Реализация функций поста АСКРО осуществляется программой пользователя, записанной в память модема. Пост АСКРО функционирует следующим образом.


Чтобы посмотреть этот PDF файл с форматированием и разметкой, скачайте его и откройте на своем компьютере.


XII МЕЖДУНАРОДНОЕ СОВЕЩАНИЕ

ПРОБЛЕМЫ ПРИКЛАДНОЙ

СПЕКТРОМЕТРИИ И РАДИОМЕТРИИ

ППСР
-
2011

тезисы

РОССИЯ, САНКТ
-
ПЕТЕРБУРГ, 2011



ПРОБЛЕМЫ ПРИКЛАДНОЙ

СПЕКТРОМЕТРИИ И РАДИОМЕТРИИ

ППСР
-
2011

XII МЕЖДУНАРОДНОЕ СОВЕЩАНИЕ

ТЕЗИСЫ ДОКЛАДОВ

Санкт
-
Петербург, 2011


ОРГА
НИЗАТОР

ЗАО «НТЦ Экспертцентр», п. Менделеево, Россия

ОРГКОМИТЕТ

В.Н. Даниленко



председатель

ООО «ЛСРМ»

E.И. Зайцев,

В.М.
Савин

ЗАО «НПЦ «АСПЕКТ»

А.С. Казимиров

НПП «АКП»

В.А. Кожемякин

УП «Атомтех»

С.В. Кривашеев

ООО «Эко
-
Сфера»

А.Д. Соколов

Baltic

Scientific Instruments

К. Нурлыбаев

НПЦ

«
Доза
»

И.Г. Толпекин,

А.А. Трохан

ЗАО «НТЦ Экспертцентр»

И.А. Харитонов

ФГУП «ВНИИМ им.

Д
.И.

Менделеева»

В.С. Хрунов

ОАО «ИФТП»

В.А. Тихомиров

ГУП МосНПО «Радон»

М.П. Мурашова

ОАО «АЭХК»



4

СОДЕРЖАНИЕ
.

НОСИМЫЙ РАДИАЦИОННЫЙ

МОНИТОР

................................

11

А. С. Шеин, А. Ю. Дерстуганов, Л. В. Викторов, А. Л. Крымов,
Г. А. Кунцевич,

Б. В. Шульгин

Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н.Ельцина

МОБИЛЬНЫЙ КОМПЛЕКС Р
АДИАЦИОННОГО КОНТРОЛ
Я СО
СКАНИРУЮЩИМ
ГАММА
-
ДЕТЕКТОРОМ

................................

12

А. С. Шеин, Л. В. Викторов, В. Л. Петров, Б. В. Шульгин

Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н.Ельцина

EFFMAKER
-

РАСЧЁТ ЭФФЕКТИВНОСТИ

РЕГИСТРАЦИИ
ГАМ
МА
-
ИЗЛУЧЕНИЯ ОБЪЕКТОВ С
ЛОЖНОЙ
ФОРМЫ.
ТЕСТИРОВАНИЕ.

................................
.............................

13

Берлизов А.Н

ИЯИ НАН Украины

В.Н. Даниленко, Е.И. Ковальский, А.А. Нем
ков, Д.А. Суворов, С.Ю. Федоровский

ООО «ЛСРМ»

Кувыкин И.В
.

ФГУП «ВНИИФТРИ»


ПРОЕКТИРОВАНИЕ И ИЗГ
ОТОВЛЕНИЕ РАДИАЦИОНН
ОЙ
ЗАЩИТЫ ДЛЯ ПРЕЦИЗИОН
НОЙ СПЕКТРОМЕТРИЧЕСК
ОЙ
АППАРАТУРЫ

................................
................................
..................

15

В. Мошак, Н.Ефремова, А. Розите

Baltiс Scientific Instruments, Рига, Латвия

ФОНОВЫЕ Х
АРАКТЕРИСТИКИ МАТЕРИ
АЛОВ ДЛЯ УЛЬТРА
НИЗКОФОНОВЫХ ОЧГ ДЕТ
ЕКТОРОВ

................................
........

16

А. Розите, Р. Нургалеев, А.Соколов

Baltiс Scientific Instruments, Рига, Латвия

ПОТОЧНЫЕ ИЗМЕРЕНИЯ У
РАНА В РУДЕ С
ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ АНАЛИ
ЗАТОРА CON
-
X

...........................

18

А
.
Соколов

Baltic Scientific Instruments,
Рига
,
Латвия

КОНТРОЛЬ РАДИАЦИОННО
Й БЕЗОПАСНОСТИ НА
ПРЕДПРИЯТИЯХ ЯДЕРНО
-
ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО КОМП
ЛЕКСА

................................
................................
................................
..............

19

Казимиров А.С., Казимирова Г.Ф., Иевлев С.М., Мартынюк Л.Б., Черный Е.В.


ООО “Научно
-
производственное предприятие “АТОМКОМПЛЕКСПРИБОР”,02660, г.
Киев, ул. Магнитогорская, 1, Украина, тел./факс: 380
-
44
-
501
-
49
-
07; 573
-
26
-
58 E
-
mail:
[email protected]

ПРИБОРЫ И СИСТЕМЫ ДЛ
Я КОНТРОЛЯ РАДИАЦИОН
НОГО
ЗАГРЯЗНЕНИЯ ОКРУЖАЮЩ
ЕЙ СРЕДЫ

................................
....

20

5

Казимиров А.С., Казимирова Г.Ф., Иевлев С.М., Мартынюк Л.Б., Черный Е.В.

..........

20

ООО “Научно
-
производственное предприятие “АТОМКОМПЛЕКСПРИБОР”, 02660,
г. Киев, ул. Магнитогорская, 1, Украина, тел./факс: 380
-
44
-
501
-
49
-
07; 573
-
26
-
58 E
-
mail: [email protected]

ПРЕОБРАЗОВАНИЕ СПЕКТ
РОВ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ

ИСКУССТВЕННЫХ НЕЙРОН
НЫХ СЕТЕЙ

................................
.

21

Малиновский С.В., Каширин И.А., Тихомиров В.А.


ГУП Мос НПО «Радон» e
-
mail: [email protected]

АСПЕКТЫ ПРИМЕНЕНИЯ Ж
ИДКОСЦИНТИЛЛЯЦИОННОЙ

СПЕКТРОМЕТРИИ. РЕЗУЛ
ЬТАТЫ ПРОФЕССИОН
АЛЬНОГО
ТЕСТА МАГАТЭ
-
2010
-
3

................................
................................
...

22

Каширин И.А., Малиновский С.В., Маслов Ю.А., Куракина Е.В., Доскинеску Е.Б.,
Тихомиров В.А.


ГУП Мос НПО «Радон», e
-
mail: [email protected]

ИЗМЕРЕНИЕ АВАРИЙНОЙ
ДОЗЫ ВНЕШНЕГО НЕЙТРО
ННОГО
ОБЛУЧЕНИЯ ПЕРСОНАЛА
ПРИ ВОЗНИКНОВЕНИИ
САМОПОДДЕРЖИВАЮЩЕЙСЯ

РЕАКЦИИ ДЕЛЕНИЯ УРАН
А
ПО НАВЕДЕННОЙ АКТИВН
ОСТИ В ТЕЛЕ ЧЕЛОВЕКА

..........

23

В.В.Александров

................................
................................
................................
.................

23

(ОАО «УЭХ
К», г. Новоуральск
)

А.Г.Алексеев

(НТЦ «ПРАКТИКА», г. Москва, постоянное место работы: ГНЦ ИФВЭ, г.Протвино,
МО)


О ПУТЯХ ВНЕДРЕНИЯ ПО
НЯТИЯ НЕОПРЕДЕЛЕННОС
ТИ
ИЗМЕРЕНИЙ В ОТЕЧЕСТВ
ЕННУЮ СИСТЕМУ НОРМАТ
ИВНЫХ
ДОКУМЕНТОВ

................................
................................
..................

24

Слаев В.А., Харитонов И.А., Чуновкина А.Г.


ФГУП «ВНИИМ им.Д.И. Менделеева»


КЛЮЧЕВЫЕ СЛИЧЕНИЯ НА
ЦИОНАЛЬНЫХ ЭТАЛОНОВ
АКТИВНОСТИ РАДИОНУКЛ
ИДОВ КАК ФАКТОР
ОБЕСПЕЧЕНИЯ ПРАВИЛЬН
ОСТИ ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВ
НОСТИ
РАДИОНУКЛИДОВ, СОДЕР
ЖАЩЕЙСЯ В ПРОМЫШЛЕНН
ОЙ
ПРОДУКЦИИ И ОБЪЕКТАХ

ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ.

............

26

Харитонов И.А
.


ФГУП «ВНИИМ им. Д.И. Менделеева»


ЗАДАЧИ МЕТРОЛОГИЧЕСК
ОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ
МЕЖЛАБОРАТОРНЫХ СЛИЧ
ЕНИЙ СРЕДИ ПРЕДПРИЯТ
ИЙ ГК
«РОСАТОМ» В ОБЛАСТИ
ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ

РАДИОНУКЛИДОВ (2008
-
101
1 ГГ.)

................................
..............

28

И.А. Харитонов, С.Г. Трофимчук, А.Г. Чуновкина

ФГУП «ВНИИМ им. Д.И. Менделеева»


6

РАЗРАБОТКА ПРОГРАММН
О
-
МЕТОДИЧЕСКИХ ОСНОВ
ВЫПОЛНЕНИЯ АБСОЛЮТНЫ
Х ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОС
ТИ
МЯГКИХ БЕТА
-
ИЗЛУЧАТЕЛЕЙ С ИСПОЛЬ
ЗОВАНИЕМ
МЕТОДА ТРОЙНЫХ
-
ДВОЙНЫХ СОВПАДЕНИЙ В

ЖИДКОМ
СЦИНТИЛЛЯТОРЕ

................................
................................
...........

30

С.А. Пахомов

ФГУП «НПО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина»


С.В. Сэпман, И.А. Харитонов

ФГУП "ВНИИМ им. Д.И. Менделеева"

ОПТИМИЗАЦИЯ ПРОБОПОД
ОТОВКИ И ИЗМЕРЕНИЙ
УДЕЛЬНОЙ АКТИВНОСТИ
ЕРН В ПРОБАХ ГРУНТА

..............

32

Шкуропат Д.И.


Группа компаний РЭИ, Москва

Пенезев А.В.


ФГУП НТЦ Радиационно
-
химической безопасности и гигиены, Москва

Петрова Т.Б.


МГУ имени М.В. Ломоносова, Москва

Микляев П.С.


Институт Геоэкологии им. Е.М.Сергеева РАН

СТАТИСТИЧЕСКАЯ МОДЕЛ
Ь РАДИОАКТИВНОГО
ЗАГРЯЗНЕНИЯ ПОЧВЫ, Л
ЕЗВИЕ ОККАМА И ИЗМЕР
ЕНИЯ IN
SITU

................................
................................
................................
.....

33

А.О. Грубич

ЗАО «ТИМЕТ», г. Минск, Республика Беларусь

СИСТЕМА СБОРА И ОТОБ
РАЖЕНИЯ ИНФОРМАЦИИ О

РАДИАЦИОННОМ ОБСЛЕДО
ВАНИИ ТЕРРИТОРИЙ GAM
MA
-
EXPLORER

................................
................................
.........................

35

Н.С. Божко, Р.И. Беккиев, С.Ю. Антропов

НЕКОТОРЫЕ НОВЫЕ РАЗР
АБОТКИ АППАРАТУРЫ ДЛ
Я
СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИХ И
ЗМЕРЕНИЙ

................................
.....

39

А.В.Горев, А.Б.Неганов, А.А Приладышев, В.М. Савин, А.Г
.Салион, В.Т.Сидоров

ЗАО «НПЦ «АСПЕКТ», г. Дубна, МО

ПРИМЕНЕНИЕ СПЕКТРОМЕ
ТРИЧЕСКИХ МЕТОДОВ
ОБРАБОТКИ ДАННЫХ, ПО
ЛУЧЕННЫХ ПРИ РАДИАЦИ
ОННОЙ
СЪЕМКЕ МЕСТНОСТИ СЦИ
НТИЛЛЯЦИОННЫМ ДЕТЕКТ
ОРОМ

................................
................................
................................
..............

40

С.Ю. Антропов, Н.С.Божко, А.П. Ермилов, И.С. Коновалов.


ОПЫТ ЛИКВИДАЦИИ РАДИ
ОАКТИВНЫХ ЗАГРЯЗНЕНИ
Й
ТРАНСПОРТНЫХ СРЕДСТВ

ИЗ ЗОНЫ ЗАРАЖЕНИЯ
ФУКУСИМСКОЙ АЭС (ЯПО
НИЯ)

................................
................

45

Генеральный директор Скогорев И.А.


7

ООО «ПримТехнополис», г. Владивосток, Р
оссия

МНОГОФУНКЦИАНАЛЬНЫЙ
ПОРТАТИВНЫЙ ГАММА
-
СПЕКТРОМЕТР МКС
-
АТ 6101ДР ДЛЯ
РАДИОЭКОЛОГИЧЕСКОГО
МОНИТОРИНГА ОКРУЖАЮЩ
ЕЙ
СРЕДЫ

................................
................................
................................

48

Бирилло А.М., Гузов В.Д., Жуковский А.И.,

Кожемякин В.А., Нахайчук О.А.,

Чирикало В.А.


Научно
-
производственное унитарное предприятие «АТОМТЕХ», г. Минск, Республика
Беларусь.


ИССЛЕДОВАНИЕ МЕТРОЛО
ГИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ
СПЕКТРОМЕТРА ИЗЛУЧЕН
ИЙ ЧЕЛОВЕКА СКГ
-
Т1316А ДЛЯ
ИЗМЕРЕНИЯ 60СО В ЛЕГ
КИХ ВЗРОСЛОГО ЧЕЛОВЕ
КА

........

50

Гузов В.Д., Жуковский А.И., Кожемякин В.А., Нахайчук О.А.


Научно
-
производственное унитарное предприятие «АТОМТЕХ», г. Минск, Республика
Беларусь

Кутень С.А.


Научно
-
исследовательский институт ядерных проблем БГУ, г. Минск, республика
Белар
усь

ИССЛЕДОВАНИЕ ПОЛОЖЕН
ИЯ ЭФФЕКТИВНОГО ЦЕНТ
РА
СЦИНТИЛЛЯЦИОННОГО ДЕ
ТЕКТОРА ГАММА
-
ИЗЛУЧЕНИЯ С
ПОМОЩЬЮ МЕТОДА МОНТЕ
-
КАРЛО

................................
.......

52

Лукашевич Р.В., Фоков Г.А.


Научно
-
производственное унитарное предприятие «АТОМТЕХ», г.Минск, Республика
Беларусь

ОБ УЧАСТИИ ПРЕД
ПРИЯТИЯ «АТОМТЕХ» В
СОЗДАНИИ И
ОСНАЩЕНИИ СЕТИ РАДИА
ЦИОННОГО МОНИТОРИНГА

В
ЯПОНИИ: НАЧАЛО И ПЕР
СПЕКТИВЫ

................................
.......

53

Кожемякин В.А.


Научно
-
производственное унитарное предприятие «АТОМТЕХ», г. Минск, Республика
Беларусь

ПРИКЛАДНОЕ ПРОГРАММН
ОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ «PWBC
» ДЛЯ
ОПРЕДЕЛЕНИЯ АКТИВНОС
ТИ РАДИОНУКЛИДОВ
137
CS,
40
K И
131
I В ТЕЛЕ ЧЕЛОВЕКА В
СОСТАВЕ ПОРТАТИВНОГО

СПЕКТРОМЕТРА ИЗЛУЧЕН
ИЯ ЧЕЛОВЕ
КА МКС
-
АТ6101А

...

54

Коновалов Е.А., Жуковский А.И

Научно
-
производственное унитарное предприятие «АТОМТЕХ», г.Минск, Республика
Беларусь

ПРИКЛАДНОЕ ПРОГРАММН
ОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ «SPTR
» ДЛЯ
РАБОТЫ В СОСТАВЕ СТА
ЦИОНАРНОГО
СЦИНТИЛЛЯЦИОННОГО ГА
ММА
-
БЕТА
-
СПЕКРТОМЕТРА
МКС
-
АТ1315

................................
................................
......................

55

8

Коновалов Е.А., Жуковский А.И

Научно
-
производстве
нное унитарное предприятие «АТОМТЕХ», г.Минск, Республика
Беларусь

ПРОГРАММНОЕ ОБЕСПЕЧЕ
НИЕ «GARM» ДЛЯ АНАЛИ
ЗА
РЕЗУЛЬТАТОВ СКАНИРОВ
АНИЯ ПОЛУЧЕННЫХ
СПЕКТРАЛЬНЫМ РАДИАЦИ
ОННЫМ СКАНЕРОМ МКС
-
АТ6101С

................................
................................
..............................

56

Б
ыстров Е.В., Кремнёв Ю.Н.


Научно
-
производственное унитарное предприятие «АТОМТЕХ», г.Минск, Республика
Беларусь

РАЗРАБОТКИ В ОБЛАСТИ

МЕТРОЛОГИИ РЕНТГЕНОВ
СКОГО
И ГАММА
-
ИЗЛУЧЕНИЯ

................................
................................
.

57

Гузов В.Д., Кожемякин В.А., Прямосудова Н.А., Фоков Г.А., Лукашевич Р.В.


Научно
-
производственное унитарное предприятие «АТОМТЕХ», г.Минск, Республика
Беларусь

СПЕКТРОМЕТР НЕЙТРОНН
ОГО И ГАММА
-
ИЗЛУЧЕНИЯ НА
ОСНОВЕ ЦИФРОВЫХ МЕТО
ДОВ РЕГИСТРАЦИИ И
ОБРАБОТКИ СИГНАЛОВ

................................
...............................

58

Прокуронов М. В., Руднев П. И.


Центр АЦП

Севастьянов В.Д.


ВНИИФТРИ

СОВРЕМЕННЫЙ ПОДХОД К

КОМПЛЕКСНОМУ
ОПРЕДЕЛЕНИЮ ВРЕМЯ
-
АМПЛИТУДНЫХ ПАРАМЕТР
ОВ
ИМПУЛЬСНОГО НЕЙТРОНН
ОГО ИЗЛУЧЕНИЯ
........................

60

Кирсанов М. Е., Суслин О.И., Янюшкин В.А.


Государственная корпорация по атомной энергии «РОСАТОМ» Всероссийский научно
-
исследовательский институт автоматики им. Н.Л. Духова

ПОИСКОВО
-
СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИЙ К
ОМПЛЕКС «ПИОНЕР»

................................
................................
................................
..............

61

Важ
енин А.С., Васильев С.К., Силантьев К.А.


ФГУП АТЦ СПБ

ПОСТ АСКРО НА БАЗЕ G
SM/GPRS
-
МОДЕМА ТС65

.................

62

Силантьев К.А
., Важенин А.С.


ФГУП АТЦ СПБ

СКАНИРУЮЩЕЕ УСТРОЙСТ
ВО ДЛЯ ОБНАРУЖЕНИЯ И

ЛОКАЛИЗАЦИИ ИСТОЧНИК
ОВ С НИЗКОЙ ЭНЕРГИЕЙ

ГАММА
-
ИЗЛУЧЕНИЯ

................................
................................
.....

64

Филимонов Р.С., Васильев С.К.


ФГУП АТЦ СПБ

9

СПЕКТРОМЕТРЫ ИОНИЗИР
УЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ НА О
СНОВЕ
ППД. НОВЫЕ РАЗРАБОТК
И ОАО «ИФТП»

................................
.

66

И.М. Газизов, Ю.В. Ефремов, А.А. Смирнов, И.Б. Хлебников, В.С. Хрунов

ОАО «Институт физико
-
технических проблем», г. Дубна

И
НФОРМАЦИОННО
-
УПРАВЛЯЮЩАЯ СИСТЕМА
РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАС
НОСТИ «РАДАСМ»

.....................

68

А.А.Казимов, О.Ю.Краев, М.А.Миловидов, Н.В.Рудин, С.В.Чувае
в

ОАО «НТЦ «Ядерно
-
физические исследования» (НТЦ «ЯФИ»), г. Санкт
-
Петербург,
Россия

ПОРТАТИВНЫЙ ЦИФРОВОЙ

СПЕКТРОМЕТР НА БАЗЕ
БЛОКА
ДЕТЕКТИРОВАНИЯ С CDT
E P
-
I
-
N ДЕТЕКТОРОМ

....................

70

Ю
.
Петухов
,
Г
.
Путенис

IRP) Ltd, Riga, Latvia

С
.
Мулеванов

RSS Ltd, Riga, Latvi
а

Д
.
Меркулов

ELMI, Ltd, Riga, Latvi
а

А. Перминов

Челябинское отделение филиала "Уральский территориальный округ" ФГУП
"РосРАО", г. Челябинск, Россия

В. С. Хрунов, Ю.В. Ефремов

ОАО «ИФТП» , г. Дубна, РОССИЯ

ОПЫТ СПЕКТРОМЕТРИЧЕС
КИХ ИССЛЕДОВАНИЙ
РАДИОНУКЛИДНОГО СОСТ
АВА ПРОБ ОКРУЖАЮЩЕЙ
СРЕДЫ

Кожин О.В., Могирев А.М., Писаненко С.С., Прокопчик В.И.


ОАО «Ведущий научно
-
исследовательский институт химической технологии»


КОМПАКТНЫЙ ЭНЕРГОДИС
ПЕРСИОННЫЙ АНАЛИЗАТО
Р
ЭЛЕМЕНТНОГО СОСТАВА
ВЕЩЕСТВА С ПОЛНЫМ
ВНЕШНИМ ОТРАЖЕНИЕМ В
ОЗБУЖДАЮЩЕГО
РЕНТГЕНОВСКО
ГО ИЗЛУЧЕНИЯ

................................
................

73

А.С.Серебряков, В.И.Кудряшов, А.П.Мороз, И.И.Малых

ЗАО «Комита», Санкт
-
Петербург

А.Д.Соколов

Baltic Scientific Instruments, Рига

ПРИМЕНЕНИЕ ПРОГРАММН
ОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ
SPECTRALINE2010 ДЛЯ
АНАЛИЗА ЯДЕРНЫХ МАТЕ
РИАЛОВ С
ПОМОЩЬЮ ПОРТАТИВНЫХ
СПЕКТРОМЕТРОВ НОВОГО

ПОКОЛ
ЕНИЯ

................................
................................
.....................

74

В.Н.Даниленко, E.А.Ковальский, Ю.В.Скубо, Д.А.Суворов, Д.А..Шариков

ООО «ЛСРМ», г. Зеленоград, Россия

10

ГАММА
-
СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИЕ И
ЗМЕРЕНИЯ АКТИВНОСТИ
БОЛЬШИХ ОБЪЕКТОВ В С
ЛУЧАЕ ЕЕ НЕОДНОРОДНО
ГО
РАСПРЕДЕЛЕНИЯ.

................................
................................
...........

75

В.Н.Даниленко
, Е.А.Ковальский, Ю.В.Скубо, С.Ю.Федоровский, А.Ю. Юферов

ООО «ЛСРМ», Зеленоград

И.В.Кувыкин

ВНИИФТРИ п.Ме
нделеево

ОСОБЕННОСТИ ПОСТРОЕН
ИЯ МЕТОДИК ИЗМЕРЕНИЯ

МАССЫ ПЛУТОНИЯ В ОТЛ
ОЖЕНИЯХ И НАКОПЛЕНИЯ
Х С
ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ СПЕКТ
РОМЕТРОВ НИЗ
КОГО
РАЗРЕШЕНИЯ

................................
................................
...................

77

А.А. Ефремова, С.Л. Левунин, А.С. Антушевский, М.А.Семёнов

ФГУП «ПО«Маяк», г. Озёрск, Россия

А.В. Бушуев

Национальный Исследовательский Ядерный Ун
иверситет «МИФИ», г. Москва, Россия



11

НОСИМЫЙ РАДИАЦИОННЫЙ МО
НИТОР

А. С. Шеин, А. Ю. Дерстуганов
, Л. В. Викторов, А. Л. Крымов,

Г. А. Кунцевич, Б. В. Шульгин.

Уральский федера
льный университет

имени первого Президента России Б.Н.Ельцина

Носимый радиационный монитор (НОРМ)


предназначен для поиска
источников гамма
-
излучения в труднодоступных местах. НОРМ
может использоваться либо как автономный носимый прибор для
решения различных задач радиационного контроля, либо входить
составной частью в мобильный комплекс радиационного контроля,
размещенный на автомобиле, для р
асширения функциональных
возможностей последнего.

Основными отличительными особенностями разработанного прибора
НОРМ являются: а) применение высокочувствительного детектора на
основе пластмассового сцинтиллятора размерами 25х13х3,5 мм
3
; б)
наличие в состав
е прибора спутниковой навигационной системы
(СНС); в) применение специального программного обеспечения
(СПО) для управления процедурой измерения и обеспечения
синхронной посекундной записи в базу данных управляющего
компьютера результатов измерения уровня
гамма
-
излучения и
сигнала от СНС по радиоканалу. В программном обеспечении
верхнего уровня используются оригинальные высокоэффективные
алгоритмы обнаружения и средства отображения местоположения
НОРМ на электронной карте. Указанные отличия позволяют
выполн
ять поиск источников ИИ в труднодоступных местах с
намного большей производительностью по сравнению с известными
аналогами. Апостериорная обработка записанных результатов
позволяет существенно повысить результативность процедуры
поиска.

Основные технически
е характеристики НОРМ таковы.

Максимальное время непрерывной эксплуатации без подзарядки
аккумуляторов
-

4ч.

Минимальная регистрируемая активность гамма
-
источника
137
Cs на
расстоянии 15м составляет Q
min1
=0,15 мКи при скорости движения
источника со скорость
ю не более 0,5 м/с, вероятности ложных тревог
не более 0,05 составляет 70 кБк. Аналогичный порог Q
min2

при
расстоянии 1м составляет 70 кБк, что позволяет отнести
разработанный радиационный монитор к 1 категории по ГОСТ Р
51635
-
2000.

12

МОБИЛЬНЫЙ КОМПЛЕКС РАДИ
АЦИОННОГО КОНТРОЛЯ
СО СКАНИРУЮЩИМ
ГАММА
-
ДЕТЕКТОРОМ

А. С. Шеин, Л. В. Викторов, В. Л. Петров, Б. В. Шульгин

Уральский федеральный университет

имени первог
о Президента России Б.Н.Ельцина

Разработан мобильный комплекс радиационного контроля (комплекс РК),
р
азмещенный на автомобиле типа «Газель», предназначенный для
обнаружения и локализации источников ионизирующих излучений
(ИИИ) в случаях радиационных аварий, или в случаях утери или
преднамеренного (злоумышленного) вывоза и захоронения ИИИ.
Разработка запат
ентована (патент РФ на полезную модель № 98823
от 27.10.2010).

Сопоставительный анализ известных аналогов мобильных комплексов РК
показал, что поскольку задачи обнаружения и локализации являются
«двуедиными», то структурно комплекс РК должен содержать два
детектора (два канала): а) не сканирующий широкоугольный гамма
-
канал на основе пластмассовых сцинтилляторов; б) сканирующий
гамма
-
детектор с ограниченным (за счет использования свинцовых
коллиматоров) углом поля зрения на основе, например,
сцинтилляторов
NaI(Tl). Соответственно и алгоритм решения
указанных выше задач должен разбиваться на 2 этапа: а) поиск
(обнаружение) и грубая, предварительная локализация ИИИ на
трассе при движении со скоростью не более 20 км/ч; б) остановка в
точках трассы, определенных

по результатам измерений на этапе (а),
и выполнение измерений уже только при помощи сканирующего
гамма
-
канала.

Разработанный комплекс РК содержит промышленный компьютер со
встроенной спутниковой навигационной системой, а также видеоканал,
содержащий виде
окамеру и устройство оцифровки видеоизображения.
Информационные сигналы от детекторов гамма
-
излучения, спутниковой
навигационной системы и от видеоканалов регистрируются
одновременно в автоматическом режиме и сохраняются в базе данных

Сопоставительные расч
еты показали, что оптимальными для локализации
(определения координат обнаруженного на первом этапе источника)
являются следующие основные технические характеристики
сканирующего гамма
-
канала: угол поля зрения


a ≤ 30
о
; диапазон
углов сканирования


не бо
лее 180
о
; угловая скорость сканирования


не более 1 град/с. При этом обеспечивается погрешность
локализации источника, активность которого соответствует порогу
обнаружения, на уровне не более ± 5 м.

13

EFFMAKER
-

РАСЧЁТ ЭФФЕКТИВНОСТИ РЕГИСТРАЦИИ
ГАММА
-
ИЗЛУЧЕ
НИЯ ОБЪЕКТОВ СЛОЖНОЙ ФОРМЫ.

ТЕСТИРОВАНИЕ
.

Берлизов А.Н.

ИЯИ НАН Украины

В
.Н.

Даниленко
,

Е.И.

Ковальский,

А.А.

Немков,

Д.А.

Суворов,

С.Ю.
Федоровский

ООО «ЛСРМ»

Кувыкин И.В.

ФГУП «ВНИИФТРИ»

Математические методы расчёта эффективности регистрации являются

привлекательным инструментом для спектрометристов. Зачастую
сложно изготовить калибровочный источник в необходимой
геометрии, особенно когда речь идет об объектах большого размера,
и расчет в этих случаях является практически единственным методом
определе
ния эффективности регистрации.

В докладе представлены результаты тестирования расчёта эффективности
регистрации гамма
-
излучения программным комплексом EffMaker на
реальных объектах. Программное обеспечение имеет удобный
графический интерфейс и может быть и
нтегрировано с
существующими программами обработки гамма
-
спектров. В качестве
реальных объектов выбирали 200
-
литровые бочки, которые
моделировали радиоактивные отходы. В первую бочку наливали
радиоактивный раствор 152Eu в воде. Во втором эксперименте
испол
ьзовали бочку, в которую различными способами помещались
стержни, содержащие радионуклиды. Сама бочка заполнялась
неравномерно поглощающим материалом: деревом (деревянные
доски) или пластиком (полиэтиленовые блоки для замедления
нейтронов). В следующую боч
ку, заполненную водой, помещали
точечные источники, а на детектор надевался коллиматор. В
последнем эксперименте бочка равномерно заполнялась
радиоактивным

цементом, также использовался коллиматор. Все
четыре бочки моделировались в EffMaker, проводился рас
чёт
эффективностей, которые сравнивались с полученными из
эксперимента.

Результаты тестирования показали, что отклонения рассчитанных
значений эффективности от экспериментально измеренных в
основном не превышали 15%, хотя в отдельных случаях достигали
30%
. Как нам кажется, расхождения более 15% связаны с
14

несоответствием расчетных и реальных данных, описывающих
геометрию измерений. Это подтверждается совпадением результатов
расчетов по EffMaker с результатами, полученными с
использованием MCNP.

Следует отм
етить отсутствие надежных аттестованных с высокой
точностью образцов для тестирования подобных программных
комплексов.

15

ПРОЕКТИРОВАНИЕ И ИЗГОТОВЛЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ
ЗАЩИТЫ ДЛЯ ПРЕЦИЗИОННОЙ СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКОЙ
АППАРАТУРЫ

В. Мошак, Н.Ефремова, А. Розите

Baltiс
Scientific Instruments, Рига, Латвия

Спектрометрическая аппаратура на основе полупроводниковых
детекторов являются наиболее прецизионным инструментом
регистрации ядерных излучений, обеспечивая наилучшее
энергетическое разрешение и высокое быстродействие. К
ак правило,
такая аппаратура включает полупроводниковый детектор,
многоканальный анализатор импульсов, оснащенный
специализированным программным обеспечением, и монитор для
отображения результатов спектрометрического или радионуклидного
анализа. Однако, в
ряде задач полупроводниковые детекторы
требуют применения специальных средств пассивной радиационной
защиты детектора, которые являются конструктивной частью
спектрометров. Такие конструктивные элементы изготавливаются из
материалов с высокой плотностью (
Pb,

W..), имеют значительный вес
и габариты и требуют специального проектирования и технологии их
изготовления.

Рассмотрены задачи, требующих применения специальной пассивной
защиты и коллиматоров, проведен анализ специфических требований
к ним. Рассмотрен
ы преимущества и недостатки программного
обеспечения SolidWorks для автоматизированного проектирования
данных элементов.

Проведен анализ технологических проблем, возникающих при
изготовлении данных элементов спектрометрической аппаратуры.

Представлены кон
структивные решения:

-

Лабораторного ОЧГ спектрометра с защитой;

-

Портативного ОЧГ спектрометра HANDY;

-

Автоматизированного ОЧГ спектрометра с защитой для

радионуклидного анализа потоков жидкостей и газов;

-

Мобильного ОЧГ спектрометра для полевого применения;

-

П
аспортизатора радиоактивных отходов;

-

Томографической системы контроля сборок отработанного ядерного
топлива.

16

ФОНОВЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ МАТЕРИАЛОВ ДЛЯ

УЛЬТРА
НИЗКОФОНОВЫХ ОЧГ ДЕТЕКТОРОВ

А. Розите, Р. Нургалеев, А.Соколов

Baltiс Scientific Instruments, Рига, Ла
твия

Гамма спектрометры на основе ОЧГ детекторов являются наиболее
прецизионным инструментом для регистрации ядерных излучений в
ядерной физике и физике элементарных частиц уже на протяжении
нескольких десятилетий. Вместе с тем, требования к измерительным

характеристикам ОЧГ детекторов, особенно к уровню их
собственного радиационного фона, постоянно возрастают для
обеспечения более высокой точности измеряемых параметров.
Особенно высоки требования к фоновым характеристикам ОЧГ
детекторов в таких задачах к
ак регистрация двойного бета распада,
поик темной материи, мониторинг материалов в условиях подземных
низкофоновых лабораторий. Эти задачи требуют чрезвычайно
низкого уровня фона ОЧГ детекторов, который определяет предел
обнаружения исследуемых явлений.

Рассмотрены причины роста собственной радиоактивности ОЧГ
детекторов обусловленные:

-

взаимодействием космического излучения с веществом кристалла
детектора
-

7
Be,
54
Mn,
60
Co,
68
Ge;

-

наличием в кристалле и материалах криостата естественных
радионуклидов
238
U,

232
Th и
40
K;

-

выделением продуктов распада U и Th


радонов, торонов и др;

-

наличием в материалах криостата техногенных радионуклидов
137
Cs,
60
Co;

-

осаждением при сборке на детали криостата пыли, содержащей
практически все радионуклиды естественного и
искусс
твенного

происхождения.

Для снижения влияния космического излучения на уровень собственной
радиоактивности ОЧГ кристаллов при хранении создано специальное
хранилище из материалов, эффективно поглощающих нейтроны.
Приведены результаты измерения нейтронного
потока внутри и за
пределами хранилища (снижение в 6
-
7 раз), а также расчет скорости
образования радионуклидов
68
Ge и
60
Co в

кристалле ОЧГ с
использованием защиты и без. Проведена оценка эффективности
применения системы снижения концентрации радона в возду
хе.
Система построена на базе специального бокса из органического
стекла, который продувается парами осушенного азота. Для
снижения влияния осажденной пыли сборочные операции в
17

криостатах производятся в перчаточном боксе. Рассмотрены
технологии обработки м
атериалов, предназначенных для
использования в ультра низкофоновых криостатах. Особое внимания
уделено пассивации, травлению, очистке поверхностей и частей
криостата от присутствия радионуклидов, обусловленных внешним
облучением.

Результаты данной работы
были использованы при изготовлении ультра
низкофоновых ОЧГ детекторов в проектах GEMMA [1] и
EDELWEISS [2]

1.

http
://
www
1.
jinr
.
ru
/
Pepan
_
/
panl
_6_2010/06_
bed
.
pdf

2.

http
://
edelweiss
2.
in
2
p
3.
fr
/
index
.
php

18

ПОТОЧНЫЕ ИЗМЕРЕНИЯ УРАНА В РУДЕ С
ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ АНАЛИ
ЗАТОРА CON
-
X

А
.
Соколов

Baltic Scientific Instruments,
Рига
,
Латвия

В этом применении описаны различные возможности применения
конвейерного рентгено
-
флуоресцентного анализатора CON
-
X для
поточного анализа урана в различных материалах. Показано, что
количест
венный анализ урана может начинаться с его концентрации
в 100 ppm и до 80% урана и более в исследуемом материале.
Приведены реальные примеры анализа. Быстрая сепарация руды по
содержанию урана с помощью анализатора CON
-
X также возможна.
Поточный анализ ма
териала возможен при условии, что результаты
независимы от изменения внешних параметров, таких как
температура и влажность анализируемого материала и окружающей
среды, изменения размеров куск
ов материала, его высоты и т.п.

Анализатор CON
-
X 02 был создан с
учетом всех этих особенностей. Его
измерительный блок размещен в герметичном корпусе, что обеспечивает
надежные результаты при различных условиях
окружающей

среды.
Специально разработанное программное обеспечение использует
полученные спектры для учета изм
енения расстояния до измеряемого
материала, таким образом обеспечивая корректность результатов
независимо от уровня материала. Вариации в уровне влажности
материала также могут быть учтены, если было обнаружено, что они
влияют на точность анализа. Анализат
ор CON
-
X может обнаружить и
оценить содержание урана в различных материалах, даже если это всего
лишь умеренно концентрированные материалы.

Например, за пять минут измерения, спектральные линий Th (тория) и U
(урана) хорошо видны в образцах рутила (состоящ
ие в основном из
песка TiO
2
), где концентрация урана имеет порядка 100 ppm. Предел
обнаружения в этом случае составляет около 60 ppm. Кроме того, в
других типах образцов (например, в цирконе, ZrSiO
4
) пределы
обнаружения примерно те же самые.

Обычно, урано
вые руды еще до обогащения содержат гораздо большее
количество урана, как правило, не менее 0,1%, или 1000 ppm. Измерение
концентрации урана анализатором CON
-
X в этом случае становится как
быстрее, так и точнее. Например, в монаците, содержание урана, как
правило, около 0,2%, но количество тория может доходить до 4
-
7%.

Поточное определение концентрации урана с помощью анализатора CON
-
X обеспечивает быстрый и надежный результат, тем самым помогая
оптимизировать процессы сепарации и концентрирования, а также

уменьшить стоимость конечного продукта.

19

КОНТРОЛЬ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ НА
ПРЕДПРИЯТИЯХ ЯДЕРНО
-
ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО
КОМПЛЕКСА

Казимиров А.С., Казимирова Г.Ф., Иевлев С.М., Мартынюк Л.Б., Черный Е.В.

ООО “Научно
-
производственное предприятие “АТОМКОМПЛЕКСПРИБ
ОР”,02660, г.
Киев, ул. Магнитогорская, 1, Украина, тел./факс: 380
-
44
-
501
-
49
-
07; 573
-
26
-
58

E
-
mail: [email protected]kp.kiev.ua

В докладе изложены основные характеристики спектрометрических
комплексов и приборов для АЭС. Рассмотрены возможности
приборов производства НП
П «АКП» для контроля техногенных и
естественных радионуклидов, включая последние разработки для
систем радиационного контроля (СРК) АЭС:

-

спектрометрический комплекс непрерывного контроля активности
реперных радионуклидов теплоносителя основного (первого)
контура
ядерного реактора ВВЭР
-
1000 СТПК
-
01;

-

программно
-
технический комплекс (ПТК) определения протечки в
парогенераторах по активности 16N в остром паре „Азот
-
16
-
ПГ”.

Показаны отличия применения приборов марки «АКП», благодаря
широкому ряду методик измере
ний и пробоподготовки для
различных систем радиационного контроля и мониторинга объектов
ядерной энергетики. Обсуждаются опыт эксплуатации, актуальные
направления дальнейшего внедрения спектрометрических методов в
радиационном контроле АЭС, включая СТПК
-
01

и ПТК «Азот
-
16
-
ПГ». Новые разработки научно
-
производственного предприятия
«АТОМКОМПЛЕКСПРИБОР» позволяют решать ряд проблем в
области радиационной безопасности, задач охраны окружающей
среды и здоровья человека.

Рассматриваются возможности предприятия в в
опросах обучения
операторов, работающих с оборудованием, и научно
-
методического
сопровождения, исходя из опыта поставок оборудования, его
эксплуатации и ремонта.

20

ПРИБОРЫ И СИСТЕМЫ ДЛЯ КОНТРОЛЯ РАДИАЦИОННОГО
ЗАГРЯЗНЕНИЯ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ

Казимиров А.С., Кази
мирова Г.Ф., Иевлев С.М., Мартынюк Л.Б., Черный Е.В.

ООО “Научно
-
производственное предприятие “АТОМКОМПЛЕКСПРИБОР”,

02660, г.
Киев, ул. Магнитогорская, 1, Украина, тел./факс: 380
-
44
-
501
-
49
-
07; 573
-
26
-
58

E
-
mail: [email protected]

В докладе
изложены основные т
ехнические характеристики гамма
-
, бета
-

и альфа
-
спектрометров и спектрометров излучения человека.
Рассмотрены возможности приборов производства «АКП» для
решения широкого круга вопросов радиационного контроля
окружающей

среды. Показаны преимущества примене
ния приборов
марки «АКП», обусловленные наличием широкого спектра методик
измерений и пробоподготовки для различных объектов.

Рассмотрена возможность использования спектрометров производства
НПП «АКП» для проведения экспресс
-

контроля (за минуты) на не
п
ревышение контрольных уровней (КУ) и допустимых уровней (ДУ)
концентрации радионуклидов. Обсуждаются новые перспективные
разработки.

Представлены методология и возможности обучения специалистов для
освоения технологии проведения

радиационного мониторинга в

случаях ядерной или радиологической аварии, а также для оценки
последствий техногенных производств. Обсуждаются перспективные
направления дальнейшего использования учебной базы АКП.

21

ПРЕОБРАЗОВАНИЕ СПЕКТРОВ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ
ИСКУССТВЕННЫХ НЕЙРОННЫХ СЕТЕЙ

Ма
линовский

С.В., Каширин И.А., Тихомиров В.А.

ГУП Мос НПО «Радон»

e
-
mail: [email protected]

Описан новый подход к преобразованию спектров, измеренных на одном
приборе для возможности их использования для обработки
результатов измерений других спектромет
ров. Изначально подход
разрабатывался для создания объединённой базы библиотечных
спектров жидкосцинтилляционных спектрометров.

Подход основан на использовании для преобразования спектров
искусственных нейронных сетей. Ввиду своих особенностей,
нейронные
сети являются идеальным средством для решения
подобных задач. Это способность моделировать очень сложные
закономерности без необходимости знания вида аппроксимируемых
функций. Это способность к обобщению


сеть способна выдавать
верные результаты на основа
нии данных, которые отсутствовали при
её «обучении», при этом эти данные могут быть неполны, излишни и
(или) частично искажены. При этом для обучения сети (нейронная
сеть не программируется


она обучается) не обязательно иметь
большую обучающую выборку. О
писана разработанная для задач
преобразования непрерывных спектров нейронная сеть (однослойный
перцептрон с сигмовидной активационной функцией) и алгоритм её
обучения (алгоритм обратного распространения ошибки при
обучении с учителем).

Для обучения преобр
азованию жидкосцинтилляционных бета
-
спектров
такой сети достаточно всего 3
-
х радионуклидов


3
H,
14
C,
90
Sr+
90
Y.

Показаны примеры обучения и результаты тестирования сети для
преобразования спектров ЖСС TriCarb
-
2550 (Paccard, США) для
использования на ЖСС СК
С
-
07П (ГринСтар, Россия).

Главные достоинства подхода
-

автоматический расчёт эффективности
регистрации, малое количество калибровочных измерений,
фильтрация «плохих» данных, автоматизации процесса обучения.

Показана возможность использования нейронных сет
ей для решения
других спектрометрических задач, в частности, приведён алгоритм
обучения сети для повышения разрешения измеренных спектров
дискретных излучений. Приведены примеры для
жидкосцинтилляционных и полупроводниковых спектрометров.

22

АСПЕКТЫ ПРИМЕНЕНИ
Я ЖИДКОСЦИНТИЛЛЯЦИОННОЙ
СПЕКТРОМЕТРИИ. РЕЗУЛЬТАТЫ ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО
ТЕСТА МАГАТЭ
-
2010
-
3

Каширин И.А., Малиновский С.В., Маслов Ю.А., Куракина Е.В., Доскинеску Е.Б.,
Тихомиров В.А.

ГУП Мос НПО «Радон», e
-
mail: [email protected]

В 2009 г. на Совещании ППСР
авторы представили работу, посвященную
обсуждению результатов, полученных при выполнении
профессионального теста МАГАТЭ
-
208
-
3.

В настоящей работе представлены результаты, полученные в очередном
тесте МАГАТЭ
-
2010
-
3, проводившегося в период декабрь 2010
-

ап
рель 2011 г.

В тесте необходимо было определить следующее:

-

удельные активности природных радионуклидов
226
Ra,
234
U и
238
U в 3
-
х синтетических пробах воды;

-

удельные интегральные альфа/бета активности в 2
-
х синтетических
пробах воды;

-

удельную активность
226
Ra в пробе почвы.

В основу проведения работ по тесту легли методические подходы,
разработанные авторами для определения природных радионуклидов
в различных объектах с использованием экстракционной технологии
извлечения различных групп изотопов с последующи
м измерением
их на жидкосцинтилляционном спектрометре и обработкой
полученных спектров с помощью программного обеспечения
«RadSpectraDec».

Также в ходе теста был проведен ряд контрольных уточняющих
измерений с помощью полупроводниковой альфа
-

и гамма
-

спе
ктрометрии.

Полученные результаты, за исключением одной низкофоновой пробы,
удовлетворительно коррелируют с данными МАГАТЭ, что лишний
раз свидетельствует о перспективности ЖС спектрометрии для
экспрессного определения природных радионуклидов в различных
о
бъектах.

В представленной работе также проанализирована причина, приведшая к
неудовлетворительному результату анализа низкофоновой пробы и
предложены варианты недопущения подобных просчетов в
следующих тестах.

23

ИЗМЕРЕНИЕ АВАРИЙНОЙ ДОЗЫ ВНЕШНЕГО
НЕЙТРОННОГО
ОБЛУЧЕНИЯ ПЕРСОНАЛА ПРИ
ВОЗНИКНОВЕНИИ САМОПОДДЕРЖИВАЮЩЕЙСЯ РЕАКЦИИ
ДЕЛЕНИЯ УРАНА ПО НАВЕДЕННОЙ АКТИВНОСТИ В ТЕЛЕ
ЧЕЛОВЕКА

В.В.Александров

(ОАО «УЭХК», г. Новоуральск)

А.Г.Алексеев

(НТЦ «ПРАКТИКА», г. Москва, постоянное место работы: ГНЦ ИФВЭ, г.Протвино, М
О
)

В работе представлена методика выполнения измерений аварийной дозы
внешнего нейтронного облучения персонала при возникновении
самоподдерживающей реакции деления урана по наведенной
активности в теле человека. Методика представляет собой
переработанный

аналогичный документ, разработанный в 1980г.
ИБФ МЗ СССР.

В работе рассматривается схема «гиппотитической» критической системы
в условиях разделительного производства, когда возможно
возникновение самоподдерживающей реакции деления. Для расчета
характер
истик нейтронного излучения (спектра нейтронов, углового
распределения и др.) использовалась программа MCNP5. Были
выполнены расчеты мощности дозы гамма излучения от наведенной
активности в фантоме, в зависимости от направления облучения
нейтронами фантома
, размеров фантома и других факторов.

Проведено сравнение результатов расчетов данной работы с
экспериментальными и расчетными данными других авторов.

В новой редакции методики вместо устаревших радиметров (типа РУП
-
1)
рекомендуется использовать ДКС96 с
блоками детектирования гамма
и бета излучения.

Методика прошла метрологическую экспертизу и аттестацию в ГНМЦ
«ВНИИФТРИ» с выдачей Свидетельства № 41090.0В450 и внесена в
Реестр методик системы САРК под номером МВИ 12.16
-
10.

24

О ПУТЯХ ВНЕДРЕНИЯ ПОНЯТИЯ НЕОПР
ЕДЕЛЕННОСТИ
ИЗМЕРЕНИЙ В ОТЕЧЕСТВЕННУЮ СИСТЕМУ
НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТОВ

Слаев В.А., Харитонов И.А., Чуновкина А.Г.

ФГУП «ВНИИМ им.Д.И. Менделеева»

Дискуссия, посвященная сопоставлению преимуществ подходов
«погрешности» и «неопределенности» измерений и целесоо
бразности
внедрения неопределенности измерений в отечественную
метрологическую практику длится не одно десятилетие. В докладе
предполагается кратко сопоставить два подхода и осветить развитие
концепции неопределенности на сегодняшний день. Однако было бы
н
е совсем правильным однозначно связывать продолжающуюся
дискуссию о двух подходах и практический вопрос о внедрении
стандарта ИСО/МЭК [1] в России.

Учитывая процессы глобализации международного рынка и обязательства
РФ, вытекающие из международных соглашен
ий, а также требования
международных систем аккредитации испытательных лабораторий, в
том числе, например, лабораторий радиационного контроля и
мониторинга, совершенно очевидна необходимость принятия
унифицированного в международном масштабе нормативного
д
окумента по оцениванию результатов измерений. Таким
документом в настоящее время является GUM [1], развитие которого
идет путем разработки Дополнений и разъяснений [2,3].
Международные организации ISO, OIML, ILAC, EA, WELMEC
приняли GUM и Дополнения в кач
естве документов своих систем.

В докладе анализируется процесс внедрения неопределенности измерений
в отечественную систему нормативных документов, отмечаются
сложности, возникающие при параллельном использовании в
нормативных документах характеристик погр
ешности и
неопределенности

измерений, например, в [4] и др., обосновывается

эффективность альтернативного подхода


создание подсистемы
отечественных нормативных документов по оцениванию


неопределенности измерений, в

основу которой предполагается
положить

переводы стандартов ИСО. Этот процесс создания
подсистемы нормативных документов начат. Сейчас готовятся к
выходу три ГОСТ Р, являющиеся аутентичными переводами
стандартов [1
-
3].


25

Литература

1.

Руководство ИСО/МЭК 98
-
3:2008 Неопределенность измерения.
Часть
3. Руководство по выражению неопределенности измерения
(
GUM
)

2.

Руководство ИСО/МЭК 98
-
3:2008/Дополнение 1:2008
Неопределенность измерения.
Часть 3. Руководство по выражению
неопределенности измерения. Дополнение 1. Трансформирование
распределений с использов
анием метода Монте
-
Карло

3.

Руководство ИСО/МЭК 98
-
1:2009 Неопределенность измерения.
Часть 1. Введение в выражение неопределенности измерения

4.

РМГ 43
-
2001 Рекомендация. ГСИ. Применение «Руководства по
выражению неопределенности измерений»

26

КЛЮЧЕВЫЕ СЛИЧЕНИЯ НА
ЦИОНАЛЬНЫХ ЭТАЛОНОВ
АКТИВНОСТИ РАДИОНУКЛИДОВ КАК ФАКТОР
ОБЕСПЕЧЕНИЯ ПРАВИЛЬНОСТИ ИЗМЕРЕНИЙ
АКТИВНОСТИ РАДИОНУКЛИДОВ, СОДЕРЖАЩЕЙСЯ В
ПРОМЫШЛЕННОЙ ПРОДУКЦИИ И ОБЪЕКТАХ
ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ
.

Харитонов И.А.

ФГУП «ВНИИМ им. Д.И. Менделеева»

В условиях интегрированн
ого рынка международной торговли возникла
необходимость во введении согласованных процедур оценки
качества продукции и услуг, поскольку правильность измерений,
сопровождающих продукцию и услуги, стала экономическим
фактором. Международные организации в обл
асти метрологии,
стандартизации и сертификации (CIPM, OIML, ISO, ILAK и др.) в
течение последних 50 лет последовательно создавали согласованные
правила, касающиеся регулирования взаимоотношений между
национальными системами в области метрологии, в том чис
ле,
рекомендации по оценке результатов измерений, правила
аккредитации испытательных лабораторий для сертификации
продукции и т.д. В 1999 г было подписано Соглашение «Об
эквивалентности национальных эталонов и взаимном признании
измерительных сертификатов»

[1], которое предусматривает
введение определенных правил установления эквивалентности
национальных эталонов на основе результатов ключевых сличений
эталонов. Соглашение(MRA) является по своей сути важнейшим
документом, обеспечивающим устранение национал
ьных барьеров в
подходе к количественной оценке качества продукции и услуг в
условиях интегрированного рынка не только торговли, но и
технологий, а также мониторинга глобальной окружающей среды
[2].Технической основой для MRA является ряд результатов,
полу
ченных во время ключевых сличений, проводимых по четко
установленным методикам, которые ведут к количественному
выражению степени эквивалентности национальных измерительных
эталонов.


В докладе рассматриваются типы ключевых сличений, установленные в
рамках

MRA в области измерений активности радионуклидов,
принципы организации сличений и особенности оценки результатов
измерений на опыте участия ВНИИМ им. Д.И.Менделеева в
ключевых, региональных и отраслевых сличениях

27

Литература

1.

Mutual

recognition

of national
standards and of calibration and meas
-
Publication ,Sevres, BIPM

2.

Харитонов И.А.// «Радиационная безопасность: Радиоактивные
отходы и экология»: Доклады конференции.
-

С.
-
Петербург, 9
-
12
нояб
ря 1999 г.,
-

С
-
6

28

ЗАДАЧИ МЕТРОЛОГИЧЕСКОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ
МЕЖЛАБОРАТОРНЫХ СЛИЧЕНИЙ СРЕДИ ПРЕДПРИЯТИЙ
ГК «РОСАТОМ» В ОБЛАСТИ ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ
РАДИОНУКЛИДОВ (2008
-
1011 ГГ.)

И.А. Харитонов, С.Г. Трофимчук, А.Г. Чуновкина

ФГУП «ВНИИМ им. Д.И. Менделеева»

В
настоящее время межлабораторные сравнительные испытания (МСИ)
стали мощным инструментом в решении задачи подтверждения
технической компетентности измерительных лабораторий. Любая
лаборатории, которая позиционирует себя, как лабораторию
соответствующую совр
еменным требованиям, должна помимо
регулярных внутренних проверок, которые проводятся с
применением стандартных образцов, иметь план внешних
проверок, например в форме МСИ, проводимых независимой
организацией.

Отраслевые межлабораторные сличения (интеркали
брация) в области
измерений активности радионуклидов среди лабораторий и служб
предприятий отрасли проводились по инициативе Управления
ядерной и радиационной безопасности Государственной корпорации
«РОСАТОМ». Сличения проводились последовательно в четыре
этапа, начиная с 2007 г. Метрологическое сопровождение сличений
осуществлял ВНИИМ им. Д.И. Менделеева.

Схема проведения сличений основана на сопоставлении и анализе
результатов измерений удельной активности радионуклидов в
контрольных образцах, разосланных

лабораториям, с опорными
значениями. Алгоритм обработки результатов измерений
основывался на использовании двух статистических критериев:
Zn

и
En
.

Точность и достоверность опорных значений удельной активности
радионуклидов обеспечивалась за счет прослежив
аемости
измерений к государственному эталону РФ единицы активности
радионуклидов ГЭТ 6
-
95, который поддерживается во ВНИИМ
им.Д.И. Менделеева, и эквивалентность которого национальным
стандартам ведущих стран подтверждена в соответствующих
ключевых сличения
х.

Результаты статистической обработки результатов измерений в
согласованной группе лабораторий, позволили установить
фактический уровень воспроизводимости результатов измерений и
определить ориентир для заявляемого уровня точности измерений в
лаборатория
х.

29

В ходе всех этапов отраслевых межлабораторных сличений среди
предприятий ГК «Росатом» мероприятия и процедуры, выполняемые
в части метрологического обеспечения обеспечение сличений,
основывались на прослеживаемости измерений к
государственному
эталону
единицы активности. Это позволило гарантировать
достоверное определение опорных значений активности
радионуклидов в контрольных образцах,
обосновать критерии
соответствия результатов измерений лабораторий опорным
значениям, обеспечить объективную оценку т
ехнической
компетентности персонала лабораторий при выполнении измерений.

30

РАЗРАБОТКА ПРОГРАММНО
-
МЕТОДИЧЕСКИХ ОСНОВ
ВЫПОЛНЕНИЯ АБСОЛЮТНЫХ ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ
МЯГКИХ БЕТА
-
ИЗЛУЧАТЕЛЕЙ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ
МЕТОДА ТРОЙНЫХ
-
ДВОЙНЫХ СОВПАДЕНИЙ В ЖИДКОМ
СЦИНТИЛЛЯТОРЕ

С.А. Пахомов

ФГУП «НПО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина»

С.В. Сэпман, И.А. Харитонов

ФГУП "ВНИИМ им. Д.И. Менделеева"

В настоящее время для прецизионных измерений активности мягких бета
-
излучателей широко применяется метод тройных
-
двойных
совпадений в ж
идком сцинтилляторе (TDCR). Метод TDCR основан
на анализе вероятностей регистрации совпадений


тройных и
мажоритарных двойных совпадений и принципиально отличается от
других методов тем, что позволяет осуществлять абсолютные
измерения активности радионукл
идов, то есть в этом случае не
требуется предварительная калибровка измерительного
оборудования.

Опыт использования измерительных систем, реализующих метод
TDCR, показывает, что достоверность результатов измерений во
многом определяется уровнем программног
о обеспечения,
применяемого в составе измерительной установки. В
большинстве существующих измерительных систем TDCR
применяется программа TD
CRB
-
02 (R.Broda, P.Cassette и др.).
Отечественные аппаратурные и программно
-
методические
решения, обеспечивающие ре
ализацию этого метода,
отсутствуют.

В данном докладе приводятся результаты исследований оригинальной
компьютерной программы, обеспечивающей

получение значений
активности
радионуклидов по результатам регистрации импульсов
тройных и мажоритарных двойных совп
адений при измерении
активности в счетных образцах с искусственно изменяемой
величиной тушения сцинтилляций.

Программа была использована для обработки экспериментальных
данных полученных во ВНИИМ при измерении активности трития
в дистиллированной воде на у
становке HidexSL300 параллельно с
программой TDCRB
-
02.
При этом, было получено хорошее
согласие результатов обработки обоими программными
продуктами.

31

Разработка программы является важным этапом создания отечественного
варианта программно
-
методического и а
ппаратурного варианта
реализации метода абсолютных измерений активности мягких бета
-
излучателей с использованием метода тройных
-
двойных совпадений
в жидком сцинтилляторе.

32

ОПТИМИЗАЦИЯ ПРОБОПОДОТОВКИ И ИЗМЕРЕНИЙ
УДЕЛЬНОЙ АКТИВНОСТИ ЕРН В ПРОБАХ ГРУНТА

Шкуроп
ат Д.И.

Группа компаний РЭИ, Москва

Пенезев А.В.

ФГУП НТЦ Радиационно
-
химической безопасности и гигиены, Москва

Петрова Т.Б.

МГУ имени М.В. Ломоносова, Москва

Микляев П.С.

Институт Геоэкологии им. Е.М.Сергеева РАН

При проведении инженерно
-
экологических изы
сканий участков
проектируемого строительства требуется определение естественных
радионуклидов в пробах почвогрунтов. С территории участка
проводится отбор, как правило, не менее 4 проб. Соответственно, для
измерения ЕРН в пробах почвогрунтов в геометрии «М
аринелли»
объемом 1л требуется от 6 до 10 кг почвогрунтов при плотности от 1
г/см
3
(верхний слой почвы) до 2,5 г/см
3
(песок). Поэтому
пробоподгоовка


работа не просто трудоемкая, но тяжелая в прямом
смысле слова. Кроме того, возникают проблемы с утилизацией

измеренного материала. В связи с этим нами рассматривалась задача
оптимизации пробоподгоовки путем уменьшения количества
исследуемого материала, времени измерений и погрешности
определения удельной активности ЕРН. Измерения проб
проводились с использовани
ем программного обеспечения (ПО)
«ПРОГРЕСС
-
2000» и «СПЕКТР» на сцинтилляционных детекторах
(NaI, 63*63) гамма
-
спектрометрических комплексов. В результате
проведенных исследований было определено, что оптимальная
геометрия для потоковых измерений проб почво
грунтов является
геометрия типа «Дента» или «Петри», которые представляют собой
плоский сосуд объемом 0,25 л. Использование двух ПО с разными
методами обработки спектров исключает возможные случайные и
систематические ошибки.

Для пользователей ПО особеннос
тями эксплуатации ПО является и то, что
база данных в ПО «Прогресс
-
2000» больше ориентирован на
хранение результатов в виде измеренных спектров, в то время как
база данных ПО «Спектр» представляет результаты в форме выборок,
пригодных для внесения в проток
олы измерений.

33

СТАТИСТИЧЕСКАЯ МОДЕЛЬ РАДИОАКТИВНОГО
ЗАГРЯЗНЕНИЯ ПОЧВЫ, ЛЕЗВИЕ ОККАМА И ИЗМЕРЕНИЯ IN
SITU

А.О. Грубич

ЗАО «ТИМЕТ», г. Минск, Республика Беларусь

В многочисленных работах, посвященных исследованию загрязнения почв
радиоактивными выпадениями,
показано, что эмпирические
распределения пространственных картин запаса какого
-
нибудь
радионуклида удовлетворительно описываются либо нормальным
N(m, s
2
), либо логнормальным L(m, s
2
) распределением. В случае
чернобыльских выпадений и уровней
137
Cs не менее

20 кБк/м
2

загрязнение одних участков, по мнению исследователей (например,
[1]), описываются N(m, s
2
), в то время как других


L(m, s
2
). И это
для загрязнений одного и того же генезиса.

В настоящем докладе показано, что в случаях, в которых эмпирическое
ра
спределение имеет квазисимметричную форму, и, казалось бы,
описывается N(m, s
2
), оно столь же успешно описывается и L(m, s
2
).
Во всяком случае, на участках с загрязнением почвы в диапазоне от
20 до 20000 кБк/м
2
. Неопределенность выбора типа распределения
о
бусловлена, с одной стороны, своеобразными значениями статистик
для рассматриваемой эмпирической выборки, с другой, усечением
области наблюдаемых значений плотности загрязнения почвы,
которое обязательно имеет место и определено физическими
закономерностям
и. В таких ситуациях один тип распределения никак
нельзя предпочесть другому. Если далее следовать известному
методологическому принципу Оккама, то приходим к модели,
согласно которой загрязнение любого участка описывается L(m, s
2
).

Недавно в работах [2] б
ыло показано, что мультифрактальная структура
поверхностного загрязнения почвы простирается в область весьма
малых значений масштабной единицы длины


вплоть до значений,
по крайней мере, порядка 0,1 м. Этот порог значительно меньше
известной [3] оценки дл
я порога скейлинга 250

2500 м.
Пространственный масштаб 0,1 м примерно соответствует рабочему
диаметру пробоотборных инструментов, а масштаб 5

15 м


радиусу
эффективной площади поверхности почвы в in situ измерениях,
выполняемых с помощью полевых гамма
-
сп
ектрометров. Таким
образом, в измерениях in situ фактор пространственной
неоднородности загрязнения, описываемый L(m, s
2
), оказывается
наиболее существенным. Следовательно, конструктивными являются
только такие МВИ, в которых in situ измерения дополнены
34

из
мерениями проб почвы, в т.ч. и в случае свежих радиоактивных
выпадений.

Литература

1.

Переволоцкий А.Н., 2006. Распределение
137
Cs и
90
Sr в лесных
биогеоценозах. Институт радиологии, Гомель. ISBN: 985
-
6765
-
18
-
8.

2.

Грубич А.О. О фрактальная структуре радиоактивн
ого загрязнения
почв. АНРИ

№ 2(61) 2010,
с

21
-
30;
АНРИ

№ 4(63) 2010,
с

53
-
62.

3.

G.
Pausch

et. al. Multifractal analysis of the
137
Cs


Fallout pattern in
Austria resulting from the Chernobyl accident. IPRA Regional Sympo
-
sium. Prague, 8
-
12 September 1997,
Session 4, p.436
-
438.

35

СИСТЕМА СБОРА И ОТОБРАЖЕНИЯ ИНФОРМАЦИИ О
РАДИАЦИОННОМ ОБСЛЕДОВАНИИ ТЕРРИТОРИЙ GAMMA
-
EXPLORER

Н
.
С
.
Божко
,
Р
.
И
.
Беккиев
,
С
.
Ю
.
Антропов

Около пяти лет назад в НТЦ Амплитуда был разработан программно
-
аппаратурный комплекс для спектрометри
ческой гамма
-
съемки
местности. Программное обеспечение этого комплекса “Прогресс
-
Навигатор” объединило возможности известной спектрометрической
программы “Прогресс” и картографической ГИС системы MapInfo.

От аналогичных программ “Прогресс
-
Навигатор” отлич
али две
принципиальные особенности:

-

Р
абота в спектрометрическом режиме. В отличие от других
программ, измеряющих только мощность дозы, “Прогресс
-
Навигатор” фиксирует в базе данных энергетический спектр гамма
-
излучения, рассчитывает в реальном времени значе
ния МАЭД,
удельной активности естественных радионуклидов в почве и
плотность поверхностного загрязнения
137
Cs. При обнаружении
других источников радиоактивного загрязнения программа позволяет
провести идентификацию и определить плотность поверхностного
заг
рязнения почвы данными радионуклидами.

-

В
озможность работы с несколькими спектрометрическими
детекторами одновременно. Данная особенность позволяет за счет
простого увеличения количества детекторов увеличить
чувствительность установки без ухудшения ее спект
рометрических
характеристик


энергетического разрешения и линейности.

Прогресс
-
навигатор устанавливался на различные мобильные устройства
для гамма
-
съемки местности, в частности:

-

пилотируемые и беспилотные летательные аппараты;

-

передвижные радиологические

лаборатории;

-

носимые устройства для пешеходной съемки местности и съемки из
личного автомобиля.

В процессе эксплуатации и обслуживания программы в нее вносились
изменения и дополнения, среди которых следует отметить:

-

введение понятий “сессия” и “объект”,

характеризующих,
соответственно, временные интервалы и пространственные зоны на
местности. Возможность быстрого переключения между объектами в
процессе съемки и сортировки накопленной информации;

-

возможность отключения спектрометрического режима для эконо
мии
места на жестком диске ПК.

Пользователям программы данные изменения устанавливаются бесплатно,
36

в момент поверки или технического обслуживания комплекса.

Ряд пожеланий наших заказчиков невозможно было реализовать в рамках
одного спектрометрического комп
лекса, а именно:

-

необходимость объединения результатов измерений, выполняемых
несколькими передвижными или носимыми установками, в одной
базе данных;

-

возможность ведения базы данных на сервере в лаборатории;

-

слежение за передвижной установкой из лаборатор
ии. Возможность
параллельной обработки получаемых данных экспертом в
лаборатории и коррекции по ее результатам маршрута установки;

-

возможность использования карт местности в различных форматах и
экспорт результатов съемки местности в форматах, используемых

большинством геоинформационных систем (ГИС). Оформление
отчетов с построением изолиний и другими возможностями,
предоставляемыми геоинформационными системами сторонних
разработчиков;

-

возможность отображения результатов съемки местности на фоне
спутниковых

снимков поверхности земли.

Перечисленные возможности были реализованы в сетевой
геоинформационной системе сбора и отображения информации о
радиационной обстановке на поверхности земли Gamma
-
Explorer.
Система состоит из:

-

одного или нескольких устройств сбо
ра информации (передвижных
радиологических лабораторий или мобильных комплексов),
подключенных к сети через GPRS или иной канал передачи данных;

-

сервера, принимающего и хранящего данные;

-

одного или нескольких компьютеров, отображающих данные
(клиентов).

В
самом простом случае устройство сбора информации, сервер и клиент
могут быть реализованы на одном компьютере.

Обмен данных между устройствами сбора информации, сервером и
клиентскими компьютерами осуществляется согласно протоколу Sp
-
GIS, который поддержива
ет как собственные, специализированные
форматы данных так и форматы данных программ “Google Планета
Земля” и “Quantum GIS”. Сервер предоставляет возможность работы
с данными через web
-
интерфейс, что позволяет подключиться к
данным с любого компьютера, имею
щего доступ в Интернет без
установки на него специализированного программного обеспечения.
Для защиты данных от несанкционированного доступа
предусмотрена их защита паролем.

На устройствах сбора информации может быть установлено:

-

программное обеспечение Пр
огресс
-
Навигатор. Старые версии
данной программы, не поддерживающие протокол SpGIS, должны
быть дополнены модулями передачи информации на сервер;

37

-

программное обеспечение “Прогресс
-
Т”, предназначенное для
работы со спектрометрическими устройствами на компью
терах с
TouchScreen мониторами и бесклавиатурными устройствами ввода.

На сервере должно быть установлено программное обеспечение Gamma
-
Explorer, работающее под управлением ОС Linux.

На клиентском компьютере в качестве программ, отображающих
состояние систе
мы используются:

-

программа просмотра HTML
-
страниц


“Internet Explorer”, “Mozilla
Fierfox” и т.п.;

-

программа “Google Планета Земля”;

-

геоинформационная система “Quantum GIS”.

Ознакомиться с возможностями системы можно на примере
демонстрационной версии ком
плекса. Демонстрационная версия
была реализована на базе сервера, расположенного в НТЦ
“Амплитуда”, и носимого спектрометрического комплекса,
состоящего из компьютера типа Notebook, подключенного к нему
через USB разъем детектора NaI 63x63 мм и GPS приемни
ка для
определения координат. Данные устройства входят в состав
передвижных лабораторий или носимых комплексов, выпускаемых
как НТЦ Амплитуда, так и другими производителями. Связь между
носимым спектрометром и сервером осуществлялась при помощи
GPRS
-
модем
а. В базу данных сервера помещены результаты поездок
со спектрометрическим комплексом по дорогам города Зеленограда.

Для того чтобы подключиться к данным через web
-
интерфейс достаточно
в адресной строке программы просмотра Интернет
-
страниц набрать
адрес с
ервера
-

http://explorer.amplituda.ru. На экране отобразится
страница с пятью разделами: “карта”, “база данных”, “статистика”,
“экспорт” и “приложения”.

Раздел “карта” предназначен для отображения результатов измерений
МАЭД на фоне выбранной пользователем

карты местности и выбора
участка местности для формирования запроса.

Раздел “База данных” позволяет создавать или удалять сессии и объекты.

В разделе “Статистика” выводятся результаты статистической обработки
данных.

Из раздела “Экспорт” Вы можете загруз
ить файл с результатами
измерений в текстовом формате (файл с расширением cvs), а затем
открыть его в программе MS Excel или MS Access.

Раздел “Приложения” содержит инструкции по подключению к серверу
программ Google Планета Земля и Quantum GIS.

Протокол

обмена информацией SpGIS позволяет сохранять в базе данных
помимо спектра любые двоичные данные, в том числе и фотографии
обследуемой местности. Данная возможность может оказаться
полезной для последующей интерпретации результатов измерений
или поиска ран
ее обследованных объектов.

38

К системе могут быть подключены мобильные спектрометры и
передвижные радиологические лаборатории производства как ООО
НТЦ “Амплитуда” так и других организаций.

39

НЕКОТОРЫЕ НОВЫЕ РАЗРАБОТКИ АППАРАТУРЫ ДЛЯ
СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИХ ИЗМЕРЕН
ИЙ

А.В.Горев, А.Б.Неганов, А.А Приладышев, В.М. Савин, А.Г.Салион, В.Т.Сидоров

ЗАО «НПЦ «АСПЕКТ», г. Дубна, МО

Цифровой спектрометр на базе блока БПЦ
-
02.

Блока преобразователя цифрового БПЦ
-
02 обеспечивает усиление,
измерение амплитуд входных импульсных си
гналов путем
цифрового преобразования и накопление измеренных кодов в виде
спектра в буферной памяти.

ПК с подключенным преобразователем и соответствующим программным
обеспечением образуют многоканальный анализатор с широким
набором функциональных возможностей. Анализатор на базе
преобразователя позволяют производить накопление, обработку и
выдачу информац
ии на внешние устройства.

Общие сведения.

БПЦ
-
02
-

это одноплатный спектрометр с Цифровым Процессором
Импульсов (ЦПИ). Функционально он включает в себя полный тракт
спектрометрического усилителя и Многоканального Анализатора (МА)
с памятью спектров объемом

8К каналов (в ближайшей перспективе
16К), и может служить основой для построения как настольных, так и
переносных спектрометрических систем. Главной новацией данного
устройства является применение ЦПИ, построенного на базе
современной ПЛИС (FPGA) фирмы AL
TERA, и предназначенного для
«pole/zero»
-
компенсации, цифровой фильтрации, формирования и
определения амплитуды входных импульсов, режекции наложений и
восстановления базовой линии. В качестве цифрового фильтра выбран
треугольный (трапециидальный) фильтр,
являющийся практически
идеальным фильтром для экспоненциальных входных импульсов.

Для управления спектрометром и передачи накопленных спектров на
компьютер используется интерфейс USB, который опционально
может быть заменен интерфейсом RS.

Для управления до
полнительным оборудованием предусмотрен разъем
внутрисхемного последовательного интерфейса.

Управляющая микропрограмма ЦПИ хранится в энергонезависимой
памяти и может быть модифицирована с появлением новых версий
программного обеспечения с целью расширения

функциональных
возможностей спектрометра.

Питание спектрометра осуществляется от стабилизированного источника
напряжения ±5В. Ток, потребляемый спектрометром не превышает
0.5А (без дополнительного модуля питания детектора).

40

ПРИМЕНЕНИЕ СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИХ М
ЕТОДОВ
ОБРАБОТКИ ДАННЫХ, ПОЛУЧЕННЫХ ПРИ
РАДИАЦИОННОЙ СЪЕМКЕ МЕСТНОСТИ
СЦИНТИЛЛЯЦИОННЫМ ДЕТЕКТОРОМ

С.Ю. Антропов, Н.С.Божко, А.П. Ермилов, И.С. Коновалов.

Радиационная съемка местности проводится для решения следующих
задач:

-

поиск техногенных источников рад
иационного загрязнения;

-

слежение за состоянием известных источников ионизирующего
излучения или предприятий, на которых возможен аварийный выброс
таких источников;

-

реабилитация территорий предприятий, ранее связанных по роду
деятельности с источниками иони
зирующих излучений;

-

выявление соответствия территории требованиям радиационной
безопасности, принятым в строительстве;

-

поиск территорий с аномальными концентрациями естественных
радионуклидов в геологоразведке.

Данная процедура включает в себя серию одноти
пных измерений,

количество которых может исчисляться тысячами, при которых
определяют значение одной или нескольких контролируемых
величин:

Н


мощность амбиентного эквивалента дозы

(МАЭД), мл3в/ч;

R
i



плотность поверхностного загрязнения

территории техно
генными радионуклидами,

Бк/м
2
,
i



индекс активности;

Q
226
Ra
,
Q
232
Th
,
Q
40
k
,
-

удельная активность

естественных радионуклидов, Бк
/
кг

(1)

Для регистрации гамма излучения используется сцинтилляционный
детектор, основным преимуществом которого перед другими
яв
ляется высокая чувствительность.

Первыми сцинтилляционными приборами для радиационной съемки
местности были радиометры, фиксирующие скорость счета гамма
-
квантов
-

СРП
-
68 и др. При использовании таких приборов для
определения МАЭД или плотности поверхностно
го загрязнения
требуется проведение дополнительных исследований. С появлением
переносных и возимых спектрометров появилась возможность
оперативного определения значений контролируемых величин (1).
Однако в большинстве случаев при этом ограничиваются тольк
о
расчетом МАЭД по измеренному спектру гамма излучения [1].

41

Сама по себе величина МАЭД без определения вкладов отдельных
радионуклидов не является достаточной, как для контроля за
загрязнением техногенными радионуклидами, так и для определения
концентраций

естественных радионуклидов.

В 2006 году нами был реализован алгоритм обработки сцинтилляционного
спектра, позволяющий в реальном времени определять значение не
только МАЭД, но и других контролируемых величин (1). Алгоритм
был реализован в программном о
беспечении установки,
объединяющей в себе 6 сцинтилляционных спектрометров с
кристаллом NaI 150 x 200 мм, установленных на вертолете МИ
-
2.
Сейчас этот алгоритм используется в передвижных радиологических
лабораториях и носимых спектрометрических комплексах,

выпускаемых “НТЦ Амплитуда”.

Спектр гамма
-
излучения в каждой точке местности определяется:

-

излучением естественных радионуклидов, присутствующих в почве.
Слой почвогрунта толщиной 50 см поглощает или рассеивает 90%
гамма
-
квантов самой высокоэнергетическо
й линии ЕРН


2614 кэВ.
Т.е., представительным с точки зрения измерений удельной
активности ЕРН является только верхний слой почвогрунта
толщиной не более полуметра;

-

излучением одного или нескольких техногенных радионуклидов,
присутствие которых в почве яв
ляется следствием либо
радиационной аварии, либо специфического использования данной
территории. Чернобыльские выпадения радионуклида
137
Cs на
невозделываемых почвах сконцентрированы в верхнем слое
толщиной 5
-
10 см, на возделываемых


в слое 25
-
30 см.

Дете
ктор гамма
-
излучения располагается на некоторой высоте h над
поверхностью земли (рис. 1), которая может составлять от одного до
десятков метров. Слой воздуха между источником и детектором
ослабляет гамма
-
излучение. Так, слой воздуха толщиной 50 м
поглощает

или рассеивает 40 % гамма
-
квантов
137
Cs

с энергией 662
кэВ.

В формировании спектра также участвует и слой воздуха, расположенный
над детектором, в котором происходит комптоновское рассеяние
излученных поверхностью земли гамма
-
квантов, однако, за счет
низк
ой плотности воздуха данным эффектом можно пренебречь.
Также мы пренебрегли вкладом в естественный фон излучения
естественных радионуклидов, содержащихся в атмосферном воздухе,


214
Pb,
214
Bi и
7
Be.

42


Рис. 1а. Естественные

радионуклиды распределены
равноме
рно по всей глубине почвы

Рис. 1б.
137
Cs

и другие техногенные
радионуклиды, как правило,
сконцентрированы в верхнем слое
почва толщиной не более 20см

Таким образом, задача анализа аппаратурного спектра гамма излучения
S(E) сводится к разложению его на с
умму составляющих:


(2)

г
де: P226Ra(E), P232Th(E), P40K(E)
-

функции отклика детектора на
излучение полубесконечных источников 226Ra, 232Th и 40K
с удельной
активностью, 1 Бк/кг
;

Pi(E)
-

функции

отклика детектора на излучение плоского источника
техногенн
ого радионуклида i c удельной поверхностной
активностью, 1 Бк/м2.

Программное обеспечение комплекса для спектрометрического
сканирования местности разрабатывалось на базе
спектрометрической программы “Прогресс
-
5”. В этой программе уже
реализован алгоритм р
азложения спектра на сумму составляющих
[2], который мы использовали для решения уравнения (2), и алгоритм
генератора спектров для построения аппаратурных спектров
Pi(E)

тех техногенных радионуклидов, для которых мы не смогли это
сделать экспериментальным

путем. Кроме того, в программе
реализована возможность подключения собственных модулей и
алгоритмов при помощи встроенного интерпретатора языка VBScript.
Мы пользовались этим для связи с GPS приемником,
картографической программой, расчета МАЭД и для авто
матизации
выполнения серии однотипных измерений.

Для решения системы (2) необходимо определить функции
чувствительности детектора
P
226Ra
(E),
P
232Th
(E),
P
40K
(E) и
Pi(E)
.
Для
радионуклидов
137
Cs,
40
K,
226
Ra и
232
Th мы

делали это по
объемным полубесконечным и

плоским фантомам данных
43

радионуклидов. Для расчета функции чувствительности техногенных
радионуклидов (кроме
137
Cs) в программном обеспечении был
настроен генератор спектров [2]. Энергетические зависимости
разрешения и эффективности регистрации для генера
тора спектров
определялись по линиям 352, 583, 609, 662, 1460 и 2614 кэВ
источников
137
Cs,
40
K,
226
Ra и
232
Th

в плоской геометрии.

При расположении детектора в летательном аппарате на высоте порядка
нескольких десятков метров следует учитывать поглощение
излучения в воздухе. Для этого в программу были введены
различные геометрии измерений, соответствующие различной высоте


25, 50 и 75 метров. Для каждой геометрии при градуировке
поглощение излучения в воздухе имитировалось слоем графита
1

толщиной 15, 30 и

45 мм, который располагался между источником
и детектором.

Испытания комплекса, проведенные на полигонах в Подмосковье, Киеве и
над территорией Чернобыльской АЭС показали хорошую
устойчивость алгоритма к существующим в реальности вариациям
распределения
активности по площади и по объему, а также к
непостоянству высоты полета. Так, на незагрязненных техногенными
радионуклидами

участках расчетное значение активности
137
Cs
отличалось от нуля на величину, не превышающую
неопределенность измерения. На участка
х вокруг Чернобыльской
станции с плотностью загрязнения радионуклидом
137
Cs порядка 10
5

Бк/м
2

программа устойчиво определяла наличие только
137
Cs.

Для установки состоящей из 1 детектора NaI 63x63 мм, расположенного на
высоте h=1.5м неопределенность измере
ний в условиях
естественного фона для времени интегрирования 4 секунды
2

составляет: 20 Бк/кг для
226
Ra, 20 Бк/кг для
232
Th, 140 Бк/кг для
40
K и
1800 Бк/м
2

(0.05 Ки/км
2
) для
137
Cs.

В настоящее время алгоритм реализован в двух программных комплексах


спектр
ометрической программе “Прогресс
-
Навигатор” и в
программе для носимых спектрометров “Прогресс
-
Мини”, интерфейс
которой

ориентирован на работу с бесклавиатурными устройствами
ввода типа TouchScreen.


44

Литература

1.

Многофункциональные

носимые спектрометры гам
ма
-
излучения
МКС
-
AT6101 и МКС
-
АТ6102 и их применение в задачах
радиационного контроля. В.И. Антонов и др. Анри №4 2007 г.

2.

Прогресс
-
5. Настройка и программирование спектрометрических
устройств. С.Ю. Антропов. Техническая документация на
спектрометрически
й комплекс “Мультирад”.

_____________________________

1.

Выбор

графита обусловлен тем, что он был в наличии и его атомный
номер наиболее близок к атомному номеру воздуха. При отсутствии
графита поглощение можно имитировать слоями воды толщиной 33,
65 и 98 м
м.

2.

Установка

в программном обеспечении времени интегрирования
равного 4 секундам означает, что МАЭД рассчитывается программой
по спектру, набранному за последние 4 секунды, а активности
естественных радионуклидов и
137
Cs


по спектру, набранному за
после
дние 20 секунд.

45

ОПЫТ ЛИКВИДАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ ЗАГРЯЗНЕНИЙ
ТРАНСПОРТНЫХ СРЕДСТВ ИЗ ЗОНЫ ЗАРАЖЕНИЯ
ФУКУСИМСКОЙ АЭС (ЯПОНИЯ)

Генеральный директор Скогорев И.А.

ООО «
ПримТехнополис
», г. Владивосток, Россия

11 марта 2011 года мощное землетрясение и огромная вол
на цунами
привели к отключению электропитания и нарушению теплоотвода
остаточных энерговыделений реакторов на АЭС «Фукусима». В
период с 12 по 15 марта ряд взрывов привели к значительным
радиоактивным выбросам в атмосферу.

Преимущественное направление вет
ра было в сторону Тихого океана, и
значительная часть выбросов было снесено ветром в море.Однако
продолжающиеся процессы в реакторах и изменения направления
ветра в сторону населенных пунктов, а также прошедшие осадки
привели к повышению уровня радиации в
местах проживания людей.

Радиоактивные вещества, включая йод
-
131 и цезий
-
137, отличаются
летучестью. После их эмиссии с АЭС в результате аварии они
смешались с водой в воздухе, а также с облаками, с которыми они
передвигались над землей. Когда эти облака п
ревратились в
дождевые тучи, радиоактивные вещества вместе с дождем попали в
почву. По нашему мнению, прохождение радиоактивного облака по
территории Японии, а также выпавшие на землю осадки, были
главной причиной, которая привела к столь значительному
за
грязнению населенных пунктов, домов и транспорта.

Наиболее близко расположенным к японской трагедии субъектом
Российской Федерации был Приморский край. При этом, в это время
года в приморье преобладает муссонный климат характеризующийся
смещением холодных

атмосферных масс с поверхности Азии в
сторону Японии и далее в Тихий океан, что не позволило
значительно повлиять на изменение радиационной обстановки в крае.

В то же время, приморье является главными воротами страны, через
которые происходит ввоз подержа
нных автомобилей с японских
аукционов.

Японские власти были не готовы к своевременному блокированию вывоза
загрязненного автотранспорта из своей страны, и тогда Приморский
край столкнулся с проблемой ввоза загрязненного транспорта на
свою территорию. Уже с

5 апреля 2011 года в Приморских портах
стали выявлять автомобили с повышенным радиационным фоном.

К концу апреля только во Владивостоке было выявлено более 100 единиц
автотранспорта с поверхностным радиоактивным загрязнением.
Часть из них было отправлено
в Японию, часть признано пригодным
46

к эксплуатации в силу незначительного уровня загрязнения на
поверхности и около 30 автомобилей подлежало дезактивации по
решению органов Роспотребнадзора на территории порта в зонах
таможенного контроля.

В виду того, что

ООО «ПримТехнополис» обладает всеми необходимыми
знаниями и опытом, имеет квалифицированный персонал и технику,
а также все необходимые лицензии и другие разрешительные
документы, было решено привлечь для проведения
дезактивационных работ специалистов наш
ей компании.

Решение проблемы усложнялось тем, что этот транспорт был под
таможенным контролем и таможенные органы изначально были
настроены на однозначный реэкспорт такого транспорта, тогда как
органы Роспотребнадзора стояли на защите потребителя
(покупат
елей транспорта). Только в ходе длительных переговоров и
совещаний было достигнуто соглашение о проведении данных работ
в зонах таможенного контроля


Складах временного хранения
(СВХ).

Лишь 20 апреля 2011г. нас допустили для проведения пробных работ по
де
зактивации.

При проведении спектрального анализа мазков с поверхностей
транспортных средств показали преимущественное наличие Cs
-
137 и
Cs
-
135. Плотность потока бета
-
частиц в среднем составляло от 40 до
80 расп.мин/см
2
, но в некоторых местах и до 200 расп.м
ин/см
2

.
Установлен случай ввоза автомобиля из префектуры Фукусима с
поверхностным загрязнением до 3000 расп.мин/см
2

.

Город Владивосток не имеет очистных сооружений и сбрасывает стоки
прямо в море. С целью ограничения социальной напряженности
населения,
основным условием было добиться успешной
дезактивации без применения водных растворов, чтобы не допустить
образования ЖРО.

Первые опыты применения однокомпонентных растворителей и
спиртовых растворов дали эффективность дезактивации с
коэффициентом 2
-
3. То
есть, при поверхностном загрязнении 65
-
75
расп.мин/см
2

проведение мероприятий по дезактивации уменьшали
уровень загрязнения лишь до 30
-
40 расп.мин/см
2
.

Мы понимали, что применение водных растворов на основе поверхностно
-
активных веществ (ПАВ) позволило бы
более эффективно проводить
мероприятия. Но это было не допустимо.

Успех был достигнут при применении неводных многокомпонентных
дезактивационных средств на основе ПАВ. Коэффициент
дезактивации достигал 10
-
20, что позволяло приводить
автотранспорт к нормам

уже после первой, в крайнем случае, второй
обработки.

Основа метода заключается в переносе поверхностного радиоактивного
47

загрязнения с транспортного средства на ветошь, после чего ветошь
подлежит захоронению в установленном законом порядке. Кроме
того, тщ
ательной ручной обработке подвергаются труднодоступные
места, резинки и пластиковые пористые поверхности.

В среднем один легковой автомобиль двое специалистов могут успешно
дезактивировать за один рабочий день.

За время проведения работ специалистами ООО
«ПримТехнополис» было
дезактивировано более 40 единиц транспорта (включая грузовики и
катер).

По сведениям японских властей в зоне заражения за последнее время
уровень радиации в 80
-
километровой зоне вокруг аварийной
японской АЭС “Фукусима
-
1” сократился в
среднем на 20 %, что
обусловлено распадом короткоживущих радионуклидов. В городе
Фукусима замеры на высоте одного метра от земли выявили
радиоактивность более 3,4 мкЗв/час. Городская администрация
намеревается запретить вход в парк, расположенный в жилом
квартале, в котором замер радиации на высоте 50 см. от земли
показал 4,15 мкЗв/час. Японским школьникам выданы
индивидуальные дозиметры с целью определения накопленной дозы.

В настоящее время загрязненный транспорт продолжает поступать из
Японии. При этом

их число значительно сократилось в силу того, что
весь автотранспорт с аукционов японцы тщательно моют.

В такой ситуации в ближайшие 7
-
10 лет мы прогнозируем существование
вероятности поступления автотранспорта и других товаров с
повышенным содержанием C
s
-
137 на территорию России из Японии,
причем их выявление возможно по всей территории России.

Уверены, что наш опыт будет полезен при возникновении подобных
ситуаций.

48

МНОГОФУНКЦИАНАЛЬНЫЙ ПОРТАТИВНЫЙ ГАММА
-
СПЕКТРОМЕТР МКС
-
АТ 6101ДР ДЛЯ
РАДИОЭКОЛОГИЧЕСКОГО М
ОНИТОРИНГА ОКРУЖАЮЩЕЙ
СРЕДЫ

Бирилло А.М., Гузов В.Д., Жуковский А.И., Кожемякин В.А., Нахайчук О.А., Чирикало
В.А.

Научно
-
производственное унитарное предприятие «АТОМТЕХ»,


г. Минск, Республика Беларусь.

Гамма
-
спектрометр МКС
-
АТ6101ДР представляет собой пор
тативный
многофункциональный сцинтилляционный прибор, состоящий из
размещаемого в герметичном контейнере сцинтилляционного блока
детектирования с кристаллом NaI(Tl) Ø 63×63 мм и карманного
персонального компьютера (КПК).

Спектрометр МКС
-
АТ6101ДР использует
ся для решения различных задач
радиационного контроля: определения содержания естественных
радио
-
нуклидов
40
К,
226
Ra,
232
Th, измерения поверхностной
активности техногенного радионуклида
137
Cs в почвах и грунтах без
отбора проб в месте естественного залеган
ия, а также измерения
удельной активности радионуклидов
137
Cs,
134
Cs и
131
I в воде,
продуктах питания, продукции агропромышленного комплекса и
лесного хозяйства без проведения предварительной
пробоподготовки.

Спектрометр предназначен для измерения энергети
ческого распределения
гамма
-
излучения с энергией от 40 до 3000 кэВ, а также измерения
мощности амбиентного эквивалента дозы гамма
-
излучения от 0,01 до
100 мкЗв/ч.

Для обеспечения высокой стабильности измерений спектрометр оснащен
встроенными системами непр
ерывной автоматической светодиодной
стабилиза
-
ции энергетической шкалы и цифровой термокомпенсации
измерительного тракта. Относительное энергетическое разрешение
для гамма
-
излучения
137
Cs с энергией 662 кэВ составляет менее 9,5
%.

Спектрометр оснащен GPS
-

приемником, что обеспечивает привязку
результатов измерений к географическим координатам.
Спектрометрическая информация с блока детектирования через
-
адаптер передается на и выводится на
жидкокристаллический экран КПК. Беспроводная связь
поддержив
ается на расстоянии до 10 м.

Использование алгоритмов обработки аппаратурных спектров, реализо
-
ванных в программном обеспечении КПК, обеспечивает
представление данных в виде значений удельной активности
49

отдельных радионуклидов или их концентрации, удельной

эффективной активности естественных радионуклидов.

Значение мощности амбиентного эквивалента дозы гамма
-
излучения в
точке контроля определяется путем обработки аппаратурного спектра
с ис
пользованием операционной функции «спектр
-
доза».

50

ИССЛЕДОВАНИЕ МЕТРО
ЛОГИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ
СПЕКТРОМЕТРА ИЗЛУЧЕНИЙ ЧЕЛОВЕКА СКГ
-
Т1316А ДЛЯ
ИЗМЕРЕНИЯ
60
СО В ЛЕГКИХ ВЗРОСЛОГО ЧЕЛОВЕКА

Гузов В.Д., Жуковский А.И., Кожемякин В.А., Нахайчук О.А.

Научно
-
производственное унитарное предприятие «АТОМТЕХ»,

г. Минск, Республика Беларусь

Кутень С.А.

Научно
-
исследовательский институт ядерных проблем БГУ,

г. Минск, республика Беларусь

Спектрометр излучения человека СКГ
-
АТ1316А, разработанный предпри
-
ятием «АТОМТЕХ», представляет собой стационарное
спектрометрическое средство измерений для
контроля внутреннего
облучения человека. В качестве детектора излучения в СИЧ
используется сцинтилляционный блок детектирования с кристаллом
NaI (Tl) размером

150х100 мм.

СИЧ предназначен для измерения содержания радионуклида
60
Со
человека и контроля сумма
рной активности радионуклидов
51
Cr,
54
Mn,
59
Fe,
58
Co,
65
Zn,
95
Zn,
95
Nb,
103
Ru,
110
mAg,
124
Sb,
141
Cе и
144
Ce в
легких.

При исследовании метрологических параметров СИЧ использовались
образцовый спектрометрический гамма
-
источник ОСГИ
-
3 (по
-
грешность ± 6 %) на

основе радионуклида
60
Со и фантом легких
человека ФЛ
-
03Т. Для математического моделирования использо
-
валась образцовая мера активности радионуклида специального
назначения (ОМАСН с погрешностью ± 5 %), изготовленная на
основе материала, эквивалентного тка
ням легких человека в НТЦ
«РАДЭК».

Математическое моделирование фантома легких взрослого челове
ка
проводилось методом Монте
-
Карло, при этом использовалась
универсальная программа MCNP версии 4В. В коде MCNP все
границы геометрических зон моделируются из к
усков плоскостей
или поверхностей второго порядка, и при наличии деталей с бо
лее
сложными поверхностями их необходимо аппроксимировать
большим числом зон. Физическая модель правого и левого легких
отражает анатомические особенности легких взрослого челове
ка и
имеет сложную несимметричную форму по отношении друг другу
(рисунок 1).

51



Рисунок 1

Получены хорошо согласующиеся данные математического
моделирования и результатов эксперимента (рисунок 2).


Рисунок 2


52

ИССЛЕДОВАНИЕ ПОЛОЖЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОГО ЦЕНТР
А
СЦИНТИЛЛЯЦИОННОГО ДЕТЕКТОРА ГАММА
-
ИЗЛУЧЕНИЯ
С ПОМОЩЬЮ МЕТОДА МОНТЕ
-
КАРЛО

Лукашевич Р.В., Фоков Г.А.

Научно
-
производственное у
нитарное предприятие «АТОМТЕХ»,

г.Минск, Республика Беларусь

Процедура обеспечения точности калибровки дозиметрической аппара
-
ту
ры связана с правильностью определения расстояния от источ
ника
до эффективного центра детектора. Но существенная часть приборов
на основе сцинтилляционных детекторов имеют смеще
ние
эффективного центра от геометрического центра детектора.

Отсутствие учета

расстояния от торцевой поверхности блока детекти
-
рования до его эффективного центра, может повлиять на определе
ние
истинной мощности дозы, особенно при измерениях на малых
расстояниях от источников гамма
-
излучения в практической до
-
зиметрии.

В работе пр
едставлены результаты исследования положения эффектив
-
ного центра для торцевой и боковой поверхности сцинтилляцион
ного
детектора в зависимости от расстояния до источника, от то
чечного
или параллельного потока гамма
-
излучения, полученные с помощью
метода
Монте
-
Карло.

Приводится сравнение теоретически и экспериментально полученных
данных о положении эффективного центра для гамма
-
спектрометра
МКС
-
АТ6101 с кристаллом NaI(Tl) Ø40x40 мм.

Результаты исследования могут использоваться при выборе и проекти
-
ровании

блоков детектирования на основе сцинтилляционных де
-
текторов гамма
-
излучения, их калибровке, а также при дозиметри
-
ческих измерениях на практике.

53

ОБ УЧАСТИИ ПРЕДПРИЯТИЯ «АТОМТЕХ» В СОЗДАНИИ И
ОСНАЩЕНИИ СЕТИ РАДИАЦИОННОГО МОНИТОРИНГА В
ЯПОНИИ: НАЧАЛО И ПЕР
СПЕКТИВЫ

Кожемякин В.А.

Научно
-
производственное унитарное предприятие «АТОМТЕХ»,


г. Минск, Республика Беларусь

В докладе представлены материалы, отражающие состояние проблемы
радиационного мониторинга источников радиоактивного загряз
-
нения, объектов окруж
ающей среды человека спустя полгода по
сле
аварии на АЭС «Фукусима». Охарактеризован комплекс мер и
действий, предпринимаемых правительственными организациями,
частными фирмами и населением.

Отмечается отсутствие
организованного подхода в вопросах радиаци
онного контроля,
сложная процедура выбора инструментальных средств, слабая
подготовка в области радиоэкологии и смежных областях.

Тем не менее, процесс сдвинулся с «мёртвой точки» и начал набирать
обороты в нужных направлениях. Можно предположить, что с уч
ё
-
том особенностей нации, уровня её интеллекта и не без професси
-
ональной помощи мирового сообщества активная фаза инструмен
-
тального анализа радиоактивного загрязнения окружающей среды и
человека выйдет на должный уровень в 2012 году и, понятно, будет
осу
ществляться не одно десятилетие.

Приводятся личные впечатления автора на предмет состояния и разви
тия
сети радиационного мониторинга, полученные в ходе деловой
поездки в Японию в первой половине сентября этого года.

Приводится перечень и параметры оборудо
вания производства «АТОМ
-
ТЕХ», направленного в Японию по контрактам, обозначены осо
-
бенности аппаратуры в части доработок и адаптации под условия
потребителей, а также по заключённым до конца 2011 года кон
-
трактам, делается прогноз поставок оборудования на

2012 год.

Обсуждаются вопросы, затрагивающие обучение, тренинг, сервисное
обслуживание на базе японских компаний


партнёров.

54

ПРИКЛАДНОЕ ПРОГРАММНОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ «PWBC» ДЛЯ
ОПРЕДЕЛЕНИЯ АКТИВНОСТИ РАДИОНУКЛИДОВ
137
CS,

40
K И
131
I В ТЕЛЕ ЧЕЛОВЕКА В СОСТАВЕ ПО
РТАТИВНОГО
СПЕКТРОМЕТРА ИЗЛУЧЕНИЯ ЧЕЛОВЕКА МКС
-
АТ6101А

Коновалов Е.А., Жуковский А.И

Научно
-
производственное унитарное предприятие «АТОМТЕХ»,

г.Минск, Республика Беларусь

Программа «PWBC» предназначена для получения данных измерения
активности гамма
-
излуч
ающих радионуклидов
137
Cs,
40
K и
131
I в теле
человека в заданных геометриях измерения. Для определения
активности используется оконный метод.

Основные возможности программы:

-

Управление режимами спектрометра;

-

Использование нового метода стабилизации (возмож
ность прове
-
дения процедуры без контрольного источника и без контрольной
пробы);

-

Поэтапная процедура подготовки спектрометр к эксплуатации с
описанием выполнения необходимых действий;

-

Возможность определения значения мощности дозы во время про
-
ведения изме
рений;

-

Расчёт и отображение значений активности радионуклидов в ре
жиме
реального времени;

-

Генерирование рабочих фонов;

-

Обработка спектров (сложение, вычитание и наложение спектров);

-

Возможность ведения электронной базы данных.

55

ПРИКЛАДНОЕ ПРОГРАММНОЕ ОБЕСП
ЕЧЕНИЕ «SPTR» ДЛЯ
РАБОТЫ В СОСТАВЕ СТАЦИОНАРНОГО
СЦИНТИЛЛЯЦИОННОГО ГАММА
-
БЕТА
-
СПЕКРТОМЕТРА
МКС
-
АТ1315

Коновалов Е.А., Жуковский А.И

Научно
-
производственное унитарное предприятие «АТОМТЕХ»,

г.Минск, Республика Беларусь

В программе реализованы алгоритмы об
работки спектров гамма
-
излучения с использованием метода максимального правдоподо
бия
для случая статистики Пуассона и в предположении наличия в
спектре радионуклидов
137
Cs,
90
Sr,
40
K,
226
Ra,
228
Th, а также других
гамма
-
излучающих радионуклидов с использов
анием алгоритма на
основе функциональной зависимости эффективности регистра
ции от
энергии гамма
-
излучения для определенной геометрии из
мерения.

Основные возможности программы:

-

Объединение возможностей трёх программ «SPTR_ATM»,
«SPTR_ATC» и «SPTR_MET» в о
дной;

-

Улучшен интерфейс пользователя;

-

Управление режимами спектрометра;

-

Отображение накопленной информации в гамма
-

и бета
-
спектрометрическом трактах;

-

Использован новый алгоритм анализа и обработки аппаратурных
спектров;

-

П
оиск пиков полного поглощения;

-

В
оз
можность обработки только в выделенном окне;

-

О
тдельный алгоритм обработки мультиплетов;

-

И
дентификация радионуклидов;

-

О
пределение параметров пиков полного поглощения (положение
центроиды, разрешение, площадь за вычетом фонового пьедестала,
ширину на полувыс
оте) с их погрешности;

-

Р
асчёт активности и погрешности измерений найденных радиону
-
клидов;

-

Учёт физических свойств исследуемого объекта;

-

Возможность ведения электронной базы данных.

56

ПРОГРАММНОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ «GARM» ДЛЯ АНАЛИЗА
РЕЗУЛЬТАТОВ СКАНИРОВАНИЯ ПОЛУЧЕ
ННЫХ
СПЕКТРАЛЬНЫМ РАДИАЦИОННЫМ СКАНЕРОМ МКС
-
АТ6101С

Быстров Е.В., Кремнёв Ю.Н.

Научно
-
производственное унитарное предприятие «АТОМТЕХ»,

г.Минск, Республика Беларусь

Программа «GARM» предназначена для анализа результатов сканиро
-
вания, полученных при помощ
и спектрального радиационного
сканера с привязкой на местности МКС
-
АТ6101С, таких как спектры,
мощности дозы, скорости счета импульсов гамма
-
излучения,
скорости счета импульсов нейтронного излучения, результаты
идентификации радиоизотопного состава, геогра
фические коор
-
динаты сканирования.

Применение программы «GARM» позволяет наглядно произвести оценку
радиационного заражения местности, где проводилось сканирование,
выделить очаги наибольшего радиационного заражения местности,
наглядно оценить радиоизотопн
ый состав на зараженной местности.

Возможности программы «GARM»:

-

отображение пути сканирования на местности, с цветовой
индикацией, по различным дозиметрическим и радиометрическим
параметрам

-

отображение набранных спектров гамма
-
излучения для каждой из
точе
к набора на пути сканирования

-

отображение суммарного спектра гамма
-
излучения по ряду
последова
тельно набранных спектров гамма
-
излучения вдоль пути
сканирования

-

отображение «водопадной диаграммы» по спектрам гамма
-
излучения, набранным вдоль всего пути скан
ирования

-

отображение диаграммы распределения количества
зарегистрированных частиц нейтронного
-

и квантов гамма
-
излучения
во времени вдоль всего пути сканирования.

Применение пути сканирования на местности, с цветовой индикацией, и
диаграммы распределения
количества зарегистрированных частиц
нейтронного
-

и квантов гамма
-
излучения во времени для оценки
радиационного заражения местности.

Применение «водопадной диаграммы», набранных спектров гамма
-
излучения и суммарного спектра гамма
-
излучения для предвари
-
тел
ьной оценки радиоизотопного состава на зараженной местности.

57

РАЗРАБОТКИ В ОБЛАСТИ МЕТРОЛОГИИ РЕНТГЕНОВСКОГО
И ГАММА
-
ИЗЛУЧЕНИЯ

Гузов В.Д., Кожемякин В.А., Прямосудова Н.А., Фоков Г.А., Лукашевич Р.В.

Научно
-
производственное унитарное предприятие «АТОМТЕХ»,

г.Минск, Республика Беларусь

В метрологическом обеспечении дозиметрии рентгеновского и гамма
-
излучения в качестве эталонных средств измерений используются
поверочные дозиметрические установки.

В докладе представлены основные разработки предприятия в этой

об
-
ласти: установки дозиметрические гамма
-
излучения УДГ
-
АТ110 и
УДГ
-
АТ130, стенд калибровочный АТ
-
03.

Дозиметрические установки гамма
-
излучения УДГ
-
АТ110 и УДГ
-
АТ130
предназначены для поверки и калибровки дозиметрических средств
измерений гамма
-
излучения
в диапазонах мощности дозы от 0,25
мкГр/ч до 350 мГр/ч и от 0,36 мкГр/ч до 50 Гр/ч соответственно.
Стенд калибровочный АТ
-
03 предназначен для позиционирования
эталонных и поверяемых средств измерений в пучках рентгеновского
излучения и использования в сост
аве эталонных установок
рентгеновского излучения. Приводятся технические характеристики,
состав и описание основных функций представленных разработок.

Проведено исследование поля излучения, формируемого коллимационным
узлом установки УДГ
-
АТ130, с целью оце
нки вклада рассеянного
коллиматором излучения. Задача решалась численным
моделированием методом Монте
-
Карло с помощью программного
комплекса SNEGMONT. В работе представлены основные резуль
-
таты исследований.

В настоящее время установки УДГ
-
АТ110 и УДГ
-
АТ1
30 изготовлены и
введены в эксплуатацию на Белоярской АЭС, Нововоронежской
АЭС, Ленинградской АЭС, Смоленской АЭС, Калининской АЭС,
Ростовской АЭС, ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова», г. Сосно
-
вый Бор, ФГУП ПО «Электрохимический завод», г. Зеленогорск.

Стен
д АТ
-
03 входит в состав Государственного эталона Российской
Федерации


дозиметрической установки низкоэнергетического
рентгеновского излучения УЭД 5
-
50М.

58

СПЕКТРОМЕТР НЕЙТРОННОГО И ГАММА
-
ИЗЛУЧЕНИЯ НА
ОСНОВЕ ЦИФРОВЫХ МЕТОДОВ РЕГИСТРАЦИИ И
ОБРАБОТКИ СИГНАЛОВ

Прокуронов М. В., Руднев П. И.

Центр АЦП

Севастьянов В.Д.

ВНИИФТРИ

Использование цифровых методов регистрации и обработки сигналов в
ядерно
-
физическом приборостроении позволило резко улучшить
характеристики приборов и выйти на качественно новый уровень
ра
звития спектрометрической аппаратуры. В последние годы на
основе достижений цифровых технологий регистрации и обработки
сигналов был разработан спектрометр
-
дозиметр с цифровой
идентификацией частиц по форме импульса, предназначенный для
раздельного измере
ния энергетического спектра нейтронов и гамма
квантов в смешанных полях, а также для определения эквивалентной
дозы и мощности эквивалентной дозы, смешанных полей
нейтронного и гамма
-
излучения. Такая задача измерения является
достаточно актуальной проблемо
й в экспериментальной физике, и
эта актуальность подтверждается развитием ядерной энергетики.

Спектрометр
-
дозиметр выполнен на основе органического сцинтилля
тора


паратерфинила, у которого форма сцинтилляционного импульса
различна для протонов отдачи (ней
тронов) и комптоновских
электронов. В этом приборе, впервые в мировой практике, исполь
-
зован разработанный цифровой метод идентификации частиц по
форме импульса, который обладает более высокими характеристи
-
ками, чем аналоговые методы. Основной операцией э
того метода
является преобразование при помощи АЦП аналогового сигнала
детектора, непосредственно с анода фотоэлектронного умножителя, в
цифровой массив данных без потери, содержащейся в нем
информации. Из полученных цифровых значений импульса тока
детекто
ра, используя оптимальные алгоритмы идентификации частиц
по форме импульса, режекции наложений определяются тип частицы,
энергия, временные параметры импульса.

Использование цифровой идентификации вместо аналоговой позволяет
увеличить коэффициент блокиро
вки фона гамма
-
квантов и загрузку
детектора не менее чем на порядок, а нижний энергетический порог
идентификации нейтронов уменьшить примерно в три раза, доведя
его до ~ 100
-
150 кэВ по поглощенной энергии нейтронов. По
59

амплитудным спектрам, восстанавливают
ся энергетические спектры
нейтронного и гамма
-
излучения, по этим спектрам рассчитываются
эквивалентные дозы в различных тканях. Погрешность определения
мощности эквивалентной дозы составляет: менее 10% в диапазоне
энергий 0.1
-
10МэВ (п.э.е.); менее 20% в ди
апазоне энергий 0.015
-
0.1МэВ (п.э.е.). Приведенные параметры превосходят аналогичные
параметры известных спектрометров
-
дозиметров смешанных полей
нейтронов и гамма
-
квантов.

60

СОВРЕМЕННЫЙ ПОДХОД К КОМПЛЕКСНОМУ
ОПРЕДЕЛЕНИЮ ВРЕМЯ
-
АМПЛИТУДНЫХ ПАРАМЕТРОВ
ИМПУЛЬСН
ОГО НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Кирсанов М. Е., Суслин О.И., Янюшкин В.А.

Государственная корпорация по атомной энергии «РОСАТОМ»

Всероссийский научно
-
исследовательский институт автоматики им. Н.Л. Духова

Современное использование источников импульсного нейтронн
ого из
-
лучения в различных областях науки и техники требует комплекс
-
ного и максимально точного определения параметров импульсного
нейтронного излучения. Теоретическое осмысление подобной
проблемы было предпринято в СССР еще в 80
-
х годах прошлого
века. Тем

не менее, полученные результаты недостаточны для того,
чтобы считать эту задачу на сегодняшний день полностью решенной.

На основе аппарата линейной алгебры во ВНИИА разработан совре
-
менный математический алгоритм, позволяющий с максимально
возможной точно
стью решить задачу комплексного определения
время
-
амплитудных параметров импульсного нейтронного излучения
с полной длительностью от микро
-

до наносекундного диапазона. В
основе этого алгоритма лежит процедура восстановления истинного
зарегистрированного н
ейтронного импульса в своих абсолютных
координатах по его выходному электрическому отклику.
Отличительной особенностью и новизной этого алгоритма является
то, что наряду с корректным учетом случайной погрешности
восстановления, здесь полностью подавлено вл
ияние динамической
ошибки, обусловленной инерционностью электронного изме
-
рительного тракта. Этот алгоритм полностью адаптирован к заяв
-
ленной задаче и потому позволяет по результатам восстановления
сразу и с подтвержденной достоверностью определить весь
набор
истинных параметров регистрируемого однократного нейтронного
импульса вне зависимости от его конкретной длительности. В
настоящее время он реализован в виде бета
-
версии компьютерного
программного продукта, который успешно прошел оценочную
эксперимент
альную проверку.

61

ПОИСКОВО
-
СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИЙ КОМПЛЕКС
«ПИОНЕР»

Важенин А.С., Васильев С.К., Силантьев К.А.

ФГУП АТЦ СПБ

В докладе представлен поисково
-
спектрометрический комплекс,
разработанный и находящийся на вооружении в ФГУП АТЦ СПб.
Комплекс может быт
ь размещён на автомобильном шасси, а также имеет
пор
тативное исполнение для использования как с участием оператора, так
и в автономном режиме с удалённым управлением.

Назначение:

картографирование полей радиоактивного загрязнения одно
-
временно по двум рад
иационным параметрам, поиск и локализация
радиоактивных аномалий или источников излучения, спектрометри
-
ческий анализ с автоматическим протоколированием всех измеряе
мых
величин, их привязкой к географическим координатам и дис
танционным
предоставлением да
нных в кризисные центры.

Состав:

Автомобильный и портативный варианты комплекса имеют об
щую
принципиальную схему, однако аппаратная часть несколько различна.
Основные различия в типе используемых компьютеров, средств
отображения и систем связи. В частнос
ти, качестве устрой
ства
отображения для автомобильной системы служит монитор, а для
портативного исполнения


микропроектор изображения на сетчатку
глаза. Привязка к географическим координатам осущест
вляется с
помощью внешнего GPS
-
приемника. В комплексах

могут
использоваться любые датчики ионизирующего излучения:
производимые фирмой Атомтех или другие измерительные устройства.

Программное обеспечение:

Программа GMAP обрабатывает данные, по
-
ступающие от датчиков ИИ и GPS
-
приемника, отображает текущее
место
положение комплекса на карте; фиксирует значения мощности дозы
гамма
-
излучения и/или поток альфа
-

или бета
-

частиц совмест
но с текущими
координатами, датой и временем усредненные за заданные оператором
промежутки времени или пройденные отрез
ки пути. Уров
ни измеренных
величин отображаются на карте с ис
пользованием цветовой шкалы. Для
удобства поиска источников ИИ программа отображает непрерывное
измерение скорости счёта де
текторов в виде гистограммы. Также программа
позволяет измерить и обработать спектр

для определения радионуклидного
состава ис
точника. Все собранные данные могут быть переданы программой
в центр сбор информации по команде оператора. GMAP имеет режим
дистанционного подключения к комплексу, позволяющий исполь
зовать
комплекс без оператора

посредством соединения по каналам GSM
-
связи или
по радиоканалу. При этом все данные на удаленном компьютере будут
отображаться в режиме реального времени.

62

ПОСТ АСКРО НА БАЗЕ GSM/GPRS
-
МОДЕМА ТС65

Силантьев К.А., Важенин А.С.

ФГУП АТЦ СПБ

Известно большое ч
исло автоматических постов контроля радиацион
ной
обстановки (пост АСКРО), непрерывно измеряющих уровень
ионизирующего излучения. Обычно пост состоит из детектора ио
-
низирующего излучения, блока обработки и устройства передачи
информации. В качестве устрой
ства передачи информации, как
правило, используются GSM/GPRS
-
модемы. Однако, существуют
недорогие модемы со встроенным микропроцессором, которые могут
выполнять программы пользователя, что даёт возможность
обрабатывать информацию внутренним микропроцессоро
м моде
ма,
т.е. функции блока обработки может выполнять сам модем. К таким
модемам относится, в частности, GSM/GPRS
-
модем ТС65.
Имеющаяся в нём Java
-
платформа дает возможность пользовате
лям
запускать прикладное программное обеспечение непосред
ственно
чер
ез встроенный микропроцессор.

Таким образом, можно создать пост АСКРО, который состоит только из
детектора ионизирующего излучения, модема и блока питания. Все
эти составные части серийно выпускаются промышленно
стью.
Реализация функций поста АСКРО осущест
вляется про
граммой
пользователя, записанной в память модема. Разработка и
изготовление специальных блоков не требуется, что значительно
удешевляет изготовление таких постов.

В АТЦ был создан макет поста АСКРО. В нём используется модем ТС65,
датчик мощнос
ти дозы гамма
-
излучения БДКГ
-
04 произ
водства
фирмы «Атомтех», свинцово
-
кислотный аккумулятор напряжением
12 вольт и устройство подзарядки аккумулятора от промышленной
сети.

Пост АСКРО функционирует следующим образом. С установленным
периодом модем осущес
твляет запрос текущих значений мощно
сти
дозы у детектора БДКГ
-
04. Полученное значение, вместе с текущем
временем и другой служебной информацией, сохраняется в памяти
модема и передаётся с использованием GPRS соединения с Интернет
на внешний сервер, где

со
храняется в виде

файла или сообщения
электронной

почты. Доступ к файлу обеспечивается стандартными
средствами и может быть произведён из любого места, где есть
подключение к глобальной сети. Текущее время кор
ректируется по
серверу точного времени. Управле
ние постом про
изводится с
помощью CSD
-
соединения или SMS
-
сообщений при этом система
позволяет оперативно считывать данные из памяти модема и
63

изменять режимы работы поста АСКРО. Начальные установки
находятся в конфигурационном файле в памяти модема.

Для а
втоматического получения данных постов АСКРО разработана
программа, которая через заданные промежутки времени перепи
-
сывает файл данных с сервера на компьютер пользователя. Полу
-
ченная таким образом информация, может быть использована для
оперативной оценк
и радиационной обстановки.

64

СКАНИРУЮЩЕЕ УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОБНАРУЖЕНИЯ И
ЛОКАЛИЗАЦИИ ИСТОЧНИКОВ С НИЗКОЙ ЭНЕРГИЕЙ
ГАММА
-
ИЗЛУЧЕНИЯ

Филимонов Р.С., Васильев С.К.

ФГУП АТЦ СПБ

Наиболее распространенным методом обнаружения радиоактивных
источников является измерени
е скорости счета (или мощности дозы)
при перемещении детектирующей системы. Однако, таким способом
можно обнаружить лишь источник, вклад которого в мощность дозы
заметно больше, чем флуктуации естественного радиационного фона.
Кроме того, этот метод не дае
т прямой информации о
местоположении источника.

Наиболее удачный метод для обнаружения и локализации источников
гамма
-
излучения
-

это использование сцинтилляционного детектора
большого объема с горизонтально вращающимся вокруг него
коллиматором. Однако, та
кой метод малоэффективен для поиска
источников низкоэнергетического (<100 кэВ) излучения, в том числе
трансурановых элементов. В этом диапазоне энергий пред
-
почтительнее использовать тонкие детекторы большой площади. При
этом, для коллимации низкоэнергетич
еского излучения доста
точно
поглотителя малой толщины.

В докладе представлено устройство, состоящее из тонкого
сцинтилляцион
ного детектора большой площади, снабженное
коллиматором в виде поглощающих излучение пластин с
изменяемым углом наклона. Та
кое ус
тройство проводит
сканирование по одной из пространствен
ных осей в выбранном
направлении. Совместное использование двух таких устройств,
имеющих перпендикулярные оси сканирова
ния, позволяет
восстанавливать картину распределения активности в выбранном
нап
равлении с достаточно большим углом обзора.

В сканирующей системе использованы датчики с кристаллом NaI диаме
-
тром 13 см при толщине 1.5 мм. Пластины коллиматора изготовлены
из кадмия толщиной 1.5 мм, что обеспечивает более чем тысячекрат
-
ное подавление и
злучения с энергией порядка 60 кэВ. Ширина диа
-
граммы направленности, т.е. ширина пика в развертке сканирования,
составляет 10º при соотношении высоты пластин к расстоянию меж
-
ду ними 6:1. Угол обзора устройства составляет 90º (по каждой из
осей сканиро
вания). Диапазон регистрируемых энергий от 7 до 100
кэВ.

Точное позиционирование коллиматора обеспечивает линейный мотор
-
65

редуктор с шагом линейного перемещения 0,00254 см. Результа
ты
сканирования отображаются управляющей программой в виде
распределения ин
тенсивности излучения на фотографии обсле
-
дуемого объекта.

Тестирование устройства на реальной местности с использованием ис
-
точника 241
-
америция с активностью ~ 5 ГБк подтвердило его вы
-
сокую чувствительность (источник легко обнаруживается на рас
-
стоянии

до 100 м) и способность определять положение источника с
погрешностью порядка 2х градусов по каждой из координат.

66

СПЕКТРОМЕТРЫ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ НА
ОСНОВЕ ППД. НОВЫЕ РАЗРАБОТКИ ОАО «ИФТП»

И.М. Газизов, Ю.В. Ефремов, А.А. Смирнов, И.Б. Хлебников, В.С.

Хрунов

ОАО «Институт физико
-
технических проблем», г. Дубна

В докладе сообщается о новых приборах, предназначенных для
спектрометрии заряженных частиц и гамма
-
излучения, созданных в
последнее время в ОАО «ИФТП», среди которых:

1.

Спектрометр энергии альфа
-
из
лучения СЕА
-
4К с кремниевым
планарным ППД, в котором, в отличие от ранее производимых
спектрометров СЭАМ
-
1К и СЕА
-
3К, применен цифровой процессор
импульсных сигналов ЦСУ
-
1К. Это позволило улучшить ряд
основных показателей назначения. Спектрометр комплектуе
тся
высококачественными детекторами типа ПДПА
-
1К с площадями
чувствительной поверхности от 20 до 2000 мм
2
. Энергетическое
разрешение спектрометра с детектором пло
щадью 1200 мм
2

по
энергии 5,15 МэВ не превышает 40 кэВ. Спектрометр имеет
возможность работат
ь с программным обеспечением
SpectraLineADA.

2.

Спектрометр гамма
-
излучения СЕГ
-
ГЗ
-
4К с микрокриогенной
системой охлаждения ППД на основе особо чистого герма
ния.
Спектрометр выполнен в виде моноблока, включающего в себя блок
детектирования на базе коаксиальн
ого детектора, охлаждаемого
микрокриогенной системой МСМГ
-

-
1,7/80 отечественного
производства и цифровое спектрометрическое устройство ЦСУ
-
В
-
1К.
В состав спектрометра входят персо
нальный компьютер и
необходимое программное обеспечение. Диапазон регистри
руемых
энергий гамма
-
излучения от 0,06 до 3,0 МэВ. Энергетическое
разрешение по энергии 1,33 МэВ менее 2,2 кэВ; по энергии 56,6 кэВ
менее 1,3 кэВ. Относительная эффективность регистрации по энергии
1,33 МэВ до 15%. Время выхода спектрометра на рабочий режи
м («с
тепла») составляет 3,5


4,0 часа. Масса спектрометра


10,0 кг.

3.

Портативный спектрометр
-
дозиметр гамма
-
излучения СЕГ
-
3КП на
основе кремниевых детекторов, состоящий из блока детек
тирования,
цифрового спектрометрического устройства с пакетом прикладн
ых
программ и одноплатного компьютера. В спектрометре используется
обработка спектров поглощения гамма
-
квантов за счет фотоэффекта
и комптоновского рассеяния.

67

Диапазон энергий измеряемого гамма
-
излучения от 0,05 до 4,0 МэВ.
Энергетическое разрешение в указ
анном диапазоне энергий не более
25 кэВ. Чувствительность регистрации по радионуклиду
137
Cs не
менее 0,12 см
2
/фотон.

68

ИНФОРМАЦИОННО
-
УПРАВЛЯЮЩАЯ СИСТЕМА
РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ «РАДАСМ»

А.А.Казимов, О.Ю.Краев, М.А.Миловидов, Н.В.Рудин, С.В.Чуваев

ОАО «НТЦ
«Ядерно
-
физические исследования» (НТЦ «ЯФИ»),

г. Санкт
-
Петербург, Россия

Современный подход к решению проблемы пресечения незаконного
перемещения (оборота) ядерных материалов (ЯМ) и радиоактивных
веществ (РВ) предполагает использование централизованной
сис
темы обработки информации, получаемой со стационарных
портальных радиационных мониторов.

В докладе представлена разработанная в НТЦ «ЯФИ» «Информационно
-
управляющая система радиационной безопасности (ИУС
«РадАСМ»).

ИУС «РадАСМ» имеет двухуровневую структур
у, которая предусма
-
тривает разделение следующих функций:

контроля и действий оперативного персонала по сигналам тревоги;

наблюдения и анализа с целью выработки и принятия решений.

Первая функция реализуется на локальном посту контроля, где в режиме
реальн
ого времени отслеживаются и регистрируются все события с
портальных радиационных мониторов и систем видеонаблюдения.

Вторая функция реализуется на уровне центрального пункта управ
ления
(ЦПУ) системы безопасности объекта, где осуществля
ется общее
наблюден
ие за функционированием всех локальных постов контроля,
ведение базы данных системы ИУС, при не
обходимости передача
данных в другие подсистемы безопас
ности объекта.

Объединение портальных радиационных мониторов и систем видео
-
наблюдения в пределах одного

поста контроля обеспечивается
созданием локальной сети посредством интерфейса Ethernet. Рабочее
место оператора локального поста в режиме реального времени
обеспечивает сбор и визуализацию информации с радиационных
мониторов и камер видеонаблюдения; регис
трацию событий
обнаружений оператором и ведение базы данных;

создание
электронных протоколов обнаружений и периодических отчетов;
выдачу управляющих сигналов на устройства системы контроля
доступа; передачу данных на ЦПУ. Также с рабочего места
осуществляе
тся контроль исправности радиа
ционных мониторов,
входящих в состав поста контроля.

Объединение локальных постов контроля также осуществляется по
-
средством интерфейса Ethernet с выводом информации на рабо
чее
место оператора ЦПУ. На этом уровне осуществляе
тся сбор,
визуализация и анализ информации с локальных постов; ведение
69

базы данных ИУС, создание отчетов; резервное хранение данных.
Предусмотрена возможность передача данных в другие подсисте
мы,
в том числе на третий, более высокий (отраслевой или нацио
нальный
уровень). База данных ИУС на ЦПУ также может исполь
зоваться
экспертами для анализа событий и выработки решений по
совершенствованию системы.


Предлагаемая структура построения сети и гибкий интерфейс сервисов
позволяют легко адаптировать систему
к условиям конкретного
объекта
-

будь то предприятие Госкорпорации «Росатом»,
таможенный пункт пропуска, объект транспортной инфраструктуры
или Министерства обороны.

70

ПОРТАТИВНЫЙ ЦИФРОВОЙ СПЕКТРОМЕТР НА БАЗЕ
БЛОКА ДЕТЕКТИРОВАНИЯ С CDTE P
-
I
-
N ДЕТЕКТОРОМ

Ю
.
П
етухов
,
Г
.
Путенис


С
.
Мулеванов

RSS

Ltd
,
Riga
,
Latvi
а

Д
.
Меркулов

ELMI
,
Ltd
,
Riga
,
Latvi
а


А. Перминов

Челябинское отделение филиала "Уральский территориальный округ" ФГУП "РосРАО", г.
Челяб
инск, Россия

В. С. Хрунов, Ю.В. Ефремов

ОАО «ИФТП» , г. Дубна, РОССИЯ

В настоящей работе приводятся результаты разработки портативного
спектрометра на базе Блока детектирования БДТК
-
1М и цифрового
спектрометрического устройства ЦСУ
-
1К.

БД на основе детект
оров с высокой эффективностью регистрации из CdTe
с P
-
I
-
N структурой в настоящее время широко применяются для
спектрометрии рентгеновского и гамма излучения. Отличительной
особенностью CdTe детекторов с PIN структурой является низкая
величина темнового ток
а при высоком значении напряжения
смещения детектора, что позволяет реализовать высококачественную
спектрометрию рентгеновского и гамма излучений.

Цифровое спектрометрическое устройство ЦСУ
-
1К предназначено для
создания спектрометрического тракта ионизиру
ющих излучений и
служит для линейного преобразования выходного сигнала от блока
детектирования БДТК
-
1М в цифровой код накопления в виде
амплитудного спектра, с последующим считыванием спектра в
персональный компьютер по универсальной последовательной шине
(USB).

БД содержит: CdTe PIN
-
детектор, термостабилизированный с помощью
Пельтье термоэлектрического охладителя, зарядочувствительный
предусилитель, корректор потерь заряда и систему для подавления
эффекта поляризации детектора. Установка режимов работы узл
ов
БД производится с помощью встроенного в корпус БД блока
управления.

ЦСУ имеет общее питание, осуществляемое с внешнего адаптора или
71

аккумулятора напряжением +12 В, и содержит в себе следующие
блоки, предназначенные для работы с конкретным БД :

источник

питания блока детектирования
низковольтный
нерегулируемый
выход ±12В, программно регулируемый выход источника тока для
питания ТЭМО БД (0,2 ÷ 0,7 А) и высоковольтный программно
регулируемый выход источника напряжения для питания детектора (
-
50 ÷
-
1000 В)
;

Разработанный спектрометр предназначен для регистрации энергий
рентгеновского и гамма излучения в диапазоне от 3 до 662 кэВ имеет
разрешение ПШПВ не более 0.8 кэВ, 1 кэВ, 1.5 кэВ, 2,5кэВ и 14 кэВ
для энергий 5,9 кэВ, 13.86 кэВ, 59.6 кэВ, 122 кэВ и 662 кэ
В
соответственно.

Использование спектрометра на базе теллурид кадмиевого блока
детектирования и цифрового спектрометрического устройства
позволило расширить номенклатуру и качественно улучшить парк
приборов рентгеновской и гамма
-
спектрометрии. Их использов
ание
особенно предпочтительно в портативных спектрометрах,
предназначенных для оперативного обнаружения, определения
местоположения и классификации радиоактивных материалов в
полевых условиях.

Разработанный спектрометр прошёл успешную апробацию при его
эк
сплуатации в реальных производственных условиях в лаборатории
радиационного контроля Челябинского отделения филиала
"Уральский территориальный округ" ФГУП "РосРАО".
Эффективность регистрации на энергии 59,5 кэВ составила 2х10
-
5 (с
-
1Бк
-
1) от источника ОСГИ
при геометрии 5 см.

72

ОПЫТ СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ
РАДИОНУКЛИДНОГО СОСТАВА ПРОБ ОКРУЖАЮЩЕЙ
СРЕДЫ

Кожин О.В., Могирев А.М., Писаненко С.С., Прокопчик В.И.

ОАО «Ведущий научно
-
исследовательский институт химической технологии»

В процессе работ по создан
ию ядерного щита СССР на ряде предприятий
Министерства среднего машиностроения (МСМ) проводилась
радиохимическая переработка облучённого природного урана,
регенерированного топлива и других технологических продуктов,
содержащих как естественные радионуклид
ы, так и продукты
деления урана (техногенные радионуклиды). К настоящему времени,
когда произошла производственная переориентация таких
предприятий, их территория, и прежде всего хвостохранилища,
требуют реабилитации с целью сокращения загрязненных
террито
рий. В процессе инженерно
-
изыскательских работ,
предшествующих разработке проектов реабилитации, большую роль
играют исследования радионуклидного состава проб образцов
окружающей среды

реабилитируемых территорий.

Лаборатория радиационного контроля ВНИИХТ п
роводит анализ состава
радионуклидов, содержащихся в образцах окружающей среды и
технологических пробах.

При исследовании радионуклидного состава используется как
инструментальный гамма
-
спектрометрический метод анализа, так и
альфа
-
спектрометрический или р
адиометрический методы с
предварительной радиохимической пробоподготовкой. Для гамма
-
спектрометрического анализа использовался спектрометр типа СЭГ
-
1П (Аспект) с широкополосным германиевым детектором
BE
2820(
Canberra
), для альфа
-
спектрометрического анализа

спектрометр СЭА
-
13П (Аспект) с кремниевым детектором площадью
1000мм2, а радиометрические измерения проводились с
использованием радиометра альфа
-
бета
-
излучения
LB
-
770.
Получение информации и обработка спектров проводилась с
помощью программных комплексов

LSRM

2000,
SpectraLineGP
. Все
методики измерений прошли аттестацию во ФГУП “ВНИИМ им.
Д.И. Менделеева“.

73

КОМПАКТНЫЙ ЭНЕРГОДИСПЕРСИОННЫЙ АНАЛИЗАТОР
ЭЛЕМЕНТНОГО СОСТАВА ВЕЩЕСТВА С ПОЛНЫМ
ВНЕШНИМ ОТРАЖЕНИЕМ ВОЗБУЖДАЮЩЕГО
РЕНТГЕНОВСКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

А
.
С
.
Серебряко
в
,
В
.
И
.
Кудряшов
,
А
.
П
.
Мороз
,
И
.
И
.
Малых

ЗАО «Комита», Санкт
-
Петербург

А.Д.Соколов

Baltic Scientific Instruments, Рига

Действующий макет анализатора состоит из блока возбуждения на основе
рентгеновской трубки (РТ) с точечным фокусом и блока регистрации
возбуж
денного и рассеянного излучения на основе охлаждаемого
Si
(
Li
) детектора. Устройство формирования первичного пучка
основано на применении метода полного внешнего отражения
излучения между двумя кварцевыми пластинами, одна из которых
несет на себе высушенную

в капле пробу.

Макет предназначен для анализа любых растворенных образцов. В
настоящее время анализ проведен для водных растворов солей
некоторых металлов от марганца до свинца, в качестве внутреннего
стандарта использован рубидий.

Регистрируемые спектр
ы демонстрируют низкий фон рассеянного
излучения, а пределы обнаружения элементов в образцах составляют
малые доли
ppm
.

В дальнейшем согласно [1] предлагается применить для формирования
первичного пучка излучения стеклянные капиллярные сборки, что
позвол
ит использовать макрофокусные РТ и снизить пороги
обнаружения до единиц или долей
ppb
.

Литература

1.

Apparatus

for Detecting Trace Elements in Substance through X
-
Ray
Fluorescence,


US Patent No
5, 537, 451, Date: July, 16, 1996.

74

ПРИМЕНЕНИЕ ПРОГРАММНОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ
SPECTRALINE
2010 ДЛЯ АНАЛИЗА ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ С
ПОМОЩЬЮ ПОРТАТИВНЫХ СПЕКТРОМЕТРОВ НОВОГО
ПОКОЛЕНИЯ

В.Н.Даниленко,
E
.А.Ковальский, Ю.В.Скубо, Д.А.Суворов, Д.А..Шариков

ООО «ЛСРМ», г. Зе
леноград, Россия

Задачи определения изотопного состава плутония и степени обогащения
урана методами гамма
-
спектрометрии требуют высокого разрешения
в области низких энергий. До недавнего времени такие задачи
решались с помощью планарных ОЧГ
-
детекторов с а
зотным
охлаждением, имеющих разрешение ~600 эВ для энергии 122 кэВ. В
последнее время, с развитием деятельности по контролю за
перемещением радиоактивных и ядерных материалов, проявляется
большой интерес к использованию в этих целях портативных гамма
-
спек
трометров без азотного охлаждения. Появление
электроохлаждаемых портативных ОЧГ
-
спектрометров делает эту
задачу реальной. В то же время значительно худшее разрешение
таких спектрометров по сравнению с планарными
азотноохлаждаемыми требует развития новых по
дходов для решения
этой задачи.

Наряду с портативными ОЧГ
-
спектрометрами представляется заманчивым
использовать детекторы на основе
LaBr
3
, которые обладают лучшим
значением энергетического разрешения по сравнению с
NaI
(
Tl
)
-
детекторами, а также детекторы на

основе теллурида кадмия.

В докладе анализируется возможность использования программного
обеспечения
SpectraLine
2010 для анализа ядерных материалов.
Приведены результаты обработки спектров сертифицированных
источников урана и плутония, измеренных с помощь
ю:

-

портативных ОЧГ
-
спектрометров (Trans
-
SPEC
-
DX
-
100, Micro
-
trans
-
SPEC,
Falcon
5000
),

-

LaBr
3
(Ce)
-
спектрометра,

-

CdZnTe
-

спектрометра.

Представленные результаты показывают, что отклонения
экспериментальных значений от паспортных не превышает 2
-
10% в
случае по
ртативных ОЧГ
-
детекторов. В случае LaBr
3
(Ce) и
CdZnTe
-
детектором точность, очевидно, была ниже, но достаточная для целей
первичного контроля, например, отличить «оружейный» от
реакторного плутония, высокообогащенный от низкообогащенного
урана. Точность мож
ет быть достаточно высокой при анализе урана
из переработанного топлива, содержащего
228
Th
.

75

ГАММА
-
СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИЕ ИЗМЕРЕНИЯ
АКТИВНОСТИ БОЛЬШИХ ОБЪЕКТОВ В СЛУЧАЕ ЕЕ
НЕОДНОРОДНОГО РАСПРЕДЕЛЕНИЯ.

В.Н
.
Даниленко, Е.А
.
Ковальский
,

Ю
.
В
.
Скубо
,

С
.
Ю
.
Федоровский
,
А
.
Ю
.

Юферов

ООО «ЛСРМ»
, Зеленоград

И
.
В
.
Кувыкин

ВНИИФТРИ п.Менделеево

Неравномерное распределение активности всегда имеет место в
реальных объектах измерения. При лабораторных измерениях
неравномерность стараются уменьшить путем измельчения и
пер
емешивания проб. В случае прямых измерений
неподготовленного образца приходится делать априорные
предположения (зачастую необоснованные) о характере
распределения активности. Чаще всего предполагается
равномерное распределение активности, которое обычно
оп
ределяется калибровкой по эффективности регистрации.
Отличие реального распределение от предполагаемого приводит
к неправильному учету самопоглощения, что в свою очередь к
искажению результатов измерения активности. Наиболее сильно
это проявляется в объек
тах с большими значениями






,
здесь
по порядку: массовые коэффициенты поглощения, плотность,
линейные размеры.

При измерении радионуклидов, имеющих гамма
-
излучение в широком
энергетическом диапазоне, неоднородность может быть обнаружена
по расхожде
нию значений активности различных линий
радионуклидов. Часто используют эвристический прием замены
реальных параметров объекта некоторыми эффективными, которые
выбираются из условия наилучшей сходимости значений активности.
На наш взгляд, такой подход явля
ется необоснованным и, кроме того,
не дает возможности анализа радионуклидов с монохроматическим
излучением.

Более последовательным нам представляется подход, заключающийся
в представлении объекта измерения в виде суммы нескольких
объектов со своими значен
иями активности. Значения активности
объектов могут быть получены из анализа результатов измерения
в нескольких точках измерения, если известны эффективности
регистрации от составных частей объекта. Этот подход был
реализован в программном комплексе
Spectr
aLine
+
EffMaker
.

В докладе представлены результаты модельного тестирования комплекса,
76

применительно к задачам, встречающимся на практике:

-

Неравномерность распределения активно
сти в 200
-
литровых бочках с
РАО
.

-

Внутреннее и внешнее поверхностное загрязнение т
руб
.

-

Поверхностное и однородное загрязнение металла.

77

ОСОБЕННОСТИ ПОСТРОЕНИЯ МЕТОДИК ИЗМЕРЕНИЯ
МАССЫ ПЛУТОНИЯ В ОТЛОЖЕНИЯХ И НАКОПЛЕНИЯХ С
ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ СПЕКТРОМЕТРОВ НИЗКОГО
РАЗРЕШЕНИЯ

А.А. Ефремова
, С.Л. Левунин
, А.С. Антушевский
, М.А.Семёнов

ФГУП «ПО«Маяк», г. Озёрск, Россия

А.В.

Бушуев

Национальный Исследовательский Ядерный Университет «МИФИ», г. Москва, Россия

На объектах ЯТЦ и ЯОК при получении, использовании и переработке
ядерных материалов необходимо соблюдение требований ядерной
безопа
сности, учета и контроля ядерных материалов. В соответствии
с федеральными и отраслевыми правилами ядерной безопасности
существуют нормы накопления ядерных материалов, превышение
которых не допустимо. С точки зрения учета и контроля величина
отложений и на
коплений может внести весомый вклад в величину
ИР, поэтому необходимо осуществлять количественный контроль
отложений и накоплений ядерных материалов в технологическом
оборудовании.

В работе представлены особенности построения методик измерения массы
плутон
ия в отложениях и накоплениях с использованием
спектрометров низкого разрешения. В основе методик лежит
использование расчетно
-
экспериментального метода для
определения эффективности регистрации гамма
-
излучения с
использованием специализированных программ.

В работе
рассмотрены вопросы, связанные с влиянием распределения
ядерного материала внутри технологического оборудования, а также
содержания америция
-
241 в плутонии на результаты расчета массы
плутония по двухоконной методике, и применением «единых»
граду
ировочных коэффициентов для различных блоков
детектирования. Рассмотрены вопросы метрологического
обеспечения методик измерения при аттестации и проведении
контроля качества без использования стандартных образцов.

Разработка аппаратуры для контроля радион
уклидов атмос
ферного
криптона и ксенона С.А.Пахомов,
Ю.В. Д
убасов



78


Научное издание

XII Международное совещание

ПРОБЛЕМЫ ПРИКЛАДНОЙ

СПЕКТРОМЕТРИИ И РАДИОМЕТРИИ

ППСР
-
2011

Тезисы докладов


Приложенные файлы

  • pdf 11140422
    Размер файла: 1 MB Загрузок: 0

Добавить комментарий