Радиографическое устройство

Радиографическое устройство

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Область техники, к которой относится изобретение

Данное изобретение относится к радиографическому устройству. В частности, изобретение относится к радиографическому устройству для обнаружения скрытых предметов, веществ и материалов. Например, изобретение можно применить для обнаружения скрытых оружия, взрывчатых веществ, контрабанды, наркотиков и других предметов, веществ и материалов в таких местах, как авиационный багаж, авиагруз или морские контейнеры.

Уровень техники

Для решения этой задачи были предложены технологии, основанные на применении рентгеновского излучения, гамма-излучения и нейтронов (Hussein, E., 1992, Gozani, T., 1997, An, J. и др., 2003). Наиболее широко применяемой технологией является рентгеновский сканер, который формирует изображение проверяемого предмета путем измерения пропускания рентгеновского излучения через предмет от источника к пространственно-сегментированному детектору. Рентгеновское излучение сильнее всего ослабляется плотными материалами с более высокими атомными номерами, например металлами. Поэтому, рентгеновские сканеры идеальны для обнаружения таких предметов, как огнестрельное оружие, ножи и другое оружие. Однако рентгеновское излучение обеспечивает небольшие возможности различения органических и неорганических элементов. С использованием рентгеновского излучения невозможно отделить запрещенные органические вещества, например взрывчатку или наркотики, от обычных, разрешенных органических веществ.

Для проверки товаров, перевозимых на паллетах, была разработана система идентификации элементов. Система, именуемая NELIS (Neutron Elemental Analysis System) [нейтронная система элементного анализа], использует генератор нейтронов с энергией 14 МэВ и три детектора гамма-излучения для измерения наведенного гамма-излучения от груза (Dokhale, P.A. et al, 2001; Barzilov, A.P., Womble, P.C. и Vourvopoulos, G., 2001). NELIS не является системой построения изображения и используется в сочетании с рентгеновским сканером в помощь идентификации грубых аномалий состава.

Система проверки груза «анализ с помощью импульсов быстрых нейтронов» (PFNA) [Pulsed Fast Neutron Analysis] была разработана (Gozani, T., 1997, Sawa и др., 1991) и поставлена на коммерческую основу Ancore Corporation. Система PFNA использует коллимированный пучок наносекундных импульсов быстрых нейтронов и измеряет результирующий спектр гамма-излучения. Способ PFNA позволяет измерять отношения основных органических элементов. Наносекундные импульсы быстрых нейтронов необходимы для локализации особых областей, вносящих вклад в сигнал гамма-излучения, измеренный посредством времяполетной спектрометрии. На практике техника ограничена большой дороговизной и сложностью ускорителя частиц, ограниченной мощностью источника нейтронов и низкой эффективностью детектирования гамма-излучения и, вследствие этого, низкой скоростью сканирования.

Системы нейтронной радиографии имеют своим преимуществом прямое измерение пропущенных нейтронов и поэтому являются более эффективными, чем способы измерения вторичного излучения, например, наведенного нейтронами гамма-излучения. Радиография с помощью быстрых нейтронов имеет потенциал определения «органического изображения» объектов на линии наблюдения (Klann, 1996). В отличие от рентгеновского излучения, нейтроны сильнее всего ослабляются органическими веществами, особенно с высоким содержанием углерода.

Радиографическая система на основе быстрых нейтронов и гамма-излучения была разработана Rynes и др. (1999) в дополнение PFNA. В этой системе наносекундные импульсы быстрых нейтронов и гамма-излучения из ускорителя пропускают через объект и детектированные нейтронные и гамма-сигналы разделяют по времени поступления. Заявлено, что полученная система объединяет в себе преимущества систем рентгеновской радиографии и PFNA. Тем не менее, она ограничена большой дороговизной и сложностью ускорителя частиц.

Bartle (1995) предложил использовать технику пропускания быстрых нейтронов и гамма-излучения (Millen и др., 1990) для обнаружения присутствия контрабанды в багаже и т.д. Однако эта техника не использовалась для построения изображений и ее практическое применение для обнаружения контрабанды не изучено.

Mikerov, V.I. и др. (2000) исследовали возможность радиографии с помощью быстрых нейтронов с использованием генератора нейтронов с энергией 14 МэВ и системы детектирования на основе люминесцентного экрана/камеры на ПЗС. Микеров обнаружил, что применения были ограничены как низкой эффективностью детектирования люминесцентного экрана толщиной 2 мм для быстрых нейтронов, так и высокой чувствительностью экрана к рентгеновскому излучению, создаваемому генератором нейтронов.

Системы нейтронной радиографии, использующие генератор нейтронов с энергией 14 МэВ и детектирование тепловых нейтронов, коммерчески доступны (Le Tourneur, P., Bach, P. и Dance, W.E., 1998). Однако тот факт, что быстрые нейтроны замедляются (термолизуются) до осуществления радиографии, ограничивает размер изображаемого объекта несколькими сантиметрами. Не существует коммерчески доступных систем радиографии с помощью быстрых нейтронов, которые предусматривали бы детектирование быстрых нейтронов.

Большая часть работы с нейтронной радиографией была проведена в лаборатории с использованием нейтронов из ядерных реакторов или ускорителей частиц, которые не подходят для приложений обработки грузов (Lefevre, H.W, и др., 1996, Miller, T.G., 1997, Chen, G. и Lanza, R.C., 2000, Brzosko, J.S. и др., 1992).

Для повышения возможности систем радиографии с помощью быстрых нейтронов для обеспечения различения между различными органическими веществами были предложены системы, использующие источники нейтронов множественных энергий, совместно с детекторами, снабженными средствами различения между разными энергиями нейтронов (Chen, G. и Lanza, R.C., 2000, Buffler, 2001). Основным недостатком этих систем является то, что они основаны на сложных детекторах нейтронов с возможностью различения энергии и/или то, что в них используются источники нейтронов на основе сложных ускорителей высокой энергии.

Perion и др. (Perion, 2000) предложил сканер, использующий высокоэнергичное (МэВ) тормозное рентгеновское излучение или радиоизотопный источник. Модулируя среднюю энергию источника путем быстрого вставления и удаления фильтра с низким атомным номером, либо измеряя энергию детектированного рентгеновского излучения, можно измерять пропускание через объект, сканируемый с помощью двух разных энергий рентгеновского излучения, той, при которой преобладает комптоновское рассеяние, и той, при которой существенно рождение электронно-позитронных пар. Эту информацию можно использовать для получения плотности и среднего атомного номера вещества в каждом пикселе сканированного изображения. Основным недостатком этой схемы является низкая контрастность между различными элементами даже при использовании источников рентгеновского излучения очень высокой энергии. Стоимость детекторной матрицы Периона также весьма высока. Альтернативно, согласно Периону, измерение пропускания рентгеновского излучения и нейтронов (создаваемых либо непосредственно в мишени тормозного излучения, либо путем нейтронно-порождающего фильтра) может давать аналогичную информацию. Основным недостатком этого способа является низкая энергия нейтронов, порождаемых в (гамма, n) реакциях. Это ограничивает способность нейтронов проходить через толстые грузы и затрудняет точное детектирование пропущенных нейтронов. В частности, маловероятно, что раскрытый многослойный сцинтилляционный детектор будет способен различать нейтроны при наличии значительно более интенсивного пучка рентгеновского излучения. Недостаток обеих схем, как рентгеновского излучения двух энергий, так и рентгеновского излучения/нейтронов, состоит в том, что рентгеновское излучение и нейтроны охватывают широкий диапазон энергий. Это означает невозможность моделировать пропускание с использованием простого экспоненциального соотношения и невозможность прямого получения количественной информации об эффективном сечении, которую можно использовать для идентификации вещества.

Раскрытие изобретения

Настоящее изобретение предусматривает радиографическое устройство, содержащее

источник, по существу, моноэнергетических быстрых нейтронов, порожденных в реакциях синтеза дейтерий-тритий или дейтерий-дейтерий, содержащий герметизированную трубку или аналогичный генератор для создания нейтронов;

источник рентгеновского излучения или гамма-излучения, имеющего достаточную энергию, для, по существу, проникновения через изображаемый объект;

блок коллимации, окружающий источники нейтронов и рентгеновского излучения или гамма-излучения, помимо обеспечения одной или нескольких прорезей, для испускания, по существу, веерообразных пучков излучения;

детекторную матрицу, содержащую совокупность отдельных сцинтилляционных пикселей для приема энергии излучения, испускаемого источниками, и преобразования принятой энергии в световые импульсы, причем детекторная матрица выровнена с веерообразными пучками излучения, испускаемыми коллиматором источника, и коллимирована, чтобы, по существу, не позволять излучению, помимо непосредственно поступающего от источников, достигать матрицы;

средство преобразования для преобразования световых импульсов, порожденных в сцинтилляторах, в электрические сигналы;

средство транспортировки для транспортировки объекта между источниками и детекторной матрицей;

вычислительное средство для определения, на основании электрических сигналов, ослабления пучков нейтронов и рентгеновского излучения или гамма-излучения и для генерации выходного сигнала, выражающего распределение массы и состав объекта, находящегося между источниками и детекторной матрицей; и

средство отображения для отображения изображений на основании распределения массы и состава сканируемого объекта.

Преимущество настоящего изобретения состоит в том, что нейтроны имеют, по существу, одну энергию. Это дает возможность моделировать пропускание нейтронов, используя простое экспоненциальное соотношение, и, кроме того, позволяет получать более точную информацию, полезную для идентификации вещества.

Устройство, согласно, по меньшей мере, одному варианту осуществления изобретения, имеет дополнительное преимущество в непосредственном измерении пропущенных нейтронов и поэтому более эффективно по сравнению с системами, отвечающими уровню техники, которые измеряют вторичное излучение, например, наведенное нейтронами гамма-излучение.

Радиографическое устройство может использовать одну или несколько энергий нейтронов. В примере техники двух энергий нейтронов, радиографическое устройство может использовать две трубки, одну - для порождения нейтронов с энергией, по существу, 14 МэВ в реакции синтеза дейтерий-тритий, и вторую - для порождения нейтронов с энергией, по существу, 2,45 МэВ в реакции синтеза дейтерий-дейтерий. Измерение пропускания нейтронов со второй энергией можно использовать для расширения возможностей техники пропускания с одной энергией.

Источник рентгеновского излучения или гамма-излучения может содержать радиоизотопный источник, например, на основе ⁶⁰Co или ¹³⁷Cs, имеющий достаточную энергию для, по существу, проникновения через изображаемый объект. Источник на основе ⁶⁰Co или ¹³⁷Cs может иметь энергию около 1 МэВ, хотя можно использовать и другие энергии, в зависимости от источника. Альтернативно, можно использовать рентгеновскую трубку или линейный ускоритель электронов для создания тормозного излучения.

Коллимация источника рентгеновского излучения или гамма-излучения и источника нейтронов выгодно действует для минимизации рассеяния. Кроме того, надлежащая коллимация обоих источников и детектора гарантирует геометрию узкого пучка и, таким образом, более высокую точность при определении ослабления нейтронов и гамма-излучения при прохождении через объект. Кроме того, сильно коллимированный веерообразный пучок обеспечивает повышенную радиационную безопасность. Блок коллимации может быть выполнен из толстого парафина, толстого бетона, бетонных экранирующих блоков с железным наполнителем, стали, свинца и т.п. Аналогично, детекторная матрица или каждая из них может быть заключена в экран детектора, имеющий прорезь для обеспечения коллимации. Коллимационный экран детектора может быть выполнен из железа и может иметь толщину свыше примерно 100 мм. Ширину прорези можно выбрать, чтобы допустить прямое распространение нейтронов и гамма-излучения от источника к детектору и экранировать детекторную матрицу от рассеянного излучения. Прорезь детектора может иметь примерно такую же ширину, как детекторная матрица. Прорези коллиматора источника могут быть уже.

Детекторная матрица может содержать один или более столбцов сцинтилляционных пикселей.

Одна и та же детекторная матрица может быть способна воспринимать как нейтроны, так и рентгеновское излучение или гамма-излучение. Разделение по энергии можно использовать для разделения сигналов, или для того, чтобы детектор мог работать последовательно на нейтронах и рентгеновском излучении или гамма-излучении. Преимущество использования одной и той же детекторной матрицы для восприятия нейтронов и рентгеновского излучения или гамма-излучения состоит в том, что можно добиться снижения стоимости детекторной матрицы.

В необязательном порядке, можно использовать раздельные детекторные матрицы для восприятия, соответственно, нейтронов и рентгеновского излучения или гамма-излучения, с или без раздельных коллиматоров детекторов нейтронов и рентгеновского излучения или гамма-излучения.

Сцинтилляторы можно выбирать так, чтобы их спектральная характеристика была строго согласована с фотодиодами. Кроме того, сцинтилляторы могут быть дополнительно окружены маской, покрывающей, по меньшей мере, часть каждого сцинтиллятора, причем каждая маска имеет первую отражающую поверхность для отражения исходящих световых импульсов обратно в сцинтиллятор. Маска имеет отверстие, позволяющее детектировать свет сцинтиллятора с помощью фотодиода. Маска может содержать слои ленты ПТФЭ и/или бумаги Tyvek. Эффективность пластических сцинтилляторов с маской для нейтронов может превышать 10%. Материал, окружающий сцинтилляторы, гарантирует, что свет, покидающий сцинтилляторы, отражается обратно для детектирования. В одном примере, где каждая детекторная матрица включает в себя пластические сцинтилляторы, излучающие оранжевый свет, и кремниевые фотодиоды, устройство может иметь более высокую производительность, что позволяет быстрее получить изображения. Кроме того, устройство можно изготавливать с меньшими затратами.

Для оптического присоединения фотодиодов к соответствующим сцинтилляторам можно применять силиконовое масло, консистентную смазку GE-688, полисилоаксин, оптический цемент, например, цемент Eljen EJ-500 и т.п.

Когда радиографическое устройство содержит одну детекторную матрицу для восприятия как нейтронов, так и рентгеновского излучения или гамма-излучения, сцинтилляторы могут представлять собой пластические сцинтилляторы или жидкие сцинтилляторы.

В еще одном примере, где радиографическое устройство содержит два источника нейтронов и источник рентгеновского излучения или гамма-излучения, сцинтилляторы могут представлять собой пластические или жидкие сцинтилляторы. В этом примере, сцинтилляторы могут быть связаны с фотоумножителями.

Когда радиографическое устройство содержит отдельные детекторные матрицы для нейтронов и гамма-излучения, нейтронные сцинтилляторы могут быть, предпочтительно, пластическими сцинтилляторами или жидкими сцинтилляторами, и гамма-сцинтилляторы могут быть пластическими сцинтилляторами, жидкими сцинтилляторами или неорганическими сцинтилляторами, например, на основе йодида цезия, йодида натрия или германата висмута. Альтернативно, детекторы рентгеновского излучения или гамма-излучения могут представлять собой ионизационные камеры.

Поверхность приема излучения каждого сцинтиллятора или «площадка» каждого сцинтиллятора соответствует одному пикселю. Площадка каждого сцинтиллятора обычно не превышает 20 мм на 20 мм. Чем меньше площадки, тем выше пространственное разрешение.

Толщина каждого сцинтиллятора может быть в пределах от 50 до 100 мм и может зависеть от эффективности детектирования и эффективности сбора света. В примере, где изображаемый объект является устройством комплектования грузов или УКГ, например, которое обычно используется в аэропортах, поверхность приема излучения матрицы сцинтилляторов может иметь размеры около 120 мм x 3300 мм и может содержать около 1000 пикселей. При использовании источника нейтронов с энергией 14 МэВ и производительностью 10¹⁰ нейтронов в секунду, содержимое одного УКГ можно изобразить в течение периода времени около одной минуты.

Альтернативно, можно использовать раздельные нейтронные и гамма-сцинтилляторы, содержащие, например, около 1000 нейтронных пикселей и около 500 гамма-пикселей. На практике, гамма-пиксели могут быть меньшего размера, чем нейтронные пиксели, что обеспечивает более высокое пространственное разрешение изображений.

В еще одном примере, средство преобразования может содержать фотоумножители и оптические волокна со смещением по длине волны (ВСДВ). В этом примере, свет от строки или столбца сцинтилляционных стержней может быть собран посредством ВСДВ и передан на многоанодный фотоумножитель. Благодаря индексированию строки и столбца, создающего световой импульс, можно вывести сцинтилляционный стержень, улавливающий излучение.

Средство преобразования может включать в себя малошумящие усилители с высоким коэффициентом усиления для усиления выходных сигналов. Средство преобразования может включать в себя компьютер для осуществления обработки изображения и отображения изображений оператору на экране компьютера.

Детектор может иметь температурное управление для снижения шума и повышения стабильности. Например, фотодиоды и предусилители можно охлаждать примерно до -10°C или ниже.

В одном примере, при сканировании изображаемого объекта, один или более выходных сигналов получают, измеряя пропускание, например, нейтронов с энергией 14 МэВ через объект и пропускание рентгеновского излучения или гамма-излучения с энергией 1 МэВ через объект. При сканировании нейтронами с двумя уровнями энергии также измеряют пропускание, скажем, нейтронов с энергией 2,45 МэВ через объект. Изобретение не ограничивается использованием только этих энергий.

Когда одна детекторная матрица используется для приема энергии излучения от источника рентгеновского излучения или гамма-излучения и источника нейтронов, объект можно сканировать более одного раза.

Когда раздельные детекторы используются для приема энергии излучения от источника нейтронов и источника рентгеновского излучения или гамма-излучения, выходной сигнал может содержать первый выходной сигнал от первой матрицы сцинтилляторов и второй выходной сигнал от второй матрицы сцинтилляторов, где первый выходной сигнал связан с скоростью счета нейтронов в местоположении каждого пикселя детектора, и второй выходной сигнал связан с скоростью счета рентгеновского излучения и гамма-излучения в местоположении каждого пикселя детектора.

Каждый из входных сигналов источника можно обрабатывать по отдельности. Простой спектр сцинтилляции можно собирать по отдельности для каждого пикселя матрицы для вывода скоростей счета нейтронов и рентгеновского излучения или гамма-излучения для каждого пикселя. Затем информацию можно собирать для формирования полного 2-мерного нейтронного изображения и полного 2-мерного рентгеновского или гамма-изображения. Результирующее изображение может иметь вертикальное разрешение, зависящее от размера пикселя и частоты считывания массива.

Компьютер также может иметь возможность осуществлять автоматическую идентификацию материала. Например, выходные сигналы пропускания можно преобразовывать в изображения массового коэффициента ослабления для каждого пикселя для отображения на экране компьютера при том, что разные значения пикселя отображаются в разные цвета. В частности, изображения массового коэффициента ослабления можно получать из скоростей счета, измеренных из значений пропускания для нейтронов с энергией 14 МэВ и рентгеновского или гамма-излучения или нейтронов с энергией 14 МэВ, нейтронов с энергией 2,45 МэВ и рентгеновского или гамма-излучения.

Анализ изображений массового коэффициента ослабления позволяет различать разнообразные неорганические и органические вещества. Такой анализ может включать в себя формирование изображений отношения эффективных сечений между парами изображений массового коэффициента ослабления. В зависимости от того, используются ли одинарные или двойные источники нейтронов, изображения отношения эффективных сечений можно формировать из изображений массового коэффициента ослабления источника нейтронов и рентгеновского излучения или гамма-излучения или первого и второго источников нейтронов и первого и второго источников нейтронов и рентгеновского излучения или гамма-излучения. Например, нейтронов с энергией 14 МэВ и рентгеновского излучения или гамма-излучения, нейтронов с энергией 14 МэВ и нейтронов с энергией 2,45 МэВ, и нейтронов с энергией 2,45 МэВ и рентгеновского излучения или гамма-излучения. Благоприятно то, что такие отношения не зависят от массы объекта.

Пропорции, в которых комбинируются изображения отношения эффективных сечений, могут регулироваться оператором для максимизации контрастности и чувствительности к конкретному проверяемому объекту в изображении.

Можно формировать изображение, которое является линейной комбинацией двух изображений отношения эффективных сечений.

Можно идентифицировать две области изображения, которые содержат первое вещество, но только одна из областей может содержать второе вещество. Осуществляя вычитания эффективного сечения, можно эффективно удалять первое вещество, оставляя изображение второго вещества доступным для идентификации. Массу второго вещества можно получить из данных пропускания рентгеновского или гамма-излучения.

В одном примере, источник и детектор нейтронов неподвижны, и средство транспортировки устроено так, что объект перемещается перед источником нейтронов и гамма-излучения. В другом примере, объект может быть неподвижным, и средство транспортировки устроено так, что источник и детектор синхронно перемещаются по обе стороны объекта. В еще одном примере, множественные наборы детекторов могут размещаться вокруг источников, находящихся в центре, что позволяет сканировать совокупность отдельных объектов, подлежащих одновременному обследованию. Это даст преимущество повышения производительности. В этом примере, средство транспортировки может быть устроено так, что объекты могут перемещаться между источником нейтронов соответствующим детектором. Альтернативно, источники и детекторы могут вращаться вокруг проверяемого объекта, чтобы можно было получать множественные виды.

Скорость, с которой объект может перемещаться перед либо источником нейтронов, либо источником нейтронов и рентгеновского излучения или гамма-излучения, частично зависит от интенсивности источников нейтронов и гамма-излучения. Интенсивность одного источника нейтронов с энергией 14 МэВ может быть порядка 10¹⁰ нейтронов в секунду, или насколько возможно велика для улучшения статистики счета.

Скорость, с которой объект может перемещаться перед источником нейтронов и рентгеновского излучения или гамма-излучения также зависит от поверхности приема излучения матрицы сцинтилляторов и количества сцинтилляторов. Кроме того, длина матрицы, в частности, зависит от длины изображаемого объекта.

Объект можно сканировать между источниками нейтронов и гамма-излучения и можно пропускать через экранированный туннель. Средство транспортировки может содержать пару рельсов для размещения тележки или платформы, на которой можно транспортировать объект. Альтернативно, средство транспортировки может включать в себя транспортерную ленту или другое аналогичное устройство для пропускания или буксировки объектов через туннель. Средство транспортировки может быть автоматизированным, что позволяет плавно перемещать объект перед источником нейтронов с управляемой постоянной скоростью.

Изобретение можно применять для неагрессивной проверки устройств комплектования грузов (УКГ) морского карго, авиакарго или более мелких контейнеров или упаковок, обнаружения контрабанды, взрывчатых веществ и других предметов, веществ и материалов. Оно может обеспечивать повышенную конкретизацию для контрабандных материалов, например, органические вещества в, в основном, неорганических основных веществах, а также обнаружение и идентификацию конкретных классов органических веществ. Оно особенно пригодно для обнаружения взрывчатых веществ, наркотиков и других контрабандных предметов, скрытых в авиационном багаже, авиационных контейнерах и морских контейнерах.

Дополнительное преимущество, по меньшей мере, одного варианта осуществления изобретения состоит в том, что генератор нейтронов для создания нейтронов можно включать и выключать.

Оно также может обеспечивать повышение автоматизации инспекционного процесса и снижение опоры на операторов-людей.

Кроме того, оно может обеспечивать высокую скорость сканирования, что позволяет добиться высокой производительности. Оно является простым, недорогим и использует безопасные источники излучения и простые, недорогие системы детектирования излучения. Оно может действовать с высокой скоростью детектирования и низкой вероятностью ложных сигналов опасности.

Краткое описание чертежей

Теперь опишем несколько примеров изобретения со ссылкой на прилагаемые чертежи, в которых:

фиг.1 - вид в перспективе радиографического устройства;

фиг.2 - схема одного модуля детекторной матрицы радиографического устройства,

фиг.3 - столбчатая диаграмма вычисленного отношения R, отношения массовых коэффициентов ослабления нейтронов с энергией 14 МэВ к гамма-излучению ⁶⁰Co для большого количества разрешенных, наркотических и взрывчатых веществ;

фиг.4 - график вычисленного отношения R, отношения массовых коэффициентов ослабления нейтронов с энергией 14 МэВ к гамма-излучению ⁶⁰Co для диапазона элементов;

фиг.5а - вывод на дисплее гамма-сканирования мотоцикла, фиг.5b - вывод на дисплее, в котором изображение окрашено в соответствии с отношением массовых коэффициентов ослабления, R, для нейтронов с энергией 14 МэВ и гамма-излучения;

фиг.6а - схема выделения образцов материалов и обычных объектов, размещенных на деревянных полках; фиг.6b - вывод на дисплее гамма-сканирования; фиг.6 с - вывод на дисплее, в котором изображение окрашено в соответствии с отношением массовых коэффициентов ослабления, R, для нейтронов с энергией 14 МэВ и гамма-излучения;

фиг.7а - схема выделения образцов материалов, скрытой контрабанды, алкоголя, а также ложных и реальных взрывчатых веществ; фиг.7b - вывод на дисплее гамма-сканирования; фиг.7 с - вывод на дисплее, в котором изображение окрашено в соответствии с отношением массовых коэффициентов ослабления, R, для нейтронов с энергией 14 МэВ и гамма-излучения;

фиг.8а - фотография УКГ, содержащего металлические изделия бытовой электроники в ассортименте, бетонные блоки и скрытую контрабанду; фиг.8b - вывод на дисплее гамма-сканирования; фиг.8с - вывод на дисплее, в котором изображение окрашено в соответствии с отношением массовых коэффициентов ослабления, R, для нейтронов с энергией 14 МэВ и гамма-излучения; фиг.8d - вывод на дисплее фиг.8с, подвергнутый дальнейшей обработке для выделения органического вещества;

фиг.9а - фотография УКГ, содержащего бытовые предметы в ассортименте и скрытые наркотики; фиг.9b - вывод на дисплее гамма-сканирования; фиг.9с - вывод на дисплее, в котором изображение окрашено в соответствии с отношением массовых коэффициентов ослабления, R, для нейтронов с энергией 14 МэВ и гамма-излучения; фиг.9d - вывод на дисплее фиг.9с, подвергнутый дальнейшей обработке для выделения органического вещества;

фиг.10а - фотография УКГ, содержащего бытовые предметы в ассортименте и скрытые наркотики; фиг.10b - вывод на дисплее гамма-сканирования; фиг.10с - вывод на дисплее, в котором изображение окрашено в соответствии с отношением массовых коэффициентов ослабления, R, для нейтронов с энергией 14 МэВ и гамма-излучения; фиг.10d - вывод на дисплее фиг.10с, подвергнутый дальнейшей обработке для выделения органического вещества;

фиг.11 - график большого количества разрешенных, наркотических и взрывчатых веществ применительно к двум отношениям эффективных сечений, а именно эффективных сечений нейтронов с энергией 2,45 МэВ/нейтронов с энергией 14 МэВ против эффективных сечений нейтронов с энергией 14 МэВ/рентгеновского или гамма-излучения;

фиг.12а - моделированное изображение чемодана на основе скорости счета DT-нейтронов; фиг.12b - моделированное изображение чемодана на основе скорости счета DD-нейтронов; фиг.12с - моделированное изображение чемодана на основе скорости счета рентгеновского излучения; фиг.12d - изображение на основе отношения эффективных сечений DD/DT;

фиг.13а - моделированное изображение авиационного контейнера на основе нейтронов с энергией 14 МэВ; фиг.13b - изображение, соответственно, на основе рентгеновского излучения того же контейнера; и фиг.13с - комбинированное изображение того же контейнера.

Осуществление изобретения

На фиг.1 изображена общая схема радиографического устройства 10. Устройство 10 включает в себя два отдельных генератора излучения, первый - генератор нейтронов A-325 MF Physics, имеющий модуль испускания D-T нейтронов для создания источника 12 энергии нейтронов, имеющий энергию 14 МэВ. Генератор нейтронов работает при напряжении 80-110 кВ. Второй генератор излучения представляет собой ⁶⁰Co источник 14 мощностью 0,82 ГБк (или 22 мКи) для создания источника гамма-излучения и находится справа и рядом с генератором нейтронов. Генератор нейтронов и ⁶⁰Co источник 14 заключены в экранирующий кожух 16 источника.

Детекторная матрица 18 длиной 1600 мм и шириной 20 мм расположена вблизи источника излучения и заключена в экранирующий кожух 20 детектора. Детекторная матрица 18, более подробно показанная на фиг.2, построена из восьмидесяти пластических сцинтилляционных стержней 19 (показана только часть из них), каждый из которых имеет площадку приема излучения размерами 20 мм х 20 мм и длину 75 мм. Площадка приема излучения каждого сцинтилляционного стержня 19 соответствует одному пикселю кадра изображения. Термин «кадр изображения» используется для описания двухмерной матрицы, содержащей количество отсчетов, измеренных в каждом пикселе, накопленное в течение фиксированного интервала времени. Сцинтилляционные стержни 19 выполнены из оранжевого пластического сцинтиллятора для согласования спектральных характеристик кремниевых фотодиодов 21 с соответствующими пластическими сцинтилляторами. Фотодиоды 21 оптически связаны с соответствующими сцинтилляторами 19 с помощью оптического цемента. На каждой из комбинаций оранжевого сцинтилляционного стержня и фотодиода нанесена отражательная маска для минимизации потерь света, выходящего из сцинтилляционных стержней.

Согласно основному варианту осуществления, свет сцинтилляции, порожденный в стержне 19 падающим нейтроном или рентгеновским или гамма-излучением, детектируется фотодиодом 21, присоединенным к концу стержня 19. В первой вариации, свет от строки или столбца сцинтилляционных стержней собирается оптическим волокном со смещением по длине волны и передается на фотодиод. Благодаря индексированию строки и столбца, создающего световой импульс, можно вывести сцинтилляционный стержень, улавливающий излучение. Во втором варианте, свет от совокупности сцинтилляционных стержней собирается прозрачным оптическим волокном или оптическим волокном со смещением по длине волны и направляется на фотодиод или многоанодный фотоумножитель, чувствительный к положению, чтобы множественные сцинтилляционные стержни можно было считывать единым детектором. В третьей вариации, свет от нескольких строк или столбцов сцинтилляционных стержней собирается оптическими волокнами со смещением по длине волны и передается на фотодиод или многоанодный фотоумножитель, чувствительный к положению. Благодаря индексированию строки и столбца, создающего световой импульс, можно определить сцинтилляционный стержень, улавливающий излучение.

Поскольку соответствующие фотодиоды 21 не имеют собственного усиления, электроника 23 обработки сигнала включает в себя предусилители, используемые совместно с усилителями с высоким коэффициентом усиления в целях усиления выходного сигнала для нейтронов и гамма-излучения.

Устройство 10 способно вмещать в себя УКГ 28 шириной до 2,5 м и высотой 1,7 м. Каждый изображаемый УКГ 28 устанавливается на платформу 30, которая имеет полозы для перемещения по направляющим 32. На практике в аэропортах УКГ можно сканировать, когда они установлены на соответствующих тележках, которые используются для транспортировки УКГ по аэропорту. УКГ и их тележки можно поместить на платформу, которая будет пересекать пучки излучения с известной скоростью. Это будет минимизировать манипуляции с УКГ в аэропорту.

Коллимационные щели (не показаны), прорезанные в экране источника и детектора, соответственно, служат для формирования веерообразного пучка излучения, направленного от источников 12 и 14 к детектору 18 излучения. Коллимационная щель 38 детектора и детектор 18 занимают всю высоту туннеля 34. По бокам экрана 34 обеспечены прорези (не показаны), сопряженные с коллимационными щелями, для пропускания излучения от источников 12, 14 к детектору 18.

Каждый из радиационных экранов 16, 20 и 34 ослабляет и поглощает гамма-излучение и нейтроны. Используемые экранирующие материалы включают в себя бетон, железо и полиэтилен. Радиационные экраны 16, 20 и 34 обеспечивают радиологическую защиту для операторов устройства или других лиц, находящихся в непосредственной близости от него.

Во время работы объекты, изображение которых должно быть получено, размещаются на платформе 30, которая затем перемещается через туннель 34. В полномасштабном прототипе сканера, описанном здесь, платформа 30 обычно перемещается с такой скоростью, что каждое приращение в 10 мм занимает приблизительно сорок секунд для сбора. Это соответствует скорости 0,25 мм/с; следовательно, для сбора изображения всего УКГ требуется около 2½ часов. На практике, скорость, с которой УКГ перемещается через устройство, можно увеличить с коэффициентом около сотни, увеличив интенсивность источника нейтронов и увеличив площадь детекторной матрицы.

Когда объект проходит через туннель 34, спектр сцинтилляции собирается по отдельности для каждого элемента 80-пиксельной матрицы. Эти спектры считываются и сбрасываются каждый раз, когда платформа 30 проходит 10 мм, и спектры используются для вывода скоростей счета нейтронов и гамма-излучения для каждого пикселя. Затем собирают информацию в каждой вертикальной полоске для формирования полного 2-мерного нейтронного и гамма-изображений.

Результирующее изображение имеет вертикальное разрешение 20 мм, зависящее от размера пикселя, и горизонтальное разрешение 10 мм, зависящее от частоты, с которой считывается 80-пиксельная матрица. Как рассмотрено ниже, развертка окончательного изображения осуществляется для коррекции и размытия, которое может увеличиваться в результате комбинации движения платформы 30 в ходе сканирования и 20-миллиметровой ширины пикселей.

Предположим, что интенсивность нейтронов и интенсивность гамма-излучения после прохождения через объект и детектирования в конкретном пикселе из каждого изображения равны I_n и I_g соответственно и что интенсивность нейтронов и интенсивность гамма-излучения после прохождения и детектирования в конкретном пи