sensitive layers, the thin layer having a thickness d, comparable with the maximum path length of the recoil protons in the phosphor material, and the thickness of the thick layer Oj is chosen from the conditions Tma. HT J where Tjyg (s3) is the temperature of the peak of thermoluminescence, and T o the temperature of the appearance of heat radiation (L of the heating element, both layers are interconnected by heat-resistant substance with thermal conductivity lower than the thermal conductivity of the phosphor, and the radiator is in contact with a thin layer. 4a 4 ;; Сл оо

Description

250250

ХX

200200

Фиг. 1FIG. one

df/tftdf / tft

Изобретение относитс к технике измерени параметров ионизирукщего излучени , в частности к индивидуаль ной дозиметрии гамма- и нейтронного излучений,,и предназначено дл ре- 5 гистрации поглощенных доз гаммаизлучени и потоков нейтронов в промыпшенности , медицине, радиобиологии и различных физических экспериментах с использованием источников ионизирующего излучени . Известно, что при определении вклада смешанного излучени использую тйМ детекторы на основе люминофоров , например Мп (фтористый кальций, активированный марганцем) Л . Эти детекторы имеют высокую чувствительность к рентгеновскому и гамма-излучению5 удобный дл считывани спектр, термолюминесценции, 20 линейную в широком диапазоне зависимость выхода термолюминесценции от дозы излучени . Однако это соединение имеет невысокую чувствительность как к тепловым, так и к быст- рым нейтронам, что делает нецелесообразным его использование в детекторах смешанного гамма- и нейтронного излучени .The invention relates to the technique of measuring ionizing radiation parameters, in particular, to individual dosimetry of gamma and neutron radiation, and is intended to record the absorbed gamma radiation doses and neutron fluxes in industry, medicine, radiobiology and various physical experiments using ionizing radiation sources. . It is known that when determining the contribution of mixed radiation, we use TyM detectors based on phosphors, for example, Mn (calcium fluoride, activated by manganese) L. These detectors have high sensitivity to X-ray and gamma radiation5 convenient for reading spectrum, thermoluminescence, 20 linear in a wide range, the dependence of the output of thermoluminescence on the radiation dose. However, this compound has a low sensitivity to both thermal and fast neutrons, which makes it impractical to use it in detectors of mixed gamma and neutron radiation.

Известно также, что дл измерени 30 потока быстрых нейтронов термолюминесцентные детекторы, обладающие чувствительностью к активации нейтронами , облучаютс в смешанном поле « излучени z .35It is also known that, in order to measure 30 fast neutron fluxes, thermoluminescent detectors that are sensitive to neutron activation are irradiated in a mixed field of radiation .35

Термолюминесценци , обусловленна облучением мгновенным гамма-излучением , в течение короткого временного интервала устран лась отжигом при высокой температуре. Затем термолюми- 40 нофор выдерживалс при достаточно низкой температуре в камере, защищенной от радиоактивного излучени , дл того, чтобы материал дозиметра восприн л дозу облучени , обусловлен-45 ную распадом радиоактивных дер, . образованных при облучении нейтронами . Обусловленна самооблучением термолюминесценци также считываетс и коррелируетс с нейтронным потоком. 50Thermoluminescence caused by irradiation with instant gamma radiation was eliminated by annealing at a high temperature for a short time interval. Then, the thermoluminescent nosus was kept at a sufficiently low temperature in the chamber protected from radioactive radiation in order for the dosimeter's material to absorb the radiation dose due to the decay of the radioactive nuclei. formed by neutron irradiation. Self-irradiated thermoluminescence is also read and correlated with the neutron flux. 50

К недостаткам известного способа можно отнести необходимость отжига в строго ограниченных режимах и потребность в сложных дополнительных расчетах .55The disadvantages of this method include the need for annealing in strictly limited modes and the need for complex additional calculations .55

Дозиметр гамма- и нейтронного излучлни 3Jсодержит держатель из поглощающего нейтронное излучение материала и подложки, внутренние поверхности которых покрыты термолюминесцентным веществом, чувствительным к нейтронному излучению. На наружные поверхности подложек нанесен ,слой термолюминесцентного вещества, нечувствительного к нейтронному излучению . Однако при использовании такого дозиметра возникают трудности в сравнении поглощенных сигналов, так как нейтронный сигнал срабатывает в очень узком слое сравнительно с гамма-сигналом, из-за чего его выделение затруднено, т.е. дозиметр .имеет недостаточную точность.The gamma and neutron radiation dosimeter 3J contains a holder of neutron absorbing material and a substrate, the inner surfaces of which are coated with a thermoluminescent substance sensitive to neutron radiation. A layer of thermoluminescent substance insensitive to neutron radiation is deposited on the outer surfaces of the substrates. However, when using such a dosimeter, difficulties arise in comparing the absorbed signals, since the neutron signal operates in a very narrow layer compared to the gamma signal, because of which its selection is difficult, i.e. dosimeter. has insufficient accuracy.

Наиболее близким к изобретению по технической сущности вл етс термолюминесцентный дозиметр смешанного гамма- и.нейтронного излучени , состо щий из радиатора с водородсодержащим материалом и чувствительного к излучению тёрмолкминофора 4.The closest to the invention in its technical nature is a thermoluminescent dosimeter of mixed gamma and neutron radiation, consisting of a radiator with a hydrogen-containing material and a radiation-sensitive thermoprolkophore 4.

Это так называемые альбедо-дозиметры , содержащие одну или несколько пар детекторов из LiF и LiF, в котором дл поглощени быстрых нейтронов и их регистрации по дейсв-вию протонов отдачи используетс радиатор из водородсодержащего материала, например тефлона. При этом один из де (текторов пары служит дл регистрации гамма-излучени , а другой - дл регистрации суммарного гамма- и нейтронного излучени , по разнице в показани х которых определ етс вклад гамма-излучени . Описанный дозиметр вз т в качестве прототипа.These are so-called albedo dosimeters containing one or more pairs of detectors from LiF and LiF, which use a radiator made of hydrogen-containing material, such as Teflon, to absorb fast neutrons and register them by the action of recoil protons. At the same time, one of the de (pair pairs serves to register gamma radiation, and the other to register total gamma and neutron radiation, based on the difference in indications of which the contribution of gamma radiation is determined. The described dosimeter is taken as a prototype.

К недостаткам прототипа можно отнести тот факт, что в смешанных гамма-нейтронных пол х погрешность в разнице показаний детекторов возрастает по мере сближени вкладов гамма- и нейтронного излучени , а также из-за большей энергии нейтронов и относительно более низкой чувствительности к гамма-излучению . Фактически при определении вкладов в смешанном излучении с помощью известного дозиметра приходитс каждый раз осуществл ть дополнительную калибровку либо прибегать к использованию системы альбедо-дозиметров с последующими трудоемкими расчетами .The disadvantages of the prototype include the fact that in mixed gamma-neutron fields, the error in the difference in detector readings increases as the gamma and neutron radiation contributions become closer, and also because of the higher neutron energy and relatively lower sensitivity to gamma radiation. In fact, when determining contributions to mixed radiation using a known dosimeter, it is necessary to perform additional calibration each time or to resort to the use of the albedo-dosimeter system with subsequent laborious calculations.

Целью предлагаемого изобретени вл етс увеличение точности определени гамма,- -нейтронных вкладов в смешанном излучении при сокращении трудоемкости процесса измерени Цель достигаетс тем, что термолюминесцентный дозиметр смешанного гамма- и нейтронного излучени , сос то щий из радиатора с водородсодержавщм материалом и чувствительного к излучению тёрмолюминофора, выполнен из двух чувствительных к излуче нию слоев, причем тонкий слой имеет толщину а, , соизмеримую с максималь ной длиной пробега протонов отдачи в материале люминофора, а толщина толстого сло А ) выбираетс из усло ( Jz) Т температура максимума пика термовысвечивани , а Т1 -. температура по влени теплового свечени нагревательного элемента, оба сло соединены между собой термостойким веществом с теплопроводностью Л , меньшей теплопроводности люминофора , причем радиатор находитс в кон такте с тонким слоем. Особенность изобретени заключаетс в том, что дл определени собственно вклада нейтронного излучени пользуютс рабочим слоем люминофора , толщина которого соответствует именно тому узкому промежу ку , в котором наблюдаетс действие протонов отдачи и вместе с тем минимальна погрешность в определении пика кривой термовысвечивани образ ца, св занна -с толщиной самого детектора. Таким образом, процесс определени вклада смешанного излучени уда етс упростить за счет того, что однажды проведенна калибровка дози метра дл определенного соотношени толщин тонкого и толстого слоев оказываетс универсальной на все врем его эксплуатации. Присэтом следует отметить, что точность изме НИИ сохран етс при достаточно высо ких скорост х нагрева термолюминофо ров, имеющих четкий пик КТВ. Благодар предложенной конструкц дозиметра, разработанной на; основе исследований по смещению КТВ без ис кажени ее формы в зависимости от толщины образца под вли нием сопротивлени Rg теплового контакта с нагревательггьгм элементом, удаетс получить одновременно разнесенные по температурной оси кривые термовы свечивани , характеризующие вклад 034 нейтронного и гамма-излучений в смешанном потоке. Кроме того, благодар соединению слоев люминофора термостойким веществом удаетс решить проблему обращени с очень тонким детектором , воспринимающим .нейтронный поток, толщина которого не должна превьщгать несколько дес тков микрон: в случае его автономного распс ложени (см. прототип) соответствующее физической сущности выполнение детектора крайне тонким неосуществимо из-за хрупкости и сложности-многократного использовани . Выполнение промежуточного сло из материала с теплопроводностью -Х , меньшей теплопроводности люминофора , объ сн етс увеличением разнесени пиков за счет увеличени теплового сопротивлени . Кроме того, промежуточный слой должен быть прозрачным дл спектра термолюминесценции . На фиг. 1 изображена зависимость Т(ду, относительно толщины образца; на фиг.2 - наложение сигнала ТЛ на температурное свечение; на фиг.З собственно детектор; на фиг.4 - крива термовысвечивани детектора. Установлено, что при контактном методе нагрева, обычно примен емом дл регистрации термолюминесценции, размеры образца, в частности его толщина, вли ют на положение кривой термовысвечивани КТВ на температурной оси из-за наличи контактного сопротивлени R,. Одним из основных параметров КТВ вл етс температура максимума пика термовысвечивани увеличением толщины образца d , независимо от его диаметра, происходит линейное увеличение Т,, относительно.температуры нагревательного элемента (фиг.1). Поскольку максимум спектра термолюминесценции детекторов на LiF лежит в области 420 нм, а температурное свечение обычно примен емых нагревательных элементов при температуре 280-300 С в этой части спектра становитс соизмеримым с термолюминесцентным сигналом детекторов, облученных малыми дозами, и при дальнейшем росте температуры экспоненциально возрастает, при толщинах детектора пор дка 2-3 мм выделение сигнала ТЛ затруднено. Поэтому необходимым условием точного функционировани предлагаемого ТЛдозиметра вл етс ограничение по толщине детектора из услови HOKCVO) Тцт ) где Тц - начало вли ни температур ного .нагрева нагр евательного элемен та (фиг.2). Изготовленный исход из упом нутых теоретических предпосылок детек тор (фиг.З) содержит первый тонкий слой di, выполненный, например, из LiF, соединенный с вторым слоем 2 также изготовленным из . LiF, термостойким слоем R с тегшопроводностью Л , меньшей теплопроводности LiF. В непосредственном контакте с d I находитс водородсодержащий радиатор из полиэтилена. Детектор , предназначенный дл измерени вкладов в дозу гамма- и нейтрон ных компонентов .излучени , помещает с в смешанный поток таким образом, что излучение проходит сначала через радиатор, затем сквоз тонкий слой 3, и второйслой 2 При этом толщина сло cJi такова, что полност поглощает протоны отдачи с энергией до 14 МэВ. Облученйый детектор (фиг.З) поме щаетс на нагревательный элемент ис точника терйолюминесценции (не показан ) таким образом, что тонкий слой лежит на нагревательном элементе . Полученна при постепенном нагреве с посто нной скоростью нагрева крива термовысвечивани (фиг. состоит из двух пиков, которые достаточно хорошо вьщелены. Первый пик, полученньш от тонкого сло d, , несет в себе информацию о суммарном вкладе Y- и п - излучени , во втором пике, полученном от сло о , сосредоточена информаци о вкладе у-излучени , причем разнесение пиков обусловлено как значительной разницей толщин | и J , так и наличием промежуточного сло с больши тепловым сопротивлением. Дл опреде лени конкретного вклада интенсивности У - и П -излучени используют с значени градуировочных коэффициентов , полученных при предварительном облучении детектора однород ным гамма-излучением определенной и тенсивности (набор нескольких доз), причем калибровочные коэффициенты дл каждого пика Гр/ед.инт, Гр/ед.инт и т.д., где D - доза, 3 - интенсивность пика, а также соотношение пиков близкое к соотношению толщин слоев ci, и (3 . Исход из предварительно имеющихс значений калибровочных коэффициентов, определ етс суммарный вклад смешанного излучени D« JC,- U, , затем соответственно . и собственно вклад нейтронного излучени 1)„ 1) Пример конкретного определени вклада смешанного излучени с помощью предлагаемого детектора. При калибровке детектора, в котором d, 200 мкм, ( 2 мм, слои изготовлены из LiF и соединены термостойким неорганическим клеем типа ГИПК-251 (толщина прослойки 20 мкм), диаметр детектора 3 мм. Полиэтиленовый радиатор толщиной 0,5 см был нанесен на тонкий слой J, , использовались дозы 0,15 и 1 ,.50 Гр; при скорости нагрева 4,3 град/с первый пик имел максимальное значение при Т , второй - при T.J 285С; значени коэффициентов: - 1 0,1 Гр/ед.инт, 1с 1 Гр/ед ИНТ, К, 10. После определени калибровочных коэффициентов детектор облучалс в смешанном потоке от нейтронного генератора . Сн тие кривых термовысвечивани затем проводилось при аналогичной скорости нагрева. Первый пик 1-СГВ при температуре 220°С дал дозу 0,6 Гр (смешанное излучение), второй пик КТВ при температуре 285°С показал дозу 0,25 Гр (чистое гамма-излучение) Отсюда доза нейтронного излучени составила 0,6-0,25 0,35 Гр (в гамма-эквивалентах ) . Предложенный дозиметр в отличие от базового объекта - альбедо-дозиметра обеспечивает как сравнительную быстроту измерений (достаточно однократной калибровки), так и их достоверную повтор емость при необходимой дл оценки радиологической обстановки степени точности (пор дка 10%). Использование предложенного дозиметра расшир ет арсенал примен емых 7 современных термолюминесцентных датекторов , созданных на основе оригинальных теоретических разработок и вл етс особо перспективным в обных с использованием атомной энергии , а также дл индивиду шьной дозиметрии в радиобиологии и медицине. 1144503.8: ласт х народного хоз йства, св эанThe aim of the present invention is to increase the accuracy of determining gamma, -, - neutron contributions to mixed radiation while reducing the laboriousness of the measurement process. The goal is achieved by the fact that the thermoluminescent dosimeter of the mixed gamma and neutron radiation, which comes from the radiator to the hydrogen-containing material and is sensitive to radiation from the thermoluminescent, made of two radiation-sensitive layers, with a thin layer having a thickness a, commensurate with the maximum mean free path of recoil protons in the lumin material ofor, and the thickness of the thick layer A) is selected from the condition (Jz) T, the maximum peak temperature of the thermoluminescence, and T1 -. the temperature of the occurrence of thermal luminescence of the heating element, both layers are interconnected by a heat-resistant substance with thermal conductivity L less thermal conductivity of the phosphor, and the radiator is in contact with a thin layer. A feature of the invention is that to determine the neutron radiation contribution itself, a working phosphor layer is used, the thickness of which corresponds to the narrow gap in which the action of recoil protons is observed and at the same time the minimum error in determining the peak of the thermoluminescence pattern of the sample is related with the thickness of the detector itself. Thus, the process of determining the contribution of the mixed radiation can be simplified due to the fact that once the calibration of the dosimeter for a certain ratio of thicknesses of the thin and thick layers is performed is universal for the entire period of its operation. In this case, it should be noted that the accuracy of the scientific research institutes is maintained at sufficiently high heating rates of thermoluminescentres with a clear peak of the CATV. Thanks to the proposed design of the dosimeter, developed by; Based on the research on the displacement of the CATV without distorting its shape depending on the sample thickness, under the influence of the resistance Rg of thermal contact with the heating element, it is possible to obtain simultaneously separated along the temperature axis the thermal flux curves characterizing the contribution of 034 neutron and gamma radiation in the mixed stream. In addition, by combining the layers of the phosphor with a heat-resistant substance, it is possible to solve the problem of handling a very thin detector that perceives the neutron flux, the thickness of which should not exceed several tens of microns: in the case of its autonomous location (see the prototype), the corresponding physical essence of the detector is extremely Thin impracticable due to fragility and complexity — repeated use. The implementation of the intermediate layer of a material with a thermal conductivity of -X, less thermal conductivity of the phosphor, is due to the increase in peak separation due to an increase in thermal resistance. In addition, the intermediate layer should be transparent to the thermoluminescence spectrum. FIG. Fig. 1 shows the dependence of T (dw, relative to the sample thickness; Fig. 2 shows the overlap of the TL signal on the temperature luminescence; Fig. 3 shows the detector itself; Fig. 4 shows the curve of the thermolumination of the detector. It was found that with the contact heating method commonly used For recording thermoluminescence, the sample size, in particular its thickness, influences the position of the thermotransmission curve of the CATV on the temperature axis due to the presence of contact resistance R. One of the main parameters of the CATV is the temperature of the peak of the thermovidiation peak. by increasing the sample thickness d, regardless of its diameter, a linear increase in T ,, is relative to the temperature of the heating element (Fig. 1). Since the maximum thermoluminescence spectrum of LiF detectors lies in the region of 420 nm, and the temperature luminescence of the commonly used heating elements at 280-300 ° C in this part of the spectrum becomes comparable with the thermoluminescent signal of detectors irradiated with small doses, and with a further increase in temperature increases exponentially, with thicknesses of the detector 2-3 mm and the selection signal TL is difficult. Therefore, a necessary condition for the precise functioning of the proposed TL-dosimeter is a limit on the thickness of the detector from the condition HOKCVO) TC) where TC is the beginning of the influence of the temperature heating of the heating element (Fig. 2). Based on the above theoretical premises, the detector (FIG. 3) contains a first thin layer di, made, for example, of LiF, connected to the second layer 2 also made of. LiF, heat-resistant layer R with Tegsh-conductivity L, less thermal conductivity LiF. A hydrogen-containing polyethylene radiator is in direct contact with dI. A detector designed to measure contributions to the dose of gamma and neutron radiation components places it into the mixed stream so that the radiation passes first through the radiator, then through the thin layer 3, and the second layer 2. The thickness of the cJi layer is such that absorbs recoil protons with energies up to 14 MeV. The irradiated detector (FIG. 3) is placed on the heating element of the thermoluminescence source (not shown) in such a way that a thin layer lies on the heating element. Obtained by gradual heating with a constant heating rate of the thermoluminescence curve (Fig. 2) consists of two peaks that are reasonably well separated. The first peak obtained from the thin layer d, carries information about the total contribution of Y and p radiation, in the second The peak obtained from the layer contains information on the contribution of gamma radiation, and the separation of the peaks is due both to a significant difference in the thicknesses of and and to the presence of an intermediate layer with a higher thermal resistance. - and P-radiation are used with the values of the calibration coefficients obtained when the detector is preliminarily irradiated with homogeneous gamma radiation of a certain intensity and intensity (a set of several doses), with calibration coefficients for each peak Gr / unit t, Gr / unit t and t. where D is the dose, 3 is the peak intensity, and the peak ratio is close to the thickness ratio of the layers ci, and (3. Based on the previously available values of the calibration coefficients, the total contribution of the mixed radiation D J JC, - U, then accordingly. and the neutron radiation contribution itself 1) 1) An example of a specific determination of the contribution of mixed radiation using the proposed detector. When calibrating the detector, in which d, 200 μm, (2 mm, the layers are made of LiF and connected with heat resistant inorganic glue like GIPK-251 (interlayer thickness 20 μm), the diameter of the detector is 3 mm. The polyethylene radiator with a thickness of 0.5 cm was deposited on thin layer J,, doses of 0.15 and 1, .50 Gy were used; at a heating rate of 4.3 degrees / s, the first peak had a maximum value at T, the second one - at TJ 285С; coefficients: - 1 0.1 Gy / unit, 1c 1 Gy / unit Int, K, 10. After determining the calibration coefficients, the detector was irradiated in a mixed stream from a neutron generator The torus was then removed at the same heating rate. The first peak of 1-SHV at a temperature of 220 ° C gave a dose of 0.6 Gy (mixed radiation), the second peak of KTV at a temperature of 285 ° C showed a dose of 0.25 Gy (pure gamma radiation) Hence the neutron radiation dose was 0.6-0.25 0.35 Gy (in gamma equivalents). The proposed dosimeter, in contrast to the base object, the albedo dosimeter, provides both a comparative measurement speed (a single calibration is enough) and their reliable repeatability with the necessary for APIS radiological degree of accuracy (on the order of 10%). The use of the proposed dosimeter expands the arsenal of 7 modern thermoluminescent sensors used, created on the basis of original theoretical developments, and is particularly promising in general using atomic energy, as well as for individual dosimetry in radiobiology and medicine. 1144503.8: fli x of the national household, sv ean

/7-/ -/7«7/77(5/Г/ 7- / - / 7 "7/77 (5 / G

ПКPC

уat

« "

/./.

,,..,, ..

250 JOO 250 JOO

Фиг.44

Claims

THERMOLUMINESCENT DOSIMETER OF MIXED GAMMA AND NEUTRON RADIATION, consisting of a radiator with a hydrogen-containing material and a thermoluminophore sensitive to radiation, characterized in that, in order to increase the accuracy of determination of gamma, neutron contributions in mixed radiation, it is made of two layers sensitive to radiation moreover, the thin layer has a thickness commensurate with the maximum path length of the recoil protons in the phosphor material, and the thickness of the thick layer'd ₂ is selected from the conditions

Zakc ^c where T _max - maximum temperature thermoluminescence peak, and T is temperature _nt appearance heat emission of the heating element, the two layers are interconnected by the heat-resistant material with thermal conductivity of 7 less the thermal conductivity of the phosphor, the heat sink is in contact with the thin layer.

SU „, 1144503