Verfahren und Gerät zum Messen der effektiven Energie schneller Neutronen
Es sind Geräte zum Messen von Flussdichten und Dosisleistungen von Neutronen bekannt, deren Detektor geeignet ist, nur langsame Neutronen, beispielsweise nur Neutronen von etwa 0,01 bis 10 eV Energie mit genügend grosser Wahrscheinlichkeit anzuzeigen. Es ist ferner bekannt, bei solchen Geräten den Detektor mit einem Stoff, einem sogenannten Moderator zu umkleiden, der die Eigenschaft hat, Neutronen von grösserer Energie in so langsame umzuwandeln, dass letztere vom Detektor angezeigt werden.
Ein solches Neutronenmessgerät besteht beispielsweise aus einem stabförmigen Zählrohr, einer etwa einige Zentimeter starken Paraffinumhüllung des Detektors. Um Neutronen von weniger als 0,4 eV Energie (d. i. die sogenannten thermischen Neutronen) abzuhalten, hat man häufig diese Paraffinumhüllung mit einem Schwellwertabsorber, z. B. einer Cadmium- schicht von etwa 0,5 bis 1 mm Stärke versehen.
Durch ein solches Gerät werden die schnelleren Neutronen durch den Moderator (also durch die Paraffinschicht) in langsamere Neutronen umgewandelt, und diese Neutronen werden vom Detektor mit genügend grosser Wahrscheinlichkeit angezeigt, wenn ihre Energie genügend niedrig ist, beispielsweise bei einem Bortrifluorid-Detektor zwischen etwa 0,01 bis 10 eV liegt.
Die Anzeige für die Neutronen verschiedener Energie ist jedoch ungleichmässig und zwar derart, dass bei einem Detektor ohne Moderator die Anzeige umgekehrt reziprok der Neutronengeschwindigkeit verläuft, während sie bei Einschaltung eines Moderators ein ausgeprägtes Maximum für einen von der Wirksamkeit des Moderators, vor allem seiner Schichtdicke, abhängigen Bereich der Neutronenenergie besitzt; bei einem Bortrifluorid-Detektor und einem Moderator aus 2,5 cm Paraffin liegt dieses Maximum bei 104 eV und fällt nach kleineren und grösseren Energien derart ab, dass sie bei 5. 101 und 8. 105 nur dir hälfte und bei 6.100 und 6. lot nur ein Viertel und bei 1.101 nur ein Zehntel be- trägt.
Diese starke Abhängigkeit der Zählrate des Detektor von der Geschwindigkeit der Neutronen führt besonders in der Dosimetrie zu unbefriedigenden Messwerten. Denn in dem Bereich zwischen etwa 104 und 107ein nimmt die absorbierte Dosis pro Einheitsflussdichte derart zu, dass sie bei 10' eV über zehnmal so gross ist wie bei 104 eV und fast fünfmal so gross ist wie bei 10 eV. Demnach ist bei Messungen mit solchen Geräten eine Zuordnung der Zählrate des Detektors zu einer Dosisleistung nur möglich, wenn die effektive Neutronenenergie bekannt ist.
Die Erfindung bezweckt, ein Verfahren und ein Gerät zum Messen der schnellen Neutronen zu schaffen vorzugsweise zur Ermittlung der biologischen Dosisleistung (mrem/h).
Gemäss der Erfindung erfolgt ausser einer Messung mittels eines von einem Moderator umgebenen Neutronendetektors eine Messung mittels des gleichen Gerätes, nachdem zwischen Detektor und Moderator ein Neutronen-Schwellwertabsorber eingefügt ist. Ein Gerät gemäss der Erfindung besitzt zwischen dem Detektor und dem Moderator einen Neutronen Schwellwertabsorber, der leicht entiernt und leicht wieder eingefügt werden kann.
Die Zeichnung zeigt ein Ausführungsbeispiel eines Gerätes gemäss der Erfindung im Längsschnitt.
An einem Handgriff H ist ein Detektor D in Form eines Zahlrohres mit Bortrifluoridfüllung befestigt, das einen Durchmesser von 10 mm und eine Länge von 120 mm hat. Konzentrisch zum Zählrohr D ist ein mit dem Handgriff H verbundenes Gehäuse aus Aluminium vorgesehen, das aus einem Aussenmantel G1 von etwa 70 mm Durchmesser und einem Innenmantel G2 von etwa 15 mm Durchmesser besteht; an der Stirnseite sind diese beiden Gehäusemäntel miteinander verbunden. Der Raum zwischen den Mänteln G1 und G2 ist ausgefüllt von einem Paraffinblock P, dessen Mantelfläche mit einer Cadmiumschicht C von 0,5 mm Stärke belegt ist. In dem Spalt zwischen Zählrohr D und Gehäuseteil G2 ist eine zylindrische Hülse A von etwa 1 mm Wandstärke aus Cadmium eingeschoben. Sie kann mittels eines an ihr befestigten Griffes E leicht aus dem Spalt herausgezogen werden.
Die Cadmiumhülse A absorbiert von den Neutronen, die von dem Moderator P in langsame Neutronen umgewandelt worden sind, alle Neutronen, deren Energie geringer ist als 0,4 eV. Der Detektor zeigt daher beim Messen mit und ohne eingeschobene Hülse A zwei verschiedene Werte an. Das Verhältnis der beiden Messwerte ist abhängig von der effektiven Energie der auf das Gerät treffenden Neutronen. Die Abhängigkeit dieses Verhältnisses von der Neutronenenergie kann durch Messungen mittels bekanater Neutronenenergien festgestellt und eine entsprechende Eichkurve aufgenommen werden.
Method and apparatus for measuring the effective energy of fast neutrons
Devices for measuring flux densities and dose rates of neutrons are known, the detector of which is suitable for displaying only slow neutrons, for example only neutrons of about 0.01 to 10 eV energy, with a sufficiently high probability. It is also known to cover the detector in such devices with a substance, a so-called moderator, which has the property of converting neutrons of greater energy into so slow that the latter are displayed by the detector.
Such a neutron measuring device consists, for example, of a rod-shaped counter tube, a paraffin covering of the detector about a few centimeters thick. In order to keep neutrons of less than 0.4 eV energy (i.e. the so-called thermal neutrons), one often has this paraffin envelope with a threshold absorber, e.g. B. a cadmium layer of about 0.5 to 1 mm thick.
With such a device, the faster neutrons are converted by the moderator (i.e. by the paraffin layer) into slower neutrons, and these neutrons are displayed by the detector with a sufficiently high probability if their energy is sufficiently low, for example between about 0 in a boron trifluoride detector .01 to 10 eV.
The display for neutrons of different energies is, however, uneven, in such a way that in the case of a detector without a moderator, the display is inversely reciprocal of the neutron velocity, while when a moderator is switched on, a pronounced maximum for one of the moderator's effectiveness, especially its layer thickness, possesses dependent range of neutron energy; with a boron trifluoride detector and a moderator made of 2.5 cm paraffin, this maximum is 104 eV and drops after smaller and larger energies so that it is only half at 5,101 and 8,105 and at 6,100 and 6th lot only a quarter and at 1,101 only a tenth.
This strong dependency of the counting rate of the detector on the speed of the neutrons leads to unsatisfactory measured values, especially in dosimetry. This is because in the range between approximately 104 and 107ein the absorbed dose per unit flux density increases in such a way that at 10 eV it is over ten times as large as at 104 eV and almost five times as large as at 10 eV. Accordingly, when measuring with such devices, it is only possible to assign the count rate of the detector to a dose rate if the effective neutron energy is known.
The aim of the invention is to create a method and an apparatus for measuring the fast neutrons, preferably for determining the biological dose rate (mrem / h).
According to the invention, in addition to a measurement by means of a neutron detector surrounded by a moderator, a measurement by means of the same device takes place after a neutron threshold value absorber has been inserted between the detector and the moderator. A device according to the invention has a neutron threshold value absorber between the detector and the moderator, which can easily be removed and easily reinserted.
The drawing shows an embodiment of a device according to the invention in longitudinal section.
A detector D in the form of a counter tube with boron trifluoride filling, which has a diameter of 10 mm and a length of 120 mm, is attached to a handle H. Concentric to the counter tube D, an aluminum housing connected to the handle H is provided, which consists of an outer jacket G1 of about 70 mm diameter and an inner jacket G2 of about 15 mm diameter; These two housing shells are connected to one another at the end. The space between the jackets G1 and G2 is filled by a paraffin block P, the jacket surface of which is covered with a cadmium layer C 0.5 mm thick. In the gap between the counter tube D and the housing part G2, a cylindrical sleeve A with a wall thickness of about 1 mm made of cadmium is inserted. It can easily be pulled out of the gap by means of a handle E attached to it.
The cadmium sheath A absorbs all the neutrons whose energy is less than 0.4 eV from the neutrons that have been converted into slow neutrons by the moderator P. The detector therefore shows two different values when measuring with and without the sleeve A inserted. The ratio of the two measured values depends on the effective energy of the neutrons hitting the device. The dependence of this ratio on the neutron energy can be determined by measurements using known neutron energies and a corresponding calibration curve can be recorded.