[go: up one dir, main page]

SU1235327A1 - Method of graduating liquid transducer of parameters of acoustic and seismic fields method of determining effectiviness of radiation action on materials - Google Patents

Method of graduating liquid transducer of parameters of acoustic and seismic fields method of determining effectiviness of radiation action on materials

Info

Publication number
SU1235327A1
SU1235327A1 SU833606344A SU3606344A SU1235327A1 SU 1235327 A1 SU1235327 A1 SU 1235327A1 SU 833606344 A SU833606344 A SU 833606344A SU 3606344 A SU3606344 A SU 3606344A SU 1235327 A1 SU1235327 A1 SU 1235327A1
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
radiation
detectors
effect
pulse
materials
Prior art date
Application number
SU833606344A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
С.В. Чукляев
Original Assignee
Предприятие П/Я А-3603
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Предприятие П/Я А-3603 filed Critical Предприятие П/Я А-3603
Priority to SU833606344A priority Critical patent/SU1235327A1/en
Application granted granted Critical
Publication of SU1235327A1 publication Critical patent/SU1235327A1/en

Links

Landscapes

  • Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)
  • Measurement Of Radiation (AREA)

Abstract

СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОСТИ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ НА МАТЕРИАЛЫ, заключающийс  в том, что исследуемый объект совместно с детекторами излучени  облучзют импульсом гамма- и нейтронного излучений, регистрируют раздельно интенсивности обоих видов излучений, измер ют эффект воздействи  излучений на исследуемый объект, отличающийс  тем, что, с целью повышени  п)юизводительности и снижени  трудозатрат при облучении объекта ^{мпульсов излучений, длительность, заднего фронта которого меньше времени замедлени  быстрых нейтронов, одновременно с объектом vi детекторами облучают расположенный по ходу потоков излучений за объектом и детекторами замедлитель нейтронов, выполненный из вещества, замедл ющего нейтроны по реакции неупругого рассе ни , а интенсивность обоих видов излучений и эффект воздействи  регистрируют по крайней мере дважды в моменты времени, один из которых соответствует интервалу времени вблизи максимума амплитуды импульса, а другой - интервалу времени^ соответствующему заднему фронту импульса, а эфсрективность воздействи  каждого вида излучени  определ ют по результатам указанных измерений.Q <&Г/'^METHOD FOR DETERMINING THE EFFICIENCY OF RADIATION EXPOSURE ON MATERIALS, comprising that the examined object together with the radiation detectors obluchzyut pulse gamma and neutron radiation intensity recorded separately both kinds of radiation, measured the effect of radiation exposure on the examined object, characterized in that, in order Increasing p) productivity and reducing labor costs when the object is irradiated with ^ {radiation pulses, the duration, the back front of which is shorter than the time of fast neutrons, is one temporarily with object vi detectors, a neutron moderator located along the radiation flux behind the object and the detectors is made of a substance that slows down neutrons by an inelastic scattering reaction, and the intensity of both types of radiation and the effect of exposure are recorded at least twice at time points, one of which corresponds to the time interval near the maximum of the pulse amplitude, and the other to the time interval corresponding to the falling edge of the pulse, and the effect of each type of radiation op Yedelev dissolved by results of said izmereniy.Q < & T / ^

Description

к DSEucmoonioi ij Изобретение относнтсл к области эк(:г1ери {ентальной фи ики, конкретнее к области излучени  радиационны эффектов в материалах и конструкци х и может быть использопано при определении з4 фектинности воздействи  ,амма-иэлучвни  и нейтронов  дерных реакторов на образец. Целью изобретени   вл етс  повышение производительности и снижение трудозатрат при облучении объек та импульсом излучений длительност заднего фронта которого меньше времени замедлени  быстрых нейтронов. На фиг.1 изображена схема облучени  образца, детекторов и замедли тел  излучением реактора; на фиг,2 зависимости интенсивностей нейтронов (крива  ), гамма-излзчени  (крива  )1 ) и радиационно-нанеденного эффекта (крива  ш ) в образце от времс и, отсчитываемого от момента по влени  импульса КЕЙтронов, . Дл  исследовани  эффекта мгновенного изменени  проводимости полупроводниковой пластины в полиэтиленовой оболочке под действием гамма-излучени  и нейтронов, исследуемы образец 1 и два детектора 2 и 3, из которых детектор быстрых не тронов типа скомпенсированна  по сигналу от гаь ма-излучвни  ваккум . на  камера делени  (ВКД) с радиатором и , а другой - полупроводииKOBbrti дозиметр гам {а-излучени  типа СПИД, чувствительньп.{ элементом н котором  вл етс  кристалл кремни , помещают совместно вблизи массивирг экрана-замедлител  4, вьпюлненного из железобетона, при этом- детекторы подбирают такими, что их зависимости эффективнмк чувствительное тей от энергии соответствующего вида H3Jty4eH fH приблизительно подобраны зависимост м коэффищ ентов от носителъкой эфйзективности образовани  электронно-дырочн1ах пар в образце от энергии этих составл юишзс пол  излучени . Облучение осуществл ют со сторо- 10)3 места размещени  детекторов н образца импульсом - гаьпча-нейтронно го излучени  реактора 5 длительностью на половине максимального зна чени  Ю с. При этом и результате замедлени  нейтронов по реакции на  драх вещества экрана (fi, ) во временном интервале, соответствую273 щему заднему фронту импульса излучени , в гамма-излучение реакции де лени  урана, испускаемое активной зоной реактора, дает вклад гаь маизлучение , возникагощее при неупрзгом рассе нии (h,h) тек нейтронов,ко торые были испущены активной.зоной ранее на переднем фронте и в максимуме импульса излучени , т.е, на заднем фронте импульса излучени  в месте размещени  исследуемого образца формируетс  поле с измен ющимс  во времени соотношением гамма- и нейтроносоставл кщих, Измер ют зависимости сигналов ВКД iCt), СППД J,(i) и в исследуемом образце 3(1) от времениt . При этом сигналы св заны с составл ющими пол  излучени  по формулам 3ai-T(t)Jl(, (EJb,(EJ-dE,Py(t)« S (6у)Ь/.Е)с/Еу :),(1)ф(.)Ч(Е,иЕ, Е, Л,(и Р,(}|кГ(.,)Ь(,., W- () f (t , плотность потока нейтронов и мощность дозы гамма излучени  соответственно; Рч STT 2 Эффективные тувствительности детекторов к нейтронам и гамма-квантам соответственноj гузср -:кр р К, К ,у Эффективные коэф JИJJлeнты эффективности преойразовани  нейтронного и гамма-излучен -гй соответственно в наблюдаемый эффект Ьд, (ЕМ) нлотности раснрсгделений гамма-квантов и нейтроноп соответственно по энерги м, . f, lif,, - энерги  гаьдааквантов и нейтронов соответственно,, 3clx|)eKTj наблюдаемый в образце, в большинстве случаев пропорционален числу дефектов5 образовйннш: в нем излучением, следовательно, и к подобны соответствующим зависимостйм эф.фективных коэффициентов относительной )ективг ости образовани  дефектов в образце от энергии составл ющих пол  излучени .DSEucmoonioi ij The invention is related to the field of radiation (: radiation or optical radiation, more specifically to the radiation field of radiation effects in materials and structures, and can be used to determine the effect of radiation, ammonia radiation and neutrons from nuclear reactors on the sample. The purpose of the invention Increasing productivity and reducing labor costs when the object is irradiated with a radiation pulse, the duration of the back front of which is shorter than the time of fast neutrons is slowed down. and slowing down the reactor body radiation, FIG, 2 according neutron intensities (curve), gamma-izlzcheni (curve) 1) and radiation-nanedennogo effect (curve sh) in a sample from vrems and measured from the time of occurrence of the pulse KEYtronov,. To study the effect of an instantaneous change in the conductivity of a semiconductor wafer in a polyethylene sheath under the action of gamma radiation and neutrons, sample 1 and two detectors 2 and 3 are being investigated, of which a fast non-tron type detector is compensated for by a vacuum signal. on a dividing chamber (VCD) with a radiator and, and the other - KOBbrti semiconductor dosimeter gamma {a-radiation type AIDS, sensitive. {element of which is a silicon crystal, is placed together near an array of moderator screen 4, extracted from reinforced concrete The detectors select such that their dependences of the effective sensitivity of the energy of the corresponding type H3Jty4eH fH are approximately matched by the dependences of the coefficients on the carrier density of electron-hole pairs in the sample on the energy of these components. Communications radiation field. The irradiation is carried out from one side of the detector with a pulse of the sample — a pulse-neutron radiation of the reactor 5 with a duration at half the maximum value of 10 sec. At the same time, the result of neutrons slowing down by the reaction on the screen material fi (fi) in the time interval corresponding to the falling front of the radiation pulse to the gamma radiation of the uranium dividing reaction emitted by the active zone of the reactor, contributes to the radiation emitted by the inaccessible scattering (h, h) of the neutrons that were emitted by the active zone earlier at the front and at the maximum of the radiation pulse, i.e., on the rear edge of the radiation pulse at the location of the sample under study The ratio between the gamma and neutron components, the dependences of the signals of the ECT iCt), SPDD J, (i) and in the sample 3 (1) under study, is measured from the time t. In this case, the signals are connected with the radiation field components by the formulas 3ai-T (t) Jl (, (EJb, (EJ-dE, Py (t) "S (6y) b / .E) c / Ey:), ( 1) f (.) H (E, E, E, L, (and P, (} | kg (.,) L (,., W- () f (t, neutron flux density and gamma radiation dose rate, respectively ; RC STT 2 Effective sensitivity of the detectors to neutrons and gamma quanta, respectively, gutsr -: cr p K, K, y Effective coefficients JIJJlennye efficiency of the neutron and gamma-irradiation of the γ-ray, respectively, into the observed effect Bd, (EM) radiation density of gamma-gamma, respectively, to the observed effect of gamma-gamma, respectively, to the observed effect of gd, (EM) radiation density of gamma-ray, respectively and neutronopters, respectively, in energy m, f, lif ,, is the energy of gda-dacanths and neutrons, respectively, 3clx |) eKTj observed in a sample, in most cases proportional to the number of defects5 formed: in it radiation, therefore, k are similar to the corresponding dependences of the effective coefficients of the formation of defects in the sample from the energy of the components of the radiation field.

33

Находим отношени  сигналов J (ij/ /J,(t)j провер ем, что J,(t)/J, (i) 5 ; const.Find the ratios of the signals J (ij / / J, (t) j) and verify that J, (t) / J, (i) 5; const.

Фиксируем показани  детекторов и величину электрического тока через нсследуемый образец в моменты времени .t, иtг3 10 с и находим зависимость эффективности воз-действи  гамма-излучени  1 от времени t по формуле We fix the detector readings and the magnitude of the electric current through the inspected sample at the instants of time .t and tg3 10 s and find the dependence of the efficiency of gamma radiation exposure to 1 on the time t using the formula

.p.Ct,) 3(i,t.p.Ct,) 3 (i, t

t, . J(u It,. J (u I

V(tV (t

35327&35327 &

Эф }:;ективность воздействи  nertrронного излучени  определ ют следующим образомEff}: the efficiency of the effect of nert radiation is determined as follows

J,U,) J, U,)

i. .3(1,i. .3 (1,

O.(t)O. (t)

(t(t

J(i) Ci}J (i) Ci}

J,(tj j,(tjJ, (tj j, (tj

j(t;j (t;

.(i) J, (t) Таким образом, предлагаемый способ позвол ет увеличить производительность труда и снизить трудозатраты при исследовании радиационнокаведенньх эффектов в элементах и . матерТ1алах за счет сокращени  количества облучений до одного.. (i) J, (t) Thus, the proposed method allows to increase labor productivity and reduce labor costs in the study of radiation induced effects in the elements and. materials by reducing the number of exposures to one.

f m-i ssjr  f mi ssjr

Ф as. IF as. I

SU833606344A 1983-06-15 1983-06-15 Method of graduating liquid transducer of parameters of acoustic and seismic fields method of determining effectiviness of radiation action on materials SU1235327A1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU833606344A SU1235327A1 (en) 1983-06-15 1983-06-15 Method of graduating liquid transducer of parameters of acoustic and seismic fields method of determining effectiviness of radiation action on materials

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU833606344A SU1235327A1 (en) 1983-06-15 1983-06-15 Method of graduating liquid transducer of parameters of acoustic and seismic fields method of determining effectiviness of radiation action on materials

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU1235327A1 true SU1235327A1 (en) 1992-09-07

Family

ID=21068792

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU833606344A SU1235327A1 (en) 1983-06-15 1983-06-15 Method of graduating liquid transducer of parameters of acoustic and seismic fields method of determining effectiviness of radiation action on materials

Country Status (1)

Country Link
SU (1) SU1235327A1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
AP2330A (en) * 2005-01-18 2011-12-05 Vulco Sa Mill liner assembly.

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Патент US № 3137792, кл. 250-83.1, 1965.Friddell K.D, et.al. "Two active high-intensity neutron detectors", IEEE Trans. Nicl.Sci, 1971, NS-18, 6, P. 190-199. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
AP2330A (en) * 2005-01-18 2011-12-05 Vulco Sa Mill liner assembly.

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP3957763B2 (en) Low energy neutron detector based on lithium lanthanide borate scintillator
US3996471A (en) Method and system for in vivo measurement of bone tissue using a two level energy source
JPS61204582A (en) Radioactivity distributing measuring method and instrument
Ichikawa et al. Thermoluminescence dosimetry of gamma rays from atomic bombs in Hiroshima and Nagasaki
RU2143711C1 (en) Detector for registration of ionizing radiation
Mori et al. Radioactivity and geometrical distribution measurements of α-emitter specimens with the imaging plate
US3728544A (en) Method and apparatus for measurement of concentration of thermal neutron absorber contained in nuclear fuel
SU1235327A1 (en) Method of graduating liquid transducer of parameters of acoustic and seismic fields method of determining effectiviness of radiation action on materials
JP7417824B2 (en) Radioactive substance measuring device
Hofstadter et al. Detection of slow neutrons
US4409480A (en) Method and system for the testing and calibration of radioactive well logging tools
US2830189A (en) Neutron detector
RU2088952C1 (en) Ionizing radiation detector
RU2068571C1 (en) Method of distant detection of nuclear charges
JPH05333155A (en) Radioactive concentration measuring method for artificial radioactive nuclide in concrete
Kojima et al. Development of gamma-ray detector sensitive to source directions using GAGG (Ce) scintillators and MPPCs
Ahmad et al. Alpha-decay of 39.3 h 254mEs isomer
RU2308740C1 (en) Method of detecting source of penetrating radiation
Horn et al. Suppression of background radiation in BGO and NaI detectors used in nuclear reaction analysis
SU1097079A1 (en) Method of measuring time depending of neutron flux density
Galloway Uranium and thorium series determination in natural samples by a beta-alpha coincidence technique
GB2055198A (en) Detection of concealed materials
SU274859A1 (en) Method for quntitative neutron analysis of elemental composition of substance
Nishizawa et al. Application of NaI (T1) Scintillation Detector to Measurement of Tritium Concentration
US2989635A (en) Method and apparatus for neutron detection