автореферат диссертации по приборостроению, метрологии и информационно-измерительным приборам и системам, 05.11.10, диссертация на тему:Разработка универсального измельчителя эквивалентной дозы смешанного ионизирующего излучения на основе сферического пропорционального счетчика

1. ВВЕДЕНИЕ

2. ОБЩИЕ ВОПРОСЫ ИЗМЕРЕНИЯ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ДОЗЫ II

2.1. Эквивалентная доза, ее практическое использование, принципы измерения II

2.2. Измерители ЭД смешанного излучения больших энергий

2.3. Первоначальные сведения об универсальном измерителе ЭД на основе сферического пропорционального счетчика

3. ТЕОРЕТИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ПРИНЦИПОВ ИШЕРЕНИЯ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ДОЗЫ С ПШОЩЫО УНИВЕРСАЛЬНОГО ИЗМЕРИТЕЛЯ

ЭД НА ОСНОВЕ СФЕРИЧЕСКОГО ПРОПОРЦИОНАЛЬНОГО СЧЕТЧИКА

3.1. Постановка задачи

3.2. Обоснование применимости измерителя ЭД в полях гамма-нейтронного излучения на реакторах и критических сборках

3.2.1. Расчет спектров событий в детекторе с тканевым диаметром 2 мкм

3.2.2. Показания измерителя ЭД, ожидаемые в различных нейтронных полях, и выбор оптимальной характеристики нелинейного усилителя

3.2.3. Выбор оптимальной характеристики нелинейного усилителя измерителя ЭД для измерений эквивалентной дозы в гамма-нейтронных полях

3.3. Обоснование применимости измерителя ЭД в полях ионизирующего излучения большой энергии

3.3.1. Основные источники ожидаемой систематической погрешности с ростом энергии частиц

3.3.2. Оценка влияния структуры трека частиц больших энергий на показания измерителя ЭД

3.3.2.1. Приближение без учета обратного рассеяния электронов

3.3.2.2. Приближение с учетом обратного рассеяния электронов

3.3.3. Обсуждение результатов

3.3.4. Оценка величины вклада в эквивалентную дозу продуктов ядерного взаимодействия частиц 81 большой энергии

3.3.5. Оценка суммарной систематической погрешности при измерении МЭД от протонов СКИ за барьерной защитой из алюминия с помощью измерителя ЭД

3.4. Выводы к главе

4. СОЗДАНИЕ ДЕТЕКТОРА УНИВЕРСАЛЬНОГО ИЗМЕРИТЕЛЯ ЭД

4.1. Предварительное сопоставление возможностей сферического пропорционального счетчика и ПС-счетчика

4.2. Разработка ПС-счетчика и исследование его возможностей

4.2.1. Описание детектора и регистрирующей установки

4.2.2. Описание экспериментов и их результатов

4.2.3. Обсуждение результатов

4.3. Создание автономного детектора измерителя ЭД

4.3.1. Предварительные сведения и разработка макетного образца детектора измерителя ЭД

4.3.2. Результаты измерения характеристик рабочего . варианта детектора в автономном режиме

В соответствии с действующими нормами радиационной безопасности /I/ критерием радиационного воздействия на людей является эквивалентная доза ионизирующего излучения (ЭД). Измерение этой величины является неотъемлемой частью современного радиационного контроля.

В настоящее время в нашей стране и за рубежом для решения физических и других задач используются ядерно-физические и электрофизические установки, на которых внешнее ионизирующее излучение имеет значения линейной передачи энергии (ЛПЭ), изменяющиеся в широком диапазоне, а кроме того варьирует в широком диапазоне энергий. Такая ситуация имеет место, например, на современных ускорителях протонов высоких энергий, реакторах и др. Число таких установок постоянно увеличивается и уже сейчас на них работает значительное количество людей.

Однако, в настоящее время приборы, серийно выпускаемые нашей промышленностью, не в полной мере удовлетворяют всем требованиям радиационного контроля в смешанных полях ионизирующего излучения широкого диапазона энергий. Существующие приборы позволяют измерять ЭД какого-то одного из компонентов смешанного ионизирующего излучения, причем имеют весьма ограниченные возможности, когда ЛПЭ меняется в широких пределах.

В настоящее время образцовые поля смешанного ионизирующего излучения в требуемом для практики диапазоне энергий и ЛПЭ пока отсутствуют. Это приводит к необходимости использования комплекса приборов, измеряющих отдельные компоненты смешанного излучения. Основным критерием правильности их показаний в этом случае служит взаимное сравнение результатов измерений.

В этой ситуации полезен измеритель ЭД смешанного ионизирующего излучения широкого диапазона энергий (ЛПЭ) на основе сферического пропорционального счетчика.

Отсюда вытекает практическая значимость такой установки. При этом из литературы известно, что такой измеритель может обладать достаточной дога целей радиационного контроля чувствительностью по всем видам внешнего ионизирующего излучения, причем, диапазон значений коэффициента качества измеряемого излучения для рассматриваемого прибора не ограничен. С его помощью возможно измерять поглощенную дозу; эквивалентную дозу и средний коэффициент качества гамма-нейтронного излучения, протонного и мезонного излучения высоких энергий и т.д.

Кроме того, методическое решение такого прибора позволяет измерять все эти величины одновременно. Это особенно важно при измерениях в нестационарных полях ионизирующего излучения.

В отличие от основной массы измерителей эквивалентной дозы, рассматриваемый дозиметр может определять непосредственно ее значение, то есть применяться без дополнительной математической обработки показаний.

Как и все измерители эквивалентной дозы данный прибор должен использовать регламентированную /I/ зависимость коэффициента качества от ЛПЭ, которая в нем реализуется только электронными средствами, тогда как в других установках для этого, как правило, специально подбираются комбинации детекторов с определенной зависимостью чувствительности каждого от ЛПЭ ионизирующего излучения.

Если регламентированная зависимость на основании новых научных данных в дальнейшем будет уточнена, то все существующие приборы и установки будут нуждаться в соответствующей коррекции поведения зависимости чувствительности от ЛПЭ. Это, в свою очередь, связано с большим объемом дополнительных исследований для их модернизации. 7 рассматриваемого нами измерителя коррекция чувствительности от ЛПЭ сведется всего лишь к перенастройке электронного устройства. Последнее возможно осуществить достаточно быстро.

Однако существующий уровень разработки измерителя эквивалентной дозы смешанного излучения на основе сферического пропорционального счетчика не позволяет в полной мере использовать его преимущества.

Во-первых, для практических измерений эквивалентной дозы ионизирующего излучения требуется расширить диапазон его энергетической чувствительности.

Во-вторых, отсутствует детектор, способный работать длительный срок (более месяца) /2/ без перенаполнения рабочим газом. Поэтому такой измеритель должен укомплектовываться вакуумной установкой. В работе /3/ описан детектор, который насыщали рабочим газом около 3-х лет, что увеличило его ресурс работы до 6 месяцев. И то и другое, на наш взгляд, для практического прибора неприемлемо.

Наконец, следует отметить, что данный измеритель, реализованный в единственном экземпляре в С1Ж, имеет с точки зрения практического использования ряд существенных недостатков. Использовался он с целью демонстрации принципиальных возможностей измерителей такого типа, а потому без достаточного методического обоснования.

В целом актуальность настоящей работы обусловлена необходимостью решения всех перечисленных выше научно-практических задач.

Формулируя актуальность работы в кратком тезисе, следует выделить основную из этих задач.

Актуальность темы исследования определяется, с одной стороны, необходимостью контроля за величиной эквивалентной дозы ионизирующего излучения для решения задач радиационной безопасности на объектах, где это излучение имеет смешанный состав и варьирует в широком диапазоне энергий, а с другой - отсутствием рабочих средств измерения, предназначенных для этой цели.

Указанные условия все чаще реализуются в практике контроля радиационной безопасности на современных ускорителях, реакторных и других ядерно-физических установках. Разработка рабочих средств измерения для решения задач радиационного контроля на таких объектах в конечном счете будет способствовать повышению его качества и надежности.

Автор защищает:

1. Разработанное конструктивно-технологическое решение задачи создания газоразрядного пропорционального счетчика с тканеэквивалентным катодом и газовым наполнением позволяет без нарушения тканеэквивалентности значительно увеличить ресурс работы детектора измерителя эквивалентной дозы (не менее чем до 2-х лет) после отсоединения его от вакуумной установки.

2. Разработанный на основе физико-математической модели, описывающей особенности формирования спектров энерговыделений от различных видов ионизирующего излучения в чувствительном объеме детектора, способ обработки его сигналов обеспечивает экспрессное получение значения эквивалентной дозы в полях гамма-нейтронного излучения, подлежащих радиационному контролю в помещениях всех типов объектов с ядерными реакторами и изотопными источниками нейтронов, а также смешанного ионизирующего излучения высоких энергий.

Ожидаемое значение систематической методической погрешности измерений в этих условиях за счет энергетической зависимости чувствительности в полях гамма-нейтронного излучения не превышает + 6% (с доверительной вероятностью Р ^ 0,95), а в полях излучения высоких энергий (до I ГэВ/нуклон) - не превышает + 20% (Р ^ 0,95).

3. Результаты систематического экспериментального исследования характеристик перспективного по литературным данным детектора ионизирующего излучения газоразрядного счетчика с регистрацией свечения газового разряда свидетельствуют о нецелесообразности его применения в задачах измерения эквивалентной дозы, ЛПЭ-метрии и микродозиметрии.

Основная цель работы заключается в разработке и реализации рабочего средства измерения, пригодного для практики радиационного контроля на всех типах существующих ядерных установок, в помещениях которых радиационная обстановка характеризуется наличием внешнего ионизирующего излучения смешанного состава, варьирующего в широком диапазоне энергий (от нескольких кэВ до тысячи МэВ).

В настоящей работе была разработана физико-математическая модель, учитывающая основные эффекты взаимодействия ионизирующего излучения со сферическим пропорциональным счетчиком, получена полная информация об особенностях измерений эквивалентной дозы с его помощью в реальных полях ионизирующего излучения за защитой ядерно-физических установок. Далее разработан, сконструирован и изготовлен электронный пульт измерителя, а ташке блок детектирования к нему. После градуировки проверена его работоспособность в имеющихся образцовых и мониторированных полях ионизирующего излучения. По результатам испытаний оценены значения погрешностей установки в различных полях смешанного ионизирующего излучения.

б. ОБЩИЕ ВЫВОДЫ К ДИССЕРТАЦИИ

1. В результате проведенных исследований разработана и реализована установка, предназначенная для измерения поглощенной и эквивалентной доз смешанного ионизирующего излучения на ядерно-физических и электро-физических установках.

Она дает возможность получать значение измеряемой величины при уровнях мощности поглощенной дозы в полях ионизирующего излучения в диапазоне: 2 пГр/с-Ю мкГр/с, мощности эквивалетной дозы в диапазоне: 5 пЗв/с-Ю мкЗв/с и коэффициента качества в диапазоне: 1-20.

2. С помощью введения специальной корректировки энергетической зависимости чувствительности расширена область црименения разработанной измерительной установки (на случай измерения эквивалентной дозы ионизирующего излучения за биологической защитой ядерно-физических установок). Расчетным путем показано, что погрешность измерения за счет энергетической зависимости чувствительности при этом не превысит + 6%.

3. Обоснована возможность применения установки для измерений эквивалентной дозы в полях заряженных частиц высоких энергий до 1ГэВ/нуклон) (Eq ^ 10 МэВ). При этом расчетным цутем показано, что погрешность измерения за счет наличия разветвленной электронной структуры треков не превысит 20%.

4. В результате экспериментальных исследований получено конструктивно-технологическое решение, которое обеспечивает сохранение стабильности характеристик выбранного детектора в течение периода не менее 2-х лет после 200 часов подготовки к работе.

5. В результате экспериментальных исследований показана принципиальная невозможность создания газонаполненного пропорционального счетчика с регистрацией свечения газового разряда конкурентно-способного сферическому пропорциональному счетчику цри измерении эквивалентной дозы, а также в задачах ЛПЭ-метрии и микродозиметрии. Тем самым обоснован выбор последнего в качестве детектора измерителя эквивалентной дозы.

6. На базе ВНИИФТРИ и Института физики высоких энергий проведены испытания разработанной измерительной установки на основе сферического пропорционального счетчика в полях образцовых источников гамма-нейтронного излучения и в рабочих условиях. Испытания показали, что она может с успехом использоваться в качестве рабочего средства измерения эквивалетной дозы. При этом суммарная погрешность измерения в целях нейтронного излучения не превысит + 10-12%, а в полях смешанного ионизирующего излучения высоких энергий - не более-20%.

НОТНО-ТЕЖНЕСКАЯ НОВИЗНА РАБОТЫ.

Научно-техническая новизна работы состоит в обосновании и реализации подходов к разработке установки для измерения эквивалентной дозы смешанного ионизирующего излучения на основе сферического пропорционального счетчика с широким диапазоном энергетической чувствительности к такому излучению, при этом:

- предложен новый метод реализации газонаполненного тканеэквивалентного сферического пропорционального счетчика, основанный на совокупности конструктивно-технологических решений, позволяющий увеличить ресурс работы этого счетчика без перенаполнения рабочим газом с одного месяца до 2-х лет (при предварительной подготовке в течение 200 часов);

- предложен новый подход к интерпретации показаний сферического пропорционального счетчика, который заключается в разработке и применении математической модели, описывающий взаимодействие с материалом детектора различных видов ионизирующего излучения и позволяющий вносить коррекцию в показания измерителя с целью уменьшения величины систематической методической погрешности;

- впервые экспериментально исследована возможная область применения известного из последних публикаций детектора ионизирующего излучения, основанного на регистрации свечения газового разряда ПС-счетчика (задачи ЛПЭ-метрии, измерения эквивалентной дозы и микродозиметрии) к показаны его возможности в этой области.

1. Нормы радиационной безопасности НРБ-76. М., Атомиздат, 1978, с.55.

2. Попов В.И. Методы ЛПЭ-спектрометрии ионизирующих излучений. М., Атомиздат, 1978, с.165.

3. Kuechner А.V,,Chester I.D., Baum J„W« Portable mixed radiation dose equivalent meter. Neutron Monitoring for radiation Protection Purposes,Vienna,1973,v.2,p.233-246.

4. Радиационная безопасность. Величины, единицы, методы и приборы. Доклады 19 и 20 МКРЕ. Пер. с англ. под ред. Кеирим-Мар-куса И.Б. и др. М., Атомиздат, 1974, с.139.

5. Conceptual basis for the determination of DE ICRU Report 25, Aug,15,1976.

6. Зельчинский M. Рекомбинационный метод определения радиационной опасности проникающего излучения. Дисс.канд.техн.наук. Дубна, 1963, с.192.

7. Зельчинский М. Рекомбинационный метод определения линейного переноса энергии смешанного излучения, in: Proc.Symp. on Neutron Dosimetr, Vienna, IAEA,1963,v.11,p.397-4o1•

8. Зельчинский M., Жарновицкий К. Дифференциальная рекомби-национнал камера. Ins Keutron Monitoring Proc. Vienna, IAEA, 1967, P.125-129

9. Кеирим-Маркус И.Б., Маркелов В.В., Черных И.В. Способ бэрметрии в полях смешанного гамма-нейтронного излучения, ПТЭ, 1974, № 4, с.65-67.

10. Rossi H,, Biavanti M., Gross W. Local energy density in irradiated tissues. Radialogical significance .,Rad.Res., 1961, N15, p.431-439.

11. Rossi H.H.,Rosensweig W. A device for the measurement of dose as a function of specific ionisation. Radiology, 1955» v«64, p. 404—408.

12. Денисье Д., Луромор В. Счетчик для дозиметрии быстрых нейтронов. В кн.: Сборник материалов симпозиума по отдельным вопросам дозиметрии. М., Госатомиздат, 1962, с.ПЗ-115.

13. Henkins D»E*,Cortes J.R. Energy Dependence of For Neutron Remmeter Instruments, Health Phys., 1975,v.28,p.305-307.

14. Muthy K*B»S. ,Muthukrehman G,, Sunta C.M. A counter for fast neutron dosimetry. Indian J.Pure and Applied Phys., 19&7» v.5, p.26-31.

15. Andersen 1.0. a proton-recoil proportional counter for fast neutron dosimetry» In: Seluted topice in Radiation Dosimetry. Vienna, iaea,1961,p. 453-459.

16. Anderson I.0.,Braun I.A. Neutron rem counter. Nuckleonik, 1967, Bd.6,N 5,p,237-245.

17. Leak I.W.,Smith I.W. Calibration of a Neutron Rem Counter. Rep.Lond. AERE R-4524,1964,p.15.

18. Измеритель мощности эквивалентной дозы нейтронов КДН-2. Технические условия 1975 г., ШИ2.805.359 т.у.

19. Измерение тканевых доз нейтронов за защитой реакторов. Кеирим-Маркус И.Б. и др. Атомная энергия, 1963, т.15, вып.5,с.386-393.

20. А.С. № 270106 (СССР) Кеирим-Маркус И.Б., Попов В.И. Способ изменения линейных потерь энергии ионизирующих излучений. Опубл. в Б.И., 1970, № 20.

21. Кеирим-Маркус И.Б., Попов В.И. Метод определения спектров ЛПЭ гамма-нейтронного излучения с помощью низкоэффективных счетчиков Гейгера. В кн.: Вопросы дозиметрии и защиты от излучений. Вып.10. М., Атомиздат. 1969. т.5 с.903-909.

22. Попов В.И. Метод измерения спектров линейных потерь энергии (ЛПЭ) гамма-нейтронного излучения с помощью низкоэффективных счетчиков. Дис.канд.техн.наук, М., 1970, с.205.

23. Lawson R,С.,Watt D.E. Neutron depth dose measurements in tissue equivalent phantom for an incident PU-Be spectrum.

24. Phys. ,Med. Biol., 1964,v.9,p.4-87-503.

25. Lawson E.G.,Watt D.E. The LET Distribution of the Recoil Proton Dose from DD and DT Neutrons. Ibid»,1967,v.12p.212-228,

26. Lawson R.C., Watt D.E. The LET Distribution of the Recoil Proton Dose from Poly-energetic Neutron Sourcl.Ibid., 1968, v.13, p. 619-626.

27. Wilson K.S.I.,Field S.B. Measurments of LET Spectre Using a Sperical Tissue-Equivalent Proportional Counter. Phys. Med. Biol.,1970,v.15,p.657-666.

28. Rossi H.H.,Rosensweig W., Measurments of neutron doses asa function of liniar energy transfer. Red.Res.,1955>v.2p.417-423.

29. Oliver G.D.,^ w.H., Wild W.O. Empirical dose quality- 17 7distribution of californium-252.Health Phys.,1972,p.633-644.

30. Srdoch D. A modification of the Rossi counter for mesurement of radiation quality. In: Proc.Simp. on Microdosimetry, Stressa, 1971,v.11,p,619-631.

31. Srdoch D., Broyer B. Neutron dosimetry experiments using a tissue equivalent proportional counter. In: Proc.First Symp. on Neutron Dosimetry in Biology and Medicine. Luxembourg,Euratom, 1972,p.149-156.

32. Дозиметр смешанного гамма-нейтронного излучения Иванов В.И. "Neutron dosimetry" 1963,Vienna,vo#I, рр3б9-37б.

33. Золин Л.С., Лебедев В.Н., Салацкая М.И. Поля ионизирующего излучения синхрофазотрона на 10 ГэВ. Дубна, 1965, с.19,(Препринт/О бъед. институт ядерных исследований,:? 219).

34. Сравнение результатов определения эквивалентной дозыза защитой Серпуховского синхротрона различными методами. Антипов и др. Серпухов, 1978, с.23 (Препринт/ИФВЭ 0РИ17-15).

35. Головачик В.Т. Экспериментальные исследования дозовых характеристик излучения на Серпуховском протонном синхротроне. Серпухов, 1978, с.17. (Препринт/ИФВЭ 70-10).

36. Головачик В.Т., Кустарев В.Н., Лебедев В.Н. Интерпретация показаний углеродного детектора в терминах эквивалентной дозы. Серпухов, 1977, с.12 (Препринт/ИФВЭ: ОРИ 77-91).

37. Оперативный дозиметрический контроль на протонном синхротроне ИФВЭ. Бородин В.Е. и др. Серпухов, 1974, с.14 (Препринт/ /ИФВЭ 74-31).

38. Зельчинский М. Интегральные методы измерения дозового эквивалента. Дубна, 197I, с.24 (Препринт/объед.институт ядерных исследований.: PI6-5525).

39. Ladu M.,Pelliciona M.,Rosella M., Determination of the quality factor in mixed field of^ -rays and neutron v by ionisation chamber filled dielectric liquid. iMucl.Instr. Meth., 1967, v.53,1. H 1, p„71-74.

40. Исследование методов и разработка макетного образца прибора для измерения эквивалентной дозы и коэффициента качества излучения протонного синхротрона на 70 ГэВ. Отчет. М:. СНИИП, 1970.-с.72. Per. № 72007587.

41. Sullivan А.Н. An approach to a Rem dosimeter Using Ionisation chembers. Geneve, CERN,1964,p.26, Rep. DI/4p/29.

42. Sullivan A.H»,Bearly I» An Ionization Chamber for the Estimation of the Biological Effectiones of Radiation. Geneva,CERN, 1963,Rep.63-17, p.15.

43. Wilson I.J. A recombination Ionization chamber sistem as a Sensitiv Three Chanal LET. Indication for Stratospheric Use. In: Proc.Sec.Symp. on Microdosimetry, Streasa, 1969, Brussels, 1970, P.343-362.

44. Комочков M.M. Некоторые вопросы дозиметрии излучений на ускорителях. Дубна, 1977, с.16. (Препринт/Объед.институт ядерных исследований: PI6-I0647).

45. Kemmiochi М. A study cn the Rem Rate-meter for Direct Recording of the Dose equivalent Rat. ,Health Phys.,1979,v.34,N4,p.361-370.

46. Ковалев E.E., Скворцов С.С., Смиренный Л.Н. Метод дозиметрического анализа корпускулярного излучения с использованием ядерных эмульсий. В кн.: Вопросы дозиметрии и защиты от излучений. Вып.6, М., Атомиздат, 1967, с.97-102.

47. Физические и радиобиологические исследования на искусственных спутниках Земли. Под общ.ред. Григорьева Ю.Г., Ковалева Е.Е. и др. М., Атомиздат, 1971, с.375.

48. Beeker В. Sourse of error in neutron personel dosimetry v/ith nuclear trac emulsion. Atomicenergy,l963,Bd.8S74—86,p.111-117.

49. Hagsgard S.,Widell O, Personell neutron monitoring at AB Atomenergy. In: Neutron Dosimetry. IAEA,1963,v.2,p.249-255.

50. Handloser I.S. Stray radiation dosimetry around puis accelerators. Health Phys.,1959,v.2,p.163-171.

51. Термолюминесцентный дозиметр нейтронов. Кузьмин В.В. и др. Атомная энергия, 1967, т.22, № 4, с.65-68.

52. Чувствительный элемент радиотермолюминисцентного излучения. Кузьмин В.В. In: Advances in Physical and Biological Radiation Detectors, Vienna, IAEA, 1971,p*173~176.

53. Zielczynski M.,Pszona S. A personal dos-equivalent meter for mixed radiation, CEEN 71-16, 1971, p.403-411.

54. Dvorac Robert F. Calculation of d/E/dX and energy loss distributions in spherical cavites for monoenergetic neutron field. Health Phys.,1969,v.17,p.279-293.

55. Bally N.A.,Stongerwalt I.E. The role of secondary particles in microdosimetry. In:Forth symposium on microdosimetry, Verbenia Pallaza (Italy), Euratom,1973,v.2,p.59-75.

56. Lindborg L. Microdosimetry in high, energy electron and Co^ gamma ray beams for radiation therampty. In: Forth Symp.on microdosimetry, Verbenia Pallaza (Italia), Euratom,1974,v.2p.799-823.

57. Harder D. Fano'-s theorem and multipe scattasing correction. Forth Symp. on microdosimetry Verbenia Pallanza (Italia), Euratom,1973,v.2,p.677-695.

58. Тканевая дозиметрия излучений генерируемых ускорителямина высокие энергии. Головачек В.Т. и др. Дубна, 1969, с.12. (Препринт/О бъед.ин-т ядер.исслед. PI6-4765).

59. Ковалев Е.Е. Радиационный риск на земле и в космосе. М., Атомиздат, 1976, с.321.

60. Booz J. Energy deposition on a microscopic seal,relevant to the biological effects of fast neutrons. In: Biological effects of Neutron Irradiation,Vienna, IAEA,1974,p.119-133.

61. Makra S.,Ralfalvi I. and Vertes K. Spectra and dose fraction of monoenergetic neutrons passed through shields and their applications for dose-meter evaluation.Health Phys.,1974, N26, p.29-39.

62. Oldenburg U.,Booz I. Monte Carlo calculation of singl event spectra of fast neutrons. 3rd Simposium on Microdosimetry, Stressa, (Italia' > Euratom.1972,v.2,p.511-529.

63. Андреева JI.С., Кеирим-Маркус И.Б., Филюшкин И.В. Измерение дозы и эквивалентной дозы нейтронов за биологической защитой ядерных установок с помощью шаровых детекторов. В сб.: Радиационная безопасность и защита АЭС, 1976, вып.2, с.124-131.

64. Савинский А.К., Филюшкин И.В. Оценка вклада нейтронов, рассеянных в помещении в суммарную дозу облучения, in: Neutroon Monitoring for Radiation Protection Purposes.Vienna, IAEA, 1973, v.1,p.222-225

65. Погрешность измерителя мощности эквивалентной дозы нейтронов типа РУС-У8. Гозенбук В.Л. и др. Измерительная техника, 1980, с.66-67.

66. Исследование возможности применения счетчика Росси в качестве детектора бэрметра. Андреева Л.М. и др. Отчет, М., ИБФ МЗ СССР, 1976, с.60, инв.Б-3309.

67. К расчету чувствительности тканеэквивалентных пропорциональных счетчиков низких давлений. Калугина и др. ПТЭ, 1974,2, с.263-264.

68. Ландау Л.Д. Теория поля. М., "Наука", 1969, с.383.

69. Баранов В.В. Дозиметрия электронного излучения. М., Атомиздат,.1974, с.248.

70. Отражение электронов от твердых тел. Задуневский Г.Б.и др. В сб.: Труды Института радиационной техники. Радиационная техника, вып.1, М., Атомиздат, 1974, с.75-80.

71. Григорьев Ю.Г. Радиационная безопасность космических полетов. М., Атомиздат, 1975, с.343.

72. Радиационная безопасность при космических полетах. Бобков В. и др. М., Атомиздат, 1964, с.211.

73. Митрикас В.Г. Исследование прохождения протонов высоких энергий через защиту ограниченных размеров. Автореф. Дисс.канд. физ.-мат.наук, М., 1977, с.24

74. Ядерные взаимодействия в защите космических кораблей. Брилль О.Д. и др. М., Атомиздат, 1968, с.263.

75. Атлас дозовых характеристик внешнего ионизирующего излучения. Под общ.ред. Е.Е.Ковалева и др. Справочник, М., Атомиздат, 1978, с.59.

76. Тканевые дозы нейтронов в теле человека. Золотухин В.Г., Кеирим-Маркус И.Б., Кочетков О.А. и др. М., Атомиздат, 1972, с.340.

77. Глазков В.И., Маковский Ю.Е., Филюшкин И.В. Применение счетчика Росси для измерения эквивалентной дозы в полях излучения больших энергий. Измерительная техника, 1979, № 7, с.63-64.

78. Измерение эквивалентной дозы нейтронов за биологической защитой реакторных установок. Маковский Ю.Е. и др. Измерительная техника, 1979, № 4, с.70-72.

79. Создание универсального бэрметра на основе счетчика Росси. Глазков В.И., Кисилев П.Н., Маковский Ю.Е. и др. Отчет, М., ИШ МЗ СССР, 1978, с.85, инв.№ Б-3850.

80. Birks j.В. The theory and practice of scintillation counting. Oxford, Pergamon Press, 1964,p.342.

81. Henck F» and Cocke C.Studies on noble gas scintillations.

82. EA. Trans.Nucl.Sci. 1967,v.107,N 1,p.478-482.

83. Балдин С.А., Матвеев В.В. Газовые сцинтилляционные счетчики (обзор), ПТЭ, 1963, № 4, с.5-17.

84. Con.de C.A.N.,Requicha Ferraria L. and Fatima M. The secondary scintillation output of xenon in inform field gas proportional scintillation counter. IAEA, Trans.Nucl.Sci., 1977, VNS-24,1. N 1,p.221-224.

85. Anderson R.D.,Liemann E.A.,Peacock. The nature of the ligilt produce inside a gas scintillation proportional counter. Hue1.Instr.Meth.,1977»v»140,К 2,p.371-374.

86. Маковский Ю.Е., Филюшкин И.В. Газовые пропорциональные счетчики с регистрацией свечения разряда (обзор). Атомная техника за рубежом, 1974, № 12, с.28-35.

87. Policarpo A.I.P.L. et al, Improved resolution for low energies with gas proportional scintillation counters. Nucl. Instr.Meth.,1972,v,102,p.337-349.

88. Benjamin P.W., Kemshel C.D. and Redfean J. A high resolutions spherical proportional counters. Nucl.Instr.Meth., 1968,v. 59, P.77-85.

89. Alves M.A.F. et al. Wavelength shifters for xenon proportional scintillation counters. Nucl.Instr.Meth., 1974,v.119,p.405-407.

90. Разработка метода ЛПЭ-метрии на основе сферического тка-неэквивалентного пропорционального счетчика со световым усилением. Кеирим-Маркус И.Б. и др. Отчет, М., ИБФ МЗ СССР, 1972, с.36, инв. w Б-3031.

91. Conde C.A.N.,Policarpo A.I.P.L., Alves M.A.P. Gas proportional scintillation counter with xenon mixtures.IAEA, Trans.Nucl.Sci. 1968, Nns-15 > P•84—92.

92. Conde C.A.N, and Policarpo A.J.F.L. A gas proportionalscintillation counter, ftucl.Instr.Meth. 1967,v.53,p.7-12.

93. Газовый сцинтилляционный детектор мягкого излучения. Барон С.Х. и др. 1974, ПТЭ, ^ 3, с.60-62.

94. Исследование возможности применения ПС-счетчика в качестве ЛПЭ-спектрометра. Маковский Ю.Е. и др. Отчет, М., ИБФ МЗ СССР, 1975, с.32, инв. Б-3477.

95. Маковский Ю.Е., Попов В.И., Филюшкин И.В. Исследование световыхода пропорционального счетчика при низких давлениях наполняющего газа. ПТЭ, 1979, Щ 6, с.50-54.

96. Rossi Н.Н.,Failla G, Tissue—Equivalent Ionization chamber. Nuclionics, 1956, v,14,p.32-37*

97. Брегадзе Ю.И., Исаев Б.М., Масляев П.Ф. Экспериментальное исследование физических аспектов качества излучения. Вопросы микродозиметрии. Труды Первого Всесоюзного Совещания по Микродозиметрии, М., Атомиздат, 1973, с.68-70.

98. ИЗ. "Капролон", Информационный лист Губахинского химзавода. Пермь, 1975, с.4.

99. Нейтронный спектрометр с широким диапазоном измеряемых энергий на основе сферических пропорциональных счетчиков. Савинский А.К. и др. М., Отчет ИБФ МЗ СССР, 1970, с.112, инв.№ Б-2348.

100. Маковский М.Е., Филюшкин И.В., Яковлев А.С. Автономный счетчик Росси. Измерительная техника, 1980, Fn 4, с.48-49.

101. Маковский Ю.Е., Филюшкин И.В., Яковлев А.С. Автономный счетчик Росси. В сб.: Тезисы докладов. Третье Всесоюзное Совещание по Микродозиметрии, М., МИФИ, 1979, с.52-53.

102. Щелевой радиевый спектрометр. Кошаева К.К. и др. Техническое описание. М., ИБФ МЗ СССР, 1971, с.12. инв.№ Б-2679.

103. Нормируемые метрологические характеристики средств измерений ГОСТ 8.009-72. М., Изд-во стандартов, 1976, с.14.-16 5119. ГОСТ 15546-79. Приборы дозиметрические. Типы и основные параметры. М., Изд-во стандартов, 1979, с.9.

104. ГОСТ 8.011-72. ГСИ Показатели точности измерений и формы представления результатов измерений. М., Изд-во стандартов, 1973, с.5.

105. ГОСТ 11.004-74. (СТСЭВ 876-78) Прикладная статистика. Правила определения оценок и доверительных границ для параметров нормального распределения. М., Изд-во стандартов, 1980, с.14.

106. ГОСТ 8.207-76 Прямые измерения с многократными наблюдениями. Методы обработки результатов наблюдений. М., Изд-во стандартов, 1976 г., с.9.

107. Разработка рабочего варианта детектора универсального измерителя ЗД,

108. Контакт слоя с электрическим разъемом осуществляется по аналогичному принципу, Для обеспечения надежных проводящих свойств все поверхности контар;тных грибков, штырем и втулок покрывались слоем серебра методом электрического осаждения.

109. После проверки все соединения, требующие герметизации, проклеиваются клеем марки К-400.

110. Выбор режима обезгаживания и требования к вакуумной установке,

111. В свете поставленной задачи и исходя из тлеющегося опыта, можно сформулировать требования, которым должна отвечать предварительная подготовка счетчика. Она включает в себя:

112. Необходимость длительного обезгаштоания катода счетчика при максимально высокой для данного вида пластика температуре.

113. Обеспечение достаточно высокой степени вакуума при откачке, а следовательно, большей скорости откачки.

114. Обеспечение равномерности прогрева всего объема счетчика.

115. Обеспечение малого собственного (фонового) натекания в объеме манометрического датчика, контролирующего вакуум в счетчике.

116. Необходимость повторного перенаполнения рабочим газом.

117. Необходимость использования химически чистого наполняющегогаза.

118. Описание принципиальной схемы вакуумной установки

119. Б соответствии с этими требованиями для обезгаиивания и наполнения детектора была сконструирована высокопроизводительная вакуумная установка, общий вид которой изображен на рис.1.

120. Схема ее представлена на рисунке 2.

121. Дяя измерения давления на различных участках вакуумной системы предусмотрены манометрические датчики 6, S и 18. Для контроля за наполняющим газом предусмотрен образцовый манометр 22.

122. Рис.1. Общий вид вакуумной установки: I диффузионный насос; 2 - вакуумная камера; 3 - детектор; 4 - форвакуумный насос.

123. Остальные пояснения в тексте.- ISO