Адрес для переписки: Лукашевич Р.В. УП «АТОМТЕХ», ул. Гикало, 5, г. Минск 220005, Беларусь e-mail: rimlianin@gmail.com Address for correspondence: Lukashevich R. SPE «ATOMTEX», Gikalo str., 5, Minsk 220005, Belarus e-mail: rimlianin@gmail.com Для цитирования: Лукашевич Р.В., Фоков Г.А. Применение спектрометрического метода расчета мощности дозы для создания высокочувствительных образцовых средств измере- ния на базе сцинтилляционных блоков детектирования. Приборы и методы измерений. 2017. – Т. 8, № 3. С. 246–253. DOI: 10.21122/2220-9506-2017-8-3-246-253 For citation: Lukashevich R., Fokov G. [Application of the Spectrometric Method for Calculating the Dose Rate for Creating Calibration Highly Sensitive Instruments Based on Scintillation Detection Units]. Devices and Methods of Measurements. 2017, vol. 8, no. 3, рр. 246–253 (in Russian). DOI: 10.21122/2220-9506-2017-8-3-246-253 Devices and Methods of Measurements 2017, vol. 8, no. 3, pp. 246–253 Lukashevich R., Fokov G. Приборы и методы измерений 2017. – Т. 8, № 3. – С. 246–253 Лукашевич Р.В., Фоков Г.А. УДК 53.089.68 Применение спектрометрического метода расчета мощности дозы для создания высокочувствительных образцовых средств измерения на базе сцинтилляционных блоков детектирования Лукашевич Р.В., Фоков Г.А. УП «АТОМТЕХ», ул. Гикало, 5, г. Минск 220005, Беларусь Поступила 21.03.2017 Принята к печати 27.06.2017 Приборы на основе сцинтилляционных детекторов обладают высокой чувствительностью к фотонному излучению и широко применяются для измерения мощности дозы гамма-излучения окружающей среды. Мо- дернизация измерительного тракта для минимизации погрешности измерения отклика детектора на гамма- излучение уже достигла своего технологического потолка и не дает должного эффекта. Более перспективны- ми для этой цели являются методы обработки получаемой спектрометрической информации. Целью данной работы являлась разработка высокочувствительных образцовых средств измерений на основе сцинтилляци- онных блоков детектирования с применением спектрометрического метода расчета мощности дозы. В данной работе рассматривается спектрометрический метод дозиметрии гамма- излучения на осно- ве преобразования измеренного аппаратурного спектра. С использованием заранее рассчитанных или изме- ренных функций отклика детектора на воздействие гамма-излучения заданной энергий и плотности потока определяется некоторая функция от энергии G(E). Используя эту функцию в качестве ядра интегрального преобразования от характеристики поля к дозе, можно получить величину дозы непосредственно из текуще- го аппаратурного спектра. Применяя функцию G(E) к энергетическому распределению флюенса фотонного излучения в окружающей среде, общая мощность дозы может быть определена без информации о распреде- лении радиоизотопов в окружающей среде. Для определения G(E) методом Монте-Карло рассчитываются аппаратурные функции отклика сцинтил- ляционного детектора на излучение моноэнергетических фотонных источников, а также другие характери- стики. Далее весь энергетический диапазон регистрации разбивается на энергетические интервалы, для ко- торых вычисляется функция G(E) с применением линейной интерполяции. Рассматриваемый спектрометрический метод расчета дозы с применением функции G(E) позволяет ис- пользовать сцинтилляционные блоки детектирования для решения широкого круга дозиметрических задач. В статье приведен способ вычисления данной функции с помощью методов Монте-Карло и описываются особенности ее применения. Представлены результаты расчета функции G(E) для блока детектирования с NaI(Tl) детектором (Ø40 мм, h = 40 мм) и результаты его использования в качестве блока-компаратора для аттестации низкоинтенсивных полей фотонного излучения по мощности кермы в воздухе. Ключевые слова: сцинтилляционный детектор, оператор преобразования «спектр-доза», метод Монте- Карло, компаратор. DOI: 10.21122/2220-9506-2017-8-3-246-253 246 Devices and Methods of Measurements 2017, vol. 8, no. 3, pp. 246–253 Lukashevich R., Fokov G. Приборы и методы измерений 2017. – Т. 8, № 3. – С. 246–253 Лукашевич Р.В., Фоков Г.А. Адрес для переписки: Лукашевич Р.В. УП «АТОМТЕХ», ул. Гикало, 5, г. Минск 220005, Беларусь e-mail: rimlianin@gmail.com Address for correspondence: Lukashevich R. SPE «ATOMTEX», Gikalo str., 5, Minsk 220005, Belarus e-mail: rimlianin@gmail.com Для цитирования: Лукашевич Р.В., Фоков Г.А. Применение спектрометрического метода расчета мощности дозы для создания высокочувствительных образцовых средств измерения на базе сцинтилляционных блоков детектирования. Приборы и методы измерений. 2017. – Т. 8, № 3. С. 246–253. DOI: 10.21122/2220-9506-2017-8-3-246-253 For citation: Lukashevich R., Fokov G. [Application of the Spectrometric Method for Calculating the Dose Rate for Creating Calibration Highly Sensitive Instruments Based on Scintillation Detection Units]. Devices and Methods of Measurements. 2017, vol. 8, no. 3, рр. 246–253 (in Russian). DOI: 10.21122/2220-9506-2017-8-3-246-253 Application of the Spectrometric Method for Calculating the Dose Rate for Creating Calibration Highly Sensitive Instruments Based on Scintillation Detection Units Lukashevich R., Fokov G. SPE «ATOMTEX», Gikalo str., 5, Minsk 220005, Belarus Received 21.03.2017 Accepted for publication 27.06.2017 Abstract Devices based on scintillation detector are highly sensitive to photon radiation and are widely used to measure the environment dose rate. Modernization of the measuring path to minimize the error in measuring the response of the detector to gamma radiation has already reached its technological ceiling and does not give the proper effect. More promising for this purpose are new methods of processing the obtained spec- trometric information. The purpose of this work is the development of highly sensitive instruments based on scintillation detection units using a spectrometric method for calculating dose rate. In this paper we consider the spectrometric method of dosimetry of gamma radiation based on the trans- formation of the measured instrumental spectrum. Using predetermined or measured functions of the detector response to the action of gamma radiation of a given energy and flux density, a certain function of the energy G(E) is determined. Using this function as the core of the integral transformation from the field to dose char- acteristic, it is possible to obtain the dose value directly from the current instrumentation spectrum. Applying the function G(E) to the energy distribution of the fluence of photon radiation in the environment, the total dose rate can be determined without information on the distribution of radioisotopes in the environment. To determine G(E) by Monte-Carlo method instrumental response function of the scintillator detector to monoenergetic photon radiation sources as well as other characteristics are calculated. Then the whole full-scale energy range is divided into energy ranges for which the function G(E) is calculated using a linear interpolation. Spectrometric method for dose calculation using the function G(E), which allows the use of scintillation detection units for a wide range of dosimetry applications is considered in the article. As well as describes the method of calculating this function by using Monte-Carlo methods and the features of its application. The results of the calculation function G(E) for the detection unit on the basis of NaI(Tl) detector (Ø40 mm, h = 40 mm) to use it as a comparator for kerma rate in the air certification of low intenseе photon radiation fields. Keywords: scintillation detector, spectrum-dose conversion operator, the Monte-Carlo method, comparator. DOI: 10.21122/2220-9506-2017-8-3-246-253 247 Devices and Methods of Measurements 2017, vol. 8, no. 3, pp. 246–253 Lukashevich R., Fokov G. Приборы и методы измерений 2017. – Т. 8, № 3. – С. 246–253 Лукашевич Р.В., Фоков Г.А. Введение Приборы на основе сцинтилляционных де- текторов обладают высокой чувствительностью к фотонному излучению и широко применяются для измерения мощности дозы окружающей сре- ды. Поскольку они имеют большую плотность, чем ионизационные камеры, небольшие сцин- тилляционные детекторы имеют сопоставимую чувствительность с ионизационными камерами больших размеров, что позволяет создавать пор- тативные высокочувствительные приборы. Ча- сто сцинтилляционные приборы используются в спектрометрии для идентификации отдельных радионуклидов и оценки их вклада в суммарную мощность дозы. Однако из-за сложной формы и сильной энергетической зависимости функции отклика сцинтилляционных детекторов, дости- жение приемлемой точности в дозиметрах на их основе является трудной задачей. Возможности улучшения детекторной части измерительного тракта с целью уменьшения по- грешности измерения отклика детектора на гам- ма-излучение ограничены. Поэтому для дости- жения этой цели был выбран путь модернизации методов обработки получаемой спектрометриче- ской информации. В Японии в 1960–1970-х гг. были разработа- ны несколько методов оценки дозы по амплитуде импульсов аппаратурного спектра сцинтилляци- онных детекторов. Один из них вводит некото- рую функцию G(E), с помощью которой можно получить величину дозы непосредственно из ап- паратурного спектра, используя эту функцию в качестве ядра интегрального преобразования от характеристики поля к дозе [1, 2, 3]. Преимуще- ство метода состоит в возможности измерения малых уровней гамма-излучения благодаря высо- кой чувствительности применяемых сцинтилля- ционных детекторов [4]. Данный метод исполь- зуется в радиационном приборостроении, но его применение в основном ограничивается создани- ем средств измерения с погрешностью 15–25 % [5–7]. При этом возможности метода намного шире и позволяют создавать, например, образцо- вые высокочувствительные средства измерения для аттестации низко интенсивных полей фотон- ного излучения по мощности дозы. Например, поверка и калибровка дозиме- трических установок фотонного излучения по мощности кермы в воздухе проводится с исполь- зованием эталонных полостных ионизационных камер объемом до 10 л, нижняя граница измере- ний которых соответствует дозе порядка несколь- ких мкГр/ч. Для высокочувствительных дозиме- тров радиационной защиты часто требуется про- водить калибровку в диапазоне мощности кермы в воздухе до 0,1 мкГр/ч. Поэтому целью данной работы являлась разработка блока-компаратора на основе сцинтилляционного блока детектиро- вания с возможностью поверки образцовых и рабочих средств измерений, калибровки полей фотонного излучения низкой интенсивности по мощности кермы в воздухе. Функция G(E) При применении функции G(E) к энергетиче- скому распределению флюенса фотонного излуче- ния в окружающей среде в качестве функционала общая мощность дозы может быть определена без информации о распределении радиоизотопов в окружающей среде. Суммарная мощность дозы излучения, вызванная фотонным излучением, мо- жет быть получена без сведений о спектральном распределении радиоизотопов, если энергетиче- ское распределение флюенса фотонного излуче- ния получено в месте расположения детектора. На основе этой идеи в работе [1] разработана методика преобразования аппаратурного спектра сцинтилляционных детекторов путем воздействия на него функционала «спектр-доза», который за- дается функцией G(E). Это позволило получать суммарную мощность дозы излучения непосред- ственно по детектируемому аппаратурному спек- тру внешнего фотонного излучения. Поскольку только моделированием спектра вычислить функцию G(E) нельзя, необходимо найти способ вычисления, использующий распре- деление амплитуды импульсов, фактически на- блюдаемое в детекторе. В качестве распределения спектра сравнения сцинтилляционного детектора, применяющегося в вычислении функции G(E), ис- пользуется спектр энергетических потерь для па- раллельного пучка фотонного излучения, опреде- ленный теоретически с помощью метода Монте- Карло [8, 9]. Для определения функции G(E) мето- дом Монте-Карло рассчитываются аппаратурные функции отклика сцинтилляционного NaI(Tl) де- тектора на излучение моноэнергетических фотон- ных источников, а также другие характеристики. Используя эти результаты, можно рассчитать функцию G(E), однако нельзя надеяться на вы- числение точных ее значений, поскольку между фактическим и теоретически рассчитанным рас- пределением имеется расхождение. Поэтому, как 248 Devices and Methods of Measurements 2017, vol. 8, no. 3, pp. 246–253 Lukashevich R., Fokov G. Приборы и методы измерений 2017. – Т. 8, № 3. – С. 246–253 Лукашевич Р.В., Фоков Г.А. 249 правило, энергетическое распределение находит- ся путем интерполяции полученных эксперимен- тальных и теоретических спектральных распреде- лений. Источниками ошибок в данном методе явля- ются: – отклонение действительного распределения амплитуды импульса от предполагаемого прямо- угольного распределения; – зависимость функции G(E) от расстояния между источником и детектором; – угловая характеристика чувствительности сцинтилляционного детектора, которая важна, в частности, при измерении излучения окружа- ющей среды. Кроме того, возникают ошибки, получающи- еся при энергетической калибровке шкалы при- бора и из-за изменений усиления измерительного тракта во время измерений. Но при этом метод позволяет эффективно избегать неопределенно- стей, имеющих место при классической обработке спектров матричным методом. Моделирование детектора и расчет функции G(E) В нашей работе для определения функции G(E) методом Монте-Карло использовался про- граммный комплекс SNEGMONT [10]. А именно рассчитывались аппаратурные функции отклика используемого сцинтилляционного блока де- тектирования. В режиме расчета аппаратурных функций отклика при моделировании накапли- вается спектр энергии, поглощенной детектиру- ющим элементом, т.е. для каждого энергетиче- ского канала подсчитывается количество соот- ветствующих импульсов. По завершении мон- текарловской части программы аппаратурные функции отклика разыгрываются по Гауссу на основе рассчитанных энергетических спектров и экспериментально определенной зависимости энергетического разрешения от энергии. При расчете функций отклика учет конфи- гурации и эффективности регистрации NaI(Tl) детектора, используемых в расчетах, является очень важным, поскольку существенно влияют на спектральную форму аппаратурного спектра. Расчетная геометрическая модель детектора включает в себя NaI(Tl) кристалл с окружающи- ми его внешними оболочками, а также элементы внешних конструкций блока детектирования и окружающей среды. В данной работе рассматри- вается сцинтилляционный блок детектирования на основе NaI(Tl) детектора (Ø40 мм, h = 40 мм). NaI(Tl) детектор, обладающий высокой чувстви- тельностью к фотонному излучению и низким собственным фоном, имеет ряд преимуществ при использовании функции G(E), а именно: – отсутствие энергетической зависимости при оценке дозы облучения фотонного излучения; – определение дозы облучения без спектраль- ного анализа и оценки дифференциальной дозы облучения, включая дозу облучения рассеянного излучения со спектральным анализом; – непродолжительность времени измерения и простота процесса измерения по сравнению с ио- низационной камерой. С помощью программного комплекса SNEGMONT были рассчитаны аппаратурные функ- ции отклика NaI(Tl) детектора (Ø40 мм, h = 40 мм) на потоки моноэнергетических фотонов с энергией от 10 до 3000 кэВ (рисунок 1). Предполагалось, что на входное окно детектора падает по нормали рав- номерный параллельный поток моноэнергетиче- ских фотонов с заданной мощностью амбиентного эквивалента дозы у поверхности детектора. Соот- ветствующая плотность потока вычисляется про- граммой в процессе задания пользователем исход- ных данных моделирования. Моделируемое время воздействия определялось по критерию заданной статистической достоверности результатов. Рисунок 1 – Аппаратурные функции отклика NaI(Tl) детектора (Ø40 мм, h = 40 мм) на моноэнергетическое гамма-излучение, рассчитанные по методу Монте- Карло Figure 1 – Instrument response functions of the NaI(Tl) detector (Ø40 mm, h = 40 mm) to monoenergetic gamma radiation calculated by Monte-Carlo method На основе смоделированных функций откли- ка для нескольких десятков различных исходных монолиний гамма-излучений были рассчитаны эффективность регистрации и чувствительность детектора. Devices and Methods of Measurements 2017, vol. 8, no. 3, pp. 246–253 Lukashevich R., Fokov G. Приборы и методы измерений 2017. – Т. 8, № 3. – С. 246–253 Лукашевич Р.В., Фоков Г.А. 250 Полученные аппаратурные функции отклика на моноэнергетическое излучение в диапазоне энергий от 10 до 3000 кэВ представляют собой спектральное распределение, соответствующее параллельному пучку фотонного излучения. Аппаратурное спектральное распределение фотонного излучения в кристалле NaI(Tl) в об- ласти энергий менее 2 МэВ, где влияние образо- вания электронных пар невелико, образуется из распределения вторичных электронов с энергия- ми от нуля до комптоновского порога, пика пол- ного поглощения, созданного главным образом фотоэлектрическим поглощением, а также низ- коэнергетической составляющей, обусловлен- ной рассеянием. Наблюдаемое в действительности амплитуд- ное распределение импульсов, ширина которых увеличивается как при прохождении сцинтилля- ционных фотонов от места генерации до вход- ного окна фотоэлектронного умножителя, так и при усилении тока электронов, образованных в результате фотоэффекта, представляет собой не- прерывный спектр. Далее весь энергетический диапазон регистрации разбивается на энергети- ческие интервалы, для каждого из которых вы- числяется функция G(E) с применением линей- ной интерполяции. Расчеты функции G(E) удобно производить в среде MathCAD с использованием интеллек- туального алгоритма, позволяющего подбирать энергетические интервалы и минимизировать отклонения функции G(E). На рисунке 2 пред- ставлены примеры аппаратурного спектра и спектр дозы, создаваемые коллимированным ис- точником гамма-излучения 226Ra в составе дози- метрической установки. Рисунок 2 – Измеренный аппаратурный и рассчитан- ный дозовый спектры источника гамма-излучения 226Ra Figure 2 – Measured instrumental and calculated dose spectra of the gamma radiation source 226Ra Отметим, что точность измерения мощности дозы, основанного на использовании функции G(E), зависит от ширины канала энергетиче- ской шкалы спектрального распределения. Для создания образцовых средств измерения важ- но учитывать данный момент, так как он может вносить существенную погрешность в величину измеренной мощности дозы. Для решения этой задачи разработан алгоритм расчета функции G(E), учитывающий реальную ширину энергети- ческого канала используемых блоков детектиро- вания. Применение данного подхода позволило добиться хорошей сходимости результатов рас- чета мощности дозы с помощью функции G(E) и измеренных значений мощности дозы на пове- рочных дозиметрических установках. Направленность детектора при использо- вании функции G(E) Для решения задач по измерению мощности дозы окружающей среды необходимо учитывать положение сцинтилляционного детектора при проведении измерений. В отличие от ионизаци- онных камер, сцинтилляционные блоки детек- тирования имеют выраженную характеристику направленности. Поэтому расчет функции G(E) и калибровка должны выполняться для рабочей геометрии измерений прибора. С помощью программного комплекса SNEGMONT обнаружено, что сцинтилляционные детекторы с отношением диаметра к высоте 4:3 имеют самую лучшую характеристику направ- ленности. При этом в сцинтилляционных детек- торах, у которых диаметр в 1,5 раза больше вы- соты, самая высокая чувствительность (прирост составляет +3 %) наблюдается при углах падения излучения в пределах 15° и далее, приближаясь к 90°, снижение чувствительности достигает –6 %. В наших исследованиях применялся сцин- тилляционный детектор с равными по размеру диаметром и высотой. В этом случае по мере уве- личения угла падения гамма-излучения чувстви- тельность детектора растет и становится макси- мальной при углах 70–80° (прирост чувствитель- ности составляет +10 % относительно рабочей торцевой геометрии измерения). Разработка блока-компаратора Полученные значения функции G(E) исполь- зовались при отладке блока детектирования на основе NaI(Tl) детектора (Ø40 мм, h = 40 мм). На Devices and Methods of Measurements 2017, vol. 8, no. 3, pp. 246–253 Lukashevich R., Fokov G. Приборы и методы измерений 2017. – Т. 8, № 3. – С. 246–253 Лукашевич Р.В., Фоков Г.А. его основе был создан блок-компаратор для атте- стации полей фотонного излучения по мощности кермы в воздухе. Апробация блока детектирования с функ- цией G(E) в качестве средства измерения прове- дена на поверочной дозиметрической установке УДГ-АТ110 [11] с использованием источников гамма-излучения 241Am, 57Co, 137Cs и 60Co. Срав- нительный анализ полученных эксперименталь- ных и расчетных аппаратурных спектров показал хорошую сходимость. Поэтому значения мощно- сти дозы, полученные с использованием функции G(E), хорошо согласуются с действительными зна- чениями мощности дозы (отклонения менее 3 %) в исследуемых полях излучения. В результате про- веденных измерений определены основные метро- логические характеристики блока-компаратора. Для подтверждения метрологических ха- рактеристик блока-компаратора были проведены исследования, а позже выполнена калибровка в ФГУП «ВНИИМ им Д.И. Менделеева» на госу- дарственных эталонах Российской Федерации по мощности кермы в воздухе: эталонной установке рентгеновского излучения УЭД 50-320 из состава ГЭТ 8-2011, эталонной установке гамма-излучения УИЭЗ с использованием источников гамма-излу- чения 241Am, 137Сs, 226Ra, 60Co из состава ГВЭТ 8-2. Зависимость показаний блока-компаратора от мощности кермы в воздухе была исследована в по- лях гамма-излучения радионуклидных источников из 137Cs (662 кэВ) в диапазоне от 0,03 до 50 нГр/с. Результаты исследований показали отклонение от линейности в пределах ±3% в указанных диапазо- нах мощностей кермы в воздухе (рисунок 3). Рисунок 3 – Зависимость показаний блока-компарато- ра от мощности кермы в воздухе в полях гамма-излуче- ния радионуклидного источника 137Cs (662 кэВ) Figure 3 – Dependence comparator readings of kerma rate in the air in the fields of gamma radiation of 137Cs radionu- clide source (662 keV) Энергетическая зависимость чувствитель- ности блока-компаратора была исследована в диапазоне средних энергий фотонов от 40 до 1250 кэВ с использованием рентгеновского и гам- ма-излучений. Энергетическая зависимость чув- ствительности блока-компаратора в данном диа- пазоне энергий не превышает ±6 % (рисунок 4). Рисунок 4 – Энергетическая зависимость чувстви- тельности блока-компаратора в диапазоне энергий фотонов от 40 до 1250 кэВ Figure 4 – The energy dependence of the sensitivity of the comparator in the photon energy range from 40 to 1250 keV В ФГУП «ВНИИМ им Д.И. Менделеева» выполнена калибровка блока-компаратора, при- надлежащего УП «АТОМТЕХ», с выдачей сер- тификата калибровки. Максимальное значение расширенной неопределенности полученных значений калибровочных коэффициентов, при коэффициенте охвата k = 2, блока-компаратора не превышает 4 %. В настоящее время несколько подобных бло- ков-компараторов рентгеновского и гамма-из- лучения поставлены и успешно используются в ФГУП «ВНИИМ им Д.И. Менделеева» и в УП «АТОМТЕХ». Заключение Применение программного комплекса SNEGMONT и учет ширины энергетического канала используемых блоков детектирования при расчете функции G(E) обеспечивают хоро- шую воспроизводимость и достоверность из- меряемой мощности дозы. Представленные ре- зультаты измерений распределений амплитуд импульсов, полученных методом Монте-Кар- ло с использованием программного комплекса 251 Devices and Methods of Measurements 2017, vol. 8, no. 3, pp. 246–253 Lukashevich R., Fokov G. Приборы и методы измерений 2017. – Т. 8, № 3. – С. 246–253 Лукашевич Р.В., Фоков Г.А. SNEGMONT, обеспечивают отклонение потока фотонов менее чем в 1 % от истинного входного потока фотонов. Метод оценки мощности дозы по энергии фотонов в спектре с использованием функции G(E) является более гибким, чем применяемые в настоящее время методы, и обеспечивает на- дежные результаты, совпадающие с современ- ной концепцией радиационного контроля, так как при измерении дозы присутствует аппара- турный спектр излучения и доступна информа- ция об энергии излучения. Результаты определения метрологических характеристик и калибровка в ФГУП «ВНИИМ им Д.И. Менделеева», созданного на базе сцин- тилляционного детектора блока-компаратора, по- казывают, что применение описанного выше под- хода позволяет использовать рассматриваемый блок-компаратор в метрологии фотонного излу- чения для поверки рабочих эталонов и средств измерений, калибровки полей фотонного излуче- ния низкой интенсивности по мощности кермы в воздухе в интервале энергий фотонов от 40 до 1500 кэВ с погрешностью не более 4–6 %. Список использованных источников 1. Moriuchi, S. A new method of dose evaluation by spectrum-dose conversion operator and determination of the operator / S. Moriuchi // JAERI 1209 (Japan Atomic Energy Research Institute). – 1970. 2. Moriuchi, S. Determination of spectrum-dose con- version operator for spherical NaI(Tl) scintillators / S. Mo- riuchi, T. Nagaoka, S. Sakamoto, K. Saito // JAERI- M 8092 (Japan Atomic Energy Research Institute). – 1972. 3. Moriuchi, S. Development of a dosimetric system using spectrometric technique suitable for operational ra- diation dose measurements and evaluation / S. Moriuchi, M. Tsutsumi, K. Saito // Proc. 10-th IRPA International Congress. – May 2000. – P-3b-197. 4. Фоминых, В.И. Измерение малых уровней гам- ма-излучения спектрометрическим методом с исполь- зованием оператора «спектр-доза» / В.И. Фоминых, Г.И. Шульгович, В.А. Кожемякин // Метрология. – № 10. – 1983. – С. 32–39. 5. Aoyama, K. Development of low-energy x-ray sur- vey-meter, radiation detectors and their uses / K. Aoyama, K. Masui, S. Yamamura, T. Nakamura, T. Yabutani, Y. Na- mito // KEK Proceedings. – 2006. – 7 November. – P. 57–67. 6. Yamamura, S. Development of wide-energy range X/gamma-ray survey-meter / Seini Yamamura, Takashi Nakamura, Katsuhito Itou, Osamu Hatakeyama, Kaoru Masui // Journal of Nuclear Science and Technol- ogy. – 2008. – No. 45, iss. 5. – P. 187–190. 7. Бабенко, В.В. Спектрометрический метод из- мерения поглощенной дозы гамма-излучения с помо- щью NaI(Tl) детектора / В.В. Бабенко, А.Г. Исаев [и др.] // Сборник материалов XI ежегодного семинара «Спектрометрический анализ. Аппаратура и обработ- ка данных на ПЭВМ». – Обнинск : ФГОУ «ГЦИПК», 2005. – C. 67–77. 8. Cho, G. Electronic dose conversion technique us- ing a NaI(Tl) detector for assessment of exposure dose rate from environmental radiation / G. Cho, H.K. Kim, H.Woo // IEEE Transactions on Nuclear Science. – 1998. – No. 45. – P. 981–985. 9. Moriuchi, S. Construction of Response Matrices for Various Cylindrical and Spherical NaI(Tl) Scintillation Detectors for Gamma Rays and the Test Results / S. Mo- riuchi, M. Tsutsumi, K. Saito // Japanese Journal of Health Physics. – 2009. – No. 44. – P. 122–133. 10. Фоков, Г.А. Расчет аппаратурных функций отклика стандартного NaI детектора гамма-излуче- ния с помощью универсального программного кода SNEGMONT / Г.А. Фоков, Г.И. Шульгович // Сборник материалов XIV ежегодного семинара «Спектроме- трический анализ. Аппаратура и обработка данных на ПЭВМ». – Обнинск : ФГОУ «ГЦИПК», 2008. – C. 145–158. 11. Дозиметрическая установка гамма-излучения УДГ-АТ110 [Электронный ресурс]. – Режим доступа: http://www.atomtex.com/sites/default/files/udg-at110. pdf. – Дата доступа: 04.07.2017 Reference 1. Moriuchi S. A new method of dose evaluation by spectrum-dose conversion operator and determination of the operator. JAERI 1209, Japan Atomic Energy Research Institute, 1970 (in Japanese). 2. Moriuchi S., Nagoya T., Sakamoto S., Saito K. Determination of spectrum-dose conversion operator for spherical NaI(Tl) scintillators, JAERI-M 8092, Japan Atomic Energy Research Institute, 1972 (in Japanese). 3. Moriuchi S., Satsuma M., Saito K. Development of a dissymmetric system using spectrometric technique suitable for operational radiation dose measurements and evaluation. Proc. 10-th IRPA International Congress, Hi- roshima, May 2000, p-3b-197. 4. Fominykh V.I., Shulgovich G.I., Kozhemia- kin V.A. Measurement of small levels of gamma radiation by spectrometric method using the «spectrum-dose» op- erator. Metrologija [Metrology], no. 10, 1983, pp. 32–39. (in Russian) 5. Aoyama K., Masui K., Yamamura S., Nakamura T., Yabutani T., Namito Y. Development of low-energy x- ray survey-meter, radiation detectors and their uses. KEK Proceedings, 2006, 7 November, pp. 57–67. 6. Yamamura Seini, Nakamura Takashi, Itou Katsuhi- to, Hatakeyama Osamu, Masui Kaoru. Development of 252 Devices and Methods of Measurements 2017, vol. 8, no. 3, pp. 246–253 Lukashevich R., Fokov G. Приборы и методы измерений 2017. – Т. 8, № 3. – С. 246–253 Лукашевич Р.В., Фоков Г.А. wide-energy range X/gamma-ray survey-meter. Journal of Nuclear Science and Technology, no. 45, iss. 5, 2008, pp. 187–190. doi: 10.1080/00223131.2008.10875818 7. Babenko V.V., Isaev A.G. Spectrometric method for the measurement of the absorbed dose of gamma radia- tion using a NaI(Tl) detector. Spektrometricheskiy analiz. Apparatura i obrabotka dannykh na PEVM [Proc. XI an- nual seminar «Spectrometric Analysis. Equipment and data processing on PC»]. Obninsk, Federal State Educational Institution «GICPK» Publ., 2005, pp. 67–77 (in Russian). 8. Cho G., Kim H.K., Woo H. Electronic dose con- version technique using a NaI(Tl) detector for assess- ment of exposure dose rate from environmental radiation. IEEE Transactions on Nuclear Science, no. 45, 1998, pp. 981– 985. doi:10.1109/23.682692 9. Moriuchi S., Tsutsumi M., Saito K. Construction of Response Matrices for Various Cylindrical and Spheri- cal NaI(Tl) Scintillation Detectors for Gamma Rays and the Test Results. Japanese Journal of Health Physics, no. 44, 2009, pp. 122–133. 10. Fokov G.A., Shulgovich G.I. Calculation of the instrumental response functions of a standard NaI gamma-ray detector using the universal program code SNEGMONT. Spektrometricheskiy analiz. Apparatura i obrabotka dannykh na PEVM [Proc. XI annual semi- nar «Spectrometric Analysis. Equipment and data pro- cessing on PC»]. Obninsk, Federal State Educational Institution «GICPK» Publ., 2008, pp. 145–158 (in Rus- sian). 11. Dozimetricheskaya ustanovka gamma-izlucheni- ya UDG-AT110 [АТ110 Gamma Beam Irradiator with Calibration Bench]. Available at:: http://www.atom- tex.com/sites/default/files/udg-at110.pdf (accessed 04.07.2017). 253