Измерения характеристик полей и источников ионизирующих излучений и ядерных констант ядер, атомов и многозарядных ионов, гаммарезонансный и рентгено-флуоресцентный анализ

Создан во ВНИИФТРИ в 1970 г. После модернизации эталона расширена номенклатура аттестуемых на нем эталонных источников. Утвержден Постановлением Госстандарта СССР в 1978 г.
Эталон представляет собой измерительную установку с газоразрядным счетчиком внутреннего наполнения с подвижным изолятором.

Диапазон измерений, Бк............................................................................................. 5–1·105
Случайная погрешность............................................................................................. ≤ 8·10-3
Систематическая погрешность.................................................................................. ≤ 4·10-3

ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ

Медико-биологические исследования.

Создан во ВНИИФТРИ в 1973 г., в 1983 г. был переутвержден с более высокими метрологическими характеристиками.
Ныне действующий эталон утвержден Постановлением Госстандарта России в 1995 г.
Присуждена премия Правительства РФ (1997 г.)
В составе эталона:
– дифференциальный калориметр теплового потока в графитовом фантоме;
– квазиадиабатический калориметр в графитовом фантоме;
– набор квазиадиабатических калориметров в водном фантоме;
– гамма-установка с радионуклидом 60Со;
– ускоритель электронов, генерирующий электронное и тормозное (фотонное) излучение.

Диапазон измерений
мощность поглощенной дозы, Гр/с.......................................................................... 10-3–100
поглощенная доза, Гр................................................................................................. 10-2–103
Энергетический диапазон
фотонное излучение, МэВ............................................................................................ 0,6–50
электронное излучение, МэВ.......................................................................................... 5–50
Случайная погрешность............................................................................................. ≤ 2·10-3
Систематическая погрешность.................................................................................. ≤ 2·10-3

Охрана окружающей среды.
Обеспечение радиационной безопасности персонала и населения.
Медицина (лучевая терапия и диагностика заболеваний).
Промышленность (радиационные технологии получения новых материа­лов, радиационная стерилизация, дезинфекция и дезинсекция; неразрушающий контроль изделий и процессов; ядерная энергетика).
Наука (ядерная радиобиология, радиационное материаловедение, косми­ческие исследования).

Создан во ВНИИФТРИ в 1973 г. В последующие годы модернизировался, в современном составе утвержден Постановлением Госстандарта СССР в 1978 г.
В составе эталона:
– генераторы искусственных и естественных радиоактивных аэрозолей и парообразного йода-131;
– спектрометрическая аппаратура для измерения активности аэрозольных проб.

Диапазон измерений, Бк / м3
искусственные радиоактивные аэрозоли........................................................... 7·10-2–4·103
естественные радиоактивные аэрозоли............................................................... 2·102–4·105
парообразный йод-131............................................................................................... 70–4·106
радон-222........................................................................................................................ 30–104
Случайная погрешность............................................................................................. ≤ 5·10-2
Систематическая погрешность ................................................................................. ≤ 5·10-2

Охрана окружающей среды.
Обеспечение радиационной безопасности персонала и населения.
Промышленность (горнодобывающая, ядерная энергетика).
Строительство.

Создан во ВНИИФТРИ в 1973 г. После модернизации эталон переутвержден Госстандартом СССР в 1980 г.
Генерация нейтронов в источниках осуществляется в результате реакции синтеза ядер водорода (дейтерия и трития). Тепловые нейтроны получают в результате замедления быстрых нейтронов в специальных замедлителях (из урана, свинца, тяжелой воды, парафина и др.).
Воспроизведение единиц осуществляется:
– методом счета сопутствующих вылету нейтронов альфа-частиц;
– методом счета протонов отдачи;
– нейтронно-активационным методом.
В составе эталона:
– источник моноэнергетических нейтронов с энергией 14 МэВ;
– источник тепловых нейтронов (энергия 0,025 эВ);
– комплекс нейтронно-активационных и делительных детекторов;
– радиометрический комплекс для измерений и регистрации активности излуче­ния источников нейтронов.

Диапазон измерений плотности потока
нейтронов, м-2·с-1........................................................................................................ 107–1011
флюенс нейтронов, м-2............................................................................................... 108–1018
Случайная погрешность............................................................................................. ≤ 3·10-3
Систематическая погрешность.................................................................................. ≤ 7·10-3

Обеспечение единства нейтронных измерений при решении следующих специальных научно-технических задач, связанных с применением ядерных установок: исследования и испытания радиационной стойкости материалов и аппаратуры военной техники.
Исследование и градуировка аппаратуры систем управления и защиты энергетических и физических установок, ядерных и термоядерных реакторов.

Создан во ВНИИФТРИ, утвержден Госстандартом СССР в 1978 г.
Единица мощности поглощенной дозы нейтронного излучения воспроизво­дится в малом объеме тканеэквивалентного вещества с помощью измерителя с набором полостных ионизационных камер из различных материалов и измери­теля с тканеэквивалентным цилиндрическим пропорциональным счетчиком. Единица мощности максимальной эквивалентной дозы нейтронного излучения воспроизводится в «бесконечном» тканеэквивалентном фантоме с использова­нием единицы мощности поглощенной дозы и измеряемого с помощью тканеэквивалентного сферического пропорционального счетчика коэффициента качества излучения. Для расширения диапазона измерений мощности эквивалентной дозы и энергетического диапазона нейтронного излучения используется спектрометр нейтронов с набором шаровых замедлителей.

Диапазон измерений:
мощность поглощенной дозы, Гр/с................................................................... 2·10-10–1·10-3
мощность эквивалентной дозы, Зв/с................................................................. 5·10-10–5·10-5
Случайная погрешность
мощность поглощенной дозы, Гр/с........................................................................... ≤ 2·10-2
мощность эквивалентной дозы, Зв/с......................................................................... ≤ 3·10-2
Систематическая погрешность
мощность поглощенной дозы, Гр/с........................................................................... ≤ 5·10-2
мощность эквивалентной дозы, Зв/с......................................................................... ≤ 8·10-2
Диапазон энергии нейтронного излучения, МэВ
мощность поглощенной дозы..................................................................................... 0,05–14
мощность эквивалентной дозы.................................................................................. 0,01–14

ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ
Ядерная энергетика и объекты с ядерными установками.
Медицина (использование нейтронного излучения для целей терапии).
Геология (нейтронный каротаж, активационный анализ).

Эталон создан во ВНИИФТРИ и аттестован во ВНИИМ в 1975 г.
Предназначен для воспроизведения единицы распада радионуклидов – беккерель (Бк).
Эталон представляет собой установку для счета числа частиц и фотонов, испускаемых источником, и счета числа временных совпадений между частицами и фотонами.

МЕТРОЛОГИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ

Диапазон активности, Бк............................................................................................ 1–4·104
Суммарная погрешность воспроизведения единицы,
выраженная относительным средним квадратическим
отклонением (зависит от схемы распада), %............................................................... 0,3–3

ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ

Эталон предназначен для аттестации радиоактивных растворов, которые применяются для изготовления широкой номенклатуры эталонных радионуклидных источников, используемых во многих современных сферах деятельности человека:
– медицина;
– экологический мониторинг;
– атомная наука и техника;
– приборостроение;

Создан во ВНИИФТРИ в период с 1983 по 1988 гг. Утвержден в 1989 г.
В составе эталона:

• радиационная установка с радионуклидом Со-60;
• наперстковые ионизационные камеры;
• прецизионный электрометр;
• водный фантом.

МЕТРОЛОГИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ

Диапазон мощности поглощенной дозы в воде, Гр/с .......................................5•10^4–1•10^1
Энергия фотонного излучения, МэВ ..................................................................≤ 1,25
Границы относительной неисключенной систематической
погрешности при доверительной вероятности .................................................0,99 ±1%

ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ

Обеспечение единства и высокой точности измерения доз излучения, получаемых пациентом при лучевой терапии.

Создан во ВНИИФТРИ с 1973 по 1975 гг. Зарегистрирован в 1978 г.
В составе ВЭТ:
– герметизированная нормальная ионизационная камера, заполняемая ткане­эквивалентным газом;
– установка для определения средней энергии ионообразования в газах;
– рентгеновский аппарат РУМ-13 с механизмом перемещения фильтров и камерой-свидетелем.

Диапазон значений мощности поглощенной дозы фотонного
ионизирующего излучения с энергией фотонов 60–250 кэВ, Гр/с....................... 10-4–10-2
Суммарное относительное среднее квадратическое отклонение
результата измерений при его сличении с государственным
первичным эталоном ГЭТ 38-95 не превышает........................................................... 2·10-2

ВЭТ предназначен для поверки, калибровки и сертификационных испыта­ний средств измерений поглощенной дозы и мощности поглощенной дозы рентгеновского излучения, используемых в различных сферах деятельности человека:
– контроль радиационной безопасности на объектах, где используются рентгеновские установки;
– радиационная диагностика и терапия;

Создан во ВНИИФТРИ с 1983 по 1984 гг. Приказ об утверждении ВЭТ от 21.12.1984 г. Зарегистрирован в 1985 г.
В составе ВЭТ:
– набор экстраполяционных ионизационных камер;
– набор ионизационных камер с фиксированным объемом;
– набор источников бета-излучения на основе радионуклидов 90Sr/90Y, 106Ru/106Rh, 147Pm, 204Tl;
– компаратор с ионизационной камерой;
– компаратор с сцинтилляционным блоком детектирования;
– устройство защиты и перемещения экстраполяционной камеры;
– фантом.

Диапазон значений мощности эквивалентной дозы
электронного и фотонного ионизирующего излучения, 3в/с............................. 5·10-9–10-5
Суммарное относительное среднее квадратическое отклонение результата измерений мощности эквивалентной дозы электронного и фотонного ионизирующего излучения при его сличении с государственным первичным эталоном ГЭТ 38-95 не превышает:
для электронного излучения.......................................................................................... 6·10-2
для фотонного излучения............................................................................................... 4·10-2

ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ

ВЭТ предназначен для поверки, калибровки и испытаний средств измерений эквивалентной дозы и мощности эквивалентной дозы электронного и фотонного ионизирующего излучения, используемых в различных сферах деятельности человека:
– контроль радиационной безопасности персонала радиационных объектов и населения;
– радиоэкология;
– приборостроение;

Эталон создан во ВНИИФТРИ в 1977 г., переаттестован в 1992 г. и утвержден в 1994 г.
В составе ВЭТ:
– измерительная установка для воспроизведения единицы мощности погло­щенной дозы фотонного излучения с набором калориметров интегрального теплового потока с поглотителями из различных материалов: графит, полистирол, вода;
– облучательная установка МРХ-гамма-100 с радиоизотопными источниками ак­тивностью 1,1·1015 Бк с энергией фотонов 1,25 МэВ (радионуклид – кобальт-60);
– облучательная установка ЛМБ-гамма-1М с радиоизотопными источниками ак­тивностью 1,4·1014 Бк с энергией фотонов 0,66 МэВ (радионуклид – цезий-137).

Диапазон:
- воспроизведения мощности поглощенной дозы, Гр/с.......................................... 0,01–10
- относительное среднее квадратическое отклонение результата сличения с государственным первичным эталоном ГЭТ 38-95 не превышает............................ 6·10-3
- относительная погрешность измерения мощности поглощенной дозы
в стандартных материалах (Р=0,95) не превышает................................................... 1,0·10-2

ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ

Создан во ВНИИФТРИ с 1979 по 1982 гг. Утвержден в 1982 г.
В составе ВЭТ:
– установка с коллиматором нейтронов (УКПН-1М);
– нейтронный источник из калифорния-252;
– нейтронные плутоний-бериллиевые источники;
– компаратор НКС-01;
– установка с всеволновым счетчиком (ОВС-3).

Диапазон значений мощности поглощенной дозы
нейтронного излучения, Гр/с............................................................................... 2·10-10–10-6
Диапазон значений мощности эквивалентной дозы
нейтронного излучения, эВ/с............................................................................... 5·10-10–10-5
Суммарное относительное среднее квадратическое отклонение результата измерений при его сличении с государственным первичным эталоном ГЭТ 117-78 не превышает:
для мощности поглощенной дозы................................................................................. 1·10-2
для мощности эквивалентной дозы............................................................................... 2·10-2

ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ

ВЭТ предназначен для поверки, калибровки и сертификационных испытаний средств измерений поглощенной дозы и мощности поглощенной дозы, эквивалентной дозы и мощности эквивалентной дозы, используемых в различных сферах деятельности человека:
– контроль радиационной безопасности профессиональной деятельности персонала на ядерно-физических и ядерно-энергетических объектах и предпри­ятиях, где используются радионуклидные источники нейтронов;
– контроль радиационной безопасности населения и радиоэкология;
– радиационная терапия;
– приборостроение;
– оборона.

Установка высшей точности создана во ВНИИФТРИ в 1989 г.
Зарегистрирована в 1990 г.
Единица внешнего гамма-излучения радионуклидов в источниках воспроизводится путем регистрации излучения радионуклидов с помощью полупроводникового гамма-спектрометра в строго фиксированной геометрии для широкого диапазона энергии гамма-квантов с последующей аналитической аппроксимацией энергетической зависимости чувствительности спектрометра к регистрируемому излучению.

Диапазон измерений:
внешнего гамма излучения, квантов/с....................................................................... 103–107
энергии гамма-излучения, кэВ.................................................................................. 60–3500
Относительное среднее квадратическое отклонение результатов измерений:
по внешнему гамма-излучению, %................................................................................ 0,1–5
по энергии, эВ..................................................................................................................... 1–5
Относительная неисключенная систематическая погрешность:
по внешнему гамма-излучению, %................................................................................ 0,5–3
по энергии, эВ................................................................................................................... 2–15

ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ

Аттестация эталонных мер активности широкой номенклатуры для метрологического обеспечения измерений активности радионуклидов в радиоэкологическом мониторинге, технике, медицине.

УВТ для воспроизведения единицы внешнего рентгеновского и низко­энергети­ческого гамма-излучения радионуклидных источников в ограниченном телесном угле создана и утверждена в 1992 году.
УВТ представляет собой спектрометр рентгеновского излучения, создан­ный на базе многоканального анализатора и полупроводникового детектора из сверхчистого германия (НР Ge).

Энергетический диапазон, кэВ............................................................................... 5,4–136,0
Диапазон активности, Бк............................................................................................ 102–106
Энергетическое разрешение установки
для линии 5,9 кэВ радионуклида Fe55, эВ.................................................................. 180±20
Энергетическое разрешение установки для
линии 122 кэВ радионуклида Со57, эВ....................................................................... 500±60
Относительная погрешность градуировочной характеристики
по эффективности регистрации (Р=0,95), %........................................................... ±(3–4,5)

ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ

УВТ предназначена для проведения аттестации (поверки) радионуклидных источников рентгеновского и низкоэнергетического гамма-излучения и идентификации радионуклидов, используемых во многих современных сферах деятельности человека:
– радио- и рентгенотерапия, диагностика;
– экологический мониторинг;
– атомная наука и техника;
– приборостроение;
– рентгенофлюоресцентный анализ;

Установка высшей точности создана во ВНИИФТРИ в 1992 году.
В составе УВТ:
– автоматизированная измерительная установка УИМДБ для воспроизведения единицы с калориметром локально-поглощенной дозы со сменными поглотите­лями из различных материалов;
– облучательная установка БОИС-3 с радиоизотопным источником активностью 3·1013 Бк со средней энергией бета-излучения (0,6–1,1) МэВ (радионуклид – стронций-90 – иттрий-90).

МЕТРОЛОГИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ

Диапазон:
воспроизведения мощности поглощенной дозы, Гр/с.............................................. 0,5–3,0
воспроизведения поглощенной дозы, кГр.............................................................. 0,5–1000
измерения мощности поглощенной дозы, Гр/с........................................................ 0,1–100
Относительное среднее квадратическое отклонение
результата измерений не превышает............................................................................ 5·10-3
Неисключенная относительная систематическая погрешность:
для измерений в графите......................................................................................... ≤ 1,2·10-2
для измерений в материале детектора.................................................................. 2,5–4 ·10-2

ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ

Потребность в точных измерениях интенсивного бета-излучения существует во многих отраслях науки и техники, использующих ионизирующие излучения для обработки изделий:
– электронная промышленность,
– материаловедение,
– производство новых конструкционных материалов различного назначе­ния и др.