CS237644B1 - Gamma radiation dose rate detector - Google Patents

Gamma radiation dose rate detector Download PDF

Info

Publication number
CS237644B1
CS237644B1 CS990483A CS990483A CS237644B1 CS 237644 B1 CS237644 B1 CS 237644B1 CS 990483 A CS990483 A CS 990483A CS 990483 A CS990483 A CS 990483A CS 237644 B1 CS237644 B1 CS 237644B1
Authority
CS
Czechoslovakia
Prior art keywords
dose rate
gamma radiation
radiation dose
rate detector
detector
Prior art date
Application number
CS990483A
Other languages
Czech (cs)
Inventor
Bruno Sopko
Antonin Skubal
Miroslav Dudik
Stefan Starovecky
Petr Simunek
Original Assignee
Bruno Sopko
Antonin Skubal
Miroslav Dudik
Stefan Starovecky
Petr Simunek
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Bruno Sopko, Antonin Skubal, Miroslav Dudik, Stefan Starovecky, Petr Simunek filed Critical Bruno Sopko
Priority to CS990483A priority Critical patent/CS237644B1/en
Publication of CS237644B1 publication Critical patent/CS237644B1/en

Links

Landscapes

  • Measurement Of Radiation (AREA)

Abstract

Detéktor je tvořen 2 až 100 P N přechody, řazenými za sebou, a výhodou v sendvičovém uspořádání, přičemž do objemu polovodiče jeou zavedena rekombinační centra. Vynález je určen pro všechna pracoviště, používající záření gama.The detector consists of 2 to 100 P N junctions, arranged one after the other, preferably in a sandwich arrangement, with recombination centers introduced into the volume of the semiconductor. The invention is intended for all workplaces using gamma radiation.

Description

Vynález se týká detektoru dávkového příkonu záření gama, který má zvýšenou citlivost a detekuje se buď fotoproud nebo fotonapětí.BACKGROUND OF THE INVENTION The present invention relates to a gamma dose rate detector having increased sensitivity and detecting either photocurrent or photovoltaic.

Současný stav techniky v oblasti přesného a kontinuálního míření gama záření pro potřeby experimentů, realizovaných v intenzivních směsných polích neutronů a gama, lze charakterizovat' jako méně uspokojivý. Ionizační komory, běžně užívané v reaktorové technice pro tyto účely, obvykle nevyhovují. V rozmezích expozičních příkonů a dávek, vyskytujících se v těchto polích, převažují metody, využívající individuálně konstruovaných kalorimetrů založených na měření ohřevu absorpčních tělísek z různých materiálů. Z metod aktivačních byly ojediněle zkoumány možnosti užití platinových nebo oluvěných samopájecích detektorů. Metoda kalorizace speciálních druhů skel má jen velmi omezenou použitelnost. Standardně vyráběná čidla pro experimentální účely nejsou vyráběna vůbec.The state of the art in the field of accurate and continuous targeting of gamma radiation for the purposes of experiments conducted in intense neutron-gamma mixed fields can be characterized as less satisfactory. Ionization chambers commonly used in reactor technology for these purposes are generally not suitable. In the ranges of exposure rates and doses occurring in these fields, methods using individually designed calorimeters based on the measurement of the heating of absorbent bodies of different materials predominate. Among the activation methods, the possibilities of using platinum or lead-free soldering detectors were rarely investigated. The method of calorisation of special types of glass has very limited applicability. Standardly produced sensors for experimental purposes are not produced at all.

Přesné aplikťíe polovodičových materiálů pro potřeby zmíněných experimentů v intenzivních směsných polích neutronů a gama nejsou rovněž známy, k dispozici jsou pouze/ídaje z některých laboratorních či poloprovozních měření, realizovaných ve zcela odlišných podmínkách. Přitom charakter odezvy v těchto případech nebývá obvykle uspokojivý a vyžaduje řadu doplňujících zejména kalibračních měření. Stanovení citlivosti detektoru je přitom většinou vázáno na řadu obtížně určitelných podmínek, jako energetické spektrum zdroje, geometrie uspořádání a podobně.The exact applications of semiconductor materials for the purposes of the above mentioned experiments in intensive neutron and gamma mixed fields are also unknown, only some of the laboratory or pilot plant measurements are performed under completely different conditions. However, the response pattern in these cases is not usually satisfactory and requires a number of supplementary calibration measurements in particular. Detector sensitivity determination is mostly related to a number of difficult to determine conditions, such as energy spectrum of the source, arrangement geometry and the like.

Uvedené nedostatky odstraňuje podle vynálezu detektor dávkového příkonu gama záření, jehož podstata spočívá v tom, že je tvořen 2 až 100 P+N přechody, řazenými za sebou, s výhodou v sendvičovém uspořádání, přičemž do objemu polovodiče jsou zavedena rekombinační centra.According to the invention, these are eliminated by a gamma radiation dose rate detector consisting of 2 to 100 P + N transitions arranged in series, preferably in a sandwich arrangement, with recombination centers introduced into the semiconductor volume.

Základní účinek detektoru podle.vynálezu spočívá v jednoduchosti vyhodnocení dávkového příkonu. Polovodičová čidla této struktury lze jednoduše vyrábět, s čímž souvisí i jejich nízká cena. Vlastní citlivost se dá ještě regulovat objemem detektoru. Odolnost proti neutronovému záření zvyšuje zavedení atomů platiny do objemu polovodiče. Je možný velký rozsah aěřených dávkových příkonů a to od 6,45·10“$ až 2,58.10“^ c kg s-’.The basic effect of the detector of the present invention lies in the ease of dose rate evaluation. Semiconductor sensors of this structure can be easily manufactured, which is associated with their low cost. The sensitivity can be controlled by the volume of the detector. Neutron radiation resistance increases the introduction of platinum atoms into the semiconductor volume. A wide range of measured dose rates is possible, ranging from 6.45 · 10 "$ to 2.58.10" ^ c kg s - '.

Vynález je dále blíže popsán na konkrétním příkladu provedení, kdy v křemíkových destičkách typu vodivosti N/měrný odpor 0,2Ω m/ o tlouětce 200 /im byly difúzními operacemi /difúze B a P/ vytvořeny oblasti vodivosti typu P+ a N+ o hloubce cca 30 /im. Po těchto operacích byly do křemíkových desek zavedeny rekombinační centra'difúzí Pt. Po chemickém očištění Si desek byl požadovaný počet desek fl /25 ks/ sletován pomocí hliníkových fólií k sobě tak, že vznikl válec o fl deskách. Z tohoto válce, na jehož čelní plochy bylo naneseno olovo, byly vyřezány jednotlivé sendvičové detektory o ploše 10 x 10 mm a 16 x 16 mm, které byly podrobeny chemickým úpravám ke stabilizaci povrchu. Po těchto úpravách byly sendvičové detektory opatřeny přívody na čelních plochách a světlotěsně zapouzdřeny. Citlivost systému o ploše 10 x 10 mm2 činidla 812,2.10^ mVC_1kg a-1, systému o ploše 16 x 16 mm2 činila 1 550,4 x ,04 mVC’kg s1.The invention is described in more detail below with reference to a specific embodiment in which conductive regions of type P + and N + of depth were formed in silicon wafers of conductivity type N / resistivity of 0.2 µm / o thickness of 200 µm by diffusion operations / diffusion B and P /. 30 / im. After these operations, recombination centers were introduced into the silicon wafers by Pt diffusion. After chemical cleaning of the Si plates, the required number of plates (25pcs) was fused together with aluminum foils to form a cylinder of fl plates. Individual 10 x 10 mm and 16 x 16 mm sandwich detectors were cut from the lead-coated cylinder and subjected to chemical treatment to stabilize the surface. After these modifications, the sandwich detectors were equipped with leads on the front surfaces and light-tight encapsulated. System sensitivity of the surface of 10 x 10 mm 2 ^ MVC agent 812,2.10 kg -1 _1, of an area of 16 × 16 mm 2 was 1 550.4 x 0 4 mVC'kg with the first

Detektor byl připojen ke vstupu zesilovače MAC 156, který pracoval v režimu I/U se zpětnovazebním odporem 1 ΟΩ. Výsledky jsou uvedeny v tabulce:The detector was connected to the input of the MAC 156 amplifier, which operated in I / U mode with a 1 zpět feedback resistor. The results are shown in the table below:

Zářič Co 60 Dávkový příkon /R/hod/Emitter Co 60 Dose rate (R / hour)

0,1 0,5 1,0 5,0 10,0 50,0 '0.1 0.5 1.0 5.0 10.0 50.0 '

Napětí na výstupu zesilovače /mV/Amplifier Output Voltage / mV /

-2,1-2.1

-12,65-12.65

-22,76-22.76

-123,1-123.1

-2(64,75-2 (64.75

-1 281,8-1 281.8

100100 ALIGN!

200200

-2 506,8 -4 941,8-2 506.8 -4 941.8

Energetická závislost je obdobná jako u všech polovodičových detektorů zhotovenýchThe energy dependence is similar to all semiconductor detectors made

2 na křemíku. Radiační odolnost je pro příkon tepelných a rychlých neutronů 10 neutronů/om . s ne pokles odezvy na 30 % cca 200 hod. Vlastní šum je v řádu desítek pV, což pro signál v jednotkách mV zanedbatelné.2 on silicon. The radiation resistance is 10 neutrons / om for the input of thermal and fast neutrons. with no decrease of response to 30% approx. 200 hours. The noise itself is in the order of tens of pV, which is negligible for the signal in mV units.

Sendvičový detektor nalezne uplatnění na věech pracovištích používajících záření gama tj. například energetika při experimentálních pracech v medicíně, zemědělství, geologii e podobně.The sandwich detector can be used in all workplaces using gamma rays, eg energy in experimental work in medicine, agriculture, geology and the like.

Claims (1)

ř S E D M Ě I VYNÁLEZUOF THE INVENTION Detektor dávkového příkonu gama záření, vyznačený tím, že je tvořen 2 až 100 P+N přechody řazenými za sebou, například v sendvičovém uspořádání, přičemž do objemu polovodiče jsou zavedena rekombinační centra.A gamma radiation dose rate detector characterized in that it consists of 2 to 100 P + N transitions arranged in series, for example in a sandwich arrangement, wherein recombination centers are introduced into the volume of the semiconductor.
CS990483A 1983-12-23 1983-12-23 Gamma radiation dose rate detector CS237644B1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS990483A CS237644B1 (en) 1983-12-23 1983-12-23 Gamma radiation dose rate detector

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS990483A CS237644B1 (en) 1983-12-23 1983-12-23 Gamma radiation dose rate detector

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CS237644B1 true CS237644B1 (en) 1985-09-17

Family

ID=5447093

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CS990483A CS237644B1 (en) 1983-12-23 1983-12-23 Gamma radiation dose rate detector

Country Status (1)

Country Link
CS (1) CS237644B1 (en)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Campos et al. Thermoluminescent CaSO4: Dy Teflon pellets for beta radiation detection
US3898466A (en) Device for measuring neutron flux
CN106997058A (en) A kind of scintillator performance testing device and its Concordance method
Landsberger Compton suppression neutron activation methods in environmental analysis
US3842278A (en) Liquid scintillation unit with low background noise
US3452192A (en) Multiple energy detection for mixture analysis
CS237644B1 (en) Gamma radiation dose rate detector
CA2502799C (en) Method and apparatus for detecting high-energy radiation using a pulse mode ion chamber
US4409480A (en) Method and system for the testing and calibration of radioactive well logging tools
Stillwater et al. Improved methodology for a collinear dual‐energy gamma radiation system
US3193680A (en) Thickness measurement using alpha particles
US3046402A (en) Multiple thickness times density gamma gauge
Miyasaka et al. Dose buildup factors of multi-layer slabs for a point isotropic source
Gardener et al. A large area thermal detector for fast neutral particles
KR100661862B1 (en) Real time radiation measuring method using a single semiconductor device and its device
CN221926649U (en) Loop in-water delayed neutron monitoring device and fuel element damage assessment device
Miyai et al. Response of silicon detector for high energy X-ray computed tomography
McLaughlin Dosimetry: new approaches
US4066897A (en) Chemical change measuring apparatus
Stromswold et al. Gamma-ray spectrum stabilization in a borehole probe using a light emitting diode
JPS59230180A (en) Detector for position for ionizing radiation
CN117706608A (en) Loop in-water delayed neutron monitoring device and fuel element damage assessment device
SU1245881A1 (en) Method of measuring thickness of coating
Vyacheslavovich et al. UDK 531: 535 DETECTOR MODELING FOR RADIATION CONTROL SYSTEMS
Parkhurst Combination TLD/TED dose assessment