Разработка радиометрических систем и методов полевых и дистанционных измерений радиоактивного загрязнения тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.01, доктор физико-математических наук Потапов, Виктор Николаевич

• Потапов, Виктор Николаевич
• доктор физико-математических наук
• 2010

Оглавление диссертации доктор физико-математических наук Потапов, Виктор Николаевич

ПЕРЕЧЕНЬ УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ, СИМВОЛОВ, ЕДИНИЦ 2 ИЗМЕРЕНИЯ

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность темы

Цель и задачи исследования

Объект и предмет исследования

Методы исследований

Методологический подход

Основные положения, выносимые на защиту

Личный вклад

Практическая ценность и полезность работы

Научные программы, в рамках которых были получены 17 результаты диссертации

Апробация работы

Публикации

Структура и объем диссертации

ГЛАВА I. РАДИОМЕТРИЧЕСКИЕ ПРИБОРЫ ДЛЯ ПОЛЕВЫХ 19 ИЗМЕРЕНИЙ РАДИОАКТИВНЫХ ЗАГРЯЗНЕНИЙ

1.1 Методика измерения характеристик загрязнения почвы 20 радионуклидами 137Сб радиометрическим способом

1.1.1 Учет излучения естественных радионуклидов

1.1.2 Оценка толщины чистого верхнего слоя почвы

1.1.3 Приборы, реализующие методику измерений, и примеры их 35 использования

1.2 Радиометрический способ измерения активности радионуклидов Сб в донных отложениях с использованием водного погружного детектора

1.3 Радиометрический способ оценки распределений 48 радионуклидов по глубине скважины с помощью коллимированных погружных детекторов

1.3.1 Спектрометрические погружные детекторы

1.3.2 Коллимированный погружной детектор, работающий в токовом режиме

1.4 Приборы и метод определения активности радионуклидов в 60 транспортных контейнерах

1.5 Экспрессный метод определения удельной эффективной 66 активности естественных радионуклидов грунта, стройматериалов

ГЛАВА II. СПОСОБЫ РАСЧЕТА ДОЗОВЫХ ПОЛЕЙ ПО

РЕЗУЛЬТАТАМ РАДИОМЕТРИЧЕСКИХ ИЗМЕРЕНИЙ РАДИОАКТИВНЫХ ЗАГРЯЗНЕНИЙ

2.1 Модификации метода Монте-Карло, используемые при 71 создании моделей радиометрических систем контроля и расчетах дозовых полей излучения.

2.2 Метод рандомизации как способ учета естественного 87 ландшафта поверхности почвы при расчетах дозовых полей

2.2.1 Оценка вклада нерассеянного излучения в мощность дозы в 90 условиях радиоактивного загрязнения естественных ландшафтов

2.2.2 Выбор приближений для оценки (exp(-|j.JO,7(Е)у))

2.3 Способ расчета мощности дозы по результатам 98 радиометрической съемки загрязненных территорий на основе предварительных данных, полученных методом Монте-Карло

2.3.1. Влияние лесного покрова на гамма-поле радиоактивных выпадений

ГЛАВА III. СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ ОПРЕДЕЛЕНИЯ

РАДИАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК СЧЕТНЫХ ОБРАЗЦОВ И ОБЪЕКТОВ КОНТРОЛЯ В ЛАБОРАТОРНЫХ И ПОЛЕВЫХ УСЛОВИЯХ

3.1 Учет эффекта суммирования каскадных гамма-квантов в 114 расчетах калибровочных констант для спектрометрических систем высокого разрешения

3.2 Характеризация загрязнения бетона радионуклидами 137Cs и

60Со с помощью спектрометрических систем высокого разрешения

3.2.1 Определение характеристик загрязнения бетона б0Со по 125 результатам спектрометрических измерений полупроводниковым детектором

3.2.2 Способ измерения характеристик загрязнения ,37Сз и 60Со при 128 их одновременном присутствии в бетоне

3.3 Спектрометрические способы оценки характеристик отработавшего ядерного топлива

3.3.1 Основные определения и обозначения

3.3.2 Спектрометрический способ оценки характеристик ОЯТ по 136 излучению продуктов деления

3.3.3 Примеры использования спектрометрических способов 144 оценки характеристик ОЯТ

3.3.4 Идентификация типа твэла с облученным топливом 153 спектрометрическим способом

ГЛАВА IV. ПРИБОРЫ И МЕТОДЫ ОПРЕДЕЛЕНИЯ

ХАРАКТЕРИСТИК ЗАГРЯЗНЕНИЯ БЕТА - ИЗЛУЧАЮЩИМИ РАДИОНУКЛИДАМИ

4.1 Спектрометрический метод определения активности 908г в 161 полевых и лабораторных условиях

4.1.1 Определение удельной активности 908г в почве при наличии 166 радионуклидов 137Сз

4.1.2 Учет влияния излучения радионуклидов 60Со при измерениях 168 удельной активности 908г

4.1.3 Приборное обеспечение для определения активности 908г 173 радиометрическим способом

4.2 Результаты измерений активности 908г в лабораторных и 178 полевых условиях

4.3 Определение удельной активности урана в почве с помощью регистрации бета-излучения дочерних радионуклидов

ГЛАВА V. СПОСОБЫ КОНТРОЛЯ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ

ПО ДАННЫМ ДИСТАНЦИОННЫХ ИЗМЕРЕНИЙ ГАММА

ЛОКАТОРА

5.1 Краткое описание системы дистанционного контроля 187 радиационной обстановки

5.2 Способ восстановления распределений мощности дозы по 188 результатам дистанционных измерений загрязнений поверхностного характера внутри обследуемого объекта

5.2.1 Расчет мощности дозы в машинном зале 4-ого блока

Чернобыльской АЭС

5.3 Методы расчета мощности дозы внутри обследуемых объектов 196 по данным дистанционного измерения загрязнений объемного характера

5.3.1 Результаты расчета мощности эквивалентной дозы внутри 206 реакторного зала 4-го блока Чернобыльской АЭС

5.3.2 Способ оценки радиационной обстановки при проведении 209 реабилитационных работ на территории временных хранилищ радиоактивных отходов

5.3.3 Краткое описание гамма-локатора, используемого для 217 обследования территории ВХРАО

ГЛАВА VI. СЦИНТИЛЛЯЦИОННЫЕ ДЕТЕКТОРЫ НА ОСНОВЕ

КРЕМНИЕВЫХ ФОТОПРИЕМНИКОВ

6.1 Сцинтилляционные детекторы на основе оптопары сцинтиллятор - фотодиод

6.1.1 Математическая модель сцинтилляционных детекторов с кремниевыми фотодиодами

6.1.2. Определение дисперсии числа электронно-дырочных пар, 225 рождаемых в фотодиоде, используемом в качестве фотоприемника сцинтилляционного спектрометрического детектора

6.1.3 Оценка коэффициента светосбора в системе сферический 229 сцинтиллятор - фотодиод

6.1.4 Пространственная неоднородность светосбора, внутреннее 233 разрешение сцинтилляционного кристалла и флуктуации числа рождаемых электронно-дырочных пар в фотодиоде

6.1.5 Энергетическое разрешение спектрометрических детекторов с 246 кремниевыми фотодиодами

6.2 Сцинтилляционные детекторы с твердотельными кремниевыми 252 фотоумножителями

6.2.1 Математическая модель сцинтилляционных детекторов с 253 кремниевыми фотоумножителями

6.2.2 Детекторы с кремниевыми фотоумножителями и 262 сцинтилляционными кристаллами С81(Т1), 1Ю80 и ЬаВг

6.3 Нейтронные детекторы с твердотельными кремниевыми 275 фотоумножителями и их метрологические характеристики

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка радиометрических систем и методов полевых и дистанционных измерений радиоактивного загрязнения»

Актуальность темы. В процессе становления и отработки технологий, используемых на предприятиях ядерно-топливного цикла (ЯТЦ) бывшего СССР, были загрязнены пойменные ландшафты рек: Течи, Исети, Енисея, Томи. Так, например, в результате имевших место радиационных аварий и инцидентов на объектах ПО «Маяк» к концу 1960-х гг. произошло радиоактивное загрязнение не только территории промышленной площадки, санитарно-защитной зоны вокруг предприятия, но и части территорий Челябинской, Свердловской и Курганской областей. Наибольшие радиоэкологические и радиологические последствия имели сбросы ЖРО в Течу и авария 1957 г. - взрыв емкости-хранилища РАО (Восточно-Уральский радиоактивный след). В результате только аварии 1957 г. в окружающую среду (за пределами промплощадки) поступило около 2 МКи. В 1949-1956 гг. жидкие радиоактивные отходы радиохимического производства сбрасывались непосредственно в малую реку Теча [1].

В результате испытаний ядерного оружия в 60-х годах на поверхности земли северного полушария присутствует большое количество радиоактивных веществ, определяющее так называемое глобальное фоновое загрязнение. К 1986 году (до Чернобыльской аварии) общая активность 137Сз и 908г, находившаяся на территории северного полушария, составила десятки МКи.

Авария на ЧАЭС, произошедшая 26 апреля 1986 г., по масштабам радиоактивного загрязнения окружающей среды превзошла все предшествующие радиационные инциденты. На основе аэрогамма-съемки и паземпьтх обследований были созданы и изданы карты загрязнения Европейской части России радионуклидами шСз, 908г о

239Ри. Наиболее загрязненными в России являются Брянская (11 800 км2 загрязненных

2 2 ^ территорий), Калужская (4 900 км ), Тульская (11 600 км ) и Орловская (8 900 км") области [2].

Радиоактивное загрязнение рек и озер обусловлено, главным образом, смывом радионуклидов с поверхности почвы территории водосбора, причем влияние смыва особо ощутимо в зонах, загрязненных после аварий на ЧАЭС и ПО "Маяк". Однако загрязнение воды и донных отложений практически во всех реках и водоемах России не представляет опасности для водопользования, т.к. в целом происходит довольно интенсивный процесс самоочищения поверхностных вод и допиьтх отложений.

Радиоэкологическая обстановка загрязненных территорий являются важным элементом системы радиационной безопасности. Как правило, радиоэкологические работы включают в себя детальное картирование уровней загрязнения и проведение систематических наблюдений за радиационной обстановкой. Очевидно, что выполнять исследования наземных и водных экосистем необходимо с использованием современных подходов и методов, которые требуют постоянного совершенствования и развития.

Анализ потребления энергии в мире показывает, что в ближайшие десятилетия глобальное производство энергии может быть увеличено в 2 - 3 раза, поэтому на первое место выходит вопрос о сырьевом ресурсе топлива. Ядерная энергетика способна к расширенному воспроизводству топлива, что обеспечивает ее неисчерпаемыми ресурсами при замкнутости топливного цикла и, по-видимому, приведет к крупномасштабному использованию атомной энергии в будущем. Однако наращивание ядерных мощностей требует обеспечения ядерной и радиационной безопасности на всех этапах жизненного цикла ядерных установок. Это относится и к конечной стадии жизненного цикла ядерных установок - их выводу из эксплуатации и обращению с радиоактивными отходами, образующимися в процессе работы ядерных объектов. В результате многолетней производственной деятельности научно-исследовательских центров страны, обладающих ядерно-техническими установками, также накопилось большое количество радиоактивных отходов, которые помещались в специально сооруженные временные хранилища. Все эти события и процессы привели к изменению радиоэкологической обстановки на некоторых территориях страны, которые требуют, в зависимости от ситуации, проведения обследования загрязненных территорий или осуществления реабилитационных работ, радиационного контроля или вывода из эксплуатации объектов использования атомной энергии.

Цель и задачи исследования. Для проведения широкомасштабного обследования загрязненных территорий, повышения эффективности реабилитационных работ на объектах использования атомной энергии потребовалась разработка приборов, систем и новых методов измерений. Такие средства и методы должны не только обеспечить эффективное и безопасное проведение работ по реабилитации, но также сделать обследование загрязненных территорий оперативным, дешевым, т.е. экономически целесообразным. В аварийных ситуациях, например, таких как обследование центрального зала IV блока ЧАЭС, для уменьшения вредного воздействия на персонал должны применяться дистанционные методы измерений и мониторинга ионизирующего излучения, аппаратные и программные средства, позволяющие оценивать радиационную обстановку, давать оценку активности распределенных источников излучения, определять их изотопный состав и другие характеристики.

Совершенствование и обновление технологий, используемых при выполнении работ по выводу из эксплуатации ядерных реакторов, требуют развития новых технических решений с применением более совершенных методов и средств радиационных измерений. Подобные средства также должны обеспечивать получение различного вида информации (визуальной, графической или цифровой) в реальном масштабе времени в виде, удобном для дальнейшего использования, обеспечивать повышение чувствительности и оперативности измерений, осуществлять прогноз радиационной обстановки в различных рабочих или аварийных ситуациях.

Объект и предмет исследования. Авария 1986 г. на ЧАЭС явилась крупнейшим радиационным инцидентом прошлого столетия и привела к разрушению объектов IV блока и крупномасштабным радиоактивным загрязнениям окружающей среды. Ряд территорий Брянской области оказался в зоне высокого уровня загрязнения, что привело даже к отселению жителей некоторых населенных пунктов. Для таких населенных пунктов требовалось детальное обследование на предмет определения как уровней, так и характера их загрязнения, что позволило бы дать оценку путей и способов реабилитационных мероприятий на этих территориях. Вопросы обследования являлись актуальными и для разрушенных объектов IV блока ЧАЭС. Эти чернобыльские объекты в силу своей специфики тоже нуждались в обследовании с использованием нестандартных приборов и систем радиационного контроля, что потребовало их разработки. Они оказались востребованными и при выполнении других работ, в частности, при ликвидации временных хранилищ радиоактивных отходов.

Пойменные участки рек Течи и Енисея, загрязненные в результате сброса в их гидросистему радиоактивных отходов предприятиями ЯТЦ, являются объектами постоянного радиоэкологического мониторинга, для обследования которых также необходимы разработка методов и создание на их основе приборов оперативного измерения радиоактивных загрязнений.

РНЦ «Курчатовский институт» - один из крупнейших научно-исследовательских центров страны, обладает комплексом ядерно-физических установок. Экспериментальная база РНЦ «Курчатовский институт» состояла из 12 исследовательских установок с реакторами различного типа, 19 критических стендов и других радиационно опасных объектов, включая горячие лаборатории, облучательные установки, временные хранилища ядерного топлива и радиоактивных отходов. В результате многолетней производственной деятельности на его территории накопилось значительное количество радиоактивных отходов, которые направлялись во временные хранилища, расположенные на территории центра. Эти временные хранилища отходов образовались на начальном этапе работ института, и по современным меркам они не соответствовали нормам и правилам радиационной безопасности. С развитием Москвы территория института оказалась со всех сторон окруженной жилой застройкой и площадки с размещением хранилищ оказались расположенными в нескольких десятках метров от жилых домов. В рамках проекта «Реабилитация» в 2002-2007 годах были проведены работы по ликвидации временных хранилищ радиоактивных отходов на территории института.

В настоящее время в РНЦ «Курчатовский институт» продолжают эксплуатироваться шесть из двенадцати реакторных установок. Остальные шесть остановлены для вывода из эксплуатации и частично или полностью демонтированы. В рамках работ по Федеральной целевой программе «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности России на 2008 год и на период до 2015г.» осуществляется вывод из эксплуатации* многоцелевого петлевого материаловедческого реактора МР, одного из наиболее сложных ядерных объектов. Другой важной и актуальной задачей является радиационное обследование объектов топливного цикла. В 2007-2008 гг. специалистами РНЦ «Курчатовский институт» были проведены обследования радиоактивно загрязненных объектов и территория Кирово-Чепецкого химического комбината (КЧХК), на котором осуществлялась переработка уранового сырья. Загрязнение территории и производственных объектов происходило на ранних стадиях отработки технологии переработки гекса- и тетрафторида урана. Радионуклидное загрязнение любого объекта или территории проще всего обнаружить по регистрации гамма-излучения. Трудности обследования объектов и территории КЧХК заключались в том, что их загрязнение было обусловлено, в основном, мелкодисперсной фракцией неравновесного урана. Уран и его ближайшие дочерние радионуклиды (торий и протактиний), находящиеся с ним в равновесии, либо не являются гамма-излучающими, либо выход гамма-квантов на распад у них очень мал. Поэтому в этих ситуациях требуется развитие новых методов и подходов при радиационном обследовании подобных объектов.

Методы исследований. Традиционными методами обследования загрязненных радионуклидами территорий являются авиационная гамма-съемка (аэрогамма-съемка), метод пробоотбора и методы полевой радиометрии.

Аэрогамма-съемка широко используется при обследовании загрязненных территорий. Начиная с середины 50-х годов, аэрогамма-съемка использовалась при обследовании территорий, прилегающих к полигонам испытания ядерного оружия. Так, например, в 1956 г. была проведена аэрогамма-съемка прилегающих к Семипалатинскому полигону районов на расстояниях до 500 км от центра опытного поля, аналогичные исследования проводились при испытаниях на Новой Земле и позже - после аварии на ЧАЭС. И в настоящее время этот метод широко используется в ведущих научных и научно-производственных организациях и структурах и совершенствуется на базе развития новых приборных средств [3-5]

Авиационная гамма-съемка имеет ряд достоинств и предназначена, в основном, для проведения крупномасштабных измерений огромных территорий, загрязненных в результате испытаний ядерного оружия или аварийных инцидентов. Однако для обследования загрязнения населенных пунктов, пойменных участков рек аэрогамма-съемка не всегда подходит, т.к. пространственное разрешение этого метода невысокое и недостаточное для получения детальной информации, необходимой для проведения реабилитационных мероприятий на этих территориях.

Методы полевой радиометрии тоже применяются при обследовании загрязненных радионуклидами территорий. Недостатком ранее известных методик полевой гамма-радиометрии [6-8] была необходимость получения предварительной дополнительной информации о характере заглубления радионуклидов в почве в окрестности 10-15 м от спектрометрического детектора, расположенного на высоте ~1м над поверхностью почвы. Здесь предполагалось осуществление процедуры отбора пробы с последующим спектрометрическим анализом ее на предмет оценки характера распределения радионуклидов по глубине, для того чтобы учитывать самопоглощение излучения заглубленных в почве радионуклидов. Для этого предполагается наличие мобильного передвижного спектрометрического комплекса, с помощью которого в полевых условиях (т-вйи) осуществлялись бы процедура отбора пробы и ее анализ. Это обстоятельство делало этот подход трудоемким и неэффективным. Поэтому развитие методов полевой радиометрии, которые обеспечивали бы измерения в полевых условиях без какой-либо предварительной информации о характере заглубления радионуклидов в почве, - актуальная задача при проведении обследований загрязненных территорий населенных пунктов, пойменных участков рек и т.п.

Метод пробоотбора является классическим способом определения характеристик загрязнения почвы. Как правило, традиционным является измерение активности гамма-излучающих радионуклидов счетных образцов почвы спектрометрическими полупроводниковыми или сцинтилляционными детекторами в геометриях сосуда Маринелли, «геологического кольца» или «Дента» [9].

Метод пробоотбора включает в себя три этапа: 1 - отбор проб (счетных образцов) на местности; 2 - радиохимическое выделение и концентрирование определяемого радионуклида (при необходимости); 3 - спектрометрический анализ счетных образцов и определение активности находящихся в них радионуклидов. Такой подход является достаточно трудоемким, требующим длительного времени и достаточно дорогостоящим. Наиболее ярким примером этого может быть определение 908г, являющегося Р-излучающим радионуклидом, требующим радиохимического выделения из исследуемых образцов. 908г занимает особое место из-за своей высокой подвижности в водной и почвенных средах. Являясь химическим аналогом стабильного кальция, 908г может через пищевые цепочки попадать в организм человека и накапливаться в костных тканях (908г - остеотропный радионуклид), что делает его достаточно опасным с радиологической точки зрения. Это обстоятельство требует постоянного контроля над содержанием 908г в почве и воде на загрязненных, территориях.

Альтернативой традиционным радиохимическим методам может служить радиометрический метод определения содержания 908г. Основным недостатком радиометрического метода является его низкая чувствительность, однако он вполне конкурентно способен, если измеряемые уровни активности 908г выше предела его чувствительности.

При эксплуатации различных ядерных реакторов возникает необходимость определения радиационных характеристик ОЯТ как в процессе пребывания его в реакторе, так и в процессе хранения после выгрузки. Знание радиационных характеристик ОЯТ также важно при его транспортировке и утилизации, при радиохимической и металлургической переработке твэлов. Поскольку ОЯТ представляет собой высокоактивный материал, обращение с которым не позволяет проводить какие-либо операции по оценке его характеристик разрушающими методами, перспективным представляется применение спектрометрического метода, относящегося к методам неразрушающего анализа. Основой спектрометрического метода является измерение аппаратурного спектра излучения как материалов самого ядерного топлива, так и продуктов деления. Для этих целей необходимо использовать спектрометрическую аппаратуру высокого разрешения, т.к. в облученном топливе могут содержаться радионуклиды со сложным спектром излучения, требующие предварительной идентификации для количественной оценки. Однако получение аппаратурного спектра является необходимым, но не достаточным условием для определения характеристик топлива. Как правило, нужна дополнительная информация (значения различных калибровочных констант, необходимых зависимостей и т.д.), позволяющая по результатам спектрометрических измерений получать количественную оценку основных характеристик облученного топлива (глубины выгорания, времени выдержки, величины обогащения и т.д.). Такая дополнительная информация может быть получена расчетным путем с использованием метода Монте-Карло для условий реальной геометрии спектрометрического измерения. Метод Монте-Карло порой является единственным способом получения дополнительной информации, т.к. создание эквивалентного калибровочного источника либо не представляется возможным, либо не является универсальным в силу постоянно изменяющейся геометрии измерения (изменение формы, размера, структуры источника излучения). Поэтому использование метода Монте-Карло позволяет существенно расширить возможности спектрометрического способа оценки характеристик ОЯТ.

Методологический подход

В основу методологического подхода положены разработка и применение математических моделей радиометрических приборов и систем, созданных с использованием метода Монте-Карло. Эти модели позволили оперативно разрабатывать не только радиометрические приборы и системы (априори определять их метрологические характеристики и параметры), но и создавать для них методики измерения на основе анализа данных моделирования. Основные положения, выносимые на защиту:

1. Разработка метода радиометрического определения характеристик загрязнения почвы радионуклидами 137Сз в полевых условиях с помощью коллимированного спектрометрического детектора. Такой метод позволит без какой-либо априорной

1 пп информации измерять поверхностную активность Сб в дозообразующем слое почвы (~3дсп) от уровней загрязнения ~ 20кБк/м2, определять толщину слоя, в котором находится свыше 80% общего содержания 137Сз, выявлять и оценивать толщину верхнего чистого слоя почвы.

2. Создание радиометрического прибора и разработка метода оперативного

137 измерения поверхностной активности радионуклидов Сб в донных отложениях с использованием водного погружного детектора. Этот способ позволит исключить применение процедуры пробоотбора.

3. Разработка аппаратурного и методического обеспечения для измерения удельной активности 137Cs иб0Со(152Еи) вдоль технологических скважин, с использованием погружных детекторов, работающих в спектрометрическом и токовом режимах. Такие приборы позволят определить характер распределений радионуклидов по глубине почвы, загрязненной в результате аварийных выпадений (авария на ЧАЭС), вблизи временных хранилищ радиоактивных отходов или сброса радиоактивных отходов в гидросистему рек (пойма р. Течи, Енисея).

4. Разработка экспресс-метода для измерения удельной эффективной активности EPH в стройматериалах в полевых условиях (контроль на объекте).

5. Разработка методов расчета мощности дозы на загрязненных территориях с учетом влияния естественного ландшафта, лесного покрова по данным радиометрической съемки и способы оценки радиационной обстановки аварийных объектов по данным дистанционных измерений системы радиационного контроля (гамма-локатор).

6. Разработка способа определения уровня загрязнений бетона радионуклидами 137Cs и 60Со с использованием спектрометрических систем высокого разрешения.

7. Разработка спектрометрического метода оценки характеристик отработавшего ядерного топлива (ОТВС) для идентификации TBC по типу твэлов с применением мобильных спектрометрических систем с ОЧГ детектором.

8. Создание аппаратурного и методического обеспечения для определения активности 90Sr(90Y) и неравновесного 238U(234mPa) в присутствии техногенных

1 7 /iO радионуклидов Cs и Со при проведении обследований загрязненных территорий, производственных объектов использования атомной энергии и реабилитационных работ (в полевых условиях).

9. Разработка математических моделей спектрометрических детекторов гамма- и нейтронного излучения с кремниевыми фотоприемниками (фотодиоды и твердотельные фотоумножители) и создание на их основе детекторов для использования в приборах и системах радиационного контроля.

Личный вклад. Автор принимал непосредственное участие в создании математических моделей радиометрических приборов и разработке на их основе методик измерений, аппаратных средств, программного обеспечения для обработки результатов измерений; в разработке методов калибровки и их проведении для разработанных средств измерений; в осуществлении лабораторных испытаний, верификации и тестировании как методов, так и самих приборных средств. Автор разработал алгоритмы и способы оценки радиационной обстановки по результатам радиометрической съемки и дистанционных измерений радиоактивных загрязнений, которые нашли применение при проведении обследований территорий ряда населенных пунктов, пострадавших от аварии на ЧАЭС; при обследовании аварийных объектов ЧАЭС; при решении ряда радиоэкологических задач для пойменных участков рек, в которые осуществлялся сброс радиоактивных отходов; при проведении реабилитационных работ по ликвидации временных хранилищ радиоактивных отходов.

Разработал спектрометрический способ оценки характеристик отработавшего ядерного топлива, который нашел применение при выполнении работ по транспортировке ОТВС и выводу из эксплуатации объектов использования атомной энергии.

Лично принимал участие в некоторых экспедициях по обследованию загрязнений пойменных территорий рек и обследованию донных отложений, в проведении измерений при выполнении работ по ликвидации временных хранилищ радиоактивных отходов. Проводил расчеты и измерения, осуществлял анализ полученных результатов. Разработал математические модели сцинтилляционных детекторов, созданных на основе кремниевых фотоприемников, принимал участие в их разработке, испытаниях и оценке метрологических характеристик.

Практическая значимость работы состоит в том, что

1. разработанные радиометрические средства измерений и методы были использованы в ходе работ по обследованию ряда территорий населенных пунктов Белоруссии и России, пострадавших в результате аварии на Чернобыльской АЭС. Эти средства и методы также использовались при обследовании пойменных участков рек Течи, Енисея, в гидросистему которых осуществлялся сброс радиоактивных отходов. Наиболее важной разработкой было создание гамма - локатора, с помощью которого дистанционным методом измерялась радиационная обстановка на 4-ом блоке ЧАЭС, на основе чего проводились дезактивационные работы.

2. В 2002-2007 годах в рамках проекта «Реабилитация» при проведении работ по реабилитации объектов и территории РНЦ «Курчатовский институт» использовались приборы, системы и методики для определения состояния хранилищ РАО, для подготовки РАО к отправке в МосНПО «Радон», для измерения загрязнений грунта и объектов хранилищ. Разработанные методы и приборы использовались также в работах по подготовке и вывозу ОЯТ исследовательских реакторов Центра.

3. В 2007-2008 гг. при обследовании радиоактивного загрязнения объектов и территории Кирово-Чепецкого химического комбината, на котором осуществлялась переработка гекса- и тетрафторида урана, использовался разработанный бета-радиометр для определения поверхностной и удельной активности 238U по регистрации бета-излучения равновесного 234шРа.

4. Совместно со специалистами из Комиссариата по атомной энергии Франции, специалистами Германии, Дании, Норвегии был разработан и усовершенствован ряд аппаратных и программных средств, которые были использованы на объектах Европейского сообщества, а также при выполнении ряда совместных проектов. Научные программы, в рамках которых были получены результаты диссертации. Диссертационная работа основана на результатах многолетних исследований (1992-2009 гг.), выполненных автором в рамках проекта «Реабилитация» в 2002-2007 годах при проведении работ по ликвидации временных хранилищ радиоактивных отходов на территории «Курчатовского института»; в рамках работ по Федеральной целевой программе «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности России на 2008 год и на период до 2015г.»; при выполнении международных проектов INTAS agreement No.-INTAS-93-2288 , INCO-COPERNICUS agreement No.-IC15-CT96-00807 (DG12-CDPE); проектов INCO-COPERNICUS Project ERB IC15-CT98-0219 («STREAM»); по программам МНТЦ «Радиационное наследие бывшего СССР» (RADLEG, RADINFO), в которых автор был исполнителем и научным руководителем («STREAM»).

Апробация работы. Основные положения диссертационной работы докладывались на следующих конференциях, симпозиумах и семинарах: VI Российская научная конференция по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок, 1994, Обнинск; Всероссийская конференция "Радиоэкологические, медицинские и социально-экономические последствия аварии на Чернобыльской АЭС. Реабилитация территорий и населения". 1995, Москва; Всероссийская научно-практическая конференция «Чернобыль: 10 лет спустя. Итоги и перспективы. 1996, Брянск; International Conference «International and National aspects of Ecological Monitoring». St.Petersberg, 1997; VII Российская научная конференция «Защита от ионизирующих излучений ядерно-технических установок». 1998, Обнинск; IEEE Nuclear Science Symposium-Medical Imaging Conference: 1997, Albuquerqe, New Mexico, USA; 2000, Lyon, France; 2008 Dresden, Germany;

Международная конференция «Радиоактивность при ядерных взрывах и авариях». th

2000, Москва. - СПб; 5 International Conference on Environmental Radioactivity in the Arctic and Antarctic. St. Petersburg, Russia, 2002; Second AMAP International Symposium on Environmental Pollution of the Arctic. Rovaniemi, 2002; 6-я Международная конференция, Радиационная безопасность: Атомтранс-2003, Транспортирование радиоактивных материалов. Санкт-Петербург, 2003; Международная научно-практическая конференция «Физико-технические проблемы атомной энергетики и промышленности», Томск, 2004; WM'04 Conference, , 2004, Tucson, AZ, USA; WM'06 Conference, 2006, Tucson, AZ, USA; Radioecology & Environmental Radioactivity Bergen, Norway, 2008; 7-я Международная конференция «Безопастность ядерных технологий: обращение с РАО» Санкт-Петербург, 2004; Международная конференция «Ядерная энергетика в Республике Казахстан. ЯЭ-2005», г. Курчатов, Казахстан, 2005; Международная конференция "Моделирование процессов переноса радионуклидов в окружающей среде и вопросы разработки баз метаданных по радиационным объектам Советского ядерного комплекса. РАДЛЕГ-РАДИНФО-2005". Москва, 2005; Международный семинар «Проблемы очистки и реабилитации территорий, загрязненных радиоактивными материалами». Москва, 2007; International Conference «20 years after Chernobyl: strategy for recovery and sustainable development if the affected regionas» Minsk-Gomel, 2006; семинар «Актуальные вопросы радиационной физики» кафедры "Биофизика, радиационная физика и экология" МИФИ, 2007, 2009, (рук. проф. Г.А. Федоров), семинар «Физика ядерных реакторов» (рук. проф. С.М. Зарицкий), 2009, РНЦ «Курчатовский институт».

Публикации.

По теме диссертации опубликовано 35 научных статей в реферируемых отечественных и зарубежных журналах (в том числе в журналах из Перечня ВАК - 19 статьи),

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, шести глав, заключения, списка используемых источников из 196 наименований. Общий объем работы 304 страниц, включая 155 рисунков, 21 таблицу.

Заключение диссертации по теме «Приборы и методы экспериментальной физики», Потапов, Виктор Николаевич

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В результате выполненной работы был развит методологический подход, основанный на создании математических моделей, позволяющий разрабатывать приборы и системы для дистанционных и полевых измерений радиоактивного загрязнения, решать специальные измерительные задачи и осуществлять обработку результатов измерений. Созданные модели основаны на использовании метода Монте-Карло, что дает возможность по результатам измерений получать исчерпывающие характеристики загрязнений и проводить расчеты радиационной обстановки. Проведенная работа позволила получить следующие основные результаты.

1. Разработан метод радиометрического определения характеристик загрязнения

137 почвы радионуклидами Cs в полевых условиях с помощью коллимированного спектрометрического детектора. Такой метод позволяет без какой-либо априорной информации о заглублении измерять поверхностную активность 137Cs в дозообразующем слое почвы (-25-35 см (Здсп)) от уровней загрязнения ~ 20кБк/м2, определять толщину слоя, в котором находится свыше 80% общего содержания 137Cs, выявлять и оценивать толщину верхнего чистого слоя почвы.

2. Созданы радиометрический прибор и метод для оперативного измерения

137 поверхностной активности радионуклидов Cs в донных отложениях с использованием водного погружного детектора. Этот способ позволяет исключить применение процедуры пробоотбора, требующей специального оборудования и приспособлений. Минимальная измеряемая активность при времени экспозиции 5 мин составляет 20 кБк/м (-0,5 ¡л Ки/м ). Пространственное разрешение погружного детектора равно -50см, т.е. площадь обследования в стандартном положении детектора равна 0,2 м2.

3. Разработаны аппаратурное и методическое обеспечение для измерения

177 6П 1 со удельной активности Cs и Со( Eu) вдоль технологических скважин, с использованием погружных детекторов, работающих в спектрометрическом и токовом режимах. Такие приборы позволяют определять характер распределений радионуклидов по глубине почвы, загрязненной в результате аварийных выпадений (авария на ЧАЭС), вблизи временных хранилищ радиоактивных отходов или сброса радиоактивных отходов в гидросистему рек (пойма р. Течи, Енисея). Пространственное разрешение коллимированных детекторов по глубине равно 5см.

Минимальная измеряемая удельная активность 137Cs (texp=180c, погрешность 50%) -50Бк/кг (спектрометрический детектор - Усцин=5,7см3). Для токового детектора минимальная измеряемая удельная активность составляет по I37Cs - 10кБк/кг, по 60Со - 2,5кБк/кг.

4. Разработан экспресс-метод для измерения удельной эффективной активности EPH в сыпучих строительных материалах и изделиях, отходах промышленного производства, используемых в качестве строительных материалов в условиях контроля на объекте.

5. Разработаны методы расчета мощности дозы на загрязненных территориях с учетом влияния естественного ландшафта, лесного покрова по данным радиометрической съемки и способы оценки радиационной обстановки аварийных объектов по данным дистанционных измерений системы радиационного контроля (гамма-локатор).

6. Разработан способ определения уровня загрязнений бетона радионуклидами 137Cs и 60Со с использованием спектрометрических систем высокого разрешения.

7. Разработан спектрометрический метод оценки характеристик отработавшего ядерного топлива для идентификации TBC по типу твэлов с применением мобильных спектрометрических систем с ОЧГ детектором.

8. Созданы аппаратурное и методическое обеспечение для определения активности 90Sr(90Y) и неравновесного 238U(234mPa) в присутствии техногенных

137 60 радионуклидов Cs и Со при проведении обследований загрязненных территорий, производственных объектов использования атомной энергии и реабилитационных работ (в полевых условиях). Минимальная измеряемая активность стронция в почве составляет 60 Бк/кг, а при наличии радионуклидов Cs и Со (с удельной активностью до 100кБк/кг) составляет —75-400 Бк/кг. Минимальная измеряемая активность стронция тонких счетных образцов (аэрозольных фильтров) равна 0,5 Бк.

9. Разработаны спектрометрические детекторы гамма- и нейтронного излучения с кремниевыми фотоприемниками нового поколения (фотодиоды и твердотельные фотоумножители) с использованием результатов математических моделей. Такие детекторы нашли применение в большинстве выше перечисленных разработанных приборов и систем радиационного контроля.

Для разработанных радиометрических приборов были согласованы и утверждены ЦМИИ (ГНМЦ «ВНИИФТРИ») и РНЦ «Курчатовский институт» методики выполнения измерений:

Спектрометрический коллимированный детектор «СКД» №1/2003» (МВИ: «Измерение удельных активностей гамма-излучающих радионуклидов Cs-137 и Со-60 в технологических скважинах хранилищ радиоактивных отходов с использованием спектрометрического коллимированного детектора». Допущен в качестве средства измерения. (Свидетельство №42210.4К287 от 09.09.2004) Токовый коллимированный детектор «ТКД» №1/03» (МВИ: «Измерение удельных активностей гамма-излучающих радионуклидов Cs-137 и Со-60 в технологических скважинах хранилищ радиоактивных отходов с использованием токового коллимированного детектора». Допущен в качестве средства измерения. (Свидетельство №42210.4К288 от 09.09.2004) Радиометр «Корад-М» (МВИ: «Измерение поверхностной активности радионуклидов Cs-137 и Со-60 радиометрическим способом с использованием коллимированного сцинтилляционного детектора» 2006 г.). Радиометр «Корад-М» с установленными метрологическими характеристиками был допущен в качестве средства измерения. (Свидетельство №42210.6М289 от 10.10.2006). Полевой спектрометрический коллимированный детектор «ПСКД» №1/05 (МВИ: «Измерение удельных активностей радионуклидов Cs-137 И Со-60 в контейнерах для транспортировки и хранения твердых радиоактивных отходов с использованием полевого спектрометрического коллимированного детектора». Допущен в качестве средства измерения. (Свидетельство №42210.5Ж747 от 15.07.2005)

Бета-радиометр СДБИ №1/05 (МВИ: «Измерение активности радионуклидов Sr-90 радиометрическим способом с использованием сцинтилляционного детектора бета-излучения», 2005 г.). Допущен в качестве средства измерения. (Свидетельство № 42210.5Ж748 от 15.07.2005).

Спектрометрический комплекс «ISO-CART» (МВИ: «Измерение активности радионуклидов в сосудах Маринелли с использованием спектрометрического комплекса «ISO-CART» 2007 г., МВИ: «Измерение активности радионуклидов в аэрозольных фильтрах с использованием спектрометрического комплекса «ISO-CART» с программным обеспечением «ISOPLUS-B32» 2006 г.).

Список литературы диссертационного исследования доктор физико-математических наук Потапов, Виктор Николаевич, 2010 год

1. П.М. Стукалов, С.И. Ровный. Радиоэкологическая изученность зоны влияния ПО «Маяк». Радиоэкология водных систем. №1, 2009, с.5-13.

2. ИБРАЭ 15 лет после аварии на ЧАЭС. http://www.ibrae.ac.ru/content/view/235/285/

3. НПО "Тайфун", Институт проблем мониторинга окружающей среды. http://www.typhoon.obninsk.ru/

4. Лаборатория радиационного контроля. ЛРК-1 МИФИ http://www.radiation.ru/index.htm

5. ГНПП «Аэрогеофизика» http://agpru.com/

6. H.J.Beck, J.A.DeCampo, C.V.Golopak, In situ Ge(Li) and Nal(Tl) y-ray spectrometry. HASL Report No.HASL-258,1972.

7. C.V.Gagolak, K.M.Millier, New development in fild gamma-ray spectrometry, USDOE Report No.EML-332, 1977.

8. Г.И. Борисов, Л.И. Говор, В.А. Куркин. Применение полупроводникового гамма-спектрометра в полевых условиях для измерения локальных радиоактивных загрязнений. ВАНТ, сер. Ядерно-физические исследования (теория и эксперимент) т. 12, вып.2, 1989, с.53-58.

9. Практическая гамма-спектрометрия. АНРИ. №1, 1994, с. 52-64.

10. А.П. Говорун, В.И. Ликсонов, В.П. Ромашко и др., "Спектрально-чувствительный переносной коллимированный гамма-радиометр "КОРАД", ПТЭ № 5, 1994, стр. 207-208.

11. A.V. Chesnokov, А.Р. Govorun, V.N. Fedin, O.P. Ivanov, V.l. Liksonov, V.N.

12. Potapov, S.B. Shcherbak, S.V. Smirnov, L.I. Urutskoev, Method and device to measurei -i«!

13. Cs soil contamination in-situ, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. Section A. Vol. 420, Nos. 1-2, pp. 336-344, 1999.

14. Говорун А.П., Ликсонов В.И., Потапов B.H., Уруцкоев Л.И., Чесноков A.B., Щербак С.Б. Метод определения плотности загрязнения и оценка глубины проникновения в почве 137Cs. Атомная энергия. Т.78, №3, Март 1995, стр. 199-204.

15. А.П. Говорун, О.П. Иванов, В.И. Ликсонов, В.Н. Потапов, Л.И. Уруцкоев, A.B. Чесноков, С.Б. Щербак. Прибор для измерения поверхностной активности 137Cs в почве методом полевой радиометрии. Контроль и диагностика. N 4, 1999, с. 23-27.

16. Израэль Ю.А. Состояние и комплексный мониторинг природной среды и климата. Пределы измерений.- М.: Наука, 2001.

17. Ю.А.Сапожников, Р.А.Алиев, С.Н.Калмыков. Радиоактивность окружающей среды. М.,: БИНОМ. Лаборатория знаний, 2006, 286 с.

18. P.M. Коган, И.М. Назаров, Ш.Д. Фридман Основы гамма-спектрометрии окружающей среды. М., Энергоатомиздат, 1991, с.311.

19. Г. Корн, Т. Корн Справочник по математике для научных работников и инженеров. М., Изд-во «Наука», 1970, 720с.

20. Моисеев А.А., Иванов В.И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене. 3-е изд., перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1984, 296с.

21. Григорьев Е.И., Степанов Э.К., Фоминых В.И. Минимальная измеряемая активность. Понятие и величины, используемые в радиометрии. АНРИ, 1994, № 3, с. 10-12.

22. A.V. Chesnokov, V.I. Fedin, А.Р. Govorun, О.Р. Ivanov, V.I. Liksonov, V.N.

23. Potapov, S.V. Smirnov, S.B. Shcherbak, L.I. Urutskoev. Collimated Detector Technique for 1

24. Measuring a Cs Deposit in Soil under a Clean Protected Layer. Applied Radiation and Isotopes, Vol. 48, No. 9, pp. 1265-1272, 1997.

25. Карманный спектрометр «Колибри» http://vvww.sniip.ru/0232.htm

26. Гришаев С.И., Игнатов С.М., Масленников Л.А. и др. Детекторы у-излучения типа сцинтиллятор-фотодиод на основе пластин высокоомного кремния. Приборы и техника эксперимента, 1995, № 5, с. 71-75.

27. Heineman К., Hille R. Determination of soil contamination by the CORAD system in comparison with the other methods. Kerntechnik v. 62, No 2-3, 1997, p. 113-118.

28. Мартыненко В.П., Линник В.Г., Говорун А.П., Потапов В.Н. Сопоставление результатов полевой радиометрии и отбора проб при исследовании распределения I37Cs в почвах Брянской области. Атомная энергия. 2003. -т. 95. №4. - с. 312-319.

29. Иваницкая M.B., Исаева JI.H. Ячменев B.A., и др. "Распределение уровней загрязнения Cs-137 поймы реки Теча в поселке Бродокалмак", Проблемы экологии Южного Урала, январь-март 1996 №1 стр.7-18.

30. Мартюшов В.В., Спирин Д.А., Базылев В.В. и др., Радиологические аспекты поведения долгоживущих радионуклидов в пойменных ландшафтах верхнего течения реки Течи// Экология, 1997, № 5, с. 361-368.

31. Kryshev I.I., Romanov G.N., Chumichev V.B., et al, Radioecological consequences of radioactive discharges into the Techa river on the Southern Urals// J. Environ. Radioactivity. Vol. 38, No 2, pp. 195-209, 1998.

32. Линник В.Г., Сурков B.B., Потапов ВН., Волосов А.Г., Коробова Е.М., Боргуис А., Браун Дж. Литолого-геоморфологические особенности распределения радионуклидов в пойменных ландшафтах р.Енисей//Геология и геофизика. 2004. -№10. - С. 1220-1234.

33. Потапов В.Н., Игнатов.С.М., Чиркин.В.М., Линник В.Г. Радиометрический способ измерения активности радионуклидов I37Cs в донных отложениях с использованием водного погружного детектораУ/Атомная Энергия. 2001, Вып.З. т.9. С.216-222.

34. V.N.Potapov,O.P.Ivanov,V.M.Chirkin et al. "A Dip Detector for In Situ Measuring of Cs-137 Specific Soil Activity Profiles" IEEE Trans. Nucl. Sei., vol.48, no 4, pp.1194-1197,2001.

35. Тихонов А.Н. О решении некорректно поставленных задач и методе регуляризации. ДАН СССР, 1963, vol.153, №1.

36. Тихонов А.Н., Арсенин В.Я. Методы решения некорректных задач. М., Наука, 1974, 233с; 1986.

37. МИ 2552-99 Государственная система обеспечения единства измерений. Применение «Руководства по выражению неопределенности измерений».

38. Институт физики твердого тела РАН, Черноголовка, http://issp3.issp.ac.ru/

39. Материалы и изделия строительные. Определение удельной эффективной активности естественных радионуклидов. Издание официальное ГОСТ 30108-94.55. www.doza.ru/catalog/2/2-4progressgamma.shtml

40. В.П. Смирнов, С.М. Игнатов, В.Н. Потапов, Л.И. Уруцкоев, A.B. Чесноков. Радиационный фон естественных радионуклидов строительных материалов. Строительные материалы. №4, 1999, с. 17-19.

41. Вакуловский С.М., Тертышник Э.Г., Бородина Т.С., Искра A.A. Техногенные радионуклиды в реке Енисей// Труды Международной конференции, Москва, 5-6 декабря 2005 г. Под ред.Ю.А. Израэля. СПб: Гидрометеоиздат, 20066. Том № 2. -С.294-299.

42. Израэль Ю. А. Радиоактивные выпадения после ядерных взрывов и аварий.-СПб.: Прогресс-Погода, 1996.- 356 с.

43. Носов A.B., Ашанин М.В., Иванов А.Б., Мартынова A.M. Радиоактивное загрязнение р.Енисей, обусловленное сбросами Красноярского горно-химического комбината//Атомная энергия 1993. - Т.74. - Вып.2. - С.144-150.

44. Носов A.B., Мартынова A.M. Анализ радиационной обстановки на р.Енисей после снятия с эксплуатации прямоточных реакторов Красноярского ГХК//Атомная энергия. 1996. - Т.81. - Вып.З. - С.226-232.

45. Сухоруков Ф.В., Мельгунов М.С., Ковалев С.И., Болсуновский А.Я. Техногеные радионуклиды в аллювиальных почвах реки Енисей (остров Атамановский). Актуальные вопросы геологии и географии Сибири. Томск, 1998а. - Том 3. - С. 285287.

46. Fogh C.L., Andersson K.G., Roed J. In situ performance of the CORAD device measuring contamination levels and penetration ratio of I3?Cs//Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B. 2000. - Vol.160. P. 408-414.

47. Roed, J., Lange C, Anderson K.G. et al. Decontamination in a Russian settlement. Riso National Laboratory, Roskilde, Denmark, March 1996, Riso-R-870 (EN). P. 16-20.

48. Сборник статей «Методика и некоторые результаты авиационной гамма-съемки радиоактивных загрязнений территории европейской части России» под- ред Ш.М. Фридмана, А.Н. Пегоева, Сант-Петербург, Гидрометиоиздат, 1994.

49. Кольчужкин A.M., Учайкин В.В. Введение в теорию прохождения частиц через вещество,- М.: Атомиздат, 1978, 256с.

50. Михайлов Г.А. Некоторые вопросы теории методов Монте-Карло.-Новосибирск: Наука. (Сиб. Отделение), 1974, 141с.

51. Ермаков С.М., Михайлов Г.А. Статистическое моделирование. М.: Наука, 1982, 173с.

52. Соболь И.М. Численные методы Монте-Карло. -М.: Наука, 1973, 258с.

53. Кольчужкин A.M., Богданов А.В. Метод Монте-Карло в теории переноса излучений. Изд. ТПУ, Томск, 2006, 120с.

54. Kalos М.Н. On the estimation of flux at a point by Monte Carlo. Nucl. Sci. and Eng., 1963, v.16, p.l 11-117.

55. Учайкин В.В., Лаппа A.B. Применение вероятностных уравнений к анализу монте-карловских оценок с бесконечной дисперсией. В сб.: Статистическое моделирование в математической физике. Новосибирск, 1976, с. 65-74.

56. Лаппа А.В, Учайкин В.В., Кольчужкин A.M., Суслик А.З. Метод рандомизации сечений в расчетах прохождения частиц через неоднородную среду. В сб.: Статистическое моделирование в математической физике. Новосибирск, 1976, с. 1726.

57. Израэль Ю.А., Стукин Е.Д. Гамма-излучение радиоактивных выпадений. АтомиздатМ., 1967, 223с.

58. Машкович В.П., Кудрявцева A.B. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. 4-е изд., перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1995. 496 с.

59. Радиационные выбросы в биосфере. Справочник/ Гусев Н.Г., Беляев В.А. М.: Энергоатомиздат, 1991.-256с.

60. Г. Бейтмен, А. Эрдейи Таблицы интегральных преобразований. Преобразование Фурье, Лапласа, Меллина. (Серия: «Справочная математическая библиотека» ) М., 1968, 344с.

61. C.B. Мамихин, Ф.А. Тихомиров, А.И. Щеглов. Динамика содержания 137Cs в лесных биоценозах, подвегшихся радиоактивному загрязнению в результате аварии на Чернобыльской АЭС. Экология, №2, 1994, с. 43-49.

62. Болтнева Л.И. и др. «Глубинное распределение Cs-137 в некоторых типах почв СССР в 1967 г. и мощность экспозиционной дозы гамма-излучения», Радиобиология, 1971, вып.13.

63. Болтнева Л.И., Израэль Ю.А., Ионов В.А., Назаров И.М. «Глобальное загрязнение Cs-137 и Sr-90 и дозы внешнего облучения на территории СССР», Атомная энергия, 1977, т.42, вып.5, с. 355-360.

64. О.П. Иванов, В.Н. Потапов, С.Б. Щербак. Расчет мощности экспозиционной дозы гамма-излучения над плоской поверхностью с неравномерно распределенной активностью радионуклидов. Атомная энергия, т. 79, вып. 2, с. 130-134 (1995).

65. Линник В.Г. ГИС-технологии при радиоэкологических исследованиях пойменных ландшафтов// В сб.: Прикладная геохимия. Вып.5. Компьютерные технологии. Москва: ИМГРЭ, 2004. С.329-345.

66. Андреев Д.С., Ерохина К.И., Звонов B.C., Лемберг И.Х. Определение эффективности регистрации гамма-квантов в пиках энергии с помощью нуклидов со сложной схемой распада в условиях близкой геометрии. Известия АН СССР, сер. физ., 1973, т.37,с.1609-1612.

67. Decombaz М., Gostely J.-J., Laedermann J.-P. Coincidence-summing corrections for extended sources in gamma-ray spectrometry using Monte Carlo simulation/ Ibid., 1992, v. 312, p. 152-159.

68. Sima 0., Arnold D., Self-attenuation and coincidence-summing corrections calculated by Monte Carlo simulations for gamma-spectrometric measurements with well-type germanium detectors. Appl. Radiat. Isot., 1996, v. 47, p. 889-893.

69. Steljic M., Milosevic M., Belicev P. Modeling of germanium detector and its sourceless calibration. Nucl. Techn. & Rad. Protec. No.2, 2008, p. 51-57.

70. Никольский Г.Ю. Экспериментальная апробация расчетных моделей сцинтилляционной гамма-спектрометрии объемных источников в водной среде. АНРИ, №4, 2008, стр. 55-5997. http://www.ortec-online.com/98. http://wvvw.canberra.com/products/

71. С. Mahe, F. Lamadie, С. Le Goaller. Recent Advances in Low-Level Nuclear Measurements at CEA-9212. Proceeding on CD WM2009 Conference, March 1-5, 2009, Phoenix, AZ.

72. Волков В.Г., Дроздов А.А., Зверков Ю.А. и др. Обращение с отработавшим ядерным топливом исследовательских реакторов РНЦ «Курчатовский институт». -Атомная энергия, 2009, т. 106, вып. 2, с. 99-105.

73. Отработавшие тепловыделяющие сборки ядерных исследовательских реакторов. Общие требования к поставке (ОСТ 95 10297-95). -М., Росатом, 1995.

74. Волков В.Г., Волкович А.Г., Данилович А.С. и др. Подготовка и вывоз на переработку отработавшего ядерного топлива ВВР-2 и ОР РНЦ «Курчатовский институт» Атомная энергия, 2009, т. 106, вып. 4, с. 201-209.

75. Бушуев A.B., Кожин А.Ф., Ли Жуньдун и др. Определение выгорания ТВС исследовательского реактора методом их повторного кратковременного облучения и последующего у-спектрометрического измерения. Атомная энергия 2004, вып.2, т.97, с. 139-145.

76. Бушуев А.В., Кожин А.Ф., Ли Жуньдун и др. Неразрушающий анализ содержания 235U,236U,237Np,238U в. топливе отработавших ТВС ИРТ-Зм. Атомная энергия 2006, вып.5, т.101, с. 396-399.

77. Райлли Д., Энсслин Н., Смит X., мл., Крайнер С. Пассивный неразрушающий анализ ядерных материалов. М., БИНОМ, 2000. 703 с.

78. Firestone R.B., Ekstrom L.P. WWW Table of Radioactive Isotopes. http://ie.lbl.gov/toi/.

79. Фролов B.B. Ядерно-физические методы контроля делящихся веществ. М., Энергоатомиздат, 1989. 184 с

80. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива: Справочник/ Колобашкин В.М., Рубцов П.М., Ружанский П. А., Сидоренко В. Д. М.: Энергоатомиздат, 1983.- 384с.

81. Потапов В.Н., Волкович А.П., Симирский Ю.Н. Спектрометрический способ оценки характеристик отработавшего ядерного топлива. Атомная энергия, 2009, т. 106, вып. 5, с. 273-277.

82. А.П. Говорун, В.И. Никсонов, В.Н. Потапов и др. «Способ определения удельной активности Sr-90 в почве методом полевой спектрометрии», Вопросы радиационной безопасности, №2, 1997, стр. 42-50.

83. A.V. Chesnokov, S.M. Ignatov, V.I. Liksonov et.al. A method for measuring in situ a specific soil activity of 90Sr. Nucl. Inst, and Meth. A 443 (2000) 197-200.

84. НПП «Доза» www.doza.ru/catalog/2/2-4jprogressbeta.shtml

85. НПЦ «Аспект» http://aspect.dubna.ru

86. НТЦ «Радэк» www.radek.ru/product/

87. A.B. JIanna и др. «Программа расчета электронно-фотонных полей в гетерогенных средах». Тезисы докладов III Всесоюзной научной конференции по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок. Тбилиси, 1981, стр. 29.

88. N. Semioshkina, V. N. Potapov, V. V. Lukyanov, О. P. Ivanov. Measurements of Sr-90 Content in Teeth of Techa River Residents. Abstract Book, iEEE NSS-MIC, Dresden, Germany, 19 25 October 2008,p. 61.

89. Akselrod M. S., S. W. S. McKeever, M. Moscovitch, D. Emfietzoglou, J. S. Durham and C. G. Soares, A thin layer A1203: С beta TL detector. Radiat. Prot. Dosim. 66, 105-110 (1996).

90. Akselrod M. S., V. S. Kortov, D. J. Kravetsky and V. I. Gotlib, Highly sensitive thermoluminescent anion defect a-Al203: single crystal detector. Radiat. Prot. Dosim. 32, 15-20(1990).

91. С.Ю. Антропов, А.П. Ермилов, С.А. Ермилов, Н.А. Комаров. Бета-спектрометрическое измерение активности стронция-90 в пробах внешней среды и пищевых продуктах. АНРИ, №1, 1994, с. 29-33.

92. С.Ю. Антропов, А.П. Ермилов, С.А. Ермилов, Н.А. Комаров. Особенности мониторинга стронция-90. АНРИ, №1, 1994, с. 22-29.

93. Игнатов С.М., Ликсонов В.И., Потапов В.Н. и др. Определение удельной активности Sr-90 в почве методом полевой радиометрии. Контроль и диагностика, 1999, №1, с. 25-28.

94. Волков В.Г., Волкович А.Г., Иванов О.П., Потапов В.Н. и др. Радиационное обследование радиоактивных объектов Кирово-Чепецкого химического комбината. Атомная энергия, т. 107, вып. 2, август 2009, с. 75-81.

95. Не Z., Guru S.V., Wehe D.K., et. Al., IEEE Trans. Nucl. Sci. 1995, vol.42, No 4, p. 647.

96. AIL, GammaCam- http://www.ail.com/pagel3gammacam.htm

97. Cogema, Cartogam: 3-D Gamma Imaging System http://www.fetc.doe.gov/dd/technologies/characterizations/cogema/cogemabody.htm

98. BNFL, RadScan 700 ~ Gamma Scanner device:http ://www.bnfl .со .uk/website.nsf/imagesJnstrumRadscan/$fi le/InstRAD S С AN.pdf

99. Large-scale Testing programs in USA: http://www.fetc.doe.gov/dd/sitemap/sitemap.htm

100. Mottershead G., Orr C. A gamma scanner for pre-decommissioning monitoring and waste segregation. Nucl. Enging., 1996, v. 37, № 1, p. 3-6.

101. Ramsden D., Bird A., Palmer M., Durrand P. Gamma-ray imaging system for the nuclear environment. Remote techniques for hazardous environments, BNES, 1995, p.283-289.

102. Chesnokov A.V., Ignatov S.M., Potapov V.N. e. a. Determination of surface activity and radiation spectrum characteristics inside buildings by a gamma locator. Nucl. Instrum. Meth. A, 1997, v. 401, p. 414-421.

103. Игнатов C.M., Потапов B.H., Уруцкоев Л.И. и др. Автоматизированная система дистанционного определения характеристик полей фотонного ионизирующего излучения аварийных объектов. Приборы и техника эксперимента, 1998, №4, с. 134139.

104. Волкович А.Г. Коба Ю.В., Ликсонов В.И. и др. Применение коллимированного детектора при ликвидации последствий аварии в машинном зале 4 энергоблока Чернобыльской АЭС. Атомная энергия, 1990, т. 69, вып. 6, с.389-391.

105. Ivanov О.Р., Chesnokov A.V., Sudarkin A.N., е. a. History of development of gamma-ray imagers in Russia since 1986. Nucl. Instrum. Meth. A, 1999, v. 422, № 1-3, p. 677-682.

106. Волкович А.Г., Потапов B.H., Смирнов C.B., и др. Измерение полей фотонного ионизирующего излучения в реакторном зале 4-го блока Чернобыльской АЭС. -Атомная энергия, 2000, т. 88, вып. 3, с. 203-207.

107. Лалетин Н.И. Метод поверхностных псевдоисточников для решения уравнения переноса нейтронов (GM-приближения). В кн.: Методы расчета полей тепловых нейтронов в решетках реакторов. Под ред. Я.В. Шевелева. М.: Атомиздат, 1974, с. 187-215.

108. Тихонов А.Н., Гончарский А.В., Степанов А.В., Ягода А.Т. Численные методы решения некорректных задач. М.: Наука, 1990. 187 с.

109. Защита от ионизирующих излучений. T.l. М., Атомиздат, 1969. Авт.: Н.Г.Гусев и др.

110. Кейз К., Цвайфель П. Линейная теория переноса. Пер. с англ. М., «Мир», 1972.

111. A.V. Chesnokov, V.I.Fedin, A.A.Gulyaev, V.N.Potapov, et al., "Surface Activity Distribution Measurements and Establishment of a Dose Rate Map inside the Destroyed Chernobyl Reactor," Preprint RISC)-1074(EN), February 1999

112. L.J.Meng D.Ramsden, V.M.Chirkin, V.N.Potapov. O.P.Ivanov, S.M.Ignatov, "The design and performance of large -volume spherical CsI(Tl) scintillation counter for gamma-ray spectroscopy", NIM A485 (2002) 468-476.

113. Потапов B.H., Чесноков A.B., Щербак С.Б. Расчет распределения мощности эквивалентной дозы на основе данных, полученных с помощью гамма-локатора. Атомная энергия. Т.92, вып. №4, 2002, стр. 324-332.

114. V.N. Potapov, N.K., Kononov, О.Р. Ivanov et. al. The system for monitoring of main dose rate sources for application at areas of rehabilitation works. Book abstracts. WM'04 Conference, February 29-March 4,2004,Tucson,AZ

115. В. Г. Волков, А. В. Чесноков. Реабилитация радиационного наследия. Научно-технический опыт Курчатовского института. Под ред. акад. РАН Н.Н. Понаморева-Степного. М., ИздАТ, 2008. 120 с.

116. С. Клемин, Ю. Кузнецов, Л. Филатов и др. Кремниевый фотоэлектронный умножитель. Новые возможности. ЭЛЕКТРОНИКА: Наука, Технология, Бизнес// №8, 2007, с.80-86.

117. Andreev V. et al. A high-granularity scintillator calorimeter readout with silicon photomultipliers.-NIM A 540, 2005, Issues 2-3, p.368-380.

118. Buzhan P. et al. Large area silicon photomultipliers: Performance and applications.-NIM A 567, 2006, Issue 1, p.78-82.

119. N.Otte et al. The Potential of SiPM as Photon Detector in Astroparticle Physics Experiments like MAGIC and EUSO. Nuclear Physics В - Proceedings Supplements, 2006, vol.150, p. 144-149.

120. Игнатов C.M., Маневский Д.А., Потапов B.H., Чиркин В.М. Сцинтилляционный детектор гамма — излучения на основе твердотельного фотоумножителя. ПТЭ, 2007, №3, с.1-6.

121. Игнатов С.М., Потапов В.Н., Неретин С.М. и др. Детекторы нейтронного излучения на основе твердотельных кремниевых фотоумножителей. ПТЭ, 2009, №4. с. 1-6.

122. В.К. Ляпидевский. Методы детектирования излучений М.: Энергоатомиздат, 1987.-408 с.

123. Калашникова В. И., Козодаев М. С., Детекторы элементарных частиц, М., 1966 (Экспериментальные методы ядерной физики, ч. 1.)

124. Принципы и методы регистрации элементарных частиц, сост. ред. Л. К. Юан и Цзянь-сюн By, пер. с англ., М., 1963.

125. Гришаев С.И., Игнатов С.М., Лисуренко В.А. и др. // ПТЭ. 1994. №2. с. 38.

126. J.D. Valentine, B.D. Rooney and J.Li, "The Light Yield Nonproportionality Component of Scintillator Energy Resolution", IEEE Trans. Nucl Sci., vol. 45(3), pp. 512517, 1998.

127. B.D.Rooney and- J.D. Valentine,"Scintillator Light Yield Nonproportionality: Calculating Photon Response Using Measured Electron Response", IEEE Trans. Nucl. Sci.,Vol. 44, No.3, 1997, p.509.

128. P. Dorenbos, J.T.M. de Haas, C.W.E. van Vijk, Non-proportionality in the Scintillation Response and Energy Resolution Obtainable with Scintillation Crystals. IEEE Trans. Nucl. Sci., vol. 42, pp 219-222, 1995.

129. L.N. Trefilova, et. al., Concentration dependence of the light yield and energy resolution of NaI:Tl and CsI:Tl crystals excited by gamma, soft X-rays and alpha particles, Nucl. Instr. Meth., vol. 486, pp. 474-481.

130. Н. Leutz, С. D'Ambrosio //IEEE Trans.Nucl.Sci. 1997, v.44, №2, p. 190.

131. C.D. Zerby, A.Meyer and R.B. MunayJ/Nucl.Inst.Meth. 1961, v. 12, p.l 15.

132. GEANT4 (http://wwwasd.web.cern.ch/wwwasd/geant4/geant4.html)

133. GEANT4 Low Energy Electromagnetic physics. (http://www.ge.infn.it/geant4/lowE/index.html)

134. MCNP (Monte-Carlo N-Particle). Los Alamos National Laboratory. (http://laws.lanl.gov/x5/MCNP/index.html)

135. LJ. Meng, D. Ramsden, V.M. Chirkin, V.N. Potapov, O.P. Ivanov, S.M. Ignatov "Scintisphere" The Shape of Things to Come in Gamma-Ray Spectroscopy. IEEE Trans. Nucl. Sei., vol.49, No4, August 2002, pp.1681-1686.172. http://jp.hamamatsu.com/

136. Bondarenko G., Dolgoshein B., Golovin V. et al. Limited Geiger-mode silicon photodiode with very high gain- Nuclear Physics B -Proceedings Supplements. Supplement 2, 1998, v.61,p.347-352.

137. Akindinov A.V., Martemianov A. N., Polozov P. A. et. al. //Nucl. Instr. Meth. 1997. V. A 387. p. 231.

138. Akindinov A., Bondarenko G., Golovin V., et. al. // Nucl. Instr. Meth. 2005. V. A 539. p. 172.

139. E.V.D. van Loef, P. Dorenbos, C.W.E. van Eijk, H.U. et.al., High-energy-resolution scintillator: Ce3 activated LaC13. Applied Physics Letters, 77, pp 1467-1469 (2000)

140. E.V.D. van Loef, P. Dorenbos, C.W.E. van Eijk, H.U. et.al., High-energy-resolution scintillator: Ce3 activated LaC13. Applied Physics Letters, 79, pp 1573-1575 (2001)

141. E.V.D. van Loef; W. Mengesha; J.D. Valentine; et.al., Non-proportionality and Energy Resolution of a LaC13:10 percent Ce(3+)Scintillation Crystal. IEEE Trans. Nucl. Sei., 50, l,pp. 155-158, 2003.

142. J.T.M. de Haas, P. Dorenbos and C.W.E. van Eijk., The Absolute Light Yield of LaBr3:5% Ce and LaC13:10% Ce. Conference: SCINT 2005 (http://isma.kharkov.ua/SCINT2005/)180. http://www.cpta-apd.ru/181. http://www.photonique.ch/

143. Moszynski M., Szawlowski M., Kapusta M. et. al. Avalanche photodiodes in scintillation detection. Nucl. Instr. and Meth., 2003, A 539, p. 226.

144. Glenn F. Knoll. Radiation Detection and Measurement (3rd edition), 1999, p. 802.

145. S. M. Ignatov, V. N. Potapov, M. G. Mitel'man, O. P. Ivanov. Characteristics of CsI(Tl) Scintillating Detector Based on Solid State Photo Multiplier. Abstract Book, IEEE NSS-MIC, Dresden, Germany, 19 25 October 2008,p. 66.

146. В. Grinyov, V. Ryzhikov, S. Galkin, et. al. Absolute ligth yield determination of LGSO:Ce, CWO, ZnSe:Al and GSO:Ce crystals. Book of abstracts. SCINT 2009, June 8-12.

147. P. F. Bloser, J. S. Legere, С. M. Bancroft, et. al. Silicon Photo-Multiplier Readouts for Scintillators in High-Energy Astronomy. N02-19: Dresden, Germany,19 25 October 2008,p. 49.

148. К.Бекурц, К Виртц. Нейтронная физика. Пер. с англ. Под ред. JI.A. Микаеляна и В.И. Лебедева. М., Атомиздат, 1968.

149. Й. Мартинкович, Г.Н. Тимошенко. Расчет функции чувствительности многосферного спектрометра нейтронов в области энергий до 20 МэВ. Р16-2005-105. Препринт ОИЯИ, Дубна, 2005.189. http://vvvvw.greenstar.ru/190. http://www.appscintech.com/

150. V. Golovin, V. Saveliev, Novel type of avalanche photodetector with Geiger mode operation, Nucl. Instr. Meth. A 518, 2004, pp 560-565.

151. V. Saveliev, V. Golovin, Silicon avalanche photodiodes on the base of metal-resistor-semiconductor (MRS) structures. Nucl. Instr. Meth. A 442, 2000, pp 223-229.

152. Цирлин Ю.А. Светособирание в сцинтилляционных счетчиках. М.: Атомиздат, 1975. - 264 с.

153. Цирлин Ю.А., Глобус М.Е., Сысоева Е.П. Оптимизация детектирования гамма-излучения сцинтилляционными кристаллами. М.: Энергоатомиздат, 1991. 152 с.

154. Л.В. Атрощенко, С.Ф. Бурачас, Л.П. Гальчинский, Б.В. Гринев, В.Д. Рыжиков, Н.Г. Старжинский. Кристаллы сцинтилляторов и детекторы ионизирующих излучений на их основе. Киев: Наукова Думка, 1998. 310 с.

155. Иванов В.И. Курс дозиметрии. 4-е изд, перераб. и доп.М.: Энергоатомиздат, 1988.-400 с.