Фотоядерное устройство с комбинированым гамма-нейтронным детектором для обнаружения ядерных материалов

Решение относится к области анализа материалов радиационными методами, измерения вторичной эмиссии при облучении тормозным излучением и может быть использовано для обнаружения ядерных материалов, в том числе делящихся веществ, экранированных содержимым анализируемых объектов (большие морские контейнеры, автомобили, вагоны, здания и т.д.) без их вскрытия. В фотоядерном устройстве, содержащем источник тормозного излучения с максимальной энергией больше порога фотоядерных реакций, в котором регистрируются нейтроны и гамма-кванты, вышедшие из ядерного материала, для увеличения чувствительности обнаружения ядерных материалов в водородосодержащих средах регистрация нейтронов и гамма-квантов производится комбинированным гамма-нейтронным детектором, состоящим (со стороны падения гамма-нейтронного излучения) из слоя поглотителя тепловых нейтронов, слоя поглотителя эпитепловых нейтронов, слоя замедлителя быстрых нейтронов, газонаполненных счетчиков тепловых нейтронов, слоя органического сцинтиллятора, регистрирующего гамма-кванты, выполняющего одновременно функцию отражателя нейтронов для повышения эффективности детектирования нейтронов. 8 з.п. ф-лы, 2 табл., 2 ил.

Решение относится к области анализа материалов радиационными методами, измерения вторичной эмиссии при облучении тормозным излучением и может быть использовано для обнаружения ядерных материалов, в том числе делящихся веществ, экранированных содержимым анализируемых объектов (большие морские контейнеры, автомобили, вагоны, здания и т.д.) без их вскрытия.

Известно устройство [1] для обнаружения ядерных материалов фотоядерным методом, основанное на измерении выхода нейтронов после облучения объекта контроля импульсным потоком тормозного излучения. Физической предпосылкой фотоядерного метода является то, что ядерные материалы имеют относительно низкий порог фотоядерных реакций (<8 МэВ), тогда как для наиболее распространенных химических элементов, входящих в состав конструкционных материалов или содержащихся в почве, этот порог значительно выше (>10 МэВ). Данное фотоядерное устройство состоит из источника тормозного излучения с максимальной энергией больше порога фотоядерных реакций, детектора нейтронов, электронной аппаратуры для регистрации амплитуды и времени регистрации импульсов с детектора нейтронов. Наличие ядерных материалов определяется по повышенному выходу нейтронов после прохождения потока тормозного излучения. Недостатком устройства является то, что при экранировке ядерных материалов водородосодержащими материалами чувствительность обнаружения ядерных материалов значительно снижается. Это обусловлено тем, что нейтроны замедляются и поглощаются при столкновении с ядрами водорода, за счет чего уменьшается поток нейтронов, приходящих на детектор нейтронов.

Наиболее близким к предложенному устройству является фотоядерное устройство [2], содержащее источник тормозного излучения с максимальной энергией больше порога фотоядерных реакций, в котором регистрируются нейтроны и гамма-кванты, вышедшие из ядерного материала. Наличие ядерных материалов определяется по повышенному выходу нейтронов и гамма-квантов после прохождения потока тормозного излучения. При радиационном захвате нейтронов ядрами водорода в водородосодержащем веществе, экранирующем ядерный материал, образуются гамма-кванты с энергией 2,2246 МэВ. Поскольку эти гамма-кванты появляются при захвате нейтронов, они являются косвенным признаком наличия повышенного выхода нейтронов и наличия ядерных материалов. Таким образом, регистрация гамма-квантов обеспечивает обнаружение ядерных материалов в водородосодержащих средах. Для регистрации гамма-квантов в фотоядерном устройстве используются газоразрядные счетчики Гейгера-Мюллера. В качестве детектора нейтронов используются газонаполненные счетчики тепловых нейтронов, расположенные за слоем поглотителя тепловых и эпитепловых нейтронов и замедлителя быстрых нейтронов.

Тепловые и эпитепловые нейтроны, в основном, являются фоновыми (вышедшими не из ядерного материала), поэтому их регистрировать нежелательно. В качестве поглотителя тепловых нейтронов используется кадмий, поглотителя эпитепловых нейтронов - борированный полиэтилен, замедлителя быстрых нейтронов - полиэтилен.

Недостатком устройства является низкая чувствительность обнаружения ядерных материалов в водородосодержащих средах вследствие низкой эффективности регистрации газоразрядных счетчиков Гейгера-Мюллера. Использование других, более эффективных детекторов гамма-излучения (например, сцинтилляционных) возможно, однако при этом будет происходить экранировка одного типа излучения детекторами другого типа излучения, что приведет к уменьшению чувствительности устройства. Например, при расположении сцинтилляционных детекторов гамма-квантов перед детекторами нейтронов будет происходить ослабление потока нейтронов и уменьшиться чувствительность обнаружения ядерных материалов, определяемым по выходу нейтронов. Расположение детекторов нейтронов и гамма-квантов таким образом, чтобы они не перекрывались (рядом друг с другом в одной плоскости), также приведет к уменьшению чувствительности обнаружения ядерных материалов за счет уменьшения площади детектора нейтронов и гамма-детектора при неизменной общей площади детекторов.

Для увеличения чувствительность обнаружения ядерных материалов в водородосодержащих средах в фотоядерном устройстве, содержащем источник тормозного излучения с максимальной энергией больше порога фотоядерных реакций, в котором регистрируются нейтроны и гамма-кванты, вышедшие из ядерного материала, регистрация нейтронов и гамма-квантов производится комбинированным гамма-нейтронным детектором, состоящим (со стороны падения гамма-нейтронного излучения) из слоя поглотителя тепловых нейтронов, слоя поглотителя эпитепловых нейтронов, слоя замедлителя быстрых нейтронов, газонаполненных счетчиков тепловых нейтронов, слоя органического сцинтиллятора, регистрирующего гамма-кванты. Кроме того, слой органического сцинтиллятора выполняет одновременно функцию отражателя нейтронов для повышения эффективности детектирования нейтронов.

Таким образом, техническим результатов заявленного предложения является увеличение чувствительности обнаружения ядерных материалов, окруженных водородосодержащей средой, посредством повышения эффективности детектирования нейтронов.

Указанный технический результат реализован с использованием совокупности существенных признаков, приведенной ниже.

Фотоядерное устройство с комбинированным гамма-нейтронным детектором для обнаружения ядерных материалов, включающее источник тормозного излучения с максимальной энергией больше порога фотоядерных реакций, в котором регистрируются нейтроны и гамма-кванты, вышедшие из ядерного материала, последовательно расположенные со стороны падения гамма-нейтронного излучения,

слой поглотителя тепловых нейтронов,

сдой поглотителя эпитепловых нейтронов,

слой замедлителя быстрых нейтронов,

газонаполненные счетчики тепловых нейтронов,

причем, устройство дополнительно снабжено

выполненным из материала с повышенной плотностью содержания атомов водорода, размещенным за газонаполненными счетчиками тепловых нейтронов по направлению гамма-нейтронного излучения, слоем органического сцинтиллятора, фотоэлектронным умножителем, светоотражающими и светопроводящими средствами для оптической связи органического сцинтиллятора с фотоэлектронным умножителем,

при этом,

- слой поглотителя тепловых нейтронов выполнен из кадмия толщиной 0,5-1,5 мм.;

- слой поглотителя эпитепловых нейтронов выполнен из борированного полиэтилена толщиной 4-6 мм с содержанием бора 4-6 весовых процента;

- слой замедлителя быстрых нейтронов выполнен из полиэтилена толщиной 8-12 мм.;

- в качестве газонаполненных счетчиков тепловых нейтронов, использованы счетчики типа СНМ-67 для регистрации замедленных нейтронов;

- органический сцинтиллятор выполнен на основе сцинтиллирующего стильбена толщиной 70-90 мм.;

- светоотражающее средство выполнено в виде покрытия из майларовой фольги;

- светопроводящие средства выполнены из плексигласа;

- использован фотоэлектронный умножитель типа ФЭУ-182.

В уровне техники не известно средство того же назначения, что и заявленная полезная модель, которому присущи все приведенные в независимом пункте формулы полезной модели существенные признаки, включая характеристику назначения, следовательно, предложенное устройство является новым.

Предложенное устройство может быть использовано в промышленности в системах физической защиты ядерных объектов, в системах таможенного контроля контейнеров и транспортных средств на предмет выявления в них ядерных материалов. Предлагаемое устройство позволяет определить наличие ядерных материалов в контролируемых объектах без нарушения целостности объекта. Следовательно, предложенное устройство является промышленно применимым и социально приемлемым.

На Фиг.1 представлена блок-схема устройства для осуществления предложенного устройства, где позициями обозначены:

1 - электронный ускоритель,

2 - конвертер,

3 - фильтр,

4 - коллиматор,

5 - комбинированный гамма-нейтронный детектор,

6 - контейнер,

7 - тормозное излучение,

8 - ядерный материал,

9 - система сбора данных для сигналов с детектора.

На Фиг.2 приведена геометрия комбинированного гамма-нейтронного детектора для регистрации гамма-квантов и нейтронов в предложенном решении, где позициями обозначены:

10 - регистрируемое излучение,

11 - слой поглотителя тепловых нейтронов,

12 - слой поглотителя эпитепловых нейтронов и замедлителя быстрых нейтронов,

13 - слой замедлителя быстрых нейтронов,

14 - газонаполненные счетчики нейтронов,

15 - органический сцинтиллятор,

16 - светоотражающее покрытие,

17 - световод,

18 - фотоэлектронный умножитель.

Заявляемое устройство функционирует следующим образом. Электронный пучок выходит из ускорителя 1 и преобразуется конвертером 2 в тормозное излучение 3. Фильтр 3 задерживает оставшиеся электроны, и в направлении контейнера 6 с ядерным материалом 8 испускается только тормозное излучение 7. Коллиматор 4 формирует остронаправленный пучок тормозного излучения. Детектор 5 регистрирует гамма-кванты и нейтроны из ядерного материала 8, сигналы с детекторов фиксируются системой сбора данных 9.

При конкретной реализации способа:

- электронный ускоритель 1 создает импульсный пучок с энергией 12 МэВ, импульсным током 100 мА, длительностью импульса 1 мкс;

- конвертер 2 толщиной 0,8 мм преобразует пучок электронов в поток тормозного излучения с максимальной энергией 12 МэВ;

- за конвертером 2 установлен фильтр 3 из алюминиевой пластины толщиной 20 мм;

- за фильтром 3 установлен коллиматор 4 из меди толщиной 200 мм с прямоугольным отверстием сечением 40×40 мм вдоль оси распространения потока тормозного излучения;

- ядерный материал 8 представляет собой куб или шар весом 1 кг, состоящий из урана-235 обогащением 92%, расположенный в центре контейнера 6;

- контейнер 6 размерами 2400×2400×6000 мм³ полностью заполнен веществом средней плотностью 0,5 г/см³;

Комбинированный гамма-нейтронный детектор 5 состоит из

- слоя кадмия 11 толщиной 1 мм для поглощения тепловых нейтронов;

- слоя борированного полиэтилена 12 толщиной 5 мм с содержанием бора 5 весовых процента для поглощения эпитепловых нейтронов и замедления быстрых нейтронов;

- слоя полиэтилена 13 толщиной 10 мм для замедления быстрых нейтронов;

- газонаполненных счетчиков 14 нейтронов типа СНМ-67 для регистрации замедленных нейтронов;

- органического сцинтиллятора 15 на основе сцинтиллирующего стильбена толщиной 80 мм,

- светоотражающего покрытия 16 из майларовой фольги,

- световод 17, геометрия которого выбрана на основе рекомендаций из работы [3], сделанный из плексигласа,

- фотоэлектронного умножителя 18 типа ФЭУ-182.

Численное моделирование зондирования контейнера 6 с ядерным материалом 8 тормозным излучением и регистрация вышедших из контейнера нейтронов и гамма-квантов рассчитано с помощью программы GEANT 3.21 [4]. При обработке результатов вычислений определялся эффект (нейтроны и гамма-кванты, вылетевшие из ядерного материала) и фон (нейтроны и гамма-кванты другой природы). При прохождении через вещество, заполняющее контейнер, часть нейтронов рассеивается и поглощается, причем потери вышедших из ядерного материала нейтронов в случае заполнения контейнера водородосодержащим веществом больше на несколько порядков по сравнению с другими вариантами заполнением контейнера. Это обусловлено большим сечением процессов упругого рассеяния (термализации) и поглощению нейтронов ядрами водорода. Фоновые нейтроны испускаются, в основном, при взаимодействии тормозного излучения с изотопом ¹³С. Эти факторы приводят к очень низким значениям эффекта и отношению эффект/фон, что делает весьма проблематичным обнаружение ядерных материалов путем регистрации нейтронов в контейнерах, сильно экранированных водой, бумагой, нефтепродуктами или другими водородосодержащими веществами.

После окончания вспышки тормозного излучения помимо нейтронов из контейнера выходят гамма-кванты. Эти гамма-кванты имеют сугубо вторичную природу и, в основном, появляются в результате радиационного захвата тепловых нейтронов ядрами вещества, заполняющего контейнер (захватные гамма-кванты), являясь, таким образом, косвенным признаком нейтронного излучения. Источником тепловых нейтронов являются быстрые нейтроны, возникающие при термализации в водородосодержащей среде нейтронов, вышедших в результате фотоядерных реакций.

Интенсивность захватного гамма-излучения зависит от содержимого контейнера. Если контейнер заполнен неорганическими материалами, например, тяжелым или легким металлом, выход захватного гамма-излучения мал по сравнению с выходом нейтронов. Это обусловлено как низким сечением взаимодействия нейтронов, так и сильным ослаблением гамма-излучения в контейнере. Выход захватных гамма-квантов эффекта и отношение эффект/фон максимальны при наличии в контейнере водородосодержащих веществ.

Захватные гамма-кванты испускаются в течение существенно более продолжительного времени (с характерной постоянной спада несколько мс) по сравнению с нейтронным откликом (несколько сотен мкс), поскольку источником захватных гамма-квантов являются замедлившиеся нейтроны. Это позволяет использовать временную селекцию событий для дискриминации сигналов, вызванных нейтронами, в гамма-детекторе.

Результаты расчетов эффективности регистрации комбинированным детектором нейтронов и гамма-квантов для спектра нейтронов и гамма-квантов, выходящих из контейнера, заполненного железом, алюминием и водородосодержащим веществом - бумагой, приведены в Таблице 1.

Количество регистрируемых частиц эффекта N_e после одного импульса тормозного излучения пропорционально массе ядерного материала M:

где n_е - количество регистрируемых частиц эффекта при массе ядерного материала m₀=1 кг. При малой массе ядерного материала количество регистрируемых частиц фона не зависит от массы ядерного материала.

Чувствительность устройства обнаружения ядерных материалов соответствует минимальной обнаруживаемой массе ядерного материала М_min и может быть определена из решения уравнения [5]:

где - доверительный интервал, n_f - количество регистрируемых частиц фона. Из соотношений (1) и (2) следует, что

При доверительном интервале >2 (для вероятности обнаружения больше 95%) 8n_f /²>>1 (согласно расчетным данным, представленным в Таблице 1) и выражение (3) можно представить в виде:

.

Количество регистрируемых частиц эффекта n_e и фона n_f пропорционально эффективности детектора нейтрона при регистрации эффекта _е и фона _f:

где К_е и K_f - постоянные, зависящие от параметров фотоядерной установки, содержимого контейнера, но не зависящие от типа детектора. Из уравнений (4)-(6) следует, что:

,

т.е. минимальная обнаруживаемая масса

.

Считая, что эффективность регистрации эффекта близка к эффективности регистрации фона _еf, соотношение (8) можно переписать как:

.

Оценим уменьшение эффективности регистрации гамма-квантов комбинированным гамма-нейтронным детектором за счет поглощения гамма-квантов слоем кадмия слоя кадмия 11 толщиной l₁=1 мм, слоя борированного полиэтилена 12 толщиной l₂=5 мм, слоя полиэтилена 13 толщиной l₃ =10 мм. Согласно [7] коэффициент уменьшения потока гамма-квантов составляет:

,

где ₁, ₂ и ₃ - плотность кадмия, борированного полиэтилена и полиэтилена, равные 8,65, 0,92 и 1,0; µ₁, µ ₂ и µ₃ - массовый коэффициент ослабления гамма-квантов в кадмие, борированном полиэтилене и полиэтилене [8] (предполагается, что вследствие низкой концентрации бора массовые коэффициенты ослабления гамма-квантов в борированном полиэтилене и полиэтилене равны). В Таблице 2 даны значения µ ₁, µ₂ и µ₃ и рассчитанный по выражению (11) коэффициент уменьшения эффективности регистрации гамма-квантов k для различных энергий гамма-квантов меньше 2,2246 МэВ.

В устройстве-прототипе используется счетчик LND 719 [2]. Согласно спецификации этого счетчика [6] его чувствительность составляет: 1 отсчет при мощности дозы гама-излучения (⁶⁰Со) 1,25·10^-5 Р/ч или 3,5·10 ^-9 Р/с. Мощность дозы 1 Р соответствует флюенсу F потока гамма-квантов 2 10⁹ 1/см² [8]. Согласно спецификации счетчика LND 719 его эффективный диаметр составляет 15 мм, а эффективная длина - 228 мм, следовательно, эффективная площадь счетчика S_GM при однонаправленном потоке гамма-квантов равна 34 см² Отсюда следует, что эффективность регистрации счетчиком LND 719 гамма-квантов изотопа ⁶⁰Со (1,17 и 1,33 МэВ) равна

.

Для других энергий гамма-квантов эффективность регистрации счетчиком аналогичного типа изменяется не более, чем в 10 раз [9]. Эффективность регистрации гамма-квантов комбинированным детектором приведена в Табл.1. Сравнение с помощью выражения (9) предложенного устройства и устройства-прототипа показывает, что чувствительность (минимальная масса) предложенного устройства меньше, по крайней мере, в 3 раза меньше по сравнению с устройством прототипом даже с учетом уменьшения эффективности регистрации гамма-квантов за счет поглощения в слоях 11, 12 и 13 комбинированного гамма-детектора.

Таблица 2.
Значения коэффициента k уменьшения эффективности регистрации гамма-квантов для различных энергий гамма-квантов за счет поглощения в материале детектора.
Коээфициент k	Энергия гамма-квантов, МэВ	Массовый коээфициент ослабления гамма-квантов, см2 /г
Кадмий	Борированный полиэтилен	Полиэтилен
0,897703	2	0,0414	0,0506	0,0506
0,857371	1	0,0583	0,0726	0,0726
0,801647	0,5	0,0925	0,099	0,099

ИСТОЧНИКИ ИНФОРМАЦИИ, ПРИНЯТЫЕ ВО ВНИМАНИЕ:

1. Mastny G.F.: Detection of subsurface fissionable nuclear contamination through the application of photonuclear techniques United States Patent 5495106.

2. Jones J.L., Blackburn B.W., Haskell K.J. et al. Pulsed Photonuclear Assessment (PPA) Technology Enhancement Study. Report INEEL/EXT-06-11175, Idaho National Engineering and Environmental Laboratory, Idaho, USA, 2006, 38 pp.

3. Цирлин Ю.А., Сысоева Е.П., Глобус М.Е. Оптимизация детектирования гамма-излучения сцинтилляционными кристаллами, М.: Энергоатомиздат. 1991, 153 с.

4. GEANT3.21 Detector Description and Simulation Tool, Manual, CERN Program Library, CERN Geneva, Switzerland, 1993.

5. И.Гольданский, А.В.Куценко, М.И.Подгорецкий. Статистика отсчетов при регистрации ядерных частиц. - М.: Физматгиз, 1959, 411 с.

6. Thin wall beta-gamma detector specifications. http://www.lndinc.com/products/pdf/397/

7. Н.Г.Гусев, В.П.Машкович, А.П.Суворов. Защита от ионизирующих излучений: Учеб для вузов. В 2 т. T.1. Физические основы защиты от излучений. Энергоатомиздат, М.:, 1989, 461 с.

8. J.H.Hubbell and S.M.Seltzer. Tables of X-Ray Mass Attenuation Coefficients and Mass Energy-Absorption Coefficients (version 1.4, 2004). NISTIR 5632, National Institute of Standards and Technology, Gaithersburg, MD, USA, http://physics.nist.gov/PhysRefData/XrayMassCoef/verhist.shtml

9. В.Прайс. Регистрация ядерного излучения. ИнЛит, М.:, 1960, 464 с.

1. Фотоядерное устройство с комбинированным гамма-нейтронным детектором для обнаружения ядерных материалов, включающее источник тормозного излучения с максимальной энергией больше порога фотоядерных реакций, в котором регистрируются нейтроны и гамма-кванты, вышедшие из ядерного материала, последовательно расположенные со стороны падения гамма-нейтронного излучения слой поглотителя тепловых нейтронов, слой поглотителя эпитепловых нейтронов, слой замедлителя быстрых нейтронов, газонаполненные счетчики тепловых нейтронов, отличающееся тем, что устройство дополнительно снабжено выполненным из материала с повышенной плотностью содержания атомов водорода, размещенным за газонаполненными счетчиками тепловых нейтронов по направлению гамма-нейтронного излучения слоем органического сцинтиллятора, фотоэлектронным умножителем, светоотражающими и светопроводящими средствами для оптической связи органического сцинтиллятора с фотоэлектронным умножителем.

2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что слой поглотителя тепловых нейтронов выполнен из кадмия толщиной 0,5-1,5 мм.

3. Устройство по п.1, отличающееся тем, что слой поглотителя эпитепловых нейтронов выполнен из борированного полиэтилена толщиной 4-6 мм с содержанием бора 4-6 вес.%.

4. Устройство по п.1, отличающееся тем, что слой замедлителя быстрых нейтронов выполнен из полиэтилена толщиной 8-12 мм.

5. Устройство по п.1, отличающееся тем, что в качестве газонаполненных счетчиков тепловых нейтронов использованы счетчики типа СНМ-67 для регистрации замедленных нейтронов.

6. Устройство по п.1, отличающееся тем, что органический сцинтиллятор выполнен на основе сцинтиллирующего стильбена толщиной 70-90 мм.

7. Устройство по п.1, отличающееся тем, что светоотражающее средство выполнено в виде покрытия из майларовой фольги.

8. Устройство по п.1, отличающееся тем, что светопроводящие средства выполнены из плексигласа.

9. Устройство по п.1, отличающееся тем, что использован фотоэлектронный умножитель типа ФЭУ-182.