МІНІСТЕРСТВО ОСВІТИ І НАУКИ УКРАЇНИ

ОДЕСЬКА ДЕРЖАВНА АКАДЕМІЯ ТЕХНІЧНОГО РЕГУЛЮВАННЯ ТА ЯКОСТІ

Банзак Оксана Вікторівна

УДК 81.411.1Я73

МЕТОДИ ТА СИСТЕМИ СПЕКТРОМЕТРІЇ ІОНІЗУЮЧИХ ВИПРОМІНЮВАНЬ ТА

КОНТРОЛЮ РАДІАЦІЙНОЇ БЕЗПЕКИ НА ОСНОВІ НАПІВПРОВІДНИКОВИХ

ДЕТЕКТОРІВ НОВОГО ПОКОЛІННЯ

05.01.02 – стандартизація, сертифікація та метрологічне забезпечення

Автореферат

дисертації на здобуття наукового ступеня

доктора технічних наук

Одеса – 2016

Дисертацією є рукопис.

Робота виконана в Одеському національному політехнічному університеті та в Одеській

державній академії технічного регулювання та якості, м. Одеса.

Науковий керівник: доктор технічних наук, професор

Мокрицький Вадим Анатолійович,

Одеський національний політехничний університет, м. Одеса,

професор кафедри інформаційних технологій проектування в

електроніці та телекомунікаціях.

Офіційні опоненти: доктор технічних наук, професор

Кучерук Володимир Юрійович,

Вінницький національний технічний університет,

завідувач кафедри метрології та промислової автоматики;

доктор технічних наук, доцент

Гоц Наталія Євгенівна,

Національний університет «Львівська політехніка»,

доцент кафедри метрології, стандартизації та сертифікації;

доктор технічних наук, професор

Кондрашов Сергій Іванович,

Національний технічний університет «Харківський політехнічний

інститут»,

завідувач кафедри інформаційно-вимірювальних технологій і систем.

Захист відбудеться „25” листопада 2016 р. о 11.00 на засіданні спеціалізованої вченої ради Д

41.113.01 в Одеській державній академії технічного регулювання та якості за адресою: 65020, м.

Одеса, вул. Кузнечна, 15.

З дисертацією можна ознайомитись у бібліотеці Одеської державної академії технічного

регулювання та якості за адресою: вул. Ковальська, 15, м. Одеса, 65020.

Автореферат розісланий „25„ жовтня 2016 р.

Вчений секретар

спеціалізованої вченої ради О.В. Грабовський

3

ЗАГАЛЬНА ХАРАКТЕРИСТИКА РОБОТИ

Актуальність теми. Рівень розвитку і застосування радіаційних технологій

значною мірою визначається станом ядерного приладобудування. За порівняно невеликий

період часу ця галузь пройшла кілька етапів розвитку й кожний з них був відзначений

появою різноманітних приладів, що реєструють і вимірюють параметри іонізуючих

випромінювань ядерних матеріалів: газорозрядних лічильників, сцинтиляторів,

напівпровідникових детекторів і інших. Їх поява й подальше широке застосування були

забезпечені в минулому роботами від В.Крукса, Е.Резерфорда, Х.Гейгера й Г.Мюллера до

більш близьких до нас за часом робіт Дмитрієва А.Б., Перельмана С.Н., Чайковського

В.Г., а також Баранова В.І., Гольбека Г.Р., Немировського Б.В., Якубовича О.Л. і багатьох

інших. Основою прогресу ядерного приладобудування послужив одночасний розвиток

двох напрямків - ядерно-фізичних досліджень і електроніки. Однак обидва напрямки в той

час розвивалися самостійно, без належного взаємного зв'язку.

Поява сучасних напівпровідникових радіаційних датчиків уперше зв'язало ядерне

приладобудування і електроніку в єдиний комплекс – напівпровідниковий детектор. У

ньому поєднуються взаємозалежні по розв'язуваному завданню й параметрам

напівпровідниковий первинний перетворювач іонізуючого випромінювання (датчик),

вторинний перетворювач інформації від датчика (електроніка) і програмне забезпечення

для обробки цієї інформації. Можливість появи такого комплексу забезпечена в

матеріалознавстві роботами Вавілова В. С., Баранського П. І., у прикладних ядерно-

фізичних дослідженнях – Іванова В. І, Брегадзе Ю. Й., Ярин В. П., Крамер-Агеєва Є. О. та

інших. У цих роботах була показана методика вибору напівпровідникових матеріалів і

запропонована конструкція датчиків, визначені напрямки створення електроніки й

комп'ютерних програм для детекторів. Цим було забезпечене створення й ефективне

використання напівпровідникових детекторів у дозиметрії, радіаційному контролі

матеріалів і технологічних процесах атомної електростанції (АЕС).

Однак розвиток атомної енергетики, поширення ядерних технологій у різних

галузях висунуло нові вимоги до контролю і метрології іонізуючих випромінювань, які не

можуть бути повною мірою задоволені сучасним рівнем ядерного приладобудування та

прикладних ядерно-фізичних досліджень. Рішення даної проблеми може бути забезпечено

розробкою: методів вибору оптимального типу напівпровідникових матеріалів і керування

їхніми властивостями для створення неохолоджуваних детекторів; датчиків з більшою

роздільною здатністю; електроніки з меншим рівнем шумів; комп'ютерних методів і

програм обробки інформації з меншими розрахунковими витратами; систем контролю

ядерних матеріалів і стану захисних бар'єрів АЕС, що відповідають вимогам існуючого

автоматичного контролю радіаційної безпеки (АКРБ). Рішенню таких завдань присвячена

дана дисертаційна робота, що забезпечує актуальність її теми.

Основним принципами рішення названої наукової проблеми послужили результати

ядерно-фізичних досліджень взаємодії іонізуючих випромінювань із напівпровідниками,

розробка і експериментальна перевірка фізико-математичних моделей дозиметрії і

контролю технологічних процесів та ядерних матеріалів.

4

Зв'язок роботи з науковими програмами, планами, темами

Основні наукові дослідження дисертації виконані відповідно до Енергетичної

стратегії України на період до 2030 р., затвердженої розпорядженням Кабінету Міністрів

України від 15.03.2006 № 145-р, Комплексною програмою підвищення рівня безпеки

енергоблоків атомних електростанцій, затвердженої розпорядженням Кабінету Міністрів

України від 07.12.2011 № 1270, Програмою забезпечення розвитку ядерної енергетики,

затвердженої Розпорядженням Кабінету Міністрів України від 29.08.2002 р. № 503-р,

Стратегічними напрямкам поводження з відпрацьованим ядерним паливом АЕС України,

затвердженими наказом Мінпаленерго України від 13.05.2008 р. № 261, Законом України

"Про пріоритетні напрямки розвитку науки й техніки" у рамках напрямків "4. Новітні

технології і ресурсозберігаючі технології в енергетиці, промисловості і агропромисловому

комплексі", "5. Нові речовини й матеріали" і завдань фундаментальних і прикладних

держбюджетних науково-дослідних робіт № 649-135 "Вивчення можливості навантаження

енергоблоку АЕС із ВВЕР-1000 до 110 % від номіналу з метою визначення моменту

граничного стану бар'єрів безпеки" (№ держреєстрації 0109U008453), № 683-135 "Пасивна

багатоенергетична томографія ядерного палива з метою визначення кількісних показників

безпеки об'єктів ядерної енергетики" (№ держреєстрації 0113U001453). „Розробка та

вдосконалення нормативно-технічної бази документації щодо метрологічного

забезпечення процесу діагностування та лікування” (№ держреєстрації 0115U002190),

№ 703-59 „Створення інтелектуального датчика нового покоління на основі сучасних

напівпровідникових матеріалів для систем контролю радіаційної безпеки, індивидуальної

дозиметрії (№ держреєстрації 0115U000416), № 639-59 „Вирішення задач лазерної

метрології напівпровідникових сполук з використанням інтелектуальної системи

підтримки прийняття рішень” (№ держреєстрації 0109U002614).

Мета та задачі дослідження. Метою дисертаційної роботи є розробка нових та

вдосконалення існуючих методів вимірювання іонізуючого випромінювання для

покращення якості метрологічного забезпечення контролю технологічних процесів та

радіаційної безпеки об’єктів використання ядерної енергії. Для досягнення поставленої

мети необхідно було вирішити наступні наукові задачі:

1. Створити узагальнену модель процесів дозиметрії в умовах рівноваги вторинних

частинок, утворених гамма-випромінюванням в об'ємі кристала датчика, що дозволяє

визначити призначення зразка напівпровідника створення дозиметра, або спектрометра, а

також прогнозувати основні параметри датчика.

2. Проаналізувати теоретично і експериментально переваги застосування

монокристалів CdxZn1-xTe (КЦТ) для створення неохолоджуваних датчиків гамма-

випромінювання. Розробити методи керування електрофізичними властивостями

кристалів КЦТ для датчиків гамма-випромінювання з метою забезпечення заданих

метрологічних характеристик.

3. Розробити модель детектора як єдиної метрологічної системи отримання та

обробки інформації про параметри іонізуючого випромінювання, що дозволяє

оптимізувати метод керування властивостями кристала КЦТ датчика у зв'язку з типом і

параметрами електронних блоків детектора.

4. Створити модель і макетний зразок цифрового напівпровідникового

спектрометра з максимальною роздільною здатністю для завантажень більше (105…106)с-1

5

у режимі реального часу з високим енергетичним дозволом при збільшеній потужності

дози і роботі при кімнатній температурі.

5. Розробити модель, структурну схему і дослідний зразок дозиметра з алгоритмом

корекції енергетичної залежності чутливості, що дозволяє зменшити похибку вимірювань

при збільшенні діапазону значень енергії та динамічного діапазону потужності дози

випромінювання.

6. Розробити метод обробки великих пакетів спектрів гамма-випромінювання з

метою збільшення точності їх вимірювань і повноти інформації про стан об’єктів

контролю.

7. Удосконалити методи визначення розподілу активності радіоактивних ізотопів

по об’єму об’єктів контролю з використанням пасивної алгебраїчної реконструктивної

томографії шляхом розробки нових алгоритмів.

8. Розробити та вдосконалити методи і засоби неруйнуючого радіаційно-

технологічного контролю стану захисних бар'єрів АЕС у режимі реального часу.

9. Удосконалити методику моделювання апаратурних спектрів гамма-

випромінювання з метою прогнозування метрологічних характеристик досліджуваних

методів і засобів вимірювання гамма-випромінювання.

10. Розробити комплекс індивідуального дозиметричного контролю, радіаційного

контролю об’єкта використання ядерної енергії у режимі реального часу для управляння

дозовими витратами персоналу.

Об'єкт дослідження – процеси одержання метрологічної інформації про

перетворення енергії елементарних часток під час взаємодії іонізуючого випромінювання

з напівпровідниковим кристалом датчика, перетворення і обробки отриманої інформації

електронними блоками детектора.

Предмет дослідження – методи, прилади і системи дозиметрії та спектрометрії

іонізуючого випромінювання, радіаційного контролю об’єктів використання ядерної

енергії у режимі реального часу.

Методи дослідження – системний аналіз складних технічних систем, моделювання

ядерно-фізичних процесів реєстрації іонізуючого випромінювання твердотільними

детекторами, моделювання полів іонізуючого випромінювання об’єктів контролю, методи

реконструктивної алгебраїчної томографії, дозиметрії та вибіркової радіометрії гамма-

випромінювання, експериментальні дослідження на дослідних установках і промисловому

встаткуванні.

Наукова новизна одержаних результатів роботи. Вирішено актуальну наукову

проблему створення методів і засобів дозиметрії і спектрометрії, детекторів та систем

радіаційного контролю об’єктів використання ядерної енергії у режимі реального часу,

для яких суттєво покращено такі параметри метрологічного забезпечення, як роздільна

здатність, діапазон вимірювальних енергій, невизначенність характеристик для

іонізуючого випромінювання. При цьому вперше отримані наступні наукові результати.

1. Вирішено проблему вибору матеріалів для створення неохолоджуваного датчика

гамма-випромінювання, розроблені методи керування їхніми властивостями:

доведено теоретично і експериментально перевагу застосування монокристалів

твердого розчину CdxZn1-xTe (КЦТ);

6

методом термостимульованої провідності виявлені в кристалах КЦТ центри

захоплення носіїв заряду (Ev+(0,1...0,6)) еВ, пояснена природа їх появи й впливу на рівень

шуму датчика, що зменшило в 10…20 разів невизначеність щодо шумової складової

сигналу;

розроблено, що метод термопольової обробки, який дозволяє зменшувати

концентрацію названих центрів захоплення та рівень шумів, збільшує опір і стабільність

основних електрофізичних параметрів кристалів.

2. Виявлено явище іонізаційного відпалу дефектів КЦТ при опроміненні

потужнострумовими імпульсними пучками електронів, енергія яких перевищує поріг

генерації дефектів структури, та експериментально підтверджена модель цього явища.

3. Розроблено узагальнену математичну модель перетворення енергії іонізуючого

випромінювання напівпровідниковим кристалом датчика та процесів дозиметрії, що

дозволяє прогнозувати призначення кристала КЦТ для дозиметра або спектрометра,

основні метрологічні характеристики датчика у зв'язку із властивостями кристала.

4. Розроблено теоретичні основи створення детектора іонізуючих випромінювань

як єдиної системи первинного і вторинного перетворювачів метрологічної інформації яка:

дає можливість розрахувати основні метрологічні характеристики датчика, у

тому числі максимальну чутливість, при мінімальних розмірах;

визначає параметри зарядочутливого передпідсилювача з урахуванням

особливостей розподілу у часі процесів збору вторинних носіїв зарядів в об’ємі датчика,

що зменшує вплив розкиду імпульсів сигналу на роздільну здатність;

вирішує проблему оптимізації співвідношення сигнал/шум у детекторі, з

використанням залежності енергетичного дозволу передпосилювача від ємності, напруги

зсуву і якості кристала датчика;

визначає залежність шумів детектора від об'єму кристалу і параметрів датчика.

5. Розроблено математичну модель цифрового аналізатора імпульсів для

спектрометра гамма-випромінювання, що дозволила:

визначити оптимальний спосіб вимірювання амплітуди імпульсу з метою

створення спектрометра з максимальною роздільною здатністю;

визначити розподіл імпульсів сигналу під час формування апаратурних спектрів

гамма-випромінювання;

вибрати оптимальне значення і оцінити вплив частоти дискретизації на величину

зсуву піків енергетичного спектра і роздільну здатність гамма-спектрометра.

6. Розроблено модель, що зв'язує частоту імпульсів на виході блоку детектування з

енергією випромінювання, що реєструється. Використовуваний у моделі алгоритм

дозволяє проводити корекцію енергетичної залежності чутливості з похибкою менш 7 %

для енергії випромінювання від 20,0 кеВ до 1,5 МеВ.

7. Розроблено метод моделювання апаратурних спектрів при вимірюванні гамма-

випромінювання, що скоротило витрати на розробку апаратної і програмної складових

створених у роботі систем, забезпечило прогнозування метрологічних характеристик

досліджуваних методів і засобів вимірювання гамма-випромінювання.

7

8. Вдосконалено метод обробки великих пакетів спектрів власного гамма-

випромінювання для створених у роботі систем контролю, що дозволяє збільшення

точності вимірювань спектрів.

9. Отримали подальший розвиток методи і фізичні моделі багатоенергетичної

пасивної (емісійної) реконструктивної алгебраїчної томографії, в яких, на відміну від

існуючих, використана технологія «електронного коліматора», що дозволило збільшити

кількість вимірювальної інформації та покращити співвідношення „сигнал/шум”.

Практичне значення одержаних результатів. Отримані в роботі результати є

важливими з погляду як фундаментальної, так і прикладної науки. Вони сприяли більш

глибокому розумінню складних і різноманітних процесів взаємодії гамма-

випромінювання з напівпровідниковими кристалами, послужили при розробці

теоретичних основ нових більш ефективних засобів радіаційного контролю об’єктів

використання ядерної енергії з покращенними метрологічними характеристиками.

1. Створені в роботі методи обробки кристалів використані для керування їхніми

властивостями і метрологичними характеристиками датчиків:

методом термостимулоьваної провідності (ТСП) доведена перевага високого

ступеня очищення вихідних компонентів кристалів перед легуванням для компенсації

дефектів;

застосування методу термопольової обробки (ТПО) дало можливість збільшувати

робочу напругу датчика до (200...300)В та поліпшити апаратурні спектри;

метод іонізаційного відпалу дозволив зменшити щільність дефектів і поліпшити

однорідність структурних властивостей кристалів.

2. Вдосконалено метод Бріджмена при високому тиску. Доведено переваги

застосування закритої ампули з надлишком телуру (кадмію), легування донорними

домішками (хлор, індій) в умовах надлишку телуру в кристалі, комп'ютерного керування

температурним режимом роботи багатозонної установки.

3. Розроблено два способи вимірювання амплітуди імпульсу, порівняння яких

показало:

обидва способи дозволяють одержати енергетичний дозвіл не більше 10 кеВ;

перший спосіб забезпечує точність (1...2) % меншими обчислювальними

витратами і переважніше в умовах малої частоти завантаження ( 105 с-1) та для мобільних

малогабаритних приладів;

другий спосіб дозволяє одержати роздільну здатність менше 10 кеВ і

переважніше для роботи спектрометра при завантаженні більше 106 с-1.

4. Вдосконалено алгоритми алгебраїчної реконструктивної пасивної томографії

(АРТ) визначення розподілу активності радіоактивних ізотопів по об’єму об’єктів

контролю шляхом використання технології «електронного коліматору». У цьому випадку

АРТ дозволяє:

ідентифікувати на відновлених томограмах локальне зменшення активності

більше 30 %, тобто ідентифікувати дефектний твел;

виявляти відсутність твелів у тепловиділяючих збірках (ТВЗ);

відновлювати томограми з витратами комп’ютерного часу не більше 50 с.

8

5. Розроблено засоби вимірювання потужності дози гамма-випромінювання,

зокрема запропоновано структурну схему та розроблено макетний зразок блока

детектування, що має такі істотні переваги в порівнянні з відомими приладами:

можливість аналізувати енергію з роздільною здатністю не гірше 20 кеВ;

розширений динамічний діапазон потужності дози випромінювання, що

реєструється, від фонових до аварійних режимів роботи реактора;

менше значення енергетичного еквівалента шуму;

можливість корекції енергетичної залежності чутливості з похибкою менш 7 %

для енергії випромінювання від 20,0 кеВ до 1,5 МеВ;

сумісність конструкції і вхідних сигналів з діючими БДМГ-04, -08,-41 і

можливість роботи в складі діючих систем АКРБ АЕС.

6. Вперше розроблений комплекс індивідуального дозиметричного контролю в

складі електронних індивідуальних дозиметрів (ІД) і блоку розширення (БР) з ІД. На

основі комплексу створюється система контролю радіаційної обстановки і персональної

дозиметрії, яка здатна виявляти ділянки з підвищеною радіоактивністю, вимірювати

повний набір їх метрологічних параметрів у реальному часі, дозу опромінення носія ІД,

впровадження принципу ALARA у практику роботи АЕС.

7. Розроблено систему спектрометричних вимірювань гамма-випромінювання

нового покоління при завантаженнях більше (105…106) с-1. Основними показниками

ефективності системи є:

можливість амплітудного аналізу обробки спектра, внесення результатів у базу

даних у режимі реального часу;

можливість роботи при потужності дози набагато більше 50 рад/год і при

температурі 320 К;

енергетичний дозвіл не більше (10...20) кеВ при реєстрації випромінювання з

енергією (0,2...1,5) МеВ, відповідно, та максимальній потужності дози;

лінійність енергетичної залежності дозволу;

застосування в CdZnTe-датчиках напівсферичної геометрії кристала, що

забезпечує збір заряду одного знака і роботу без охолодження.

8. Розроблено комплекси засобів визначення стану захисних бар'єрів радіаційних

об'єктів. Їх робота заснована на вимірюванні спектрів власного гамма-випромінювання

технологічних середовищ АЕС у режимі реального часу:

комплекс неруйнуючого контролю протікання парогенератора по активності 16N для кожної петлі теплоносія; застосування в ньому декількох CdZnTe-детекторів

дозволило збільшити чутливість системи до 10 кеВ і надійність її на 30 %;

комплекс контролю герметичності оболонок (КГО) твелів ТВЗ, ефективність

якого збільшена за рахунок застосування вдосконаленого в роботі методу пасивної

томографії з немоноенергетичними вимірами.

9. Вперше розроблений і створений портативний цифровий спектрометр гамма-

випромінювання для радіаційної розвідки в польових умовах. Відмінними рисами таких

приладів є:

застосування CdZnTe-датчиками з компланарною і квазісферичною геометрією

кристала, що підвищує чутливість на (10…20)%;

9

використання цифрових методів фільтрації за формою імпульсу, реалізованих у

цифровому спектрометрі.

Виготовлені комплекти таких гамма-спектрометрів мають енергетичну роздільну

здатність 10 кеВ, що відповідає основним вимогам застосування в програмі міжнародних

гарантій нерозповсюдження ядерних матеріалів.

10. Розроблено прототип цифрового гамма-спектрометра із застосуванням

багатоелементного CdZnTe-датчика як подальший розвиток спектрометра гамма-

випромінювання для радіаційної розвідки в польових умовах з забезпеченням визначення

розподілу активності радіоактивних ізотопів по об’єму об’єктів контролю шляхом

використанням технології «електронного коліматору».

Особистий внесок здобувача. Основні результати теоретичних і

експериментальних лосліджень отримані здобувачем самостійно. Із публікацій, написаних

у співавторстві, здобувачу належать: [1] – написані розділи 1.4, 2.2, 2.3, 3.1, 4.1, 4.3; [2] –

поставлена задача проектування; [3] – виконан аналіз впливу методики віджигу на

метрологічні характеристики кристалів; [4] – обгрунтовано вплив структури системи на

точність отриманих результатів; [5] – розроблено крітерій порівняння; [6] – обгрунтована

ефективність пристрою з точки зору метрологичної якості; [8] – запроваджена методика

радіаційної модіфікації приладів; [9] – запропонована методика оцінки впливу іонізуючих

випромінювань на параметри з’єднання; [10] – запропоновано крітерій класифікації; [12] –

запропонована методика вибору індикаторів; [13] – запропонована методика вибору

випромінювань; [14] – запропоновано крітерії регулювання; [15] – запропонована

технологія відпалу; [16] – проведен аналіз метрологічних характеристик методів; [17] –

запропонована методика; [18] – виконан аналіз впливу структури інформаційно-

вимірювальних систем та їх метрологічну якість; [21] – запропонована структурна схема;

[22] – запропонована методика пониження струмів втечі у кристалах монокристалів

CdZnTe для покращення метрологічних характеристик детектора; [23] – запропонована

методика покращення метрологічних характеристик детектора; [24] – проведен аналіз

метрологічних характеристик методів; [25] – отримани результати результати

експеріментальних досліджень; [26, 27, 28] – обгрунтована ефективність пристрою з точки

зору метрологичної якості.

Апробація результатів роботи. Основні результати дисертаційного дослідження

доповідалися на міжнародних і вітчизняних науковій конференціях, а саме: ANIMMA.

Third International Conference on Advancements in Nuclear Instrumentation Measurement

Methods and their Applications, Marseille, 2013; 17 Международная научно-техническая

конференция „Электромагнитные и акустические методы неразрушающего контроля

материалов и изделий ЛЕОТЕСТ – 2012”, Славське Львовской области, 2012 рік; Тези

доповідей 4-ої науково-практичної конференції студентів і молодих вчених „Методи та

засоби неруйнівного контролю промислового обладнання”, Івано-Франківськ, 2013 рік;

Тези доповідей IХ Міжнародної науково-практичної конференції «Військова освіта та

наука: сьогодення та майбутнє», Київ, 2013 рік; Тези доповідей 4-ої Всеукраїнської

науково-практичної конференції молодих вчених і студентів „Проблеми технічного

регулювання та якості”, Одеса, 2014 рік; Тези доповідей VII Міжнародної науково-

практичної конференції „Сучасні проблеми і досягнення в галузі радіотехніки,

телекомунікацій та інформаційних технологій”, Запоріжжя, 2014 рік; Тези доповідей ХI

10

Міжнародної науково-практичної конференції «Військова освіта та наука: сьогодення та

майбутнє», Київ, 2015 рік; Матеріали Всеукраїнської науково-технічної конференції з

міжнародною участю «Лазерні технології. лазери та їх застосування», Дрогобич:

Дрогобицький державний педагогічний університет імені Івана Франка, 2013 рік; Труды II

международной научно-практической конференции «Современные информационные и

электронные технологии », Одесса, 2015 рік; Матеріали Всеукраїнської науково-технічної

конференції з міжнародною участю «Лазерні технології. лазери та їх застосування»,

Дрогобич: Дрогобицький державний педагогічний університет імені Івана Франка, 2015

рік.

Публікації. За матеріалами дисертаційних досліджень опубліковано 57 наукових

праць, з них 28 - статті в наукових міжнародних і вітчизняних виданнях, з них 4

одноосібні, 1 монографія, 3 патенти.

Структура і обсяг дисертації. Дисертаційна робота складається із вступу,

6 розділів, загальних висновків, списку використаних літературних джерел з 265

найменувань бібліографічних посилань, 2 додатків. Загальний обсяг роботи – 432

сторінки, з них 228 сторінок - основний текст, включаючи 109 рисунків і 17 таблиць.

ОСНОВНИЙ ЗМІСТ РОБОТИ

У вступі до дисертації представлено загальну характеристику стану проблеми,

обгрунтовано актуальність теми дослідження, сформульовано мету й задачі роботи,

показано зв'язок її з науковими програмами, планами та темами організації, де

виконувалася робота, вказано об'єкт, предмет і методи досліджень. Визначено й

обгрунтовано наукову новизну та практичне значення одержаних результатів. Наведено

інформацію щодо апробації результатів, особистого внеску автора дисертації, структури

та обсягу роботи. Виконано постановку задач, що полягає в розробці узагальненої моделі

детектора на основі КЦТ датчика, створенні структурних схем і макетів дозиметра й

цифрового спектрометра нового покоління, розробці методів обробки великих пакетів

спектрів, створенні комплексів засобів неруйнуючого контролю стану захисних бар'єрів

АЕС і індивідуального дозиметричного контролю персоналу.

У першому розділі наведені класифікація і порівняльний аналіз засобів та методів

контролю іонізуючих випромінювань. Показано сучасні вимоги до регламенту

радіаційного контролю з метою досягнення припустимої похибки визначення дози

опромінення. Проведений аналітичний огляд наукових праць в області дозиметрії і

спектрометрії іонізуючих випромінювань. Наведено сучасні основи теорії і практики

вимірювань, порівняльна оцінка таких методів і засобів, як іонізаційний, сцинтиляційний,

твердотільний. Показано їх основні переваги та недоліки. Зроблено висновок про переваги

напівпровідникових датчиків, показані перспективи створення на їх основі

неохолоджуваних приладів, здатних вирішувати поставлені в роботі задачі. Однак

сьогодні не вирішений ряд технологічних питань одержання необхідних властивостей,

вибору оптимальної конструкції кристала і режимів роботи датчика. Показано

необхідність удосконалювання електронних блоків детектора з метою збільшення

роздільної здатності, зменшення рівня шумів, адаптації їх до умов роботи в існуючих

системах контролю АЕС. Ці та інші задачі є програмою теоретичних і експериментальних

досліджень дисертаційної роботи.

11

Другий розділ присвячений проблемі вибору матеріалу напівпровідникових

датчиків, аналізу принципів і моделюванню процесів дозиметрії. Вибір напівпровідника

для виготовлення ефективних датчиків гамма-випромінювання проводиться на основі

аналізу наступних основних параметрів: атомний номер Z елементів кристалічної гратки;

велика рухливість обох носіїв заряду і великий час життя ; ширина забороненої зони

зЕ , що повинна бути досить великою; низька енергія утворення електроно-діркової

пари Е.

Введення необхідних обмежень значно скорочує число можливих для

використання в датчиках сполук і елементів. По-перше, розглянемо бінарні сполуки, щоб

уникнути труднощів стехіометричності складних сполук. По-друге, будемо мати на увазі

тільки сполуки з Z 50. Цим двом умовам відповідають близько 100 бінарних сполук.

Третє обмеження встановлює границі ширини забороненої зони матеріалу з

Е . Оцінки

показують, що для забезпечення нормальної роботи датчика при кімнатній температурі

ширина забороненої зони повинна бути не менш 1,5 еВ. Її верхня границя визначається

рухливістю носіїв і не перевищує 2,5 еВ. Введення таких обмежень зменшує число

сполук-претендентів приблизно до 20. Тепер спектрометричні детектори найчастіше

виготовляють на основі СdТе, GаАs і HgI2.

Телурид кадмію став першим матеріалом із широкою зоною, на основі якого були

виготовлені неохолоджувані детектори гамма-випромінювання. Перспективність GdТе

для виготовлення неохолоджуваних спектрометрів гамма-випромінювання обумовлена

великою шириною забороненої зони (Ез = 1,47 еВ), досить високою рухливістю електронів

і дірок (n = 1100 см2/(В.с), h =100 см2/(В.с)) при кімнатній температурі, великим

ефективним атомним номером (Zеф = 48,52). Перші детектори з товстими чутливими

шарами мали дозвіл 5,5 % для енергії гамма-квантів 662 кеВ, що показало можливості

створення спектрометричних детекторів, які працюють при кімнатній температурі.

Удосконалення методів вирощування НgI2 дозволило значно збільшити чутливий

об'єм датчиків і досягти істотних результатів. Так, наприклад, на датчику розміром

10х8х0,5 мм був отриманий дозвіл 1,2; 2,0 і 4,5 кеВ при енергії 60; 122 і 662 кеВ,

відповідно. Проте, наведені розміри ще недостатні для створення високоефективних

спектрометрів. Більшість датчиків на основі НgI2 із чутливими шарами більш 1 мм мають

погані спектрометричні якості через малу дрейфову довжину носіїв.

Порівняльна оцінка можливостей застосування розглянутих бінарних сполук для

створення НПД показують їх переваги в порівнянні з елементарними напівпровідниками.

Серед бінарних сполук безсумнівні переваги має СdTе. Однак цей матеріал не може

вирішити всі задачі й усунути відомі недоліки існуючих НПД. Такими можливостями

володіють тверді розчини широкозонних сполук. Серед них найбільш перспективні CdTe

– ZnTe, що утворюють широкозонні тверді розчини CdxZn1-xTe (КЦТ або СZT).

Основним недоліком широкозонних напівпровідникових матеріалів при

використанні їх як детекторний матеріал є порівняно малі і відзначні один від одного

значення транспортних характеристик електронів e

)( і дірок h

)( . Рухливість

електронів і дірок відрізняється в 10-100 разів залежно від застосовуваної технології

вирощування кристалів. Це спричиняє великі втрати заряду в процесі його збору й, як

12

наслідок, невисоке (у порівнянні з теоретично досяжним) енергетичний дозвіл датчиків,

особливо у високоенергетичній області. Для усунення цього недоліку використовуються

різні методи. Наприклад, створюються датчики спеціальної геометрії, у яких реалізуються

умови однозарядового збору.

Теоритично енергетичний дозвіл для CdTe і CdZnTe визначається статистичними

флуктуаціями кількості електронно-діркових пар, що утворюються при взаємодії гамма-

випромінювання з активною речовиною датчика, і може бути розраховано по наступній

формулі:

E

F

NE

FWHN

35,2

35,2, (1)

де FWHM енергетичний дозвіл (ширина піка повного поглинання по напіввисоті); E

енергія гамма-випромінювання, що реєструється; N середнє число створених

електронно-діркових пар; F фактор Фано; статистичні флуктуації; середня

енергія утворення однієї пари носіїв заряду.

Використовуючи значення =4,5 еВ і F=0,15, одержимо, що теоретичне мінімальне

значення енергетичного дозволу складе 200 еВ при реєстрації випромінювання з енергією

10 кеВ і 610 еВ, 1,5 кеВ при реєстрації випромінювання з енергією 100 кеВ і 600 кеВ,

відповідно. Разом з тим, масове застосування CdTe не спостерігається. Це пов'язано з тим,

що одержання CdTe високої якості складне завдання. Кристали Cd1-xZnxTe і CdTe

вирощували із стехіометричного розплаву методом Бріджмена і з розчину в розплаві

телуру у вертикальної трьохзонної печі. Проведено дослідження залежності електричних

властивостей і структурної досконалості кристалів Cd1-xZnxTe і CdTe від умов росту,

легування та термообробки.

У даній роботі пропонується методика, що забезпечує велику продуктивність і

точне дотримання структури монокристалу. При використанні такої методики виробникам

(табл.1) були отримані злитки монокристалів з наступними параметрами: до 100 мм у

діаметрі; до 2 кг; питомий опір (102…104)Омсм; тип провідності n або p залежно від типу

контейнера; спектральне пропущення 60-65 % у діапазоні (2...25)нм; щільність дислокацій

(3104…1105)см-2. Були отримані пластини монокристалу CdZnTe з (111) орієнтацією

площею близько 30 см2 з гомогенним розподілом Zn, без включень Te і мікродзеркально -

симетричних структур. У даній роботі досліджені властивості кристалів CZT вітчизняного

виробника АТ «Завод "Чисті метали"» груп Ч, Д, С, отриманих у різний час (табл. 1).

Зразки являють собою монокристали Cd1-xZnxTe (x=0,06) у формі паралелепіпеда

розмірами (5…9)(5…9)2 мм. Омічні контакти покривали найбільші грані й

створювалися хімічним нанесенням золота.

Вихідні спектри від джерела гамма-випромінювання 137Cs вимірялися при напругах

50 і 100 В. Приклади типових вихідних спектрів кристалів наведені на рисунку 1.

Нормальний режим збирання зарядового пакета поглиненого гамма-кванта вимагає

створення електричних полів (1...2)105 В/м, що при товщині кристала 2 мм відповідає

робочій напрузі 200…400 В. Однак тривалий вплив електричного поля протягом 100-200 г

уже при 0,5104 В/м різко збільшує рівень шуму і в 10...40 разів зменшує питомий опір

вихідних кристалів.

13

Таблиця 1. Основні властивості кристалів КЦТ виробництва АТ «Завод "Чисті метали"»

№

зраз.

Uкр,

В

Rкр.+,

ГОм

Rкр-,

ГОм

Пит.опір+,

ГОм.см

Пит.опір-,

ГОм.см

d,

мкм

S,

мм2

зав. лаб. зав. лаб зав. лаб зав. лаб

5Ч-01 100 2,4 0,89 1,9 0,80 3,5 1,3 2,7 1,18 1770 5,25

5Ч-03 100 1,9 1,08 1,6 1,00 3,0 1,68 2,5 1,56 1870 5,65,2

5Д-02 100 1,8 1,33 1,3 1,15 3,4 2,50 2,5 2,16 1645 6,25

5Д-03 100 2,2 1,22 1,9 1,10 3,3 1,81 2,9 1,64 1790 5,35,1

5С-02 100 1,9 2,00 1,4 2,00 2,5 2,58 1,8 2,58 1635 4,64,6

5С-03 100 1,4 1,60 0,9 1,43 1,7 2,03 1,2 1,82 1600 4,54,5

5Д-01 100 0,23 0,22 0,43 0,41 1790 5,35,1

Виникло припущення, що різке зростання струму і шумів обумовлено значною

концентрацією центрів захоплення носіїв заряду з Е=0,6 еВ, нерівномірно розподілених по

ширині забороненої зони CdZnTe. При охолодженні до мінус 150 С шуми кристала і струм

зменшувалися в десятки разів, що дозволяє говорити про термопольовий характер

механізму збудження цих центрів.

Для керування властивостями кристалів в роботі використані відомі й розроблені

нові методи: термостимульованої провідності, термопольової обробки, радіаційної

обробки. Для оцінки енергетичної глибини й розподілу центрів захоплення носіїв заряду

в роботі використаний метод термостимульованої провідності (ТСП). Створено установку

для вимірювання спектрів ТСП кристалів.

Рисунок 1 Апаратурні спектри 137Cs, вимірювані детектором на CdZnTe виробництва АТ

«Завод "Чисті метали"»

60

50

40

30

20

10

0

n

1300 1500 1700 1900 канал 2100 2300 2500 2700

120 B

90 B

60 B

14

На кривій спектра ТСП з'являються максимуми, що відповідають наявним центрам

захоплення (1 на рис. 2). Змінюючи 1T і 2T , при різних constdt

dT , можна визначити

енергію центрів Ea і оцінити їх концентрацію Na . У випадку відсутності центрів

залежність TfI є експонентною (2 на рис. 2).

Вимірювання спектрів ТСП на вихідних зразках показало наявність значної

концентрації центрів захоплення, розподілених у забороненій зоні в діапазоні значень

енергії 0,1...0,6 еВ від стелі валентної зони.

У літературі висловлювалися припущення про можливості переміщення деяких

видів власних дефектів у матеріалах групи А2В6 (CdSe, CdTe) під одночасним впливом

електричного поля й підвищеної температури – термопольовій обробці (ТПО). У цьому

випадку з'являється можливість зменшення концентрації власних дефектів у кристалі при

ТПО через анігіляції вакансії з міжвузловинними атомами, а також виділення вакансій у

кластери і з виходом на поверхню кристала. З метою перевірки можливості практичного

використання зазначеного явища, на кристалі ДТКВ-5С-03 була проведена серія ТПО при

Т=102-107 0С та напрузі 400 В протягом 6 годин (табл. 1).

Рисунок 2 Спектр термостимульованої провідності CdZnTe: 1 кристал має центри

захоплення в забороненій зоні, 2 центри захоплення в забороненій зоні відсутні

Виявлено, що в результаті проведення ТПО значно зменшилася концентрація

центрів захоплення, рівномірно розподілених у забороненій зоні. Приблизно в 5...8 разів

зменшилася амплітуда шуму, що дало можливість підняти робочу напругу кристала до

(200...300)В. Крім того, проведення ТПО стабілізує довгострокові характеристики

кристала і його надійність, збільшує опір кристала на 20 % (з 1,2 ГОм до 1,5 ГОм).

Порівняння тестових спектрів кристалів від джерела 137Cs до (рис. 1) й після ТПО

показало загальне поліпшення їх форми, оскільки стали доступні більш високі робочі

напруги. Правий скат піка повного поглинання стає крутіше.

Радіаційне керування властивостями CdTe і CdZnTe вивчалося за допомогою

впливу швидких і теплових нейтронів, швидких електронів і гамма-квантів.

Опромінення тепловими нейтронами приводить до утворення структурних

дефектів, тобто в цьому випадку спочатку створюються дефекти відомої природи. Аналіз

I

1

2

T1 T2 T

15

ядерних реакцій, що протікають при взаємодії теплового нейтрона з CdTe, показує, що

повинні створюватися великі концентрації дефектів у підгратці Cd:

114114113 )( CdCdnCd .

Збуджене ядро 114Cd при випромінюванні гамма-кванта одержує енергію віддачі.

Якщо вона достатня для переходу 114Cd з вузла в міжвузловиння, то утвориться простий

дефект Френкеля. Середня енергія віддачі ядра визначається з відомого співвідношення:

dEMc

EfEE

E

від 2

2max

0 2

)( , (2)

де

E енергія гамма-кванта; )(

Ef функція розподілу з імовірністю переходу

E ;

М маса ядра віддачі; max

E максимально можлива енергія гамма-кванта.

Із цього співвідношення методами чисельного інтегрування підрахована середня

енергія віддачі 143від

E еВ. Радіаційний поріг утворення дефекту в гратці CdTe для

атомів Cd і Te ~ (7÷8)еВ. Отже, атом віддачі на своєму шляху може вибивати з вузлів біля

десяти атомів Cd і Te.

Внесок швидких нейтронів був незначний у порівнянні з тепловими нейтронами.

Цим CdTe і CdZnTe відрізняються від інших напівпровідників, де основний ефект

звичайно обумовлений взаємодією швидких нейтронів із кристалічною граткою.

Кристали n-типу. Вимірювання електропровідності й постійної Хола показали, що

при опроміненні дозами нейтронів 1.1016 см-2 і більше в зразках, що мають концентрацію

носіїв 1.1016 см-3, спостерігається інверсія типу провідності (n-провідність переходить в

p-провідність). У зразках, що мають вихідну концентрацію 1.1017 см-3 і більше, потоки

нейтронів аж до 5.1018 см-2 інверсії не викликали. Але спостерігається зниження

рухливості й підвищення опору зразків. Сукупність експериментальних фактів можна

пояснити виникненням при опроміненні подвійних акцепторних центрів.

Кристали p-типу. Були досліджені низькоомні зразки з концентрацією носіїв

5.1015 см-3 і високоомні з концентрацією 7.1014 см-3. Дослідження температурної

залежності ефекту Хола показало, що до опромінення в низькоомних зразках, крім рівня

17,0E еВ, є рівень 05,0

E еВ, а у високоомних – тільки рівень 17,0

E еВ.

Опромінення кристалів p-типу дозами нейтронів від 1.1015 до 1.1019 см-2 показало, що ці

кристали набагато менш чутливі до нейтронного опромінення, ніж n-CdTe.

Таким чином, можна зробити висновок, що в кристалах CdTe і CdZnTe теплові

нейтрони створюють радіаційні центри, які проявляють себе як акцептори. Вони

створюють у забороненій зоні кристалів p-типу рівні 17,0

E еВ і в кристалах n-типу –

рівні 06,0c

E еВ.

Вплив швидких електронів. Монокристали піддавали електронному опроміненню

на лінійному прискорювачі ( 450U кВ і 20j мкА/мм2) протягом 40 хв. На відміну від

гамма-опромінення електронний вплив при кімнатній температурі приводить до сильної

ерозії поверхні й виникненню овальних скупчень, у центрі яких чітко видно окрему фазу.

16

Виявлено, що при опроміненні напівпровідникових кристалів потужними

(потужнострумовими) імпульсними електронними пучками високих енергій

структурні властивості зразків поліпшуються, тобто відбувається відпал їх дефектів. У

даній роботі проведено теоретичне й експериментальне дослідження, що дозволили

з'ясувати фізичну суть даного явища й одержати нові результати, пов'язані з

використанням більш коротких, потужних і енергійних пучків електронів. У нашому

випадку під їх впливом відпал кристалів відбувався не через кілька годин або доби, а

безпосередньо після закінчення імпульсу опромінення. Цей ефект автори пропонують

назвати «іонізаційним відпалом». Механізм його дії можна пояснити таким чином.

При збудженні напівпровідникового кристала потужнострумовим імпульсним

електронним пучком з енергією вище порога генерації дефектів (E0≥0,3÷1 МеВ,

j=15÷300 A/см2 і t=0,1÷10 нс) у ньому відбуваються процеси генерації, по-перше,

нерівноважної електронно-діркової плазми високої щільності й, по-друге, нерівноважних

дефектів, а саме пара Френкеля – впроваджений у міжвузловиння атом - вакансія.

В області опромінення зразка потужним електронним пучком всі рівні енергії

зв'язаних станів, внаслідок екранування і іонізації, практично повністю зникають. Це різко

збільшує рухливість атомів кристала й швидкість їх дифузії.

Таким чином, міжвузлові атоми і вакансії виникають при опроміненні інтенсивним

імпульсним електронним пучком в однаковій кількості і зникають (тобто заліковуються)

шляхом взаємної рекомбінації при відпалюванні протягом імпульсу опромінення завдяки

взаємодії з електронно-дірковою плазмою високої щільності. При цьому зразок практично

не нагрівається, тому такий відпал названо «іонізаційним».

Проведені дослідження показали, що компенсовані хлором кристали CdZnTe

недостатньо стабільні в сильних електричних полях. Це ускладнює їх використання в

якості датчиків гамма-випромінювання. Очевидно, що підвищення питомого опору

кристалів варто досягати не компенсацією хлором, а більш високим ступенем очищення

матеріалу від залишкових домішок, зниженням концентрації власних дефектів.

Досліджено залежності струму витоку від прикладеної напруги для датчиків,

виготовлених з CdZnTe (вирощені HPB методом) і CdTe (вирощені THM методом). Струм

витоку для 442 мм CdZnTe-датчиків становить 4 нА при температурі 20 0С. Таким

чином CdZnTe має значні переваги в порівнянні з CdTe. Малий струм витоку, великий

питомий опір і гарні транспортні характеристики електронів ee=(0,5...5,0)10-3 см2/В

HPB CdZnTe-кристалів дозволяють забезпечити високоякісні спектрометричні виміри при

кімнатній температурі.

Розглянуті результати дозволили запропонувати оптимальні умови виготовлення й

застосування кристалів.

Запропоновано модель процесів дозиметрії стосовно до методу зондів.

Зв'язок між дозою випромінювання MD , поглиненої в певному матеріалі, і

значенням М, обмірюваним зондом, задається чутливістю :

M

S

M D

D

D

M , (3)

де SD

M власна чутливість зонда; (4)

17

SD енергетична доза, усереднена по об'єму зонда.

Залежність відношення M

S

D

D від властивості випромінювання в значній мірі

визначається розмірами зонда й ефективних порядкових номерів еф

Z зондової речовини й

матеріалу.

Формула для розрахунку ефективного порядкового номера сполуки:

,0

1

0

1

4

i i

iiiiеф ZnZnZ (5)

де i

n - частка атомного номера елемента i у загальному атомному номері сполуки.

Розрахунок чутливості значно спрощується, якщо в області вимірювання і у зонді

або має місце рівновага вторинних ча сток, або виконуються умови Брегга-Грея.

У першому наближенні напівпровідниковий детектор можна розглядати як

іонізаційну камеру з твердим діелектриком між електродами. Твердотільні камери мають

безсумнівні переваги перед газонаповненими. По-перше, у чутливому об'ємі цих камер

утримується набагато більша маса речовини, ніж у газовому проміжку. По-друге, і це ще

більш важливо, твердотільні камери мають істотно кращий енергетичний і часовий дозвіл,

що пов'язано з іншими, ніж у газонаповненій камері, процесами утворення та руху носіїв

зарядів.

Оцінимо мінімальне значення припустимого питомого опору наповнювача плоскої

камери. Вважаючи, що щільність носіїв описується розподілом Пуассона, одержуємо для

стандартного відхилення

)( eR

tUn , (6)

де U прикладена напруга; t час дрейфу носіїв; R опір наповнювача.

Для питомого опору:

62

10)(

Ede

tsU , (7)

де s площа детектора; d відстань між електродами; середня енергія носіїв заряду.

Час проходу носіями відстані d дорівнює максимальному часу збору носіїв,

створених зарядженою часткою, U

dt

2 , а питомий опір:

62

10)(

1

eEV , (8)

де V об'єм камери, см3.

При кімнатній температурі рухливість носіїв у діелектриках (ізоляторах або

напівпровідниках) за порядком величини дорівнює 103 см2/(В.с), а 3÷7 еВ.

18

Приймаючи V = 1 см3 і Е = 1 МеВ, одержуємо з (8), що мінімально припустиме значення

питомого опору приблизно дорівнює 1010 Ом.см.

У третьому розділі розроблена модель детектора як єдиної системи, що

складається з первинного перетворювача енергії ІІ в електричний сигнал –

напівпровідникового датчика, і вторинного перетворювача цього сигналу – електронного

блоку.

Характеристики детектора визначаються, головним чином, фізичними

властивостями кристала напівпровідника як чутливого елемента первинного

перетворювача, а також особливостями процесу реєстрації електричного сигналу.

З результатів досліджень розділу 2 видно, що таким вимогам відповідають

монокристали CdZnTe, що пройшли термопольову обробку. Створена модель

використовує фізичні процеси в датчику на основі таких кристалів.

Структурна схема напівпровідникового датчика і схема включення

передпосилювача вторинного перетворювача, тобто всього детектора, представлені на

рисунку 3.

Однієї з важливих характеристик датчика є рівень паразитних складових сигналу –

шумів, не пов'язаних з фізичними процесами взаємодії кристала з ІІ. Рівень шумів

визначає мінімальний поріг реєстрації енергії ІІ. Хаотично складаючись із корисними

сигналами, шуми «розмивають» вихідний амплітудний спектр. Розподіл шумів по

амплітуді – гауссовське:

22

2)(

2

1)(

Ui

U

eUp

, (9)

де 2 дисперсія або середньо квадратичне відхилення амплітуди Ui від середнього

значення

U .

Ширину кривої на напіввисоті називають дозволом 2

1 (ПШПВ). Підставивши в

рівняння (9) значення )(2

1)( UpUp , маємо 36.2

2

1 .

Часто при оцінці шумових властивостей підсилювачів використовується

відношення сигналу до шуму шU

U . Знаючи і сигнал, неважко визначити

шU й

2

1.

В еквівалентній схемі передпосилювача враховують два основних джерела шуму.

Перший включений паралельно джерелу сигналу й вхідної ємності С і тому називається

паралельним шумом. Він викликаний зворотним струмом датчика iД і вхідним струмом

затвора польового транзистора iПТ, а також опорами витоків у кристалі і резисторами P

R ,

включеними паралельно входу.

Паралельний шум частотно незалежний, але створювана ним на вхідній ємності С

напруга, так само як і вхідний сигнал, залежить від частоти обернено пропорційно:

19

2

2

)(

114

CRkT

f

u

p

p

. (10)

Інше джерело шуму вхідного каскаду визначається вхідним підсилювальним

приладом, принципом його посилення. Цей шум не залежить від вхідних елементів.

Інтенсивність послідовного шуму є частотно-незалежна і визначається:

Ss kTRf

u4

2

. (11)

Сумарна шумова напруга джерел шуму на вході підсилювача дорівнює:

(12)

де )(N – спектральна щільність вхідних шумів; f – вузька диференціальна

смугапропущення частоти

2f .

Частотна характеристика K() спектрометричних підсилювачів простирається від

низьких до високих частот і рівень шуму ш

U на виході підсилювача визначається

інтегральним виразом:

dKNUш

20

2 )()(2

1 . (13)

Вибір найкращої частотної характеристики спектрометричного тракту з метою

одержання максимального відношення сигналу до шуму становить сутність оптимальної

фільтрації.

а) б)

Рисунок 3 Структура датчика (а) і еквівалентна схема (б) включення

напівпровідникового детектора: позначення - у тексті

Au Al p n

+ + + + +

- - - - -

W

L

СS

СД

D

RL

RS

Rν

1

,22

2 )()411

4( fNff

AkTR

CRkTU

f

sp

ш

20

Знайти формуючі ланцюги можна, якщо використати деякі висновки теорії

оптимальних методів радіоприймання, розробленої В. А. Котельніковим і ін. Відповідно

до цієї теорії квадрат максимально можливого відношення сигналу до шуму дорівнює:

d

U

U

шмакс

)(

)(2)(

2

2

0

2

, (14)

де )(U й )(ш

U спектр сигналу й шумів на вході підсилювача, відповідно.

Тоді рівень шуму на виході підсилювача визначається інтегральним виразом:

28

4

84

)1()(

2

1

2

2

222

22

0f

P

Sш

A

RC

kTRkTdNU

. (15)

У спектрометричній практиці для оцінки шумів підсилювачів частіше

використовують не стандартне відхилення Е , а ширину розподілу на рівні 0,5

максимального значення. Цю величину у вітчизняній літературі називають енергетичним

дозволом:

EE

35,22

1 . (16)

Сумарний шумовий внесок в енергетичний дозвіл можна приблизно представити у

вигляді двох доданків:

ДS

ЕДSS

ТПEC

RС

RRC

0222

..2 )()( . (17)

Таке подання шумових властивостей підсилювачів справедливо не тільки для

CR-RC формування, але й для будь-якого формувача.

Представлена модель первинного перетворювача дозволяє з врахуванням реальних

властивостей кристала розрахувати залежності енергетичного еквівалента шуму від

постійної часу вхідного каскаду попереднього підсилювача.

Збільшення напруги зсуву збільшує рівень шуму. Однак у використовуваному

діапазоні значень не перевищується граничне значення енергетичного еквівалента шуму

10 кеВ (при напрузі зсуву до 700 В).

Рисунок 4 дозволяє зробити висновок про можливості роботи датчика на основі

CdZnTe без додаткового охолодження із припустимим рівнем шуму. Як видно з виразу

(17), збільшення ємності квазілінійно збільшує рівень шуму.

Розроблена модель дозволила висунути вимоги до властивостей кристала датчика і

параметрам електронної схеми вимірювання його сигналу.

Подальше поліпшення показників роботи детекторів, можливо шляхом створення

багатоканального аналізатора, що забезпечує селекцію вхідного сигналу за формою

імпульсу при більших завантаженнях. Застосування цифрової обробки сигналів у

спектрометрах гама-випромінювання дозволяє забезпечити більші значення дозволу,

стабільності й навантажувальній здатності (вхідного завантаження) у порівнянні з

аналоговими методами.

21

Рисунок 4 Залежність енергетичного еквівалента шуму (кеВ) від часу формування для

різних значень температури: О - +25о; □ -15 о; - - - -35 о

При проектуванні аналізатора проведене порівняння двох способів визначення

амплітуди, що відрізняються по роздільній здатності і обчислювальних витратах: перший

визначення різниці локальних мінімумів і наступного максимуму; другий визначення

різниці послідовних максимумів.

На рисунку 5 наведене позамаштабне зображення типового відрізка вихідного

сигналу передпосилювача, що містить два імпульси. Тривалість переднього фронту

окремого імпульсу t 20 нс, постійна спаду заднього фронту 20 мкс. Амплітуда

виражена в дискретах АЦП. Найбільш простий перший спосіб визначення амплітуди

імпульсу в такій вхідній послідовності знаходження різниці між локальним мінімумом і

наступним локальним максимумом. Введемо наступні позначення вхідного сигналу:

)(1

tf функція, що описує спад першого імпульсу; )(2

tf функція, що описує спад

другого імпульсу.

Тоді по першому способі амплітуда другого імпульсу знаходиться як:

2132* tftfA , (18)

де 3

t й 2

t моменти часу, позначені на рисунку 7.

Правдива амплітуда імпульсу:

3132tftfA . (19)

Звідси помилка визначення амплітуди дорівнює:

3121* tftfAAdA . (20)

Оскільки постійна спаду імпульсів визначається фізичними характеристиками

датчика і передпосилювача, то вона має постійну величину для всіх вхідних імпульсів.

Тоді абсолютну величину вхідного сигналу в момент часу 1t можна виразити в такий

спосіб:

nn

neAtf

011

, (21)

22

де n

A амплітуда n-ого імпульсу; n час між максимумом n-ого імпульсу й моментом

1t ; nn eA

абсолютна величина «хвоста» n-ого імпульсу в момент

1t .

Аналогічно для моментів часу t2 і t3:

11)(

021 tfeeAtf tt

nn

n

, (22)

11)(

031 tfeeAtf TT

nn

n

, (23)

де 12 ttt , 13ttT .

Підставляючи (22) і (23) в (20), одержимо:

Tt eetfdA 11

. (24)

Оскільки

tTttttt 2313 , (25)

де 23 ttt тривалість переднього фронту, тоді:

111tT eetfdA

. (26)

З виразу (6) видно, що помилка визначення амплітуди по першому способу

залежить від останнього максимуму сигналу 11 tf (сума амплітуди останнього імпульсу і

спадів від попередніх імпульсів), часу між останнім і певним імпульсами Т та тривалості

переднього фронту обумовленого імпульсу t :

tTtfФdA ,,11 . (27)

Рисунок 5 Аналіз структури типового фрагмента вхідних імпульсів передпосилювача

900

800

700

600

500

400

300

200

100

0 0,25×10-5 0,5×10-5 0,75×10-5 1×10-5 1,25×10-5 1,5×10-5

Час, с

Ам

пл

ітуд

а

t1 t2 t3

f1(t)

f2(t)

dA

23

Для якісного аналізу отриманої залежності від величини завантаження

спектрометра (кількість імпульсів, що реєструються за 1 с) будемо вважати, що на вхід

надходять імпульси однакової амплітуди А. Тоді математичне очікування на вході АЦП:

MT

nT

nампл

e

AМeAM

10, (28)

де М

Т математичне очікування періоду проходження імпульсів; 31 FТМ , де

3F частота завантаження.

Підставляючи (28) в (26), одержуємо:

1

1

МT

t

Мe

eAdA

. (29)

На рисунку 6 наведено графік залежності математичного очікування помилки

залежно від частоти завантаження для А=700, 91020 t с, 61020 с. Із графіка

видно, що величина помилки при частоті завантаження порядку 106 с-1 може досягати

1-2 %.

Цієї помилки можна уникнути, якщо виходити з того, що коефіцієнт залежить

від датчика й передпосилювача, тобто є постійною величиною для конкретного

спектрометра і може бути визначений дослідним шляхом. Зокрема, використовуючи

позначення на рисунку 5, одержимо:

t

tftf

2111 lnln . (30)

Тоді формула для другого способу визначення амплітуди приймає наступний вид:

1132 tfetfA T . (31)

Платою за збільшення точності в цьому способі є збільшення об'єму обчислень. Це

повинно прийматися в розрахунок при побудові спектрометрів, що функціонують у

реальному масштабі часу.

Для більш повного зіставлення роздільної здатності описаних вище способів на

основі розробленої вище моделі проведене моделювання процесу вимірювання амплітуди

імпульсів.

У даній роботі вперше створені на основі згаданої моделі алгоритм і програма

побудови енергетичних спектрів гамма-випромінювання. Побудовано спектри з

використанням першого й другого способів.

Застосування запропонованої в даній роботі методики цифрової обробки сигналу

дозволяє одержати обома способами енергетичний дозвіл складає 10 кеВ. Крім того, дані

результати показують, що другий спосіб є оптимальним для створення спектрометрів

високого дозволу – менш 10 кеВ. Порівняння двох способів визначення амплітуди

показало, що при малій частоті завантаження (<105 с-1) кращим є перший спосіб: він

характеризується меншим об'ємом обчислень при тих же характеристиках точності. При

більших частотах завантаження (порядку 106 с-1 і більше) варто віддавати перевагу

другому способу, що зберігає свої точність і роздільну здатність.

Для рішення цієї задачі пропонується відповідна схема цифрового гамма-

спектрометра. Вона дозволяє ефективно використати розрядність АЦП і збільшити його

24

роздільну здатність при великій частоті завантаження. Наведені міркування дозволяють

вибирати параметри спектрометра при його практичній реалізації.

Запропоноване схемотехнічне рішення гамма-спектрометра суттево покращує

залежність енергетичного розрішення від частоти завантаження в порівнянні з найбільш

поширеними приладами.

Рисунок 6 – Залежність очікуваної помилки від частоти завантаження при визначенні

амплітуди імпульсу методом безпосереднього її виміру між мінімумами й максимумами

Так, наприклад, у датчику використана для поліпшення енергетичного дозволу така

особливість CdZnTe як велике розходження рухливості електронів і дірок. Таким чином,

застосування цифрової обробки сигналу дозволяє досягти результат, аналогічний зміні

конфігурації електродів. Це дозволяє створювати дозиметри, у яких вирішується важлива

практична задача - компенсація енергетичної залежності чутливості.

У четвертому розділі розглянута розробка детекторів іонізуючого

випромінювання нового покоління для дозиметрії.

Розробка сучасних блоків детектування, призначених для контролю стану захисних

бар'єрів у складі систем радіаційного контролю АЕС, шляхом вимірювання потужності

дози гамма-випромінювання в повітрі є важливою і актуальною задачею. Блоки

детектування системи АКРБ-03, які знаходяться сьогодні в експлуатації, виробили свій

ресурс (АКРБ − апаратура контролю радіаційної безпеки). Істотне поліпшення

метрологічних і експлуатаційних характеристик детекторів, як показано вище, може бути

104

25

20

15

10

5

0

30

105 106

Частота

завантаження, Гц

Очік

уван

а п

ом

илка,

від

н. од

.

25

отримано тільки на основі застосування у датчиках нових матеріалів, зокрема,

широкозонних напівпровідників, таких як CdZnTe. Результати досліджень, наведені

раніше, дозволяють обрати оптимальне співвідношення властивостей кристала, його

геометрії й режиму роботи датчика. Слід особливо зазначити, що застосування

імпульсного режиму роботи детектора дозволяє практично реалізувати компенсацію

енергетичної залежності чутливості (ЕЗЧ), т.зв. «хід із жорсткістю».

У даній роботі запропоновано й виготовлено на основі сучасної елементної бази

пристрій цифрового коректування ЕЗЧ при роботі кристала в рахунковому режимі.

Корекція здійснюється шляхом зміни частоти імпульсів на виході блоку детектування

залежно від енергії зареєстрованого випромінювання E:

)(xKnn inpout , (32)

де out

n частота імпульсів на виході блоку детектування; inp

n частота імпульсів на

виході передпосилювача детектора; K(x) — коефіцієнт зміни частоти імпульсів на виході

блоку детектування; x номер каналу, що відповідає енергії E.

Чисельне значення K(x) визначається на підставі аналітичної залежності

відношення чутливості детектора до гамма-випромінюванню, що реєструється ),( xES і

чутливості до гамма-випромінювання з енергією, на якій проводилася його градуїровка

),( xES k :

dxxxES

dxxKxES

E

k

x

x

x

x

,

,

max

min

max

min

, (33)

де min

x номер каналу, що відповідає рівню шуму; E задана відносна залежність

чутливості детектора від енергії.

Таким чином, задача корекції енергетичної залежності чутливості полягає в

одержанні значення K(x) для певного енергетичного діапазону зареєстрованих фотонів

jE . На першому етапі, при створенні алгоритму цифрової корекції енергетичної

залежності чутливості, використовувалися дані про коефіцієнт K(x), наведені в таблиці 2.

При цьому відносна залежність чутливості детектора від енергії наведена в таблиці 3.

Таблиця 2 – Дані про коефіцієнт K(x)

x , keV 4080 80170 170350 350450 4501100 11001500

)(xK 0,015625 0,039 0,625 3,875 4,5 22

Таблиця 3 – Відносна залежність чутливості детектора від енергії

E , keV 59 122 166 279 392 662 835 1250

)( E 1,03 1,00 1,05 0,99 1,04 1,02 0,93 1,00

26

Таким чином, з таблиці 3 видно, що максимальна похибка, викликана залежністю

чутливості CdZnTe-датчика від енергії гамма-випромінювання (“хід із жорсткістю”),

становить 7 % для енергії 835 кеВ.

На основі цієї моделі створена структурна схема першого варіанта дозиметричного

блоку детектування із цифровим коректуванням “ходу із жорсткістю ” (рис. 7).

Розроблений детектор по габаритах і вихідних сигналах сполучний із

застосовуваним сьогодні блоком детектування типу БДМГ-41.

Рисунок 8 ілюструє обробку сигналу в блоці детектування при вимірюванні

однакової потужності дози для гамма-випромінювання різної енергії (цифрові позначення

згідно рис. 7). Через високий ефективний атомний номер CdZnTe на виході основного

підсилювача (відповідно CdZnTe-датчика і попереднього підсилювача) число

зареєстрованих гамма-квантів більше для менших значень енергії (рис. 8а,б).

На рисунку 8 представлені сигнали, отримані в контрольних точках 1–4 рисунка 7.

У точці 1а отриманий вихідний аналоговий сигнал після ОП, що показує форму імпульсу

після реєстрації гамма-випромінювання (рис. 10а). На епюрі 2а представлений

нормований по амплітуді прямокутний сигнал, у якому число імпульсів відповідає

кількості зареєстрованих фотонів випромінювання. Епюра 3а представляє число

імпульсів, відкоректоване на підставі аналізу амплітуди імпульсів у точці 1а. При зміні

енергії число імпульсів змінюється (епюри 2б,3б). Такі сигнали ще не придатні для

обробки системою автоматизованого контролю радіаційної безпеки (АКРБ). Тому сигнали

нормуються по амплітуді й тривалості (епюри 4а,б). Недоліком наведеного технічного

рішення є невеликий динамічний діапазон вимірюваних значень потужності дози. Тому в

роботі створений варіант блоку детектування, у якому алгоритм корекції сигналу на

виході блоку реалізується за допомогою сигнального процесора.

Рисунок 7 – Структурна схема блоку детектування на основі CdZnTe-датчика

На підставі представлених у таблиці 2 результатів розрахунків і з врахуванням

прийнятих закономірностей розроблений прототип блоку детектування БДМГ-CZT із

цифровим коректуванням “ходу із жорсткістю”. По габаритах і вихідних сигналах він

Попередній

посилювач Основний

посилювач

АЦП

ОЕВМ

Нормалізатор

імпульсів

Лічильник із

змінним

коефіцієнтом

ділення

Інтерфейс

Пристрій

керування

1

2 3 4

27

сумісний із БДМГ-41, БДМГ-08, БДМГ-04. При цьому похибка, викликана залежністю

чутливості CdZnTe-датчика від енергії гамма-випромінювання (“хід із жорсткістю”),

становить 7 %. Експериментально обмірювана максимальна потужність дози, при якій є

практична можливість реалізувати зазначений алгоритм корекції з додатковою

погрішністю 10 %, склала 1 Гр/год. (100 Р/год.).

Вимірювання проводилися за допомогою обладнання, застосовуваного для

перевірки дозиметрів з використанням джерел 60Co і 137Cs. Максимальна потужність

експозиційної дози (ПЕД), забезпечувана обладнанням, дорівнює 100 Р/година.

Результати вимірювань представлені на рисунку 9. Видно, що навіть при ПЕД

100 Р/година є чіткий пік повного поглинання.

Експериментальні зразки розроблених детекторів були випробувані в складі

БДМГ-CZT в умовах контролю стану ядерного палива Запорізької АЕС і Харківського

НДІ метрології (рис. 10, 11).

а б

Рисунок 8 – Часова діаграма роботи блоку детектування на основі датчика-CdZnTe при

вимірюванні однакової потужності дози для гамма-випромінювання різної енергії:

а енергія більше; б енергія менше, ніж для а (1-4 (згідно рис. 7)

В даній роботі створений комплекс індивідуального дозиметричного контролю,

покликаний забезпечити подальше зниження дозових навантажень персоналу за рахунок

впровадження в практику експлуатації АЕС принципу ALARA. Для цього необхідно

створення такої системи контролю радіаційної обстановки й персональної дозиметрії, що

могла б забезпечити виявлення ділянок з підвищеною радіоактивністю й вимірювати

повний набір їх параметрів у реальному масштабі часу без участі носія персонального

дозиметра. На основі такої концепції в даній роботі запропонований комплекс, що

складається з основного блоку - індивідуального електронного прямопоказуючого

дозиметра (ІД) і блоку розширення - «касетниці» з індивідуальними дозиметрами,

вкладеними в комірки.

28

Рисунок 9 Апаратурні спектри 137Cs, обмірювані при різних значеннях потужності

експозиційної дози: 1 ПЕД 100 Р/година, завантаження 193027 с-1; 2 ПЕД 80 Р/година,

завантаження 159228 с-1; 3 ПЕД 60 Р/година, завантаження 125476 с-1; 4 ПЕД

40 Р/година, завантаження 97106 с-1; 5 ПЕД 25 Р/година, завантаження 63874 с-1;

6 ПЕД 15 Р/год., завантаження 40957 с-1

Рисунок 10 Блок детектора (БД) Рисунок 11 Конструкція блоку обробки сигналу

детектора БДМГ-CZT

Індивідуальний електронний дозиметр виконано відповідно до вимог «Єдиних

вимог індивідуального дозиметричного контролю ЄВ ІДК» і інших нормативних

документів, так як працює на базі блоку детектування БДМГ-CZT.

Чутливий елемент дозиметра виконаний на основі кристала CdZnTe і є закінченим

елементом детектора. У дозиметрі застосований алгоритм програмної корекції «ходу

жорсткості» випромінювання, що реєструється, розглянутий раніше. Розроблено

структурну схему й конструкцію дозиметра.

У п'ятому розділі розроблені нові методи метрологічного забезпечення

неруйнуючого контролю відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) шляхом створення

29

вимірювальної багатодетекторної системи на основі КЦТ-датчиків та вдосконалення

алгоритмів обробки спектрів гамма-випромінювання.

Застосування вимірювань власного гамма-випромінювання ВЯП дозволяє

визначити вигоряння, час витримки й початкове збагачення контрольованої ОТВЗ без

використання додаткової інформації.

Основним елементом системи, що реєструє власне гамма-випромінювання ТВЗ, є

набір детекторів. Енергетичний дозвіл детектора повинен бути не гірше 9 кеВ при

реєстрації гамма-випромінювання з енергією 661,6 кеВ при вхідному завантаженні

1,5.104 с-1. Детектор повинен забезпечувати збереження спектрометричних властивостей

при вхідному завантаженні до 2.105 с-1, при цьому енергетичний дозвіл детектора

повинний бути не гірше 30 кеВ.

Пропонована конструкція системи забезпечує однозначне й точно відтворене

позиціювання блоку з n детекторів щодо контрольованої ТВЗ для всіх серій реєстрації

гамма-випромінювання. У відповідності із сформульованими вимогами до системи

побудована її структурна схема, наведена на рисунку 12. У систему включений цифровий

спектрометр, структурна схема якого запропонована в даній роботі.

На основі CdZnTe-детекторів у даній роботі був створений і випробуваний на

Запорізької АЕС макет системи контролю вигоряння ВЯП у реальному часі. По багатьом

характеристикам (енергетичний дозвіл, лінійність енергетичної залежності дозволу й ін.)

він не уступає традиційним, а по ряду характеристик перевершує їх: можливість роботи

при температурі до 320 К, невеликі розміри, лінійність залежності логарифма

фотоефективності від енергії й ін.

Таким чином, розроблена система являє собою програмно-технічний комплекс, що

складається з технічних засобів, призначених для вирішення наступних задач: визначення

характеристик власного гамма-випромінювання ВЯП; вимірювання при проведенні

операцій з ЯП; обробки отриманої інформації про характеристики полів випромінювання;

керування аналізаторами.

Вихідні спектри власного випромінювання ВЯП важко аналізувати для кількісної

оцінки продуктів поділу. Для рішення цієї задачі і подальшої розробки алгоритмів

обробки спектрів проведено моделювання апаратурних спектрів. Розроблено методику

моделювання апаратурних спектрів при вимірюванні власного гамма-випромінювання

відпрацьованого ядерного палива при різних глибинах вигоряння й ступеня

негерметичності оболонки твела.

Відмінність даної методики від відомих полягає в тому, що не використовувалося

моделювання розподілу напруженості електричного поля в об'ємі детектора й не

застосовувався метод Монте-Карло для моделювання електричного заряду, індукованого

при первинній взаємодії гамма-випромінювання з матеріалом детектора. Це обумовлено

тим, що в застосовуваних детекторах реалізована система електродів, що створює

сферичну геометрію електричного поля. При моделюванні спектра в даній роботі

використовували аналітичне подання піка повного поглинання:

)(2

)(exp)(

02

20

0 iti

iEFn

EEnEn

, (34)

30

де

2

20

02

)(exp1)](exp[)(

EECEEBAEF i

iit функція, що описує лівий “хвіст”

піка повного поглинання, утворений за рахунок більш пізнього збирання заряду дірками

(t

F символ t від “tail” залишок); )(i

En число відліків у каналі, що відповідає енергії

гамма-квантів i

E ; 0

n амплітуда піка; 0

E центроіда піка; 2 дисперсія розподілу

Гаусса, 2ln2FWHM повна ширина фотопіка на половині його висоти;

A параметр, що визначає амплітуду функції t

F ; B параметр, що визначає спад

функції t

F ; C параметр, що визначає “відсічення” функції t

F ; 1 при 0

EEi й 0

при 0

EEi .

Рисунок 12 Структурна схема системи контролю стану відпрацьованого ядерного

палива у реальному часі

При цьому пік вильоту описується розподілом Гаусса, аналогічним першому

доданку рівняння (34), зміщеним на величину експериментально обумовлених параметрів

А,В,С. Параметри визначалися шляхом порівняння експериментально обмірюваного

спектра з розрахованим модельним спектром при різних значення досліджуваних

параметрів.

Результати моделювання апаратурних спектрів при проведенні вимірювань

власного гамма-випромінювання ВЯП близькі до отриманого раніше. Це підтверджує

висновок про те, що виготовлений у даній роботі спектрометр на основі CdZnTe

задовольняє вимогам контролю стану ВЯП у режимі реального часу.

31

У роботі вирішена задача збільшення точності й вірогідності інформації,

одержуваної шляхом ідентифікації піків повного поглинання в спектрі гамма-

випромінювання.

Для одержання оптимальних результатів за якою-небудь методикою аналізу, у

першу чергу, необхідно вирішити задачу визначення положення піка в спектрі гамма-

випромінювання. На сьогодні однозначного й ефективного вирішення даної задачі не

існує. У нашому випадку піки повного поглинання досить добре можуть бути

представлені за допомогою функції Гаусса й, отже, закономірним є застосування методів

чисельного диференціювання. У пропонованому методі, для визначення положення

інформативного піка використаний наступний загальний підхід. На першому етапі із

застосуванням сучасних технологій розпізнавання проводиться визначення параметрів,

що описують обмірювані спектри й необхідних для ефективної роботи алгоритмів

обробки спектрів методами чисельного диференціювання. На другому етапі, за

допомогою чисельного диференціювання, автоматизовано обробляємо велику кількість

спектрів у режимі реального часу.

У шостому розділі розроблені методи покращення якості метрологичного

забезпечення контролю стану ядерних матеріалів і захисних бар'єрів в АЕС.

Створені в даній роботі радіаційні датчики нового покоління і вимірювальні

системи на їхній основі відкривають раніше невідомі можливості в вирішенні задач

аналізу ядерного палива, збільшення точності і ефективності контролю технологічних

параметрів і стану захисних бар'єрів в АЕС, створення засобів для інспекцій МАГАТЕ.

Розроблено методи визначення розподілу активності ізотопів по об'єму паливної

збірки з використанням алгебраїчної пасивної томографії.

Обмірювана інтенсивність гамма-випромінювання i-го ізотопу з енергією j

E в

точці розташування детектора дорівнює:

m

mnj

imiin j

EwkAI )( , (35)

де mi

A активність i-го ізотопу для m-го твела з врахуванням його реального стану;

jik вихід -лінії з номером j для i-го ізотопу;

mnw коефіцієнт внеску m-го твела в

інтенсивність випромінювання i-го ізотопу з енергією j

E , що враховує ефекти

ослаблення при поширенні пучка гамма-випромінювання від m-го твела до n-ої точки

спостереження; )(j

E ефективність реєстрації детектора для енергії j

E ; m=1, …, M,

де M загальне число твелів у ТВЗ.

Принцип томографічного дослідження ТВЗ дає можливість сформувати систему з n

рівнянь виду (36). Для її формування розраховувалися інтенсивності в фіксованих точках

розташування детектора відносно ТВЗ (при розміщенні детекторів на робочій штанзі

перевантажувальної машини фіксуються кут та відстань "вісь ТВЗ-детектор"). Для 331

елементів ТВЗ задавалися активності реперних ізотопів: для всіх 312 твелів одиничні,

для 19 стрижневих отворів нульові. У такий спосіб формувалася система рівнянь

проекцій поля:

WA=I, (36)

32

де W матриця внесків (ваг) твелів розмірністю (360х331); A вектор-стовпець

реконструйованих активностей твелів розмірністю (331х1); I вектор-стовпець

обмірюваних інтенсивностей розмірністю (360х1).

Згідно запропонованому алгоритму, рішення перевизначеної системи (37)

знаходиться із застосуванням псевдозворотньої матриці Мура-Пенроуза:

A=W#I . (38)

Псевдозворотня матриця W#, що відповідає (mхn) матриці W, однозначно

визначається через компоненти розкладання матриці W по сингулярних числах відповідно

до процедури SVD-розкладання.

На рисунку 13 представлені реконструйовані томограми ТВЗ, що містить один

негерметичний твел з мікродефектом. Томографія здійснювалася для лінії 154Eu

(1274 кеВ). На кольоровій шкалі похибки відновлення добре видно, що оцінка факту

порушення герметичності твела істотно перевищує похибку розрахунку.

а б

Рисунок 13 Відновлені томограми ТВЗ із дефектним твелом: а з 10 %; б з 30 %

втратою активності в результаті негерметичності (дефектний твел № 45)

Запропоновано алгоритм розрахунку коефіцієнтів внесків (вагових коефіцієнтів)

твелів у формування поля в точці розташування детектора.

Розроблено алгоритм обчислення псевдозворотньої матриці Мура-Пенроуза.

Застосовуючи для рішення системи проекційних рівнянь псевдозворотню матрицю Мура-

Пенроуза, ми не тільки організовуємо ефективну обчислювальну процедуру, але й

застосовуємо алгоритм регуляризації, у певній мірі згладжуючий шуми вимірювання.

Аналіз відновлених томограм дозволяє сформулювати наступні рекомендації до

алгоритму відновлення, що використовує SVD-розкладання: кількість значень енергії, по

яких ведеться відновлення томограм повинне рівнятися 2...3; доцільно використати

енергію гамма-випромінювання ізотопу 134Cs; кількість вимірювань доцільно вибрати

рівним 360.

Модернізована система контролю витрати теплоносія. Одним з основних

показників технологічного регламенту безпечної експлуатації (ТРБЕ) блоків АЕС є

витрата теплоносія в контурах. Однак похибка визначення цього параметра штатним

методом досягає 4...8 % від проектної витрати по різних петлях блоку. На блоках малої

33

серії проблема збільшується тим, що реальне значення витрати значно вище проектного й

практично дорівнює максимально припустимому по ТРБЕ.

Розроблено портативний цифровий спектрометр гамма-випромінювання для

проведення радіаційної розвідки в польових умовах. При розгляді методів боротьби з

незаконним обігом ядерних матеріалів необхідно переглянути підходи до організації

контролю. Сьогодні необхідно виявляти слідові кількості матеріалів, встановлювати місце

їх зберігання, при вимірюваннях забезпечувати ідентифікацію ізотопів, проводити їх у

польових умовах за короткий строк. Прилади повинні бути малого розміру й

низькофоновими. Все це може бути забезпечене за рахунок високої чутливості й

вибірковості. Чутливість істотно підвищується за рахунок застосування спектрометричних

вимірювань з новою, цілком цифровою обробкою сигналу на виході CdZnTe-детектора.

Встановлено, що жоден з існуючих портативних спектрометрів не відповідає

мінімальним вимогам щодо ідентифікації ізотопів. Створені в даній роботі за новою

технологією детектори на основі CdZnTe-датчиків мають високу енергетичну роздільну

здатність і можуть використовуватися при кімнатній температурі.

Оптимальним є використання цифрових методів фільтрації за формою імпульсу,

реалізоване в роботі в цифровому спектрометрі. На базі недорогих CdZnTe-детекторів

розроблений і виготовлений макетний зразок блоку детектування потужності повітряної

керми. Випробування макета показали правильність ухвалених рішень. Середнє значення

чутливості склало більше 1,2.105 с-1 при потужності поглиненої дози 1 рад./год. При цьому

діапазон обмірюваних потужностей поглиненої дози склав від 50 мкрад/год. до

100 рад/год. при розмірах кристала 5х5х1 мм. Структурна схема спектрометра подібна

представленій раніше. На відміну від неї даний пристрій має два датчики. Другий

розміщений на телескопічній штанзі, що дозволяє проводити контроль у місцях

важкодоступних і з підвищеною радіаційною небезпекою.

З врахуванням специфіки детектора й особливостей вимірювання в польових

умовах розроблені спеціальні алгоритми обробки спектрів гамма-випромінювання й

ідентифікації ізотопного складу ядерних матеріалів. Такі алгоритми містять спеціальні

бібліотеки радіонуклідів відповідно до рекомендацій МАГАТЕ.

Макетні зразки спектрометра готові для проведення випробувань.

ВИСНОВКИ

У дисертації вирішена актуальна науково-технічна проблема розвитку фізичних

основ неруйнуючого контролю для збільшення ефективності методів, засобів дозиметрії і

забезпечення безпеки радіаційних об’єктів та АЕС. Розроблено методи керування

властивостями широкозонних напівпровідникових твердих розчинів, принципи

конструювання на їх основі неохолоджуваних датчиків іонізуючих випромінювань.

Створено детектори іонізуючих випромінювань нового покоління для систем дозиметрії й

автоматизованого контролю радіаційної безпеки АЕС. Аналіз проведених досліджень

дозволяє сформулювати наступні основні наукові й практичні результати.

1. Обґрунтовано вирішення проблеми вибору матеріалів для створення

неохолоджуваного датчика гамма-випромінювання, розроблені методи керування їх

властивостями. Доведено теоретично і експериментально перевагу монокристалів

CdxZn1-xTe (КЦТ) при створенні як дозиметрів, так і спектрометрів. Методом

34

термостимульованої провідності виявлені центри захоплення носіїв заряду

(Ev+(0,1...0…0,6)) еВ і пояснено їх зв'язок із шумами датчика, доведена перевага високого

ступеня очищення вихідних компонентів перед легуванням, що компенсує. Метод

термопольової обробки дозволяє управляти кількістю таких центрів і рівнем шумів,

збільшити робочу напругу датчика до 200...300 В, поліпшувати апаратурні спектри.

2. Виявлено явище, назване іонізаційним відпалом, при опроміненні

потужнострумовим імпульсним пучком електронів з енергією більшою порога генерації

дефектів структури кристалів КЦТ. Показано можливість застосування цього явища для

керування властивостями кристалів і параметрами датчика.

3. Створено узагальнену модель перетворення енергії іонізуючого випромінювання

напівпровідниковим кристалом датчика та процесів дозиметрії, що дозволяє прогнозувати

призначення кристала КЦТ для дозиметра або спектрометра, основні метрологічні

параметри датчика у зв'язку із властивостями кристала.

4. Розроблено ряд моделей.

4.1. Процесів дозиметрії, що дозволяє прогнозувати можливість застосування

кристала КЦТ для створення або дозиметра, або спектрометра, основні метрологічні

параметри датчика.

4.2. Детектора іонізуючих випромінювань як єдиної системи первинного і

вторинного перетворювачів метрологічної інформації. Модель обґрунтовує можливість

одержання максимальної чутливості датчика при мінімальних розмірах кристала КЦТ,

зв'язок його об'єму, ємності і напруги зсуву з рівнем шумів датчика. Визначає параметри

зарядочутливого попереднього підсилювача з урахуванням особливостей розподілу у часі

процесів збору вторинних носіїв зарядів в об’ємі датчика, що викликає розкид імпульсів

сигналу по тривалості та амплітуді.

4.3. Цифрового аналізатора спектра, що дозволила визначити оптимальний спосіб

вимірювання амплітуди імпульсу з метою створення спектрометра з максимальною

роздільною здатністю, розробити алгоритм і програму моделювання розподілу

електричних імпульсів сигналу під час формування апаратурних спектрів гамма-

випромінювання, вибрати оптимальне значення і оцінити вплив частоти дискретизації на

величину зсуву піків апаратурного спектра і роздільну здатність гамма-спектрометра.

4.4. Взаємозв'язку частоти імпульсів на виході детектора з енергією

випромінювання, що дозволяє корегувати енергетичну залежність чутливості з похибкою

меншою 7 % для значень енергії випромінювання в діапазоні від 20,0 кеВ до 1,5 МеВ.

5. Розроблено ряд методів та способів.

5.1. Моделювання апаратурних спектрів при вимірюванні гамма-випромінювання.

Особливість методу полягає в використанні отриманих електрофізичних параметрів

кристалів та детерміністичного підходу для моделювання електричного заряду,

індукованого при первинній взаємодії гамма-випромінювання із кристалом. Це дозволило

скоротити витрати на розробку апаратної і програмної складових створених у роботі

систем, забезпечити прогнозування метрологічних характеристик досліджуваних методів і

засобів вимірювання гамма-випромінювання.

5.2. Обробки великих пакетів спектрів гамма-випромінювання за допомогою

запропонованої в роботі двохетапної методики, що дозволило збільшити точність

вимірювання і повноту інформації.

35

5.3. Запропоновані два способи вимірювання амплітуди імпульсу при реєстрації

гамма випромінювання , порівняння яких показало: обидва способи дозволяють одержати

енергетичний дозвіл не більше 10 кеВ; перший спосіб забезпечує точність 1…2 %, менші

обчислювальні витрати є переважним в умовах малої частоти завантаження (< 105 с-1);

другий спосіб дозволяє розподільчу здатність менш 10 кеВ, що є достатнім для створення

спектрометра при завантаженні більше 106 с-1.

6. Розроблено новий алгоритм алгебраїчної реконструктивної пасивної томографії з

метою визначення розподілу активності радіоактивних ізотопів по об’єму об’єктів

контролю шляхом використанням технології «електронного коліматору», що дозволило

ідентифікувати на відновлених томограмах локальне зменшення активності більше 30 %,

тобто ідентифікувати дефектний твел, виявляти відсутність твелів, відновлення томограми

з затратами комп’ютерного часу не більш 50 с.

7. Запропоновано структурні схеми і розроблені макетні зразки ряду пристроїв.

7.1. Блока детектування потужності дози гамма-випромінювання, перевагами якого

перед відомими служать можливість аналізувати енергію з роздільною здатністю не гірше

20 кеВ, розширений динамічний діапазон потужності дози випромінювання, що

реєструється, від фонових до аварійних режимів роботи об’єкту контролю, менше

значення енергетичного еквівалента шуму δЕ; можливість корекції енергетичної

залежності чутливості з похибкою меншою 7 % для енергії випромінювання від 20,0 кеВ

до 1,5 МеВ; сумісність конструкції і вхідних сигналів з діючими БДМГ-04, -08, -41 та

можливість роботи в складі діючих систем АКРБ.

7.2. Портативного цифрового спектрометра гамма-випромінювання для радіаційної

розвідки в польових умовах, що використовує КЦТ датчик з компланарною і

квазісферичною геометрією кристала; цифрові методи фільтрації за формою імпульсу; що

має енергетичну роздільну здатність 10 кеВ.

7.3. Дозиметра на основі цифрового гамма-спектрометра з використанням

багатокомпонентного КЦТ датчика в складі детектора потужності повітряної керми. При

цьому діапазон обмірюваних значень потужності поглиненої дози склав від 50 мкрад/год.

до 100 рад/год., а розмір кристала – 5х5х1 мм.

7.4. Промислового цифрового спектрометра гамма-випромінювання нового

покоління, для вимірів при завантаженнях більше 106 с-1; основними показниками

ефективності є: можливість амплітудного аналізу спектра, розрахунку характеристик

об’єкту контролю, внесення результатів у базу даних у режимі реального часу;

можливість роботи при потужності дози багато більше 0,5 Гр/годину, при температурі

320 К; енергетичному дозволі не більше 10...20 кеВ при реєстрації випромінювання з

енергією 0,02...1,5 МеВ, відповідно

8. Результати дисертаційної роботи можуть бути використані в ядерно-фізичних

дослідженнях, при створенні методів і засобів неруйнуючого контролю ядерних

матеріалів, стану радіаційної безпеки АЕС і інших технологій галузі, а також при

підготовці фахівців.

СПИСОК ОПУБЛІКОВАНИХ ПРАЦЬ ЗА ТЕМОЮ ДИСЕРТАЦІЇ

1. Банзак О.В. Полупроводниковые детекторы нового поколения для

радиационного контроля и дозиметрии ионизирующих излучений: [монографія] / О.В.

36

Банзак, О.В. Маслов, В.А. Мокрицкий: Под ред. В.А. Мокрицкого, О.В. Маслова. –

Одесса, 2013. – Изд-во «ВМВ». – 220 с. ISBN 978-966-413-428-3.

2. Банзак О.В. Методика проектирования цифрового гамма – спектрометра / О.В.

Банзак, О.В. Карпенко, О.В. Маслов, В.А. Мокрицкий // Журнал Харківського

университету Повітряних Сил ім. І. Кожедуба «Система обробки інформації». - №1(108),

- Харків, 2013, - С. 8-11.

3. Гаркавенко А.С. Ионизационный отжиг полупроводниковых кристаллов. Часть

первая: Теоретические предпосылки / А.С. Гаркавенко, В.А. Мокрицкий, О.В. Банзак, В.А.

Завадский // Технология и конструирование в электронной аппаратуре. – 2014. - № 4. – С.

50 – 55.

4. Мокрицкий В.А. Автоматизированная система определения глубины выгорания

отработавшего ядерного топлива / В.А. Мокрицкий, О.В. Маслов, О.В. Банзак //

Технология и конструирование в электронной аппаратуре. – 20014. - № 5 - 6. – С. 63 – 71.

5. Мокрицкий В.А. Сравнительный анализ влияния быстрых электронов и

нейтронов на эпитаксиальные слои арсенида галлия / В.А. Мокрицкий,

В.А. Завадський, С.В. Лєнков, Я.І. Лепих, О.В. Банзак // Сенсорна електроніка і

мікросистемні технології. – Одеса, - 2009. – С. 51 – 54.

6. Гунченко Ю.А. Специализированное устройство электропитания / Ю.А.

Гунченко, О.В. Банзак, А.В. Селюков, В.И. Куташев // Технология и конструирование в

электронной аппаратуре. – 2010. - № 1 (85). – С. 6 – 9.

7. Банзак О.В. Система обеспечения электропитания для мощных оптических

приборов // Збірник наукових праць Військового інституту Київського національного

університету імені Тараса Шевченка. – К., 2009. - № 17. – С. 11 – 14.

8. Мокрицкий В.А. Дослідження радаційної модифікації первинних перетворювачів

температури / В.А. Мокрицкий, О.В. Банзак, М.М. Охрамович // Збірник наукових праць

Військового інституту Київського національного університету імені Тараса Шевченка. –

К., 2009. - № 20. – С. 87 – 89.

9. Мокрицкий В.А. Вплив іонізуючих випромінювань на епітаксійні шари

фосфіду галія / В.А. Мокрицкий, С.В. Лєнков, О.В. Банзак, Ю.А. Гунченко, О.С. Пашков

// Збірник наукових праць Військового інституту Київського національного університету

імені Тараса Шевченка. – К., 2009. - № 21. – С. 73 – 75.

10. Мокрицкий В.А. Класифікація і порівняльна оцінка індикаторів для пристроїв

відображення інформації / В.А. Мокрицкий, С.В. Лєнков, О.В. Банзак, Ю.А. Гунченко,

О.С. Пашков // Збірник наукових праць Військового інституту Київського національного

університету імені Тараса Шевченка. – К., 2009. - № 22. – С. 59 – 63.

11. Банзак О.В. Радіаційна модифікація потрійної напівпровідникової сполуки

кадмій-ртуть-телур // Збірник наукових праць Військового інстітуту Київського

націанального університету імені Тараса Шевченка. – К., 2009. - № 22. – С. 11 – 16.

12. Лєнков С.В. Перспективні індикатори для інформаційних технологій

навчання / С.В. Лєнков, Ю.О. Гунченко, О.В. Банзак, І.М. Плосконос // Збірник

наукових праць Кременецького обласного гуманітарно-педагогичного інституту ім.

Тараса Шевченка. – 2010. – Випуск 1 (3). – 203 – 210.

13. Ленков С.В. Радиационное изменение структуры кристаллов

полупроводниковых соединений / С.В. Ленков, В.А. Мокрицкий, О.В. Банзак,

37

Ю.А. Гунченко // Збірник наукових праць Військового інституту Київського

національного університету імені Тараса Шевченка. – К., 2010. - № 28. – С. 79 – 83.

14. Лєнков С.В. Математична модель системи автоматичного регулювання

перетворювачем електроенергії / С.В. Ленков, В.А. Мокрицкий, Ю.А. Гунченко,

О.В. Банзак // Збірник наукових праць Військового інституту Київського національного

університету імені Тараса Шевченка. – К., 2010. - № 27. – С. 53 – 56.

15. Мокрицький В.А. Аналіз механізму відпалу лазерних кристалів CdS / В.А.

Мокрицький, С.В. Лєнков, О.С. Гаркавенко, В.А. Завадський, О.В. Банзак // Збірник

наукових праць Військового інституту Київського національного університету імені

Тараса Шевченка. – К., 2011. - № 33. – С. 96 – 98.

16. Мокрицкий В.А. Методы определения выгорания на основе измерений

характеристик собственного излучения отработанного ядерного топлива / В.А.

Мокрицкий, О.В. Маслов, О.В. Банзак // Збірник наукових праць Військового інституту

Київського національного університету імені Тараса Шевченка. – К., 2013. – № 43. – С.86

– 92.

17. Мокрицкий В.А. Методика определения глубины выгорания отработавшего

ядерного топлива (ОЯТ) / В.А. Мокрицкий, О.В. Маслов, О.В. Банзак // Збірник наукових

праць Військового інституту Київського національного університету імені Тараса

Шевченка. – К., 2014. – № 45. – С.79 – 83.

18. Лещенко О.И. Автоматическое управление параметрами преобразователей в

составе информационно-измерительных систем / О.И. Лещенко, О.В. Банзак, С.А.

Пашков // Журнал «Сучасна специальна техника», м. Киев, 2014. №1. – С. 42 – 48.

19. Банзак О.В. Разработка детектора ионизирующего излучения нового поколения

для дозиметрии // Збірник наукових праць Одеської державної академії технічного

регулювання та якості. – № 5 (14), – Одесса, 2015, – С. 140 – 145.

20. Банзак О.В. Разработка программно-технического комплекса радиационно-

технологического контроля протечек парогенератора на основе Cd-Zn-Te-детекторов //

Збірник наукових праць Військового інституту Київського національного університету

імені Тараса Шевченка. – К., 2015. – № 49. – С. 90 – 95.

21. Банзак О.В. Датчик гамма-излучений на основе кадмий-цинк-теллур (КЦТ) /

О.В. Банзак, А.В. Карпенко, С.В. Лєнков, О.В. Маслов // Сучасна спеціальна техніка –

2012. – № 2(29). – С. 27-32.

22. Маслов О. В. Исследование увеличения эффективности датчиков гамма-

излучения с использованием монокристаллов Cd ZnTe / О. В. Маслов, О. В. Банзак, А. В.

Карпенко // Вісник Інженерної академії України. - 2012. - Вип. 1. - С. 143-145.

23. Маслов О. В. Конструкторско-технологические методы усовершенствования

датчиков гамма-излучения на основе монокристаллов CdZnTe / О. В. Маслов, О. В.

Банзак, А. В. Карпенко // Вісник Інженерної академії України. - 2012. - Вип. 2. - С. 101-

105.

24. Лещенко О.В. Автоматическое управление параметрами преобразователей в

составе информационно-измерительных систем / О.В. Лещенко, О.В. Банзак, С.А. Пашков

// Сучасна спеціальна техніка – 2014. – № 1(36). – С. 42-48.

38

25. Маслов О.В. Погрешность измерения характеристик полей гамма-излучения

детектором на основе CdZnTe / О. В. Маслов, С.В. Ленков, О. В. Банзак, А. В. Карпенко //

Збірник наукових праць Військового інституту Київського національного університету

імені Тараса Шевченка. – К., 2012. – № 36. – С. 183 – 190.

26. Пат. 38513 Україна, МПК(2008.1) Н02М 3/335. Багатофункціональний пристрій

електричного живлення / Гунченко Ю.О., Банзак О.В., Сєлюков О.В., Перегудов Д.О.;

власник Державне підприємство „Науковий центр точного машинобудування”. – №

u200810027; заявл. 04.08.2008; опублік. 12.01.2009, Бюл. № 1.

27. Пат. 51998 Україна, МПК(2010.1) Н02М 3/335. Пристрій безпечної комутації

вольтододаткового трансформатора/ Гунченко Ю.О., Банзак О.В., Сєлюков О.В., Лєнков

С.В., Якимов В.В.; власник Державне підприємство „Науковий центр точного

машинобудування”. – № u201001339; заявл. 09.02.2010; опубл. 10.08.2010, Бюл. № 15.

28. Пат. на корисну модель № 77934, Україна, МПК G05B 23/00. Електромагнітний

спосіб локалізації несправних радіоелектронних компонентів радіоелектронних пристроях

[текст] / Жердєв М.К., Лєнков С.В., Шкуліпа П.А., Глухов С.В., Банзак О.В. -№

u201300795; заяв. 23.01.13, К.: ВІКНУ, 2012. – Вип. №36 Бюл.4.

29. Maslov O. Passive Computer Gamma- Tomography of Nuclear Fuel / O. Maslov,

V. Mokritsky, O. Banzak, // ANIMMA. Third International Conference on Advancements in

Nuclear Instrumentation Measurement Methods and their Applications – Marseille, June 23-27,

2013. – Book of Abstracts – Р. 51.

30. Банзак О.В. Оценка влияния частоты дискретизации на погрешность измерения

мощности дозы блоком детектирования на основе CaZnTe / О.В. Банзак, О.В. Маслов,

В.А. Мокрицкий // 17 Международная научно-техническая конференция

„Электромагнитные и акустические методы неразрушающего контроля материалов и

изделий ЛЕОТЕСТ – 2012”. – Славське Львовской области, 2012. – С. 157 – 161.

31. Мокрицький В.А. Датчики нового поколения для контроля и дозиметрии

ионизирующих излучений / В.А. Мокрицкий, О.В. Банзак, О.В. Маслов // Тези доповідей

4-ої науково-практичної конференції студентів і молодих вчених „Методи та засоби

неруйнівного контролю промислового обладнання”. – Івано-Франківськ, 2013. – С. 25 –

27.

32. Мокрицький В.А. Oценка влияния частоты дискретизации на погрешность

измерения мощности дозы блоком детектирования на основе CdZnTe / В.А. Мокрицкий,

О.В. Банзак, О.В. Маслов // Тези доповідей IХ Міжнародної науково-практичної

конференції «Військова освіта та наука: сьогодення та майбутнє». – Київ, 2013. – С. 54.

33. Мокрицкий В.А. Моделирование аппаратурных спектров CdZnTe-детекторов /

В.А. Мокрицкий, О.В. Маслов, О.В. Банзак // Тези доповідей 4-ої Всеукраїнської науково-

практичної конференції молодих вчених і студентів „Проблеми технічного регулювання

та якості” – Одеса, 2014. – С. 75 – 76.

34. Мокрицкий В.А. Сравнительный анализ известных алгоритмов компьютерной

томографии ядерного топлива тепловыделяющих сборок реактора / В.А. Мокрицкий, О.В.

Маслов, О.В. Банзак // Тези доповідей VII Міжнародної науково-практичної конференції

„Сучасні проблеми і досягнення в галузі радіотехніки, телекомунікацій та інформаційних

технологій” – Запоріжжя, 2014. – С. 368 – 369.

39

35. Мокрицький В.А. Методика моделирования аппаратурных спектров CdZnTe-

детекторов / В.А. Мокрицкий, О.В. Маслов, О.В. Банзак // Тези доповідей ХI

Міжнародної науково-практичної конференції «Військова освіта та наука: сьогодення та

майбутнє». – Київ, 2015. – С. 59.

36. Мокрицький В. Оценка влияния частоты дискретизации на погрешность

измерения мощности дозы блоком детектирования на основе CdZnTe / О. Банзак,

О. Маслов, В. Завадський // Матеріали Всеукраїнської науково-технічної конференції з

міжнародною участю «Лазерні технології. лазери та їх застосування». – Дрогобич:

Дрогобицький державний педагогічний університет імені Івана Франка, 2013. – С. 47-48.

37. Мокрицкий В.А. Разработка комплекса индивидуального дозиметрического

контроля / В.А. Мокрицкий, О.В. Маслов, О.В. Банзак // Труды XVI международной

научно-практической конференции «Современные информационные и электронные

технологии ». – Одесса, 2015. – С. 198-199.

38. Banzak O.V. Diodes injection laser and radiating light on to basis of connections а3в5

/ O.V. Banzak // Materials of scientific and technical cjnference “Laser technologies.Lasers and

their application”. – Drohobych, 2015. – P. 54-56.

АНОТАЦІЯ

Банзак О. В. Методи та системи спектрометрії іонизуючих випромінювань і

контролю радіаційної безпеки на основі навпівпровідниковіх детекторів нового

покоління. - На правах рукопису.

Дисертація на здобуття наукового ступеня доктора технічних наук за фахом

05.01.02 – стандартизація, сертифікація та метрологічне забезпечення. – Одеська державна

академия технічного регулювання та якості, Одеса, 2016.

Дисертація присвячена створенню датчиків, детекторів і систем нового покоління

для дозиметрії й виборчої радіометрії іонізуючих випромінювань, контролю ядерних

матеріалів, технологічних процесів і стану захисних бар'єрів АЕС на основі результатів

ядерно-фізичних досліджень і фізико-математичного моделювання об'єктів. При цьому

вирішена проблема вибору матеріалу для створення неохолоджуваного датчика гамма-

випромінювання й доведеноі теоретично і експериментально переваги монокристалів

твердого розчину CdxZN1-xTe (КЦТ). Для дослідження й керування властивостями цього

матеріалу використовувалися методи термостимульованогї провідності (ТСП) і

термопольової обробки (ТПО). Розроблено ряд моделей: детектора іонізуючих

випромінювань (ІВ) як єдиної системи первинного і вторинного перетворювачів;

цифрового аналізатора спектра гамма випромінювання; залежності частоти імпульсів на

виході детектора від енергії ІІ. Розроблені методи моделювання спектрів власного гамма-

випромінювання об’єктів контролю і обробки великих пакетів таких спектрів. Створено

новий алгоритм пасивної томографії, що дозволив покращити відношення сигнал/шум у

10…100 разів. За результатами досліджень електрофізичних властивостей широкозонних

кристалів CdxZN1-xTe, процесів ядерно-фізичної взаємодії їх з гамма-випромінюванням,

сучасних апаратних і програмних засобів обробки сигналів у роботі створені датчики й

детектори нового покоління. На їх основі запропоновані структурні схеми й розроблені

макетні зразки ряду пристроїв: дозиметра (БДМГ-CZT) з енергетичною залежністю

чутливості менш 7 % для енергії випромінювання від 20,0 кеВ до 1,5 МеВ; портативного

40

цифрового спектрометра гамма-випромінювання для радіаційної розвідки в польових

умовах і інші. У роботі вирішувалася проблема удосконалення метрологічного

забезпечення контролю стану захисних бар'єрів АЕС, для чого розроблено ряд комплексів

неруйнівного контролю: протікання парогенератора, герметичності оболонок твелів,

індивідуальної дозиметрії персоналу, радіаційної обстановки АЕС.

Ключові слова: широкозонний напівпровідник, гамма-випромінювання, датчик,

детектор, спектр, томографія, дозиметрія, спектрометрія.

АННОТАЦИЯ

Банзак О. В. Методы и системы спектрометрии ионизирующих излучений и

контроля радиационной безопасности на основе полупроводниковых детекторов

нового поколения. – На правах рукописи.

Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук по

специальности 05.01.02 – стандартизация, сертификация и метрологическое обеспечение.

– Одесская национальная академия технического регулирования и качества, Одесса, 2016.

Диссертация посвящена созданию датчиков, детекторов и систем нового поколения

для дозиметрии и избирательной радиометрии ионизирующих излучений, контроля

ядерных материалов, технологических процессов и состояния защитных барьеров АЭС на

основе результатов ядерно-физических исследований и физико-математического

моделирования объектов. При этом решена проблема выбора материала для создания

неохлаждаемого датчика гамма-излучения и доказано теоретически и экспериментально

преимущества монокристаллов твердого раствора CdxZN1-xTe (КЦТ). Для исследования и

управления свойствами этого материала использовались методы термостимулированной

проводимости (ТСП) и термополевой обработки (ТПО). С помощью ТСП в кристаллах

обнаружены центры захвата носителей заряда (Ev+(0,1…0,6)) эВ, объяснена их природа и

влияние на уровень шума датчика. Метод ТПО позволяет управлять сопротивлением и

другими параметрами материала. Обнаружено явление ионизационного отжига дефектов

КЦТ при облучении сильноточными импульсными пучками электронов, энергия которых

превышает порог генерации дефектов структуры. Создана и экспериментально

подтверждена модель обнаруженного явления. За счет их методов доказано преимущество

высокой степени очистки исходных компонентов кристалла перед компенсирующим

легированием, получена возможность увеличивать рабочее напряжение датчика до

200…300 В, улучшать аппаратурные спектры сигнала. Разработан ряд моделей: детектора

ионизирующих излучений (ИИ) как единой системы первичного и вторичного

преобразователей; цифрового анализатора спектра; зависимости частоты импульсов на

выходе детектора от энергии ИИ и др. С помощью таких моделей показана возможность

получения максимальной чувствительности датчика при минимальных размерах

кристалла, определен оптимальный способ измерения амплитуды импульса для создания

цифрового спектрометра с максимальной разрешающей способностью, получена

возможность коррекции энергетической зависимости чувствительности с погрешностью

менее 7 %. Разработаны методы моделирования спектров гамма-излучения объектов

контроля и обработки больших пакетов таких спектров. Создан новый алгоритм

пассивной томографии с целью восстановления распределения активности внутри объекта

контроля который позволил улучшить соотношение сигнал/шум в 10…100 раз. По

41

результатам исследований электро-физических свойств широкозонных кристаллов

CdxZN1-xTe, процессов ядерно-физического взаимодействия их с гамма-излучением,

современных аппаратных и программных средств обработки сигналов в работе созданы

датчики и детекторы нового поколения. На их основе предложены структурные схемы и

разработаны макетные образцы ряда устройств: дозиметра (БДМГ-CZT) с энергетической

зависимостью чувствительности на более 7% для энергии гамма-излучения от 20,0 кэВ до

1,5 МэВ; портативного цифрового спектрометра гамма-излучения для радиационной

разведки в полевых условиях и другие. В работе решалась проблема улучшения

метрологического обеспечения контроля состояния защитных барьеров объектов АЭС.

Для этого с применением единого подхода были разработаны комплексы

неразрушающего контроля: протечек парогенератора, герметичности оболочек твэлов,

индивидуальной дозиметрии персонала и радиационной обстановки АЭС.

Ключевые слова: широкозонный полупроводник, гамма-излучение, датчик,

детектор, спектр, томография, дозиметрия, спектрометрия.

SUMMARY

Banzak O.V. Methods and systems of spectrometry ionizing radiation and the

control of radiating safety over semi-conductor detectors of new generation. - as the

manuscript.

Dissertation on competition of a scientific degree of Dr.Sci.Tech. on a speciality

05.01.02 - standardization, certification and metrological maintenance. - Odessa national

academy of technical regulation and quality, Odessa, 2016.

The dissertation is devoted to creation of gauges, detectors and systems of new

generation for dosimeters and selective radiometrishen ionizing radiation, the control of nuclear

materials, technological processes and a condition of protective barriers of the atomic power

station on the basis of results of nuclear-physical researches and physical and mathematical

modeling of objects. Thus the problem of a choice of a material for creation of not cooled gauge

scale-radiation is solved and is proved theoretically and experimentally advantages of

monocrystals of firm solution CdxZN1-xTe (CZT). For research and managements of properties

of this material were used methods thermal stimulus conductivity (TSC) and thermal field

processings (ТFP). By means of TSC in crystals the centers of capture of carriers of a charge

(Ev+(0,1…0,6)) eV, their nature and influence on noise level of the gauge is explained. Method

ТFP allows to operate resistance and other parameters of a material. The phenomenon ionizing

burn defects CZT is revealed at an irradiation strong accuracy pulse bunches electrons which

energy exceeds a threshold of generation of defects of structure. The model of the found out

phenomenon is created and experimentally confirmed. Due to their methods advantage of a high

degree of clearing of initial components of a crystal before compensating legerveishn is proved,

the opportunity to increase a working pressure of the gauge up to 200…300 is received V, to

improve hardware spectra of a signal. A number of models is developed: the detector of ionizing

radiation (IR) as uniform system of primary and secondary converters; the digital analyzer of a

spectrum; dependences of frequency of impulses on an output of the detector from energy of IR,

etc. By means of such models the opportunity of reception of the maximal sensitivity of the

gauge is shown at the minimal sizes of a crystal, the optimum way of measurement of amplitude

of an impulse for creation of a digital spectrometer with the maximal resolution is certain, the

42

opportunity of correction of power dependence of sensitivity with a margin error less than 7 % is

received. Methods of modeling of spectra scale-radiation of objects of the control and processing

of greater packages of such spectra are developed. The new algorithm of a passive tomography

with the purpose of restoration of distribution of activity inside of object of the control which

signal/noise in 10 … 100 times is created has allowed to improve a parity. By results of

researches of electro-physical properties wide zone crystals CdxZN1-xTe, processes of their nuclear-

physical interaction with scale-radiation, modern equipment rooms and software of processing of

signals in work gauges and detectors of new generation are created. On their basis block

diagrams are offered and model samples of some devices are developed: a dosimeter (BDMG-

CZT) with power dependence of sensitivity more than 7 % for energy scale-radiation from

20,0 keV up to 1,5 MeV; a portable digital spectrometer scale-radiation for radiation survey in

field conditions and others. In work the problem of improvement of metrological maintenance of

the control of a condition of protective barriers of objects of the atomic power station was

solved. Complexes of not destroying control have been developed for this purpose with

application of the uniform approach: leakings of a steam and gas generator, tightness of

environments tvels, individual dosimetry of the personnel and radiating conditions of the atomic

power station.

Keywords: wide zone the semiconductor, scale-radiation, gauge, detector, spectrum,

tomography, dosimetry, spectrometry.