Область непрерывного разряда. 7 глава

Кроме определения суммарной активности аэрозолей, иногда возникает необходимость
установить и радионуклидный состав отобранных проб. Для этого можно использовать
радиохимический и спектрометрический метод определения. Радиохимический метод
определения состава аэрозолей дает высокую точность определения энергии, но трудоемок,
требует использования большого количества различных химических веществ и значительных
активностей отобранных проб. Спектрометрические методы более просты и обладают более
высокой точностью, чем радиохимические.

ОПРЕДЕЛЕНИЕ АКТИВНОСТИ ЖИДКИХ И ТВЕРДЫХ ОТХОДОВ

Основными отходами радиоактивных жидкостей на АЭС являются отходы от очистки
воды первого контура теплоносителя; утечки воды первичного теплоносителя; отработанные
воды, применявшиеся в качестве охладителя системы регулирования, аварийной защиты и
других узлов; воды, использованные при дезактивации и при стирке в специальных
прачечных.

Жидкие радиоактивные отходы по удельной активности делятся на следующие категории:

• слабоактивные — ниже З,7 ^. 10⁸Бк/м³(1 · 10^-5Ки/л);

• среднеактивные — от 3,7 · 10⁸ до 3,7 · 10¹³ Бк/м³ (1 · 10^-5- 1 Ки/л);

• высокоактивные — выше 3,7 · 10¹³ Бк/м³ (1 Ки/л).

Активность и нуклидный состав исследуемых отходов определяют методом пробоотбора.
При отборе проб необходимо обеспечивать их представительность, т.е. необходимо, чтобы
пробоотборная линия; и сам процесс пробоотбора не искажали состава и формы существования
нуклида в отходах.

Набор радионуклидов в сбросных водах довольно ограничен. Допустимые концентрации
большинства α-излучателей в воде близки между собой. Поэтому контроль по этим
радионуклидам может включать в себя только определение общей α-активности. Контроль
концентрации β-излучающих радионуклидов ведут в двух направлениях·

• определяют чистые β-излучатели;

• определяют радионуклиды, имеющие γ-излучение.

Возможности β-спектрометрии без выделения отдельных β-излучателей весьма

ограничены Это обусловлено формой β-спектра, наличием нескольких парциальных
β-спектров у отдельных радионуклидов, близостью граничных энергий β-спектров
распространенных радионуклидов. Поэтому анализ аппаратурного β-спектра изучаемого
препарата позволяет только сделать вывод о радиохимической чистоте выделенного
радионуклида, либо выделить в β-спектре группы мягких и жестких β-излучателей. Все
это обуславливает необходимость радиохимического выделения отдельных чистых
β-излучателей. В первую очередь это относится к распространенному и долгоживущему
⁹⁰Sr, ДК_В^ingest которого является одной из самых низких.

Активность нуклидов, поступающих за пределы АЭС с жидкими отходами, настолько
мала, что определить ее в обычно отобранной пробе весьма трудно или невозможно.
В лучшем случае удается определить так называемую суммарную β-активность, т.е. полную
активность пробы вне зависимости от ее нуклидного состава. Для этого пробу воды
выпаривают на подложку и активность определяют с помощью газоразрядного или
сцинтилляционного бета-счетчика. Нуклидный состав жидких радиоактивных отходов и
активность нуклидов определяют в средней пробе, отбираемой через ионообменную колонну
или в большой по объему пробе, в которой радионуклиды концентрируют с осаждением и
выпариванием.

Пробы с радионуклидами, испускающими при распаде γ-излучение, обычно подвергают
γ-спектрометрическому анализу на спектрометрах с полупроводниковыми детекторами.
Применяют либо простые однокристальные спектрометры, либо спектрометры с улучшенной
формой приборной линии (с защитой антисовпадениями, каскадные, суммирующие и др ).
Нуклиды идентифицируют по пикам полного поглощения, а удельные активности а (Бк/кг)
рассчитывают по формуле:

S^.G^. ехр(λ_і · t)

а_і= · , (817)

ε_і ^.Μ

где S — площадь под пиком полного поглощения γ-квантов і-го нуклида, G — геометрический
коэффициент, учитывающий условия измерения; λ_і — постоянная распада радионуклида;
ε_і — эффективность регистрации γ-квантов данной энергии, M — масса пробы; t — время от
момента отбора пробы до момента измерения. (Предполагается, что продолжительность
отбора пробы и измерения γ-спектра значительно меньше Т_1/2 і-го нуклида.)

Для облегчения расшифровки γ-спектрограмм и повышения чувствительности
измерений целесообразно выделять некоторые γ-излучающие радионуклиды: ¹⁴¹Ce. ¹⁴⁴Ce,
¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs, ¹³¹I.

Активность жидких сбросов определяют с помощью прибора "Берест", однако его
чувствительность для этого при нормальной работе АЭС мала, и его главная задача —
сигнализация о повышении активности сброса выше заданной.

Источниками твердых отходов на АЭС являются детали технологического оборудования
реактора и инструменты, вышедшие из строя и имеющие наведенную активность или
загрязненные долгоживущими радиоактивными веществами. К твердым отходам относятся
загрязненные радиоактивными веществами спецодежда, спецобувь, мусор, а также жидкие
отходы, приведенные в твердое состояние.

Согласно СП АС-88 твердые отходы, образующиеся при работе АЭС, считают
радиоактивными, если они удовлетворяют оному из следующих критериев:

первый критерий:мощность эквивалентной дозы γ-излученияна расстоянии 10 см от
их поверхности превышает 1 мкЗв/ч (100 мкбэр/ч);

второй критерий:удельная активность дня β-излучателей более 7,4 · 10⁴ Бк/кг
(2 · 10^-6 Ки/кг), а для α-излучателей превышает 7,4 · 10³ Бк/кг (2 · 10^-7 Ки/кг). Для
радиоактивных растворимых солей (хлориды, нитраты, бораты и др.) предельная активность
должна быть уменьшена в 10 раз;

третий критерий:поверхностная загрязненность превышает для β-излучателей
500 част/(см²·мин), а для α-излучателей — 5 част/(см^2.мин).

В зависимости от характера твердых радиоактивных отходов, методов измерений и
условий хранения выбирается один из перечисленных выше критериев.

Этот же подход используется и при классификации твердых радиоактивных отходов
(табл. 8.10).

Непосредственное определение радиоактивноститвердых отходов связано с целым
рядом трудностей, как правило, неизвестны радионуклидный состав отходов, распределение
радиоактивности по объему отходов, плотность отходов и другие необходимые параметры
Поэтому погрешность указанного определения весьма велика и речь может идти лишь об
оценке уровня радиоактивности отходов

При контроле РАО по γ-излучениюпроизводится измерение мощности эквивалентной
дозы на расстоянии 10 см от поверхности отходов для сортировки их по категориям.

При неразрушающем контроле упакованных РАО применяются методы, в которых
используется регистрация как собственного γ-излучения радионуклидов, входящих в состав
отходов (эмиссионные методы), так и исследование поглощения в упаковках с РАΟ излучения
от внешнего источника γ-излучения (трансмиссионные методы).

Применение эмиссионных методов связано с высокой проникающей способностью
γ-излучения и с тем, что методы регистрации и спектрометрии γ-квантов отработаны
достаточно хорошо. Эмиссионные методы разнообразны простейший метод для контроля
полной активности отходов в упаковке путем регистрации γ-излучения РАОот всего объема

упаковки одним или несколькими детекторами; сегментное эмиссионное γ-сканирование,
когда детектор регистрирует излучение от плоского слоя (сегмента), на которые условно
разбивается упаковка, при вращении упаковки и осевом перемещении детектора от сегмента
к сегменту, эмиссионная компьютерная томография, которая по принципу действия похожа
на сегментное сканирование, но детектор регистрирует не полное излучение плоского сегмента,
а узкую его часть.

В качестве примера приводим методику по определению объемной активности твердых
радиоактивных отходов по измерениям мощности экспозиционной дозы, применяемую на
ЧАЭС.

В общем случае мощность дозы гамма-излучения от объемного источника зависит от его
линейных размеров, материала источника, удельной активности и изотопного состава
радионуклидов. То есть, задача определения удельной активности источника по внешнему
полю гамма-излучения достаточно сложна и зависит от многих неизвестных параметров.
Практически задачу можно упростить и число неизвестных параметров значительно
уменьшить. Так, для достаточно протяженного источника при заданных размерах и известном
радионуклидном составе загрязнений, мощность экспозиционной дозы гамма-излучения Ργ
однозначно связана с гамма-эквивалентом источника M (г-экв. радия/кг).

Для количественной оценки связи используется гамма-метод расчета, согласно которому
на поверхности достаточно протяженной среды, экранированной защитой толщиной Д,
мощность экспозиционной дозы гамма-излучения определяется выражением;

2π·Γγ·Μ
Ργ=------------- ·Е(m·Д) (8.18)

g

где. Γγ — ионизационная гамма-постоянная;
M — удельный гамма-эквивалент;
g — массовый коэффициент поглощения,
m — линейный коэффициент ослабления;
E — интегрально-показательная функция.

Удельная активность источника определяется по формуле:

М(г-экв.радия/кг)

А(Ки/кг) = (8.19)

η f_i·5·10^-8

Σ----------------

i=l А_эквⁱ(Ки/кг)

где: M—рассчитанное по формуле (8.18) значение удельного гамма-эквивалента;

А_эквⁱ — эквивалентная удельная активность i-ro нуклида;

f_t—вклад бета-гамма-излучателей в суммарную активность;

i = 1...n — число радионуклидов (излучателей).

Численные значения удельной активности нуклидов (А_эквⁱ) эквивалентные величине
5^. 10^-8 = г-экв радия/кг по мощности дозы гамма-излучения от протяженного источника
приведены в табл. 8.11:

Проведенные теоретические и практические исследования показывают, что применение
данной методики возможно при выполнении следующих условий:

• Линейные размеры источника должны быть не менее 80x80x80 см.

• Плотность материала источника должна быть не менее 0,5 г/см³.

• Энергетический спектр гамма-излучения находится в пределах 0,15 — 1,5 МэВ.

На ЧАЭС контейнеры с радиоактивными отходами являются источниками,
удовлетворяющими данным условиям.

Контейнеры для сбора твердых радиоактивных отходов (TPAO) 1 и 2 группы,
прямоугольной формы, толщина стенки 5 — 6 мм. Размеры контейнера не менее
100x100x100 см. Объем рассчитывается в зависимости от размеров.

Контейнеры для сбора TPAO 3 группы стандартные цилиндрической формы. Наиболее
распространенный тип — К-50, высота — 1200 мм, диаметр — 1100 мм, толщина
стенки — 50 мм, объем—0,7 м³.

Поскольку основной измеряемой величиной в данной методике является мощность
экспозиционной дозы гамма-излучения, то ее измерение необходимо проводить
дозиметрическим прибором, удовлетворяющим следующим требованиям.

• Диапазон измеряемых энергий — 0,15 — 1,5 МэВ

• Диапазон измеряемых величин — 0,1 — 1000 мР/ч.

• Показания дозиметров в данных диапазонах не должны зависеть от энергии гамма-
излучения.

С учетом данных требований наиболее целесообразно использование серийных
дозиметрических приборов ДП-5В и MKC-OlP с датчиками БДКГ-01Р, БДКБ-01Р.

При обработке результатов измерения необходимо учитывать следующие погрешности:

• погрешность используемого при расчетах гамма-метода — 20%;

• погрешность дозиметрических приборов — 20%;

• погрешность, обусловленная зависимостью показаний детекторов от энергии гамма-
излучения — 25%;

• погрешность измерений, возникающая вследствие неравномерности распределения
радиоактивных веществ по объему контейнера — 40% (данная погрешность определялась
модельными экспериментами).

С учетом вышеприведенного, суммарная погрешность результата измерений равняется
60% и соответствует величине доверительной вероятности 0,95.

Чувствительность методики определяется фоном гамма-излучения в месте измерения и
погрешностью дозиметрического прибора. Так. при мощности экспозиционной дозы гамма-
излученияв месте измерения 0,1 — 0,5 мР/ч (реально сложившаяся на ЧАЭС радиационная
обстановка), чувствительность составляет 2,5· 10^-7 Ки/кг для контейнеров с толщиной стенки
5 мм и 9,5 · 10^-7 Ки/кг для контейнеров с толщиной стенки 50 мм.

Определение объемной активности TPAO производится по результатам измерений
мощности экспозиционной дозы от контейнера с отходами

Блок детектирования прибора помещают вплотную к середине боковой стенки контейнера
(продольная ось блока детектирования направлена к центру контейнера) и производится
измерение Ργ. Аналогично проводятся измерения на других боковых стенках контейнера.
Для контейнеров цилиндрической формы производится четыре измерения Ργ на половине
высоты контейнера по периметру через 90°.

Определяется среднее арифметическое показаний Ργ_ср .

Ργ_ф определяется как среднее арифметическое измерений Ργ от пустого контейнера. Ργ_ф
определяется при постановке каждого контейнера под загрузку и заносится в журнал замеров.

Определяется содержание радиоактивных веществ в контейнере по формулам:

М(г-экв.радия/кг) = 1,2· 10^-6 (Ργ_ср — Ργ_ф) (8.20)

для контейнеров с толщиной стенки 5 мм

М(г-экв.радия/кг) = 4.5· 10^-6 (Ργ_ср — Ργ_ф) (8.21)

для контейнеров с толщиной стенки 50 мм.

По формуле (8.19) высчитывается удельная активность TPAO в контейнере А_уд . При
определении А_уд для TPAO, образовавшихся при производстве ремонтных работ на основном
технологическом оборудовании, используется эксплуатационный нуклидный состав
загрязнения (⁶⁰Co — 90-95%; ¹³⁷Cs, ⁵⁴Mn — 5 — 10%), а для TPAO, образовавшихся при
работах на вспомогательном оборудовании либо строительного мусора, использованной
тары и т.п., принимается аварийный нуклидный состав загрязнения (¹³⁷Cs — 85 - 90%,
¹³⁴Cs — 8 - 10%; ¹⁴⁴Ce — 2 - 5%). Данные по нуклидному составу TPAO ежеквартально
проверяются по наиболее представительным образцам.

При возникновении сомнений в нуклидном составе TPAO, образцы TPAO передаются на
спектрометрический анализ.

Суммарная активность TPAO в контейнере рассчитывается по формуле.

А_сум (Kи) = A_уд (1+f_Sr-90)^. m (8.22)

где: m—масса отходов в контейнере; f_Sr-90— доля стронция-90 в общей активности отходов.

Для эксплуатационного нуклидного состава загрязнения f_Sr-90= 0, для аварийного состава
загрязнения f_Sr-90= 0,22.

В случаях, когда с достаточной уверенностью можно утверждать о загрузке в контейнер
TPAO аварийного или эксплуатационного загрязнения, активность ТРАО рассчитывается по
упрощенной схеме.

Для контейнеров с толщиной стенки 5 мм

A_сум(Kи) = 3,4·10^-6·V·kρ(Ργ_ср — Ργ_ф) (8.23)

при аварийном составе загрязнения TPAO

A_cум(Kи) = 0,82·10^-6· V·k·ρ(Ργ_ср — Ργ_ф) (8.24)

при эксплуатационном составе загрязнения TPAO,
где V — объем контейнера, м³;

k — коэффициент заполнения контейнера,

ρ — средняя плотность TPAO, кг/м³.

При заполнении контейнера неметаллическими отходами ρ = 500 — 600 кг/м³. При
заполнении контейнера металлическими отходами ρ = 1000 — 1500 кг/м³ (в зависимости от
: размера составных частей: обрезки труб, стружка). В случае заполнения контейнера
строительным мусором (бетон, кирпич и т.п.) ρ = 2000 кг/м³.

Для контейнеров с толщиной стенки 50 мм, заполненных металлическими отходами с
эксплуатационным загрязнением

A_сум(Kи) = 3,4·10^-6·V·kρ(Ργ_ср — Ργ_ф) (8.25)

В случае, если Ργ ~ Ργ , суммарная активность отходов рассчитывается по формуле

A_сум(Kи) = A_уд·V·kρ (8.26)

где А_уд — чувствительность методики, равная 2,5·10^-7 Ки/кг для контейнеров с толщиной
стенки 5 мми 9,5· 10^-7 Ки/кг для контейнеров с толщиной стенки 50 мм.

Трансмиссионные методы во многом аналогичны эмиссионным, но, с целью повышения
точности измерений и получения дополнительной информации, в них используется кроме
собственного излучения отходов излучение внешнего источника. Так метод
трансмиссионного γ-сканирования использует излучение от внешнего источника для
коррекции результатов эмиссионных измерений по поглощению γ-излучения в объеме отходов,
а метод трансмиссионной компьютерной томографии использует это излучение для
восстановление картины распределения плотности отходов по объему и коррекции картины
распре деления радионуклидов в исследуемом объеме.

Контроль состава β-излучающих нуклидовв закрытых упаковках обычно невыполним
ввиду низкой проникающей способности β-излучения. Без вскрытия объема можно
определить активность и состав β-излучателей только косвенным путем с использованием
известныхилиизмеренных при выборочных проверках корреляционных соотношений между
содержанием в РАО γ- и β-активных нуклидов.

В большинстве случаев определение содержания и состава β-излучакяцих нуклидов в
РАО производится путем отбора проб отходов с последующей их радиохимической
обработкой с целью получения достаточно тонких и концентрированных препаратов для
последующей β-спектрометрии и определения состава и количества β-излучателей в пробе.
Представительность методики отбора проб при этом играет важнейшую роль, так как именно
от нее в большинстве случаев зависит точность определения суммарной β-активности
в упаковке.

Для контроля содержания α-излучателей и делящихся элементовв РАО можно
использовать методы:

• прямой регистрации α-частиц с поверхности отходов;

• α- и γ-спектрометрии;

• регистрации нейтронного излучения, возникающего при взаимодействии α-частиц с
материалом РАО;

• регистрация γ- и/или нейтронного излучения, возникающего при спонтанном делении;

• регистрация γ- и/или нейтронного излучения, возникающего в результате деления
ядер элементов, входящих в состав исследуемого объема при его облучении внешним
источником проникающего излучения (обычно это нейтроны или γ-кванты в широком
энергетическом диапазоне).

Преимуществом гамма-методов является то, что для регистрации γ-излучения требуется
относительно простая, широко используемая в экспериментальной ядерной физике и технике
аппаратура. Ввиду того, что при гамма-измерениях не требуется коррекция спектра
излучения, в то время как в нейтронных измерениях, как правило, необходимы замедление
(термализация) и т д нейтронов для обеспечения эффективности и чувствительности
регистрации. Так как нейтроны имеют большую длину свободного пробега, то
соответствующие блоки, например, замедлителей обычно относительно велики, а сами
установки имеют большую массу и габариты. Гамма-методы, таким образом, имеют
несомненные преимущества, однако, в случае контроля α-радионуклидов и делящихся
элементов, имеют и принципиальный недостаток — они являются косвенными методами.
Второй недостаток γ-методов в данном случае связан с тем, что распад α-активных
радионуклидов и делящихся элементов, за редким исключением, сопровождается
γ-излучением весьма малой энергии, 50 — 200 кэВ, и в случае неоднородных, относительно
плотных отходов, погрешность метода становятся неприемлемой для его практического
применения.

ДОЗИМЕТРИЯ НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Процессы взаимодействия нейтронов с веществом определяются как энергией нейтронов,
так и атомным составом поглощающей среды.

Для регистрации нейтронов можно использовать различные виды вторичных излучений,

возникающих в результате ядерных реакций или рассеяния нейтронов на ядрах с передачей
им энергии. Тепловые и надтепловые нейтроны регистрируют с использованием реакций
¹⁰В(n, α)⁷Li, ⁶Li(n, α)³Н, ³Не(n, р)³Н, а также деления тяжелых ядер ²³⁵U и ²³⁹Pu.

Пропорциональные счетчики.Если реакция с бором происходит внутри
пропорционального счетчика, то результирующие ядра ⁴He и ⁷Li, разлетающиеся с энергией
соответственно 1,6 и 0,9 МэВ, могут быть легко зарегистрированы. Обычно нейтронные
пропорциональные счетчики имеют достаточно толстые стенки, чтобы исключить попадание
в газ заряженных частиц извне. Бор включается в наполнение двумя способами. Во-первых,
счетчики могут заполняться газом BF₃, в котором ¹⁰B входит в молекулу. Во-вторых, тонкий

слой твердого вещества B₄C может наноситься на внутреннюю поверхность стенки счетчика
(в этом случае в ионизации участвует только одна из частиц, так как другая поглощается
стенкой). Поэтому камеры с газовым заполнением BF₃ более эффективны, чем камеры с
твердым слоем B₄C.

Отметим, что вероятность (сечение) захвата быстрых нейтронов ядром ¹⁰B очень мала.
Только тепловые нейтроны захватываются с высокой вероятностью. С другой стороны

быстрые нейтроны становятся тепловыми при замедлении. Детектор тепловых нейтронов
можно превратить в детектор быстрых, окружив его слоем замедлителя нейтронов, те
веществом с большим содержанием водорода (например, парафин или пластик). Такие
"всеволновые" детекторы выполняются из 2 — 3 водородсодержащих коаксиальных
цилиндрических слоев с внутренним расположением борного счетчика или из нескольких
полиэтиленовых шаров различных диаметров — замедлителей, надеваемых на детектор таким
образом, чтобы он находился в центре шара.

Рис 8.1 Всеволновой счетчик

Конструкция всеволнового счетчика, который может регистрировать нейтроны в
диапазоне от 0,1 до 5 МэВ с постоянной эффективностью, показана на рис 8.1. Счетчик
состоит из двух цилиндрических парафиновых блоков (1), вставленных один в другой
(диаметр 380 и 200 мм, длина 500 и 350 мм соответственно), между которыми находится
экран (2), состоящий из слоя B₂O₃. Экран и внешний цилиндрический парафиновый блок
предназначены для уменьшения чувствительности всеволнового счетчика к рассеянным
нейтронам, поступающим не с правого торца счетчика. Внутри парафиновых блоков
устанавливают пропорциональный борный счетчик (4), который с правого торца закрывается
кадмиевым колпачком (5) для экранировки от прямого пучка тепловых нейтронов. Для
увеличения эффективности регистрации медленных нейтронов в торцевой части парафина по
окружности высверлено несколько отверстий (3). Быстрые нейтроны проникают в парафин,
где они замедляются и регистрируются счетчиком. При плотности потока нейтронов

1 нейгр /(см²·с) скорость счета всеволнового счетчика достигает 200 отсч /мин

Эффективность борного счетчика h, зависящую от длины рабочего объема l, энергии
нейтронов E_n и давления газа p, можно определить по формуле:

η = 1 - ехр(-0,07 р l/E_n^1/2) (8 27)

При p = 0,1 МПа, l = 20см, E_n = 0,0253 эВ, η = 0,9

Камеры деления. Для регистрации нейтронов любых энергий можно использовать
деление тяжелых ядер в камерах деления, например ²³⁵U и ²³⁹Pu. Сечения деления для них
изменяются незначительно в большом диапазоне энергий нейтронов и имеют наибольшие
значения по сравнению с сечениями деления для других радионуклидов. Во избежание
самопоглощения продуктов деления, делящееся вещество наносится тонким слоем
(0,02 — 2 мг/см²) на электроды ионизационной камеры, заполненной аргоном
(0,5 — 1,0 МПа). При делении урана образуются продукты деления с общей энергией около
165 МэВ, поэтому импульсы ионизационного тока получаются довольно большими. Наличие
таких импульсов позволяет произвести дискриминацию малых импульсов другого
происхождения (например, α-частици сопровождающего γ-излучения).

Рис. 8.2. Камера деления с высокой эффективностью.

По сравнению с борными счетчиками камеры деления более долговечны и могут работать
при высокой температуре. Эффективность камер деления с ²³⁵U равна 0,6%, те значительно
ниже, чем для борных счетчиков. Для увеличения чувствительности камер деления к
нейтронному излучению необходимо увеличить поверхность электродов камеры.

Камера деления с высокой эффективностью имеющая четыре концентрических
алюминиевых электрода показана на рис. 8.2. На электроды общей поверхностью до 0,1 м²
нанесен слой U₂O₃, содержащий до 90 % ²³⁵U. Диапазон измерения камеры составляет от
10 до 2· 10⁵ нейтр /(см²· с) при плотности потока γ-излучения до 10¹⁰ фотон/(см²· с)

Сцинтилляционные счетчики. Для регистрации быстрых нейтронов широко
используют сцинтилляционные счетчики со специальными сцинтилляторами.

Быстрые нейтроны при упругом рассеянии на ядрах водорода передают им большую
часть своей энергии которая тратится на ионизацию водородсодержащей среды. Поэтому
органические сцинтилляторы, содержащие большое количество атомов водорода (например
стильбен), обладают высокой эффективностью регистрации быстрых нейтронов. Однако
эффективность регистрации γ-излучения такими сцинтилляторами также велика