ChSTU repository

3 
 
ЗМІСТ 
 
ВСТУП .................................................................................................................. 5 
РОЗДІЛ 1. Аналіз перетворювачів і систем для автоматизованого 
радіаційного контролю ................................................................................................. 8 
1.1. Перетворювачі та системи для реєстрації радіаційного випромінювання ..... 8 
1.2 Перетворювачі та системи радіаційного контролю й керування на основі 
оптичних волокон .......................................................................................................... 19 
1.3. Методи розв'язання задач радіаційного переносу випромінювання ...... 34 
Висновки до розділу 1 ........................................................................................ 41 
РОЗДІЛ 2. Оптико-волоконний перетворювач для вимірювання 
потужності бетта-випромінювання ......................................................................... 43 
2.1. Первинний оптико-волоконний перетворювач для реєстрації бета-
випромінювання ............................................................................................................ 43 
2.2. Чисельна модель перетворювача для реєстрації бета-випромінювання ..... 45 
2.3 Розробка програмного забезпечення для реалізації чисельної моделі .......... 51 
2.4 Експериментальні дослідження зразка оптико-волоконного перетворювача 
для реєстрації бета-випромінювання .............................................................................. 55 
Висновки до розділу 2 ........................................................................................ 63 
РОЗДІЛ 3. Оптико-волоконний перетворювач для вимірювання 
потужності гамма-випромінювання ........................................................................ 64 
3.1 Перетворювач для визначення потужності дози гамма-випромінювання 
як елемент системи автоматизованого радіаційного контролю ............................... 64 
3.2 Чисельна модель перетворювача .................................................................. 66 
3.3 Розробка програмного забезпечення .......................................................... 71 
3.4 Експериментальні дослідження зразка ........................................................... 77 
Висновки до розділу 4 ........................................................................................ 84 
РОЗДІЛ 4. Розроблення автоматизованої системи радіаційного 
контролю ....................................................................................................................... 86 
4.1 Розробка програмного забезпечення автоматизованої системи радіаційного 
4 
 
контролю ......................................................................................................................... 89 
4.2 Проведення експериментальних досліджень ............................................. 97 
ВИСНОВКИ ..................................................................................................... 103 
СПИСОК ВИКОРИСТАНОЇ ЛІТЕРАТУРИ 
ДОДАТОК А Акт впровадження 
ДОДАТОК Б Публікація 
ДОДАТОК В Презентація кваліфікованої роботи 
  
5 
 
ВСТУП 
 
Нині проблема радіаційної безпеки об'єктів атомної енергетики стоїть 
особливо гостро. При цьому контроль радіаційної обставини та управління 
виконавчими механізмами та системою оповіщення, як правило, здійснюється за 
допомогою спеціальних автоматизованих систем. Однак, вимоги до подібних 
систем істотно зросли. З'явилися нові об'єкти моніторингу, які раніше не 
розглядалися як такі, що становлять небезпеку. Якість і правдивість результатів 
радіаційного контролю таких об'єктів необхідні для своєчасного ухвалення рішень 
щодо усунення небезпечних для життя людини та навколишнього середовища 
наслідків. При цьому автоматизація процесів контролю та вимірювання параметрів, 
що характеризують стан джерел іонізаційних випромінювань, реакторної техніки, 
технологічних процесів одержання ізотопів, радіаційних джерел для ядерної 
медицини, розподілених радіаційних полів, сховищ та поховань радіоактивних 
матеріалів, сухих та мокрих сховищ відпрацьованого ядерного палива, конструкцій 
та будов (реакторні приміщення) тощо, потребує розроблення нових типів 
перетворювачів для застосування в нових високоефективних дистанційних 
точкових та радіолокаційних приладах, а також для контролю за станом   
радіаційного середовища. 
Одним із перспективних напрямів у розв'язанні цієї задачі є розроблення 
оптико-волоконних перетворювачів і автоматизованих систем радіаційного 
контролю на їхній основі. Використання подібного роду перетворювачів і систем 
дає змогу в більшості випадків розв'язати питання тривалого, часового, 
просторового, розподіленого, а також поопераційного моніторингів фізичних 
параметрів, що визначають безпеку процесів в атомній галузі, та здійснювати 
ефективне керування сигналізацією і виконавчими механізмами. 
Попри наявність декількох науково-технічних підходів, що формуються, у 
напрямі розроблення волоконних перетворювачів, чутливих до радіаційного 
випромінювання, і систем радіаційного контролю та керування, у рамках якого свій 
внесок зробили закордонні дослідники: Krebber K., Fernandez F.A., Maier R.J., 
6 
 
MacPherson W.N., Barton J.S., Mckenzie I., Berghmans F, Beddar A.S., Carrasco P., 
Jornet N., Jordi O., Wootton L, Beierholm A.R., O'Keeffe S., Beaulieu L., Guillot M., 
Hashim S., Toh K., Bartesaghi G., Nakajima D., Naka R. та ін., а також вітчизняні 
вчені: Гусаров А.І., Васильєв С.А., Стародубов Д.С., Томашук О.Л., Греков М.В. та 
ін., недостатньо розробленою залишається низка завдань, пов'язаних із розробкою 
первинних волоконних перетворювачів для вимірювання потужності дози 
радіаційного випромінювання, активності та просторового положення радіаційних 
джерел та побудовою багатоканальних систем радіаційного контролю й управління 
на їхній основі. У розробку методів розв'язання модельних задач радіаційного 
перенесення зробили внесок такі дослідники: Lockwood F. C., Shah N. G., 
Chandrasekhar S. При цьому можливість застосування методів Монте-Карло 
вивчали Ulam S.M., Metropolis N. Однак розробка нових волоконних 
перетворювачів у кожному окремому випадку з урахуванням різних граничних 
умов вимагає застосування нових чисельних моделей із використанням методів 
Монте-Карло для розрахунку їхніх вихідних параметрів. Функції керування 
сигналізацією та виконавчими механізмами в рамках автоматизованих систем 
радіаційного контролю порушено в роботах Scibile L., Perrin D., Millan G., Widorski 
M., Buruiana V., Oprea M., однак, на поточний момент прикладів автоматизованих 
волоконних систем радіаційного контролю з такими можливостями в літературі не 
представлено. 
Мета роботи- розробка і дослідження нових оптико-волоконних 
перетворювачів радіаційного випромінювання з поліпшеними експлуатаційними 
характеристиками, зокрема з розширеними функціональними можливостями, що 
дають змогу визначати потужність дози гамма-радіаційного випромінювання, 
активність і положення бета-радіаційних джерел для застосування в 
багатоканальних автоматизованих системах радіаційного контролю. 
Поставлена мета досягається розв'язанням таких завдань: 
1. Розробка, моделювання та експериментальні дослідження нового 
первинного оптико-волоконного перетворювача для вимірювання активності 
радіаційних джерел бета-випромінювання; 
7 
 
2. Розробка, моделювання та експериментальні дослідження нового 
первинного оптико-волоконного перетворювача для вимірювання потужності дози 
радіаційного гамма-випромінювання; 
3. Розроблення системи радіаційного контролю з використанням нових 
первинних оптико-волоконних перетворювачів як елементів системи з можливістю 
розширення функціоналу шляхом підключення додаткових волоконних 
перетворювачів; 
Предмет дослідження: Оптико-волоконні перетворювачі радіаційного 
випромінювання з поліпшеними експлуатаційними характеристиками. 
Об'єкт дослідження: автоматизована система радіаційного контролю. 
Методи досліджень. 
Під час виконання роботи використовували методи синтезу й аналізу, 
математичного та чисельного моделювання, теорії статистики, теорії ймовірності. 
Під час розроблення програмного забезпечення використовували мову 
програмування C, C++, компілятори GCC (Linux), бібліотеки для чисельного 
моделювання Geant4. 
  
8 
 
РОЗДІЛ 1 
АНАЛІЗ ПЕРЕТВОРЮВАЧІВ І СИСТЕМ ДЛЯ АВТОМАТИЗОВАНОГО 
РАДІАЦІЙНОГО КОНТРОЛЮ  
 
 
1.1. Перетворювачі та системи для реєстрації радіаційного 
випромінювання 
 
Принцип действия любого преобразователя (датчика), предназначенного для 
Принцип дії будь-якого перетворювача (датчика), призначеного для детектування 
радіаційних випромінювань, ґрунтується на певному фізичному, хімічному або 
ефекті іншого виду, що визначає зміну характеристик вбудованого в перетворювач 
сенсорного елемента. Кількісна величина цієї зміни підлягає вимірюванню і слугує 
мірою впливу радіаційного випромінювання на сенсорний елемент. Різні типи 
датчиків мають свої переваги та недоліки, вибір датчика визначається умовами 
практично розв'язуваного завдання. Наприклад, для медичних застосувань 
важливою вимогою до дозиметричного датчика є його тканинна еквівалентність. 
Для моніторингу протяжних радіаційних об'єктів — можливість проведення 
віддалених вимірювань і мультиплексування тощо. Традиційно найширше 
застосування знаходять вимірювальні прилади на основі іонізаційних камер, 
сцинтиляційних датчиків та фотоемульсій. Виділяють інтегрувальні, 
сцинтиляційні та напівпровідникові дозиметри. До інтегрувальних відносять 
термолюмінесцентні та радіофотолюмінесцентні дозиметри, дозиметри, що 
ґрунтуються на ефектах термостимульованої електронної емісії та деградації 
люмінесценції, забарвленні стекол і пластиків, а також трекові дозиметри. 
Термолюмінесценція — люмінесценція, що виникає під час нагрівання речовини, 
попередньо збудженої світлом або жорстким випромінюванням. В основі 
термолюмінесцентного методу лежить вимірювання інтенсивності світловиходу в 
процесі нагрівання термолюмінесцентної речовини. При цьому вимірювання 
проводять у динаміці залежно або від часу нагрівання, або від температури.  
9 
 
Вимірювання термолюмінесценції одного разу опроміненого дозиметра 
може бути здійснене тільки одноразово, оскільки після вимірювання 
термолюмінесценція гаситься. Зазначений факт пояснюється тим, що після 
нагрівання кристал повертається в первісний стан, і частина енергії, що 
звільняється, випромінюється у вигляді світіння термолюмінесценції. Найбільшого 
поширення набули термолюмінесцентні дозиметри на основі LiF і CaF2, оскільки 
вони належать до найчутливіших дозиметрів, дозиметрична характеристика їхня 
лінійна в діапазоні 1 мрад -10000 рад відповідно. Спад показань у часі майже 
відсутній. Недостатньо розроблено термолюмінесцентні методи реєстрації 
низькоенергетичного рентгенівського і ��-випромінювання (Е < 40 кеВ), важких 
заряджених частинок (протонів, ��-частинок), електронів з енергією 1 МеВ, а також 
швидких нейтронів (ефективність реєстрації люмінофором у водневмісній 
оболонці на два-три порядки нижча, ніж для ��-випромінювання). Це створює значні 
труднощі для термолюмінесцентної дозиметрії нейтронів за наявності ��-фону. 
Термолюмінесцентні кристали або скло широко використовуються як пальчикові 
дозиметри для визначення високих локальних доз випромінювання. В особливо 
відповідальних місцях термолюмінесцентні дозиметри застосовують як допоміжні 
через їхню особливість тільки одноразового вимірювання дозиметричної 
інформації з подальшим поверненням кристала в первісний стан. 
Радіофотолюмінесцентні детектори випромінювання складаються здебільшого з 
активованого сріблом фосфатного скла з добавкою Ва, К, Li, Mg і В у різних 
пропорціях.  
Оптимальний вміст активуючого срібла — близько 4%. Після опромінення 
таких стекол спостерігається радіофотолюмінесценція (РФЛ), що викликається 
іонізуючим випромінюванням, і збуджена світлом люмінесценція. Скляні РФЛ-
дозиметри охоплюють широкий діапазон доз від 50 мрад до 105 рад, що дає змогу 
використовувати їх як під час повсякденного контролю, так і під час аварійної 
дозиметрії. "Хід із жорсткістю" стекол, так само як і в деяких фотоплівкових 
дозиметрів, виправляють екрануванням фільтрами, що знижують інтенсивність 
низькоенергетичного ��-випромінювання.  
10 
 
Радіофотолюмінесцентні детектори широко використовуються і добре 
виправдали себе в дозиметричній практиці завдяки надійності показань і 
можливості будь-якого числа повторних вимірювань, що не знімають попередніх 
показань. Тверді тіла під впливом попереднього збудження здатні до 
випромінювання з поверхні електронів з енергією в кілька електронвольт. Це явище 
називають збудженою електронною емісією.  
Викликати його може, наприклад, механічний вплив, світло або іонізуюче 
випромінювання. Дозиметри на основі термостимульованої електронної емісії не 
поступаються в чутливості іншим твердотільним дозиметрам. Однак реєстрація 
стимульованих електронів за апаратним оформленням складніша і громіздкіша, 
ніж за інших методів, тому цей спосіб не знаходить широкого застосування. 
Зниження люмінесцентної здатності органічних сполук (деградація люмінесценції) 
під впливом іонізуючого випромінювання лежить в основі одного з методів 
люмінесцентної дозиметрії. Опромінення здатних до люмінесценції речовин 
знижує люмінесценцію. Це зниження може слугувати мірою поглиненої дози. 
Деградація люмінесценції органічних речовин, на відміну від інших 
розглянутих вище способів, використовується як простий метод вимірювання 
високих і надвисоких доз випромінювання в інтенсивних радіаційних полях, що 
виникають під час роботи прискорювачів, ядерних реакторів і установок для 
опромінення. Щоправда, деградація не слідує лінійному закону, але зате дозиметри 
на її основі дешеві, прості у виготовленні та експлуатації. Слід зазначити й інші 
переваги цього типу дозиметрів: показання дозиметра знімають швидко і простим 
способом; показання можна знімати повторно; відсутнє насичення деградації 
люмінесценції. 
Дозиметри, що ґрунтуються на фарбуванні скла і пластиків, застосовуються 
переважно для детектування великих доз радіації. Обмеженням є використання 
стекол із застосуванням спеціальних добавок, що стабілізують забарвлення. Зміну 
забарвлення визначають спектрофотометрично шляхом порівняння опроміненого і 
неопроміненого скляного дозиметра. У багатьох випадках зміна забарвлення 
пропорційна дозі випромінювання. 
11 
 
До переваг цього методу можна додати: простота процесу вимірювання і 
можливість повторних вимірювань; можливість попередньої оцінки значення дози; 
незалежність показань від потужності дози в широкому діапазоні; стійкість скла до 
впливів зовнішнього середовища; невеликі розміри дозиметра. Також останнім 
часом поширення набувають радіохромні плівки та гелі, що змінюють свою 
прозорість під дією іонізуючого випромінювання, наприклад, радіохромна плівка 
медичного призначення Gafchromic EBT3, на базі яких з'являються оригінальні 
конструкції дозиметрів. 
Широко відомим типом дозиметра нейтронів є твердотілий трековий 
детектор нейтронів. У таких дозиметрах дедалі частіше використовується пластик 
(наприклад, такий як поліалліл дигліколь карбонат (PADC)) нанесений на 
поліпропіленову основу. Хоча, треки нейтронів виявляються в багатьох 
неорганічних кристалах, склі та пластиках. 
Для визначення дози опромінення треки протруюють у вигляді видимих 
поглиблень спеціальними хімічними реагентами, а потім шляхом підрахунку цих 
поглиблень у мікроскоп визначають дозу.  
Трекові детектори нейтронів дають змогу проводити вимірювання 
поглинутої дози нейтронного випромінювання в широкому інтервалі значень, при 
цьому вони не виявляють чутливості до інших видів іонізуючих випромінювань.  
В основі сцинтиляційних детекторів — відомий фізичний ефект генерації 
оптичних фотонів сцинтиляційною речовиною під впливом радіаційного 
випромінювання. Спалахи світла, що випускаються сцинтилятором, реєструються 
за допомогою фотоелектронного помножувача, що дає змогу визначити дозу, 
поглинену його речовиною. 
Розрізняють такі види сцинтиляторів: органічні кристали, неорганічні 
кристали та органічні полімери. При цьому неорганічні та органічні сцинтилятори 
мають принципово різний механізм люмінесценції. У той час як люмінесценція 
неорганічних сцинтиляторів пов'язана з певною кристалічною решіткою, 
люмінесценція органічних речовин пояснюється внутрішньомолекулярними 
процесами. Тому органічні сцинтилятори можуть використовуватися не тільки в 
12 
 
кристалічному стані, а й у вигляді рідких і твердих розчинів. 
Механізм світіння більшості неорганічних кристалічних сцинтиляторів 
можна пояснити, використовуючи зонну енергетичну модель. Припускають, що 
вільні електрони, дірки й екситони, які утворюються в кристалі під час 
опромінення, віддають свою енергію активаторним центрам і тим самим приводять 
їх у збуджений стан. Перехід із цього стану в нормальний супроводжується 
генерацією оптичних фотонів. 
До сцинтиляторів для дозиметрії висуваються такі основні вимоги: 
- оптична прозорість сцинтилятора в діапазоні довжин хвиль, що 
відповідають власному спектру люмінесценції; 
- висока сцинтиляційна ефективність і пропорційний відгук сцинтилятора в 
широкому діапазоні потужностей доз; 
- узгодженість спектра люмінесценції та спектра чутливості 
фотоелектронного помножувача; 
- незалежність виходу люмінесценції від температури в межах ±500С; 
- достатня радіаційна стійкість сцинтилятора. 
Основною проблемою під час використання сцинтиляційних дозиметрів для 
вимірювання потужності дози або експозиційної дози рентгенівського або ��-
випромінювань є перебіг із жорсткістю сцинтилятора, тобто залежність показань 
дозиметра від енергетичного спектра падаючого випромінювання. Хід із 
жорсткістю визначається хімічним складом речовини сцинтиляційного детектора. 
Для усунення зазначеного недоліку використовують комбіновані 
сцинтилятори. Для отримання комбінованих сцинтиляторів з малим ходом із 
жорсткістю є такі способи: 
- комбінація органічного сцинтилятора з неорганічним; 
- механічне змішування двох дрібнокристалічних органічних речовин, що 
люмінесціюють; 
- люмінесцентних речовин з різними ефективними атомними номерами; 
- розчинення органічної речовини, що люмінесціює, в основному розчиннику 
з додаванням відповідного другого розчинника; 
13 
 
- включення речовин із високим ефективним атомним номером у полімерний 
сцинтилятор. 
Їхньою перевагою щодо інших твердотілих дозиметрів є те, що вони дають 
змогу проводити моментальні вимірювання в радіаційному полі, яке швидко 
змінюється, наприклад, під час бетатронного опромінення. Велику перевагу має 
також малий об'єм детектора, що особливо корисно при використанні в медицині і 
в полях нерівномірного опромінення.  
Застосування напівпровідників ґрунтується на отриманні p-n-переходів в 
об'ємі напівпровідника або в поверхнево-бар'єрному шарі. Електронно-дірочні 
пари, що утворилися під час опромінення напівпровідника із запірним шаром, 
розділяються сильним електричним полем у шарі об'ємного заряду та p-n-переходу, 
який виникає під час накладення зовнішньої запірної напруги. 
Можливе й інше застосування напівпровідникового детектора із запірним 
шаром і без подачі попередньої напруги зміщення, коли використовується p-n-
фотоефект. У цьому випадку мірою потужності дози або експозиційної дози є 
напруга, що виникає, або струм короткого замикання в напівпровіднику. Для 
вимірювання дози іонізаційного випромінювання так само можна використати 
викликані незворотні зміни в атомній структурі напівпровідникового детектора, що 
змінює електричні властивості останнього, під дією опромінення. 
Для виготовлення детекторів із запірним шаром найчастіше використовують 
кремній. Кристали кремнію з p-n-переходом задовольняють головним вимогам: 
струм, що виникає в напівпровіднику через теплову провідність, малий порівняно 
з іонізаційним струмом, а час життя носіїв зарядів великий порівняно з часом 
збирання. 
Зміна електропровідності деяких твердих тіл під впливом іонізаційного 
випромінювання відкрила нові можливості для дозиметрії. Такого типу кристалічні 
дозиметри не можна віднести до класу твердотільних іонізаційних камер, тому що 
внутрішні процеси, що відбуваються в них, можуть викликати зростання сили 
струму на 3-4 порядки. Як робоче тіло дозиметра поки досліджено тільки CdS. 
Кристали CdS набувають електропровідності не тільки під час опромінення 
14 
 
світлом, а й під час опромінення рентгенівськими променями та зарядженими 
частинками. 
Явище зміни електричного опору під впливом світла або іонізаційного 
випромінювання називають фотопровідністю (інша назва — фотоопір). За 
чутливістю кристали CdS близькі до фотопомножувачів. Застосовують переважно 
монокристали та спеклі агломерати. 
До переваг дозиметрів на основі CdS відносять: дуже малі розміри та 
простота пристрою; висока чутливість. Недоліками є великий хід із жорсткістю та 
значна інертність показань приладу при зміні інтенсивності збудження. 
Із застосуванням розглянутих вище дозиметричних датчиків можливе 
розроблення автоматизованих систем радіаційного контролю. При цьому, для 
забезпечення безпеки на підприємствах атомної галузі, крім звичайного 
моніторингу радіаційної обставини, необхідно забезпечити ефективне управління 
виконавчими механізмами і сигнальними пристроями на підставі отриманої 
інформації з дозиметричних датчиків. Як виконавчі механізми можуть виступати 
різні механізми завантаження, вивантаження, транспортування радіаційних 
джерел, запірні механізми, механізми, що забезпечують захист персоналу при 
виникненні аварійної ситуації на підприємстві. Сигнальні пристрої виконують 
функцію оповіщення персоналу про перевищення допустимих рівнів радіаційного 
випромінювання у встановлених контрольних точках і необхідності здійснення 
певних регламентних заходів.  
15 
 
 
Рисунок 1.1 - Архітектура автоматизованої системи радіаційного 
контролю (АСРК). 
 
На рисунку 1.1 представлено приблизну архітектуру такої автоматизованої 
системи радіаційного контролю. Показана система має розподілену структуру і 
складається з елементів, розподілених за трьома рівнями: найнижчий — детектори 
та пристрої сигналізації; на середньому рівні здійснюють збирання, опрацювання 
інформації та управління; на найвищому рівні виконують винятково опрацювання 
та візуалізацію моніторингової інформації. 
Середній рівень становлять програмовані дозиметричні контролери, які 
виконують функції: 
- збору даних з дозиметричних датчиків; 
- порівняння отриманих значень у контрольних точках із заданими 
пороговими значеннями; 
-управління пристроями оповіщення та сигналізації, виконавчими  
механізмами; 
- передавання отриманих даних на вищий рівень; 
16 
 
-апаратної діагностики всіх елементів комплексу. 
На верхньому рівні розташовуються спеціальні робочі станції, за допомогою 
яких користувачам надають програмний інтерфейс до вимірювальної інформації, 
журналу подій, можливе ручне керування елементами системи в інтерактивному 
режимі. 
Загалом така АСРК, встановлена на підприємстві атомної галузі ДХК "Маяк" 
реалізує такі функції: 
- розподілений радіаційний контроль на підприємстві; 
- детектування різних видів радіаційних випромінювань; 
- управління системами оповіщення, запірними механізмами; 
- автоматичне тестування працездатності всіх елементів комплексу; 
- відображення вимірювальної інформації користувачеві. 
До недоліків рішення можна віднести необхідність надмірного розвитку 
другого рівня системи, що складається з безлічі контролерів, які знижують 
відмовостійкість системи, але цей недолік зумовлено насамперед вибором типу 
дозиметричних датчиків. 
На рисунку 1.2 наведено архітектуру системи радіаційного контролю з 
розвиненим механізмом оповіщення на основі мікроконтролера з використанням 
бездротових технологій. У центрі системи мобільна мікроконтролерна станція з 
підключеним лічильником Гейгера-Мюллера, що знаходиться в обстежуваній 
ділянці за радіаційним впливом. 
З мобільної станції вимірювальну інформацію передають на сервер бази 
даних через далекодіючі коротковолнові радіоаматорські канали з використанням 
протоколу передачі даних AX.25 - низькошвидкісної реалізації протоколу TCP/IP 
для організації комунікацій на таких відстанях, а також через мережу Internet за 
наявності доступної точки підключення бездротового зв'язку WiFi. Також, у разі 
перевищення допустимих порогів за рівнями радіаційного випромінювання 
мобільна станція генерує тестові та аудіо сповіщення, які передаються на сервер 
аналогічним чином, а також за допомогою мобільного зв'язку. Таку систему 
успішно використовували для виявлення радіаційних викидів в атмосферу 
17 
 
внаслідок аварії на атомній станції у Фукусімі (Японія). Очевидним слабким 
місцем пропонованої системи є організація каналу зв'язку.  
Рисунок 1.2 - Схематичне представлення архітектури системи 
радіаційного моніторингу та оповіщення на основі мікроконтролерної 
системи 
 
Автоматизовану систему радіаційного контролю більшого масштабу 
реалізовано в ЦЕРН (Європейська організація з ядерних досліджень) на проєкті 
Великий адронний колайдер (рисунок 1.3). 
 
Рисунок 1.3 - Архітектура автоматизованої системи радіаційного 
контролю RAMSES, Великий адронний колайдер (CERN). 
18 
 
Система спроєктована для контролю значень амбівалентних еквівалентних 
потужностей доз та амбівалентних еквівалентних доз під землею та на поверхні 
землі всередині та ззовні периметра території ЦЕРН і має трирівневу структуру.  
На нижньому рівні розташовані 112 моніторингових станцій 9 різних типів, що 
збирають інформацію з 358 датчиків 18 різних типів. Моніторингові станції 
обладнані пристроями сигналізації, під'єднані до системи доступу та управляються 
з робочих станцій другого рівня, на якому також акумулюються отримані дані, 
конфігурації станцій і датчиків, історія сигналів про перевищення порогових 
значень. На третьому рівні реалізується програмний інтерфейс для інтеграції 
системи радіаційного контролю з іншими системами ЦЕРН, зокрема, з 
центральною кімнатою управління. Локальним і зовнішнім клієнтам мережі ЦЕРН 
надається доступ до моніторингової інформації та інтерфейсу управління 
аварійною і технічною сигналізацією, системою доступу і запірними пристроями. 
Під час випробувального запуску системи було виявлено і вирішено такі 
проблеми, пов'язані із застосуванням іонізаційних камер як дозиметричних 
датчиків: 
- для реєстрації змінних радіаційних полів було розроблено електронні 
пристрої лічби електричних імпульсів для іонізаційних камер, чутливих до струмів 
у діапазоні від 10-14A до 10-5А; 
- для запобігання деградації напівпровідникових пристроїв лічби 
електричних імпульсів, що застосовуються спільно з іонізаційними камерами, 
зазначені пристрої повинні розміщуватися поза зоною радіаційного впливу, у 
зв'язку з цим застосовували спеціальні сполучні кабелі, що дають змогу 
реєструвати струми порядку 0,1 пА на відстані до 800 м до іонізаційної камери; 
- застосовувалися спеціальні рішення для поліпшення електромагнітної та 
міхозахищеності дозиметричних датчиків (іонізаційних камер) з метою зменшення 
впливу зовнішніх шумів. 
У зв'язку з цим, вкрай перспективним у таких системах вбачається 
використання волоконних дозиметричних перетворювачів, що дасть змогу 
уникнути перелічених вище проблем, зумовлених більшою мірою передачею 
19 
 
вимірювальної інформації у вигляді електричних сигналів. Крім того, 
використання оптичних ліній передачі дає змогу розташовувати вимірювальні 
блоки (моніторингові станції) на відстані, що значно перевищує 800 м. 
 
 
1.2 Перетворювачі та системи радіаційного контролю й керування на 
основі оптичних волокон 
 
В умовах зростаючої потреби в забезпеченні надійного функціонування 
вимірювального обладнання в різних сферах, особливо у сфері ядерної енергетики, 
актуальним завданням є пошук альтернативних технологій побудови сенсорних 
систем і систем передачі даних. 
- у сфері ядерної енергетики, актуальним завданням є пошук альтернативних 
технологій побудови сенсорних систем і систем передавання даних. 
Перспективним напрямком у цьому зв'язку є використання волоконно-оптичних 
перетворювачів і систем. 
Використання оптичних волокон як волоконно-оптичних перетворювачів 
має багато переваг порівняно зі звичайними сенсорами, такими, наприклад, як 
електрохімічний і напівпровідниковий сенсори. Оптичні волокна виконані з 
діелектричного матеріалу і, як такі, хімічно інертні. Це робить їх вельми зручними 
в хімічному зондуванні або в хімічно агресивних середовищах. Вони також стійкі 
до електромагнітних завад, а їхня висока електрична ізоляція робить їх придатними 
для використання в блискавкозахисті, а також у застосуванні до високих напруг і 
медицині.  Оптичні волокна також здатні витримувати високі температури — до  
40-60 0C. Ці характеристики дають змогу використовувати волоконно-
оптичні сенсори в середовищах, у яких не допускається застосування 
електричних датчиків. Завдяки використанню оптичних волокон віз можна 
перебувати на великій відстані від точки вимірювання, що дає змогу вести 
дистанційне зондування в несприятливих умовах довкілля, наприклад, у районах із 
високим рівнем радіації, у безпосередній близькості від атомного реактора. 
20 
 
Волоконно-оптичні сенсори, як було так само показано, мають високу чутливість, 
великий динамічний діапазон, а також високу роздільну здатність. 
Волоконно-оптичні сенсори умовно поділяють на: внутрішні датчики, де 
взаємодія відбувається в межах самого оптичного волокна, і зовнішні датчики, де 
оптичні волокна використовують, щоб спрямовувати світло на та від області, де 
світло взаємодіє з вимірюваним параметром. 
Рисунок 1.4 узагальнює класифікацію оптоволоконних сенсорів радіаційного 
випромінювання. Датчики на загасаючих хвилях працюють, змушуючи введене у 
хвилевід світло взаємодіяти з вимірюваною величиною за допомогою загасаючого 
поля, мають риси внутрішніх і зовнішніх пристроїв. 
Можливо також додатково класифікувати волоконно-оптичні сенсори 
відповідно до використовуваного типу модуляції: 
 
 
 
Рисунок 1.4 - Класифікація оптоволоконних волоконних 
перетворювачів для детектування радіаційного випромінювання відповідно 
до принципу дії 
21 
 
 
- сенсори амплітуди або інтенсивності детектують кількість світла, яка є 
функцією впливу навколишнього середовища. Їхня здатність використовувати як 
некогерентні, так і когерентні джерела світла поряд із простими оптичними 
компонентами дає загалом дешеву систему. 
- фазові або інтерферометричні сенсори детектують модуляцію у фазі, 
викликану вимірюваною величиною. Цей тип джерела вимагає джерел 
когерентного світла, що робить систему на їх основі відносно дорогою. Проте, вони 
можуть забезпечити дуже високий рівень чутливості. 
- поляриметричні сенсори детектують модуляцію в поляризації світла, що 
вноситься вимірюваною змінною. 
- спектроскопічні сенсори детектують модуляцію в спектрі оптичного 
випромінювання, спричинену змінною, що впливає. 
Під час вибору волоконно-оптичного сенсора для вимірювання 
характеристик радіаційних джерел (активність, потужність дози, положення 
джерела) слід врахувати кілька параметрів: 
- чутливість. Чутливість волоконного перетворювача повинна відповідати 
вимогам конкретного додатка; 
- лінійність. Залежність вихідного сигналу сенсора як функції вимірюваного 
параметра. Деяким додаткам необхідна хороша лінійність (без насичення сигналу) 
протягом декількох порядків; 
- залишковий сигнал. Необхідно, щоб вихідний сигнал після його зчитування 
(для випадку багаторазових сенсорів, наприклад, на основі термолюмінесценції або 
оптично збуджуваної люмінесценції) був якомога меншим; неприпустимим є 
кумулятивний сигнал, який зростає від опромінення до опромінення, або 
принаймні цей сигнал, який неможливо зчитувати, повинен бути відтворюваним; 
- зниження чутливості перетворювача внаслідок впливу іонізуючого 
випромінювання. Зниження чутливості має бути мінімальним і прогнозованим; 
- післясвітіння або фосфоресценція. У разі сенсорів на основі радіаційно-
збуджуваної люмінесценції на його часову роздільну здатність може впливати 
22 
 
"хвіст" сигналу люмінесценції; 
- часова залежність або час відгуку. Час відгуку має відповідати вимогам 
додатка; 
- стабільність і надійність. Радіаційна стійкість і стійкість до інших впливів, 
які проявляються, наприклад, в електромагнітно-несприятливих середовищах; 
- простота інтеграції. Швидкість розгортання і низька вартість системи є 
важливими параметрами. 
У радіаційному полі, у кварцових оптичних волокнах можуть спостерігатися 
такі явища: поглинання енергії радіаційних частинок у волокні, сцинтиляційний 
ефект, зміна характеру розсіювання оптичного сигналу, термолюмінесценція, зміна 
показника заломлення хвилеводу. Радіаційно-збуджуване поглинання та 
радіаційно-збуджувана люмінесценція — ефекти, що сприяють деградації 
відношення сигнал-шум сигналу (загасання сигналу), переданого оптичним 
напрямним волокном. Однак, досліджено можливості використання цих ефектів 
для вимірювання параметрів радіаційного випромінювання. 
На радіаційно-збуджуване поглинання впливають: 
- умови виробництва, параметри, пов'язані з технологією, використовуваною 
у виробництві оптичного волокна: умови осадження, характеристики процесу 
витягування — швидкість витягування, натяг волокна під час витягування, 
температура осадження пресформи, відношення кисень-реагент (02/R), яке 
використовується під час осадження серцевини й оболонки; 
- наявність будь-яких прекурсорів до опромінення; 
- легуючі домішки, присутні в оптичній серцевині волокна або оболонці 
(чистий кварц, або легований Ce, Er, Ge, F, N, P, Yb, високою/низькою 
концентрацією ОН, високою/низькою концентрацією Cl, Н2-заповнення),,, у 
деяких ситуаціях такі інгредієнти роблять внесокурадіаційне зміцнення; 
- залишкові речовини, що залишилися після виробничого процесу, такі, 
наприклад, як хлор, що мають відповідний центр забарвлення в УФ-області 
спектра, яка може простягатися у видимий діапазон; 
- вид випромінювання, якому піддається оптичне волокно; 
23 
 
- умови опромінення: повна доза, потужність дози, стаціонарне, імпульсне, 
циклічне; 
- ефект відпалу і температурна напруга, прикладені до оптичного волокна під 
час або після опромінення; 
- оптичний спектральний діапазон, що розглядається під час оцінювання 
РВП; 
- покриття оптичного волокна; 
- процес фотознебарвлення і рівень оптичної потужності, що вводиться в 
оптичне волокно для вимірювань, а також відповідна довжина хвилі. 
Складність змін, спричинених високоенергетичним випромінюванням в 
оптичному пропущенні кварцових оптичних волокон, визначається конструкцією 
оптичного волокна, тобто домішками серцевини/оболонки, що легують, і 
відношенням діаметрів, а також безліччю центрів забарвлення, що активуються під 
дією опромінення, таких як: 
- Ge-центри: GeE, Ge(1), Ge(2), GeC, GeX, Ge-NBOH (вакансія кисню без 
зв'язків); 
- P-центри: P1, P2, P4, Phosphorus-Oxygen-Hole - POHC; 
- парамагнітні центри, пов'язані з кварцом (вакансія кисню без зв'язків - 
NBOHC, перекис-радикал, SiE, вакансія із самозахопленням) або діамагнітні 
центри (центр із нестачею кисню; перекисний зв'язок). 
Для того щоб розрізнити внесок різних центрів забарвлення в поглинання 
кварцових оптичних волокон, індуковане опроміненням, були проведені додаткові 
дослідження, крім вимірювань оптичного пропускання: електронного 
парамагнітного резонансу, люмінесценції, термолюмінесценції, конфокальної 
мікроскопії, аналізу комбінаційного розсіювання, часо-дозвільна 
фотолюмінесценція. 
На підставі результатів, отриманих із різних джерел, можливе розкладання 
спектрів оптичного поглинання за допомогою гауссових смуг, пов'язаних із 
відомими центрами забарвлення. 
Ефект генерації випромінювання Вавілова-Черенкова заряджених частинок, 
24 
 
що виникає в оптичних волокнах, які перебувають під опроміненням, також можна 
використовувати для розроблення волоконних перетворювачів. 
Поширюючись у діелектрику, прозорому середовищі, заряджена частинка 
(тобто електрон), маючи швидкість більшу, ніж фазова швидкість оптичного 
випромінювання в цьому середовищі, взаємодіє з молекулами-посередниками, 
поляризуючи їх. Оскільки молекули дуже швидко повертаються до свого 
основного стану, випромінюється оптичне випромінювання. Оптичне 
випромінювання має безперервний розподіл в УФ і видимому спектральному 
діапазоні. Оскільки спектр випромінювання, що випускається, змінюється як 1/��3, 
спектр випромінювання Вавилова-Черенкова знаходиться переважно в УФ і 
синьому діапазоні. Дослідження з генерації випромінювання Вавилова-Черенкова 
були проведені як для кварцових, так і для пластикових оптичних волокон, таких 
як поліметилметакрилат - ПММА. Ефективність прив'язки та детектування 
випромінювання Вавілова-Черенкова за допомогою оптичного волокна є функцією 
типу оптичного волокна (його показника заломлення), енергії частинок, геометрії 
опромінення: кута падіння пучка частинок на оптичну вісь волокна; апертури 
оптичного волокна, відстані між траєкторією частинки та віссю оптичного волокна. 
У випадку волокна ПММА с = 1, 49 та енергії електронного пучка 6 МеВ 
максимальним значенням для Θ є 47,70, у той час як для кварцового оптичного 
волокна та енергії електронного пучка 175 кеВ кут випромінювання Вавілова-
Черенкова оцінювався в 460. 
Гамма-випромінювання може призвести до генерації випромінювання 
Вавілова-Черенкова, тільки якщо мішень перетворювача Комптона розміщується 
між гамма-джерелом і оптичним волокном. Фотони, що падають на конвертер, 
генерують електрони за допомогою ефекту Комптона, електрони надалі 
використовуються для генерації випромінювання Вавилова-Черенкова. 
Ефективність перетворення з гамма-випромінювання в оптичне випромінювання 
залежить від: матеріалу мішені (показано, що кращим є берилій), його товщини, 
геометричної схеми розташування оптичного волокна та мішені, типу оптичного 
волокна, енергетичного спектра падаючого гамма-випромінювання (дослідження  
25 
 
проводилися з джерелом 60Со - лініями 1,17 і 1,33 МеВ, і джерелом 24Na з 
його 1,38 і 2,76 МеВ лініями). 
У літературі досліджено поведінку волоконних бреггівських решіток (ВБР), 
виготовлених у кварцових оптичних волокнах, яку можна спостерігати за 
опроміненням, з огляду на те, що деякі автори пропонують використовувати такі 
решітки в детекторах випромінювання.  
Використовували різні види волоконних бреггівських решіток, що має 
відношення до оптоволоконних матеріалів, і технології виготовлення: леговані Ge 
з і без заповнення H2 або D2 і колеговані B/Ge фоточутливі волокна. Волокна, 
оптичні волокна з низьким вмістом P і леговані N, решітки, виготовлені 
класичними УФ-методами або за допомогою фемтосекундного УФ лазерного 
випромінювання. З метою підвищення імунітету до радіаційних ефектів було 
виконано попереднє опромінення зразка гамма-променями або ультрафіолетовим 
випромінюванням перед опроміненням у ядерному реакторі. Решітки Брегга 
досліджували як у пропусканні, так і у відбитті, шуканими параметрами були: зсув 
довжини хвилі піку в спектрі решітки, коефіцієнти пропускання/відбиття 
пристрою, напівширина, чутливість пристрою до температури. Дослідження 
показали, що покриття волоконних бреггівських решіток може відігравати важливу 
роль у радіаційній чутливості датчика. Як правило, під час гамма-опромінення 
параметр напівширини піку не залежав від опромінення, в той час як зсув довжини 
хвилі був помітним, будучи залежним як від повної дози опромінення, так і від 
потужності дози - зсув довжини хвилі спрямований як у бік більших, так і менших 
довжин хвиль, супроводжуючись ефектом насичення та зниженням коефіцієнта 
віддзеркалення пристрою. Залежно від процесу виготовлення і складу оптичного 
волокна, сильно леговані Ge оптичні волокна виявилися менш чутливими до гамма-
опромінення, в той час як оптичні волокна з водневим заповненням показують 
більш високу чутливість. У деяких ситуаціях, за змішаного гамма-нейтронного 
опромінення, напівширина лінії волоконних бреггівських решіток також 
збільшувалася, що свідчить про часткове стирання сформованої решітки. 
Температурний коефіцієнт волоконних бреггівських решіток не залежить від 
26 
 
гамма-опромінення. Волоконні перетворювачі на основі брегговських решіток 
застосовні для вимірювання доз понад 2 кГр (леговані воднем. Ge-волокна). Однак, 
такі перетворювачі і системи вимагають спеціальних умов для установки та 
стабільного температурного режиму, не дозволяють проводити вимірювання в 
реальному часі, мають високий поріг чутливості, крім того, необхідне 
рефлектометричне обладнання для аналізу спектрометричних характеристик є 
дорогим, а сам аналіз вимагає доволі розвинених методів. 
Додаткові ефекти, вироблені у кварцових оптичних волокнах під час 
опромінення: 
- зміна густини кварцу, яку спостерігали як під час випробувань гамма-
опромінення розподілених оптоволоконних датчиків з використанням ефекту 
вимушеного розсіювання Мандельштама-Бріллюена (ВРМБ), де зафіксовано 
нелінійне зростання виміряної частоти та півширини лінії Мандельштама-
Бріллюена з ростом повної дози, так і під час опромінення м'яким рентгенівським 
або реакторним випромінюванням; 
- модифікація показника заломлення кварцу, підданого гамма-опроміненню. 
Широкого застосування ці ефекти щодо волоконних перетворювачів вони не 
знайшли. Оптичні матеріали, як такі або включені в оптичні волокна, 
демонструють радіолюмінесценцію: видиме випромінювання випускається доти, 
доки матеріали піддаються іонізуючій радіації. Цей сигнал, як правило, 
накладається на спектр випромінювання Вавілова-Черенкова, але його можна 
відрізнити за вузькими смугами спектра випромінювання. Спостережувані 
радіолюмінесцентні піки як функція досліджуваного матеріалу, домішок, що 
легують, і типу опромінення розташовані в діапазоні від УФ - 185 нм, 250 нм, 285 
нм до видимого - 420 нм, 450 нм, 696 нм. Суперпозиція двох спектрів ускладнює 
дискримінацію сигналу люмінесценції, тому було розроблено кілька методів для 
поліпшення відношення сигнал/шум для виявлення сигналу радіолюмінесценції на 
тлі випромінювання Вавилова-Черенкова: для виявлення збудженої 
радіолюмінесценції використовують стробівне виявлення люмінесценції, різні 
тимчасові інтервали або різний кутовий розподіл цих двох сигналів; метод 
27 
 
вирахування з використанням фіктивного оптичного волокна для роздільної 
реєстрації випромінювання Вавилова-Черенкова; метод вилучення з фіктивним 
оптичним волокном; метод вилучення з фіктивним оптичним волокном. 
Альтернативою генерації радіолюмінесценції в оптичних матеріалах є 
використання комерційно доступних сцинтиляційних оптичних волокон, 
наприклад, тих, які виготовляють Saint-Gobain Crystals and Detectors (Франція), 
Kuraray Co. (Японія) або спеціально розроблених - таких як оптичних і легованих 
Се волокон (). 
Волоконні перетворювачі сцинтиляційного типу, які здатні перетворювати 
енергію радіаційного випромінювання на світло, набули широкого поширення. 
Важливими властивостями цих сенсорів є можливість передачі збудженого 
світлового потоку по волокну та його зсув за довжиною хвилі. 
Внутрішній устрій однооболонкового сцинтиляційного волокна показано на 
рисунку 1.6, у центрі конструкції сцинтилювальна серцевина з полістиролу, 
оточена оптичною оболонкою. Для зовнішнього екранування застосовується 
додатковий шар поглинача. У матеріалі сцинтилюючої серцевини присутні центри 
люмінесценції на основі легуючих добавок, які й визначають оптичний спектр 
світіння під час впливу на волокно-радіаційного випромінювання. 
 
 
Рисунок 1.5 - Схема сцинтилюючого волокна. Позначено кути повного 
внутрішнього відбиття 
Залежно від особливостей конструкції вдається поліпшити ті чи інші 
28 
 
характеристики волокна, актуальні щодо розв'язуваного завдання. Наприклад, 
зменшення діаметра сцинтиляційної серцевини призводить до збільшення 
концентрації центрів люмінесценції, що підвищує світловихід, але призводить до 
наростання ефекту загасання у волокні.  
Найважливіша характеристика моделі сцинтиляційного волокна — 
сцинтиляційна ефективність, що дорівнює кількості оптичних фотонів, які 
припадають на 1 МеВ поглиненої волокном енергії радіаційного випромінювання. 
Чим вище значення цього параметра, тим ефективніша конструкція моделі 
сцинтиляційного волокна. При цьому необхідно врахувати, що далі волокном 
передається лише зовсім невелика частина із загального числа згенерованих у 
процесі люмінесценції оптичних фотонів. 
Багатооболонкові волокна мають більшу ефективність порівняно з 
одношаровими, оскільки включення в конструкцію додаткових оболонок дає змогу 
збільшити відсоток захоплення згенерованих оптичних фотонів завдяки їхньому 
повному внутрішньому відображенню на додаткових межах між оболонками. 
Багатошарова оболонка збільшує рівень вихідного сигналу до 60% додатково 
порівняно зі звичайними одношаровими волокнами. 
Визначальними факторами, що впливають на величину сцинтиляційної 
ефективності волокна є: значення показників заломлення сцинтиляційної 
серцевини та оболонки, діаметр волокна. У волокнах круглого перерізу 
ефективність захоплення оптичних фотонів варіюється у напрямку від центру 
волокна до оболонки в бік збільшення в діапазоні 3,5-7 %, у волокнах квадратного 
перерізу це значення незмінне — близько 4 %.  
На базі сцинтиляційних волокон розробляють позиційно-чутливі системи, 
одну зі схем побудови яких наведено на рисунку 1.6. В основі схеми детектор, що 
складається з однакових за довжиною сцинтиляційних волокон, зістикованих через 
лінію затримки транспортне волокно, що має близький за значенням показник 
заломлення. Ділянка детектора, на якій відбувається взаємодія з падаючою 
радіаційною частиною, визначається на основі вимірювання різниці часових 
проміжків, за які протилежно спрямовані оптичні фотони, що утворилися в процесі 
29 
 
радіолюмінесценції в сцинтиляційному волокні, проходять відстані до 
фотоприймальних пристроїв. Для цього застосовуються два незалежні ідентичні 
вимірювальні канали з використанням блоків передпідсилювачів і блоків 
дискримінації. Схема компаратора складається з часово-амплітудного конвертера, 
аналого-цифрового перетворювача та амплітудного аналізатора. 
 
Рисунок 1.6 - Позиційно-чутливий детектор на базі сцинтиляційних 
волокон 
 
До недоліків описаної схеми належить складність апаратної реалізації 
вимірювального методу, для вимірювання досить малих часових різниць потрібна 
нетривіальна схема з цілого набору електронних компонентів, частково 
продубльованих, і ретельне калібрування. Також у конструкції присутні множинні 
оптичні з'єднання, які збільшують потертість і вносять додаткову похибку в 
результати вимірювань. 
На рисунку 1.7 показано дозиметричний перетворювач із використанням як 
сенсорного елемента сцинтиляційного волокна, з'єднаного з фотодетектором за 
допомогою транспортного волокна. Рівень оптичного сигналу, отриманого в 
результаті радіолюмінесценції у волокні, пропорційний величині впливу 
радіаційного випромінювання на сенсорний елемент. Вихід фотодетектора з'єднано 
через попередній підсилювач із входом ланцюга оповіщення про перевищення 
30 
 
контрольних рівнів. Для створення кількох каналів вимірювання в описаному 
дозиметричному перетворювачі пропонується використовувати кілька незалежних 
фотодетекторів зі своїми системами оброблення сигналів, що ускладнює 
конструкцію і підвищує її вартість. 
 
 
Рисунок 1.7 - Дозиметричний перетворювач із використанням як 
сенсорного елемента сцинтиляційного волокна 
 
Нині активно розробляють варіанти конструкцій волоконних перетворювачів 
на основі комбінацій оптичних волокон і сцинтиляторів. У таких конструкціях 
оптичне волокно виконує роль транспортного каналу для передачі корисного 
оптичного сигналу, сформованого в речовині сцинтилятора під дією радіаційного 
випромінювання, до фотоприймача. 
Оскільки особливості методу було розглянуто в попередньому розділі, далі 
докладніше опишемо тільки фізичний механізм люмінесценції для органічних 
сцинтиляторів на прикладі молекули антрацену. Цей процес суттєво відрізняється 
від процесу люмінесценції кристалічних неорганічних чеських сцинтиляторів, які 
мають регулярну кристалічну решітку. При цьому більшість органічних 
сцинтиляторів на основі органічних молекул, що володіють деякими 
31 
 
властивостями симетрії, утворюють так звану ��-електронну структуру. ��-
електронні енергетичні рівні такої молекули зображені на рисунку 1.8. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Рисунок 1.8 - Енергетичний спектр молекул органічного сцинтилятора 
 
Під час поглинання енергії молекула може збуджуватися і переходити в будь-
який збуджений стан у цій електронній конфігурації. Серія синглетних станів 
позначені як ��0, ��1, ��1. Подібний набір триплетних електронних рівнів також 
показано на рисунку 1.9 і позначено як ��1, ��2, ��3. Для розглянутої молекули 
органічного сцинтилятора, енергетичний енергетичний інтервал між ��0 і ��1 
становить 3 або 4 еВ, тоді як інтервал між вищими станами зазвичай дещо менший. 
Кожна з цих електронних конфігурацій, своєю чергою, містить низку рівнів з 
більшими або меншими інтервалами, які відповідають різним коливальним станам 
молекули. Типовий інтервал між цими рівнями порядку 0,15 еВ. Другий індекс у 
позначенні цих рівнів додано для того, щоб розрізняти ці коливальні стани, і 
символ ��00 являє собою найнижчий коливальний рівень основного електронного 
стану. 
Оскільки відстань між коливальними станами велика порівняно із середньою 
тепловою енергією (0,025 еВ), майже всі молекули за кімнатної температури 
перебувають у стані ��00. На рисунку 1.9 поглинання енергії молекули зображується 
стрілками, що вказують вгору. У разі сцинтилятора, ці процеси представляють 
поглинання кінетичної енергії зарядженої частинки, що передає енергію молекулі. 
32 
 
Електрони з найвищих синглетних електронних станів, які збуджуються 
досить швидко (порядку пікосекунд) релаксують на електронний стан ��1 через 
механізм безвипромінювальної рекомбінації. Крім того, будь-який коливальний 
стан із надлишковою енергією (таких, як ��11 або ��12) не перебувають у стані 
теплової рівноваги зі своїми сусідами та також швидко втрачають надлишкову 
енергію. Таким чином, процес релаксації в простій органічній молекулі за 
порівняно короткий період часу переводить усі електрони в стан ��10. 
Основне сцинтиляційне світло (або швидка флуоресценція) випромінюється 
під час переходів між станом ��10 і одним із коливальних станів основного 
електронного стану. Ці переходи позначені вниз стрілками на рисунку 1.8. 
Як було зазначено раніше, пластмасові сцинтилятори, які використовують у 
датчиках, складаються, як правило, з подвійних і потрійних компонентів, що 
люмінесціюють. На рисунку 1.9 наведено механізм люмінесценції в цьому випадку. 
 
Рисунок 1.9 - Механізм люмінесценції в органічному сцинтиляторі 
 
Часто необхідно додавати другу фракцію люмінофора на рівні кількох часток 
відсотка, а іноді третю, щоб змістити спектр випромінювання в більш 
довгохвильову область, щоб краще відповідати максимальній чутливості 
фотодатчиків. Даний принцип застосовується також у спекторних волокнах для 
досягнення тієї самої мети і може бути реалізований у конкретних конструкціях 
волоконних перетворювачів. Таким чином, системи автоматизованого 
радіаційного контролю на базі спеціальних (сцинтиляційних і 
спектрозміщувальних волокон) за умови спільного використання зі 
33 
 
сцинтиляторами є найперспективнішими з погляду розроблення нових волоконних 
перетворювачів. 
У рамках конкретних завдань волоконні перетворювачі на базі спеціальних 
волокон для контролю параметрів радіаційних джерел можуть мати такі переваги: 
а) гнучкість сенсора;б) енергетичну роздільну здатність; в) лінійний характер 
відгуку;г) відтворюваність вимірювань;д) незалежність показань від величини 
потужності дози; е) можливість проведення вимірювання в реальному часі;ж) 
тканинно- і водо-еквівалентність матеріалу детектора; з) температурна стабільність 
показань;і) не потребують електричного живлення;к) електромагнітна 
перешкодозахищеність;л) можливість віддаленого моніторингу та 
мультиплексування; м) радіаційна стійкість;н) малий чутливий об'єм елемента. 
Ці переваги можуть бути популярний в таких додатках:а) вимірювання 
поглиненої дози в радіотерапії і брахітерапії;б) просторовий розподіл дози в разі 
лінійних електронних і протонних прискорювачів для потреб медицини;в) оцінка 
втрат у пучку (потужність дози, повна доза, місце розташування) у прискорювачах 
частинок, профілювання пучка і робочихумов у накопичувачі електронів; г) 
діагностика профілю пучка радіації синхротрона;д) нейтронна або змішана 
гамма/нейтронна дозиметрія; е) дослідження ізотопного складу космічних 
променів; ж) радіаційна дозиметрія в комп'ютерній томографії; з) розподілена 
радіаційна дозиметрія для бета- і гама-променів та нейтронів; і) профіль пучка у 
випадку лазерів на вільних електронах або протонних пучків; к) радіаційний 
моніторинг ґрунту та ґрунтової води; л) системи радіаційного контролю на ядерних 
реакторах; м) радіаційний моніторинг сухих сховищ ядерного палива; н) 
відстеження треків заряджених частинок; о) використання як детекторів переходів 
для дозиметричних калібрувань;п) космічна дозиметрія; р) виявлення тритію. 
Незважаючи на досить великі пошуки в галузі розроблення волоконних 
перетворювачів, у літературних джерелах не наводять прикладів архітектур 
волоконних моніторингових систем, які б мали властивості багатоканальності, 
універсальності, модульності та розширюваності з використанням у якості 
елементів первинних перетворювачів на основі спеціальних волокон, і які б 
34 
 
призначалися для вимірювання різних параметрів радіаційних джерел, таких як 
активність, потужність дози, положення джерела. 
 
 
1.3. Методи розв'язання задач радіаційного переносу випромінювання 
 
Проблематика, зумовлена розв'язанням задач, пов'язаних із радіаційним 
перенесенням випромінювання, охоплює широке коло практичних застосувань. У 
зв'язку з цим на даний момент існує кілька методів розв'язання таких задач, але 
кожен із них має певні межі застосовності. Первинним рівнянням, що описує 
взаємодію радіаційного випромінювання з речовиною, є лінійне рівняння 
Больцмана, яке називають також кінетичним рівнянням Больцмана або 
транспортним рівнянням: 
Ω∇��(r, ��, Ω) +∑(r, ��) ꞏ ��(r, ��, Ω) = 
 
= �� ������ (r, ��′ , Ω ′ ) ꞏ ∑ �� (�� ′ , Ω ′ → ��, Ω ⃒ ⃒ ⃒ r)����′ ��Ω ′ + ��(r, ��, Ω),  (1.1) 
 
де r - радіус вектор, який визначається трьома просторовими координатами; 
Ω - одиничний вектор напрямку руху частинки, який визначається двома кутовими 
змінними; 
�� - енергія частинки. Рівняння подано в інтегро-диференціальній формі. 
циальній формі. 
Методи розв'язання рівняння радіаційного перенесення поділяють на 
детерміністські та стохастичні. Детерміністські методи включають методи 
сферичних гармонік (����), моментів, власних функцій Кейса, дискретних напрямків 
(����) (входять потокові, дискретно-ординатні та скінченно-об'ємні методи), зональні 
методи, методи кінцевих різниць та кінцевих елементів (сіткові методи). До 
стохастичних відносять метод Монте Карло і променеві методи. Розглянемо 
найважливіші з них. 
Під час розгляду рівняння перенесення випромінювання в диференціальній 
формі основна складність полягає в апроксимації залежності інтенсивності 
35 
 
випромінювання від напрямку. Застосовують два підходи. Перший підхід 
передбачає апроксимацію залежності інтенсивності випромінювання набором 
функцій, заданих у всьому діапазоні тілесних кутів, у цьому разі апроксимацію 
називають глобальною. Часто буває достатньо використання перших членів 
розкладання, ��1- або ��3-наближення в методі сферичних гармонік. Дифузне 
наближення - ��1 отримують прямим інтегруванням рівняння радіаційного 
перенесення випромінювання по всьому тілесному куту. Використовують тільки 
���� -наближення непарних порядків, оскільки одне з власних чисел матриці потоків 
дорівнює нулю. Значним недоліком ���� методу є неприпустимість використання 
наближень низького порядку для неоднорідних середовищ із нерівномірним 
розсіюванням, при цьому для ізотропних середовищ точність таких наближень 
падає зі зростанням їхнього порядку, а математична складність системи моментних 
рівнянь зростає суттєво. Складним завданням є також знаходження граничних умов 
для моментних рівнянь високих порядків. 
У разі застосування методу дискретних напрямків (����) поле радіаційного 
випромінювання ділиться нарадіаційного випромінювання ділиться на низку 
дискретних потоків, співвісно окремим напрямам, до кожного з яких застосовано 
спеціальний ваговий коефіцієнт, необхідний для обчислення інтегралів 
випромінювання. Так, розв'язання рівняння радіаційного перенесення замінюється 
розв'язанням системи диференціальних рівнянь, що характеризують значення 
потужності випромінювання в цих напрямках. Чандрасекхар уперше використав 
такий підхід, узагальнюючи метод Шустера-Шварцшильда, відтоді його 
інтенсивно використовують для розв'язання задач радіаційного перенесення. 
����-метод може бути застосований для розв'язання практично важливих задач 
глибокого проникнення випромінювання, а саме, для прогнозування радіаційної 
обстановки при обслуговуванні об'єктів атомної промисловості. Однак відомо, що 
точність методу дискретних ординат визначається конструкцією квадратурної 
схеми, тобто вибором вагових коефіцієнтів. При цьому будь-які суворі математичні 
принципи, що дають змогу визначати значення ваг, наразі не сформульовано, хоча 
нещодавно в цьому напрямі й було отримано досить цікаві результати. Зазначена 
36 
 
обставина істотно знижує ефективність цього методу. Слід зазначити, що на основі 
методу дискретних напрямків розроблено кілька гібридних методів, наприклад, 
метод дискретного перенесення, який поєднує в собі риси потокових і Монте-Карло 
методів. 
В окремих роботах розглядаються сіткові методи розв'язання рівняння 
перенесення випромінювання, засновані на методах скінченних різниць і 
скінченних елементів. Ці методи широко використовують, зокрема, для чисельного 
розв'язання лінійних і нелінійних спектральних задач перенесення фізики високих 
густин і енергії. Розрахунки цих задач, як правило, проводять у багатогруповому 
наближенні у двовимірній і тривимірній геометріях з одночасним урахуванням 
великої кількості інших фізичних процесів. До недоліків методу можна віднести 
необхідність високої деталізації сіткової структури для отримання задовільної 
збіжності рішень. 
Метод кутових коефіцієнтів або зональний метод використовують більше 
для розв'язання спеціальних інженерних теплових задач і задач лазерних мішеней, 
у разі необхідності врахування перенесення випромінювання в порожнинах 
конструкцій і ґрунтується на чисельному розв'язанні рівняння перенесення 
випромінювання в оптично прозорих середовищах. Для розв'язання задач 
радіаційного перенесення з наявністю геометрично складних об'єктів 
застосовується метод Монте-Карло.Для повнішої симуляції взаємодії радіаційного 
випромінювання з речовиною в умовах експерименту використовують метод 
Монте-Карло. Метод Монте-Карло дає змогу уникнути суттєвих спрощень, 
оскільки за своєю природою є статистичним. Перевага методу Монте-Карло перед 
альтернативними методами, що ґрунтуються на чисельному розв'язуванні 
кінетичного рівняння, визначається зручністю та пристосованістю цього методу до 
розв'язання складних граничних задач у багатокомпонентних середовищах. Тому 
до одних із найважливіших його застосувань відносять медичні додатки для 
розрахунку розподілу доз опромінення в тілі пацієнта. 
У загальному випадку метод Монте-Карло — це чисельний метод розв'язання 
математичних задач за допомогою моделювання випадкових величин. Стосовно 
37 
 
фізики частинок уперше метод Монте-Карло згадується в роботах, які стосуються 
"Манхеттенського проєкту". 
Розрахунок методом Монте-Карло в задачах перенесення іонізаційного 
випромінювання здійснюють з урахуванням детального знання перерізів (по суті, 
ймовірностей) елементарних процесів взаємодії іонізуючих частинок із речовиною. 
Завдання, розв'язувані методом Монте-Карло в рамках моделювання взаємодії 
іонізаційного випромінювання з речовиною: 
- моделювання (генерування) спостережуваних величин (імпульс, енергія, 
точка народження тощо) на основі теоретичних передбачень — генератори подій; 
- моделювання зміни спостережуваних величин у результаті проходження частинок 
через речовину детектора; 
- моделювання відгуку детектора для налагодження алгоритмів 
реконструкції подій. 
У спрощеному вигляді процес моделювання методом Монте-Карло має такий 
вигляд: генерується подія — народження частинки в певній точці із заданими 
енергією і напрямком руху, потім розраховують довжину вільного пробігу до 
першої взаємодії з речовиною, а також визначають вид взаємодії, далі, якщо це не 
поглинання, визначають енергію та напрямок частинки (частинок) після взаємодії, 
вільний пробіг до наступної і.т.д. Розрахунок триває доти, доки частинка не 
поглинеться, або не опиниться поза розрахунковим об'ємом. Усі рішення по ходу 
руху частинки ухвалюють на основі заданих імовірнісних оцінок. За сукупністю 
безлічі згенерованих подій визначають значення величин, що цікавлять. 
Метод Монте-Карло є методом статистичних випробувань, тому часто потрібен 
значний час обчислень для досягнення необхідної точності, але з урахуванням 
значного розвитку обчислювальних і програмних засобів останнім часом цей 
недолік переборний. Стосовно завдань ядерної фізики точність розрахунку 
значною мірою залежить від вибору фізичної моделі модельованого процесу. У 
багатьох випадках допустимі деякі спрощення, зумовлені специфікою поставленої 
задачі, що може зменшити час розрахунку. 
Математичні основи розв'язання рівняння перенесення з використанням 
38 
 
методу Монте-Карло викладено в роботах. Рівняння перенесення 1.1 може бути 
представлено в такому вигляді: Для повнішої симуляції взаємодії радіаційного 
випромінювання з речовиною в умовах експерименту використовують метод 
Монте-Карло. Метод Монте-Карло дає змогу уникнути суттєвих спрощень, 
оскільки за своєю природою є статистичним. 
Перевага методу Монте-Карло перед альтернативними методами, що 
ґрунтуються на чисельному розв'язуванні кінетичного рівняння, визначається 
зручністю та пристосованістю цього методу до розв'язання складних граничних 
задач у багатокомпонентних середовищах. Тому до одних із найважливіших його 
застосувань відносять медичні додатки для розрахунку розподілу доз опромінення 
в тілі пацієнта. 
У загальному випадку метод Монте-Карло — це чисельний метод розв'язання 
математичних задач за допомогою моделювання випадкових величин. Стосовно 
фізики частинок уперше метод Монте-Карло згадується в роботах, які стосуються 
"Манхеттенського проєкту". 
Розрахунок методом Монте-Карло в задачах перенесення іонізаційного 
випромінювання здійснюють з урахуванням детального знання перерізів (по суті, 
ймовірностей) елементарних процесів взаємодії іонізуючих частинок із речовиною. 
Завдання, розв'язувані методом Монте-Карло в рамках моделювання взаємодії 
іонізаційного випромінювання з речовиною: 
- моделювання (генерування) спостережуваних величин (імпульс, енергія, 
точка народження тощо) на основі теоретичних передбачень — генератори подій; 
- моделювання зміни спостережуваних величин у результаті проходження 
частинок через речовину детектора; 
- моделювання відгуку детектора для налагодження алгоритмів 
реконструкції подій. 
У спрощеному вигляді процес моделювання методом Монте-Карло має такий 
вигляд: генерується подія — народження частинки в певній точці із заданими 
енергією і напрямком руху, потім розраховують довжину вільного пробігу до 
першої взаємодії з речовиною, а також визначають вид взаємодії, далі, якщо це не 
39 
 
поглинання, визначають енергію та напрямок частинки (частинок) після взаємодії, 
вільний пробіг до наступної і.т.д. Розрахунок триває доти, доки частинка не 
поглинеться, або не опиниться поза розрахунковим об'ємом. Усі рішення по ходу 
руху частинки ухвалюють на основі заданих імовірнісних оцінок. За сукупністю 
безлічі згенерованих подій визначають значення величин, що цікавлять. 
Метод Монте-Карло є методом статистичних випробувань, тому часто 
потрібен значний час обчислень для досягнення необхідної точності, але з 
урахуванням значного розвитку обчислювальних і програмних засобів останнім 
часом цей недолік переборний. Стосовно завдань ядерної фізики точність 
розрахунку значною мірою залежить від вибору фізичної моделі модельованого 
процесу. У багатьох випадках допустимі деякі спрощення, зумовлені специфікою 
поставленої задачі, що може зменшити час розрахунку. 
Математичні основи розв'язання рівняння перенесення з використанням 
методу Монте-Карло викладено в роботах. Рівняння перенесення 1.1 може бути 
представлено в такому вигляді: 
 |∑ ��,�� | ��  ��
��(r, ��, Ω) = �� −  (r ′→r,  )
1(r, ��, Ω) +  ꞏ �� �� ��
�� δ �� ꞏ 
|��  ��  | �� |��  ��  |
 ∑�� ��  ,��  → ��,��|��
�� ���� ��(r, ��′ , Ω ′ )����′ ��Ω ′ ��r ′ ,             (1.2) 
∑ ��,��  
де ��(r, ��, Ω) - щільність перших вхідних зіткнень.  
Потім вводять поняття кінетичного ядра: 
��(r′, ��′, Ω′ → r, ��, Ω) = �� (r′ → r, ��, Ω⃒ r) ꞏ ��(��′, Ω′ → ��, Ω⃒r),(1.3) 
яке показує яка густина ймовірності для частинки, що входить у зіткнення в 
точці r′ з енергією ��′ і напрямком Ω′, випробувати чергове зіткнення в точці r, 
маючи енергію �� і напрямок руху Ω. 
При цьому транспортне ядро, що являє собою густину ймовірності для 
частинки, яка вилітає з точки r′ у напрямі Ω з енергією ��, зазнати зіткнення в точці 
r, представляється як: 
∑ ��,��  ��  ��
  ��(r ′ → r, ��, Ω|r) =  ꞏ ��-τ(r ′→r),��)
�� δ ��       (1.4) 
|��  ��  | |��  ��  |
А ядро зіткнень (розсіювання) : 
40 
 
∑ ,�� → ,��|��
            ��(��′, Ω′→ ��, Ω⃒r) =                       (1.5) 
∑ ,
фізичний смисл якого полягає в густині ймовірності для частини ци, що 
входить у зіткнення в точці r′ з енергією ��′ і напрямком руху Ω′ зазнати чергового 
зіткнення в точці r, маючи енергію �� і напрямок руху Ω. 
Таким чином рівняння для густини зіткнень можна подати в операторному 
вигляді таким чином: 
            �� = ��1 + K��.                                       (1.6) 
Звідки випливає, щоб симулювати перенесення випромінювання, потрібно 
інтерпретувати кінетичне ядро ��(r′, ��′, Ω′ → r, ��, Ω) з погляду імовірнісних підходів 
і представити його як щільність імовірності переходу з точки r′ у точку r. 
Для моделювання взаємодії іонізуючого випромінювання з речовиною існує 
ціла низка програмних кодів, що використовують імовірнісний підхід і 
ґрунтуються на методі Монте-Карло, таких як: PENELOPE, FLUKA, EGS, ITS, 
MCNP, Geant4, TALYS, FASTRAD. 
Кожен із зазначених програмних засобів має свою сферу застосування, свої 
особливості та обмеження. Так, код EGS допускає моделювання випускання 
частинок (електронів, позитронів, фотонів) лише у вузькому діапазоні енергій від 1 
кеВ до декількох ГеВ і застосовується в основному для моделювання 
електромагнітних злив, у той час, як код MCNP використовується здебільшого у 
сфері фізики ядерних реакторів і радіаційного захисту, при цьому код MCNP, також 
як і FLUCA, має серйозні ліцензійні обмеження. 
Залежно від поставленого завдання результати розрахунків, виконаних у 
різних пакетах, можуть різнитися у зв'язку з тим, що кожен пакет розробляли під 
певне коло завдань. У цьому сенсі найбільш універсальним інструментом 
моделювання процесів взаємодії іонізуючого випромінювання з речовиною є 
програмний код Geant4, який, до того ж має такі переваги: 
- є вільним кросплатформним програмним забезпеченням з відкритим кодом 
(має реалізації під Windows, MacOS, Linux та інші UNIX-подібні операційні 
системи); 
41 
 
- дає змогу моделювати повний набір частинок (протони, електрони, альфа-
частинки, гамма-кванти, нейтрони) у широкому енергетичному діапазоні; 
- надає багатий функціонал для опису властивостей матеріалів; 
Крім того, слід зазначити, що бібліотека Geant4 написана компіляційною 
мовою високого рівня С ++, має потужні засоби для візуалізації та розроблення 
призначеного для користувача інтерфейсу, дає змогу створювати та імпортувати 
3D-геометрію будь-якої складності. Фізичні моделі, застосовані для моделювання 
різних процесів (електромагнітні процеси, адронні процеси, фотон-адронні та 
лептон-адронні процеси, процеси за участю оптичних фотонів тощо) у Geant4 
постійно уточнюють у міру оновлення бази експериментальних даних. 
Використовуючи код Geant4, можливо максимально близько відтворити в моделі 
умови реального експерименту.  
Основні сфери застосування Geant4: фізика частинок, ядерна фізика, 
космічна індустрія, медична фізика, розробка лінійних прискорювачів. 
Бібліотеку Geant4 використовують великі міжнародні проєкти, зокрема й для 
моделювання експериментів на Великому адронному колайдері (ATLASS, ALICE, 
GAUSS). На базі Geant4 створюються як додатки спеціального призначення (GATE 
- програмне забезпечення для моделювання медичних томографічних систем), так 
і універсальні програми для моделювання взаємодії радіаційного випромінювання 
з речовиною, зокрема й комерційні (FASTRAD). 
 
 
Висновки до розділу 1 
Розглянуто присутні  на сьогоднішній день первинні перетворювачі, 
пристрої та системи в галузі автоматизованого радіаційного контролю , насамперед 
різні види оптичних волоконних перетворювачів, їхні основні характеристики та 
параметри, а також типові схеми організації архітектури систем на їхній основі. 
Проведений аналіз показав, що волоконні системи автоматизованого 
радіаційного контролю мають такі переваги: можливість детектування різних видів 
радіаційного випромінювання, можливість проведення безперервних вимірювань у 
42 
 
реальному часі, можливість віддаленого моніторингу та мультиплексування, 
електромагнітна захищеність, лінійний характер відгуку, гнучкість волокна дає 
змогу розробляти сенсори різної геометричної конфігурації, сенсори не 
потребують електричного живлення, радіаційна стійкість. 
Встановлено, що первинні волоконні перетворювачі на основі спеціальних 
(сцинтиляційних і спектроспрямованих) волокон є найперспективнішим 
напрямком у розробленні волоконних моніторингових систем у зв'язку з відносною 
простотою організації таких систем, надійністю, низькою собівартістю, 
відсутністю необхідності у дорогому устаткуванні та розробленні складних 
програмних алгоритмів для розвиненого аналізу оптичних сигналів. При цьому 
виявлено, що для вирішення завдань, пов'язаних із визначенням потужності дози 
радіаційного випромінювання, активності та положення джерел радіаційного 
випромінювання різних видів потрібне розроблення та дослідження нових 
архітектур волоконних моніторингових систем, які володіють властивостями 
багатоканальності, універсальності, модульності та розширюваності з 
використанням як елементів нових первинних перетворювачів на основі 
спеціальних волокон. 
Проаналізовано чисельні методи моделювання в галузі теорії радіаційного 
перенесення, показано, що для розв'язання задач симуляції експериментів з 
використанням радіаційних джерел і перетворювачів, які розробляються, 
найкращим вибором є застосування методів Монте-Карло, у зв'язку з імітаційною 
природою методу та можливістю розв'язування складних багатокрайніх задач з 
контрольованою точністю. 
 
  
43 
 
РОЗДІЛ 2   
ОПТИКО-ВОЛОКОННИЙ ПЕРЕТВОРЮВАЧ ДЛЯ ВИМІРЮВАННЯ 
ПОТУЖНОСТІ БЕТТА-ВИПРОМІНЮВАННЯ 
 
 
2.1. Первинний оптико-волоконний перетворювач для реєстрації бета-
випромінювання  
 
У даному розділі як елемент системи автоматизованого радіаційного 
контролю пропонується оптико-волоконний перетворювач для вимірювання 
активності джерела радіаційного випромінювання. Конструкції оптико-
волоконних перетворювачів на базі спеціальних волокон, як уже зазначалося в 
попередньому розділі, надають низку переваг, таких як електромагнітна 
завадозахищеність, радіаційна стійкість, можливість створення багатоканальних і 
розподілених моніторингових систем. Розглянемо конструкцію пропонованого 
оптико-волоконного перетворювача (рисунок 2.1). Основним елементом 
конструкції є сенсорний елемент зі сцинтиляційного волокна 1, розміщений 
усередині корпусу перетворювача, а саме, покладений спіраллю по бічній поверхні 
циліндричного отвору, передбаченого в корпусі перетворювача. Один із виходів 
сцинтиляційного волокна виведений на оптичний конектор 4, розміщений на 
торцевій поверхні корпусу перетворювача,другий задзеркальний. 
Рисунок 2.1 - Модель волоконного перетворювача: 1 - сцинтиляційне 
волокно, 2 - отвір у корпусі, 3 - кришка корпусу, 4 - оптичний конектор 
 
44 
 
Такий оптико-волоконний перетворювач працює за таким принципом: під 
впливом падаючого випромінювання від радіаційного джерела, яке розміщене в 
центрі циліндричного отвору в корпусі перетворювача, у сцинтиляційному волокні 
продукується оптичне випромінювання шляхом наявності радіолюмінесцентних 
домішок у складі серцевини волокна. Частина продукованого випромінювання 
захоплюється волокном і поширюється до його виходів, зважаючи на те, що один 
із торців волокна вкритий світловідбивним покриттям, сумарний оптичний сигнал 
із перетворювача збирається з оптичного конектора 4. Кількість оптичних фотонів 
на виході перетворювача зареєстрованих за одиницю часу пропорційна активності 
джерела радіаційного випромінювання. Чутливість такого перетворювача багато в 
чому залежить від сцинтиляційної ефективності волокна, обраного як сенсорний 
елемент, і його геометричної конфігурації, а точніше, від кількості витків спіралі, 
по якій укладено волокно. У зв'язку з цим сцинтиляційне волокно BSF-60 ("Saint-
Gobain Crystals") для використання в конструкції, яку ми пропонуємо, обирали, 
виходячи з максимального значення сцинтиляційної ефективності (2,5% - 7000 
фотонів на 1 МеВ поглиненої в оптичному волокні радіаційної енергії), і показника 
радіаційної стійкості. Оптимальну геометричну конфігурацію сенсорного елемента 
підбирали шляхом чисельного моделювання процесу взаємодії радіаційного 
випромінювання із запропонованим оптико-волоконним перетворювачем. 
Можливу схему під'єднання описаного волоконного перетворювача до 
системи автоматизованого радіаційного контролю та керування наведено на 
рисунку 2.2. Такий оптико-волоконний перетворювач 8 під'єднують за допомогою 
транспортного оптичного волокна до одного з входів оптичного комутатора 
універсальним способом. Число під'єднаних до системи оптико-волоконних 
перетворювачів обмежується тільки лише числом вільних портів комутатора. 
Вимірювальний функціонал оптико-волоконного перетворювача визначається 
програмно з використанням розробленої чисельної моделі та обчисленої з її 
допомогою калібрувальної функції. 
45 
 
 
 
 
Рисунок 2.2 - Схема включення первинного волоконного 
перетворювача для вимірювання активності радіаційних бета-джерел до 
складу системи автоматизованого радіаційного контролю  
 
 
2.2. Чисельна модель перетворювача для реєстрації бета-випромінювання 
 
У зв'язку з тим, що проведення експериментальних досліджень потребує 
певних економічних витрат, а також для оптимізації конструкції оптико-
волоконного перетворювача вирішувалося завдання симуляції процесів 
детектування радіаційного бета-випромінювання оптико-волоконним 
перетворювачем оптико-волоконного перетворювача, розв'язувалося завдання 
симуляції процесів детектування радіаційного бета-випромінювання оптико-
волоконним перетворювачем. 
Моделювання проводилося у дві стадії. На першій стадії виконували 
розрахунок числа бета-електронів, випущених джерелом іонізуючого 
випромінювання, що потрапили в чутливе сцинтиляційне волокно з урахуванням 
втрат енергії в повітрі та склі, на другій — виконували розрахунок поглинутої у 
волокні енергії радіаційних часток, числа оптичних фотонів, що утворилися в 
процесі радіолюмінесценції, числа оптичних фотонів, з урахуванням втрат у 
волокні, які досягли фотоприймача та були зареєстровані лічильником імпульсів. 
46 
 
Чисельна модель оптико-волоконного перетворювача розроблялася для 
оптимізації його конструкції з урахуванням наступних параметрів: кількість, 
активність, енергетичний спектр і геометрична форма радіаційних джерел; 
геометрія, конструкція, ефективність сцинтиляційного волокна та отримання 
вихідних калібрувальних функцій для використання у складі системи 
автоматизованого радіаційного контролю й керування, а також проведення 
попередніх чисельних експериментів із джерелами радіаційного випромінювання. 
Модель використовує для розрахунку чисельні методи Монте-Карло в 
реалізації бібліотек для моделювання взаємодії іонізуючого випромінювання з 
речовиною Geant4 і враховує пружні та іонізаційні зіткнення, гальмівне 
випромінювання. Застосування чисельних методів Монте-Карло обґрунтоване 
високою параметризацією задачі, низькою статистичною похибкою результатів 
розрахунків і відносною доступністю в цей час швидкодіючих багатопроцесорних 
обчислювальних систем. 
У моделі використовуються бібліотеки експериментальних даних Livermore, 
зокрема EEDL (Evaluted Electrons Data Library), які призначені для розрахунків 
взаємодій для низькоенергетичних випромінювань.  
Оскільки структура атомних оболонок має більше значення в багатьох 
випадках за низьких енергій, ніж за високих, низькоенергетичні процеси 
використовують безпосередньо дані про оболонкові перерізи. 
Стандартні процеси, які оптимізовані для фізики високих енергій, часто 
спираються на параметризації цих даних. Реалізація низько енергетичних процесів 
застосовна для елементів з атомними номерами від 1 до 99 і для енергій до 10 еВ, 
верхня межа залежить від конкретного процесу. Універсальний спосіб розрахунок 
повного перерізу взаємодії з використанням бібліотечних даних та інтерполяції 
виглядає таким чином: 
 
 /    /
         log σ E ;                (2.1) 
/
 
де �� - актуальна енергія; 
47 
 
��1 і ��2 - відповідно менше і більше значення енергії, для яких дані про 
перерізи ��1 і ��2 доступні. 
Для інших процесів метод інтерполяції вибирають залежно від форми 
перерізу взаємодії. 
Клас G4LivermoreIonisationModel обчислює безперервну віддачу енергії 
електроном у процесі іонізації та симулює генерацію вторинних частинок 
електроном. Поріг генерації вторинного електрона для даного матеріалу ���� 
використовується для поділу безперервної та дискретної частин процесу. Втрата 
енергії спадним електроном з енергією �� виражається через суму за всіма атомними 
оболонками та інтеграл за енергією вторинних електронів: 
    
                          ∑ �� �� ;                                 (2.2) 
 
де �������� = 0, 5�� - максимальна енергія, передана вторинному електрону; 
��(��) - повний переріз взаємодії для оболонки за даної кінетичної енергії 
падаючої частинки �� ; 
�� = 0, 1 еВ — це нижній енергетичний поріг із бази EEDL. 
Перетин взаємодії для генерації вторинного електрона — комплементарна 
функція: 
                      σ T ∑ �� �� ;                                  (2.3) 
Окремі перерізи взаємодії �� отримують з інтерполяції розрахункових даних 
про перерізи в EEDL бібліотеці відповідно до формули (2.1) універсального 
розрахунку повних перерізів взаємодій. Імовірність емісії вторинного електрона з 
кінетичною енергією з під оболонки енергії зв'язку 
�� як результат взаємодії вхідного електрона з кінетичною енергією �� 
описується як: 
 
48 
 
                                     ;                                               (2.4) 
 
де  �� = ,  при цьому параметр варіюється від    =  (0, 1 + ��)/(�� +��) до 0,5. 
  
Функція �� () параметризується диференційно в 3 областях:  
 від до 1 використовується лінійна інтерполяція з лінійним розміром 
у 4 точки;  
 від 1 до 2 - лінійна інтерполяція з логарифмічним масштабом у 16 
точок використовується;  
 від 2 до 0,5 наступна інтерполяція: 
,
      P x  1  gx  1  g x 2 �� �� ,           (2.5) 
де �� - подгоночный коэффициент; 
g выражается через гамма-фактор входящего электрона: 
                            �� = (2�� − 1)/��2;                                                                                  (2.6) 
Для випадку високих енергій (≫ 1) вираз (2.5) перетворюється на електрон-
електрон розсіювання за Мольєром. 
Значення коефіцієнта �� для кожного елемента отримується як результат 
згладжування спектра з EEDL для енергій, які доступні в базі даних. Значення 1 і 2 
вибираються для кожної атомної оболонки відповідно до спектра вторинних 
електронів у цій оболонці. Зазначимо, що 1 відповідає максимуму спектра, якщо 
спектр не збігається. Залежність усіх 24 параметрів від падаючої енергії T 
обчислюється в логарифмічній інтерполяції (2.1). 
 Клас G4LivermoreBremsstrahlungModel використовується для обчислення 
безперервних втрат енергії під час процесу випромінювання гамма-квантів і 
симулює генерацію гамма-випромінювання електронами.  
Енергетичний поріг для даного матеріалу ����, за якого відбувається генерація 
випромінювання, використовується для того, щоб розділити безперервну і 
дискретну частини процесу. Втрати енергії падаючого електрона з енергією �� 
виражаються через підінтегральну функцію від енергії гамма-квантів: 
                               �� ��  ;                                          (2.7) 
49 
 
де ��(�� ) - повний переріз за даної енергії падаючої частинки �� ; 
�� = 0, 1 еВ - це нижня енергетична межа для бібліотеки даних EEDL. 
Похідний перетин є компліментарною функцією: 
 
                                  �� �� �� ��  ;                                            (2.8) 
Повний переріз �� отримують за допомогою інтерполяції оціночних даних про 
перерізи в EEDL-бібліотеці. EEDL-дані про повні перерізи параметризуються 
відповідно до 2.1. Імовірність емісії фотона з енергією ��, з урахуванням кінетичної 
енергією електрона, що налітає, �� , генеруються відповідно до формули: 
                                                      ;                                                    (2.9) 
де, функція �� (), що описує енергетичний спектр вихідних фотонів, міститься 
в EEDL-бібліотеці. Для кожного елемента використовують 15 значень з інтервалу 
0,001 - 1 для лінійної інтерполяції функції. Функція �� нормується за умовою �� (0, 
01) = 1. Енергетичні розподіли фотонів, що випускаються, доступні в EEDL 
бібліотеці тільки для кількох енергій падаючих електронів (близько 10 точок за 
енергією між 10 еВ і 100 Гев). Для інших енергій використовується формула для 
логарифмічної інтерполяції 2.1, щоб отримати значення для функції F(x). Для 
високих енергій, спектральна функція близька до: 
                       �� �� 1 �� 0,75 ;                                  (2.10) 
Кутовий розподіл випромінюваних фотонів відносно електрона, що налітає, 
може бути обрано відповідно до трьох альтернативних генераторів, описаних вище. 
Напрямок вихідного електрона визначається з енерго-моментного балансу.  
Генератори наразі реалізовано в G4ModifiedTsai, G4Generator2BS і 
G4Generator2BN класах. 
Кутовий розподіл фотонів, що випромінюються, отримують зі спрощеної 
формули, заснованої на перерізі Тцаї (Tsai), який розглядають як ізотропний за 
низьких енергетичних меж. 
У G4Generator2BS генераторі кутовий розподіл випромінюваних фотонів 
отримують із 2BS Коч (Koch) і Моц (Motz) подвійного диференціального перерізу 
50 
 
гальмівного випромінювання. За ефективності перетворення енергії бета-
електронів в енергію фотонів ℎ = 7000 МеВ-1 для досліджуваного 
сцинтиляційного волокна можна розрахувати число фотонів, що народжуються в 
сцинтиляційному волокні 
                       �� �� �� ;                                            (2.11) 
де ���� - сумарна енергія, передана волокну бета-частинками під час 
поглинання, розрахована за допомогою методу Монте-Карло. 
Оскільки напрямки поширення народжених у сцинтиляційному волокні 
фотонів рівноімовірні, частку фотонів, що потрапили в серцевину волокна і 
поширюються до фотоприймача, можна визначити з тілесного кута, відповідного 
числовій апертурі волокна: 
                              ε 1  ;                                                 (2.12) 
де ���� - коефіцієнт захоплення фотонів волокном, nc і nd - показники 
заломлення оболонки і серцевини волокна, відповідно. Так, для сцин тиляційного 
волокна BSF-60 ���� = 0,034. 
Втрати на стиках волокон �� визначаються за формулами: 
                                    ��na = −20 log(��1/��2);                                         (2.13) 
                                  ���� = −20 log(��1/��2);                                       (2.14) 
                                            ��tr  = ��na ꞏ ����;                                                            (2.15) 
де ���� - втрати оптичної потужності, пов'язані з розбіжністю числових апертур 
серцевин волокон; 
����1 і ����2 - числові апертури сцинтиляційного і транспортного волокон; 
���� - втрати оптичної потужності, зумовлені відмінністю діаметрів зазначених 
волокон, ����1 і ����2 - діаметри сцинтиляційного і транспортного волокон; ����1 і ����2 
– діаметри волокон. 
Коефіцієнт загасання в транспортному волокні можна визначити як:  
                 ε �� ;                                                    (2.16) 
Так, за довжини транспортного волокна �� = 4 м коефіцієнт ���� дорівнює 0,37. 
Таким чином, загальна кількість оптичних фотонів, що досягли фото приймача з 
51 
 
урахуванням ослаблюючих факторів визначається виразом: 
                                                         ��p = ���� ꞏ ����t ꞏ ��tr ꞏ ��0;                                              (2.17) 
З урахуванням ефективності фотоприймача �� і швидкості лічби за 
відсутності випромінювання на вході фотоприймача (темновий сигнал) ���� вираз 
для швидкості лічби фотонів залежно від активності джерела іонізуючого 
випромінювання має вигляд: 
                                 ������ = �� ꞏ ��p + ����;                                    (2.18) 
 
 
2.3 Розробка програмного забезпечення для реалізації чисельної моделі  
 
Для реалізації чисельної моделі було розроблено оригінальне програмне 
забезпечення з використанням бібліотек класів Geant4.  
 
Рисунок 2.3 - Структурна схема програмного забезпечення для 
реалізації моделі волоконного перетворювача 
 
На рисунку 2.3 наведено структурну схему представленого програмного 
модуля. Розроблений програмний модуль складається з декількох взаємодіючих 
частин: 
а) Програмна оболонка, яка містить підсистеми імпорту параметрів, експорту 
результатів моделювання, візуалізації результатів моделювання, візуалізації 
результатів моделювання і надає інтерфейс експорту/імпорту даних з бази даних і 
52 
 
текстових файлів, а також програмні засоби для запуску процесу моделювання та 
візуалізації результатів розрахунку; 
б) Програмне ядро модуля, яке реалізується з використанням бібліотеки 
класів Geant4, мовою високого рівня С ++, для виконання безпосередньо 
розрахунку кількості оптичних фотонів на торці чутливого волокна, а потім, 
кількості електричних імпульсів на виході лічильника фотонів, а також для 
знаходження виду калібрувальної функції волоконного перетворювача, виходячи 
із заданих початкових умов з використанням запропонованої чисельної моделі. 
Постановка задачі вимагає розроблення ядра програмного модуля для 
виконання безпосередньо розрахунку рівня іонізуючого випромінювання, 
виходячи із заданих початкових умов, з використанням складних математичних 
алгоритмів і чисельних методів, що саме по собі, з урахуванням наявних засобів, є 
складним і важковиконуваним завданням. З цієї причини серед доступних кодів для 
моделювання взаємодії радіаційного випромінювання з речовиною було обрано 
код Geant4, написаний мовою С++, який є найбільш універсальним для вирішення 
широкого кола завдань і є відкритим програмним забезпеченням. 
 Крім того, бібліотека Geant4 може бути використана для розробки 
програмного забезпечення для різних операційних систем, таких як Windows NT, 
POSIX (GNU/Linux, BSD). Для розрахунку рівня іонізуючого випромінювання 
кодом Geant4, який становить ядро програмного модуля, використовується 
математичний метод Монте-Карло. 
Програмний модуль реалізує такі функції: 
- імпорт параметрів радіаційних джерел: кількість, активність, енергетичний 
спектр, геометрична форма, положення і розміри, спрямованість випромінювання 
в таких форматах: текстовий файл; 
- імпорт параметрів чутливого волокна: геометрична форма, положення і 
розміри, сцинтиляційна ефективність, матеріал, варіант конструкції в таких 
форматах: GDML; 
- імпорт додаткових геометричних об'єктів, необхідних для проведення 
попереднього чисельного експерименту із зазначенням властивостей у таких 
53 
 
форматах: GDML; 
- розрахунок кількості оптичних фотонів на торці чутливого волокна; 
- розрахунок кількості електричних імпульсів на виході лічильника фотонів; 
- знаходження виду калібрувальної функції на основі розрахункових даних; 
- експорт результатів моделювання у файл або базу даних у таких форматах: 
текстовий файл. 
Програмний модуль під час своєї роботи використовує типи вхідних даних 
них: 
а) файл у форматі GDML, що містить тривимірне представлення моделі 
чутливого елемента або додаткового об'єкта, необхідного для симуляції 
експерименту, який може бути використаний для здійснення моделювання з 
використанням запропонованої моделі; 
б) текстовий файл, що містить набір текстових директив, придатних до 
розпізнавання розрахунковим ядром на базі Geant4, що описують розміри, 
активність, енергетичні спектри випромінювання радіаційних джерел та інші 
параметри, необхідні для чисельного моделювання. 
Програмний модуль під час своєї роботи створює такі типи вихідних файлів: 
а) файл у форматі CSV, що містить інформацію про значення швидкості лічби 
імпульсів за різних активностей джерел радіаційного випромінювання; 
Програмний модуль під час своєї роботи здійснює запис вихідної інформації у 
відповідні таблиці бази даних. 
Запропонована реалізація моделі дає змогу проводити оптимізацію 
конструкції волоконного перетворювача з урахуванням наступних параметрів: 
кількість, активність, енергетичний спектр і геометрична форма радіаційних 
джерел; геометрія, конструкція, ефективність сцинтиляційного волокна та 
отримувати вихідні калібрувальні функції для використання у складі системи 
автоматизованого радіаційного контролю , а також проводити попередні чисельні 
експерименти з джерелами радіаційного випромінювання. У зв'язку з цим 
користувачеві надають інтерактивний інтерфейс на базі класів Qt(С++), що дає 
змогу запустити розрахунок, зупинити розрахунок, імпортувати й експортувати 
54 
 
необхідні вхідні та вихідні дані. Надається інструментарій для ручного редагування 
експортних записів у базу даних, які здійснює модуль. Процес розрахунку рівня 
іонізуючого випромінювання супроводжується індикацією, передбаченою в 
графічному інтерфейсі користувача, статус стану розрахунку також відображається 
в спеціальному полі в базі даних, значення якого змі нюється після завершення 
процесу розрахунку та експорту в базу даних його результатів. На рисунках 3.4 і 
3.5 представлено алгоритм роботи додатка і програмний інтерфейс відповідно. 
 
 
Рисунок 2.4 - Блок-схема алгоритм роботи програмного забезпечення 
для реалізації моделі волоконного перетворювача 
 
55 
 
Системні програмні засоби, що використовуються програмою, представлені 
локалізованою версією операційної системи Linux або аналогічною. Прикладні 
програмні засоби представлені пакетом для моделювання взаємодії радіаційного 
випромінювання з речовиною Geant4 версії не нижче 4.10, кросплатформною 
бібліотекою Qt версії не нижче 5.5. 
 
 
Рисунок 2.5 - Користувацький інтерфейс програмного забезпечення для 
реалізації моделі волоконного перетворювача 
 
 
2.4 Експериментальні дослідження зразка оптико-волоконного 
перетворювача для реєстрації бета-випромінювання 
 
Експериментальні дослідження зразка первинного оптико-волоконного 
перетворювача у складі системи автоматизованого радіаційного контролю 
проводилися з використанням радіаційних джерел на базі 63��, 89��, 90��. Попередньо 
було виконано чисельне моделювання експериментів на основі запропонованої 
моделі в реалізації розробленого програмного забезпечення. У процесі проведення 
чисельних експериментів було побудовано 3D-моделі сенсорного елемента на 
56 
 
основі сцинтиляційного волокна BSF-60, скрученого у вигляді спіралі з різним 
діаметром, висотою і кількістю витків. Отримані моделі імпортувалися 
безпосередньо в програмний модуль за допомогою спеціального GDML-парсера. 
Також було розроблено файли конфігурацій, що описують моделі джерел 
іонізуючого випромінювання: плоских джерел на базі 63��, об'ємних циліндричних 
джерел на основі 89�� і 90��.  
Для завдання енергетичних спектрів випромінювання джерел 
використовувалися бази даних ENDF (EvaluatedNuclear Data File) від NNDC 
(National Nuclear Data Center), а також дані з літератури. 
Для перевірки отриманої моделі були виготовлені джерела бета-
випромінювання на основі ізотопів 63��, 89�� і 90��. 
Плоскі джерела 63�� площею 1 см2 (1x1 см) отримано електрохимічним 
осадженням металевого нікелю на нікелеву фольгу товщиною 50 мкм із 
сірчанокислого електроліту складу: 0,1÷0,16 моль/л ������4+ 0,15 моль/л �� 2����4 + 
0,65 моль/л ��3����3 (�� = 5).  
Було виготовлено 4 зразки з активностями 22,8; 22,5; 26,2 і 26.6 мКі. Для 63�� 
енергія бета-електронів, що випускаються, варіюється в діапазоні від 0 до 66,7 кеВ 
(Малюнок 2.6а) із середнім значенням ���� = 17,1 кеВ. Також були підготовлені по 5 
джерел у вигляді розчинів хлориду 89�� і 90�� з однаковим набором активностей 0,625; 
1,25; 2,5; 5 і 10 мКі. 
Розчини розміщували в скляному флаконі з товщиною стінки 1 мм. Об'єм 
розчинів для кожної активності становив 5 мл. Енергія бета-електронів, що 
випускаються, варіюється в діапазоні для 89�� - до 1491 кеВ із середнім значенням 
����=583 кеВ, для 90�� - до 546 кеВ із середнім значенням ����=196 кеВ (рисунки 2.6б і 2.6в). 
Під час проведення вимірювань чутливості сцинтиляційного волокна 
випромінювачі на основі 63�� розташовувалися на бічній поверхні спеціального 
пластикового циліндра заввишки 40 мм і діаметром 30 мм. На рисунку 2.7, а 
наведено розташування елементів в експерименті. Пластиковий циліндр 1, на 
бічній поверхні якого на висоті 5 мм від нижньої основи розміщено радіаційні 
джерела 2, поміщали в центр круглого отвору діаметром 60 мм у корпусі 
57 
 
сенсорного елемента. 
Циліндр розміщувався в отворі таким чином, щоб активні поверхні джерел 
були звернені до витків сцинтиляційного волокна, розташованих отворів на 
внутрішній поверхні корпусу сенсорного елемента. 
 
 
 
 
   
 
а) б) в) 
 
Рисунок 2.6 - Спектри радіаційних джерел на базі ізотопів 63��  а), 89�� 
б) и 90�� в) 
 
Сенсорний елемент 3 містив 3 витки сцинтиляційного волокна. Висота 
намотування - 15 мм. Відстань від джерел бета-випромінювання до 
сцинтиляційного волокна - 12 мм. Попередньо для описаної схеми експерименту 
виконували розрахунок сумарної енергії, переданої сцинтиляційному волокну 
електронами, що потрапили в нього. Розрахунок проводили методом Монте-Карло 
з використанням запропонованої чисельної моделі за допомогою розробленого 
програмного забезпечення для варіантів конструкції оптико-волоконного 
перетворювача, що відрізняються різними геометричними конфігураціями 
сцинтиляційного волокна (1, 2 або 3 - кількості витків спіралі, по якій укладено 
волокно) (рисунок 2.7, б). За результатами розрахунку (рисунок 2.8) було обрано 
найефективніший варіант конструкції перетворювача з найбільшою чутливістю, 
що містить саме 3 витки сцинтиляційного волокна. 
Під час проведення експерименту сенсорний елемент і циліндр із 
закріпленими на ньому джерелами поміщали у світлонепроникний контейнер для 
зниження рівня темнового лічби, що становив 35 - 40 с-1. 
58 
 
Зміна загальної активності джерел реалізовувалася шляхом того, що джерела 
послідовно видалялися з поверхні циліндра.  
 
 
 
а б 
Рисунок 2.7 - Джерела на основі 63��: а) - схема експерименту, б) - 
візуалізація траєкторій бета-частинок 
 
 
Рисунок 2.8 - Розрахункові залежності кількостей імпульсів, 
отриманих за одиницю часу, від активності джерел на основі  63�� ,  89��  и  90�� 
для різних геометричних конфігурацій сцинтиляційного волокна. 
Кількість витків спіралі, по якій укладено сцинтиляційне 
волокно: (квадрати - 1, трикутники - 2, кола - 3) 
 
На рисунку 2.9 наведено результати експериментальних вимірювань 
швидкості лічби імпульсів від активності джерел для 63��, а також результати 
59 
 
моделювання (чорні кола),виконані за допомогою запропонованої чисельної 
моделі. Отримані експериментальні дані в межах похибки вимірювання добре 
узгоджуються з результатами розрахунку. 
Схема проведення експерименту з використанням джерел на основі хлоридів 
стронцію наведена на рисунку 2.9а. Вона аналогічна експерименту з 63�� - зразки 
із заданими активностями 0,625; 1,25; 2,5; 5 і 10 мКі по черзі поміщали в центр 
круглого отвору корпусу сенсорного елемента. 
Рисунок 2.9 - Залежність кількості імпульсів за одиницю часу від 
активності джерел на основі 63�� а) і калібрувальна залежність активності 
джерела від швидкості лічби імпульсів, апроксимована лінійною функцією б) 
(чорні кола - розрахунок, порожнисті кола - експеримент) 
 
Відмінність полягає в тому, що в цьому випадку джерелом випромінювання 
була рідина — хлорид стронцію, що розміщується в скляному флаконі з товщиною 
стінок 1 мм. На рисунку 2.9б наведено результати розрахунку траєкторій бета-
частинок методом Монте-Карло з використанням запропонованої чисельної 
моделі. 
На рисунках 2.12а і 2.12б наведено результати експериментальних вимірів 
швидкості лічби імпульсів від активності джерел для 89�� і 90��, відповідно, а також 
60 
 
результати розрахунку, виконаного за допомогою описаної моделі. 
санної моделі. 
Похибки вимірювань швидкості лічби розраховували таким чином: 
а) Обчислювали середнє арифметичне значення результатів спостережень, 
яке приймали за результат спостережень: 
                                  ��  ∑ �� ;                                                    (2.19) 
 
 де �� - результат спостереження кількості імпу льсів за одиницю часу; n - число 
результатів спостережень; 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Рисунок 2.10 - Джерела на основі 89�� и 90�� 
 
Схема експерименту. 1 - скляний флакон, 2 - джерело на основі хлориду 
стронцію, 3 - сцинтиляційне волокно. б) Візуалізація траєкторій бета-частинок. 
б) обчислювали середнє квадратичне відхилення �� результату спостережень:    
∑
                       �� �� ;                                                    (2.20) 
в) оскільки кількість спостережень < 10, перевірку гіпотези про те, що 
результати спостережень належать до нормального закону розподілу не проводили; 
г) випадкова складова похибки результату вимірювання �� визначалася таким 
61 
 
чином: 
                  ε  t σ ��                                                 (2.21) 
де = 2, 45 - коефіцієнт Стьюдента, який вибирався з урахуванням до верительної 
ймовірності �� = 0, 95, що застосовують під час проведення метрологічних вимірювань; 
Рисунок 2.11 - Залежність кількості імпульсів за одиницю часу від 
активності джерел на основі 89�� а) і 90�� б) (чорні кола - розрахунок, порожнисті 
кола - експеримент) 
 
д) невиключену систематичну похибку для лічильника фотонів обчислювали 
так: 
                             Θ �� ∑ Θ ;                                                  (2.22) 
 де як єдиний фактор систематичної похибки розглядалася швидкість 
темнового рахунку фотоприймача  ��  = 10 ��−1
1 ,  k = 1 при  m = 1; 
е) далі перевіряли умову: 
                                     0, 8 ≤ ��/��(?̄? ) ≤ 8, 0;                                           (2.23) 
ж)  при  ��/��(?̄? )  <  0, 8  ,  приймалось  Δ  =  ��,  при  ��/��(x)  >  8, 0  ,  Δ  =  ��, 
при виконанні умови 2.23  похибка результатів вимірювання обчислювалася як: 
                                        Δ = ��∑��∑;                                               (2.24)  
где ���� - коэффициент, вычисляемый на основе соотношения случайной и 
неисключенной систематической погрешности, �� - суммарное среднее 
62 
 
квадратическое отклонение результата измерения. 
 
 
Рисунок 2.12 - Калібрувальні залежності активностей джерел на основі 
89�� а) і 90�� б) від кількості імпульсів, отриманих за одиницю часу, ап 
проксимовані лінійними функціями (чорні кола - розрахунок, порожнисті 
кола - експеримент) 
 
���� обчислювався як: 
          �� ;                                                  (2.25) 
де �� Θ . сумарне середнє квадратичне відхилення обчислювали за 
√
формулою: 
                                        ��∑  �� �� �� Θ ;                                        (2.26) 
з) похибка результатів непрямих вимірювань визначення активності джерела 
радіаційного випромінювання для калібрувальних функцій склала: 
                                      Δ Δ ;                           
(2.27) 
де �� (��) - калібрувальна функція для волоконного перетворювача отримана 
за експериментальними даними. 
63 
 
Висновки до розділу 2 
 
Досліджено  конструкцію первинного оптико-волоконного перетворювача 
для вимірювання активності джерел радіаційного бета-випромінювання для 
застосування в системах автоматизованого радіаційного контролю. Розглянуто 
схему включення такого первинного перетворювача до складу системи 
автоматизованого радіаційного контролю. Запропоновано чисельну модель для 
багатопараметричного розрахунку функції відгуку первинного оптико-
волоконного перетворювача в процесі впливу випромінювання радіаційних бета-
джерел. Розроблено структурну схему та блок-схему алгоритму роботи 
програмного забезпечення для її реалізації. 
 Експериментальні дослідження показали, що результати розрахунків за 
запропонованою чисельною моделлю оптико-волоконного перетворювача для 
визначення активності радіаційних бета-джерел узгоджуються з 
експериментальними даними, при цьому дослідний зразок зазначеного оптико-
волоконного перетворювача у складі запропонованої системи автоматизованого 
радіаційного контролю стійко чутливий до джерел на основі 63�� з активністю 
близько 20 мКі і вище, а також до джерел на основі 89�� і 90�� з активністю близько 
1 мКі. Залежності швидкості лічби від активності джерел на основі 63��, 89�� і 90�� 
мають лінійний вигляд. 
  
64 
 
РОЗДІЛ 3 
ОПТИКО-ВОЛОКОННИЙ ПЕРЕТВОРЮВАЧ ДЛЯ ВИМІРЮВАННЯ 
ПОТУЖНОСТІ ГАММА-ВИПРОМІНЮВАННЯ 
 
 
3.1 Перетворювач для визначення потужності дози гамма-
випромінювання як елемент системи автоматизованого радіаційного 
контролю 
 
Розглянемо первинний оптико-волоконний перетворювач для визначення 
потужності дози гамма-випромінювання радіаційних джерел як елемент системи 
автоматизованого радіаційного контролю . 
 
 
 
 
 
 
 
а) б) 
Рисунок 3.1 - Конструкція первинного оптико-волоконного 
перетворювача на основі композиції органічного сцинтилятора і 
спектрозміщувального волокна (а) : 1 - листовий пластиковий сцинтилятор, 
2 - спектрозміщувальне оптичне волокно, 3 - оптичний роз'єм, 4 - дзеркало, 5 
- корпус, та експериментальний зразок оптичного сенсора (б) 
 
На рисунку 3.1 представлено конструкцію оптико-волоконного 
перетворювача. В основі модельованої конструкції первинного оптико-
волоконного перетворювача лежить листовий пластиковий сцинтилятор, у якому 
методом лазерного різання зроблено спіральне заглиблення. У канавці закладено 
65 
 
волокно, що зміщує волокно. Лист сцинтилятора змонтовано в корпус із металу зі 
значним внутрішнім відбиттям. Вихід спектрозміщувального волокна виведено на 
оптичний конектор, розміщений на корпусі перетворювача, до якого під'єднують 
також транспортне волокно в спеціальній захищеній оболонці для під'єднання до 
системи радіаційного контролю. Схема увімкнення пропонованого оптико-
волоконного перетворювача 8 до складу системи автоматизованого радіаційного 
контролю . 
 
Рисунок 3.2 - Структурна схема системи автоматизованого радіаційного 
контролю з увімкненим оптико-волоконним перетворювачем для 
вимірювання потужності дози гамма-випромінювання 
 
Під впливом радіаційного випромінювання в сцинтиляторі генеруються 
оптичні фотони, які, потрапляючи в спектрозмішувальне волокно, збуджують 
перевипромінювання в спектрозміщувальному волокні з набором довжин хвиль, 
узгодженим зі спектром чутливості лічильника фотонів, встановленого в системі 
радіаційного контролю. Кількість оптичних фотонів на виході 
спектрозміщувального волокна в одиницю часу пропорційна потужності дози 
радіаційного випромінювання.  
Оптичний сигнал з оптико-волоконного перетворювача подається на вхід 
лічильника одиночних фотонів через багатоканальний оптичний комутатор. 
Кількість електричних імпульсів на виході лічильника фотонів збігається з 
кількістю оптичних фотонів на виході екранованого транспортного волокна і, отже, 
також перебуває в пропорційній залежності від потужності дози падаючого 
радіаційного випромінювання. Підрахунок кількості електричних імпульсів на 
66 
 
виході лічильника фотонів виконує мікроконтролерна система, далі за допомогою 
програмного комплексу автоматизованої системи радіаційного контролю і 
калібрувальної функції, отриманої з використанням спеціально розробленої 
чисельної моделі, отриманий результат вимірювання інтерпретується в одиниці 
потужності дози радіаційного випромінювання. 
 
 
3.2 Чисельна модель перетворювача 
 
Для оптимізації конструкції оптико-волоконного перетворювача для 
реєстрації потужності дози радіаційного гамма-випромінювання було розроблено 
відповідну чисельну модель. Модель на першому кроці містить у собі розрахунок 
кількості оптичних фотонів на торці спектрозміщувального волокна, на другому - 
остаточний розрахунок кількості оптичних фотонів, що досягли фотодетектора. На 
першому кроці застосовується ймовірнісний підхід і метод Монте-Карло в 
реалізації класів Geant4. Модель враховує такі взаємодії: фотоефект, 
Комптонівське розсіювання, утворення електрон-позитронних пар, 
сцинтиляційний ефект, ефекти спектрального зсуву, оптичного поглинання, 
оптичного відбиття і заломлення. У процесі моделювання передбачалося, що: 
- моделювався однорідний радіаційний пучок; 
- концентрація радіолюмінесцентних центрів однакова в кожній точці 
сцинтилятора; 
- люмінесцентні домішки розподілені рівномірно на всьому протязі 
спектромісткого волокна. 
Усі процеси взаємодії гамма-випромінювання з речовиною в Geant4 
відбуваються наприкінці кроку, отже, ці взаємодії мають дискретний характер, і 
відповідні процеси реалізуються через інтерфейсний клас G4VDiscreteProcess.  
Існує безліч схожих функцій для дискретних електромагнітних процесів і для 
електромагнітних пакетів, тому додаткові базові класи були розроблені для 
забезпечення загальних обчислень. Загальні обчислення для дискретних 
67 
 
електромагнітних процесів виконуються за допомогою G4VEmProcess класу. 
Похідні класи виконують ініціалізацію окремих процесів. Фізичні моделі 
реалізуються за допомогою G4VEmModel-інтерфейсу. Кожен процес може мати 
або кілька моделей, встановлених для різних енергетичних діапазонів і областей 
G4Regions. Моделі виконують обчислення перерізу взаємодії і вибірку кінцевого 
стану. Список електромагнітних процесів і моделі для падаючого гамма-
випромінювання показано в таблиці. 
Пружне розсіювання гамма-квантів може охоплювати Релеєвське, 
Томсонівське розсіювання. Процес Релеївського розсіювання в Geant4 може бути 
симульований за допомогою моделей Penelope і Livermore. Детальніша модель, що 
охоплює атомні та молекулярні взаємодії, міститься в JAEA моделі. Ці специфічні 
реалізації описані більш детально нижче. 
Полное сечение для Рэлеевского рассеяния определяется из библиотек в 
соответствии с 2.1. Угол когерентного рассеяния фотона �� выбирается из формули 
Рэлея - (1 + cos2 ��) sin �� с учетом форм-фактора Хуббеля �� �� 2(q)  
                        Φ(��, ��) = sin �� × �� �� 2(q),                              (3.1) 
де  = 2��(��/2) - перенесення імпульсу. Застосування форм-фактора допомагає 
врахувати в розподілі залежність від початкової енергії �� фотона, яка набуває 
значення при в області високих енергій. Для ефективної вибірки кінцевого стану 
застосовується метод, запропонований у роботі, дані про форм-фактори встановлені 
та встановлені параметри включені в G4LivermoreRayleighModel.  
Алгоритм вибірки має такий вигляд: 
а) випадково обирається атом відповідно до перерізу;  
б) ���� обирається як запропоновано в; 
в) азимутальний кут вибирається рівномірно. 
Фотоефект - випускання електрона при поглинанні фотона в речовині. У 
стандартній моделі G4PEEffectFluoModel цей ефект симулюється з використанням 
параметризованого перерізу поглинання фотона, щоб визначити середню довжину 
вільного пробігу, енергію і напрямок руху випромінюваного електрона. 
Параметризація перерізу фотопоглинання, запропонована Бігсом (Biggs), 
68 
 
використовується: 
 
, , , ,
   �� ��,�� ;                           (3.2) 
За допомогою методу найменших квадратів проводиться підбір кожного з 
коефіцієнтів ��, ��, ��, �� згідно з експериментальними даними в декількох 
енергетичних інтервалах. Як правило, межі цих інтервалів збігаються з 
відповідними інтервалами фотопоглинання. Переріз, і, відповідно, середня 
довжина вільного пробігу переривчасті й можуть бути обчислені "на льоту" з 3.2. 
Коефіцієнти визначаються для кожного енергетичного інтервалу з таблиці, 
розробленої в лабораторії Сандія (Sandia). Якщо енергія фотона нижча за найменше 
значення за даними від Сандія для матеріалу, перетин обчислюють для найменшої 
енергії, таким чином гамма-квант поглинають за будь-якої енергії. Такий підхід 
застосовується після довательно для моделей фотоелектричного ефекту в Geant4. 
Як результат, будь-яке середовище стає непрозорим для низькоенергетичного 
гамма-випромінювання. Клас G4StaticSandiaData.hh містить скориговану таблицю 
для розрахунку перерізу, складену з таблиці, наданої Сандіа (Sandia) з додатковими 
даними, узятими з доповіді Лебедєва.  
Коефіцієнти взято з. Комптонівське розсіювання - це непружне розсіювання 
гамма-фотонів на атомі з випусканням електрона. У стандартному субпакеті 
доступні дві моделі: G4KleinNishinaCompton і G4KleinNishinaModel. Перша модель 
швидша за швидкістю розрахунку, у другій моделі враховуються оболонкові 
ефекти.  
Під час симуляції Комптонівського розсіювання на атомному електроні, 
використовується емпіричний переріз, що відтворює переріз для енергій до 10 кеВ:  
 
      �� ��,�� ;                               (3.3) 
 
де �� - атомний номер матеріалу середовища; 
���� - енергія падаючого фотона; 
69 
 
�� = ����/��2; 
 - маса електрона; 
��i(z) = ��(��i + ����i + ��i��2)   При цьому стандартний повний переріз на атом 
для утворення електрон-позитронних пар у Geant4 :      
      �� ��,�� �� �� 1 �� �� �� �� �� ;                             (3.4) 
де  
   ��1(x) = ��0 + �� 2
1�� + ��2��  + �� 3
3��  + ��4��4 + �� ��5
5 ;                (3.5) 
                 
  ��2(x) = ��0 + ��1�� + ��2��2 + �� 3
3��  + ��4��4 + ��5��5;                  (3.6) 
                  
��3(x) = ��0 + ��1�� + �� 2
2��  + ��3��3 + �� ��4
4  + �� 5
5�� ;                     (3.7) 
 
де �� - атомний номер матеріалу середовища, 
���� - енергія падаючого фотона, 
��  =  (�� /��2
�� ), 
 - маса електрона, параметри ��, ��, �� - табличні коефіцієнти для різних 
інтервалів енергій. Середня довжина вільного пробігу �� фотона в речовині до 
генерації електрон-позитронної пари виражається таким чином: 
                  �� �� ∑ �� �� �� ,�� ;                                        (3.8) 
  
де �� - число атомів на одиницю об'єму для -го елемента матеріалу.  
Оптичні фотони генеруються в разі якщо заряджена частинка переміщується: 
- у діелектрику зі швидкістю, вищою за поріг для генерації Черенковського 
випромінювання; 
- у сцинтиляційному матеріалі. 
Фотон називається оптичним, якщо його довжина хвилі багато більша за 
звичайну атомну відстань, наприклад, коли �� ≥ 10 нм, що співвідноситься з 
енергією 
�� ≤ 100 еВ. Генерація оптичного фотона в HEP-детекторі відбувається в 
70 
 
першу чергу через: 
- Черенковського ефекту; 
- сцинтиляційного ефекту. 
Оптичні фотони беруть участь у трьох видах взаємодій: 
- пружне розсіювання; 
- поглинання; 
- граничні взаємодії. 
Пружне розсіювання не має важливого впливу на оптичні фотони. 
Поглинання має важливе значення, тому що формує нижню межу довжини хвилі в 
діапазоні прозорості випромінювача. Абсорбція конкурує з фотоіонізацією у 
продукуванні сигналу в детекторі, тож вона має бути врахована. 
Під час потрапляння оптичного фотона на межу двох середовищ можливе 
кілька варіантів розвитку подальших подій залежно від типу граничних умов. 
Виділяють такі типи граничних умов: діелектрик 
- діелектрик, діелектрик - метал, діелектрик - чорний метал. Залежно від типу 
граничних умов можуть спостерігатися оптичні явища заломлення, відбиття або 
поглинання. У разі наявності межі діелектрик-діелектрик оптичний фотон зазнає 
заломлення або відбиття, діелектрик-метал - можливе поглинання оптичного 
фотона в металі, зворотне відбиття в середовище діелектрика або поглинання в 
металі. 
Чорний метал - це матеріал із невизначеними властивостями, поведінка 
оптичного фотона не визначена. Основні параметри, що визначають стан 
оптичного фотона, — це імпульс і поляризація. Поляризацію оптичного фотона 
визначають як вектор, що складається з двох компонентів і спрямований за 
нормаллю до напрямку його руху. Поляризацію оптичного фотона характеризують 
циркулярність і загальна фаза. Циркулярність буває правосторонньою і 
лівосторонньою. Оптичні фотони, вироблені в результаті радіолюмінесценції, 
лінійно поляризовані. 
Розрахунок кількості фотонів, що досягли фотодетектора, для оптико-волоконного 
перетворювача для реєстрації потужності дози гамма-випромінювання 
71 
 
проводиться аналогічно розрахунку для оптико-волоконного перетворювача 
бета-випромінювання.  
Відмінність полягає в тому, що на першому етапі з використанням методів 
Монте-Карло траєкторії вироблених у сцинтиляторі оптичних фотонів, що потім 
перевипромінюються і поширюються в спектрозміщувальному волокні, 
відстежуватися аж до оптичного виходу оптико-волоконного перетворювача 
(торця спектрозміщувального волокна). Таким чином, залишається врахувати 
втрати на стиках �� за формулами 2.13, 2.14, 2.15, а також втрати під час ослаблення 
оптичного сигналу у волокні за формулою 2.16. Вираз для загальної кількості 
оптичних фотонів, що досягли фото приймача з урахуванням послаблювалюючих 
факторів визначається виразом: 
                             ��p = ����t ꞏ ��tr ꞏ ��0.                                                                (3.9) 
Беручи до уваги ефективність фотоприймача �� і його темновий фон ���� вираз 
для швидкості лічби фотонів залежно від потужності дози гамма-випромінювання 
аналогічно 2.18 має вигляд: 
                      ������ = φ ꞏ ��p + ����.                                             (3.10) 
 
 
3.3 Розробка програмного забезпечення  
 
Для проведення попередніх чисельних експериментів за допомогою 
запропонованої чисельної моделі для визначення потужності дози джерел гамма-
випромінювання було розроблено оригінальне програмне забезпечення. Як 
інструментарій було обрано бібліотеки класів для моделювання процесів взаємодії 
радіаційного випромінювання з речовиною Geant4.   
 
72 
 
На рисунку 3.3 наведено архітектуру розробленого програмного модуля. 
 
 
Рисунок 3.3 - Архітектура програмного забезпечення для реалізації моделі 
оптико-волоконного перетворювача 
 
Розроблений програмний модуль побудовано за аналогією з програмним 
модулем, розробленим для реалізації чисельної моделі перетворювача для 
вимірювання активності радіаційних джерел: 
а) Програмна оболонка, що містить підсистеми імпорту параметрів, експорту 
результатів моделювання, візуалізації результатів моделювання та надає інтерфейс 
експорту/імпорту даних із бази даних і текстових файлів, а також програмні засоби 
для запуску процесу моделювання та візуалізації результатів розрахунку; 
б) Програмне ядро модуля, яке реалізується з використанням бібліотеки 
класів Geant4, мовою високого рівня С ++, для виконання безпосередньо 
розрахунку кількості оптичних фотонів на торці чутливого волокна, а потім, 
кількості електричних імпульсів на виході лічильника фотонів, а також для 
знаходження вигляду калібрувальної функції оптико-волоконного перетворювача, 
виходячи з даних початкових умов з використанням запропонованої чисельної 
моделі; 
При цьому, на відміну від нього, програмний модуль, розроблений для 
73 
 
реалізації чисельної моделі перетворювача потужності гамма-випромінювання, дає 
змогу імпортувати більший набір вхідних даних у зв'язку з більшою складністю 
чисельної моделі оптико-волоконного перетворювача для визначення потужності 
дози радіаційного випромінювання. 
Для розроблення ядра програмного модуля використовували бібліотеки 
класів Geant4 у зв'язку з перевагами, описаними раніше в розділі 3. 
Програмний модуль реалізує такі функції: 
- імпорт параметрів радіаційних джерел: кількість, активність, енергетичний 
спектр, геометрична форма, положення і розміри, спрямованість випромінювання 
в таких форматах: текстовий файл; 
- імпорт параметрів пластикового сцинтилятора: геометрична форма, 
положення і розміри, сцинтиляційна ефективність, матеріал, варіант конструкції в 
таких форматах: GDML; 
- імпорт параметрів чутливого волокна: геометрична форма, положення і 
розміри, сцинтиляційна ефективність, спектр перевипромінювання, матеріал, 
варіант конструкції в таких форматах: GDML; 
- імпорт параметрів чутливого волокна: геометрична форма, положення і 
розміри, сцинтиляційна ефективність, спектр перевипромінювання, матеріал, 
варіант конструкції в таких форматах: GDML; 
- імпорт опціональних параметрів: геометрична форма і матеріал корпусу 
перетворювача, його положення і розміри у форматі GDML; 
- імпорт додаткових геометричних об'єктів, необхідних для проведення 
попереднього чисельного експерименту із зазначенням властивостей, у таких 
форматах: GDML; 
- розрахунок кількості оптичних фотонів на торці чутливого волокна; 
- розрахунок кількості електричних імпульсів на виході лічильника фотонів; 
- знаходження виду калібрувальної функції на основі розрахункових даних; 
- експорт результатів моделювання у файл або базу даних у таких форматах: 
текстовий файл. 
Програмний модуль під час своєї роботи використовує типи вхідних даних 
74 
 
них: 
а) файл у форматі GDML, що містить тривимірне представлення моделі 
чутливого елемента або додаткового об'єкта, необхідного для симуляції 
експерименту, який може бути використаний для здійснення моделювання з 
використанням запропонованої моделі; 
б) текстовий файл, що містить набір текстових директив, придатних до 
розпізнавання розрахунковим ядром на базі Geant4, що описують розміри, 
активність, енергетичні спектри випромінювання радіаційних джерел та інші 
параметри, необхідні для чисельного моделювання. 
Програмний модуль під час своєї роботи створює такі типи вихідних файлів: 
а) файл у форматі CSV, що містить інформацію про значення швидкості лічби 
імпульсів за різних активностей джерел радіаційного випромінювання. 
Програмний модуль під час своєї роботи здійснює запис вихідної інформації у 
відповідні таблиці бази даних. Алгоритми, застосовані під час розроблення 
програмного модуля обчислення значень рівня іонізуючого випромінювання, 
можна розділити на дві групи: алгоритми, пов'язані безпосередньо з моделюванням 
(програмне ядро), алгоритми, за допомогою яких реалізовано функції 
імпорту/експорту даних (програмна оболонка). Програмне ядро модуля 
реалізується відповідно до такого алгоритму:а) задается геометрия эксперимента 
при помощи трехмерных моделей с опи- санием характеристик используемых 
материалов, импортируемых из мо- дуля базы данных; 
б) визначають параметри генератора первинних частинок (радіаційні 
джерела), реєструють тип частинок, що їх випускає генератор, із зазначенням 
енергетичного спектра і кутового розподілу частинок за напрямами на основі 
даних, які імпортують; в) задаються граничні умови для генерації вторинних 
частинок і моделюються фізичні процеси; г) задають алгоритм опрацювання події 
для вилучення необхідної інформації та формат її виведення для експорту. 
Алгоритм імпорту геометричного об'єкта:  
а) формується запит до бази даних на повний список моделей сухого сховища 
відпрацьованого ядерного палива у форматі GDML;  
75 
 
б) вибирається модель із заданою датою створення; в) обрана модель 
передається на вхід розрахункового ядра.  
Алгоритм імпорту конфігурації радіаційних джерел: 
 а) формується запит до бази даних на повний список конфігурацій 
радіаційних джерел, розташованих у сухому сховищі відпрацьованого ядерного 
палива в текстовому форматі; 
б) вибирається конфігурація із заданою датою створення;  
в) обрана конфігурація передається на вхід розрахункового ядра.  
Алгоритм експорту результатів розрахунку рівня іонізуючого 
випромінювання випромінювання:  
а) файл результатів розрахунку заноситься в базу даних у форматі CSV за 
допомогою спеціальної процедури. Запропонована реалізація моделі дає змогу 
проводити оптимізацію конструкції оптико-волоконного перетворювача для 
визначення потужності дози радіаційного випромінювання з урахуванням 
наступних параметрів: кількість, активність, енергетичний спектр і геометрична 
форма радіаційних джерел; геометрична форма, положення й розміри, 
сцинтиляційна ефективність, матеріал, варіант конструкції пластикового 
сцинтилятора; геометрія, конструкція, ефективність, спектр перевипромінювання, 
спектропереміщувальне волокно та отримувати вихідні калібрувальні волокна; 
геометрія, конструкція, ефективність, спектр перевипромінювання, спектр 
спектросуміщуючого волокна й вихідні калібрувальні волокна; геометрія, 
конструкція, спектр перевипромінювання, спектр спектросуміщаючого волокна і 
вихідний калібрувальний спектр. На базі аналогічних принципів, закладених у 
запропонованій реалізації для оптико-волоконного перетворювача, виконували 
комп'ютерне моделювання взаємодії рентгенівського і гамма-випромінювання з 
радіохромними плівками Gafchromic EBT3. Показано, зокрема, що наявність у 
структурі плівки захисних шарів з поліестеру знижує її чутливість до іонізуючого 
випромінювання приблизно в півтора-два рази (залежно від джерела іонізуючого 
випромінювання). Таким чином, заявлений підхід до реалізації чисельних моделей 
взаємодії перетворювача з радіаційним гамма-випромінюванням є досить 
76 
 
універсальним. На рисунках 3.4 і 3.5 представлено алгоритм роботи додатка і 
програмний інтерфейс відповідно.  
 
Рисунок 3.4 - Блок-схема алгоритму, використовуваного під час 
моделювання волоконного перетворювача 
Системні програмні засоби, що використовуються програмою, представлені 
локалізованою версією операційної системи Linux або аналогічною.  
 
Прикладні програмні засоби представлені пакетом для моделювання 
взаємодії радіаційного випромінювання з речовиною Geant4 версії не нижче 4.10, 
кросплатформною бібліотекою Qt версії не нижче 5.5. 
 
 
 
 
 
77 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Рисунок 3.5 - Інтерфейс користувача розрахункової програми в процесі 
моделювання роботи оптико-волоконного перетворювача 
 
 
3.4 Експериментальні дослідження зразка  
 
Для визначення найефективнішої конструкції оптико-волоконного 
перетворювача для вимірювання потужності дози радіаційного випромінювання 
було виконано попередні розрахунки з використанням його розробленої чисельної 
моделі. У процесі моделювання розраховували кількість оптичних фотонів на 
виході волоконно-оптичного перетворювача залежно від потужності дози 
падаючого радіаційного випромінювання, що потім з урахуванням оптичних втрат, 
які є присутніми під час транспортування оптичного сигналу, та ефективності 
фотодетектора перетворювали на кількість імпульсів на виході лічильника фотонів, 
встановленого в системі радіаційного контролю. На основі отриманих 
розрахункових даних для різних варіантів конструкцій досліджуваного оптико-
78 
 
волоконного перетворювача будувалися калібрувальні залежності потужності дози 
радіаційного випромінювання від кількості електричних імпульсів на виході 
лічильника фотонів, що апроксимувалися відповідними калібрувальними 
функціями, на основі яких обирався найефективніший варіант конструкції. 
Параметри конструкції оптико-волоконного перетворювача, які 
застосовувалися під час моделювання:  
- Радіаційні джерела - на основі 60Co і рентгенівського випромінювання, що 
імітують установки Theratron Equinox 100 і Xstrahl 150; 
- Спектрозміщувальне волокно - BC-482A (полівінілтолуол); - Пластиковий 
сцинтилятор  
- BC-412 (полістирол);  
- Світловідбивний матеріал корпусу — полірований алюміній;  
- Геометрична конфігурація спектрозміщувального волокна — кількість 
витків спіралі. Спектри радіаційних джерел, що застосовувалися під час 
моделювання, представлено на рисунку 3.9а) і 3.9б). Спектр радіаційного джерела 
на базі 60Co отримано з довідкових джерел, поточне значення активності цього 
джерела запозичено з паспортних даних з урахуванням часу розпаду.  
Спектр випромінювання рентгенівської трубки визначається робочим 
режимом, встановленою напругою і струмом, матеріалом анода і матеріалом 
фільтра.  
У процесі моделювання було розраховано спектр із використанням таких 
параметрів: напруга анода - 140 кВ, струм анода - 12мА, матеріал фільтра - мідь, 
матеріал анода - вольфрам.  
 
 
79 
 
 
 
Рисунок 3.6 - Лінійчастий спектр випромінювання радіаційного 
джерела на основі60Co (а) і спектр випромінювання рентгенівської трубки (б) 
 
Розміри пучків радіаційних джерел відповідали експериментально можливим 
значенням: 17х17 см. Величину потужності дози радіаційного випромінювання за 
незмінної активності радіаційних джерел регулювали завдяки додаванню в просвіт 
між радіаційним джерелом та оптико-волоконним перетворювачем моделей 
ослаблювальних пластин загальною товщиною до 200 мм. У результаті 
моделювання було отримано залежності кількостей імпульсів за одиницю часу від 
товщини ослаблювального шару, що еквівалентно залежності кількостей імпульсів 
за одиницю часу від потужності дози. На підставі отриманих залежностей 
будувалися відповідні калібрувальні функції для всіх конструктивних варіантів 
оптико-волоконного перетворювача. 
На рисунку 3.8 показано результати попереднього моделювання для 
варіантів конструкцій оптико-волоконного перетворювача з різним числом витків 
спіралеподібної канавки, у якій покладено спектророзмісне волокно всередині 
пластикового сцинтилятора. Моделювання виконувалося для значень потужностей 
доз у діапазоні 0-5 мГр/с для радіаційного джерела на базі 60Co.  
Розглядалися моделі зразків перетворювачів із числом витків витків: 3, 5, 10. 
80 
 
Як показано на рисунку, найкращу чутливість до гамма випромінювання 
демонструє зразок із числом витків спіралі, що дорівнює 10. Саме такий варіант 
конструкції перетворювача було реалізовано в експериментальному зразку, який 
далі було детально експериментально досліджено. 
 
 
 
 
 
 
 
Рисунок 3.7 - Візуалізація траєкторій частинок у процесі моделювання
 
 
Рисунок 3.8 - Розрахункові залежності кількостей імпульсів, 
зареєстрованих за одиницю часу, від потужності дози гамма-випромінювання 
для трьох варіантів конструкцій запропонованого оптико-волоконного 
перетворювача з різною кількістю витків спіралі, по якій покладено 
спектрозаміщувальне волокно: кола- 10, трикутники - 5, квадрати – 3 
 
Для проведення експериментальних досліджень використовували установки 
81 
 
Theratron Equinox 100 і Xstrahl 150. Апарат Theratron Equinox 100 функціонує так: 
усередині апарата в спеціальному сховищі міститься радіаційне джерело на основі 
60Co, яке в момент початку опромінення за допомогою спеціального механізму 
висувається назовні, після завершення опромінення радіаційне джерело 
засувається назад. Доза, видана апаратом, лімітується часом опромінення. Апарат 
Xstrahl 150 є рентгентерапевтичною установкою, як радіаційне джерело в якій 
виступає рентгенівська трубка, доза опромінення в цьому випадку визначається 
часом роботи рентгенівської трубки. Умови проведення експериментальних 
досліджень відповідали умовам проведення чисельного експерименту.  
Експеримент проводили за такою схемою: датчик повірочного дозиметра 
DOSE1- іонізаційна камера FC65-G був поміщений у пластину-адаптер у полі дії 
радіаційного джерела установки Theratron Equinox 100, де вимірювалося значення 
потужності дози радіаційного випромінювання.  
Потім поверх пластини-адаптера послідовно накладали ослаблювальні 
пластини зі щільністю твердої води і так само послідовно повторювали 
вимірювання. Після чого на місце пластини-адаптера поміщали зразок 
запропонованого оптико-волоконного перетворювача, і за аналогічною методикою 
проводили вимірювання вже кількості імпульсів за одиницю часу на виході 
лічильника фотонів у складі системи радіаційного контролю й управління, що 
пропорційна потужності дози радіаційного випромінювання. У такий самий спосіб 
проводили вимірювання з використанням рентгентерапевтичної установки Xtrahl 
150 з тією лише різницею, що як перевірочний датчик використовували іонізаційну 
камеру TW23342. Для налаштування режиму роботи рентгенівської трубки 
застосовували ті самі значення анодного струму і напруги, що й під час симуляції 
експерименту для отримання такого самого енергетичного спектра 
випромінювання. На рисунках 3.9а) і 3.9б) показано процес експериментальних 
досліджень зразка оптико-волоконного перетворювача для вимірювання 
потужності дози радіаційного випромінювання. 
На рисунку 3.10 представлено результати експерименту в порівнянні з 
розрахунковими значеннями, отриманими за допомогою чисельного моделювання 
82 
 
для випадків із 60Co (а) і рентгенівського випромінювання (б). 
У переході на одиниці потужності дози було отримано залежність кількості 
імпульсів в одиницю часу на виході лічильника фотонів від потужності дози 
рентгенівського та гамма-випромінювання, що характеризує радіаційну чутливість 
експериментального зразка запропонованого оптичного волоконного 
перетворювача у складі системи автоматизованого радіаційного контролю в 
енергетичному діапазоні від 0 до 1,5 МеВ (див. рисунок 3.11). На основі зазначеної 
залежності було визначено лінійну калібрувальну функцію, що апроксимує 
залежність потужності дози рентгенівського та гамма-випромінювання від 
кількості імпульсів за одиницю часу на виході лічильника фотонів у діапазоні 
потужностей доз 1-17 мГр/с. 
 
 
 
 
 
а) б) 
Рисунок 3.9 - Розрахункові (кола) та експериментальні (порожнисті 
кола) залежності кількості імпульсів за одиницю часу від товщини шару, що 
послаблює, для оптико-волоконного перетворювача під час опромінення з 
використанням радіаційного джерела на основі Co-60 (а) і рентгенівської 
трубки (б) 
83 
 
Рисунок 3.10 - Експериментальні дослідження оптичного волоконного 
перетворювача під час опромінення з використанням радіаційного джерела 
на базі Co-60 (а) і рентгенівської установки (б) 
 
Рисунок 3.11 - Залежності кількості імпульсів на виході лічильника 
фотонів від потужності дози рентгенівського та гамма-випромінювання для 
зразка оптико-волоконного перетворювача 
 
Похибку результатів прямих вимірювань швидкості лічби імпульсів 
розраховували таким самим чином, як зазначалося під час опису 
експериментальних досліджень волоконного перетворювача для реєстрації 
активності радіаційних джерел у розділі 3. 
84 
 
Похибка результатів непрямих вимірювань визначення потужності дози 
радіаційного випромінювання для калібрувальної функції становила: 
 
 (3.11)  
 
де �� () - калібрувальна функція для волоконного перетворювача, отримана за 
експериментальними даними. 
 
Рисунок 3.12 - Калібрувальна експериментальна залежність потужності 
дози рентгенівського та гамма-випромінювання від кількості імпульсів за 
одиницю часу, апроксимована лінійною функцією (порожнисті круги) та 
розрахункові дані (круги). 
 
 
Висновки до розділу 4 
 
Запропоновано конструкцію оптико-волоконного перетворювача для 
визначення потужності дози радіаційного гамма-випромінювання з використанням 
органічного сцинтилятора та спектрозміщувального волокна. Розроблено чисельну 
модель взаємодії такого оптико-волоконного перетворювача з радіаційним 
випромінюванням та описано програмний алгоритм для її реалізації. За допомогою 
85 
 
чисельної моделі, реалізованої в розрахунковій програмі, було виконано 
оптимізацію конструкції оптико-волоконного перетворювача та обрано 
найефективніший її варіант, який було реалізовано в експериментальному зразку. 
Крім того, на основі моделі визначено вид калібрувальної функції перетворювача. 
Калібрувальну функцію використано в програмному забезпеченні системи 
автоматизованого радіаційного контролю для інтерпретації результатів 
вимірювання в одиниці потужності дози радіаційного випромінювання при роботі 
із запропонованим оптико-волоконним перетворювачем. 
Експериментальні дослідження зразка оптико-волоконного перетворювача 
для вимірювання потужності дози радіаційного гамма- та рентгенівського гамма-
випромінюванняпоказали гарну відповідність розрахункових та 
експериментальних даних, так, встановлено високу чутливість оптичного датчика 
до рентгенівського та гамма-випромінювання для енергій до 1,5 МеВ. Для цього 
сенсора теоретично й експериментально отримано лінійну залежність кількості 
імпульсів від потужності дози гамма- і рентгенівських випромінювань у діапазоні 
1-17 мГр/с. 
 
 
 
 
  
86 
 
РОЗДІЛ 4 
РОЗРОБЛЕННЯ АВТОМАТИЗОВАНОЇ СИСТЕМИ РАДІАЦІЙНОГО 
КОНТРОЛЮ 
 
 
У цьому розділі описується система автоматизованого радіаційного 
контролю на основі синтезу з використанням первинних оптико-волоконних 
перетворювачів як елементів системи, що дає змогу проводити детектування 
потужності дози випромінювання, активності та положення радіаційних джерел 
різних видів, а також здійснювати керування виконавчими механізмами та 
пристроями сигналізації. 
Структурну схему пропонованої автоматизованої системи радіаційного 
контролю показано на рисунку 4.2. Система включає n первинних оптико-
волоконних перетворювачів 1, оптичні сигнали з кожного з них по транспортних 
волокнах 2 подаються на окремі вхідні оптичні інтерфейси багатоканального 
оптичного комутатора 3, керування яким здійснюється програмним забезпеченням, 
установленим у мікроконтролері 5. Далі вихідний сигнал з багатоканального 
оптичного комутатора 3 надходить на вхідний інтерфейс лічильника фотонів 4. 
 Кожен з оптико-волоконних перетворювачів перебуває під дією джерела 
іонізуючого випромінювання. Мікроконтролерна система здійснює вторинне 
перетворення аналого-цифрове перетворення електричного сигналу з лічильника 
фотонів - рахує кількість імпульсів за одиницю часу.  
Інтерпретацію результатів вимірювання кількості імпульсів на виході 
лічильника фотонів виконують із використанням спеціальної чисельної 
абоматематичної моделі оптико-волоконного перетворювача, а точніше - 
визначеної з її допомогою калібрувальної функції.  
При цьому керування режимом вимірювання та візуалізація результатів 
реалізується за допомогою програмного забезпечення, встановленого на 
персональному комп'ютерікористувача 6. 
87 
 
 
 
Рисунок 4.1 - Структурна схема системи автоматизованого радіаційного 
контролю  
 
Основною відмінною ознакою запропонованої системи є можливість 
під'єднання волоконно-оптичних перетворювачів для контролю різних параметрів 
радіаційних джерел через уніфікований інтерфейс, водночас для кожного 
перетворювача визначається власна калібрувальна функція на основі чисельної або 
математичної моделі. Число під'єднаних до системи оптико-волоконних 
перетворювачів обмежується лише числом вільних портів комутатора. 
Транспортне оптичне волокно 2 (рисунок 4.2) виконує в системі функцію 
просторового поділу вимірювальної системи, розташованої поза зоною дії джерел 
іонізуючих випромінювань, і сенсорних елементів, які перебувають у зоні впливу 
радіаційних випромінювань. Зважаючи на це, пропонована система дає змогу 
моніторувати радіаційну обстановку на досить великих відстанях. Перемикання 
вимірювальних каналів виконується за допомогою багатоканального оптичного 
комутатора 3, який подає оптичний сигнал з обраного транспортного волокна, 
під'єднаного до вхідного порту, на вхідний інтерфейс лічильника фотонів і 
керується за допомогою програмних алгоритмів, реалізованих у програмному 
забезпеченні мікроконтролера 5. 
Кількість імпульсів за одиницю часу на виході лічильника фотонів 4, 
реалізованого на фотодіоді, пропорційна потужності оптичного сигналу, що 
надходить від оптико-волоконного перетворювача. Потужність же оптичного 
сигналу, своєю чергою, перебуває в прямій залежності від ступеня впливу 
88 
 
радіаційного випромінювання на оптико-волоконний перетворювач. Реєстрація 
імпульсів на виході лічильника фотонів за фіксований проміжок часу виконується 
за допомогою мікроконтролера 5. Результат вимірювань передають на 
персональний комп'ютер 6, де здійснюють його подальше опрацювання та 
інтерпретацію в одиниці вимірюваної величини, також є можливість прямого 
відображення результату вимірювання на рідиннокристалічному індикаторі, що 
розміщений безпосередньо на платі мікроконтролера. За допомогою спеціального 
програмного забезпечення, встановленого на персональному комп'ютері, на основі 
отриманих дозиметричних даних здійснюють керування виконавчими механізмами 
та сигналізацією, під'єднаними до блоку керування виконавчими механізмами та 
сигналізацією 7. Вироблення рішень здійснюється на базі алгоритмів, побудованих 
на встановленні контрольних рівнів за потужністю дози радіаційного 
випромінювання, активності радіаційного джерела або допустимих відхилень при 
контролі положення радіаційного джерела. Мікроконтролерна система (вузол 
мікроконтролера) і фотоприймач (модуль лічби фотонів) розміщені в корпусі 
вимірювального блока, тож у окремому випадку, за відсутності оптичного 
комутатора система може працювати в одноканальному режимі. Разом 
персонального комп'ютера може бути використаний одноплатний комп'ютер з 
відповідним програмним забезпеченням (Програмний модуль 2). У зв'язку з цим 
випливає властивість модульності пропонованої системи радіаційного контролю. 
Узагальнюючи, слід зазначити, що основні переваги запропонованого 
підходу полягають у тому, що система є багатоканальною та розподіленою, набуває 
властивостей модульності, універсальності та розширюваності: систему можна 
звести до одноканальної, вилучивши зі схеми оптичний комутатор 3, і в той самий 
час функціональні можливості системи можна розширити завдяки підключенню 
додаткових первинних оптико-волоконних перетворювачів в універсальний спосіб, 
при цьому оптико-волоконні перетворювачі можна призначати для вимірювання і 
контролю радіації, а також для вимірювання температури, температури, 
температури.  
На відміну від оптико-волоконних систем, побудованих на брегговських 
89 
 
решітках, використання лічби фотонів дає змогу виключити вплив температурного 
режиму і зовнішніх деформацій. Застосування бріллюенівського рефлектометра 
також передбачає складний аналіз даних, що надходять, і підвищує кінцеву вартість 
системи. 
 
 
4.1 Розробка програмного забезпечення автоматизованої системи 
радіаційного контролю 
 
Структурну схему програмного комплексу для забезпечення роботи 
запропонованої системи автоматизованого радіаційного контролю представлено на 
рисунку 4.2. На рисунку 4.3 представлено апаратне забезпечення, необхідне для 
роботи розробленого програмного комплексу. 
Як випливає з рисунка 4.2, програмний комплекс складається з 5 незалежних 
програмних модулів. Обмін даними між цими модулями здійснюється за 
допомогою додаткового модуля баз даних, побудованого на вільно 
розповсюджуваній СУБД, що відповідає стандартам SQL. 
Модульність програмного комплексу зумовлена модульною природою 
апаратної реалізації системи автоматизованого радіаційного контролю і дає змогу 
забезпечити варіативність її конфігурування. 
Як дані, що утворюють логічні зв'язки між модулями системи, 
використовуються: 
- результати вимірювань, отримані в результаті опитування оптико-
волоконних перетворювачів в одиницях активності, потужності дози або 
координати; 
- результати розрахунків відповідно до чисельних моделей, отриманих у 
програмних модулях 1 і 2; 
- моделі для розрахунків (елементів геометрії); 
- довідники для розрахунків (файлів конфігурацій радіаційних джерел); 
- калібрувальні файли оптико-волоконних перетворювачів. 
90 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Рисунок 4.2 - Структурна схема програмного комплексу системи 
радіаційного контролю 
 
Рисунок 4.3 - Апаратне забезпечення програмного комплексу 
91 
 
Модульність програмного комплексу зумовлена модульною природою 
апаратної реалізації системи автоматизованого радіаційного контролю і дає змогу 
забезпечити варіативність її конфігурування. 
Як дані, що утворюють логічні зв'язки між модулями системи, 
використовуються: 
- результати вимірювань, отримані в результаті опитування оптико-
волоконних перетворювачів в одиницях активності, потужності дози або 
координати; 
- результати розрахунків відповідно до чисельних моделей, отриманих у 
програмних модулях 1 і 2; 
- моделі для розрахунків (елементів геометрії); 
- довідники для розрахунків (файлів конфігурацій радіаційних джерел); 
- калібрувальні файли оптико-волоконних перетворювачів. 
На рисунку 4.3 також відображено види технічних засобів, що забезпечують 
функціонування і взаємодію програмних модулів: 
- сервер баз даних; 
- розрахунковий сервер; 
- робоча станція оператора; 
- вимірювальний блок, що включає мікроконтролерну систему; 
- багатофункціональний пристрій (принтер); 
- блок управління виконавчими механізмами та сигналізацією; 
- обладнання локальної обчислювальної мережі. 
Програмні модулі 1 і 2 взаємозамінні та мають однакові функціональні 
можливості, відмінність полягає в тому, що Програмний модуль 1 встановлюють 
на персональний комп'ютер оператора, а Програмний модуль 2 призначено для 
встановлення на одноплатний комп'ютер, що застосовують у портативній версії 
системи автоматизованого радіаційного контролю . Зазначені модулі призначені 
для керування процесом моніторингу, інтерпретації результатів вимірювань у 
термінах активності, потужності дози та координати джерела, збереження та 
експорту результатів вимірювання в базу даних у встановленому форматі, 
92 
 
візуалізації результатів вимірювання. 
Алгоритм роботи програмних модулів 1 і 2 представлено на рисунку 4.4 
Наведений алгоритм містить у собі такі дії: 
- ініціалізація апаратної частини системи автоматизованого радіаційного 
контролю ; 
- тестування та діагностика апаратної частини системи автоматизованого 
радіаційного контролю ; 
- налаштування параметрів, що визначають режими моніторингу (вибір виду 
вимірювання, вибір каналів вимірювання, встановлення періодичності опитування 
та інтервалу вимірювання); 
- калібрування оптико-волоконних перетворювачів з використанням 
чисельних і математичних моделей оптико-волоконних перетворювачів; 
- запуск процесу вимірювання в одиницях швидкості рахунку; 
- інтерпретація величини швидкості рахунку в одиниці вимірюваної 
величини; 
- відображення результатів вимірювання; 
- збереження результатів вимірювання у файл і в БД. 
Під час запуску програми запускається ініціалізація апаратної частини 
системи автоматизованого радіаційного контролю , у разі успішного її 
проходження користувачеві надається вибір параметрів вимірювання: вимірюваної 
величини, каналу вимірювання, періодичності опитування перетворювача та 
інтервалу часу вимірювання. За необхідності можливий запуск діагностики 
апаратної частини. Далі проводять перевірку калібрувального статусу обраних 
оптико-волоконних перетворювачів, у разі якщо роботу проводять із 
новопід'єднаним до системи перетворювачем, проводять його обов'язкове 
калібрування з використанням чисельної чи математічної моделі. Потім 
відбувається запуск процесу вимірювання потужності оптичних сигналів, 
наведених джерелами радіаційного випромінювання, з наступною інтерпретацією 
результатів вимірювання в одиниці вимірюваної величини та їхнім відображенням 
на екрані персонального комп'ютера з подальшим збереженням у файл або в базу 
93 
 
даних. Далі в ручному або автоматичному режимі виробляються рішення з 
управління виконавчими механізмами і сигналізацією. 
 
 
 
Рисунок 4.4 – Блок-схема алгоритму роботи програмних модулів 1 і 2 
 
Програмні модулі 1 і 2 розробляли з використанням кросплатного форменого 
фреймворка Qt. Qt дає змогу розробляти і компілювати додатки мовою 
програмування С++ для різних операційних систем без істотних переробок коду.  
94 
 
Додатки будували за багатопотоковим методом, коли графічний інтерфейс 
користувача винесено в окремий потік, в окремому потоці міститься також частина 
коду, що відповідає за взаємодію з вимірювальним обладнанням. Через графічний 
інтерфейс користувачеві надається функціонал для керування режимом 
вимірювань, сигнальними пристроями та виконавчими механізмами, проведення 
калібрування та діагностики апаратної частини. Обмін інформацією між 
персональним комп'ютером і мікроконтролером відбувається виключно в потоці, 
що відповідає за взаємодію з апаратною частиною. 
Інтерфейс програмного забезпечення складається з таких компонентів: 
- вкладка: "Калібрування". Міститься функціонал для проведення 
калібрувань оптико-волоконних перетворювачів; 
- вкладка: "Діагностика". Міститься діагностичний функціонал; 
- вкладка: "Конфігурація". Налаштування параметрів вимірювань; 
- вкладка: "Вимірювання". Будується графічна крива з даними залежно від 
часу вимірювання; 
- вкладка: "Зберегти". Опції збереження отриманих результатів. 
- вкладка: "Сигналізація". Функції керування сигналізацією та виконавчими 
механізмами. 
Інтерфейси програмних модулів 1 і 2 показано на рисунку 4.5: 
 
а) б) 
Рисунок 4.5 - Інтерфейси програмних модулів 1 і 2 для ПК (а) та 
одноплатного комп'ютера (б) 
95 
 
Програмний модуль 3 являє собою програмну "прошивку" ("firmware"), 
призначену для встановлення в мікросхему флеш-пам'яті мікроконтролера 
STM32F100C4T6B (STMicroelectronics) з ARM архітектурою. Мікроконтролер 
здійснює керування багатоканальним оптичним комутатором, а також виконує 
підрахунок імпульсів в одиницю часу на виході лічильника фотонів.  
Основний функціонал програмного модуля полягає в такому: 
- підрахунок кількості імпульсів зареєстрованих на вході таймера; 
- управління таймерами і витримка постійних часових інтервалів; 
- калькуляція кількості імпульсів, що надходять на вхід таймера за одиницю 
часу; 
- візуалізація отриманих даних на екрані рідкокристалічного екрана; 
- передача отриманих даних через зовнішній послідовний інтерфейс на 
персональний комп'ютер. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Рисунок 4.6 - Блок-схема алгоритму роботи програмного забезпечення 
мікроконтролера 
 
Програмний алгоритм роботи модуля показано на рисунку 4.6. 
Архітектура мікроконтролера STM32F100C4T6B дає змогу виконати 
вимірювання кількості імпульсів за одиницю часу апаратними засобами, задаючи 
режим роботи та конфігурацію таймерів. Програмно здійснюється тільки 
ініціалізація периферійних пристроїв - таймерів, їхній запуск і обнулення по 
96 
 
завершенню часового проміжку, встановленого для вимірювань. Таймер 
мікроконтролера містить у собі лічильник, керівні регістри, деяку кількість 
регістрів захоплення-порівняння (САР), регістр автоматичного перезапуску, також 
є попередній дільник. Для забезпечення необхідної розрядності (32 розряди) 
застосовується пара шістнадцятирозрядних таймерів TIM2 і TIM3. Величина 
відрізка часу, протягом якого проводяться вимірювання, визначається таймером 
TIM15, на вхід попереднього дільника якого подаються імпульси з кварцового 
резонатора, частота якого становить 24 MHz. 
На вхід лічильника TIM15 подаються імпульси з частотою вже 50 КHz. Після 
старту таймера TIM15 через деяку кількість зареєстрованих лічильників імпульсів 
проводиться зчитування цифрового коду з регістрів CAP3 і CAP1 таймерів TIM2 і 
TIM3 відповідно. Потім рівно через 50000 імпульсів, накопичених таймерами 
TIM15, що еквівалентно проходженню проміжку часу в 1с, проводять повторне 
зчитування з регістрів CAP3 і CAP1, після чого генерують переривання, за яким 
скидають таймери TIM2, TIM3, TIM15, прапор переривання, обчислюють виміряне 
значення кількості імпульсів за одиницю часу, яке виводять на рідкокристалічний 
екран і передають через послідовний інтерфейс UART на персональний комп'ютер. 
Після чого запускається наступний вимір. 
����1 ������1 2 ������3;                                         (4.1) 
����2 ������2 2 ������4;                                                  (4.2) 
�� ����2 ����1 2,0  ;                                                 (4.3) 
,
 
Вузол мікроконтролера може передавати виміряне значення в зовнішній 
неї пристрій, наприклад - персональний комп'ютер (ПК), через перетворювач 
інтерфейсу RS232-USB у задокументованому текстовому форматі. 
тель інтерфейсу RS232-USB у документованому текстовому форматі. Після 
ініціалізації мікроконтролера передача даних відсутня.  
Існує два режими передачі: 
а) автоматичний режим передачі. При цьому вузол передає дані після 
кожного вимірювання. Вмикається цей режим під час надходження на приймач 
97 
 
коду "A" (0x41); 
б) режим передачі за запитом. У цьому режимі вузол передає одне поточне 
значення у відповідь на кожен запит. Увімкнено режим і здійснюється одноразове 
передання під час надходження на приймач коду "M" (0x4D). У разі надходження 
на приймач мікроконтролера будь-якого іншого символу передача припиняється. 
Програмне забезпечення мікроконтролера написано мовою C. Для налагодження та 
компіляції програми використовували середовище програмування Eclipse і ARM-
GCC, що працює під керуванням ОС Linux. 
Програмні модулі 4 і 5 реалізують чисельні моделі оптико-волоконних 
перетворювачів і використовуються для отримання вигляду їхніх калібрувальних 
функцій, а також верифікації результатів експериментальних досліджень. Опис 
алгоритмів роботи цих модулів наведено в попередніх розділах дисертації. 
 
 
4.2 Проведення експериментальних досліджень 
 
Для проведення експериментальних досліджень було розроблено 
експериментальні зразки системи автоматизованого радіаційного контролю . На 
малюнках 4.8 і 4.7 показано експериментальний зразок багатоканальної волоконної 
системи автоматизованого радіаційного контролю та керування в стійковому 
виконанні й експериментальний зразок системи автоматизованого радіаційного 
контролю та керування, виконаний за одноканальною схемою на базі одноплатного 
комп'ютера відповідно. 
 У разі одноканальної версії лічильник фотонів і мікроконтролерна система 
та керуючий одноплатний комп'ютер об'єднані в єдиному корпусі вимірювального 
блоку. Можливе одночасне підключення тільки одного оптико-волоконного 
перетворювача. 
 
 
 
98 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Рисунок 4.7 - Експериментальний зразок системи автоматизованого 
радіаційного контролю в переносній версії 
 
У разі стійкової версії корпуси компонентів системи автоматизованого 
радіаційного контролю розміщуються між монтажними рамами серверної 19" 
стійки (Рисунок 4.7а). Кріплення блоків здійснюється стандартними 19" 
кріпильними комплектами.  
Розміщені в зоні вимірювання оптико-волоконні сенсори підключаються до 
входів багатоканального оптичного комутатора за допомогою захищених оптичних 
кабелів. 
До складу експериментального зразка системи автоматизованого 
радіаційного контролю в стійковій версії входять (рисунок 4.7а): 
а) оптико-волоконні перетворювачі для вимірювання активності, потужності 
дози, координати джерела; 
б) захищені транспортні оптико-волоконні кабелі;  
в) з'єднувальні електричні кабелі; 
г) багатоканальний оптичний комутатор; д) вимірювальний блок; 
е) персональний комп'ютер; ж) розрахунковий сервер; 
з) сервер бази даних; і) мережевий комутатор; 
к) джерело безперебійного живлення. 
Вимірювальний блок з'єднується з багатоканальним оптичним комутатором 
за допомогою стандартного багатомодового пачкорду (на рисунку не показано). 
99 
 
Для зниження оптичних перешкод через бічну поверхню пачкорду вона додатково 
покрита світлонепроникною оболонкою. 
Зовнішній вигляд змонтованої апаратної частини системи автоматизованого 
радіаційного контролю та керування наведено на рисунку 4.8.  
На рисунку представлено серверну частину системи, що розташована в 
спеціалізованому приміщенні-серверній, у якому забезпечуються необхідні умови 
щодо експлуатації серверного обладнання. Постійне перебування оператора в 
серверній для роботи з апаратурою не потрібне. 
Рисунок 4.8 - Зовнішній вигляд апаратної частини експериментального 
зразка системи автоматизованого радіаційного контролю: 1-інсталяційна 
стійка; 2-обчислювальний сервер; 3-сервер БД; 4-мережевий комутатор; 5-
оптико-волоконний перетворювач; 6-клавіатура; 7-монітор; 8-
вимірювальний блок; 9-багатоканальний оптичний комутатор; 10-джерело 
безперебійного живлення. 
100 
 
Автоматизоване робоче місце оператора показано на рисунку 4.9 - 
персональний комп'ютер зі встановленим програмним забезпеченням.  
Рисунок 4.9 - Зовнішній вигляд персонального керуючого комп'ютера у 
складі системи автоматизованого радіаційного контролю  
 
Розташування цього комп'ютера може бути в будь-якому комфортному для 
оператора місці. З'єднання комп'ютера, що керує, із серверною частиною 
здійснюється за допомогою стандартного мережевого пачкорду (кручена пара з 
роз'ємами RJ-45). 
Як багатоканальний оптичний комутатор застосовано покупний виріб - 
багатомодовий волоконно-оптичний комутатор компанії Leoni MOL 1x16 S200 
UV/VIS N37 19 "FC/PC (позиція 9 на рисунку 4.8).  
Цей комутатор характеризується низькими оптичними втратами, високим 
ступенем ізоляції оптичних каналів, широким спектральним діапазоном і малими 
часами перемикання. 
Вимірювальний блок виконано в корпусі стандарту 19" висотою 2U (рисунок 
4.10). Лицьову панель блоку виготовлено з нержавіючої сталі методом лазерного 
різання. На лицьовій панелі присутній лише один вхідний оптичний роз'єм типу FC 
лічильника фотонів для під'єднання виходу оптичного комутатора за допомогою 
багатомодового світлозахищеного пачкорду. 
101 
 
 
 
 
 
Рисунок 4.10 – Вигляд спереду вимірювального блока 
експериментального зразка системи автоматизованого радіаційного 
контролю  
 
На задній панелі вимірювального блока розміщено вимикач, роз'єм для 
під'єднання стандартного мережевого електричного кабелю, USB роз'єм типу В для 
під'єднання до персонального комп'ютера і роз'єм RS-232 для з'єднання з 
багатоканальним оптичним комутатором. Усі кабелі для з'єднань є стандартними 
покупними виробами.  
Внутрішнє розташування компонентів у блоці вимірювальному 
експериментального зразка системи автоматизованого радіаційного контролю і 
управління показано на рисунку 4.11. 
 
 
 
 
 
 
 
 
Рисунок 4.11 - Внутрішнє розташування компонентів у 
вимірювальному блоці експериментального зразка системи 
автоматизованого радіаційного контролю : 1-фотоприймач (лічильник 
фотонів) COUNT-100B-FC, 2-джерело живлення фотоприймача, 3-джерело 
живлення вузла мікроконтролера MW PS-25-12, 4-вузол мікроконтролера, 5-
корпус 
102 
 
Усередині корпусу (5) розміщено фотоприймач (лічильник фотонів) COUNT-
100B-FC (1), джерело живлення фотоприймача, джерело живлення вузла 
мікроконтролера MW PS-25-12 (3) і мікроконтролерну систему (4). Для розміщення 
перерахованих пристроїв усередині корпусу використовуються монтажні стійки, 
закріплені на основі корпусу. Вхідний оптичний роз'єм фотоприймача виведено 
назовні через отвір у передній стінці корпусу. 
Мікроконтролерна система являє собою двошарову друковану плату з 
розміщеними на ній згідно зі схемою електро-радіо-елементами та компонентами і 
установчими деталями. 
 
 
Висновки до розділу 4 
 
Розроблено нову багатоканальну систему радіаційного контролю та 
керування з використанням первинних оптико-волоконних перетворювачів як 
елементів системи з можливостями вимірювання активності радіаційного джерела, 
потужності дози випромінювання, визначення положення радіаційного джерела, 
можливістю розширення функціоналу за рахунок підключення нових елементів 
(оптико-волоконних перетворювачів). Розроблено структурну схему програмного 
комплексу та схему його апаратного забезпечення. Описано програмний алгоритм 
функціонування системи автоматизованого радіаційного контролю , що здійснює 
збирання, оброблення, верифікацію та візуалізацію вимірювальної інформації, 
передбачає можливість розширення функціоналу в разі підключення додаткових 
оптико-волоконних перетворювачів. Представлено експериментальні зразки 
запропонованої системи автоматизованого радіаційного контролю в стаціонарній 
стійковій і портативній версіях. 
  
103 
 
ВИСНОВКИ 
 
Було проведено дослідження та моделювання конструкції первинного 
оптико-волоконного перетворювача, що ґрунтується на використанні 
сцинтиляційного волокна. Ця конструкція дозволяє вимірювати потужність 
оптичного сигналу, який виникає від джерела радіаційного випромінювання.. 
Була запропонована нова багатоканальна оптико-волоконна система для 
радіаційного контролю. Вона включає в себе первинні оптико-волоконні 
перетворювачі для вимірювання потужності дози радіаційного випромінювання, 
активності та положення радіаційних джерел. Ця система має уніфіковані оптичні 
інтерфейси і забезпечує можливість розширення функціоналу за рахунок 
підключення нових волоконних перетворювачів. Також вона дозволяє визначати 
для них спеціальні калібрувальні функції на основі чисельних і математичних 
моделей.