CARACTERÍSTICAS DE LA CONSTRUCCIÓN DE MONITORES DE RADIACIÓN PARA PEATONALES..
RUDNICHENKO Valery Aleksandrovich
CARACTERÍSTICAS DE LA CONSTRUCCIÓN DE LOS MONITORES DE RADIACIÓN PARA PEATONALES
Actualmente, las fuentes de radiación ionizante se utilizan en muchas áreas de la actividad humana. Cualquier campo de actividad asociado con tales fuentes es potencialmente peligroso, ya que conlleva el riesgo de contaminación radiológica de las personas y el medio ambiente en caso de que productos radiactivos ingresen fuera de la zona de protección sanitaria o se utilicen con fines terroristas. En este sentido, el problema de una monitorización radiológica fiable está adquiriendo cada vez más importancia, ya que abarca una amplia gama de tareas, algunas de las cuales se resuelven utilizando medios técnicos especiales que se integran en los sistemas de gestión y control de acceso (ACS) y realizan una monitorización radiológica continua en Puntos de control de peatones (puntos de control). El monitoreo continuo de la radiación en lugares de paso masivo de personas a través de los puestos de control aumenta significativamente la eficiencia de los sistemas de protección física de las instalaciones y desempeña un papel importante en la lucha contra el terrorismo nuclear y radiológico.
Para el monitoreo de la radiación se utilizan monitores de radiación para peatones (RM), que son dispositivos diseñados para detectar materiales nucleares (NM) y sustancias radiactivas (RS) por su radiación gamma y/o de neutrones. Los requisitos para el umbral de detección y otras características técnicas de los monitores de radiación para materiales nucleares se establecen en GOST R 51635-2000, según el cual los RM para peatones se dividen en las categorías que figuran en la tabla. 1.
Tabla 1. Requisitos para la masa de materiales nucleares detectados según GOST R 51635-2000
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Categoría peatonal |
Valor umbral de detección, g |
Categoría de peatón |
Valor umbral de detección, g |
|
|
CO de |
CO de |
CO de plutonio |
||
|
I Пg |
0.03 |
1 |
I Pn |
30 |
| II Пg | 0.10 | 3 | II Pn | 50 |
| III Пg | 0.30 | 10 | III Pn | 100 |
| IV Pg | 1,00 | 64 | IV Pn | 250 |
Notas:
1. CO de plutonio: una muestra estándar de plutonio, el contenido de la fracción de masa de plutonio no es inferior al 98% (el contenido de 239Pu no es inferior al 93,5%)
2. CO de uranio: un estándar muestra de uranio, el contenido de la fracción de masa de uranio no es inferior al 99,75% (el contenido de 235U no es inferior al 89%)
Como se desprende de la tabla. 1, los monitores de radiación gamma son capaces de detectar materiales nucleares en cantidades más pequeñas en comparación con los monitores de radiación de neutrones. En este sentido, el principal canal para detectar PM es el canal de registro de radiación gamma. Veamos algunas características operativas que deben considerarse al elegir el umbral de detección de un monitor de radiación gamma.
Los monitores de radiación modernos utilizan detectores de centelleo para registrar la radiación gamma. El detector funciona en modo de conteo, en el que el valor del conteo en su salida en un momento arbitrario depende del número de cuantos gamma registrados por el detector en un intervalo de tiempo determinado, llamado tiempo de exposición. La tasa de conteo a la salida de un detector de centelleo es una variable aleatoria y tiene una distribución de Poisson [1]. El flujo de muestras creado por el fondo de radiación se utiliza para calcular el nivel de umbral actual de la tasa de conteo, lo que garantiza que la tasa de falsas alarmas de PM no sea inferior a la requerida. La tasa de falsas alarmas depende no sólo del valor umbral, sino también del algoritmo de procesamiento implementado. Para un detector de umbral simple, la probabilidad de una falsa alarma PL se puede estimar usando la fórmula
PL = tE/TL, (1)
donde tE es el tiempo de exposición; Tiempo de funcionamiento TL para activación falsa, con tE = 1 s y TL = 8 horas (requisito de GOST R 51635-2000) obtenemos PL » 3,5×10-5.
En la Fig. La Figura 1 muestra un gráfico de la probabilidad de la tasa de conteo de fondo (curva 1), que muestra que con una intensidad conocida del flujo de muestra l, el valor PL obtenido anteriormente se logra en el nivel umbral Pg » l + 4s (s es el valor cuadrático medio de la tasa de recuento de fondo).
Al seleccionar el nivel de umbral Pg, puede determinar el umbral de detección de PM. Para hacer esto, debe seguir la siguiente metodología.
- Primero, se determina la zona de sensibilidad mínima del monitor: se construye un mapa de sensibilidad bidimensional registrando la tasa de conteo de los detectores de una fuente de radiación gamma. En este caso, la fuente de radiación gamma se coloca secuencialmente en los puntos nodales de una cuadrícula de coordenadas bidimensional en un plano ubicado perpendicular a la dirección de movimiento del peatón y correspondiente en tamaño a la zona de detección de PM. En cada punto se mide la tasa de conteo, cuyo valor más pequeño determina la zona de mínima sensibilidad.
- De acuerdo con la tabla. 1, se selecciona una muestra estándar (RM) del material nuclear y los pasos a través de la zona de detección de PM se realizan de tal manera que se mueve a lo largo de la trayectoria de la sensibilidad mínima del monitor. El número de pasadas depende de la probabilidad de detección especificada del monitor de radiación PRM (seleccionada del rango: 0,50; 0,75; 0,80; 0,85; 0,90; 0,95) y del número de activaciones del monitor, que está regulado en GOST R 51635 -2000. Por ejemplo, para confirmar la probabilidad de detección de PPM = 0,95, se deben realizar 100 pases, de los cuales al menos 99 deben activar el PM.
Fig. 1. Probabilidad de la tasa de recuento:
1 – dependiendo del entorno;
2 – dependiendo de la fuente y el entorno del radionúclido;
l – intensidad del flujo de conteo dependiendo del fondo (s=Цl)
Para un CO correspondiente al umbral de detección de PM en PPM і 0,95, se muestra un gráfico de la probabilidad de la tasa de conteo al pasarlo a lo largo de la trayectoria de mínima sensibilidad se muestra en la Fig. 1 (curva 2). Como se desprende de la Fig. 1, en el nivel de umbral seleccionado Pg, el monitor de radiación debe cumplir simultáneamente dos requisitos: proporcionar una frecuencia dada de falsas alarmas del fondo y tener la probabilidad requerida de detectar PPM una fuente de radiación gamma.
Con el método descrito se determina la probabilidad de detectar una fuente seleccionada de radiación gamma transportada sin un recipiente protector. Cuando se utiliza un recipiente protector, el flujo de radiación gamma que atraviesa sus paredes se debilita y, en consecuencia, se reduce la probabilidad de detectar una fuente PRM. Para el transporte de fuentes gamma se utilizan contenedores metálicos, que suelen ser de acero o plomo debido a la eficacia de las propiedades protectoras de estos metales y a su disponibilidad.
El factor de atenuación depende de la energía de la radiación gamma, del material y del grosor de la pantalla protectora. En la figura. La Figura 2 muestra gráficos de la dependencia del factor de atenuación de la radiación gamma de muestras de NM del espesor de la pantalla protectora [2].
Fig. 2. Factor de atenuación de la radiación gamma:
1 – atenuación de la radiación gamma por pantalla de plomo 235U;
2 – atenuación de la radiación gamma mediante blindaje de plomo 239Pu;
3 – atenuación de la radiación gamma mediante blindaje de acero 235U;
4 – atenuación de la radiación gamma mediante blindaje de acero 239Pu
Teniendo en cuenta que la tasa de conteo de la fuente se distribuye según la ley de Poisson, es posible trazar la dependencia de la probabilidad de detectar una fuente de radiación gamma del factor de atenuación. En la figura. La Figura 3 muestra dichas dependencias para varias opciones que difieren en el valor del PRM requerido, siempre que no haya una pantalla protectora; Se puede observar que el uso de una pantalla protectora reduce significativamente la probabilidad de detectar una fuente de radiación gamma. ¿Cuándo se reduce al nivel PRM? 0,5 la eficiencia del uso de PM disminuye drásticamente.
Para evitar la pérdida de propiedades tácticas, el ACS utiliza un método de detección combinado, en el que la inspección se realiza secuencialmente mediante un monitor de radiación y un detector de metales (MD). En este caso, la presencia de materiales prohibidos se registra cuando se activa al menos uno de los dispositivos. Con este método de inspección, es fundamental seleccionar los umbrales de detección RM y MO, que proporcionan el valor requerido de la probabilidad total de detección.
Fig. 3. Dependencia de la probabilidad de detectar una fuente de radiación gamma
del factor de atenuación (en ausencia de una pantalla protectora).
Curvas 1 – 6: probabilidades de detectar una fuente de radiación gamma
respectivamente 0,95; 0,90; 0,85; 0,80; 0,75; 0,50
Consideremos el procedimiento para seleccionar los umbrales de detección de estos medios usando el ejemplo de un contenedor protector típico, cuya forma se muestra en la Fig. 4. En la mesa. La Tabla 2 muestra la masa de dicho contenedor (con diferentes espesores de pared), lo que proporciona diferentes grados de atenuación de la radiación gamma para el CO del uranio y el plutonio.
Tabla 2. Masa de un contenedor típico
|
Relación de atenuación |
Peso de un contenedor típico |
Peso de un contenedor típico |
||
|
Contenedor |
|
Contenedor |
Contenedor |
|
|
1, 1 |
30 |
4 |
55 |
9 |
|
1,2 |
75 |
9 |
140 |
19 |
|
1.3 |
135 |
14 |
265 |
29 |
|
1.4 |
200 |
19 |
425 |
40 |
|
1.5 |
260 |
24 |
630 |
52 |
|
1.6 |
320 |
29 |
770 |
65 |
|
1.7 |
360 |
34 |
940 |
78 |
|
1.8 |
395 |
40 |
1130 |
94 |
|
1.9 |
450 |
46 |
1350 |
110 |
|
2.0 |
475 |
52 |
1570 |
125 |
Fig. 4. Opción de un contenedor
protector típico (L – espesor de pared)
Cuando se usan RM y MO juntos, la probabilidad total de detección será igual a [ 3]
P0 = PPM + PMO – PPM·PMO, (2)
donde PPM es la probabilidad de detección utilizando PM; PMO – probabilidad de detección usando MO.
La probabilidad de detección por parte de un monitor de radiación se puede estimar utilizando los datos de la Fig. 3 y mesa. 2. En la figura. Como ejemplo, la Figura 5 muestra la dependencia de la probabilidad de PPM (curvas 1 – 6) de la masa de un contenedor de acero para CO procedente de uranio.
Para evaluar la probabilidad de detectar MO, es recomendable seguir una metodología similar a la descrita anteriormente. Sea PMO la probabilidad de que un detector de metales detecte un contenedor protector cuando lo pasa por la trayectoria de menor sensibilidad. El experimento muestra que el valor aleatorio de la señal de un contenedor transportado a lo largo de la trayectoria de menor sensibilidad se distribuye según una ley normal truncada, y el rango de valores de la señal es tal que el valor máximo es aproximadamente el doble del mínimo.
Considerando que el valor de la señal es directamente proporcional al área de superficie del contenedor, en la Fig. La Figura 5 (curva 7) muestra la dependencia de la probabilidad de detectar un contenedor de acero de su masa, siempre que el umbral de detección de MO corresponda a la masa de un objeto de acero de 300 g con PMO 0,95.
Fig. 5. Dependencia de la probabilidad de detectar CO a partir de uranio de la masa de un contenedor protector de acero
(para RM) y dependencia de la probabilidad de detectar un contenedor de la masa (para MO).
Curvas 1 – 6: probabilidades de detectar PM de una muestra estándar de uranio
sin recipiente protector, respectivamente 0,95; 0,90; 0,85; 0,80; 0,75; 0,50;
curva 7 – probabilidad de detectar un contenedor protector de acero
con un umbral de detección de 300 g con una probabilidad de 0,95 (para MO)
Mostrado en la Fig. 5 gráficas de PPM y PMO versus la masa del contenedor protector nos permiten calcular la probabilidad total de detección P0. Las dependencias del valor P0 de la masa de un contenedor de acero para CO procedente de uranio se muestran en la figura. 6, donde está claro que a medida que aumenta la masa del contenedor, el valor de P0 cambia de PPM (el contenedor está ausente) a »1 (la masa del contenedor es la masa umbral para detectar MO). En este intervalo, el valor de P0 tiene un P0min mínimo claramente definido, cuya posición en el gráfico depende de las PPM iniciales (en ausencia de un recipiente protector) y del umbral de detección de MO.
En la figura. Las Figuras 7 a 10 muestran la dependencia de la probabilidad de detección P0min de la masa de un contenedor típico de CO de uranio y plutonio, lo que permite seleccionar el umbral de detección requerido para MO. Por ejemplo, cuando se requiere la probabilidad de detección total P0 і 0,5 cuando se transporta CO desde uranio en un contenedor de acero a lo largo de una trayectoria de sensibilidad mínima, el umbral de detección de MC no debe exceder los 450 g (Fig. 7).
Al realizar la elección final del umbral de detección de MC, Se debe tener en cuenta la probabilidad de detección de CO mediante un monitor de radiación en ausencia de un recipiente protector. Por lo tanto, si la probabilidad especificada es 0,9, entonces el umbral de detección de MO debería corresponder a 350 g (Fig. 7, curva 2).
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Fig. 6. Dependencia de la probabilidad de detección P0 de la masa del contenedor protector de acero
cuando se transporta CO procedente de uranio (para el sistema PM + MO con un umbral de detección de MO de 300 g con PMOi 0,95).
Curvas 1 – 6: probabilidades de detectar CO a partir de uranio sin un recipiente protector, respectivamente, 0,95; 0,90; 0,85; 0,80; 0,75; 0,50
Por lo tanto, al utilizar monitores de radiación gamma para peatones, es necesario tener en cuenta la posibilidad de transportar sustancias radiactivas colocadas en un recipiente metálico protector. La probabilidad total de detección cuando se utiliza un monitor de radiación y un detector de metales simultáneamente depende de los umbrales de detección de los medios individuales (RM y MO) y puede ser menor que el valor requerido.
Para el correcto funcionamiento conjunto de RM y MO, es necesaria una selección coordinada de umbrales de detección para medios individuales. La metodología anterior describe el procedimiento para dicha selección y le permite estimar el valor esperado de la probabilidad total de detección.
Fig. 7. Dependencia de la probabilidad P0min del umbral de detección de MO
cuando se transporta CO desde uranio en un contenedor de acero
(para el sistema PM + MO cuando un detector de metales detecta una masa umbral con una probabilidad de 0,95 ).
Curvas 1 a 6: probabilidades de detectar CO a partir de uranio sin un recipiente protector, respectivamente, 0,95; 0,90; 0,85; 0,80; 0,75; 0,50
Figura. 8. Dependencia de la probabilidad P0min del umbral de detección de MO cuando se transporta CO
desde uranio en un contenedor de plomo (para el sistema PM + MO cuando un detector de metales detecta una masa umbral con una probabilidad de 0,95).
Curvas 1 a 6: probabilidades de detectar CO a partir de uranio sin un recipiente protector, respectivamente, 0,95; 0,90; 0,85; 0,80; 0,75; 0,50
Figura. 9. Dependencia de la probabilidad P0min del umbral de detección de MO cuando se transporta CO
desde plutonio en un contenedor de acero (para el sistema PM + MO cuando un detector de metales detecta una masa umbral con una probabilidad de 0,95).
Curvas 1 a 6: probabilidades de detectar CO a partir de plutonio sin un recipiente protector, respectivamente, 0,95; 0,90; 0,85; 0,80; 0,75; 0,50
Figura. 10. Dependencia de la probabilidad P0min del umbral de detección de MO cuando se transporta CO
desde plutonio en un contenedor de plomo (para el sistema PM + MO cuando un detector de metales detecta una masa umbral con una probabilidad de 0,95).
Curvas 1 – 6: probabilidades de detección de CO procedente de plutonio sin recipiente protector, respectivamente, 0,95; 0,90; 9,85; 0,80; 0,75; 0,50
Literatura
- Tarasov G.P. Métodos estadísticos de procesamiento de información en sistemas de medición de radiaciones ionizantes. – M.: Atomizdat, 1980, pág. 208.
- Kimel L.R., Mashkovich V.P. Protección contra radiaciones ionizantes: Manual. 2da ed. – M.: Atomizdat, 1972, pág. 312.
- Ventzel E.S., Ovcharov L.A. Teoría de la probabilidad. M.: Nauka, 1973, pág. 368.