Не зарегистрирован


Подписаться
Вход
Забыли пароль?
Регистрация

  СОВРЕМЕННЫЕ ЦИФРОВЫЕ ТЕХНОЛОГИИ



Новости

19.05.25
нового поколения. Он представляет собой композитный материал на основе полиэтиленовой матрицы высокого давления и гидрида титана с улучшенной защитой от быстрых нейтронов и гамма-квантов.
24.04.25
Вышла вторая статья из цикла "Измерение полного нейтронного и гамма-квантов сечения радиационно-защитного материала", посвященная композитному материалу на основе гидрид титана (TiH2) и полиэтилена.


Новейшие разработки

НИР и ОКР    

ОКР №16        Разработка                                       дозиметра  

в котором соответствующая мощность рассчитывается,  исходя из измеренной плотности потока быстрых нейтронов с энергией до 20 МэВ и гамма-квантов с энергией до 9 МэВ.

Подписка

Введите код:  

Индикаторы

  

Top.Mail.Ru
Top.Mail.Ru  

Главная  /  Продукция

Каталог / 01. Компьютерные системы и комплексы

Spectrometer-dosimeter SDMF-1608SN

 


Увеличить
Цена:  87,995.00 


Overview


SDMF-1608SN –The neutron and gamma rays spectrometer -dosimeter is designed for measuring the spectral  neutron and gamma-rays flux density in the real time and in absolute units [neutrons * sm-2 * s-1 * MeV-1] and [gamma-quants * sm-2 * s-1 * MeV-1].

Based on the measured spectral fluence rate effective and absorbed dose rate is calculated  in a wide energy range of neutron  and gamma ray, as well as ambient equivalent dose rate.

For gamma-rays, spectrometer-dosimeter also calculates the exposure and absorbed dose rate in the air.

When calculating the dose characteristics, the geometry of radiation sources and irradiation conditions are taken into account.

 

Main features

  • Simultaneous measurement of energy spectra of neutron and gamma ray.

  • Measurement of neutron spectrum without  usage of bulky and heavy polyethylene moderators.

  • Measurement of continuous (“white”) spectrum of gamma ray as well as of linear (discrete) spectrum.

  • Measurement of fast neutron and gamma ray flux density in absolute units.

  • Maximum load at detector input 3 х 105 pulses, which corresponds to the computable effective dose rate of 1.75 х 105 μSv/hr from 239Pu-Be source with frontal geometry.

  • Energy resolution  of  no  more  than 2.5% for neutron with energy of 14.5 MeV and no more than  9%  for  gamma  rays  with  energy  of 661 keV (137Cs). 


Application

  •  Monitoring in nuclear facilities.
  •  Earth physics.
  •  Nuclear medicine.
  •  Measurement of effective dose rate of secondary neutrons and gamma-ray at medical accelerators (LINAC).
  •  Research in materials.
  •  Fast neutron flux standard.
  • Calibration of any kind of integral dosimeters of neutron and gamma radiation.


Spectrometer specifications


Сharacteristic

Value

Range of neutron energy

500 keV – 16 MeV

Range of gamma rays energy

250 keV – 8 MeV

Min/Max of effective dose rate

from 0,2  up to 20 000 μSv/hr

Long-time instability (72 h)

0,5%

Average deviation from real values of neutron flux density measurement integral/differential

not more than 7%/15% 

Average deviation from real values of ambient dose equivalent rate of neutron flux measurement

not more than 12%

Average deviation from real values of ambient dose equivalent rate of H * (10) gamma radiation measurement

not more than +12%

Energy resolution at 137Cs line (661 keV) not more than 12%
Anisotropy for neutron radiation  not more than +15%
Maximum neutron fluence for scintillator (not considering restoration) 1013 n/cm2
Detector’s work load  

3*10 4 pulses/s

Computed dose dimensions Sv/hr, Gy/hr, Sv/s, Gy/s, 
rad/s, rad/hr, R/s, R/hr 
Standalone worktime (accumulator +12V)   not less than 3 hours
Dimensions spectrometer, mm 415(W) x 165(L) x 360(H)  
Size of detector, mm  245 x D65
Weight includes detector  10 kg

 

  


        

152Eu (gamma spectrum)   228Th (gamma spectrum)   226Ra (gamma spectrum)   ОР-М reactor (gamma spectrum)    239Pu-Be (gamma spectrum)

252Cf (neutron spectrum)   7Li(d,n)8Be  (particle accelerator and lithium target)   NG-07 neutron generator (neutron spectrum)   ОР-М reactor (neutron spectrum)   239Pu-Be (neutron spectrum)



239PuBe (neutron spectrum)   

     

      


 - Data sheet of the spectrometer-dosimeter SDMF-1608SN

 

 - Article: "Measuring the monoenergetic neutron flux density using the SDMF-1608SN spectrometer-dosimeter in the radiation fields of the PTB ion accelerator complex (PIAF), Germany"

 

 - Article on the use of a spectrometer to measure the total neutron cross section of radiation-protective materials (polyethylen with TiH2 and B4C) 


 - Article:"Study of radiation-protective characteristics of polyethylene composites with B4C and Bi2O3 to neutron and gamma radiation









Обратная связьПодпискаСправочник специалиста в АЦП
© Все права защищены. 2004-2025 г. ООО "Центр АЦП"
Служба поддержки:
Работает на: Amiro CMS