Измерения интенсивности гамма-излучений в полях сложной конфигурации
Дата: 14/10/2005
Тема: Приборостроение


А.А.Ключников, В.Н.Щербин, В.М.Рудько, В.Г.Батий, Д.В.Федорченко, А.А.Правдивый, В.В.Егоров, А.И.Стоянов, ИПБ АЭС НАН Украины, Чернобыль, Украина

Введение

В результате аварии на Чернобыльской АЭС территория вокруг объекта "Укрытие" (ОУ) и протяженные участки зоны отчуждения оказались значительно загрязнены радионуклидами аварийного происхождения, в результате чего образовались мощные источники ионизирующих излучений. Точное местоположение и детальные характеристики этих источников, как правило, не известны. Радиационные поля, особенно внутри и вблизи объекта "Укрытие" анизотропные по интенсивности и конфигурации.

Для производства работ с минимальным воздействием на окружающую среду и персонал на таких участках, необходимо создание экспериментальной базы данных и специальных методик.

Основным фактором вредного воздействия на персонал при проведении работ на объекте "Укрытие" является внешнее гамма-облучение [1-2].

Как было показано в работе [2], для корректного расчета доз и оптимизации биозащиты при производстве работ необходимы данные об угловых распределениях гамма-излучения и его энергетических характеристик, т.е. о направлениях на источники излучения, дающих основной вклад в МЭД на рабочих местах и эффективной энергии.

Эта задача может быть решена при помощи разработанных в ИПБ АЭС методик и установок [1-6 ], адаптированных для реальных условий объекта "Укрытие", а также его локальной зоны и промплощадки:
– ШД-1;
– ДК-У (дозиметр коллимированный, универсальный) на основе приборов ДКС-04, МКС-07 "ПОШУК" и ДКС-01 "СЕЛВИС" с выносными коллимированными детекторами;
– СЕГ-04К с коллимированным детектором переносного спектрометра СЕГ-04;
– "Экран".

Ранее [1, 14, 15] с их помощью были проведены предпроектные исследования в зонах производства работ по стабилизации объекта "Укрытие" и строительства НБК.

Общий методический подход

Для проведения мероприятий по снижению коллективной дозы, в том числе – экранирования рабочих мест требуется данные об угловых распределениях гамма-излучения и его энергетических характеристик.



Рис. 1. Установка ШД-1.
1 – свинцовый корпус с коллимирующими отверстиями; 2 – капсулы с детекторами; 3 – термолюминесцентные детекторы; 4 – медные фильтры; 5 – держатели; 6 –пенал для транспортирования детекторов.


Методика исследований угловых распределений гамма-излучения и его энергетических характеристик должна включать:
– изучение проектной документации и имеющегося картографического материала, на который наносятся зоны проведения работ;
– сбор и анализ имеющихся данных по МЭД в зонах предполагаемого производства работ;
– определение и систематизация участков с различными радиационными условиями;
– определение местоположения точек измерений с учетом топологических особенностей местности, наличия объектов, экранирующих источники и результатов анализа имеющихся данных по МЭД в зонах предполагаемого производства работ. При этом с целью минимизации дозозатрат при проведении измерений, увеличение плотности измерений планируется в зонах с наибольшим градиентом МЭД.
– выбор оптимальной методики и установок для проведения измерений в зависимости от уровня МЭД;
– предварительные исследования и их анализ;
– оперативные измерения угловых распределений и энергетических характеристик при помощи установки ДК-У;
– измерения углового распределения с помощью установки ШД-1 в выбранных характерных точках и анализ полученных результатов;
– измерения угловых распределений и энергетических характеристик при помощи установки СЕГ-04К для уточнения энергетических характеристик в отдельных точках;
– физическое моделирование биозащиты с помощью установки "Экран".

Установки для проведения исследований
Установка ШД 1

В ИПБ АЭС разработана и изготовлена многодетекторная установка ШД-1 на основе термолюминисцентных детекторов (рис.1). Способ [3-4] и устройство [5-6] измерения угловых распределений при помощи многодетекторных установок защищены патентами.

Установка ШД-1 представляет собой свинцовый шар с 32 углублениями коллиматорами, равномерно расположенными по поверхности шара. Масса его составляет 16 кг, диаметр – 140 мм. В качестве детекторов использовались термолюминисцентные детекторы ТЛД-500К.

Дозиметры с выносными детекторами в коллимирующих устройствах

Для проведения оперативной оценки углового распределения интенсивности гамма-излучения и измерений коэффициента ослабления в зонах с МЭД до 20 мР/ч применяются разработанные и изготовленные в МНТЦ "Укрытие" устройства ДК-У (рис. 2 и 3). Эти устройства в комплекте со сменными свинцовыми фильтрами разной толщины также применяются и при измерении кратности ослабления гамма-излучения (для оценки значения "эффективной" энергии, необходимой для корректного расчета толщины экранирования и эффективных доз внешнего облучения персонала). Исследования с установками ДК-У выполняются в местах наиболее вероятного применения биозащиты.



Рис. 2. Прибор МКС-07 "Пошук" с выносным детектором в коллиматоре.

В качестве выносных детекторов гамма излучения приборов типа "Пошук" или "Селвис" используются детекторы на основе CdTe. Погрешность измерения направления составляет (исходя из геометрии) примерно ±15°.



Рис. 3. Прибор ДКС-01 "Селвис".
1 – пульт; 2 – выносной бета-детектор; 3 – выносной гамма-детектор; 4 – коллимирующее устройство.


Установка "Экран"

Установка "Экран" представляет собой установку для экспериментального моделирования биозащиты (рис.4). Она также применяется для оценки интенсивности излучения с 6-ти основных направлений (Север, Юг, Восток, Запад, Верх, Низ).

Относительная погрешность измерения дозы при помощи прибора "Стора-ТУ" составляет



Рис. 4. Установка "Экран".
1 – корпус установки; 2 – свинцовые экраны; 3 – кронштейн для крепления блока детектирования.


Методики измерений углового распределения источников гамма-излучений установкой ШД-1

Измерения углового распределения при помощи установки ШД-1 осуществляется в два этапа.

На первом этапе определяется и обозначается на местности точка измерения. С помощью радиометра дозиметра МКС-01Р или аналогичного, измеряется МЭД в выбранном месте размещения установки ШД-1. По результатам измерения МЭД определяется время экспозиции, требуемое для набора детекторами необходимой дозы облучения. Время измерения находится в зависимости от МЭД в точке исследований и увеличивается с уменьшением мощности дозы. При интегральном значении МЭД до 20 мР/ч время нахождения установки ШД-1 в каждой точке измерений составляет 15–20 суток.

На втором этапе в корпус ШД-1 устанавливаются 32 капсулы с ТЛД, содержащие по 3 детектора. Для уменьшения дозозатрат ТЛД вставляются в капсулы в лабораторных условиях. ШД-1 вместе со штативом доставляется в отмеченную заранее точку измерения. Для дополнительного контроля интегральной МЭД (в месте проведения измерений) на поверхности ШД-1 устанавливается дополнительная кассета с 3-мя ТЛД.

При установке в месте проведения измерений установка ШД-1 ориентируется в пространстве заранее установленным образом (с помощью буссоли). Данные по размещению установки (координаты точки, ориентация, высота ШД-1 над поверхностью, дата и время установки) фиксируются в журнале.

По достижению расчетного значения времени экспозиции, с помощью радиометра дозиметра типа МКС-01Р или "СТОРА" повторно измеряется МЭД в месте размещения установки ШД-1. Установка снимается со штатива и транспортируется к месту смены детекторов. Капсулы с детекторами извлекаются из коллимирующих углублений, помещаются в транспортные контейнеры и в минимально возможные сроки (для уменьшения уровня фонового облучения) доставляются в лабораторию ИДК ИПБ АЭС.

Обработка результатов измерений осуществляется в два этапа. На первом этапе в лаборатории ИДК ИПБ АЭС производится снятие показаний с облученных ТЛД. На втором этапе полученные данные облучения каждого из 96 ТЛД детекторов обрабатываются в офисе ИПБ АЭС по специальной компьютерной программе с построением картограммы угловых распределений МЭД в точке измерения.

При анализе полученных данных оцениваются погрешности измерения дозы от излучения в заданном направлении и погрешности измерения направления на выявленные интенсивные источники излучения.

Относительная погрешность измерения дозы при помощи ТЛД зависит от накопленной дозы и оценивается по формуле, приведенной в паспорте:

где D – накопленная экспозиционная доза (в Р/ч).

Опыт проведения реальных измерений показал, что для направлений на интенсивные источники погрешность возрастает незначительно из-за ослабления фонового излучения в свинце. Погрешность вклада МЭД от интенсивных источников может составлять 20-30%.

Погрешность определения направления на источники излучения состоит из двух составляющих постоянной составляющей, определяемой точностью ориентации ШД-1 при установке в месте измерения (по оценке около ±10), и погрешности, связанной с углом раствора коллимирующих углублений (±22,5).

Для обработки экспериментальных данных и восстановления угловых распределений были разработаны специальные вычислительные программы. Суть обработки заключалась в решении системы уравнений где Pi – искомая МЭД, создаваемая в данной точке гамма излучением из i-того направления (i =1...32);

Pexpi – МЭД, экспериментально измеренная при помощи i-того ТЛД (в эту величину вносят вклад как искомое излучение из соответствующего направления, так и фоновое излучение из других направлений, которое необходимо вычесть);

hspace=4 – коэффициент ослабления гамма-излучения из j-того направления при его попадании в i-тый ТЛД. Коэффициенты вначале рассчитывали, а затем уточняли экспериментально; Pj – МЭД, создаваемая в данной точке гамма излучением из j-того направления (j i). Суммирование тоже производится по всем hspace=4.

Установка и методика активно применялись с ноября 2001 года при измерении угловых распределений интенсивности гамма излучения в зонах производства работ по стабилизации объекта "Укрытие" и при выполнении предпроектных работ по новому безопасному конфайменту (НБК).[12-13].

Модернизация ШД 1

За годы успешной эксплуатации методики на основе ШД-1 тем не менее был замечен ряд недостатков, связанных с применением в ШД-1 детекторов типа ТЛД-500, а именно:

– Малая чувствительность ТЛД (для проведения измерений с достаточной степенью точности необходимо облучение установки дозой около 1 Р, что в радиационных условиях локальной зоны ОУ означает длительность экспозиции на уровне нескольких суток.

– Сложность подготовки ШД-1 к следующему измерению (после проведения измерений установку необходимо переместить в помещение с низким радиационным фоном, в котором капсулы с облученными детекторами заменить капсулами с подготовленными к облучению детекторами). После чего, установку переместить к месту следующего облучения.

– Сложность процесса оцифровки данных, проведенного облучения (комплект для установки состоит из 108 ТЛД, время на первичную обработку данных занимает от 3 до 5 часов, данные вручную заносятся в компьютер для дальнейшей обработки).

– Невозможность дистанционного управления процессом измерения.

– Невозможность отслеживать динамику изменения углового распределения МЭД. По этим причинам возникла необходимость разработать установку ШД-3, которая была бы лишена этих недостатков.

Был изготовлен экспериментальный образец установки ШД-3 с пятью CdZnTe детекторами (рис. 5).



Рис. 5. Экспериментальный образец установки ШД-3

В сертифицированной измерительной лаборатории ИПБ АЭС были проведены калибровочные измерения чувствительности к постоянному и переменному магнитным и электрическому полям и к температуре.

Вследствие того, что детекторный блок установки ШД-1 достаточно хорошо оптимизирован по различным параметрам (коэффициент ослабления излучения, угловое разрешение, масса, расположение детекторов) в качестве корпуса экспериментального образца используется ее шарообразный корпус.

В качестве детекторов используются кристаллы CdZnTe. Высокая чувствительность, небольшие размеры и широкий динамический диапазон делают применение CdZnTe детекторов наиболее предпочтительным вариантом. Размер кристалла детектора был выбран 6х6х3 мм – при этом капсула с детектором помещается в отверстие в корпусе установки ШД-1. Детектор CdZnTe помещен в алюминиевую оболочку и залит герметиком.

Проведенные тестовые измерения экспериментального образца устройства ШД-3 подтвердили перспективность использования CdZnTe детекторов для создания мобильной и автономной многодетекторной установки для оперативного измерения угловых распределений интенсивности гамма излучения.

Во всех проведенных измерениях нарушения работоспособности устройства не произошло. Характеристики установки практически не изменяются под воздействием электрических и магнитных полей. Наблюдается небольшое уменьшение эффективности регистрации гамма-излучения с повышением температуры окружающей среды. Этот эффект можно легко учесть путем введения дополнительного термодатчика, либо простым учетом данных о температуре в момент измерения.

Проведенные исследования подтвердили перспективность использования установки ШД-3 на основе CdZnTe детекторов для решения широкого круга задач, связанных с измерением радиационной обстановки в самых сложных условиях, поиска источников гамма излучения, контроля за их перемещением (например в установках по обращению с радиоактивными отходами) и других.

Результаты измерений показали, что данную систему можно взять за основу для разработки опытного образца ШД-3. В то же самое время необходимо внести ряд усовершенствований для повышения КПД повышающего преобразователя (в настоящей модели он является основным источником энергопотребления), упрощения процедуры переноса информации в компьютер (в настоящее время каждый канал имеет свою память), уменьшить физические размеры схем. В частности, целесообразно разработать единую плату компаратор +счетный микроконтроллер на основе SMD компонентов с целью совмещения с предусилителем в единый моноблок.

Методика оптимизации биозащиты с учетом данных по угловым распределениям

Работы вблизи и на объекте "Укрытие" выполняются в условиях анизотропных ионизирующих полей сложной конфигурации. Поэтому требуется проведение мероприятий по снижению коллективной дозы (организация биозащиты), в том числе – экранирование рабочих мест для этих условий.

На протяжении последних лет разработана и усовершенствуется методика оптимизации биозащиты в предположении об изотропности гамма–излучения (что означает практически равномерное окружение мест работ защитой со всех сторон). При реализации проекта по Б1/Б2 [1] реализован и эффективно используется до настоящего времени защитный бокс, который по сути является биозащитой от изотропного гамма-излучения. Специфика применения такого бокса состоит в том, что изготовление защиты производится на большом расстоянии от ОУ, а монтаж – с помощью крана. Таким образом, изготовление и применение этого защитного бокса уже на протяжении работ стабилизационного мероприятия [1] привело к значительным уменьшениям дозозатрат. Защитный бокс активно используется в настоящее время и будет использоваться в будущем, так что можно говорить о безусловной пользе его применения [3-6].

Для корректного расчета индивидуальных доз и оптимизации биозащиты в условиях анизотропных полей сложной конфигурации необходимо учитывать угловое распределение гамма излучения и его энергетические характеристики. Реализация же защиты в этих условиях сопряжена со следующими основными проблемами:
– Защита не должна мешать проведению работ;
– Монтаж защиты требует дополнительных дозозатрат;
– Может потребоваться демонтаж защиты после проведения работ;
– Применение защиты должно быть оправданным;
– Конфигурация и толщина защитных экранов должна быть оптимальной.

В ИПБ АЭС разработана методика оптимизации биозащиты с учетом данных по угловым распределениям [5], позволяющая более корректно проектировать биозащиту при проведении работ в радиационно-опасных местах.

Полученные, при помощи ШД-1, данные использовались для поиска оптимальной конструкции биозащиты. Для этого была разработана специальная вычислительная программа.

Ее алгоритм предусматривает возможность вычисления МЭД в точке измерения углового распределения путем моделирования биозащиты в виде экранов произвольной толщины, защищающих от гамма-излучения от выбранных направлений. При этом предполагалось, что экраны имеют конечные размеры. Так, при экранировании только "снизу" предполагалось, что излучение от "наклонного" источника (расположенного под углом более 45° от направления "вертикально вниз") не будет ослабляться и для защиты от него необходимо устанавливать новый экран в соответствующем направлении.

При расчете защиты на основе принципа ALARA было учтено "умягчение" спектра излучения.В [7] было показано, что в большинстве помещений ОУ средняя энергия составляет около 400 кэВ, а в одном измерении было получено даже значение 150 кэВ. Однако, как это иногда предлагается, использование "консервативную" с точки зрения расчета доз оценку 150 кэВ может привести к грубой ошибке при расчете экранирования. Измерения гамма-спектров в локальной зоне [8] указывают на наличие заметной доли рассеянного гамма-излучения, однако значительным был вклад и от прямого нерассеянного излучения с энергией 661.6 кэВ. Поэтому при расчетах энергия излучения принималась равной 0,4 МэВ.

Для определения углового распределения излучения проводилось рассмотрение взаимного расположения мест проведения работ и известных скоплений источников излучения.

Для выбора конструкции защиты определяющим является геометрия зон экранирования. Особенности строительных конструкций в сочетании со стесненными условиями рабочих мест в зонах производства работ не всегда позволят спроектировать биозащиту таким образом, чтобы полностью экранировать работающего. При этом МЭД на рабочем месте создается излучением, прошедшим сквозь материал защиты и, соответственно, ослабленного в нем, и излучением, прошедшим мимо материала защиты. Введен коэффициент неплотностей kd, равный отношению МЭД, созданного излучением, прошедшим мимо материала защиты, к полному МЭД на рабочем месте до установки защиты. Этот коэффициент зависит от взаимного расположения места работ, места предполагаемой установки защиты и мест расположения источников излучения.

МЭД на рабочем месте после установки защиты (Р) определяется по формуле: где Р0 – МЭД на рабочем месте до установки защиты,
k – коэффициент ослабления излучения в материале установленной защиты.

Назовем коэффициент пропорциональности между МЭД без установленной защиты и с установленной защитой коэффициентом прозрачности защиты hspace=4:

Экономия дозозатрат за счет применения биозащиты равна:



где Н =6,46•103 мЗв/мР – переходной коэффициент между мощностью экспозиционной дозы и мощностью эффективной дозы [5];

T0 – трудозатраты на проведение основной части работ,

Р0 – МЭД на рабочем месте до установки защиты,

DЗ0 – коллективная доза при установке защиты.

Если hspace=4,то использование защиты приводит к увеличению коллективной эффективной дозы. В этом случае установка защиты может потребоваться только в случае, если это требуется по условиям проведения технологических процессов.

Если же hspace=4,то использование защиты приводит к уменьшению коллективной эффективной дозы. В этом случае установка защиты необходима, а оптимальная толщина защиты находится из максимума денежного эквивалента выгоды. Денежный эквивалент выгоды считается как разница стоимости экономии дозозатрат и стоимости защиты (материалов, изготовления, доставки, установки и пр.).

В [3] рассмотрен вопрос о стоимости дозозатрат и рассчитано, что полная стоимость 1 Зв составляет около 8400 $.

В качестве переменной величины при нахождении максимума денежного эквивалента выгоды будет выступать толщина защиты (в каждом мероприятии, для конкретного метода реализации экранирования площадь защиты фиксирована, и, следовательно, масса защиты линейно зависит от толщины).

Экономия дозозатрат за счет применения биозащиты Если же hspace=4 тоже зависит от толщины защиты. Зависимость дозозатрат на установку защиты от массы (от толщины) в каждом конкретном случае может быть разной. Она зависит от расположения места установки защиты (возможности механизированной подачи и монтажа), способа крепления защиты и т.д. Уверенным можно быть только в том, что дозозатраты либо увеличиваются с увеличением толщины защиты, либо является постоянной величиной (от толщины защиты не зависит). Коэффициент ослабления излучения в материале защиты так же зависит от толщины защиты.

Таким образом, денежный эквивалент выгоды в результате зависит от толщины защиты.

Вычисляются значения денежного эквивалента выгоды для значений толщины защиты d из диапазона hspace=4, где dmax – максимальная толщина защиты, при которой вес защиты равен максимальной нагрузке на конструкции ОУ в месте монтажа.

Значение толщины защиты, при котором денежный эквивалент выгоды максимален и этот максимум положителен, является оптимальной толщиной защиты.

Во многих случаях такой подход дает удовлетворительные результаты, учитывая наличие большого количества протяженных источников (большие скопления ТСМ в блоке Б, под каскадной стеной, наличие источников на крыше ДЭ и машзала, "небесное сияние", загрязненный грунт и объекты...). В то же время в некоторых случаях может доминировать излучение с одного направления и предположение об изотропности излучения может не позволить найти оптимальное решение по экранированию.

Выполненные расчеты оптимизации экранирования проверяются при помощи установки "Экран", позволяющей экспериментально моделировать процесс экранирования, ослабляя излучение с выбранных направлений свинцовыми экранами различной толщины. Очень хорошее согласие результатов физического и математического моделирования [6] подтвердили удовлетворительную точность процесса оптимизации защиты с использованием данных по угловому распределению, полученному при помощи установки ШД-1.

Перечень использованных источников
1.Алешин А.М., Батий В.Г., Глухенький В.Н.и др. Анализ безопасности реализации проекта стабилизации опорных узлов блоков балок Б1 и Б2.//Проблеми Чорнобиля, науковo–технічний збірник, м.Чорнобиль, 2000, вип.6, с.25-35.
2. Ключников А.А., Щербин В.Н., Рудько В.М.и др.//Анализ радиационной безопасности в процессе производства работ по стабилизации Проблеми безпеки атомних станцій і Чорнобиля,вип.1, науково –технічний збірник, г.Чернобиль, 2005 г., с.24-34.
3. Батий В.Г., Деренговский В.В., Кочнев Н.А.и др. Оптимизация разовой дозы и толщины биозащиты при проведении работ на объекте "Укрытие"//Проблеми Чорнобиля, науково–технічний збірник, м.Чорнобиль, 2000, вип.6, с.44-53.
4. Алешин А.М., Батий В.Г. Кочнев Н.А. и др.Анализ возможности экранирования основных скоплений радиоактивных отходов объекта "Укрытие" методами засыпки или цементитрования //Проблеми Чорнобиля, науково–технічний збірник, м.Чорнобиль, 2000, вип.6, с.128-133.
5. Батий В.Г., Егоров В.В., Закревский Ю.А.и др.Оптимизация биозащиты с использованием экспериментальных данных об угловых распределениях интенсивности гамма излучения //Проблеми Чорнобиля,в ип.9, науково–технічний збірник, г.Чернобиль, 2002 г., с.53-55.
6. Batiy V.G., Glebkin S.I., Yegorov V.V. et.al. Physical and mathematical simulation of biological shielding // Problems of atomic science and technology.Series "Nuclear physics investigations", №5 (44), 2004, p.101-102.
7. Кочетков О.А., Дмитренко А.В., Цовьянов А.Г.и др. Особенности формирования дозы фотонного излучения при внешнем облучении персонала объекта "Укрытие"//Атомная энергия, т.80, вып.4, 1996, с.283.
8. Волков В.Г., Волкович А.Г., Ликсонов В.И. и др. Измерения поля, создаваемого объектом "Укрытие" с помощью коллимированного спектрометра //Атомная энергия, т.71, вып.6, 1991, с.534.
9. Батий В.Г., Егоров В.В., Кочнев Н.А.и др. Методика оценки угловых распределений мощности дозы гамма-излучения в зонах производства работ на объекте "Укрытие"//Проблеми Чорнобиля, вип.9, науково–технічний збірник, г.Чернобиль, 2002 г., с.47-52.
10. Батій В.Г., Єгоров В.В., Ключников О.О.та ін. Спосіб вимірювання кутового розподілу інтенсивності гамма випромінювання /МПК7 G01T 1/28. Деклараційний патент на винахід № 51989 А від 13.12.2001 р., Бюлетень "Промислова власність",№12,16.12.02.
11.Батій В.Г., Єгоров В.В., Закревський Ю.А.та ін.Пристрій для вимірювання кутового розподілу інтенсивності гамма випромінювання /МПК7 G01T 1/28. Деклараційний патент на винахід №51987 А від 13.12.2001 г., Бюлетень "Промислова власність", №12,16.12.02.
12. Батій В.Г., Єгоров В.В., Ключников О.О.та ін. Спосіб вимірювання кутового розподілу інтенсивності гамма випромінювання /МПК7 G01T 1/28.патент на винахід № 51989 від 15.07.2004 р., Бюлетень "Промислова власність", №7, 15.07.04.
13. Батій В.Г.,Єгоров В.В.,Закревський Ю.А.та ін. Пристрій для вимірювання кутового розподілу інтенсивності гамма випромінювання /ПК7 G01T 1/28. Патент на винахід №51987 від 15.07.2004 г., Бюллетень "Промислова власність", №7,15.07.04.
14. Алешин А.М., Батий В.Г., Егоров В.В.и др. Измерение угловых распределений интенсивности гамма-излучения в зонах производства работ по стабилизации объекта "Укрытие"//Препринт 02 1,МНТЦ "Укрытие" НАН Украины, Чернобыль,2002 г., 47 С.
15. Батий В.Г., Егоров В.В., Закревский Ю.А.и др. Угловые распределения гамма-излучения в локальной зоне //Проблеми Чорнобиля, вип.15, науково–технічний збірник, г.Чернобиль, 2004 г., с.65 71.
16. Батий В.Г., Ненахов А.Н., Правдивый А.А.и др. Экспериментальный образец многодетекторной установки на основе CdZnTe детекторов //Тезисы докладов III конференции по физике высоких энергий, ядерной физике и ускорителям (28 февраля –4 марта 2005 г.), Харьков, ННЦ ХФТИ, 2005, с.57.
17. Батий В.Г., Егоров В.В., Кузьменко В.А.и др. Математическое моделирование процесса измерения угловых распределений гамма излучения //Проблеми Чорнобиля, вип.15,науково –технічний збірник, г.Чернобиль,2004 г., с.55 61.
18. Batiy V.G., Kochnev N.A., Kuzmenko V.A.et.al. Computation of response function of multi detector device for gamma radiation angular distribution measuring //Problems of atomic science and technology.Series "Nuclear physics investigations", №5 (44), 2004, p.78 81.
19. Батий В.Г., Федорченко Д.В., Прохорец И.М.и др. Математическое моделирование устройства ШД с учетом симметрии детекторного блока //Тезисы докладов III конференции по физике высоких энергий, ядерной физике и ускорителям (28 февраля –4 марта 2005 г.), Харьков, ННЦ ХФТИ, 2005, с.62.


По материалам конференции «Безопасность ядерных технологий: экономика безопасности и обращение с ИИИ»





Это статья PRoAtom
http://www.proatom.ru

URL этой статьи:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=116