Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ НЕЙТРОННОЙ РАДИОГРАФИИ

Изобретение относится к нейтронной радиографии и может быть использовано в установках, предназначенных для досмотра или неразрушающего контроля просвечиваемых объектов с определением их внутренней структуры и вещественного состава.

Известен рентгеновский способ для определения массовых долей веществ, входящих в состав исследуемого тела. Способ включает облучение среды на двух энергетических уровнях, определение значения коэффициента поглощения для каждого пикселя исследуемого тела и определение массовых долей водящих в тело веществ. Патент США 2009/0208084, 2009. Недостатком этого способа является возможность его использования только для трехкомпонентных сред с заранее известным составом.

Известен рентгеновский способ проверки объекта с использованием мультиэнергетического излучения.

Способ включает взаимодействие мультиэнергетического излучения с проверяемым объектом, измерение и регистрацию измеренных величин после взаимодействия мультиэнергетического излучения с проверяемым объектом, подстановку части измеренных значений в заранее определенную калибровочную функцию для получения информации, содержащей основное значение характеристики объекта, и более точное определение характеристики материала объекта путем применения набора функций, подходящих для энергетической полосы, соответствующей полученной информации. Патент Российской Федерации №2351921, 2009. Недостатком предлагаемого способа является отсутствие четкого критерия, позволяющего сопоставить функциональные зависимости измеренных значений конкретному материалу.

Известен способ идентификации материалов путем многократного радиографического облучения объекта при заданном наборе энергий, задают множество веществ, подлежащих гарантированной идентификации, определяют возможную ошибку нахождения коэффициентов ослабления, для каждого уровня энергии и для каждого включения, с помощью компьютерной программы определяют набор веществ, соответствующий выбранной погрешности, после чего идентифицируют материалы. Патент Российской Федерации №2426102, МПК: G01N 23/06, 2010 г.

Недостатком способа является неоднозначность идентификации, связанная, в частности, с тем то, что вещества, особенно взрывчатые, могут быть композитными и не содержаться в базе данных. Кроме того, количество используемых энергий излучения ограничено. Так, при контроле авиационного багажа энергия излучения, в основном, не превышает 100 кэВ. Следовательно, и множество идентифицируемых веществ также ограничено.

Техническим результатом изобретения является расширение области применения радиографического контроля внутренней структуры и идентификации вещественного состава просвечиваемых объектов, уменьшение влияния рассеянного излучения и увеличение контраста изображения, упрощение процедуры идентификации.

Технический результат достигается тем, что в способе нейтронной радиографии с источником проникающего излучения в виде генератора нейтронов с встроенным позиционно-чувствительным детектором альфа частиц, информацию о структуре и вещественном составе просвечиваемого объекта получают путем обработки данных по ослаблению первичного пучка, по соотношению и количеству нейтронов, рассеянных вперед и назад, а также по спектру гамма-излучения, возникающего в объекте, причем для разделения изображений в нерассеянных и рассеянных нейтронах используют соотношение:

Δt=L/v_n-l/v_α, где:

Δt - временной интервал между моментом регистрации альфа-частицы и моментом регистрации нейтрона, вылетевшего из мишени в противоположном ей направлении,

L - расстояние между мишенью генератора и элементом нейтронного детектора, зарегистрировавшего нейтрон,

v_n - скорость нейтрона источника,

l - расстояние между мишенью генератора 1 и элементом альфа-детектора, зарегистрировавшим альфа-частицу и находящимся с противоположной стороны по отношению к мишени генератора 1 от соответствующего элемента нейтронного детектора, v_α - скорость альфа-частицы.

Сущность изобретения поясняется на чертежом, на котором схематично представлена блок-схема устройства реализации, где: 1 - мишень нейтронного генератора; 2 - позиционно-чувствительный детектор альфа-частиц; 3 и 4 - линейные однокоординатные детекторы быстрых нейтронов, расположенные в плоскости перпендикулярной плоскости рисунка; 5 - просвечиваемый объект (стрелкой показано направление перемещения объекта), 6 - веерные пучки быстрых нейтронов в плоскости, перпендикулярной плоскости рисунка, 7 - гамма-спектрометр, 8 - компьютерный блок с программным обеспечением, 9 - экран-коллиматор для детекторов 3 от нейтронов источника.

Мишень 1 нейтронного генератора бомбардируют узким дейтронным пучком. При взаимодействии дейтрона с содержащимся в мишени нейтронного генератора 1 ядром трития возникают две частицы, вылетающие в противоположных направлениях: быстрый нейтрон и альфа-частица.

Момент регистрации альфа-частицы одним из элементов позиционно-чувствительного детектора альфа-частиц 2 определяет момент и направление вылета быстрого нейтрона, а также элементы нейтронного линейного детектора 4, на один из которых приходит нейтрон в определенный последующий момент времени, если он проходит через просвечиваемый объект 5 без взаимодействия. Нейтроны, пришедшие в другие моменты времени, претерпевают рассеяние либо в просвечиваемом объекте 5, либо в элементах установки.

Линейный однокоординатный детектор быстрых нейтронов 4 служит для регистрации одновременно нейтронов, прошедших без рассеяния, т.е. в определенные моменты времени после регистрации альфа-частицы на соответствующий элемент позиционно-чувствительного альфа-детектора 2, и для регистрации нейтронов, рассеянных вперед, в случае их прихода на детектор при других временах.

Линейные однокоординатные детекторы быстрых нейтронов 3, установленные перед просвечиваемым объектом 5 со стороны источника, служат для получения радиографического изображения с помощью нейтронов, рассеянных в просвечиваемом объекте 5 в обратном направлении. Для этого детекторы 3 экранированы от нейтронов источника, идущих напрямую с помощью экрана-коллиматора 9, служащего также для коллимации нейтронов, излучаемых источником. Гамма-спектрометр 7 измеряет спектр излучения, возникающего в результате неупругого рассеяния в нем быстрых нейтронов источника.

При получении радиографического изображения с помощью нерассеянных нейтронов регистрируют только сцинтилляционные события, которые сопровождаются регистрацией альфа-частиц, возникающих в элементах альфа-детектора, находящихся с противоположной стороны по отношению к мишени генератора, в моменты времени, предшествовавшие нейтронному событию. Разность времен между моментами регистрации нейтрона и альфа-частицы Δt определяют, исходя из энергии альфа- частицы, энергии нейтрона источника, направления вылета нейтрона и расстояний от мишени генератора до соответствующих элементов альфа- детектора и нейтронного детектора:

Δt=L/v_n-l/v_α, где:

L - расстояние между мишенью генератора и элементом нейтронного детектора, зарегистрировавшего нейтрон,

v_n - скорость нейтрона источника,

l - расстояние между мишенью генератора 1 и элементом альфа-детектора, зарегистрировавшим альфа-частицу и находящимся с противоположной стороны по отношению к мишени генератора 1 от соответствующего элемента нейтронного детектора,

v_α - скорость альфа-частицы.

Если регистрация альфа-частицы сопровождается регистрацией нейтрона в другие моменты времени, то этот нейтрон является рассеянным. Число и соотношение нейтронов, рассеявшихся вперед и назад в определенном направлении, определяется вещественным составом объекта в этом направлении. Это связано с тем, что на водороде быстрые нейтроны рассеиваются вперед, а на более тяжелых элементах - практически изотропно.

Для получения радиографических данных просвечиваемый объект 5 перемещают вдоль плоскости, в которой расположены линейные однокоординатные детекторы быстрых нейтронов 3 и 4. При сканировании получают набор данных, показывающих:

пространственное распределение ослабления первичного нейтронного пучка, пространственное распределение нейтронов, рассеянных вперед и обратно, пространственное распределение химического элементного состава.

Эти данные вводят в качестве исходных данных в компьютерную программу, предназначенную для идентификации вещественного состава объекта 5 в различных его сечениях.

Комплексное применение 3-х видов контроля повышает информативность способа, надежность идентификации вещественного состава объекта, а также упрощает процедуру идентификации, так как ограничивает число рассматриваемых веществ.

Положение той или иной области внутри просвечиваемого объекта 5 и ее вещественный состав визуализируют на мониторе с помощью стереоскопических изображений.

Пространственное разрешение радиографических изображений определяют поперечным сечением элементов линейных однокоординатных детекторов быстрых нейтронов 3 и 4, скоростью перемещения просвечиваемого объекта 5 и временем набора сцинтилляционных сигналов с линейных однокоординатных детекторов быстрых нейтронов 3 и 4.

Каждый элемент линейного однокоординатного детектора быстрых нейтронов 3 и 4 состоит из сцинтиллятора, фотоприемника, электроники считывания и предварительной обработки сигнала, электроники передачи данных в компьютерный блок 8.

Регистрация быстрых нейтронов основана на возникновении в сцинтилляторе протонов отдачи, которые возбуждают в нем сцинтилляционные вспышки. Часть фотонов от сцинтилляционной вспышки поступает на фотоприемник, образуют в нем в результате фотоэффекта электроны, которые затем регистрируют электроникой считывания.

Сторона прямоугольного сечения пластмассовых сцинтилляторов, применяемых для быстрых нейтронов, в случае источника в виде портативного нейтронного генератора обычно составляет от 1 мм до 20 мм. Длина сцинтиллятора вдоль пучка, необходимая для эффективной регистрации быстрых 14 МэВ нейтронов, составляет около 10 см. Для повышения доли сцинтилляционных фотонов, приходящих на фотоприемник, поверхность сцинтиллятора покрыта светоотражающим слоем. В качестве фотоприемника чаще всего используют фотодиоды, устанавливаемые на торцевую поверхность сцинтиллятора со стороны, противоположной просвечиваемому объекту 5.