RU205628U1 - GAMMA RADIATION SOURCE FOR QUALITY CONTROL OF ACTIVITY MEASUREMENTS BY GAMMA SPECTROMETERS - Google Patents
GAMMA RADIATION SOURCE FOR QUALITY CONTROL OF ACTIVITY MEASUREMENTS BY GAMMA SPECTROMETERS Download PDFInfo
- Publication number
- RU205628U1 RU205628U1 RU2021103397U RU2021103397U RU205628U1 RU 205628 U1 RU205628 U1 RU 205628U1 RU 2021103397 U RU2021103397 U RU 2021103397U RU 2021103397 U RU2021103397 U RU 2021103397U RU 205628 U1 RU205628 U1 RU 205628U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- gamma
- source
- protective cover
- activity
- radionuclides
- Prior art date
Links
- 238000005259 measurement Methods 0.000 title claims abstract description 46
- 230000000694 effects Effects 0.000 title claims abstract description 40
- 230000005855 radiation Effects 0.000 title claims abstract description 18
- 238000003908 quality control method Methods 0.000 title claims abstract description 10
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 claims abstract description 51
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 claims abstract description 26
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 26
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 claims abstract description 19
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 claims abstract description 9
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 33
- 239000005022 packaging material Substances 0.000 claims description 11
- 229910052602 gypsum Inorganic materials 0.000 claims description 9
- 239000010440 gypsum Substances 0.000 claims description 9
- 239000004568 cement Substances 0.000 claims description 7
- 239000002861 polymer material Substances 0.000 claims description 5
- VVQNEPGJFQJSBK-UHFFFAOYSA-N Methyl methacrylate Chemical compound COC(=O)C(C)=C VVQNEPGJFQJSBK-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 229920005372 Plexiglas® Polymers 0.000 claims description 4
- 229920000642 polymer Polymers 0.000 claims description 3
- 239000007769 metal material Substances 0.000 claims description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 abstract description 9
- 230000005865 ionizing radiation Effects 0.000 abstract description 5
- 238000012821 model calculation Methods 0.000 abstract description 3
- 230000005251 gamma ray Effects 0.000 description 9
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 7
- ZCYVEMRRCGMTRW-YPZZEJLDSA-N iodine-125 Chemical compound [125I] ZCYVEMRRCGMTRW-YPZZEJLDSA-N 0.000 description 6
- 229940044173 iodine-125 Drugs 0.000 description 6
- 239000012086 standard solution Substances 0.000 description 4
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 3
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 description 3
- 239000011505 plaster Substances 0.000 description 3
- 229920005989 resin Polymers 0.000 description 3
- 239000011347 resin Substances 0.000 description 3
- KXGFMDJXCMQABM-UHFFFAOYSA-N 2-methoxy-6-methylphenol Chemical compound [CH]OC1=CC=CC([CH])=C1O KXGFMDJXCMQABM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 2
- LXQXZNRPTYVCNG-YPZZEJLDSA-N americium-241 Chemical compound [241Am] LXQXZNRPTYVCNG-YPZZEJLDSA-N 0.000 description 2
- 239000002775 capsule Substances 0.000 description 2
- ZCYVEMRRCGMTRW-NJFSPNSNSA-N iodine-129 atom Chemical compound [129I] ZCYVEMRRCGMTRW-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 2
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 2
- 239000005011 phenolic resin Substances 0.000 description 2
- 229920001568 phenolic resin Polymers 0.000 description 2
- 238000009827 uniform distribution Methods 0.000 description 2
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- 229920003023 plastic Polymers 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
- G21G4/00—Radioactive sources
Landscapes
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- General Chemical & Material Sciences (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
Полезная модель относится к области изготовления объемных источников ионизирующего излучения и может быть использована для контроля качества измерений активности мобильными гамма-спектрометрами. Источник гамма-излучения для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами содержит матрицу с равномерно распределенным в ней радиоактивным материалом, размещенную в корпусе. Причем корпус выполнен с имитацией геометрии упаковки с радиоактивными отходами и содержит по крайней мере одну защитную крышку, в качестве радиоактивного материала используют смесь гамма-излучающих радионуклидов с энергиями гамма-квантов в диапазоне 59-1332 кэВ. Техническим результатом является обеспечение возможности проведения контроля качества измерений активности радионуклидов в упаковках мобильными гамма-спектрометрами, использующими модельный расчет эффективности регистрации гамма-квантов для различных геометрий измерения.14 з.п. ф-лы, 3 ил.The utility model relates to the field of manufacturing volumetric sources of ionizing radiation and can be used to control the quality of measurements of activity with mobile gamma spectrometers. The source of gamma radiation for quality control of measurements of activity by gamma spectrometers contains a matrix with radioactive material evenly distributed in it, placed in a housing. Moreover, the body is made with an imitation of the geometry of a package with radioactive waste and contains at least one protective cover; a mixture of gamma-emitting radionuclides with energies of gamma quanta in the range of 59-1332 keV is used as a radioactive material. The technical result is to ensure the possibility of quality control of measurements of the activity of radionuclides in packages by mobile gamma spectrometers using a model calculation of the registration efficiency of gamma quanta for various measurement geometries. f-ly, 3 dwg
Description
Полезная модель относится к области изготовления объемных источников ионизирующего излучения и может быть использована для контроля качества измерений активности мобильными гамма-спектрометрами.The utility model relates to the field of manufacturing volumetric sources of ionizing radiation and can be used to control the quality of measurements of activity with mobile gamma spectrometers.
Из уровня техники известен источник излучения для контроля медицинских гамма-камер и способ его изготовления (патент РФ №2082236, МПК G21G 4/06, дата публикации 20.06.1997), представляющий собой пластмассовую пластину с равномерно распределенным в ней радионуклидом, помещенную в герметичную металлическую капсулу, с размещенной между капсулой и пластиной вакуумно-плотной пленкой из полимерного материала.The prior art knows a radiation source for monitoring medical gamma cameras and a method for its manufacture (RF patent No. 2082236, IPC G21G 4/06, publication date 06/20/1997), which is a plastic plate with a radionuclide evenly distributed in it, placed in a sealed metal a capsule with a vacuum-tight film made of polymeric material placed between the capsule and the plate.
Недостатками известного источника излучения являются: использование при изготовлении радионуклида, энергия гамма-излучения которого не соответствует необходимому для калибровки энергетическому диапазону; форма источника и плотность не позволяют использовать его для построения кривой эффективности регистрации при измерении объектов с различной геометрией; нет механизма оценки равномерности распределения радионуклидов по матрице.The disadvantages of the known radiation source are: use in the manufacture of a radionuclide, the energy of gamma radiation which does not correspond to the energy range required for calibration; the shape of the source and its density do not allow it to be used for plotting the registration efficiency curve when measuring objects with different geometries; there is no mechanism for assessing the uniformity of the distribution of radionuclides over the matrix.
Известен макет источника излучения йода-125 (патент США № US 3974088, МПК G01T 1/20, G21G 4/04, дата публикации 10.08.1976), который может быть использован в качестве долгоживущего стандарта для калибровки приборов, таких как сцинтилляционные спектрометры, в которых измерения должны проводиться с использованием йода-125. Макет источника излучения йода-125 содержит комбинацию радионуклидов йод-129 и америций-241, размещенных в радиационно-прозрачном корпусе, чьи комбинированные выбросы дают энергетический спектр, измеренный детектором колодезного типа, который по существу имитирует соответствующий энергетический спектр йода-125. Смесь америция-241 и йода-129 обеспечивает энергетический спектр, который надежно имитирует спектр йода-125 в детекторе скважинного типа.Known layout of the iodine-125 radiation source (US patent No. which measurements should be carried out using iodine-125. The dummy iodine-125 radiation source contains a combination of iodine-129 and americium-241 radionuclides housed in a radiation-transparent enclosure whose combined emissions produce an energy spectrum measured by a well-type detector that essentially mimics the corresponding energy spectrum of iodine-125. The mixture of americium-241 and iodine-129 provides an energy spectrum that reliably mimics the spectrum of iodine-125 in a borehole detector.
Недостатками известного источника излучения являются: использование при изготовлении радионуклидов, энергии гамма-квантов которых не соответствует необходимому энергетическому диапазону; источник предназначен для сцинтилляционных детекторов колодезного типа при измерении проб небольшого объема в заданной геометрии измерения и моделирует только йод-125.The disadvantages of the known radiation source are: use in the manufacture of radionuclides, the energy of gamma quanta which does not correspond to the required energy range; The source is intended for well-type scintillation detectors when measuring small-volume samples in a given measurement geometry and simulates only iodine-125.
Наиболее близким аналогом, принятым за прототип, является источник ионизирующего излучения (патент США № US 4016095, МПК G21G 4/04, дата публикации 05.04.1977), предназначенный в первую очередь для калибровки многоканальных анализаторов гамма-излучения. Целью изобретения является создание источника ионизирующего излучения, в котором радиоактивный материал состоит из любой желаемой комбинации гамма-излучающих изотопов и равномерного распределения указанных изотопов по площади поперечного сечения и по массе источника. В соответствии с этой и другими целями предоставляется источник ионизирующего излучения, содержащий формованную и отвержденную композицию, полученную из смолы и радиоактивного материала, диспергированного в указанной смоле, при этом, согласно изобретению, смоляной компонент указанной композиции представляет собой фенолальдегидную смолу, содержащую ионно- или молекулярно-диспергированные частицы указанного радиоактивного материала.The closest analogue taken as a prototype is a source of ionizing radiation (US patent No. US 4016095, IPC G21G 4/04, publication date 04/05/1977), intended primarily for the calibration of multichannel gamma-ray analyzers. The aim of the invention is to provide an ionizing radiation source in which the radioactive material consists of any desired combination of gamma-emitting isotopes and a uniform distribution of said isotopes over the cross-sectional area and mass of the source. In accordance with this and other objects, an ionizing radiation source is provided comprising a molded and cured composition prepared from a resin and a radioactive material dispersed in said resin, wherein, according to the invention, the resin component of said composition is a phenolic resin containing ionic or molecular - dispersed particles of the specified radioactive material.
Недостатками прототипа являются: форма источника и плотность не позволяют использовать его для построения кривой эффективности регистрации при измерении объектов с различной плотностью и активностью; нет механизма оценки равномерности распределения радионуклидов по матрице; сложность и дороговизна изготовления при введении радиоактивных изотопов в фенолальдегидную смолу.The disadvantages of the prototype are: the shape of the source and the density do not allow it to be used for plotting the registration efficiency curve when measuring objects with different density and activity; there is no mechanism for assessing the uniformity of the distribution of radionuclides over the matrix; the complexity and high cost of manufacturing with the introduction of radioactive isotopes into phenolic resin.
Перед авторами стояла задача создания источников различной геометрии, имитирующих упаковки с радиоактивными отходами (коробка, бочка, контейнер) с равномерным распределением смеси радионуклидов по объему, испускающих гамма-излучение в необходимом энергетическом диапазоне, лишенных описанных недостатков.The authors were faced with the task of creating sources of various geometries that simulate packages with radioactive waste (box, barrel, container) with a uniform distribution of a mixture of radionuclides over the volume, emitting gamma radiation in the required energy range, without the described disadvantages.
Техническим результатом полезной модели является обеспечение возможности проведения контроля качества измерений активности радионуклидов в упаковках мобильными гамма-спектрометрами, использующими модельный расчет эффективности регистрации гамма-квантов для различных геометрий измерения.The technical result of the utility model is to provide the possibility of quality control of measurements of the activity of radionuclides in packages with mobile gamma spectrometers using a model calculation of the efficiency of registration of gamma quanta for various measurement geometries.
Поставленная задача решается тем, что:The task is solved by the fact that:
- при изготовлении источников используют смесь образцовых растворов радионуклидов 60Со, 137Cs, 241Am (возможно использование смеси других гамма-излучающих радионуклидов) с энергиями гамма-квантов в требуемом диапазоне (59-1332 кэВ);- in the manufacture of sources, a mixture of standard solutions of 60 Co, 137 Cs, 241 Am radionuclides is used (it is possible to use a mixture of other gamma-emitting radionuclides) with the energies of gamma quanta in the required range (59-1332 keV);
- в качестве матрицы источника используют дешевый материал (гипс), из которого изготавливают несколько источников различной геометрии (цилиндр, усеченный конус, параллелепипед и др.) путем введения в матрицу образцовых растворов радионуклидов;- a cheap material (gypsum) is used as a source matrix, from which several sources of various geometries (cylinder, truncated cone, parallelepiped, etc.) are made by introducing standard solutions of radionuclides into the matrix;
- при изготовлении источников для оценки равномерности распределения радионуклидов по объему матрицы используют красящее вещество;- in the manufacture of sources to assess the uniformity of the distribution of radionuclides over the volume of the matrix, a dye is used;
- каждый источник позволяет моделировать несколько геометрий измерения (при измерении с разных сторон).- each source allows simulating several measurement geometries (when measured from different sides).
Сущность полезной модели заключается в том, что источник гамма-излучения для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами содержит матрицу с равномерно распределенным в ней радиоактивным материалом, размещенную в корпусе, при этом корпус выполнен с имитацией геометрии упаковки с радиоактивными отходами, содержит по крайней мере одну защитную крышку, в качестве радиоактивного материала используют смесь гамма-излучающих радионуклидов с энергиями гамма-квантов в диапазоне 59-1332 кэВ. В качестве матрицы можно использовать гипс. В качестве гамма-излучающих радионуклидов можно использовать, в частности, смесь 241Am, 60Со, 137Cs, или смесь 241Am и 152Eu, или смесь 241Am, 137Cs, 44Ti (44Sc). Защитная крышка может быть выполнена из гипса или оргстекла или цемента. Корпус может быть выполнен из полимерного или металлического материала. Корпус может быть выполнен в форме цилиндра, в этом случае корпус может содержать одну защитную крышку из материала, моделирующего материал упаковки, расположенную на одном из оснований цилиндра, или верхнюю и нижнюю защитные крышки, расположенные на основаниях цилиндра, и выполненные из отличных друг от друга материалов, моделирующих материал упаковок. Корпус может быть выполнен в форме усеченного конуса, в этом случае корпус может содержать одну защитную крышку из материала, моделирующего материал упаковки, расположенную на одном из оснований усеченного конуса, или верхнюю и нижнюю защитные крышки, расположенные на основаниях усеченного конуса, и выполненные из отличных друг от друга материалов, моделирующих материал упаковок. Корпус может быть выполнен в форме прямоугольного параллелепипеда, в этом случае корпус может содержать одну защитную крышку из материала, моделирующего материал упаковки, расположенную на одной из граней прямоугольного параллелепипеда, или верхнюю и нижнюю защитные крышки, расположенные на противоположно расположенных гранях прямоугольного параллелепипеда, и выполненные из отличных друг от друга материалов, моделирующих материал упаковок.The essence of the utility model lies in the fact that a gamma-radiation source for monitoring the quality of activity measurements by gamma-spectrometers contains a matrix with radioactive material evenly distributed in it, placed in a housing, while the housing is made with an imitation of the geometry of a package with radioactive waste, contains at least one protective cover, a mixture of gamma-emitting radionuclides with energies of gamma quanta in the range of 59-1332 keV is used as a radioactive material. Gypsum can be used as a matrix. As gamma-emitting radionuclides, you can use, in particular, a mixture of 241 Am, 60 Co, 137 Cs, or a mixture of 241 Am and 152 Eu, or a mixture of 241 Am, 137 Cs, 44 Ti ( 44 Sc). The protective cover can be made of plaster or plexiglass or cement. The body can be made of polymer or metal material. The body can be made in the form of a cylinder, in this case the body can contain one protective cover made of a material simulating the packaging material, located on one of the bases of the cylinder, or upper and lower protective covers located on the bases of the cylinder, and made of different from each other materials simulating the packaging material. The body can be made in the form of a truncated cone, in this case, the body can contain one protective cover made of a material simulating the packaging material, located on one of the bases of the truncated cone, or upper and lower protective covers located on the bases of the truncated cone, and made of different from each other materials simulating the packaging material. The body can be made in the form of a rectangular parallelepiped, in this case the body can contain one protective cover made of a material that simulates the packaging material, located on one of the faces of the rectangular parallelepiped, or upper and lower protective covers located on opposite faces of the rectangular parallelepiped, and made from materials that are different from each other, simulating the material of the packages.
Полезная модель иллюстрируется следующими графическими материалами.The utility model is illustrated by the following graphic materials.
На фиг. 1 изображен вариант выполнения источника гамма-излучения в форме цилиндра, содержащего две защитные крышки.FIG. 1 shows an embodiment of a cylinder-shaped gamma-ray source containing two protective covers.
На фиг. 2 изображен вариант выполнения источника гамма-излучения в форме усеченного конуса, содержащего одну защитную крышку.FIG. 2 shows an embodiment of a frustoconical gamma-ray source containing one protective cover.
На фиг. 3 изображен вариант выполнения источника гамма-излучения в форме параллелепипеда, содержащего одну защитную крышку.FIG. 3 shows an embodiment of a parallelepiped-shaped gamma-ray source containing one protective cover.
Источник гамма-излучения для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами (см. фиг. 1, 2, 3) содержит активную часть 1 - матрицу с равномерно распределенным в ней радиоактивным материалом, корпус 2, в котором размещена указанная матрица, и по крайней мере одну защитную крышку: на фиг. 1 показано использование верхней защитной крышки 3 и нижней защитной крышки 4, на фиг. 2 и 3 - использование одной верхней защитной крышки 3.The source of gamma radiation for quality control of measurements of activity with gamma spectrometers (see Fig. 1, 2, 3) contains an active part 1 - a matrix with radioactive material evenly distributed in it,
В качестве радиоактивного материала используют смесь образцовых растворов гамма-излучающих радионуклидов с энергиями гамма-квантов в диапазоне 59-1332 кэВ. В частности, в качестве гамма-излучающих радионуклидов можно использовать смесь 241Am, 60Со, 137Cs, или 241Am и 152Eu, или 241Am, 137Cs, 44Ti (44Sc), или др.A mixture of standard solutions of gamma-emitting radionuclides with energies of gamma quanta in the range of 59-1332 keV is used as a radioactive material. In particular, a mixture of 241 Am, 60 Co, 137 Cs, or 241 Am and 152 Eu, or 241 Am, 137 Cs, 44 Ti ( 44 Sc), or others can be used as gamma-emitting radionuclides.
Матрица, в которую введены радионуклиды, может представлять собой гипс или другой аналогичный дешевый материал (например, цемент).The matrix into which the radionuclides are introduced can be gypsum or other similar cheap material (for example, cement).
Корпус 2 может быть выполнен различной формы и размеров для моделирования объектов различной геометрии - например, для имитации геометрии упаковки с радиоактивными отходами. В частности, корпус 2 может быть выполнен в форме цилиндра, усеченного конуса, прямоугольного параллелепипеда или других форм. Корпус 2 может быть выполнен из полимерного, металлического или другого материала.
Источник гамма-излучения содержит по крайней мере одну защитную крышку - например, верхнюю защитную крышку 3, или верхнюю защитную крышку 3 и нижнюю защитную крышку 4, или другое количество защитных крышек.The source of gamma radiation contains at least one protective cover - for example, the upper
Материал защитной крышки позволяет моделировать материал упаковки измеряемого объекта. Защитная крышка может быть выполнена, например, из гипса, оргстекла, цемента или другого материала. При этом использование нескольких (двух или более) защитных крышек, выполненных из отличных друг от друга материалов, позволяет моделировать несколько (соответственно, два или более) различных материалов упаковок измеряемого объекта. В этом случае нет необходимости заменять источник гамма-излучения для другого исследования, достаточно перевернуть его другой стороной.The material of the protective cover allows you to simulate the packaging material of the measured object. The protective cover can be made, for example, of plaster, plexiglass, cement or other material. In this case, the use of several (two or more) protective covers made of materials different from each other makes it possible to simulate several (respectively, two or more) different packaging materials of the measured object. In this case, there is no need to replace the gamma radiation source for another study, it is enough to turn it over with the other side.
Кроме того, для источника гамма-излучения существует возможность замены защитной крышки из одного материала на защитную крышку из другого необходимого материала.In addition, for the gamma radiation source, it is possible to replace the protective cover made of one material with a protective cover made of another required material.
Для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами осуществляли набор спектра и проводят расчет активности каждого из радионуклидов с помощью специализированного программного обеспечения с учетом модельной зависимости эффективности регистрации гамма-квантов от их энергии для используемой геометрии измерения. Геометрия измерения определяется формой и размерами источника, расстоянием источник-детектор, материалом матрицы, корпуса источника и защитной крышки, толщиной стенок корпуса и защитной крышки. Все эти параметры геометрии измерения вводятся оператором в специализированное программное обеспечение и проводится расчет эффективности регистрации гамма-квантов для заданных условий измерения.To control the quality of measurements of activity with gamma spectrometers, a spectrum was set and the activity of each of the radionuclides was calculated using specialized software, taking into account the model dependence of the registration efficiency of gamma quanta on their energy for the used measurement geometry. The geometry of measurement is determined by the shape and dimensions of the source, the distance from the source to the detector, the material of the matrix, the source body and the protective cover, the thickness of the walls of the body and the protective cover. All these parameters of the measurement geometry are entered by the operator into specialized software and the calculation of the efficiency of registration of gamma quanta for the given measurement conditions is carried out.
В результате получают измеренную активность радионуклидов в источнике, которая, с учетом суммарной погрешности измерения и погрешности аттестации образцовых растворов радионуклидов (ОРР), используемых при изготовлении источника, не должна отличаться от активности радионуклидов, введенных в матрицу. При выполнении этого условия делается вывод о корректности применяемой модели расчета эффективности регистрации гамма-квантов в заданном энергетическом диапазоне для выбранной геометрии измерения. В ином случае необходимо уточнение параметров модели.As a result, the measured activity of radionuclides in the source is obtained, which, taking into account the total measurement error and the certification error of the standard radionuclide solutions (ORR) used in the manufacture of the source, should not differ from the activity of the radionuclides introduced into the matrix. When this condition is met, a conclusion is made about the correctness of the applied model for calculating the registration efficiency of gamma quanta in a given energy range for the selected measurement geometry. Otherwise, it is necessary to clarify the parameters of the model.
Примеры осуществления полезной модели.Examples of the implementation of the utility model.
Для создания активной матрицы применялись образцовые растворы радионуклидов 241Am, 60Со, 137Cs. Возможно применение смеси ОРР с другими радионуклидами с энергиями гамма-квантов в требуемом диапазоне, например, 241Am и 152Eu, или 241Am, 137Cs и 44Ti (44Sc).To create an active matrix, standard solutions of 241 Am, 60 Co, 137 Cs radionuclides were used. It is possible to use a mixture of OPP with other radionuclides with gamma-ray energies in the required range, for example, 241 Am and 152 Eu, or 241 Am, 137 Cs and 44 Ti ( 44 Sc).
ОРР были растворены в мерной колбе объемом 1 литр и из нее брались требуемые аликвоты и вводились в матрицу.The OPPs were dissolved in a 1 liter volumetric flask and the required aliquots were taken from it and introduced into the matrix.
Пример 1.Example 1.
Источник гамма-излучения для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами содержал матрицу с равномерно распределенным в ней радиоактивным материалом, размещенную в корпусе, и одну защитную крышку. Корпус был выполнен с имитацией геометрии упаковки с радиоактивными отходами - в форме цилиндра. Защитная крышка была расположена на одном из оснований цилиндра. В качестве радиоактивного материала использовали смесь гамма-излучающих радионуклидов с энергиями гамма-квантов в диапазоне 59-1332 кэВ - смесь 241Am, 60Со, 137Cs с известной активностью 1180, 1080 и 1085 Бк соответственно и погрешностью не более 5%. В качестве матрицы использовали гипс. Защитная крышка была выполнена из гипсового диска, моделирующего материал упаковки, корпус - из полимерного материала.The source of gamma radiation for quality control of measurements of activity by gamma spectrometers contained a matrix with radioactive material evenly distributed in it, placed in a housing, and one protective cover. The body was made with an imitation of the geometry of a package with radioactive waste - in the form of a cylinder. A protective cover was located on one of the cylinder bases. The radioactive material used was a mixture of gamma-emitting radionuclides with gamma-ray energies in the range 59-1332 keV - a mixture of 241 Am, 60 Co, 137 Cs with known activities of 1180, 1080 and 1085 Bq, respectively, and an error of no more than 5%. Gypsum was used as a matrix. The protective cover was made of a plaster disc simulating the packaging material, the body was made of polymer material.
Для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами осуществляли набор спектра и проводили расчет активности каждого из радионуклидов с помощью специализированного программного обеспечения с учетом модельной зависимости эффективности регистрации гамма-квантов от их энергии для используемой геометрии измерения (форма и размеры источника, расстояние источник-детектор, материал матрицы, корпуса источника и защитной крышки, толщина стенок корпуса и защитной крышки). Измерение проводили со стороны торца верхней крышки.To control the quality of measurements of activity with gamma spectrometers, a spectrum was set and the activity of each of the radionuclides was calculated using specialized software, taking into account the model dependence of the registration efficiency of gamma quanta on their energy for the used measurement geometry (the shape and size of the source, the distance from the source to the detector, matrix material, source body and protective cover, wall thickness of the body and protective cover). The measurement was carried out from the side of the top cover end.
В результате получили измеренную активность источнике для радионуклидов 241Am, 60Со, 137Cs 1250, 1120 и 1110 Бк соответственно. Следовательно, с учетом суммарной погрешности около 12% (статистической погрешности измерения и погрешности активности введенных в источник радионуклидов) был сделан вывод о корректности применяемой модели расчета эффективности регистрации гамма-квантов в заданном энергетическом диапазоне для этой геометрии измерения.As a result, we obtained the measured activity of the source for radionuclides 241 Am, 60 Co, 137 Cs 1250, 1120 and 1110 Bq, respectively. Consequently, taking into account the total error of about 12% (the statistical measurement error and the activity error of the radionuclides introduced into the source), it was concluded that the applied model for calculating the registration efficiency of gamma quanta in a given energy range for this measurement geometry is correct.
Пример 2.Example 2.
Источник гамма-излучения для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами (см. фиг. 1) содержал активную часть 1 - матрицу с равномерно распределенным в ней радиоактивным материалом, размещенную в корпусе 2, и две защитные крышки. Корпус 2 был выполнен с имитацией геометрии упаковки с радиоактивными отходами - в форме цилиндра. Корпус 2 был выполнен из полимерного материала. Защитные крышки - верхняя 3 и нижняя 4 - были расположены на каждом из оснований цилиндра. В качестве радиоактивного материала использовали смесь гамма-излучающих радионуклидов с энергиями гамма-квантов в диапазоне 59-1332 кэВ - смесь 241Am, 60Со, 137Cs с известной активностью 1125, 1095 и 1035 Бк соответственно и погрешностью не более 5%. В качестве матрицы использовали цемент.The source of gamma radiation for quality control of measurements of activity with gamma spectrometers (see Fig. 1) contained an active part 1 - a matrix with radioactive material evenly distributed in it, placed in a
Верхняя 3 и нижняя 4 защитные крышки были выполнены из отличных друг от друга материалов, моделирующих материал упаковок: верхняя защитная крышка 3 была выполнена из более легкого материала - гипса, что позволяет моделировать поглощение гамма-квантов материалом заданной плотности, нижняя защитная крышка 4 была выполнена из более тяжелого материала - цемента, что также позволяет моделировать поглощение гамма-квантов материалом заданной плотности.The upper 3 and lower 4 protective covers were made of materials that are different from each other, simulating the material of the packages: the upper
Для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами осуществляли измерение активности радионуклидов, располагая цилиндр разными сторонами к детектору (с торцов и сбоку) - проводили набор спектра и расчет активности каждого из радионуклидов с помощью специализированного программного обеспечения с учетом модельной зависимости эффективности регистрации гамма-квантов от их энергии для используемой геометрии измерения.To control the quality of measurements of activity, gamma spectrometers measured the activity of radionuclides by placing the cylinder on different sides to the detector (from the ends and from the side) - a spectrum was set and the activity of each of the radionuclides was calculated using specialized software, taking into account the model dependence of the efficiency of registration of gamma quanta on their energies for the geometry of measurement used.
В результате получили измеренную активность радионуклидов в источнике для различных положений источник-детектор:As a result, we obtained the measured activity of radionuclides in the source for different positions of the source-detector:
Суммарная погрешность (статистическая погрешность измерения и погрешность активности введенных радионуклидов) составляла около 15%. На основании этого был сделан вывод о корректности применяемой модели расчета эффективности регистрации гамма-квантов в заданном энергетическом диапазоне для этих геометрий измерения.The total error (the statistical error of measurement and the error in the activity of the introduced radionuclides) was about 15%. Based on this, a conclusion was made about the correctness of the applied model for calculating the registration efficiency of gamma quanta in a given energy range for these measurement geometries.
Пример 3.Example 3.
Источник гамма-излучения для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами (см. фиг. 2) содержал активную часть 1 - матрицу с равномерно распределенным в ней радиоактивным материалом, размещенную в корпусе 2, и одну защитную крышку 3. Корпус был выполнен с имитацией геометрии упаковки с радиоактивными отходами - в форме усеченного конуса с большим верхним основанием и меньшим нижним основанием. Защитная крышка 3 была расположена на одном из основании усеченного конуса - на верхнем. В качестве радиоактивного материала использовали смесь гамма-излучающих радионуклидов с энергиями гамма-квантов в диапазоне 59-1332 кэВ - смесь 241Am, 60Со, 137Cs с известной активностью 2390, 2190 и 2200 Бк соответственно. Погрешность активности введенных радионуклидов составляла около 4%. В качестве матрицы использовали гипс. Защитная крышка 3 была выполнена из цементного диска, моделирующего материал упаковки, корпус - из полимерного материала. Измерения проводили со стороны верхней крышки.The source of gamma radiation for quality control of measurements of activity by gamma spectrometers (see Fig. 2) contained an active part 1 - a matrix with radioactive material evenly distributed in it, placed in
Для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами осуществляли процедуры, аналогичные приведенным в примерах 1,2 с учетом введения параметров данной геометрии измерения.To control the quality of measurements of activity with gamma spectrometers, procedures similar to those given in examples 1, 2 were carried out, taking into account the introduction of the parameters of this measurement geometry.
В результате получили измеренную активность радионуклидов 241Am, 60Со, 137Cs 3970, 3080 и 3410 Бк соответственно. Статистическая погрешность измерения не превышала 10%, а отличие значений измеренных и введенных активностей ОРР составило 40-70%.As a result, we obtained the measured activity of radionuclides 241 Am, 60 Co, 137 Cs 3970, 3080 and 3410 Bq, respectively. The statistical measurement error did not exceed 10%, and the difference between the values of the measured and injected OPP activities was 40-70%.
На основании этого был сделан вывод о некорректности применяемой модели расчета эффективности регистрации гамма-квантов для указанного случая. Была выяснена причина - при введении параметров геометрии измерения в программу моделирования расчета эффективности регистрации были неправильно заданы толщина верхней крышки и расстояние источник-детектор.Based on this, a conclusion was made about the incorrectness of the applied model for calculating the registration efficiency of gamma quanta for this case. The reason was found out - when the parameters of the measurement geometry were introduced into the simulation program for calculating the registration efficiency, the thickness of the top cover and the source-detector distance were incorrectly set.
Пример 4.Example 4.
Источник гамма-излучения для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами (см. фиг. 3) содержал активную часть 1 - матрицу с равномерно распределенным в ней радиоактивным материалом, размещенную в корпусе 2, и одну защитную крышку 3. Корпус был выполнен с имитацией геометрии упаковки с радиоактивными отходами - в форме прямоугольного параллелепипеда. Защитная крышка 3 была расположена на одной из граней прямоугольного параллелепипеда - на верхней. В качестве радиоактивного материала использовали смесь гамма-излучающих радионуклидов с энергиями гамма-квантов в диапазоне 59-1332 кэВ - смесь 241Am, 60Со, 137Cs, с известной активностью 8490, 7790 и 7820 Бк соответственно. Погрешность активности введенных радионуклидов составляла около 4%. В качестве матрицы использовали гипс. Защитная крышка 3 была выполнена из листа оргстекла, моделирующего материал упаковки, корпус - из металла.The source of gamma radiation for quality control of measurements of activity by gamma spectrometers (see Fig. 3) contained an active part 1 - a matrix with radioactive material evenly distributed in it, placed in
Для контроля качества измерений активности гамма-спектрометрами осуществляли процедуры, аналогичные приведенным в примерах 1,2 с учетом введения параметров данной геометрии измерения. Измерения проводили со стороны верхней крышки.To control the quality of measurements of activity with gamma spectrometers, procedures similar to those given in examples 1, 2 were carried out, taking into account the introduction of the parameters of this measurement geometry. The measurements were taken from the side of the top cover.
В результате получили измеренную активность радионуклидов 241Am, 60Со, 137Cs 8110, 7490 и 7450 Бк соответственно. Статистическая погрешность измерения не превышала 10-12%, а отличие значений измеренных и введенных активностей ОРР не превысило 15%.As a result, we obtained the measured activity of radionuclides 241 Am, 60 Co, 137 Cs 8110, 7490 and 7450 Bq, respectively. The statistical measurement error did not exceed 10-12%, and the difference between the values of the measured and injected OPP activities did not exceed 15%.
На основании этого был сделан вывод о корректности применяемой модели расчета эффективности регистрации гамма-квантов в заданном энергетическом диапазоне для этой геометрии измерения.Based on this, a conclusion was made about the correctness of the applied model for calculating the registration efficiency of gamma quanta in a given energy range for this measurement geometry.
Таким образом, приведенные формы источников гамма-излучения позволяют проводить контроль качества измерений активности мобильными гамма-спектрометрами, использующими модельный расчет эффективности регистрации гамма-квантов для различных геометрий измерения.Thus, the given forms of gamma-radiation sources make it possible to control the quality of measurements of activity with mobile gamma-spectrometers using a model calculation of the efficiency of registration of gamma-quanta for various measurement geometries.
Claims (15)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021103397U RU205628U1 (en) | 2021-02-11 | 2021-02-11 | GAMMA RADIATION SOURCE FOR QUALITY CONTROL OF ACTIVITY MEASUREMENTS BY GAMMA SPECTROMETERS |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021103397U RU205628U1 (en) | 2021-02-11 | 2021-02-11 | GAMMA RADIATION SOURCE FOR QUALITY CONTROL OF ACTIVITY MEASUREMENTS BY GAMMA SPECTROMETERS |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU205628U1 true RU205628U1 (en) | 2021-07-23 |
Family
ID=76995467
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2021103397U RU205628U1 (en) | 2021-02-11 | 2021-02-11 | GAMMA RADIATION SOURCE FOR QUALITY CONTROL OF ACTIVITY MEASUREMENTS BY GAMMA SPECTROMETERS |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU205628U1 (en) |
Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3974088A (en) * | 1974-09-19 | 1976-08-10 | The Nucleus, Inc. | Mock iodine-125 radiation source |
| US4016095A (en) * | 1973-05-01 | 1977-04-05 | Ambardanishvili Tristan Silova | Source of ionizing radiation |
| RU2082236C1 (en) * | 1994-07-12 | 1997-06-20 | Акционерное общество закрытого типа "Циклотрон" | Radiation source for monitoring of gamma radiation chambers and method of its manufacture |
| RU2444074C1 (en) * | 2010-12-28 | 2012-02-27 | Открытое акционерное общество "Научно-исследовательский институт технической физики и автоматизации" (ОАО "НИИТФА") | METHOD OF PRODUCING GAMMA-RAY SOURCES BASED ON 74Se RADIONUCLIDE FOR GAMMA-RAY FLAW DETECTION |
| RU2477790C2 (en) * | 2009-12-31 | 2013-03-20 | Шлюмбергер Текнолоджи Б.В. | Method for changing multi-phase flow using one high-active and one or more low-active radioactive sources |
| RU137153U1 (en) * | 2013-09-06 | 2014-01-27 | Общество с ограниченной ответственностью "НТЦ Амплитуда" | VOLUME SOURCE OF GAMMA RADIATION |
| EP2302643B1 (en) * | 2009-09-28 | 2017-04-19 | Source Production & Equipment Co., Inc. | A Gamma Radiation Source |
| RU2704564C1 (en) * | 2019-03-11 | 2019-10-29 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | METHOD OF CALIBRATION AND STABILIZATION OF γ-RADIATION SPECTROMETER PARAMETERS |
-
2021
- 2021-02-11 RU RU2021103397U patent/RU205628U1/en active
Patent Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4016095A (en) * | 1973-05-01 | 1977-04-05 | Ambardanishvili Tristan Silova | Source of ionizing radiation |
| US3974088A (en) * | 1974-09-19 | 1976-08-10 | The Nucleus, Inc. | Mock iodine-125 radiation source |
| RU2082236C1 (en) * | 1994-07-12 | 1997-06-20 | Акционерное общество закрытого типа "Циклотрон" | Radiation source for monitoring of gamma radiation chambers and method of its manufacture |
| EP2302643B1 (en) * | 2009-09-28 | 2017-04-19 | Source Production & Equipment Co., Inc. | A Gamma Radiation Source |
| RU2477790C2 (en) * | 2009-12-31 | 2013-03-20 | Шлюмбергер Текнолоджи Б.В. | Method for changing multi-phase flow using one high-active and one or more low-active radioactive sources |
| RU2444074C1 (en) * | 2010-12-28 | 2012-02-27 | Открытое акционерное общество "Научно-исследовательский институт технической физики и автоматизации" (ОАО "НИИТФА") | METHOD OF PRODUCING GAMMA-RAY SOURCES BASED ON 74Se RADIONUCLIDE FOR GAMMA-RAY FLAW DETECTION |
| RU137153U1 (en) * | 2013-09-06 | 2014-01-27 | Общество с ограниченной ответственностью "НТЦ Амплитуда" | VOLUME SOURCE OF GAMMA RADIATION |
| RU2704564C1 (en) * | 2019-03-11 | 2019-10-29 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | METHOD OF CALIBRATION AND STABILIZATION OF γ-RADIATION SPECTROMETER PARAMETERS |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Suárez-Navarro et al. | Gamma spectrometry and LabSOCS-calculated efficiency in the radiological characterisation of quadrangular and cubic specimens of hardened portland cement paste | |
| Bradshaw et al. | The use of alanine as a solid dosimeter | |
| Mauring et al. | Radon tightness of different sample sealing methods for gamma spectrometric measurements of 226Ra | |
| Barba-Lobo et al. | Robustness of LabSOCS calculating Ge detector efficiency for the measurement of radionuclides | |
| Shizuma et al. | A practical method for determining γ-ray full-energy peak efficiency considering coincidence-summing and self-absorption corrections for the measurement of environmental samples after the Fukushima reactor accident | |
| RU205628U1 (en) | GAMMA RADIATION SOURCE FOR QUALITY CONTROL OF ACTIVITY MEASUREMENTS BY GAMMA SPECTROMETERS | |
| Bouisset et al. | Direct gamma-X spectrometry measurement of 129I in environmental samples using experimental self-absorption corrections | |
| Guinn et al. | Performance of the updated INAA advance prediction computer program | |
| Zoetelief et al. | Protocol for X-ray dosimetry in radiobiology | |
| EP4184152A1 (en) | System for determining the self-absorption correction in y and x-ray spectometry | |
| Tomarchio | Evaluation of full-energy-peak efficiencies for a LaBr3: Ce scintillator through a Virtual Point Detector approach | |
| JP6443987B2 (en) | Radiation shielding ability test method and container used therefor | |
| JP7043045B1 (en) | Inspection method for contamination of waste with radioactive substances | |
| US2831122A (en) | Radiation sources | |
| Sahagia et al. | Water-equivalent solid standard sources | |
| RU2134434C1 (en) | Method and planar simulating source for determining content of radionuclides | |
| Nizhnik et al. | In situ object counting system (ISOCS™) technique: A cost-effective tool for NDA verification in IAEA Safeguards | |
| JP2635860B2 (en) | Radioactivity evaluation method for solidified radioactive waste | |
| Nogueira et al. | Monte Carlo simulation of the full energy peak efficiency of a WBC | |
| Rahola et al. | 5.3. Intercalibration of Whole-Body Counting Systems | |
| JP7055560B2 (en) | Separation and quantification method of β-ray nuclides | |
| Uyar | Attenuation effect of sample container in radioactivity measurement by gamma-ray spectroscopy | |
| Christmann | Design studies for the beam-dump experiment DarkMESA | |
| Conti et al. | Ge detectors calibration procedure at IRD/CNEN for in situ measurement | |
| Demir et al. | Application of FLUKA code to gamma-ray attenuation, energy deposition and dose calculations |