Россия
Юго-Западный государственный университет
Россия
Россия
УДК 543.42.062 Количественный анализ
В статье обоснована целесообразность создания гамма-нейтронного спектрометра-дозиметра с вычислительным определением мощности дозы по каждой составляющей смешанного излучения с учетом ее сложной зависимости от энергии излучения каждого вида. Предлагается методика вычислительного определения мощности дозы каждой составляющей гамма-нейтронного излучения по их измеренным спектрам.
гамма-нейтронный спектрометр-дозиметр, детектор, измерение, мощность дозы
1. Дрейзин В.Э., Логвинов Д.И., Гримов А.А., Кузьменко А.П. Моделирование и оптимизация состава детекторов в многодетекторном нейтронном спектрометре реального времени//АНРИ. № 4(111). С. 33-43.
2. IEC 61005. Radiation protection instrumentation - Neutron ambient dose equivalent (rate) meters. Edition 3.0-2014-07.
3. МУ 2.6.5.052-2017. Дозиметрия. Определение индивидуальной эффективной дозы нейтронного излучения.
4. МУ 2.6.5.028-2016. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования.
5. СанПин 2.6.1.2523-09. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009).
6. Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. Изд. 4. Переработанное и дополненное. М.: Энергоатомиздат. 1995. 496 с.