способ и система для обнаружения веществ, таких как специальные ядерные материалы

Формула изобретения

1. Способ обнаружения веществ, включающий

выполнение многоракурсной мультиэнергетической радиографии путем облучения объекта множеством дискретных, основанных на ядерной реакции высокоэнергетических гамма-лучей в множестве различных направлений, и обнаружение и отображение излучения, проходящего через объект, с помощью по меньшей мере одного массива детекторов; и

индикацию присутствия веществ с высоким атомным номером путем обнаружения различия в характеристике затухания на прохождение для веществ с высоким атомным номером в противоположность веществам с низким и средним атомным номером.

2. Способ по п.1, включающий определение и локализацию областей внутри указанного объекта, содержащих вещества с высоким атомным номером, с помощью многоракурсной мультиэнергетической радиографии.

3. Способ по п.1 или 2, включающий определение и локализацию областей внутри указанного объекта, содержащих вещества с высокой плотностью, с помощью многоракурсной мультиэнергетической радиографии.

4. Способ по любому из пп.1 или 2, в котором вещество с высоким атомным номером включает специальный ядерный материал.

5. Система для обнаружения веществ, включающая

двухэнергетическую систему радиографии, включающую источник гамма-лучей, включающий ускоритель ионного пучка и мишень, в которую указанный ускоритель посылает пучок, тем самым создавая гамма-лучи, и множество детекторов или массивов детекторов гамма-лучей, расположенных так, чтобы обнаруживать пучки гамма-лучей, которые проходят от источника гамма-лучей через подлежащий проверке объект, при этом двухэнергетическая система радиографии выполнена с возможностью индикации присутствия вещества с высоким атомным номером путем обнаружения различия в характеристике затухания на прохождение для веществ с высоким атомным номером в противоположность веществам с низким и средним атомным номером.

6. Система по п.5, в которой указанная двухэнергетическая система радиографии выполнена с возможностью выполнения двух измерений характеристики затухания на прохождение, при этом одно измерение выполняется в глобальном минимуме поглощения для всех атомных номеров (при энергии фотонов около 4 МэВ), а другое - при более высокой энергии фотонов.

7. Система по любому из пп.5 и 6, в которой указанная двухэнергетическая система радиографии выполнена с возможностью отличать присутствие специальных ядерных материалов в противоположность неопасным веществам с высоким атомным номером, основываясь на измерении плотности проверяемого объекта, определяемой с использованием указанного множества детекторов или массивов детекторов гамма-лучей.

8. Система по любому из пп.5 и 6, в которой указанный источник гамма-лучей включает источник с дискретной энергией, индуцированной ядерной реакцией.

9. Система по любому из пп.5 и 6, в которой указанный источник гамма-лучей включает по меньшей мере одну из следующих комбинаций мишени и бомбардирующего пучка: ¹¹B+р, ¹¹B+d, ¹³ С+³He и ¹⁰В+ ³He, обеспечивающую ядерные реакции при энергиях пучка Е_beam<˜6 МэВ.

10. Система по любому из пп.5 и 6, в которой указанный источник гамма-лучей также испускает нейтроны, адаптированные для улучшения способности обнаружения специальных ядерных материалов и уменьшения числа ложных обнаружений.

11. Система по любому из пп.5 и 6, в которой указанная мишень окружена замедлителями и/или поглотителями нейтронов.

12. Система по любому из пп.5 и 6, в которой детекторы по меньшей мере частично окружены материалом, поглощающим тепловые нейтроны.

13. Система по любому из пп.5 и 6, в которой указанные детекторы включают органические сцинтилляторы.

14. Система по любому из пп.5 и 6, в которой указанные детекторы включают по меньшей мере одно из следующих устройств: сцинтиллятор с дискриминацией по форме импульса, неорганический сцинтиллятор-спектрометр и твердотельный спектрометр радиации.

15. Система по любому из пп.5 и 6, в которой указанные детекторы включают возможности определения времени пролета для подавления связанного с нейтронами спектрального фона и активации гамма-лучей.

16. Система по любому из пп.5 и 6, в которой указанная система ускорителя пучка испускает ионные пучки d⁺ с энергией около 3,5 МэВ или H₂ ⁺ при двойной энергии резонанса захвата ¹³ С(p, ) 1,75 МэВ, и в которой двухэнергетическая система радиографии выполнена с возможностью индикации присутствия вещества с высоким атомным номером и азотных взрывчатых веществ как функции характеристики затухания на прохождение для веществ с высоким атомным номером и азотных взрывчатых веществ.

17. Система по п.16, в которой указанная система ускорителя пучка испускает смешанные ионные пучки d⁺ и Н₂ ⁺ при двойной энергии резонанса захвата ¹³С(p, ) 1,75 МэВ, и в которой двухэнергетическая система радиографии выполнена с возможностью индикации присутствия вещества с высоким атомным номером и азотных взрывчатых веществ при одном и том же сканировании.

18. Система по п.16, в которой двухэнергетическая система радиографии выполнена с возможностью индикации присутствия вещества с высоким атомным номером и азотных взрывчатых веществ при одном и том же сканировании путем бомбардировки тонкого слоя ¹³С, нанесенного на поверхность толстой мишени из ¹¹B, смешанным пучком, включающим Н₂ ⁺ и дейтроны, и те и другие с двойной энергией резонанса захвата ¹³С(p, ) 1,75 МэВ.

19. Система по любому из пп.5 и 6, в которой вещество с высоким атомным номером включает специальный ядерный материал, а двухэнергетическая система радиографии выполнена с возможностью отличать специальные ядерные материалы от по меньшей мере одного из следующего: редкоземельных элементов, переходных металлов и других стабильных тяжелых элементов.

20. Система по любому из пп.5 и 6, включающая систему для обнаружения веществ, которая не является двухэнергетической системой радиографии, в комбинации с указанной двухэнергетической системой радиографии.

Описание изобретения к патенту

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ

Настоящее изобретение в основном относится к способам и системам для обнаружения малых количеств специальных ядерных материалов (SNM), незаконно транспортируемых в грузах и транспортных средствах.

УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ

В последние годы высокий приоритет имеет разработка современных способов и устройств для досмотра, которые могут быстро и надежно обнаруживать малые количества (десятки граммов) незаконно транспортируемых специальных ядерных материалов. Чувствительность такого порядка требуется для предотвращения их использования, например, в создающих панику радиологических рассеивающих устройствах, размещаемых в плотно населенных областях, или предотвращения накопления специальных ядерных материалов для производства импровизированных ядерных устройств. Действительно, эффективное противостояние этим угрозам рассматривается в настоящее время Департаментом Национальной Безопасности США, как и другими национальными и международными правоохранительными агентствами, как одна из среднесрочных задач исследований и разработок, имеющих высший приоритет. По очевидным причинам, сложность проблемы обнаружения имеет тенденцию к резкому усилению с ростом массы и объема объектов, подлежащих досмотру.

Ниже приведены примеры предшествующего состояния техники:

а) Пассивные системы мониторинга радиации

Такие мониторы-порталы были разработаны для целей предотвращения краж специальных ядерных материалов из мест высокого уровня безопасности или диверсий с их использованием. Обнаружение специальных ядерных материалов основано на измерении увеличения интенсивности радиации выше окружающего фона. Среди прочих, LANL (Национальная Лаборатория Лос-Аламос) и LLNL (Национальная Лаборатория Лоуренс Ливермор) проявляли активность в разработке таких систем, которые обычно относятся к трем категориям: 1) Малые Ручные Мониторы, 2) Автоматические Мониторы для Пешеходов, 3) Автоматические Мониторы для Транспортного Средства.

Системы мониторинга транспортных средств для обнаружения специальных ядерных материалов доступны в настоящее время от нескольких коммерческих компаний. Среди них Монитор Транспортного Средства JPM-12A компании Канберра (Canberra), который был разработан совместно с LANL. Он состоит из двух больших пластиковых сцинтилляторов, расположенных на каждой стороне портала, которые измеряют гамма-лучи, испускаемые специальными ядерными материалами. Прибор может обнаруживать 10 г плутония Pu и 1000 г обогащенного урана HEU в неэкранированном транспортном средстве, двигающемся со скоростью 2 м/с. Недостатком этого способа является то, что обнаружение гамма-излучения может быть относительно просто предотвращено обертыванием специальных ядерных материалов свинцовым листом, поскольку минимально обнаруживаемое количество увеличивается на порядок величины, когда экранировано несколькими миллиметрами этого материала. В случае Pu проблема может быть решена с помощью использовании в портале нейтронного детектора. Однако вследствие низкого уровня испускания нейтронов этот подход требует нейтронных детекторов большой площади. LANL разработала такую систему, основанную на двух ³He детекторах большой площади, между которыми проходит транспортное средство. Эквивалентная система в настоящее время предлагается на рынке компанией TSA-Systems-Ltd, модель NMV-245. Монитор Транспортного Средства фирмы NUSCAFE обнаруживает 5 г экранированного от гамма-лучей оружейного Pu в течение 10 с на расстоянии 1 м. Также доступны Мониторы-Порталы Транспортного Средства, производимые фирмой LAURUS-System-Ltd, модель № VM-250GN, и фирмой POLIMASTER, модель серии РМ5000. Для последней, которая включает большие пластиковые сцинтилляторы-детекторы, а также ³He пропорциональные счетчики большой площади, заявлено обнаружение 4.3 г ²³⁹ Pu и 300 г ²³⁵U на скорости сканирования 10 км/ч. Однако, по аналогии с -лучами, малые количества Pu могут ускользать от обнаружения, если используется экранирование нейтронов.

b) Одноэнергетические системы радиографии

Этот способ дает информацию о содержании просматриваемого объекта. Целый ряд систем был разработан в последние годы коммерческими компаниями. Почти все из них используют тормозное излучение высокой энергии, производимое мощными линейными ускорителями, хотя фирма SAIC построила линию продуктов (VACIS) на основе радиоактивного источника ⁶⁰Со. В нескольких системах с целью получения большей информации генерируется два изображения, под углом 90° друг к другу. Коммерческие компании, такие как Smith-Heimann и Aracor, производят системы контроля транспортных средств и морских контейнеров, основанные на линейных ускорителях. Они работают на уровне электронной энергии около 10 МэВ и используют кадмиево-вольфрамовые детекторы радиации. Пространственная разрешающая способность позволяет обнаружить 1 мм медную проволоку. Время сканирования составляет около 3 минут для транспортного средства длиной 20 м, но время визуального контроля полученного изображения обычно занимает 10-15 минут. Эти системы проникают на глубину 30 см в сталь, а доза радиации, получаемая объектом, составляет около 150-250 микрогрей. Их очевидным недостатком является то, что они в основном не автоматически определяют специальные ядерные материалы, работа таких систем в основном полагается на навыки и суждения оператора.

c) Системы двухэнергетической радиографии (DER)

Система двухэнергетической радиографии является хорошо известной техникой, которая нашла многочисленные приложения в формировании изображений для медицины (в частности, денситометрии минералов кости живого тела), исследованиях окружающей среды, испытаниях материалов, неразрушающем контроле, а также в сценариях контроля безопасности. Она основана на сравнении затухания на прохождение на двух уровнях энергии, позволяющем измерить атомный номер Z поглотителей, находящихся на линии, проходящей от источника радиации к детектору.

Сканирование системой двухэнергетической радиографии обычно выполняется на уровнях энергии, где преобладают фотоэлектрические компоненты затухания на прохождение. Один специфический вариант использует характерные прерывистости в затухании, когда энергия падающего фотона изменяется вокруг энергий связи внутренней атомной оболочки (К, L, М, ...,) специфического элемента. Обычно последние изменяются пропорционально Z² . Расположение такой энергетической прерывистости (определяемой путем сравнения передачи фотонного потока выше и ниже ее) является чувствительной индикацией присутствия элемента, представляющего интерес, в поле зрения. Однако этот вариант способа не подходит для инспектирования массивных грузов, таких как авиационные или морские контейнеры, поскольку соответствующие энергии K-связей (прерывистости наивысшей энергии) для Z порядка 92 составляют около 110 кэВ, энергия слишком низка для проникновения в инспектируемый объект.

В общем, неадекватность существующих способов досмотра требованиям эффективного предотвращения незаконной транспортировки специальных ядерных материалов во входных и выходных критических точках контроля подчеркивает потребность в новых системах контроля, которые будут надежно обнаруживать присутствие малых количеств специальных ядерных материалов в элементах груза в диапазоне размеров от мелких пакетов, пассажирского багажа, груза на паллетах и авиационных контейнеров до полноразмерных морских контейнеров, загруженных наземных транспортных средств или железнодорожных вагонов.

СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Настоящая работа описывает новый и чувствительный способ обнаружения малых количеств специальных ядерных материалов (SNM), скрытых в пакетах, багаже пассажиров, массивных грузах и транспортных средствах. Он основан на системе двухэнергетической радиографии (DER) с использованием дискретных -лучей высокой энергии, при которой связанное с возникновением пар увеличение затухания на прохождение при увеличении энергии фотона для материала с высоким атомным номером (Z) используется для его обнаружения и различения между ним и веществами с низким и средним атомным номером Z, которыми являются подавляющее большинство транспортируемых элементов. Более того, возможно определение различий между материалами, представляющими угрозу, и другими веществами с высоким атомным номером Z и более низкой плотностью, такими как Hg, Pb или Bi, для чего должны быть обеспечены по меньшей мере две проекции в системе двухэнергетической радиографии.

Для того чтобы построить практическую систему с хорошими рабочими характеристиками, требуется правильный выбор энергий -лучей и порождающих реакций, использующих ионные пучки низкой энергии суб-мА интенсивности. С этой целью было произведено всестороннее изучение литературы об индуцированном реакцией выходе -лучей, обеспечивающем источники радиации с наилучшим режимом, хотя изобретение не ограничено такими источниками радиации. Ими являются линии ¹²С при 4.43 МэВ и 15.09 МэВ, населенные, в порядке уменьшения выхода, реакциями ¹¹B(d, n), ¹³С(³ Не, ) и ¹⁰В(³Не, р) на уровнях энергий Е_beam<5 МэВ. Альтернативная опция представлена реакцией ¹⁰B( ³He, ), для которой может потребоваться Е_р около 9 МэВ для полного использования -лучей гигантского дипольного резонанса при 16-24 МэВ. Полезный выход последней реакции ниже, чем d-индуцированной и ³He-индуцированной реакций, но она может давать подъем до высшей контрастной чувствительности изображения, так как верхняя энергия гамма-лучей системы двухэнергетической радиографии будет выше.

Наиболее подходящими детекторами могут являться органические сцинтилляторы с дискриминацией по форме импульса. Как показано предварительным моделированием, оперативная двухэнергетическая система радиографического контроля, построенная на таких компонентах, может обеспечивать надежное обнаружение малых (десятки грамм) количеств специальных ядерных материалов в течение короткого времени сканирования (обычно несколько минут) даже в массивных объектах груза и загруженных транспортных средствах, которые дают очень беспорядочное изображение. Типичная доза поглощенной радиации для просматриваемого объекта находится в допустимом диапазоне 1-10 микрогрей.

Таким образом, в соответствии с вариантом выполнения настоящего изобретения предлагается способ обнаружения веществ, включающий осуществление многоракурсной мультиэнергетической радиографии путем облучения объектов множеством дискретных гамма-лучей высокой энергии с множеством различных ориентации, и обнаружение и отображение радиации, проходящей через объект, с помощью по меньшей мере одного массива детекторов, и индикацию присутствия веществ с высоким атомным номером (например, специальных ядерных материалов) путем обнаружения различия в характеристике затухания на прохождение для веществ с высоким атомным номером в противоположность веществам с низким атомным номером и средним атомным номером.

Способ может также включать определение и локализацию областей внутри объекта, содержащих вещество с высоким атомным номером и высокой плотностью, посредством многоракурсной мультиэнергетической радиографии, чтобы расширить возможности отличать специальные ядерные материалы от других материалов с высоким атомным номером.

В соответствии с вариантом выполнения настоящего изобретения также предлагается система обнаружения веществ, включающая систему двухэнергетической радиографии, включающую источник гамма-лучей, включающий ускоритель пучка и мишень, в которую ускоритель посылает пучок, производя при этом гамма-лучи, и множество детекторов гамма-лучей для обнаружения пучков гамма-лучей, которые проходят от источника радиации через подлежащий инспектированию объект, при этом система двухэнергетической радиографии выполнена с возможностью индикации присутствия материала с высоким атомным номером путем обнаружения различия в характеристике затухания на прохождение для вещества с высоким атомным номером в противоположность веществам с низким атомным номером и средним атомным номером.

Двухэнергетическая система радиографии может производить два измерения характеристики затухания на прохождение, одно измерение производится на уровне энергии фотона, близкой к глобальному минимуму поглощения для всех атомных номеров Z (около 4 МэВ), а другое - на более высоком уровне энергии фотона.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ

Фиг.1 является упрощенным графиком значений как функции Z для различных энергий фотона, относящихся к Е _low=4.3 МэВ, где абсциссой является атомный номер Z, а ординатой является в см²/г.

Фиг.2 является упрощенным графиком · , разница в макроскопическом коэффициенте затухания вычислена для Е _high=15.09 МэВ и Е _low=4.3 МэВ для стабильных элементов с высоким атомным номером, начиная с последнего редкоземельного элемента (Hf), используя номинальные объемные плотности, абсциссой является атомный номер Z, а ординатой является · в 1/см.

Фиг.3 является упрощенным графиком систематики Q-значений основного состояния для реакций р-захвата на легких нуклидах, где абсциссой является массовый номер А мишени, а ординатой является Q₀ в МэВ.

Фиг 4 является упрощенной уровневой схемой для ¹²С, показывающей представляющие интерес состояния, вместе с различными реакциями, которые питают и снижают возбуждение. Кривая возбуждения ¹¹В(р, ) показана вдоль соответствующих состояний, ясно показывая гигантский дипольный резонанс, который распадается на основное состояние и первое состояние возбуждения. Также показаны низко лежащие состояния ¹²В в ¹¹B(d, p) и их режимы распада.

Фиг.5 является упрощенным графиком измеренного полезного выхода твердой мишени на пучок для реакций, генерирующих ¹²С -лучи высокой энергии, где абсциссой является Е _projectile в МэВ, а ординатой - полезный выход (×10 ^-9). Желтая (обозначена Y) и красно-синяя (обозначена М) кривые принадлежат к реакции р-захвата, полезный выход относится к гамма-лучам, приводящим к первому состоянию возбуждения и основному состоянию соответственно. Энергии различаются на 4.3 МэВ и изменяются в соответствии с энергией падающего протона, как указано около самих кривых. Увеличение полезного выхода выше ˜5 МэВ вызвано гигантским дипольным резонансом. Синяя (обозначена В) и зеленая (обозначена G) кривые относятся к полезным выходам 15.09 МэВ от реакций с пучками ³He, при изменяющихся полезных выходах и чистых спектральных линий, как указано около кривых. Красная кривая (обозначена R) представляет собой выход 15.09 МэВ от (d, n) реакции на ¹¹В мишень. Отдельно от эффектов нейтронов, эти гамма-спектры (см. фиг.6 и 7) являются очень чистыми. Для сравнения, черная окружность на этом чертеже указывает на гамма-выход 9.17 МэВ от р-захвата на ¹³С, ядерная реакция, на которой основан способ гамма-резонансного поглощения, используемый для обнаружения азотных взрывчатых веществ.

Фиг.6 является упрощенным графиком внутрипучкового спектра Nal гамма-лучей от бомбардировки мишени ¹¹В пучком дейтронов 2.75 МэВ, где абсциссой является номер канала, а ординатой - относительная интенсивность.

Фиг.7 является упрощенным графиком внутрипучкового германиевого спектра гамма-лучей от бомбардировки дейтериевой мишени пучком ¹¹В при 19.75 МэВ, где абсциссой является Е в МэВ, а ординатой - число отсчетов. Эквивалентная энергия d-пучка составляет 3.47 МэВ.

Фиг.8 является упрощенной схемой автономной системы двухэнергетической радиографии, основанной на ядерной реакции, для досмотра, сконструированной и функционирующей в соответствии с вариантом выполнения настоящего изобретения, в плоскости d-пучка и центральных -детекторов. Она показывает, как несколько радиографических проекций могут быть получены за один проход с использованием нескольких массивов детекторов.

ВАРИАНТЫ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Двухэнергетическая радиография в настоящем сценарии - физические основы.

С точки зрения фундаментальных ограничений существующего оборудования для досмотра, описанного в предыдущем разделе, можно обратиться к особенностям характеристики процесса затухания, которые возникают при более высоких энергиях фотона (в диапазоне 1-30 МэВ), при которых радиация является намного более проникающей. В этом диапазоне энергии фотона включается механизм возникновения пар, так что полный коэффициент затухания показывает подъем на ˜4 МэВ, который постепенно более явно выражается с ростом Z поглотителя. Таким образом, для определения различия между материалами с высоким атомным номером и более легкими элементами одно измерение может быть выполнено при глобальном минимуме затухания для всех атомных номеров Z (при ˜4 МэВ), а другое при более высокой энергии. Это является фундаментом определения специальных ядерных материалов, лежащим в основе настоящей работы.

В частности, доля интенсивности, переданная через два поглотителя с атомными номерами Z_a , Z_b для каждой из двух различных энергий фотона E ₁ и Е ₂, задается выражением:

где , и х являются соответственно плотностью, удельным коэффициентом затухания и толщиной вдоль линии от источника к детектору для поглотителей а и b. Коэффициенты являются характеристиками и известными функциями как Z, так и Е .

Из (1) вытекает, что коэффициент передачи для двух энергий задается как:

Таким образом, высокая чувствительность для обнаружения поглотителя а (угрожающий объект) по сравнению с фоном поглотителя b (неопасный объект) будет получена, когда различия в коэффициенте затухания соблюдают следующие соотношения:

| мкА| = максимальное и | _b| = минимальное

Ясно также, что эффект любого неопасного поглотителя b на это соотношение не может быть полностью исключен, за исключением случая, когда =0.

Для иллюстрации следствий уравнения (2) скомпилированные значения для количеств:

= (E _high)- (Е _low=4.43 МэВ)

показаны на фиг.1 как функции атомного номера Z для нескольких энергий фотона Е _high. Выбор более низкой энергии Е _low=4.43 МэВ продиктован тем фактом, что это соответствует глобальному минимуму коэффициента затухания как функции энергии, а также способностью ¹²С к обильному производству гамма-лучей.

Фиг.1 показывает, что значения являются безусловно малыми для материалов со средним атомным номером и даже отрицательными для материалов с низким атомным номером. Более того, чувствительность к материалам с высоким атомным номером довольно резко увеличивается с ростом энергии фотона Е _high. Таким образом, является предпочтительным на основе контрастной чувствительности использовать максимально высокую энергию фотона E _high.

Для иллюстрации особенностей системы двухэнергетической радиографии для различения специальных ядерных материалов от других материалов с высоким атомным номером фиг.2 показывает АМАС, различие в макроскопическом коэффициенте затухания · (где - объемная плотность) в материале с высоким атомным номером, вычисленного для Е _high=15.09 МэВ и Е _low=4.43 МэВ. Такая параметризация (см. (2)) является значимой, поскольку объемное распределение МАС для подозрительного элемента может быть оценено с адекватной точностью (объемные элементы 1 см³) по малому числу изображений двухэнергетической системы радиографии (по меньшей мере, двум).

Ясно, что на основе макроскопического затухания специальные ядерные материалы (на фиг.2 уран и плутоний) могут быть легко отличены от редкоземельных и наиболее тяжелых стабильных элементов (гафний, таллий, свинец и висмут на фиг.2) и, в меньшей степени, от переходных металлов (тантал и ртуть на фиг.2). Единственная сложность имеется с благородными металлами и их соседями (вольфрам, рений, осмий, иридий, платина и золото на фиг.2), а также с природным или обедненным ураном, ни один из которых, скорее всего, не будет транспортироваться как недекларированный груз. Сигнал тревоги, вызванный такими материалами, имеет, таким образом, тенденцию быть довольно редким событием и не будет рассматриваться, строго говоря, как ложное срабатывание.

Фотонные источники непрерывного спектра и дискретной линии для системы двухэнергетической радиографии.

До сих пор большинство приложений двухэнергетических систем радиографии использовали спектры непрерывной энергии, такие как производимые источниками индуцированного тормозного излучения электронного пучка. Однако в настоящем приложении работа с источниками тормозного излучения не является предпочтительной вследствие их трех фундаментальных характеристик, а именно:

I. поток имеет тенденцию концентрироваться на относительно низких энергиях и отстает на высоких энергиях, таким образом сокращая контраст;

II. спектр передаваемого потока сам является функцией атомных номеров и ареальных плотностей пересекаемых поглотителей;

III. низкий коэффициент готовности типовых пучков тормозного излучения (˜1%) не является предпочтительным для спектроскопии (подсчет одиночных событий)

Поэтому, хотя настоящее изобретение может быть осуществлено с источниками непрерывной энергии, тем не менее, предпочтительным является использование индуцированных ядерной реакцией источников дискретной энергии. Основные (хотя и не ограничивающие) системные требования для системы двухэнергетической радиографии следующие:

а. создание Е _low и E _high в одной и той же ядерной реакции;

b. чистые спектры гамма-лучей (в смысле содержания как можно меньшего числа других линий);

с. минимальное производство нейтронов и активация окружающей среды;

d. реакции, доступные с помощью обычных пучков низкой энергии и низкой интенсивности и долговечных мишеней;

е. прочный, надежный, компактный, недорогой ускоритель, не требующий дальнейшей доработки;

f. надежные, недорогие детекторы, которые отличают Е _low от Е _high и подавляют интерферирующую радиацию или посредством их спектроскопических или временных свойств (дискриминация по форме импульса), или посредством времени пролета, или посредством их любой комбинации.

Эти требования к источникам ядерной реакции, также как и критерий наивысшей контрастной чувствительности, который отдает предпочтение работе с гамма-лучами наивысшей энергии Е _high, служат указаниями для выбора наиболее подходящих ядерных реакций для настоящего приложения. Однако подчеркиваем, что изобретение не ограничено этими указаниями.

Первоначально может быть идентифицировано ядро, в котором должны быть найдены оптимальные уровни и переходы. Это может быть легко достигнуто рассмотрением энергий разделения протонов в легких ядрах, или, что эквивалентно, Q-значений основного состояния (Q ₀) для (р, ) реакции захвата протона. Последнее представляет собой меру собственной экзотермичности ядерных процессов (над или выше кинетической энергии, вносимой входящим протоном) и, тем самым, степени возбуждения, достигаемой в конечном ядре. Их систематики в легких ядрах, взятые из хорошо известных подборок, показаны на фиг.2.

Глобальные отклонения и локальные флуктуации на этом графике представляют собой наложение эффектов закрытия ядерной оболочки (при «магических» числах), эффектов парных сил (нечетное - четное колебание в соседних ядрах) и, что наиболее заметно, эффекты -группирования (доминирующий паттерн повторения при максимуме Q₀ составляет 4 массовые единицы).

Наивысшие возбуждения (два незаполненных ромба слева на фиг.3) получены для р-захвата на ³H и ⁷Li. Однако обе эти реакции не являются предпочтительными для настоящего приложения, поскольку их сечения (и гамма-выходы) являются низкими. Следующим наилучшим ядром мишени (безусловно) является ¹¹В (заполненный ромб сразу справа от упомянутого выше незаполненного ромба на фиг.3). Поэтому ядром, в котором может быть достигнуто наивысшее возбуждение, является ¹²С, которое является продуктом реакции ¹¹В(р, ).

Получение конечного ядра с высоким возбуждением является необходимым, но не достаточным условием для генерации гамма-лучей высокой энергии с помощью пучков частиц низкой энергии. Дальнейшим требованием является то, что уровни высокого возбуждения могут распадаться преобладающим образом (или, по меньшей мере, заметно) в основное состояние или в низко лежащие состояния возбуждения в одиночном переходе. В основном этого не происходит, потому что при высоком возбуждении, когда ядро имеет возможность распада путем эмиссии частиц (посредством так называемой «сильной» ядерной силы) его переходное соотношение для испускания гамма-лучей (распад посредством «электромагнитной» силы) обычно довольно мало. Однако для некоторых «патологических» состояний правила квантово-механического отбора могут решительно запрещать эмиссию частиц. Такие состояния действительно будут распадаться посредством гамма-эмиссии. Классическими примерами этого являются состояния изоспина Т=1 в самосопряженных (N=Z) легких ядрах, которым запрещено распадаться посредством эмиссии -частиц. Поскольку Т, как известно, является хорошим квантовым числом в легких ядрах, эти правила отбора могут запрещать эмиссию частиц по многим порядкам величин, и в некоторых случаях они так и делают.

Все эти желаемые свойства должны быть обнаружены в ядре ¹²С (которое имеет N=Z=6), схема уровней которого представлена на фиг.4. Гамма-переходы высокой энергии в ¹²С вместе с переходом при 4.43 МэВ будут составлять первый описанный вариант выполнения настоящего изобретения (смотри следующий раздел). На фиг.4 также показаны низко лежащие уровни ¹²В и их режимы распада, которые определяют другой вариант исполнения, описанный далее ниже.

Первый вариант - Внутрипучковые индуцируемые реакцией ¹²С выходы -лучей

В контексте системы двухэнергетической радиографии и как ясно из фиг.4, гамма-лучи 4.43 МэВ являются главным кандидатом для Е _low. Касательно Е _high, наиболее привлекательными кандидатами являются дискретный уровень на 15.09 МэВ, доступный посредством следующих реакций ¹¹В(р, ), ¹¹В(d, n), ¹⁰ В(³He, р) и ¹³С( ³He, ) и гигантский дипольный резонанс (GDR) около 23 МэВ (доступный посредством ¹¹В(р, ), при Е_р=6-10 МэВ). Последний распадается в основном на ¹²С в основном состоянии и первом состоянии возбуждения посредством гамма-радиации, в дальнейшем обозначаемой как ₀ и ₁ соответственно.

Выходы ядерной реакции

Ожидаемые полезные выходы толстой мишени (на бомбардирующую частицу) для гамма-лучей линии 15.09 МэВ и линии гигантского дипольного резонанса GDR в упомянутых выше реакциях были получены путем интеграции по энергии опубликованных экспериментальных сечений и показаны на фиг.5.

Несколько комментариев по этим реакциям уже присутствуют в пояснениях к фиг.5 и не нуждаются в повторении. Ясно, что выбор реакции определяет иерархию полезного выхода по порядку величины: р-захват является самым слабым (но среднее значение Е _high выше, чем 15.09 МэВ, что расширяет, таким образом, контрастную чувствительность) и ³He-индуцированные процессы являются средними. Срывание дейтронов является наилучшим, хотя его насыщение состояния 15.09 МэВ имеет порог при Е _d˜1.6 МэВ. При E_d˜3 МэВ полезный выход гамма-лучей с энергией 15.09 МэВ примерно на 3 порядка величины выше полезного выхода с энергией 9.17 МэВ в способе гамма-резонансного поглощения (GRA), лежащего в основе обнаружения азотных взрывчатых веществ. Для тех, что имеет квалификацию в области применения досмотра в целях безопасности, эта особенность вероятно наилучшим образом подчеркивает применимость настоящего изобретения с реакцией ¹¹В(d, n). При энергиях выше Ed˜3 МэВ полезный гамма-выход (d, n) толстой мишени будет продолжать возрастать примерно как Е_d ^1.5. Это, прежде всего, отражает диапазонную зависимость дейтронов от энергии, поскольку сечения являются довольно плоскими. С другой стороны, эти индуцированные реакцией гамма-источники характеризуются относительно высоким связанным выходом быстрых нейтронов, как показано в таблице 1.

Таблица 1
Полезный выход при толстой мишени быстрых нейтронов и Y-лучей с энергией 15.09 МэВ (или -лучей GDR распада, где применимо) и их отношения для выбранных энергий.
Пучок + Мишень	Eprojectile [МэВ]	15.09 МэВ или GDR выход -лучей	Выход быстрых нейтронов	Нейтроны/ [15.09 МэВ или GDR]
d+ 11B	3.0	4.5·10 -6/d	˜2.3·10 -5/d	˜5
d+11B	5.0	6.0·10-6/d*	<1.8·10 -5/d*	<3*
3He+13С	5.0	3.0·10-6/ 3Не	>2·10-5 /3Не**	>7**
3He+ 10В	5.3	4.0·10 -7/3Не	>4·10 -6/3He**	>10**
р+11В	3.0	˜1·10-8 /p GDR ( 0+ 1)	0 (ниже (p,n)	0
р+ 11В	3.5	˜3·10 -8/p GDR ( 0+ 1)	˜1·10 -5/p	˜300
р+11В	4.0	˜4·10-8/p GDR (y 0+ 1)	˜3·10 -5/p	˜800
р+11В	6.0	˜1.6·10-7/p GDR ( 0+ 1)	˜2.5·10 -4/р	˜1500
р+11В	9.0	7·10-7/p GDR ( 0+ 1)	˜1.4·10 -3/p	˜2000
* используя мишень средней толщины (˜4 мг/ см 2), которая снижает энергию пучка дейтронов до 4 МэВ
** более низкие ограничения, поскольку только (3He, n) канал был принят в рассмотрение, тогда как (3He, pn) был опущен (отсутствуют доступные данные)

Выходы нейтронов в Таблице 1 были вычислены аналогично выходам гамма-лучей на фиг.5, а именно путем интегрирования по энергии опубликованных экспериментальных сечений. Из результатов ясно, что (d,n) имеет преимущество над р-индуцированными и ³He-индуцированными реакциями не только в отношении выхода гамма-лучей, но также в смысле минимизации соотношения выходов нейтронов и гамма-лучей.

Уникальным исключением из этой тенденции является система р+¹¹В ниже порога (р, n) при Е_р=3.0 МэВ, но выходы гамма-излучения на бомбардирующую частицу почти на три порядка величины ниже, чем при d+¹¹В. С увеличением энергии протона выходы гамма-излучения увеличиваются довольно остро, но выходы нейтронов увеличиваются еще быстрее, так что соотношение нейтрон/гамма становится неприемлемо высоким, что может быть видно из таблицы.

Для ³He-индуцированных реакций не существует бомбардирующей энергии, при которой соотношения выхода нейтрон/гамма минимизировано, поскольку все производящие гамма-излучение и нейтроны реакции являются экзотермическими (нет порогов) и их сечения по существу независимы от энергии.

Наконец, с реакцией (d, n) появляется возможность уменьшения соотношения нейтрон/гамма путем поднятия энергии пучка до Е_d˜5 МэВ и применения мишени такой толщины, которая не уменьшает пучок ниже E_d˜4 МэВ. Это может происходить благодаря отмеченному сокращению в (d,n) сечениях до основного состояния и первого состояния возбуждения ¹² С в данном диапазоне энергии. Конечно, такое улучшение может происходить за счет выхода гамма-излучения 4.43 МэВ, которое является нежелательным. При более высоких энергиях дейтрона поведение сечения неизвестно, так что могут существовать возможно более предпочтительные условия пучок - мишень. Однако при E _d˜6 МэВ канал (d, 2n) открывается, так что оптимальные условия, скорее всего, должны быть найдены при энергиях падающих дейтронов около или ниже этого значения.

Следующими подлежащими рассмотрению темами являются: а) достаточно ли чисты внутрипучковые d+¹¹В спектры для целей настоящего применения и б) какие меры могут быть приняты для уменьшения неблагоприятных эффектов высокого выхода нейтронов. Эти проблемы обсуждаются в следующих разделах.

Экспериментальные опции для обеспечения чистоты внутрипучковых гамма-спектров

Для того чтобы сгенерировать чистые, свободные от второстепенных составляющих внутрипучковые спектры, особенно с пучками дейтронов или ³ He, могут быть использованы некоторые меры, обычно применяемые в ядерной спектроскопии. В этом контексте поучительно рассмотреть два опубликованных внутрипучковых спектра. Фиг.6 показывает спектр Nal гамма-луча с ¹¹B(d, n) реакцией при энергии E_d=2.25 МэВ, полученный в 1960-х годах. Фиг.7 показывает спектр, полученный в 2000 г. с помощью «EUROBALL», большой матрицы Ge-спектрометров, окруженной массивом Nal счетчиков антисовпадения. Последний использует обратную реакцию при энергии, близкой к центру массы.

Некоторыми особенностями этих спектров, относящихся к настоящему применению, являются:

а. область пика при 15.09 МэВ очень чиста в обоих случаях;

b. спектры очень похожи для двух детекторов;

с. виден тот же континуум характеристик, продлевающийся до ˜10 МэВ эквивалентной энергии -луча;

d. выдающаяся радиация 4.43 МэВ;

е. в Nal спектре (фиг.6) нет других выдающихся пиков выше 3.5 МэВ.

Сходство Nal и Ge спектров, особенно касательно широкого столбца в середине спектра, является сильным индикатором того, что этот континуум обусловлен захватом тепловых нейтронов в детекторах (которые служат как «калориметры» для последовательных гамма-каскадов). Линия 3.09 МэВ на фиг.6 была идентифицирована как возникшая благодаря ¹²C(d,p) ¹³C реакции, происходящей от углеродного загрязнения борной мишени - конечно, как очевидно из фиг.7, она не видна в обратной реакции. (Таким образом, можно позаботиться о том, чтобы подготовить настолько чистую ¹¹В мишень, насколько возможно, чтобы обеспечить отсутствие накопления углеродных отложений на ней в течение бомбардировки пучком.) Источник пика при 5.5 МэВ в Ge спектре неизвестен, но впрямую не относится к проблематике настоящего случая, поскольку обратная реакция не будет использована в настоящем применении.

Вышеизложенное ясно показывает, что основными источниками второстепенных составляющих до линии 4.43 МэВ являются события захвата тепловых нейтронов и события отклика на импульс низкой высоты гамма-лучей 15.09 МэВ. Меры, которые могут быть предприняты для облегчения проблем второстепенных составляющих, связанных с нейтронами, являются следующими:

1. использование такой толщины мишени из ¹¹ В, которая не ухудшает пучок ниже порога 15.09 МэВ (E _d=1.6 МэВ);

2. подавление быстрых нейтронов в потоках к и от мишени - ¹¹B(d, n) нейтроны ослаблены в прямом и обратном направлении;

3. соответственно, расположение системы двухэнергетической радиографии под углом около 90° к пучку дейтронов;

4. окружение мишени замедлителями и поглотителями нейтронов;

5. помещение детекторов в материал, поглощающий тепловые нейтроны, такой как Li, В, Cd или Gd;

6. отклонение событий, относящихся к нейтронам, и событий рассеивания посредством метода времени пролета;

7. использование органических сцинтилляторов в качестве детекторов гамма-лучей;

8. низкочастотное пульсирование дейтронного пучка;

Мера №1 объяснена ниже в разделе, касающемся мишеней - она должна сокращать дозы нейтронов на ˜30%.

Меры №2-6 для опытного профессионала объясняют сами себя и далее не будут здесь обсуждаться. Каждая из них может быть применена независимо.

Мера №7 основана на благоприятной особенности, заключающейся в том, что материалы с низким атомным номером, такие как органические сцинтилляторы, не проявляют характеристику захвата тепловых нейтронов детекторов с высоким атомным номером. Напротив, такие детекторы имеют недостаток, заключающийся в том, что они являются эффективными для обнаружения быстрых нейтронов, в основном посредством отскока протонов, сопровождающего n-р рассеивание на водороде. В частности, нейтроны с энергией около 10 МэВ будут производить пульсации, эквивалентные гамма-лучам ˜5 МэВ, таким образом, генерируя второстепенные спектральные составляющие до области интереса 4.43 МэВ. Однако эта проблема может быть решена путем использования свойства дискриминации формы импульса (PSD) некоторых органических сцинтилляторов, которое позволяет осуществлять различение между случаями быстрых нейтронов и гамма-лучей в детекторе посредством различия во времени спада импульсов сцинтилляции. Эффект PSD наиболее ярко проявляется в жидкостях (где он дает повышение просто определяемых различий времени спада пульсации в 15-20 нс), но также наблюдался, хотя и в меньшей степени, в пластиковых сцинтилляторах.

Мера №8 объяснена в контексте второго варианта выполнения изобретения ниже.

Поскольку события быстрых и медленных нейтронов подавлены, основные второстепенные спектральные составляющие до линии 4.43 МэВ могут быть вызваны событиями низкоамплитудных гамма-лучей 15.09 МэВ. Однако органические сцинтилляторы оптимизированного отклика могут проявлять плоские второстепенные составляющие в интересующей нас области, которые могут быть надежно вычтены из пика 4.43 МэВ. В этом контексте следует также рассматривать дейтеризованные сцинтилляторы, в которых устранен -луч 2.2 МэВ от захвата медленных нейтронов водородом. Это позволило бы использовать более высокую часть кривой отклика для гамма-лучей 4.43 МэВ, тем самым увеличивая эффективность детектора.

Использование органических сцинтилляторов может, таким образом, быть выгодным (а также заметно более дешевым), но может нести с собой некоторую потерю в эффективности обнаружения.

Отметим, что различные виды сцинтилляторов могут быть использованы в изобретении. Например, как упомянуто выше, сцинтилляторы могут быть органическими сцинтилляторами (например, органические жидкие сцинтилляторы и/или органические пластиковые сцинтилляторы, со свойством дискриминации по форме импульса или без него. Альтернативно, используемые детекторы могут включать неорганические сцинтилляторы-спектрометры, такие как Nal, BGO или BaF₂, но не ограничиваясь ими. Как другая альтернатива, используемые детекторы могут включать твердотельные спектрометры радиации, такие как, но не только, Ge, CdTe или CdZnTe (CZT). При использовании органических сцинтилляторов без свойства дискриминации по форме импульса или, как альтернатива, при использовании неорганических сцинтилляторов или твердотельных спектрометров радиации использование одной или более мер №1-6 может само по себе обеспечить адекватную дискриминацию от спектрального загрязнения быстрыми или медленными нейтронами. Это зависит от детальных экспериментальных условий в специфическом приложении настоящего изобретения.

Значение -источника для режима работы и параметров системы

Для цели обсуждения 2-мерное схематическое изображение варианта исполнения системы двухэнергетической радиографии как автономной системы показано на фиг.8. Ее обычные аспекты не будут здесь детально разработаны, акцент сделан на особенностях, специфичных для данного приложения. Веерные пучки и связанные с ними массивы детекторов перпендикулярны к плоскости чертежа.

Фиг.8 показывает реакцию ¹¹B(d, n), но не претерпела бы существенных изменений для реакций р-захвата или ³H. Теперь будут обсуждены несколько экспериментальных и процедурных особенностей (проблемы ускорителя и мишени обсуждены далее ниже).

Многоракурсная двухэнергетическая система радиографии

Одна из особенностей, показанных на фиг.8, заключается в том, что, используя несколько коллиматоров и массивов детекторов, набор радиографических проекций (видов) просматриваемого объекта может быть получен одновременно. Это дает выгоду в производительности системы, также как и в облегчении процедуры реконструкции плотности, которая позволяет обеспечить дискриминацию от других, безвредных веществ с высоким атомным номером (см. также ниже).

Строгая коллимация -пучков к веерной геометрии (перпендикуляр к плоскости X-Y на фиг.8) может быть использована для минимизации неблагоприятных эффектов рассеянной радиации, основной проблемы с гамма-лучами высокой энергии, особенно пересекающими крупные, массивные объекты. Такое рассеивание будет в основном иметь тенденцию сокращать контрастную чувствительность, но это также будет иметь эффект стирания деталей изображения (края).

Сценарии проверки, рассмотренные настоящим изобретением, включают:

1. Последовательность просмотра объекта системой двухэнергетической радиографии для автономной системы.

При зондирующей радиации, производимой ядерной реакцией (в противоположность источнику тормозного излучения), малые количества имеющейся радиации могут быть разумно использованы, если двухэнергетическая система радиографии должна достигать высокой производительности, высокой вероятности обнаружения и низких норм ложной тревоги.

Взятие отсчетов передачи -лучей двух энергий может быть произведено в идентичной лучевой геометрии через любую часть досматриваемого объекта. Соответственно, последовательность просмотра объекта может включать одну или более (в большинстве случаев не более двух) из следующих стадий:

I. быстрое предварительное сканирование для классификации общего основного диапазона затухания -лучей;

II. полное сканирование с одним массивом детекторов для определения местоположения областей, подозрительных на содержание материалов с высоким атомным номером;

III. многоракурсное сканирование (фиг.8) для установления присутствия материалов с высоким атомным номером (вдоль заранее описанных линий);

IV. локализованное сканирование с ультрачистыми спектрами (как упомянуто выше) для подтверждения присутствия материалов с высоким атомным номером;

V. повторение одной или более описанных выше стадий в граничных случаях для исключения постоянных ложных тревог.

На стадиях I-III объект будет сканирован в непрерывном движении, возможно, на переменных скоростях. Стадия IV будет применяться только для областей, которые подтвердили проблематичность при непрерывных сканированиях.

В системе двухэнергетической радиографии настоящего изобретения может быть выполнено подчинение принятия решения компьютерному контролю с учетом следующего: специфическая последовательность сканирования, подлежащая выполнению, механическое движение, требуемое для ее выполнения, а также режимы получения данных и программы анализа, реализованные для оценки статуса контейнера («пока неопределенный», «чистый», «подозрительный» или «бинго») в процессе его досмотра.

2. Использование основанной на ядерной реакции системы двухэнергетической радиографии совместно с другими системами

В зависимости от деталей сценария применения и природы подлежащих обнаружению представляющих угрозу объектов может представлять интерес объединить систему просмотра, основанную на настоящем изобретении, совместно с некоторыми другими системами.

2а) Такой могла бы быть, но не ограничено этим, система радиографии одинарной или двойной энергии, основанная на BS. Если такая система обладает благоприятными возможностями обнаружения специальных ядерных материалов, она могла бы функционировать как устройство проверки первого уровня, а основанная на ядерной реакции двухэнергетическая система радиографии настоящего изобретения использовалась бы как сканер второго уровня, в основном для разрешения ложной тревоги, сгенерированной системой первого уровня. Такая комбинированная система могла бы иметь существенно повышенную пропускную способность и производительность обнаружения по сравнению с каждой из систем по отдельности.

2b) При альтернативном сценарии основанная на ядерной реакции двухэнергетическая система радиографии могла бы служить сканером первого уровня, перед другой системой, такой как, но не ограничено этим, основанной на GRA системе обнаружения взрывчатых веществ (EDS) в соответствии с каким-либо из следующих патентов: D.Vartsky, M.B.Goldberg, G.Engler, A.Breskin, A.Goldschmidt, E.Izak and O.Even, "Method and System for Detection of Nitrogenous Explosives by Using Nuclear Resonance Absorption" (патент США 4941162), M.B.Goldberg, D. Vartsky, G. Engler and A.Goldschmidt, "A ¹³C Target for Creating 9.17 МэВ -Radiation for the Detection of a Nitrogenous Material" (патент США 5247177), и Y.Shimoni, D.Vartsky, Y.Shamai and A.Saya, "Method and System for Detecting a Lower-Bound Dencity of a Body" (патент США 5125015).

Так как система, основанная на настоящем изобретении, будет также обладать возможностями EDS (одновременно с обнаружением специальных ядерных материалов) благодаря определению местоположения плотных материалов с высоким атомным номером, такие комбинации могли бы представлять интерес, когда оперативные требования вызывают необходимость обнаружения специальных ядерных материалов, взрывчатых веществ и (или) других представляющих угрозу объектов при одной и той же проверке.

2с) Дальнейшей возможностью была бы работа системы, основанной на настоящем изобретении, последовательно или параллельно с некоторым другим устройством или устройствами обнаружения представляющих угрозу объектов, без заранее установленной иерархии и последовательности проверки между собранными системами. Такие комбинации, в основном, не сокращали бы общую площадь и цену, но могут обеспечить пользователю добавочную гибкость и чувствительность в противодействии специфическим и переменным по времени сценариям угроз.

2d) Наконец, возможности системы, основанной на настоящем изобретении, могут быть расширены путем применения сопутствующих излучений, свойственных ядерной реакции (в основном, нейтронов), для обнаружения других физико-химических характеристик представляющих угрозу объектов или неопасных материалов, которые генерируют ложные положительные результаты в режиме проверки системой двухэнергетической радиографии. К последним в основном, но не ограничиваясь этим, относятся отслеживание самопроизвольных или индуцированных процессов расщепления, задержанная характерная гамма-радиация и нейтроны, измеренные внутри пучка или вне пучка.

Предполагаемые рабочие характеристики

В качестве иллюстрации, предполагаемые характеристики производительности оценены для реакции ¹¹В(d, n).

Полезные выходы гамма-луча внутри пучка от ¹¹В(d, n)

Как может быть видно из фиг.5, -выход / d 15.09 МэВ при E_d=3 МэВ составляет 4.4·10^-6. В этом контексте стоит заметить, что анизотропия гамма-лучей 15.09 МэВ внутри потока измерена и обнаруживает очень легкий пик (˜10%) при 90° к пучку. Таким образом, для 200 мкА, 3 МэВ d-пучка на толстой ¹¹В мишени, полезный выход 15.09 МэВ составляет 5.3·10⁹/с.

Немного более сложно оценить полезные выходы 4.43 МэВ, поскольку первое состояние возбуждения ¹²С дает прямо (d,n) реакцию с типичным сечением 25 миллибарн (похожим на такое же для состояния 15.09 МэВ), но также питается гамма-каскадами от более высоких состояний. Судя по спектрам на фиг.6 и 7 и ограниченным данным сечений, имеющимся для более высоких состояний, выход 4.43 МэВ может быть консервативно оценен как такой же, как выход 15.09 МэВ (в реальности он может быть выше в 2-3 раза).

Темпы подсчета детектора при полной передаче (без поглотителя)

Темпы подсчета оценены для органического сцинтиллятора размерами 1.5×1.5×40 см³.

Пространственный угол детектора (сечение 1.5×1.5 см² ) на 400 см от мишени: 1.1·10^-6.

Полная собственная эффективность (длина 40 см): ˜0.50 при 15.09 МэВ и ˜0.69 при 4.43 МэВ.

Принятая полезная доля отклика: ˜0.3 при 15.09 МэВ и ˜0.2 при 4.43 МэВ.

Умножение последних двух результатов дает:

полезная собственная эффективность: ˜15% при 15.09 МэВ и ˜14% при 4.43 МэВ.

Наконец, вычисление "выход × пространственный угол детектора × полезная собственная эффективность" дает:

темп подсчета при полной передаче: 880/с при 15.09 МэВ и 810/с при 4.43 МэВ.

Для проверки производительности системы в этом режиме темпа подсчета, алгоритмы обнаружения и идентификации, разработанные для GRA, были применены для синтетических изображений авиационного контейнера LD-3 и были определены ожидаемые вероятности обнаружения и ложной тревоги. Моделирования были произведены для двух различных содержаний груза.

Содержание груза №I

Авиационный контейнер LD-3, равномерно наполненный материалом с низким атомным номером (органический или водный груз), эквивалентно пересечению 115 см воды в каждой точке сканирования (характерно для массовой аграрной продукции, нефти, химикатов и т.п.).

Содержание груза №II

Кусок железа с размерами 40×15×15 см³ и весом ˜70 кг (представляет тяжелую металлическую деталь).

В каждый тип груза был вложен кубик специальных ядерных материалов (размерами 1.5×1.5×1.5 см³) весом 65 г.

Для обоих случаев было произведено 500 моделированных сканирований контейнера системой двухэнергетической радиографии (каждый включал два ракурса с ориентацией 90° друг к другу) с использованием статистики подсчета/пиксел, соответствующей вычисленным для 4.43 МэВ и 15.09 МэВ затуханиям на прохождение через соответствующий поглотитель.

Произведенный здесь предварительный анализ следует процедуре, разработанной для обнаружения взрывчатых веществ посредством GRA. Представленные здесь оценочные характеристики производительности системы двухэнергетической радиографии основаны исключительно на обнаружении и определении местоположения подозрительного объекта. Таблица 2 ниже представляет результаты этого моделирования.

Таблица 2
Результаты моделирования
Содержимое груза	Принятое соотношение отсчеты/пиксел	Вероятность обнаружения	Норма ложной тревоги	Время сканирования
№I	N 15.09=120, N4.43=30	>95%	<1%	˜3 мин
№II	N 15.09=150, N4.43=150	>99%	<1%	˜4 мин

N_15.09 и N _4.43 являются принятыми значениями соотношения отсчеты/пиксел при двух энергиях, обнаруженных после затухания. Время сканирования зависит от значений, принятых для N_15.09 и N_4.43, от числа срезов (˜130), которое составляет полное сканирование всей длины контейнера, и от темпа подсчета без затухания нормы подсчета, рассмотренного выше.

Является возможным увеличить избирательность по отношению к специальным ядерным материалам путем применения критерия, основанного на плотности объекта, которая намного выше для специальных ядерных материалов, чем для материалов с высоким атомным номером, таких как Pb или Bi (см. фиг.2 и описание выше). Для достижения такой дискриминации для объемных элементов обычно 1 см ³ будет достаточно малого числа радиографических ракурсов (2-6 или около этого) проверяемого объекта. Следуя фиг.8, они могут быть получены одиночным сканированием с множественными веерными пучками и массивами детекторов. Таким образом, возможно обнаружение даже меньших количеств специальных ядерных материалов, чем 65 г, указанные выше. Однако даже без этой особенности рабочие характеристики, полученные при моделировании, уже являются многообещающими и соответствующими текущим требованиям функционирования.

Второй вариант выполнения - полезные выходы ¹² С (4/43 МэВ) активации вне пучка

Второй вариант исполнения детально описывает меру №8, упомянутую выше, которая является опцией для сканирования ограниченных областей контейнера с помощью особенно чистых гамма-спектров, используя внутрипучковые быстрые 15.09 МэВ и внепучковые задержанные 4.43 МэВ -лучи. Эта опция основана на той же самой системе ¹¹В+d пучок - мишень первого варианта выполнения, но посредством двух различных каналов реакции.

Следующее является объяснением принципиальных режимов насыщения и распада, лежащих в основе спектральных линий, наблюдаемых на фиг.6 и 7.

Отдельно от эластичного рассеивания, преобладающими каналами ядерной реакции при энергиях падения Е_d<˜5 МэВ являются:

¹¹B(d, n) ¹²C и ¹¹B(d, p)¹² B, для которых T_1/2=20.2 мс.

Сечения для обоих каналов реакций (d, n) и (d, p) обычно составляют 20-30 миллибарн для каждого энергетически доступного состояния (включая состояние ¹²С 15.09 МэВ). Они объясняют интенсивность линий 0.95 & 1.67 МэВ (¹² В), 4.43 & 15.09 МэВ (¹²С), которые видны во внутрипучковых спектрах на фиг.6 и 7.

Одним выдающимся исключением, однако, является сечение для (d,p) в основное состояние ¹²В. Имеется расхождение относительно его значения в предшествующей литературе, которое имеет диапазон от ˜25 миллибарн в диапазоне E_d=1.0-2.6 МэВ до значений в 10-25 раз выше (250-600 миллибарн) при E _d=2.6 МэВ. Другой сборник, база данных EXFOR (CSISRS), ссылается на сечение в 176 миллибарн при Е_d =3 МэВ, медленно уменьшающееся с увеличением дейтронной энергии. Поскольку все состояния возбуждения ¹²В распадаются в основное состояние за доли пикосекунд, кумулятивное сечение образования ¹²В при каждой падающей энергии является суммой сечений индивидуальных состояний возбуждения и основного состояния. При E_d=3 МэВ энергетически доступны четыре таких состояния (см. фиг.4). Принимая 25 миллибарн для каждого состояния возбуждения, кумулятивное сечение образования ¹²В находится, таким образом, в границах этого расхождения сечения в основном состоянии, в диапазоне 100-700 миллибарн.

Заметим, что основное состояние ¹²В распадается в состояние ¹³C(4.43 МэВ) с интенсивностью, показанной на фиг.4 как 1.3% (недавно принятое значение составляет 1.23 (5)%). Таким образом, реакция ¹¹B(d, p)¹²B может служить как генератор активирующих гамма-лучей с энергией 4.43 МэВ, которые могут продолжать производиться несколько десятых долей мс после выключения дейтронного пучка, пока все ядра ¹²В не распались. Эти задержанные 4.43 МэВ гамма-лучи являются основой для меры №8, упомянутой выше.

Значение сечения образования ¹²В может в большой степени определять, является ли выход 4.43 МэВ достаточным для настоящего приложения.

Для иллюстрации этого момента таблица 3 показывает число гамма-лучей при активации 15.09 МэВ внутри пучка и 4.43 МэВ вне пучка, созданных в толстой ¹¹В мишени пучком 200 мкА из дейтронов 3.0 МэВ. Они соответственно вычислены для вспышки пучка 20 мс, за которой следуют 40 мс отсутствия пучка на мишени, принимая три различных значения для сечения образования ¹²В, а именно: 100 миллибарн (нижнее ограничение - колонка II), 250 миллибарн (среднее значение - колонка III) и 700 миллибарн (верхнее ограничение - колонка IV).

Таблица 3
Число гамма-лучей, созданных при (или после) 20 мс вспышки пучка (параметр - сечение образования 12В)
	prod (12В)=100 миллибарн	prod (12В)=250 миллибарн	prod (12В)=700 миллибарн
Быстрый 15.09 МэВ	Задержанный 4.43 МэВ	Задержанный 4.43 МэВ	Задержанный 4.43 МэВ
пучок включен (20 мс)	пучок выключен (40 мс)	пучок выключен (40 мс)	пучок выключен (40 мс)
1.1·108	3.2·106	8.0·106	2.2·10 7

Ясно, что внепучковые спектры будут очень чистыми, потому что отсутствуют задержанные гамма-лучи с энергиями выше 4.43 МэВ. Таким образом, применение меры №8 будет предоставлять опцию для измерения обоих типов соответствующих гамма-лучей при условиях отсутствия второстепенных составляющих - линия 15,09 МэВ внутри пучка и линия 4.43 МэВ вне пучка. Последняя, очевидно, является изотропной, испускаемой из неориентированных ядер.

Однако, как свидетельствует Таблица 3, выход гамма-лучей 4.43 МэВ вне пучка по меньшей мере в 5 раз (и может быть даже до ˜35 раз, в зависимости от сечения образования ¹²В), ниже, чем выход гамма-лучей 15.09 МэВ внутри пучка, излученных в течение одиночной вспышки пучка длительностью 20 мс.

Оценка темпа подсчета: гамма-лучи 4.43 МэВ вне пучка (по аналогии с разделом о выходе гамма-лучей из ¹¹B(d,n))

Принимая _prod(¹²В)=250 миллибарн Число -лучей 4.43 МэВ в 40 мс для 200 мкА d-пучка 3 МэВ=8·10 ⁶.

Пространственный угол детектора (сечение 1.5×1.5 см², длина 40 см) на 400 см от мишени=1.1·10 ^-6.

Полезная собственная эффективность (принимая полезную долю отклика в 30%)=21%.

Мы получаем: 1.8 отсчетов на (20+40) мс вспышку, или 30/с.

Таким образом, в границах неопределенности _prod(¹²В) мы оцениваем:

Темпы подсчета при полной передаче 4.43 МэВ вне пучка: 12-84/с.

Таким образом, с точки зрения низкого темпа подсчета, ожидаемого для гамма-лучей 4.43 МэВ вне пучка, мера №8, вероятно, должна быть применена, в основном, если запрошено локализованное сканирование с ультрачистым спектром (как упомянуто выше), и для подтверждения присутствия материала с высоким атомным номером, конечно, требуется решить эту проблему. В таком случае локализованное сканирование может быть выполнено при движении контейнера дискретными шагами, при этом число циклов по 60 мс (20 мс пучок включен + 40 мс пучок выключен), или полное время, затраченное на каждую область сканирования, определяется режимом затухания и требуемой статистикой подсчетов. В конечном счете, весь процесс может быть автоматизирован.

Опции ускорителя и мишени

В зависимости от выбранной ядерной реакции может быть использован один из следующих пучков:

а. Дейтроны: 100-300 мкА 3-5 МэВ

b. ³He: 300-1000 мкА 3-5 МэВ

с. протоны: 500-1500 мкА 9-10 МэВ

d. смешанные d⁺ и H₂ ⁺: 2000-5000 мкА при точно удвоенной энергии 1.75 МэВ резонанса захвата ¹³C(р, )

Опции а, b и с относятся к реакциям, обсужденным в разделе о выходах ядерной реакции, и в дальнейшем не будут затрагиваться.

Опция d может обеспечить решение для конкретного приложения, которое требует определения материалов с высоким атомным номером и азотных взрывчатых веществ в одной системе, или даже в ходе одного и того же сканирования. В последнем случае можно осуществлять бомбардировку тонкого слоя ¹³С, вставленного в поверхность толстой мишени ¹¹В, с помощью mass = 2 смешанного пучка H ₂ ⁺ (большинство ионов) и дейтронов (меньшинство ионов). Молекулярные ионы H₂ ⁺, когда они ударяются в слой ¹³С, разбиваются на два почти параллельные, имеющие равную энергию протона при 1.75 МэВ резонансе, как требуется для GRA системы обнаружения взрывчатых веществ. После пересечения слоя ¹³С протоны войдут в мишень ¹¹В, где они внесут вклад в производство гамма-лучей высокой энергии посредством реакции р-захвата (см. фиг.5). Дейтронный компонент пересечет слой ¹³С (который внесет небольшой вклад в полезный выход реакции, так как слой ¹³С тонкий) и будет взаимодействовать с мишенью ¹¹В посредством описанной выше реакции (d, n).

Альтернативно, если будет представлять интерес формирование системы обнаружения материалов с высоким атомным номером и взрывчатых веществ на одном и том же ускорителе без выполнения одновременного сканирования, то можно осуществить более простой вариант вышеизложенного: можно ускорить mass 2 в машине до требуемой энергии, переключаясь между молекулярным водородом и ионами атомного дейтерия в источнике ионов (а также меняя соответствующую мишень), как этого требует природа приложения, в любой заданный момент.

В смысле технологии ускорителя, опции a, b и с могут быть реализованы с помощью фактически любого типа машины: циклотрон, квадрупольное радиочастотное (RFQ) устройство или электростатическое устройство (одноуровневый генератор Ван-Де-Граафа или двухуровневый сдвоенный генератор Ван-Де-Граафа). Требования к току пучка не являются чрезмерными для любого из этих типов. В противоположность этому, для опции d, возможно, предпочтительным является RFQ, так как GRA требует значительно более высоких токов пучка. Любая из этих опций может расширить рабочие характеристики системы (в смысле ее применения для более широкого спектра представляющих угрозу объектов), а также улучшить стоимостную эффективность путем совместного использования ускорителя двойного назначения.

Что качается мишеней, требования приложения ни в коей мере не являются чрезмерными. Слои ¹¹В высокого качества и чистоты (самоподдерживающие, если необходимо) производятся вакуумным напылением многие годы. Более того, проблемы нагревания пучком не существенны, так как бор имеет чрезвычайно высокую температуру плавления. Как упомянуто в описании первого варианта выполнения, одной из опций снижения нейтронного фона является ограничение толщины мишени, так что когда энергия пучка дейтронов падает ниже порога выхода 15.09 МэВ (при Е_d=1.6 МэВ), пучок выходит из мишени и не производит нейтроны при более низких энергиях бомбардировки. В практическом смысле это означает, что слои ¹¹В могут быть сделаны на ˜2 мг/см ² тоньше, чем полный дейтронный диапазон в боре (˜5.5 мг/см², для E_d=3 МэВ). Осуществление этого подавит ˜30% нейтронов, которые получались бы, если мишень была бы достаточно толстой для остановки дейтронов (мера №1 в разделе, касающемся экспериментальных опций для обеспечения чистых гамма-спектров внутри пучка, см. выше).

Предпочтение для реакции ¹¹B(d, n) (как упомянуто в описании первого варианта выполнения) вытекает из того, что она имеет наивысший полезный выход. Однако окончательное решение об оптимальной реакции может зависеть не только от ее выхода, но также от таких проблем, как, но не ограничиваясь этим, контрастная чувствительность, дозы нейтронов для просматриваемых объектов и окружающей среды, сложность и стоимость ускорителя, стоимость детектора и т.д. Вопросы, касающиеся ускорителя, могут, в конечном счете, сделать реакции р-захвата и ³He-индуцированные реакции предпочтительными по сравнению с (d, n), хотя потребуются более высокие токи пучка для компенсации более низких выходов реакций.

В случаях, когда настоящая система двухэнергетической радиографии функционирует совместно с другими системами проверки, как описано выше, очевидно, что могут также учитываться другие соображения в отношении спецификации, конструкции и характеристик ускорителя.