Кочергин А.В.

В статье представлен алгоритм идентификации нуклидов по накопленному сцинтилляционным детектором спектру гамма излучения. В качестве исходной информации для процедуры идентификации использован восстановленный физический спектр излучения в точке измерения. Показано, что предложенная методика обработки спектрометрической информации позволяет существенно улучшить и расширить спектрометрические и радиометрические функции спектрометров радиометров. Рис. 2, Ист. 3.

У статті представлений алгоритм ідентифікації нуклідів по накопиченому сцинтиляційним детектором спектру гамма випромінювання. Як початкова інформація для процедури ідентифікації використаний відновлений фізичний спектр випромінювання в точці вимірювання. Показано, що запропонована методика обробки спектрометричної інформації дозволяє істотно поліпшити і розширити спектрометричні і радіометричні функції спектрометрів радіометрів. Рис. 2, Дж. 3.

In this paper the algorithm of nuclide identification on the gamma-ray spectrum collected by scintillation detector is presented. The restored physical radiation spectrum in the detection point is used as origin information for identification procedure. There is shown that proposed method of spectrometric information processing allows to improve and to extend spectrometric and radiometric functions of the spectrometers and radiometers substantially. Fig. 2, Sources 3.

Задача радиационного мониторинга ядерно-технических объектов и окружающей среды в современных условиях стоит достаточно остро. Особенно важно получать точную оперативную информацию непосредственно на месте измерения. Причем задача не ограничивается измерением дозовых характеристик поля. Важно также определить потоковые характеристики поля, спектральный состав излучения и радионуклидный состав загрязнения с оценкой активности идентифицированных изотопов.

Тактико-технические требования к приборам, выполняющим эти задачи, очерчены в стандарте IEC 62327 [1]. Стандарт определяет радиометрию – то есть поиск, идентификацию, количественную оценку и локализацию радиоактивных материалов - как основное назначение прибора

Определен следующий список - каталог основных радионуклидов, которые подлежат идентификации.

Ядерные материалы: 233U, 235U, 239Pu, 241Pu;

Медицинские радионуклиды: 18F, 67Ga, 99mTc, 111In, 192Ir, Iodine ( 123I, 125I, 131I), 201Tl, 133Xe;

Природные радионуклиды (NORM): 40K, 226Ra, 232Th, 238U;

Технические радионуклиды: 57Co, 60Co, 133Ba, 137Cs, 192Ir, 226Ra, 241Am, 238Pu.

Радиометрическая обработка спектров гамма-излучения заключается в извлечении информации о положении и интенсивности спектральных линий и их идентификации по энергиям с радионуклидами каталога. Эта информация чаще всего может быть получена при изучении наиболее информативной части спектров - пиков полного поглощения (ППП). Положение ППП в спектре дает информацию об энергии данной линии, а его площадь - информацию об интенсивности.

Аппаратный спектр гамма спектрометра представляет собой распределение количества импульсов, полученных от блока детектирования в течение времени измерения, по дискретным каналам амплитудного анализатора. Форма этого распределения существенно зависит от типа детектора (сцинтиллятор, полупроводник, микроканальная пластина, и так далее), типа преобразователя (ФЭУ, фотодиод, гибридный фотодиод, кремниевый ФЭУ и так далее) и характеристик амплитудного анализатора. По характеру задачи оптимальным блоком детектирования гамма-излучения полевого гамма спектрометра является оптическая сборка монокристалла сцинтиллятора с ФЭУ.

Выделению каждого нуклида в отдельности могут препятствовать различные факторы. Условия и временные ограничения процедуры измерения и идентификации, а также те помехи, которые обусловлены интерференцией излучения различных нуклидов, приводят к тому, что в большинстве случаев результирующий гамма спектр имеет сложный характер со значительным количеством мультиплетов, неразрешимых из-за естественных физических ограничений сцинтилляционных детекторов и тяжелых для идентификации при реальных уровнях скорости счета, не намного превышающих фоновую.

Учитывая этот факт и относительное энергетическое разрешение возможных по условиям эксплуатации детекторов, очевидно, что число одновременно идентифицированных изотопов не может быть велико. Анализ спектра и характеристик приборов-аналогов показывает, что это количество колеблется в диапазоне от 3 до 5 изотопов, одновременно присутствующих в спектре. В связи с этим чрезвычайно актуальным является поиск, разработка и исследование методов и алгоритмов повышения разрешающей способности гамма спектрометров, построенных на базе сцинтилляционных детекторов.

Одним из таких методов является реконструкция физического спектра гамма излучения в точке измерения. Под восстановленным физическим спектром понимается энергетическое распределение плотности потока гамма квантов в данной точке, оцененное по аппаратурному спектру с помощью априори известной аппаратурной функции спектрометрического тракта.

В предлагаемой работе описывается процедура идентификации радионуклидов по реконструированному физическому спектру гамма излучения в точке измерения, реализованная в программе «SPRO» разработки НИПКИ «Искра».

Сама процедура реконструкции подробно изложена в работе [2]. На рис 1. представлен пример применения процедуры реконструкции к аппаратурному спектру смеси изотопов 133Ва, 228Th, 60Co, 137Cs, накопленному детектором CsI(Tl) 5050 мм.+ ФЭУ.

Рис.1 Аппаратурный и восстановленный спектры смеси изотопов 133Ва, 228Th, 60Co, 137Cs.

В предлагаемом алгоритме идентификация и количественная оценка радионуклидов, присутствующих в восстановленном физическом спектре излучения, представляет собой сложную многопроходную процедуру.

Условно ее можно разбить на несколько относительно самостоятельных этапов.

1. Итерационная процедура восстановления спектра в соответствии с методикой [2].

2. Очистка восстановленного спектра от шумов и ложных пиков и локализация пиков полного поглощения.

Для поиска пиков используется процедура их локализации по анализу производной с последующей отбраковкой шумов и ложных пиков.

Очевидно, что поиск и локализация пиков полного поглощения в восстановленном физическом спектре по сравнению с аппаратурным значительно облегчен. Этот факт связан с более надежным разделением мультиплетов и «собиранием» комптоновского хвоста в пик полного поглощения. В тоже время в реконструированном спектре присутствует значительное количество артефактов, привнесенных как шумом в исходном аппаратурном спектре, так и неточностями в аппаратурной функции спектрометрического тракта. Последнее связано с тем, что реальные условия проведения измерения могут существенно отличаться от стандартных, для которых синтезировалась аппаратурная функция. В ней практически невозможно учесть непрерывный гамма спектр рассеянного излучения, полностью зависящий от среды измерения.

Отбраковка производится по следующим критериям.

Статистический критерий.

Если сумма событий в локализованном пике больше определенного верхнего порога, то пик без дальнейшей обработки принимается истинным, если же указанная сумма меньше определенного нижнего порога, то пик без дальнейшей обработки принимается ложным. Параметры верхнего и нижнего порогов являются функцией общего количества событий в восстановленном спектре и положения пика на энергетической шкале и определяются индивидуально в процессе настройки. Наиболее важен нижний порог, который собственно и отбраковывает шумы. Его значение колеблется в диапазоне от 3 до 5 , где N сумма зарегистрированных событий в спектре

Критерий формы.

Пики, не отфильтрованные по статистическому критерию, проверяются на соответствие формы локализованного пика стандартной гауссовой.

Для проверки использовался критерий c2 Пирсона в виде

(1)

Где -Spectri –локализованный пик;

-- гауссиана.

3. Процедура идентификации нуклидов методом разложения.

Метод разложения является одним из самых распространенных при идентификации нуклидов по пикам полного поглощения [3].

Использование метода разложения предполагает наличие информационной базы g-спектров,

Размер этой базы данных представляет собой конечное множество, состоящее из данных об энергиях и интенсивностях всех полезных для идентификации гамма линий изотопов, которое далее мы будем называть актуальной (рабочей) библиотекой, состав которой определяется задачей и действующими стандартами [1]. Следует отметить, что, как правило, в подобной библиотеке не учитываются гамма линии с низким выходом, а близко лежащие линии, неразрешимые через ограничения разрешающей способности детектора и метода, собираются в суммарный мультиплет.

Суть самой процедуры в следующем:

Каждому идентифицированному пику полного поглощения ставятся в соответствие характеристические g-линии (спектр) радионуклидов актуальной библиотеки, для которых выполняется условие

(2)

где:

Ei- позиция i–й идентифицируемой гамма-линии (пика), (КэВ);

еk,j- позиция j-й характеристической гамма-линии k-го радионуклида актуального справочника, (КэВ);

e- так называемое окно идентификации, величина которого определяется разрешающей способностью библиотеки.

Характеристические гамма-линии к–го радионуклида тестируются на выполнение условия (1). При этом, если j-я линия k-го радионуклида не удовлетворяет неравенству (1) при условии, что i пробегает все возможные значения, то переходят к рассмотрению (k+1)-го радионуклида из актуальной библиотеки, иначе тестированию подлежит (j+1)-я характеристическая гамма- линия k-го радионуклида. Из исследуемого g–спектра вычитается найденный в актуальной библиотеке спектр, пронормированный по максимальному числу импульсов в фотопике исследуемой g–линии. Если для g–линии не найдено соответствующего спектра в актуальной библиотеке, то переходят к следующей линии исследуемого спектра.

Аналогичные действия выполняют над оставшимся спектром до тех пор, пока не будут исчерпаны все g–линии в исследуемом спектре.

В результате работы этого алгоритма получается список нуклидов, которые, возможно, присутствуют в исследуемом спектре.

4. Количественный анализ спектра с оценкой активности для идентифицированного нуклида по всем локализованным пикам, отнесенным к данному нуклиду

Исходными данными для каждого идентифицированного нуклида являются:

количество локализованных линий n

площадь локализованного пика S

квантовый выход по данной линии hi

время измерения Т и площадь детектора Sq

Оценка активности Aq для геометрии точечного источника на расстоянии 1 м от детектора производится в следующей последовательности

С точностью D при доверительной вероятности 0.95

В случае необходимости возможна оценка активности в любой другой геометрии.

На рис 2 представлен результат работы программы Spro по данному алгоритму

Рис. 2 Рабочее окно программы Spro

Выводы и рекомендации

Показано, что предложенная методика обработки спектрометрической информации позволяет существенно улучшить и расширить спектрометрические и радиометрические функции спектрометров радиометров на основе сцинтилляционных детекторов при одновременном улучшении точности анализа

Использование в качестве исходной информации для процедуры идентификации восстановленного физического спектра гамма излучения позволяет существенно повысить разрешение мультиплетов за счет улучшения в 2.5-3 раза относительного энергетического разрешения детектора.

литература

2. Кочергин А.В. Методы и алгоритмы повышения точности и разрешающей способности полевых гамма спектрометров-радиометров. / А.В. Кочергин // Сборник (Отчет) Второго Международного Форума «Физическая ядерная безопасность – меры противодействия актам ядерного терроризма», Киев, 2007г. – с.141 – 148

3. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. / Москва.:Атомиздат, 1977.