Приборы и техника эксперимента, 2019, № 1, стр. 69-74

НИЗКОФОНОВАЯ УСТАНОВКА ПОВЫШЕННОЙ ЧУВСТВИТЕЛЬНОСТИ ДЛЯ ОБНАРУЖЕНИЯ И ИЗМЕРЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ПРИМЕСЕЙ

А. И. Алешин, А. М. Бакаляров, С. В. Жуков, В. И. Лебедев, С. Б. Сазонов *

Национальный исследовательский центр “Курчатовский институт”
123182 Москва, пл. Академика Курчатова, 1, Россия

* E-mail: sbsazonov@mail.ru

Поступила в редакцию 15.05.2018
После доработки 15.05.2018
Принята к публикации 27.06.2018

Полный текст (PDF)

Аннотация

Описана низкофоновая компактная установка для измерения радиоактивных примесей в пробах различных материалов. В установке используются два комбинированных сцинтилляционных детектора, состоящих из двух кристаллов с различными временами высвечивания. По уровню чувствительности установка может занять нишу между переносными приборами радиационного контроля, обладающими недостаточной для ряда применений чувствительностью, и уникальными высокочувствительными крупногабаритными установками. Она может быть прототипом установок радиационного контроля проб для применения в широкой области.

DOI: 10.1134/S0032816219010026

1. ВВЕДЕНИЕ

Разработка γ-спектрометров, в том числе для выявления радиационных загрязнений и отбора радиационно-чистых материалов, остается актуальной задачей [1]. Целью настоящей работы является создание низкофоновой установки (н.ф.у.) для обнаружения и измерения количества радиоактивных примесей в пробах различных материалов, которая отличалась бы повышенной чувствительностью и высокой достоверностью результатов измерений, с одной стороны, и достаточной компактностью – с другой. Такая установка смогла бы занять нишу между переносными приборами радиационного контроля, не обладающими достаточной чувствительностью для ряда применений, и уникальными высокочувствительными установками, которые имеются в некоторых научно-исследовательских центрах, но отличаются большими габаритами и размещены, как правило, в подземных лабораториях. Предполагается, что такая установка должна быть небольших размеров, способна функционировать на поверхности Земли и не требовать каких-либо специальных условий для своего размещения.

2. ГАММА-СПЕКТРОМЕТР Н.Ф.У.

Основным узлом н.ф.у. является сцинтилляционный γ-спектрометр. Прежде всего, для повышения чувствительности аппаратуры были приняты меры, обеспечивающие эффективное подавление фона. Как известно, уровень фона определяется двумя составляющими – внутренней и внешней. Внутренняя составляющая определяется степенью радиационной чистоты материалов, из которых изготовлен спектрометр, а внешняя – наличием внешнего фонового излучения, которое в свою очередь состоит из радиоактивного излучения материалов, окружающих установку, и космического излучения на поверхности Земли. Для подавления фона применяется активная и пассивная защита.

В предлагаемом проекте н.ф.у. (рис. 1) спектрометр состоит из двух комбинированных детекторов, верхнего и нижнего, каждый из которых, в отличие от стандартных сцинтилляционных детекторов, содержит по два коаксиальных цилиндрических кристалла с различными временами высвечивания – спектрометрического 3 и защитного 2.

Рис. 1.

Схема низкофоновой установки. 1 – детектор γ-спектрометра; 2 – защитный кристалл; 3 – спектрометрический кристалл; 4 – исследуемая проба; 5, 6 – ФЭУ-1 и ФЭУ-2; 7 – предусилитель; 8 – схема разделения по форме импульса; 9 – амплитудный анализатор спектрометрического кристалла; 10 – амплитудный анализатор защитного кристалла; 11 – источник питания.

Спектрометрический кристалл NaI(Tl) диаметром 120 мм и высотой 150 мм имеет колодец для проб (4) диаметром 40 мм и глубиной 100 мм. Спектрометрический кристалл размещен внутри защитного кристалла CsI(Tl), имеющего форму стакана с толщиной стенок и дна 50 мм. Между кристаллами обеспечен оптический контакт, что позволяет регистрировать сцинтилляционные импульсы в обоих кристаллах одним фотоэлектронным умножителем (ф.э.у.). Комбинированный сцинтиллятор заключен в контейнер 1 из нержавеющей стали диаметром 235 мм и высотой 210 мм. Со стороны дна защитного кристалла в контейнере имеется окно из кварцевого стекла для низкофонового фотоумножителя ФЭУ-172.

Так как времена высвечивания спектрометрического и защитного сцинтилляторов различны, то события, имеющие место в каждом кристалле, с помощью электронной схемы разделения импульсов по форме могут регистрироваться раздельно. В режиме антисовпадений события, зарегистрированные в обоих кристаллах одновременно, исключаются, и для дальнейшего анализа отбираются события, зарегистрированные только в спектрометрическом кристалле. Верхний 5 и нижний 6 ф.э.у. расположены на торцах защитного кристалла и через предусилитель 7 подключены к входу схемы разделения 8 по форме импульса. Один выход схемы 8 подключен к анализатору импульсов спектрометрического кристалла 9, а второй – к анализатору амплитуд импульсов 10 защитного кристалла. Питание ф.э.у. осуществляется от единого источника высокого напряжения 11.

Верхний и нижний комбинированные детекторы состыкованы колодцами для проб вплотную друг к другу, что обеспечивает, благодаря замкнутости контура защитных кристаллов, эффективную и компактную активную защиту спектрометрической установки. При этом в два раза увеличивается объем исследуемых проб и обеспечиваются условия 4π-геометрии измерений.

Детекторы изготовлены из низкофоновых материалов с использованием технологии дополнительной очистки исходного сырья от рубидия, содержащего долгоживущий β-активный изотоп 87Rb с граничной энергией электронов 0.283 МэВ и периодом полураспада 4.81 ⋅ 1010 лет.

3. УСТРОЙСТВО Н.Ф.У.

Общий вид детектора в сборе с ф.э.у. и крепежными элементами для монтажа показан на рис. 2. (Для наглядности на фотографии показан только нижний детектор.)

Рис. 2.

Фотография низкофоновой установки.

При выборе конструкции пассивной защиты спектрометра была измерена эффективность подавления внешнего фона такими защитными материалами, как свинец (блоки размером 50 × 100 × × 200 мм), вольфрам, тефлон, электролитическая медь и борированный полиэтилен.

В качестве детектора в этих измерениях использовался сцинтилляционный блок NaI(Tl) размером 100 × 100 × 200 мм с ФЭУ-110, которым измерялся энергетический спектр фона в диапазоне энергий 0.1–1.0 МэВ при его окружении указанными выше защитными материалами в разной конфигурации. На основе анализа полученных результатов для н.ф.у. была принята трехслойная комбинация пассивной защиты:

– наружный слой – борированный полиэтилен толщиной 80 мм (блоки нейтрон-стоп);

– средний слой – свинец толщиной 150 мм;

– внутренний слой – электролитическая медь толщиной 30 мм.

Борированный полиэтилен служит для подавления нейтронной компоненты внешнего фона. Электролитическая медь, являясь более радиационно-чистым материалом, чем свинец, служит защитой от γ-излучения возможных радиоактивных примесей в свинце. Следует отметить, что защитный кристалл комбинированного детектора, изготовленный из радиационно-чистого материала, обеспечивает дополнительную пассивную защиту спектрометрического кристалла.

Гамма-спектрометр, состоящий из двух комбинированных NaI(Tl)–CsI(Tl) детекторов, установлен на четырех вертикальных направляющих во внутренней полости пассивной защиты. Полость имеет размеры 240 × 240 × 820 мм и ограничена пластинами из электролитической меди, которые являются внутренним слоем пассивной защиты и одновременно основой конструкции установки. Снаружи медные пластины обложены свинцовыми блоками и блоками нейтрон-стоп, образующими соответственно средний и наружный слои пассивной защиты. В верхней части пластин смонтированы две горизонтальные направляющие, по которым перемещается раздвижная крышка защиты, состоящая из двух половин. При установке и извлечении пробы половины крышки раздвигаются, верхний комбинированный детектор спектрометра выдвигается по направляющим и удаляется из установки с помощью отдельного грузоподъемного устройства. Габариты и масса н.ф.у. составляют соответственно 800 × 800 × 1350 мм и ~4.5 т. При измерении проб с достаточно высоким уровнем активности радиоактивных примесей конструкция н.ф.у. позволяет работать в 2π-геометрии с одним нижним детектором.

4. РАБОЧИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ СПЕКТРОМЕТРА

Для определения рабочих характеристик спектрометра проведены измерения энергетического разрешения и спектра фона верхнего и нижнего комбинированных детекторов как раздельно, так и в состыкованной паре. Энергетическое разрешение спектрометрических кристаллов NaI(Tl) определялось по объемным источникам, содержащим изотопы 137Cs и 40K активностью ~200 Бк и помещенным в колодец для проб. Энергетическое разрешение защитных кристаллов CsI(Tl) определялось по внутреннему пику 137Cs. Под внутренним пиком подразумевается пик, обусловленный загрязнением кристаллов CsI(Tl) радиоактивным цезием. Полученные результаты представлены в табл. 1 и 2.

Таблица 1.

Энергетическое разрешение спектрометрических кристаллов NaI(Tl)

NaI(Tl) Энергетическое разрешение, %
по 37Cs (Eγ = 0.661 МэВ) по 40K (Eγ = 1.46 МэВ)
Верхний детектор 14.1 11.2
Нижний детектор 13.7 9.1
Оба детектора 13.8 10.2
Таблица 2.

Энергетическое разрешение защитных кристаллов CsI(Tl)

CsI(Tl) Энергетическое разрешение, %, по внутреннему пику 137Cs (Eγ = 0.661 МэВ)
Верхний детектор 18.3
Нижний детектор 15.6
Оба детектора 16.2

Фон детекторов измерялся внутри пассивной защиты. В табл. 3 приведены значения скорости счета фона состыкованной пары детекторов в энергетических окнах, соответствующих пикам 137Cs, 40K, 238U и 232Th.

Таблица 3.

Скорость счета фона состыкованной пары комбинированных детекторов

Энергетические окна,
МэВ
Скорость счета, с–1, фона в обоих NaI(Tl)-детекторах
137Cs (0.58–0.74) 0.510
40K (1.36–1.56) 0.123
238U (1.64–1.88) 0.044
232Th (2.50–3.30) 0.045

В табл. 4 приведены интегральные спектры фона верхнего и нижнего комбинированных детекторов, измеренные в идентичных условиях в интервале энергий γ-квантов 0.1–3.4 МэВ, и спектр фона регистрирующих кристаллов NaI(Tl) в состыкованной паре детекторов.

Таблица 4.

Интегральные спектры фона комбинированных детекторов отдельно и в состыкованной паре, время измерения 3277 с

Энергия, МэВ Верхний детектор Нижний детектор Оба детектора NaI(Tl)
NaI(Tl) CsI(Tl) NaI(Tl) CsI(Tl)
0.10–3.40 4275 37 388 4742 59 730 6731
0.15–3.40 4128 37 186 4095 51 638 6188
0.20–3.40 3911 36 199 3902 39 671 5926
0.30–3.40 3542 30 937 3583 33 391 5523
0.40–3.40 3204 27 286 3238 29 770 5117
0.50–3.40 2842 24 768 2880 26 871 4610
0.60–3.40 2486 22 313 2493 24 350 4083
0.70–3.40 1870 17 350 1752 18 076 2840
0.80–3.40 1558 14 514 1479 14 917 2363
0.90–3.40 1376 12 644 1316 13 450 2098
1.00–3.40 1205 11 454 1153 12 139 1862
1.50–3.40 376 6622 363 6850 722
2.00–3.40 175 3446 147 3642 316
2.50–3.40 85 1793 70 1806 145

С помощью объемного источника из соли KBr с известной активностью определена эффективность регистрации γ-излучения 40К по фотопику. Экспериментальное значение эффективности составило εэксп = 21.3%.

Для определения временной стабильности спектрометрического тракта н.ф.у. проведено четыре цикла измерений величины фона, каждый из которых включал тридцать пять экспозиций продолжительностью 819 с. Стабильность контролировалась по внутреннему пику 137Cs в кристалле CsI(Tl) и не превышала 0.5% в течение всех четырех циклов. Измерения показали, что распределение величины фона как в диапазоне энергий γ-квантов 0.1–3.4 МэВ, так и в любом энергетическом интервале внутри этого диапазона подчиняется нормальному закону с дисперсией, равной математическому ожиданию. Таким образом, при известном фоне чувствительность спектрометра будет определяться только эффективностью регистрации γ-излучения пробы и временем измерений.

5. ОПРЕДЕЛЕНИЕ КОЛИЧЕСТВЕННОГО СОДЕРЖАНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ В ИССЛЕДУЕМОЙ ПРОБЕ

Процедура определения содержания изотопов в исследуемой пробе состоит в решении системы линейных уравнений, связывающей экспериментальные значения скорости счета в энергетических окнах, характерных для изотопов, содержание которых в исследуемой пробе мы должны определить, с содержанием этих изотопов:

(1)
${{C}_{i}} = \sum\limits_j {{{A}_{{ji}}}{{X}_{j}}} ,$
где Сi, распады/с – скорости счета спектрометра за вычетом фона в i-м энергетическом окне; Xj, распады/с – содержание в исследуемой пробе интересующих нас изотопов; Aji – эффективность регистрации излучения j-го изотопа в i-м энергетическом окне.

Приведенная система уравнений может содержать произвольное число изотопов. При этом для каждого изотопа учитывается как γ-активность в характерном для него энергетическом окне, так и вклад активности других изотопов в это окно. Искомое содержание того или иного изотопа Хj определяется путем решения системы уравнений (1) с использованием экспериментальных величин Сi. Система уравнений (1) записывается с учетом возможных вкладов j изотопов в i-е энергетическое окно. В коэффициентах Aji учитывается амплитудное разрешение установки.

Количество учитываемых изотопов и вид системы уравнений (1) определяются непосредственно решаемой задачей. Так, например, для определения количества 137Cs в образце в обычных условиях достаточно учесть наличие примесей следующих изотопов: 137Cs, 40K, 238U, 232Th. Пронумеруем их как  j = 1, 2, 3, 4. Соответственно экспериментально определяем скорости счета спектрометра в энергетических окнах для цезия, калия, урана и тория: 0.58–0.78 МэВ, 1.36–1.56 МэВ, 1.64–1.88 МэВ и 2.50–3.30 МэВ, которые мы также пронумеруем как i = 1, 2, 3, 4. В этой ситуации система уравнений (1) будет иметь вид системы из четырех уравнений:

${{С }_{1}} = {{А }_{{11}}}{{Х }_{1}} + {{А }_{{21}}}{{Х }_{2}} + {{А }_{{31}}}{{Х }_{3}} + {{А }_{{41}}}{{Х }_{4}};$
(2)
${{С }_{2}} = {{А }_{{22}}}{{Х }_{2}} + {{А }_{{32}}}{{Х }_{3}} + {{А }_{{42}}}{{Х }_{4}};$
${{С }_{3}} = {{А }_{{23}}}{{Х }_{2}} + {{А }_{{33}}}{{Х }_{3}} + {{А }_{{43}}}{{Х }_{4}};$
${{С }_{4}} = {{А }_{{34}}}{{Х }_{3}} + {\text{ }}{{А }_{{44}}}{{Х }_{4}}.$

Решение (2) имеет вид:

${{X}_{1}} = {{C}_{1}}{\text{/}}{{A}_{{11}}} + {\text{(}}{{A}_{{31}}}{{V}_{2}}--{{A}_{{21}}}{{V}_{1}}--{{A}_{{41}}}{{V}_{3}}{\text{)/(}}{{A}_{{11}}}D{\text{)}};$
${{X}_{2}} = {{V}_{1}}{\text{/}}D;$
${{X}_{3}} = {{V}_{2}}{\text{/}}D;$
${{X}_{4}} = {{V}_{3}}{\text{/}}D;$
(3)
$D = {{A}_{{22}}}{\text{(}}{{A}_{{33}}}{{A}_{{44}}}--{{A}_{{43}}}{{A}_{{34}}}{\text{)}}--{{A}_{{23}}}({{A}_{{32}}}{{A}_{{44}}}--{{A}_{{34}}}{{A}_{{42}}});$
$\begin{gathered} {{V}_{1}}\quad = {{C}_{2}}({{A}_{{33}}}{{A}_{{44}}}--{{A}_{{43}}}{{A}_{{34}}})--{{C}_{3}}{\text{(}}{{A}_{{32}}}{{A}_{{44}}}\quad--{{A}_{{42}}}{{A}_{{34}}}{\text{)}} \\ \, + {{C}_{4}}({{A}_{{32}}}{{A}_{{43}}}--{{A}_{{42}}}{{A}_{{33}}}); \\ \end{gathered} $
${{V}_{2}} = {{C}_{3}}{{A}_{{44}}}{{A}_{{22}}}--{{C}_{2}}{{A}_{{44}}}{{A}_{{23}}}--{{C}_{4}}({{A}_{{22}}}{{A}_{{43}}}--{{A}_{{23}}}{{A}_{{42}}});$
${{V}_{3}} = {{C}_{2}}{{A}_{{34}}}{{A}_{{23}}}--{{C}_{3}}{{A}_{{34}}}{{A}_{{22}}} + {{C}_{4}}({{A}_{{22}}}{{A}_{{43}}}--{{A}_{{23}}}{{A}_{{42}}}).$

Использование системы уравнений (1) для определения количественного содержания радиоактивного изотопа в исследуемой пробе по его γ-излучению предполагает знание эффективностей регистрации этого излучения Aji, которые зависят от многих факторов. Методически наиболее правильным путем определения эффективности является ее измерение относительно известной активности. Однако экспериментальное решение этой задачи представляет значительную трудность, связанную с использованием большого количества эталонных источников. Поэтому выбран путь математического моделирования эффективности регистрации в широком диапазоне энергий.

Величины Aji вычислялись путем математического моделирования взаимодействия γ-квантов с веществом с использованием метода Монте-Карло. Вычисление коэффициентов Aji осуществлялось с помощью программного пакета GEANT3.21 [2]. Расчетная геометрическая модель была создана с учетом реальной конструкции экспериментальной установки. В модели учитывались кристаллы, проба внутри полости, фотоумножители и пассивная защита. Источники γ-квантов моделировались с помощью генератора DECAY4 [3]. Коэффициенты A1i определялись по результатам моделирования вклада 137Cs, коэффициенты A2i – по результатам моделирования вклада изотопа 40K. Для определения A3i моделировались источники из радиоактивного ряда 238U (214Pb, 214Bi), а для определения A4i – вклад изотопов из ряда 232Th (228Ac, 212Pb, 212Bi и 208Tl). Были исключены радионуклиды 206Tl и 210Tl, образующиеся при разветвлении цепочек распада в крайне незначительных количествах. Все источники разыгрывались в предположении равномерного распределения по объему исследуемого образца. В результате расчетов были получены для каждого изотопа энергетические спектры в кристалле NaI(Tl) c учетом антисовпадений с кристаллом CsI(Tl). В конечных результатах учитывалось амплитудное разрешение каждого кристалла. Стохастическое моделирование проводилось с учетом предположения, что равновесие в радиоактивных рядах урана и тория не нарушено.

Методика математического моделирования протестирована с помощью расчета эффективности регистрации γ-излучения радионуклида 40К (Eγ = 1.46 МэВ), содержащегося в объемном источнике из соли KBr активностью ~200 Бк. Полученное расчетное значение эффективности εрасч = = 21.8% в энергетическом окне для калия (1.36–1.56 МэВ) хорошо согласуется с приведенным в предыдущем разделе экспериментальным значением εэксп = 21.3%.

Процедура исследования конкретного образца состоит из нескольких этапов. Сначала определяются значения фона с использованием образца, аналогичного исследуемому, но относительно которого известно, что в нем отсутствуют радиоактивные источники. После этого проводятся измерения с самим исследуемым образцом. Из полученных значений числа импульсов в заданных окнах за время измерения (104 с) вычитаются соответствующие фоновые величины. Полученные разностные значения подставляются в систему уравнений (1) в качестве значений Ci. Решив систему уравнений, можно определить содержание в образце радиоактивных примесей.

6. ОПРЕДЕЛЕНИЕ ЧУВСТВИТЕЛЬНОСТИ УСТАНОВКИ

Под чувствительностью установки мы понимаем минимально обнаруживаемую активность (МОА) для Xj (в нашем примере активности 137Cs, 40K, 238U и 232Th). Для определения МОА мы используем методику, развитую в работах [4, 5]. Такой подход принят и широко используется на различных установках и при измерениях (см., например, [69]). Минимально обнаруживаемую активность мы определяем по формуле: МОА = = (4.66$\sqrt B $)/(tεγ) [10], где В – фон в соответствующем энергетическом окне за время измерения, t – живое время, ε – эффективность детектора, γ – выход γ-квантов на распад. Так как при вычислении коэффициентов Aji учитываются выходы γ-квантов, то произведение εγ заменяется на диагональные элементы матрицы А.

На основании расчетных данных и результатов измерений рабочих характеристик н.ф.у. получены следующие значения чувствительности установки к γ-излучению радионуклидов 137Cs, 40K, 238U, 232Th в пробах массой ~500 г при экспозиции 104 с:

$\begin{gathered} \sum\limits_{{}^{{137}}{\text{Cs}}} { = 8.13 \cdot {{{10}}^{{ - 17}}}} \,{\text{г р а м м и з о т о п а ц е з и я }} \\ {\text{н а г р а м м п р о б ы }}; \\ \end{gathered} $
$\begin{gathered} \sum\limits_{{}^{{40}}{\text{K}}} { = 5.88 \cdot {{{10}}^{{ - 5}}}} \,{\text{г р а м м п р и р о д н о г о к а л и я }} \\ {\text{н а г р а м м п р о б ы }}; \\ \end{gathered} $
$\sum\limits_{{}^{{238}}{\text{U}}} { = 2.61 \cdot {{{10}}^{{ - 8}}}\,{\text{г р а м м у р а н а н а г р а м м п р о б ы }};} $
$\sum\limits_{{}^{{232}}{\text{Th}}} { = 1.62 \cdot {{{10}}^{{ - 7}}}\,{\text{г р а м м т о р и я н а г р а м м п р о б ы }}.} $

Чувствительность $\sum\nolimits_{{}^{{40}}{\text{K}}} {} $ к изотопу 40К вычислена с учетом содержания этого изотопа в природном калии. Таким образом, описанная н.ф.у. по чувствительности более чем на порядок превосходит сцинтилляционные комплексы FoodGuard-1 [10] фирмы ORTEC и не уступает полупроводниковым установкам FoodGuard-2 [11] той же фирмы.

7. ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Представленная выше н.ф.у. может быть установлена в обычном лабораторном помещении и обладает характеристиками, мало уступающими характеристикам специализированных полупроводниковых установок. Такие показатели были достигнуты благодаря использованию в спектрометре комбинированных детекторов, позволивших обеспечить повышенную эффективность измерений в сочетании с компактностью активной защиты и тщательно подобранной пассивной защитой. Низкофоновая установка может служить прототипом промышленных образцов установок для радиационного контроля различных проб, включая пробы почвы, пищевой продукции, строительных, конструкционных и других материалов. Габариты и масса установки таковы, что она может быть размещена в кузове грузовой автомашины, что позволяет ее использовать в мобильном варианте.

Список литературы

  1. Дорин А.Б., Ельцин В.Ф., Чураков А.К. “Аналитический обзор российских гамма-спектрометров.” ООО НИИП “Грин Стар Инструментс”. www. greenstar.ru/articles/obzor_gama_cpectorv.pdf

  2. GEANT3.21 Detector description and Simulation Tool. Manual. CERN Program Library Long Writeup W5013.

  3. Ponkratenko O.A., Tretyak V.I., Zdesenko Yu.G. // Phys. At. Nucl. 2000. V. 63. P. 1282. (nucl-ex 0104018).

  4. Currie L.A. // Anal. Chem. 1968. № 40. C. 586.

  5. Currie L.A. // Analytica Chimica Acta. 1999. V. 391. P. 127.

  6. Xiao-Bin Tang, Jia Meng, Peng Wang, Ye Cao, Xi Huang, Liang-Sheng Wen, Da Chen // Applied Radiation and Isotopes. 2016. V. 110. P. 100.

  7. Anicin I.V., Yap C.T. // Nucl. Instrum. and Methods in Phys. Res. 1987. V. A259. P. 525.

  8. Bagatelas C., Tsabaris C., Kokkoris M., Papadopoulos C.T., Vlastou R. // Environ Monit Assess. 2010. V. 165. P. 159.

  9. Runkle R.C., Smith L.E., Peurrung A.J. // Journal of Applied Physics. 2009. V. 106. P. 041101.

  10. http://www.ortec-online.com/products/radiochemistry-health-physics-research-industrial/food-monitoring-systems/foodguard-1

  11. http://www.ortec-online.com/products/radiochemistry-health-physics-research-industrial/food-monitoring-systems/foodguard-2

Дополнительные материалы отсутствуют.