DE112004002474T5

DE112004002474T5 - Verfahren und System zur Detektion von Substanzen wie speziellen nuclearen Materialien

Info

Publication number: DE112004002474T5
Application number: DE112004002474T
Authority: DE
Inventors: Mark Goldberg
Original assignee: Israel Atomic Energy Commission; Soreq Nuclear Research Center
Current assignee: Israel Atomic Energy Commission; Soreq Nuclear Research Center
Priority date: 2003-12-16
Filing date: 2004-12-14
Publication date: 2006-11-23
Also published as: IL159406A0; US7381962B2; RU2349906C2; US20070102646A1; WO2005059594A1; IL159406A; GB0611501D0; GB2427340A; RU2006125333A; GB2427340B

Abstract

Eine Methode zur Detektion von Substanzen, beinhaltend:
das Ausführen von Mehransichts- Mehrenergie Radiographie durch Bestrahlen eines Objektes mit einer Mehrzahl von diskreten, auf Nuklearreaktionen basierenden Hochenergie-Gammastrahlen bei einer Mehrzahl von verschiedenen Orientierungen, und Detektion und Aufzeichnung der Strahlung, die durch das Objekt verläuft mit mindestens einer Detektorenanordnung; und
das Anzeigen der Präsenz einer Hoch-Z-Substanz durch Detektion eines Unterschieds in einer Transmissionsdämpfungscharakteristik der Hoch-Z-Substanz im Gegensatz zu Nieder-Z- und Mittel-Z-Substanzen.

Description

Gebiet der Erfindung
Die vorliegende Erfindung bezieht sich generell auf Methoden und Systeme zur Detektion von geringen Mengen an speziellen nuclearen Materialen (SNM), welche unerlaubterweise in Fracht oder Fahrzeugen transportiert werden.
Hintergrund der Erfindung
In jüngster Zeit wird der Entwicklung von hochentwickelten Sicherheits-Screening Methoden und Vorrichtungen immer mehr Augenmerk geschenkt, welche schnell und verlässlich kleine Mengen (im Dekagrammbereich) von unerlaubterweise transportierten SNMs detektieren können. Eine solche Empfindlichkeit ist notwendig, um deren Einsatz z.B. in Panik verursachenden radiologischen Dispergiervorrichtungen („radiological dispersion devices", RDDs), welche in dicht besiedelten Gebieten aufgestellt sind, oder die Anhäufung von SNMs für die Herstellung von improvisierten nuclearen Vorrichtungen („improvised nuclear devices", INDs) zu verhindern. Eine effektive Begegnung dieser Gefahren wird vom US-Heimatministerium (US Dept. of Homeland Security, DHS), neben anderen nationalen und internationalen Behören zur Zeit als eine der Forschungs- und Entwicklungsaufgaben mit höchster Priorität angesehen. Aus einsichtigen Gründen neigt der Schwierigkeitsgrad des Detektionsproblems stark mit der Masse und Volumen des zu screenenden Objekts anzusteigen.

Im folgenden sind Beispiele aus dem Stand der Technik dargestellt:

a) Passive Strahlungsüberwachungssysteme („Passive radiation-monitoring systems")

Solche „portablen Monitore" wurden zum Zweck der Verhinderung von Diebstahl oder Verschleppung von SNMs von Hochsicherheitseinrichtungen entwickelt. Die Detektion von SNM basiert auf der Messung der Erhöhung der Strahlungsintensität gegenüber dem Umgebungshintergrund. Neben anderen waren die LANL (Los Alamos National Laboratories) und LLNL (Lawrence Livermore National Laboratiories) bei der Entwicklung solcher Systeme aktiv, welche normalerweise in drei Kategorien ausgeführt sind: 1) kleine, in der Hand haltbare Monitore 2) Automatische Fussgängermonitore 3) Automatische Fahrzeugmonitore.

Fahrzeugmonitorsysteme zur Detektion von SNM sind inzwischen von mehreren kommerziellen Unternehmen erhältlich. Unter anderem wurde der JPM-12A Fahrzeugmonitor von Canberra zusammen mit den LANL entwickelt. Er besteht aus zwei grossen Plastikszintillatoren, welche auf jeweils einer Seite eines Portals posititoniert sind, um die von den SNMs emittierte Gammastrahlung zu messen. Das Instrument kann 10 Gramm Plutonium (Pu) und 1000 gr. HEU in einem nicht abgeschirmten Fahrzeug messen, welches sich mit 2 m/s bewegt. Der Nachteil dieser Methode ist, dass Gammastrahlung relativ leicht durch Einwickeln der SNM in eine Bleihülle abgeschirmt werden kann, da die minimal zu detektierenden Mengen rapide um mehrere Größenordnungen ansteigen wenn die SNM mit mehreren mm davon abgeschirmt sind. Im Fall des Plutoniums kann dem Problem durch den Einsatz von Neutronendetektoren im Portal begegnet werden. Jedoch verlangt dieser Ansatz aufgrund der geringen Neutronenemissionsraten grossflächige Neutronendetektoren. Die LANL haben solch ein System entwickelt, welches auf zwei grossflächigen ³He-Detektoren basiert, zwischen denen die Fahrzeuge passieren. Ein äquivalentes System wird zur Zeit von TSA-Systems Ltd., Modell NVM-245 vermarktet. Der Fahrzeugmonitor von NUCSAFE nimmt für sich in Anspruch, 5 gr von Gamma-abgeschirmten, waffenfähigem Plutonium innerhalb von 10 Sekunden bei einer Distanz von 1 Meter zu detektieren. Ebenfalls erhältlich sind Gamma-Neutronen Fahrzeugportalmonitore von LAURUS-System Inc., Modell No. VM-250GN und Modellserie PM5000 von POLIMASTER. Für das letztere, welches größeneinstellbare Plastikszintillatordetektoren sowie großflächige ³He-Zähler beinhaltet, werden Detektionen von 4,3 gr ²³⁹Pu und 300 gr ²³⁵U bei einer Scangeschwindigkeit von 10 km/h angegeben. Jedoch können – in Analogie zu Gammastrahlen – kleinere Mengen an Pu der Detektion entgehen, wenn eine Neutronenabschirmung eingesetzt wird.

b) Single-energy Radiographie-Systeme

Diese Methode gewinnt Informationen über den Gehalt eines gescreenten Objekts. Eine Anzahl an Systemen wurden in den letzten Jahren von kommerziellen Unternehmen entwickelt. Fast alle davon benutzen hochenergetische Bremsstrahlung, welche von Hochleistungs-LINACS (linearen Beschleunigern, „linear accelerator", LINAC) ausgeht, obwohl SAIC eine Produktlinie (VACIS) um eine radioaktive ⁶⁰Co-Quelle entwickelt hat. In mehreren Systemen werden zwei Ansichten, welche um 90° zueinander angeordnet sind, generiert um mehr Informationen zu erhalten. Kommerzielle Unternehmen wie Smiths-Heiman und Aracor produzieren auf LINAC-basierenden Fahrzeug- und Schiffscontainer-Inspektionssysteme. Diese operieren bei Elektronenenergien von ungefähr 10 MeV und verwenden Cadmiumwolframat-Strahlungsdetektoren. Die spatiale Auflösung erlaubt die Detektion von 1 mm Kupferdraht. Die Scanzeit ist ~3 Minuten bei einem 20 m langem Fahrzeug, aber die visuelle Inspektion des resultierenden Bildes benötigt ungefähr 10–15 Minuten. Diese Systeme durchdringen ~30 cm Stahl und die Strahlungsdosis auf das Objekt ist ungefähr 150–250 μGγ. Der offensichtliche Nachteil ist, dass diese Systeme SNMs nicht automatisch detektieren und dass generell die Leistung dieser Systeme stark von der Fähigkeit und dem Einschätzungsvermögen des Benutzers abhängt.

c) Dual-energy Radiographie (DER)- Systeme

DER ist eine gut eingeführte Technik, welche zahlreiche Anwendungen bei medizinischen bildgebenden Verfahren (speziell in-vivo Knochenmineraldichtemessungen), Umweltstudien, Materialstudien, NDT, NDE, wie auch Sicherheitsinspektionsszenarien gefunden hat. Sie basiert auf dem Vergleich der Transmissionsdämpfung bei zwei Energien, eine empfindliche Messung der Ordnungszahl Z von Absorbern in der Sichtlinie von Strahlungsquelle zu Detektor.

DER-Scans werden normalerweise bei Energien vorgenommen, bei denen die photoelektrische Komponente der Transmissionsdämpfung dominiert. Eine spezielle Variante nutzt die charakteristischen Diskontinuitäten bei der Dämpfung, wenn die eingestrahlte Photonenenergie um die innere Valenzschalen- (K, L, M, ...)-Bindungsenergie eines speziellen Elementes variiert wird. Typischerweise variieren die letzteren mit Z².

Die Lokalisierung einer solchen Energie-Diskontinuität (durch Vergleich der Photonenflusstransmission darüber und darunter) ist ein empfindlicher Indikator für das Vorhandensein eines fraglichen Elementes im Sichtbereich. Jedoch ist die Variante dieser Methode ungeeignet zur Inspektion massiver Fracht wie Flugzeug- oder Schiffscontainer, da die relevanten K-Bindungsenergien (die höchsten Bindungsdiskontinuitäten) bei Z ~92 bei 110 keV liegen, eine Energie, die zu gering ist, um die zu inspizierenden Gegenstände zu durchdringen.

Zusammenfassend unterstreicht die Ungeeignetheit der existierenden Screeningmethoden für die effektive Verhinderung von unerlaubtem Transport von SNMs an den kritischen Ein- und Ausgangskontrollpunkten die Notwendigkeit für neue Inspektionssysteme, welche zuverlässig die Anwesenheit von geringen Mengen von SNMs in Frachtstücken von der Größe von kleinen Packungen, durchgehenden Passagiergepäckstücken, auf Paletten transportierter Fracht und Flugzeugcontainern, bis zu einem Schiffscontainer, beladenen Landfahrzeug oder einem Güterzug detektieren.

Zusammenfassung der Erfindung.

Die vorliegende Erfindung beschreibt eine neue und empfindliche Methode zur Detektion von geringen Mengen von speziellen nuklearen Materialien (SNMs), welche in Verpackungen, Passagiergepäck, größerer Fracht oder Fahrzeugen verborgen ist. Sie basiert auf Dual-energy Radiographie (DER) von diskreten, hochenergetischen γ-Strahlen, wobei der pair-productionbezogene Anstieg an Transmissionsdämpfung mit Photonenenergiecharakteristik von Hoch-Ordnungszahl(Z)-Materialien genutzt wird, um diese zu detektieren und von Gering-Z und Nieder-Z-Substanzen zu unerscheiden, welche den überwiegenden Anteil der unkritischen Transportstücke ausmachen. Weiterhin ist es möglich, zwischen gefährlichen Materialien und anderen, unkritischen Hoch-Z-Materialien geringer Dichte, wie Hg, Pb oder Bi zu unterscheiden, vorausgesetzt, mindestens zwei DER-Projektionen werden aufgenommen.

Um ein derartiges praktikables System mit guten Leistungseigenschaften zu schaffen, ist eine verständige Auswahl der γ-Strahlen -Energien und der Populationsreaktionen, welche Niederenergie-Ionenstrahlen bei sub-mA Intensitäten nutzen, vorteilhaft. Zu diesem Ziel wurde eine ausführliche Literaturstudie von reaktionsinduzierten Gammastrahlenausbeuten durchgeführt, welche die bevorzugten Strahlungsquellen gemäß Ausführungsformen der vorliegenden Erfindung liefern, obwohl diese Erfindung nicht darauf beschränkt ist. Diese sind die ¹²C-Linien bei 4.43 MeV und 15.09 MeV, populiert, in absteigender Ausbeite durch die ¹¹B(d,n), ¹³C(³He,α) & ¹⁰B(³He,p)-Reaktionen bei Energien von E_Strahl < 5 MeV. Eine alternative Option ist die ¹¹B(p,γ)reaktion, bei der eine Energie E_p ~9 MeV benötigt werden kann um die Giant-Dipol-Resonanz (GDR) γ-Strahlen bei 16–24 MeV voll auszunutzen. Die Ausbeute der letzteren Reaktion ist geringer als die von d-induzierten und ³He-induzierten Reaktionen, aber kann zu überlegenenen Bildkonstrastempfindlichkeiten führen, wobei die obere DER-Gammaenergie höher ist.

Die am besten geeigneten Detektoren können organische Szintillatoren mit Puls shape Discrimination (PSD)- Eigenschaften sein. Wie in vorangegangenen Simulationen gezeigt wurde, kann ein operierendes DER-Inspektionssystem, welches um solche Komponenten aufgebaut ist, in der Lage sein, eine verlässliche Detektion von kleinen (im Dekagrammbereich) Mengen an SNM mit geringen Scanzeiten (üblicherweise wenige Minuten), selbst in massiven Frachtstücken und beladenen Fahrzeugen, welche hohe Bildstöreinflüsse aufweisen, zu gewährleisten. Die typischerweise von den zu screenenden Stücken absorbierten Strahlungsdosen sind in einem akzeptablen Bereich von 1–10 μGγ.

Somit wird gemäß einer Ausführungsform der vorliegenden Erfindung eine Methode zur Detektion von Substanzen bereitgestellt, beinhaltend das Ausführen von Mehransichts-Mehrenergie Radiographie durch Bestrahlen eines Objektes mit einer Mehrzahl von diskreten Hochenergie-Gammastrahlen bei einer Mehrzahl von verschiedenen Orientierungen, und Detektion und Aufzeichnung der Strahlung, die durch das Objekt verläuft mit mindestens einer Detektorenanordnung; und das Anzeigen der Präsenz einer Hoch-Z-Substanz (z.b. SNM) durch Detektion eines Unterschieds in einer Transmissionsdämpfungscharakteristik der Hoch-Z-Substanz im Gegensatz zu Nieder-Z- und Mittel-Z-Substanzen.

Die Methode kann ausserdem das Determinieren und Lokalisieren von Regionen innerhalb des Objektes, welche die Hoch-Z-Substanz enthalten, durch die Mehransichts- Mehrenergie Radiographie beinhalten, um die Spezifität für SNM im Gegensatz zu anderen Hoch-Z-Substanzen zu erhöhen.

Ebenfalls wird gemäß einer Ausführungsform der vorliegenden Erfindung ein System zur Detektion von Substanzen bereitgestellt, beinhaltend ein Dual-Energie Radiographie (DER)- System beinhaltend eine Gammastrahlenquelle, umfassend einen Ionenstrahlbeschleuniger sowie ein Ziel, auf das der Beschleuniger einen Strahl aussendet und somit Gammastrahlen erzeugt, und eine Mehrzahl von Gammastrahlendetektoren welche so positioniert sind, dass sie Gammastrahlen detektieren, welche von der Gammastrahlenquelle durch ein zu inspizierendes Objekt passieren, wobei das DER- System in der Lage ist, die Präsenz einer Hoch-Z-Substanz anzuzeigen, in dem ein Unterschied in einer Transmissionsdämpfungscharakteristik der Hoch-Z-Substanz im Gegensatz zu Nieder-Z- und Mittel-Z-Substanzen detektiert wird.

Das DER-System kann zwei Messungen der Transmissionsdämpfungscharakteristik vornehmen, eine Messung nahe dem globalen Absorptionsminimum aller Ordnungszahlen Z (ungefähr bei ~4 MeV Photonenenergie) und eine weitere bei einer höheren Photonenenergie.

In den Zeichnungen zeigt
1 einen vereinfachten Graph von Werten von Δμ als Funktion von Z für verschiedene Photonenenergien, relativ zu E_γlow = 4.43 MeV, wobei die Abzisse die Ordnungszahl Z ist und die Ordinate Δμ in cm²/g.
2 einen vereinfachten Graph von Δμ·ρ, ein Unterschied im makroskopischen Bremskoeffizient berechnet für E_γhigh = 15.09 MeV und E_γlow = 4.43 MeV bei den stabilen Hoch-Z-Elementen, beginnend mit dem letzten Seltenerd (Hf), unter Verwendung von nominellen Schüttdichten, wobei die Abzisse die Ordnungszahl Z ist und die Ordinate Δμ·ρ in l/cm.
3 einen vereinfachten Graph der Systematik der Grundzustands- Q-Werte für p-Einfangreaktionen von leichten Kernen, wobei die Abzisse die Zielmassennummer A ist und die Ordinate Q₀ in MeV.
4 ein vereinfachtes Termschema von ¹²C, welches die interessanten Zustände zeigt, zusammen mit zahlreichen Reaktionen, welche die Zustände füllen und entleeren. Die ¹¹B (p,γ)-Anregungskurve ist entlang der korrespondierenden Zustände gezeigt, klar aufzeigend die Giant-Dipol-Resonanz, welche in den Grundzustand und den ersten angeregten Zustand zerfallen. Ebenfalls gezeigt sind die niederliegenden Zustände von ¹²B, welche von ¹¹B(d,p) und deren Zerfallsmoden gespeist werden.
5 ein vereinfachter Graph von gemessenen Ausbeuten an dicken Zielen per Projektil an Reaktionen, welche hochenergetische ¹²C-Gammastrahlen generieren, wobei die Abszisse E_Projektil in MeV ist und die Ordinate die Ausbeute ( × 10⁹). Die gelben (mit „Y" versehenen") und magenta (mit „M" versehenen) Kurven beziehen sich beide auf die p-Einfangreaktion, aber die Ausbeuten beziehen sich auf Gammastrahlen, welche zum ersten angeregten Zustand bzw. dem Grundzustand führen. Die Energien unterscheiden sich um 4.43 MeV und variieren mit der eingestrahlten Protonenenergie, wie nahe den Kurven selbst angezeigt wird. Der Anstieg an Ausbeute oberhalb ~5 MeV resultiert aus Giant-Dipol-Resonanz. Die blauen (mit B versehenen) und grünen (mit G versehenen) Kurven beziehen sich auf die 15.09 MeV Ausbeuten aus Reaktionen mit ³He-Strahlen und sind von variierender Ausbeute und spektraler Reinheit, wie nahe den Kurven angezeigt ist. Die rote Kurve (mit R versehen) repräsentiert die 15.09 MeV- Ausbeute aus der (d,n)-Reaktion auf ein ¹¹B-Ziel. Neben den Effekten von Neutronen sind diese Gammaspektren (siehe 6 und 7) bemerkenswert rein. Zum Vergleich bezeichnet der schwarze Kreis in dieser Figur die 9,17 MeV Gamma-Ausbeute aus p-Einfang von ¹³C, die nukleare Reaktion auf welcher die Gamma-Resonanz-Absorption (GRA)-Methode zur Detektion von Stickstoff enthaltenen Sprengstoffen basiert.
6 einen vereinfachten Graphen eines „in-beam" NaI Gammastrahlen-Spektrums aus einem Bombardement eines ¹¹B-Ziels mit einem 2.75 MeV Deuteronenstrahl, wobei die Abszisse die Kanalnummer und die Ordinate die relative Intensität ist.
7 einen vereinfachten Graphen eines „in-beam" Germanium Gammastrahlen-Spektrume aus einem Bombardement eines Deuteriumziels mit einem 19.1 MeV ¹¹B-Strahl, wobei die Abszisse E_γ in MeV ist und die Ordinate die Nummer an Counts. Die äquivalente d-Strahlenenergie ist 3.47 MeV.
8 einen simplifizierten schematischen Abriss eines auf nuklearreaktionen basierenden, frei stehenden DER-Screeningsystems, welches gemäß einer Ausführungsform der vorliegenden Erfindung ausgeführt und betrieben, wird, in der Ebene der d-Strahlen und zentralen γ-Detektoren. Es wird gezeigt, wie mehrere radiographische Projektionen in einem Singlepass erhalten werden können, wenn eine Anzahl an Detektoranordnungen verwendet wird.
Detaillierte Beschreibung der Ausführungsformen
Dual-Energie Radiographie in vorhandenen Szenarien – die grundlegende Physik
In Anbetracht der fundamentalen Beschränkungen vorhandener Screeningausrüstungen, welche im vorigen Abschnitt beschrieben wurden, kann ein Rückgriff auf die charakteristischen Merkmale des Dämpfungsprozesses vorgenommen werden, die bei höheren Photonenenergien (in der Spanne von 130 MeV) eine Rolle spielen, für die die Strahlung viel durchdringender ist. In dieser Photonenenergieregionen kommt der Paar-Produktions Dämpfungsmechanismus ins Spiel, so dass der gesamte Dämpfungskoeffizient einen Anstieg auf über ~4 MeV erlebt, welcher umso betonter wird, in dem Mass als Z des Absorbers ansteigt.
Somit kann, um zwischen Hoch-Z-Materialien und leichteren Elementen zu unterscheiden, eine Messung am globalen Absorptioneminimum für alle Ordnungszahlen Z (bei ~4 MeV) sowie eine weitere bei höherer Energie vorgenommen werden. Dies ist die Basis für die SNM Detektion, welche der vorliegenden Arbeit unterliegt.
Speziell wird der Intensitätsanteil, welcher durch zwei Absorber der Ordnungszahlen Z_a, Z_b bei jeweils unterschiedlichen Photonenenergien E_γ1 und E_γ2 transmittiert, durch die folgende Gleichung ausgedrückt: T(Eγi) = e – (μai·ρa·xa + μbi·ρb·xb), i = 1,2 (Gl. 1)wobei ρ, μ und x die Dichte, den spezifischen Dämpfungskoeffizient und die Dicke in der Sichtlinie von der Quelle zum Detektor für die Absorber a und b bezeichnen. Die Koeffizienten μ sind charakteristische und bekannte Funktionen sowohl von Z_a wie von E_γ.
Es folgt aus Gleichung 1, dass das Transmissionsverhältnis bei den beiden Energien durch T(Eγ1)/T(Eγ2) = e – (Δμai·ρa·xa + Δμbi·ρb·xb) (Gl. 2)gegeben ist.
Somit wird eine hohe Empfindlichkeit zur Detektion des Absorbers a (Zielobjekt) gegen einen Hintergrund des Absorbers b (unkritisches Objekt) dann erhalten, wenn die Unterschiede in den Dämpfungskoeffizienten Δμ den folgenden Relationen folgen: |Δμa| = maximal und |Δμb| = minimal
Daraus folgt klar, dass der Effekt eines unkritischen Absorbers b auf das Verhältnis nicht voll eliminiert werden kann, es sei denn Δμ_b = 0.
Um die Konsequenzen der Gleichung 2 zu illustieren sind die kompilierten Werte für die Größe Δμb = Δμ(Eγhigh) – Δμ(Eγlow = 4.43 MeV)in 1 als Funktion der Ordnungszahl Z für mehrere Photonenenergien E_γhigh gezeigt. Die Wahl der niedrigeren Energie E_γlow = 4.43 MeV wird durch die Tatsache diktiert, dass diese mit dem globalen Minimum des Dämpfungskoeffizienten μ als Funktion der Energie, und ebenfalls mit einem ausgiebig produzierbaren ¹²C-Gammastrahl korrespondiert.
1 zeigt, dass die Δμ-Werte für Mittel-Z-Materialien relativ gering und für Niedrig-Z-Materialien sogar negativ sind. Überdies steigt die Empfindlichkeit für Hoch-Z-Materialien relativ stark mit der Photonenenergie E_γhigh. Somit ist es aus Kontrastempfindlichkeitsgründen wünschenswert, die höchstmögliche Photonenenergie E_γhigh einzusetzen.
Um die Empfindlichkeit der DER für SNMs, im Gegensatz zu anderen Hoch-Z-Materialien zu illustrieren, zeigt 2 ΔMAC, ein Unterschied in dem makroskopischen Dämpfungskoeffizient Δμ·ρ (wobei Δρ die Schüttdichte darstellt) von Hoch-Z-Materialien, berechnet für E_γhigh = 15.09 MeV und E_γlow = 4.43 MeV. Eine solche Parametrisierung (vgl. Gl. 2) ist bedeutsam, da die Volumenverteilung von ΔMAC für die betreffenden Stücke mit adäquater Präzision (in Voxels von ~1 cm³) aus einer geringen Anzahl von DER-Ansichten (mindestens zwei) eingeschätzt werden kann.
Auf der Basis der makroskopischen Dämpfung können SNMs (in 2 Uran und Plutonium) klar von Seltenen Erden und den schwersten stabilen Elementen (Hafnium, Thallium, Blei und Wismut in 2) und zu einem geringeren Grade von den Übergangsmetallen (Tantal und Quecksilber in 2) unterschieden werden. Die einzige Schwierigkeit scheinen die Edelmetalle und deren Nachbarn (Wolfram, Rhenium, Osmium, Iridium, Platin und Gold in 2) sowie natürliches oder abgereichertes Uran zu sein, welche sämtlich mit Wahrscheinlichkeit nicht als undeklarierte Fracht transportiert werden. Alarme, welche durch solche Materialien verursacht werden, werden somit eher selten sein und würden bei strengen Operationskriterien nicht als falsch gelten.
Kontinuierliches Spektrum und Diskrete-Linien Photonenquellen für DER
Bis jetzt benutzten die meisten DER- Anwendungen Spektren mit kontinuierlicher Energie, wie jene die bei Elektronenstrahl-induzierten Bremsstrahlungs (BS)-Quellen produziert werden. Jedoch wird in der vorliegenden Anwendung die Arbeit mit BS-Quellen nicht bevorzugt aufgrund dreier fundamentaler Charakteristika, nämlich

I. der Fluss tendiert dazu, bei relativ geringen Energien konzentriert zu werden und läuft bei hohen Energien aus („tail-off"), wodurch der Kontrast reduziert wird
II. das transmittierte Flussspektrum ist selbst eine Funktion der Ordnungszahlen und Arealdichten der durchquerten Absorber
III. der geringe Leistungsfaktor (~1 Promille) typischer BS- Strahlen ist für Spektroskopie unvorteilhaft („single event counting")

Somit ist es, obwohl die vorliegende Erfindung mit kontinuerlichen Energiequellen ausgeführt werden kann, vorteilhaft, nuklearreaktionsinduzierte Quellen mit diskreter Energie zu verwenden. Grundlegende (aber nicht limitierende) Systemvoraussetzungen für DER sind die folgenden

a. Produktion von E_γhigh und E_γlow in derselben nuklearen Reaktion
b. saubere Gammastrahlenspektren (im Sinne dessen, dass sowenig andere Linien wie möglich enthalten sind)
c. eine minimale Neutronenproduktion und Aktivierung der Umgebung
d. Populierungsreaktionen, welche mit niederenergetischen, niederintensiven und nicht-exotischen Strahlen und langlebigen Zielen erreichbar sind
e. ein robuster, verlässlicher, kompakter und billiger Beschleuniger, welcher keine zusätzliche Entwicklung erfordert.
f. verlässliche, billige Detektoren, welche E_γlow gegen E_γhigh auflösen und gegen interferierende Strahlung unterscheiden, entweder über deren spektroskopischen oder Timing-Eigenschaften (Pulse shape discrimination) oder über Flugzeit oder über jedwede Kombination hiervon.

Diese Anforderungen an nuklearreaktionsinduzierte Quellen, genau wie das vorrangige Kontrastempfindlichkeitskriterium, welches die Arbeit mit der höchstmöglichen Energie E_γhigh bevorzugt, dienen als Leitlinien bei der Auswahl der am meisten geeigneten nuklearen Reaktion für die vorliegende Anwendung. Jedoch sei betont, dass die Erfindung nicht auf diese Leitlinien beschränkt ist.
Anfänglich kann der Kerne, bei dem die optimalen Niveaus und Übergänge gefunden werden, identifiziert werden. Dies wird einfacherweise dadurch erreicht, dass die Protonenseparierungsenergieren in leichten Kmernen, oder äquivalent, die Grundzustands Q-werte (Q₀) für die (p,γ)-Protoneneinfangreaktion betrachtet werden. Die letztere repräsentiert ein Mass für die intrinsische Exothermizität des nuklearen Prozesses (oberhalb und über der kinetischen Energie, welche von dem hereinkommenden Proton mitgegeben wird) und somit für den Grad an erreichbarer Anregung in dem endgültigen Kern. Deren Systematik für leichte Kerne, welche aus einer wohlbekannten Sammlung entnommen sind, ist in 3 gezeigt.
Die globalen Variationen und lokalen Fluktuationen in dieser Darstellung repräsentieren eine Überlagerung von Kernschalen-Schließ („closure")-Effekten (an den „magischen" Zahlen), Paarkräften effekten („pairing force", gerade/ungerade gestaffelt in benachbarten Kernen) und am herausragensten, α-Clusteringeffekten (das dominante Wiederholungsmuster der Maxima in Q₀ sind 4 Masseneinheiten).
Die höchsten Anregungen (die offenen beiden Diamanten auf der linken Seite von 3) werden für den p-Einfang von ³He und ⁷Li erhalten. Jedoch sind diese beiden Reaktionen für die vorliegende Anwendung nicht bevorzugt, da deren Querschnitte (und Gamma-Ausbeuten) gering sind. Der (am weiten) nächste beste Kern ist ¹¹B(der gefüllte Diamant genau rechts neben den oben beschriebenen offenen Diamanten in 3). Somit ist der Kern, bei welchem die höchsten Anregungen erreicht werden können, ¹²C, welcher das Produkt der ¹¹B(p,γ)-Reaktion darstellt.
Die Population des endgültigen Kerns bei einer hohen Anregung ist eine notwendige, aber nicht hinreichende Voraussetzung zur Erzeugung von hochenergetischen Gammastrahlen mit niederenergetischen Partikelstrahlen. Eine weitere Voraussetzung ist, dass die hochenergetischen Niveaus vor allem (oder zumindest zu einem wünschenswerten Anteil) in den Grundzustand oder zu niedrigliegenden angeregten Zuständen in einem einzigen Übergang zerfallen. Generell ist dies nicht der Fall, da bei hoher Anregung, wenn ein Kern die Möglichkeit hat, über Partikelemission (über die sogenannte starke Kernkraft) zu zerfallen, der Anteil an Emission von Gammastrahlen (Zerfall über die elektromagnetische Kraft) meist gering ist. Jedoch können bei sogenannten „pathologischen" Zuständen quantenmechanische Auswahlregeln drastisch die Partikelemission verhindern. Solche Zustände werden dann tatsächlich in annehmbarer Weise über Gammaemission zerfallen. Klassische Beispiele hierfür sind isospin T = 1 Zustände in selbstkonjugaten (N = Z) kleinen Kernen, bei welchen Zerfall über α-Partikelemission verboten ist. Da T als eine gute Quantenzahl in kleinen Kernen bekannt ist, können diese Auswahlregeln die Partikelemission um mehrere Größenordnungen inhibieren und in vielen Fällen tun sie es auch.
Alle diese vorteilhaften Eigenschaften werden im ¹²C-Kern (welcher N = Z = 6 hat) gefunden, dessen Termschema in 4 gezeigt wird. Die hochenergetischen Gamma-Übergänge in ¹²C, zusammen mit dem 4.43 MeV Übergang, bilden die erste beschriebene Ausführungsform der Erfindung (siehe nächster Abschnitt). Ebenso sind in 4 die niedrig gelegenen Niveaus von ¹²B und deren Zerfallsmoden gezeigt, welche eine andere Ausführungsform bilden, welche nachfolgend beschrieben wird.
Erste Ausführungsform – „In Beam" reaktionsinduzierte ¹²C γ-Strahlenausbeuten
Im DER-Kontekt ist es aus 4 klar, dass die 4.43 MeV Gammastrahlung ein primärer Kandidat für E_γlow ist. Im Bezug auf E_γhigh sind die am meisten attraktiven Kandidaten die diskreten Niveaus bei 15.09 MeV, welche durch die folgenden Reaktionen ¹¹B(p,γ), ¹¹B(d,n), ¹⁰B(³He,p), ¹³C(³He,α) sowie die Giant-Dipol-Resonanz (GDR) um 23 MeV (erreichbar durch ¹¹B(ρ,γ) bei E_p = 6–10 MeV) erreicht werden können. Die letzten zerfallen vorwiegend in den ¹²C-Grundzustand und ersten angeregten Zustand über Gammastrahlung, welche ab jetzt als γ₀ und γ₁ bezeichnet wird.
Nuklearreaktionsausbeuten
Die erwarteten Gammastrahlenausbeuten für dicke Ziele (per Projektil) der 15.09 MeV Linie und den GDR Linien in den oben angegebenen Reaktionen wurden durch Integration der Energien der publizierten experimentellen Querschnitte erhalten und sind in 5 gezeigt.
Mehrere Anmerkungen über diese Reaktionen erscheinen bereits in 5 und brauchen nicht wiederholt zu werden. In klarer Weise definiert die Wahl der Reaktion eine Ausbeute in größenordnungsmäßiger Hierarche:
p-Einfang ist die schwächste (aber die mittlere E_γhigh ist höher als 15.09 MeV, wodurch die Kontrastempfindlichkeit erhöht wird) und die ³He-induzierten Prozesse sind in der Mitte. Deuteron-Stripping ist am besten, obwohl dessen Feeding des 15.09 MeV Zustandes eine Schwelle bei E_d ~1.6 MeV besitzt. Bei E_d ~3 MeV ist die Ausbeute der 15.09 MeV Gammastrahlen ~3 Größenordnungen höher als die 9.17 MeV Ausbeute der Gammaresonanzabsorption (GRA) welche der Detektion von Stickstoff enthaltenen Sprengstoffen unterliegt. Für Fachleute auf dem Gebiet von Sicherheitsscreenings-Applikationen zeigt dieses Merkmal wohl am besten die Anwendbarkeit der vorliegenden Erfindung mit der ¹¹B(d,n)-Reaktion. Bei Energien oberhalb von E_d ~3 MeV steigt die „thick-target" Gammaausbeute dicker Ziele (d,n) etwa mit E_d ^1.5 an. Dies zeigt primär die Deuteronspannen-Abhängigkeit von der Energie, da die Querschnitte relativ flach sind. Auf der Sollseite sind diese reaktionsinduzierten Gammaquellen durch relativ hohe assoziierte Ausbeuten schneller Neutronen charakterisiert, wie durch die folgende Tabelle illustriert wird:
Tabelle 1: Ausbeuten dicker Ziele („Thick target yields") schneller Neutronen und 15.09 γ-Strahlen (oder GDR-Zerfalls γ-Strahlen, wo anwendbar) und der Anteile bei ausgewählten Energien.

ⁱ unter Benutzung eines intermediären dicken Ziels (~4 mg/cm²), welches die Deuteronstrahlenergie auf 4 MeV reduziert.
ⁱⁱ untere Grenze, da nur der (³He, n) Kanal betrachtet wurde, wobei der (³He, pn) Kanal vernachlässigt wurde.
ⁱⁱⁱ untere Grenze, da nur der (³He, n) Kanal betrachtet wurde, wobei der (³He, pn) Kanal vernachlässigt wurde.

Die Neutronenausbeuten in Tabelle 1 wurden analoger Weise zu den Gammastrahlenausbeuten aus 5 berechnet, nämlich durch Integration der Energie aus publizierten experimentellen Querschnitten. Aus den Ergebnissen geht klar hervor, dass (d,n) vorteilhafter ist als p-induzierten und ³He-induzierte Reaktionen, nicht nur im Hinblick auf die Gamma-Ausbeute sondern auch im Hinblick auf die Minimierung des Neutron/Gammaausbeuten Verhältnisses
Die einzige Ausnahme in diesem Trend ist das p + ¹¹B system unter der (p,n)-Schwelle von E_p = 3.0 MeV, aber die Gammaausbeuten per Projektil sind fast drei Größenordnungen geringer als bei d + ¹¹B. Mit ansteigender Protonenenergie erhöhen sich die Gammastrahlenausbeuten stark, aber die Neutronenausbeuten steigen noch stärker an, so dass die Neutron/Gamma-Verhältnisse unakzeptabel hoch werden, wie der Tabelle entnommen werden kann.
Bei ³He-induzierten Reaktionen gibt es keine Bombardierenergie, bei der das Neutron/Gamma Verhältnis minimiert wird, da alle Gamma- und Neutronen produzierenden Reaktionen exotherm sind (keine Schwellwerte) und deren Querschnitte im wesentlichen unabhängig von der Energie sind.
Schlussendlich mit der (d,n) Reaktion erscheint eine Möglichkeit, das Neutron/Gamma-Verhältnis zu reduzieren, in dem die Strahlenergie auf E_d ~5 MeV erhöht und ein Ziel benutzt wird, welches den Strahl nicht unter E_d ~4 MeV absenkt. Dies könnte auf eine markante Reduktion in den (d,n) Querschnitten im Grundzustand und erstem angeregten Zustand von ¹²C in dieser Energiespanne zurückzuführen sein. Natürlich kann eine solche Verbesserung auf Kosten der 4.43 MeV Gammaausbeute erfolgen, was unerwünscht ist. Bei höheren Deuteronenenergien ist dieses Querschnittsverhalten nicht bekannt, somit ist es möglich, dass sogar noch vorteilhaftere Strahl-Ziel Bedingungen existieren können. Jedoch öffnet bei E_d ~6 MeV der (d,2n) Kanal, so dass optimale Bedingungen am wahrscheinlichsten bei einkommenden Deuteronenenergien um oder unter diesem Wert zu finden sind.
Die nächsten zu betrachtenden Themen sind a) ob die in-beam d + ¹¹B-Spektren rein genug für die Zwecke der vorliegenden Anwendung sind und b) welche Massnahmen ergriffen werden können, um die nachteiligen Effekte der hohen Neutronenausbeute abzumildern. Diese Themen werden im folgenden besprochen.
Experimentelle Optionen zum Erzielen eines reinen In-Beam Gamma-Spektrums
Um reine, Hintergrund-freie, in-Beam Spektren, im speziellen mit Deuteronen oder ³He-Strahlen zu generieren, können gewisse experimentelle Massnahmen, die normalerweise in der nuklearen Spektroskopie implementiert sind, getroffen werden. In diesem Kontext ist es instruktiv, zwei publizierte in-Beam Spektren zu untersuchen. 6 zeigt ein NaI Gammastrahlenspektrum mit der ¹¹B(d,n)-Reaktion mit einer Energie von E_d = 2.75 MeV aus den 1960ern. 7 zeigt ein mit „EUROBALL", einer großen GE-Spektrometer Matrix umgeben von einer Anordnung von NaI anti-Koinzidenz Zählern 2000 aufgenommenes Spektrum. Die letztere benutzt die inverse Reaktion mit einer Energie nahe der Schwerpunktsenergie.
Einige Merkmale dieser Spektren, welche relevant für die vorliegende Anwendung sind, lauten:

a. Die 15.09 MeV Peakregion ist sehr rein in beiden Fällen
b. Die Spektren sind für beide Detektoren sehr ähnlich
c. Dasselbe charakteristische Kontinuum, welches sich bis zu ~10 MeV äquivalenter γ-Strahlenenergie erstreckt, kann gesehen werden
d. Die 4.43 MeV Strahlung ist markant
e. Im NaI Spektrum (6) existieren keine weiteren markanten Peaks oberhalb von 3.5 MeV

Die Ähnlichkeit der NaI und Ge-Spektren, insbesondere im Hinblick auf den breiten Mitt-Spektrum- „Bump" ist ein starkes Anzeichen dafür, dass dieses Kontinuum aus thermalem Neutroneneinfang in den Detektoren resultiert (welche als „Kalorimeter" für die nachfolgenden Gammakaskaden dienen). Die 3.09 MeV-Linie in 6 wurde identifiziert als resultierend aus der ¹²C(d,p)¹³C Reaktion, herrührend aus einer Kohlenstoffverunreinigung im Bor-Ziel – in der Tat, wie aus 7 ersichtlich ist dies in der inversen Reaktion nicht zu sehen (Somit sollte darauf geachtet werden, ein so reines ¹¹B-Ziel wie möglich herzustellen und sicherzustellen, dass kein Kohlenstoff darauf während des Strahlenbombardements akkumuliert). Die Quelle des 5.5 MeV Peaks im Germanium-Spektrum (7) ist unbekannt, aber dies ist nicht direkt relevant für die Problematiken des vorliegenden Falles, da die inverse Reaktion in dieser Anmeldung nicht benutzt werden wird.
Aus dem Obigen geht klar hervor, dass die primären Quellen von Hintergrund unter der 4.43 MeV-Linie thermische Neutroneneinfang-Events und geringpulsige Height-Response-Events zu 15.09 MeV Gammastrahlen sind. Massnahmen, die ergriffen werden können, um das mit den Neutronen assoziierte Hintergrundproblem zu erleichtern, sind die folgenden:

1. Die Verwendung von ¹¹B-Zieldicken, die den Strahl nicht unter die 15.09 MeV Schwelle abschwächen (E_d = 1.6 MeV)
2. Schnelle Neutronendumps ab & aufwärts des Ziels – ¹¹B(d,n)-Neutronen sind vorwärts und rückwärts-peaked.
3. demgemäß das Anordnen des DER Radiographie-Systems bei Winkeln um 90° um den Deuteronenstrahl
4. das Umgeben des Ziels mit Neutronenmoderatoren und -absorbern
5. das Einwickeln der Detektoren in ein thermisches Neutronenabsorptionsmaterial wie Li, B, Cd oder Gd.
6. das Ausfiltern von Neutronenbezogenen und -gestreuten Events über die Flugzeit (time-of flight)-Methode
7. das Verwenden von organischen Szintillatoren als Gammastrahlendetektoren
8. ein niederfrequentes Pulsen des Deuteronenstrahls.

Massnahme Nr. 1 ist in einem folgenden Abschnitt bezüglich der Ziele erklärt – sie sollte die Neutronendosen um ~30% vermindern.
Massnahmen Nr. 2–6 sind selbsterklärend für den Fachmann und werden nicht weiter diskutiert. Jede davon kann unabhängig voneinander angewandt werden.
Massnahme Nr. 7 basiert auf dem vorteilhaften Merkmal, dass Nieder-Z-Materialien, wie organische Szintillatoren nicht die thermischen Neutroneneinfangcharakteristika von Hoch-Z-Detektoren aufweisen. Im Kontrast dazu haben solche Detektoren den Nachteil, dass sie effizient für die Detektion von schnellen Neutronen sind, vorwiegend über Protonen-Rückstoss begleitenes n-p-Scattering von Wasserstoff. Spezifischerweise produzieren Neutronen mit Energien um 10 MeV Pulse äquivalent zu ~5 MeV Gammastrahlen, womit sie spektralen Hintergrund unterhalb der 4.43 MeV Region von Interesse generieren. Jedoch kann dieses Problem gelöst werden, in dem man die Pulse shape discrimination (PSD)-Eigenschaften von bestimmten organischen Szintillatoren benutzt, welche erlauben, zwischen schnellen Neutronen und Gammastrahlenevents im Detektor über den Unterschied in Abfallzeit der Szintillationspulse zu unterscheiden. Der PSD-Effekt ist in Flüssigkeiten am meisten ausgeprägt (wo er für leicht zu unterscheidende Pulsabfallzeiten von 15–20 ns sorgt) aber er wurde auch, wenn auch zu einem geringeren Grad, in Plastikszintillatoren beobachtet.
Massnahme Nr. 8 wird im Kontext der zweiten Ausführungsform nachfolgend beschrieben.
Sobald die schnellen und langsamen Neutronenevents unterdrückt wurden, könnte der prinzipielle spektrale Hintergrund unterhalb der 4.43 MeV-Linie von 15.09 MeV Gammastrahlenevents geringer Amplitude herrühren. Jedoch kann ein Response-optimierter organischer Szintillator einen flachen Hintergrund in der Region von Interesse aufweisen, welcher verlässlich vom 4.43 MeV-Peak subtrahiert werden kann. In diesem Kontext sollte auch die Verwendung von deuterierten Szintillatoren betrachtet werden, bei denen der 2.2 MeV γ-Strahl aus langsamen Neutroneneinfang durch Wasserstoff eliminiert ist. Dies würde erlauben, einen höheren Anteil der Antwortkurve auf die 4.43 MeV Gammastrahlen zu benutzen, wodurch die Detektoreffizienz erhöht wird.
Eine Verwendung von organischen Szintillatoren kann somit vorteilhafter (und ausserdem erheblich billiger) sein, aber mit gewissen Einbussen in der Detektoreffizienz einhergehen.
Es sei angemerkt, dass mehrere Arten von Szintillatoren innerhalb der vorliegenden Erfindung benutzt werden können. Zum Beispiel können – wie vorhin angemerkt – die Szintillatoren organische Szintillatoren sein, z.B. organische flüssige Szintillatoren und/oder organische Plastikszintillatoren mit oder ohne Pulse shape discrimination -Eigenschaften. Alternativ können die Detektoren auch anorganische Szintillatorspektrometer beinhalten, wie, aber nicht darauf beschränkt, NaI, BGO oder BaF₂. Als eine weitere Alternative können die Detektoren Festkörper-Strahlenspektrometer wie, aber nicht darauf beschränkt, Ge, CdTe oder CdZnTe (CZT), beinhalten. Wenn organische Szintillatoren ohne die Eigenschaft der Pulse shape discrimination benutzt werden, oder wenn alternativ anorganische Szintillatoren benutzt werden, kann durch Verwendung einer oder mehrerer der Massnahmen 1 bis 6 an sich schon eine adäquate Diskriminierung von spektraler Verunreinigung durch schnelle oder langsame Neutronen bereitgestellt werden. Dies hängt von den detaillierten experimentellen Bedingungen ab, wie sie in einer spezifischen Anwendung der vorliegenden Erfindung vorherrschen.
Implikationen der γ-Quelle auf den Operationsmodus und die Leistung des Systems
Für die Diskussion wird eine zweidimensionale schematische Ansicht der DER-Ausführungsform als ein freistehendes System in 8 gezeigt. Dessen konventionellen Aspekte werden nicht näher ausgeführt, die Betonung liegt auf die Merkmale, die spezifisch für diese Anwendung sind. Fächerstrahlen („Fan beams") und dazu angeordnete Detektoranordnungen sind senkrecht zur Zeichnungsebene.
8 zitiert explizit die ¹¹B(d,n)-Reaktion, aber würde im wesentlichen ungeändert für p-Einfang oder ³He-Reaktionen bleiben. Mehrere experimentelle und prozedurale Merkmale werden nun diskutiert (Themen bezüglich Beschleuniger und Ziel werden nachfolgend diskutiert).
Multi-Ansicht DER
Eines der Merkmale welches in 8 gezeigt wird ist, dass bei Verwendung einer Zahl von Kollimator- und Detektoranordnungen, ein Satz an radiographischen Projektionen des gescreenten Objekts simultan erhalten werden kann. Dies führt zu einem Gewinn an System-Throughput sowie zur Erleichterung der Dichterekonstruktionsprozedur, welche die Unterscheidung gegenüber anderen, ungefährlichen Hoch-Z-Substanzen erlaubt (siehe auch im folgenden)
Eine stringente Kollimation der γ-Strahlen zu einer Fächerstrahlengeometrie (senkrecht zur X-Y-Ebene in 8) kann benutzt werden, um die unerwünschten Effekte gestreuter Strahlung zu minimieren, ein größeres Problem bei hochenergetischen Gammastrahlen, speziell beim Durchqueren von grossen, massiven Objekten. So eine Streuung wird primär dazu neigen, die Kontrastempfindlichkeit zu reduzieren, aber sie wird auch den Effekt haben, die Bildeigenschaften unscharf zu machen (speziell die Kanten).
Die Inspektionsszenarien, welche bei der vorliegenden Erfindung in Betracht gezogen werden, sind u.a. die folgenden
1. Die DER-Objektscreeningsequenz für ein freistehendes System
Mit der interrogierenden Strahlung, welche durch eine nukleare Reaktion produziert wird (im Gegensatz zu einer Bremsstrahlungsquelle) können die geringen Strahlenmengen rational genutzt werden, wenn das DER-System einen hohen Throughput, eine hohe Detektionswahrscheinlichkeit und geringe Falschalarmraten erreichen soll.
Die Transmissionsabtastung der beiden γ-Strahlenenergien können in identischen Strahlungsgeometrien durch jeden Teil des zu interrogierenden Objektes erreicht werden. Demgemäß kann die Objektscreeningsequenz eine oder mehrere (in meisten Fällen nicht mehr als zwei) der folgenden Abschnitte beinhalten

I. ein schneller Pre-Scan, um den generellen γ-Strahlendämpfungsbereich zu klassifizieren
II. ein vollständiger Scan mit einer Detektoranordnung, um lokale Regionen, von denen vermutet wird, dass sie Hoch-Z-Materialien beinhalten, zu lokalisieren
III. Multi-Ansichten Scans (8) um die Anwesenheit von Hoch-Z (gemäß der zuvor beschriebenen Linien) festzustellen.
IV. ein lokalisierter Scan mit einem ultra-reinen Spektrum (wie zuvor beschrieben) um die Anwesenheit von Hoch-Z zu bestätigen
V. eine Wiederholung von eine oder mehreren der vorigen Phasen bei grenzwertigen Fällen, um persistenten falschen Alarm auszumerzen

In den Abschnitten I-III wird das Objekt in einer kontinuierlichen translateralen Bewegung gescannt, wenn möglich bei variabler Geschwindigkeit. Der Abschnitt IV wird nur bei den Regionen vorgenommen, welche sich bei den vorherigen Abschnitten als problematisch herausgestellt haben.
In dem DER-System gemäß der vorliegenden Erfindung kann es praktikabel sein, alle Entscheidungen einer computerisierten Kontrolle zu unterwerfen mit Bezug auf: die spezifische durchzuführende Scanningsequenz, die benötigten mechanischen Bewegungen, um diese durchzuführen, sowie die Datenakquiseform und implementen Analyseroutinen um den Status des Containers abzuschätzen („noch nicht festgelegt", „rein", verdächtig", „Treffer") während der Interrogation.
2. Die Verwendung von auf Nuklearreaktionen basierten DER-Systemen in Zusammenhang mit weiteren Systemen
Abhängig von den Details des Applikationsszenarios und der Art der zu detektierenden gefährlichen Objekte kann es von Interesse sein, ein Screeningsystem zu entwickeln, welches auf der vorliegenden Erfindung in Zusammenhang mit weiteren Systemen beruht.

2a) Dieses letztere könnte, aber nicht beschränkt darauf, ein auf BS (Bremsstrahlung) basierendes Single- oder Dualradiographiesystem sein. Wenn ein solches System vorteilhafte SNM-Detektionseigenschaften besitzt, könnte es als Inspektionsvorrichtung an vorderster Front agieren, während das auf Nuklearreaktionen basierende DER-System gemäß der vorliegenden Erfindung als Scanner „in der zweiten Reihe" benutzt wird, primär um falschen Alarm des Systems an vorderster Front zu klären. Solch kombinierte Systeme könnten eine erheblich erhöhte Throughput- und Detektionsleistung als jedes System allein aufweisen.
2b) In einem Alternativszenario könnte das auf Nuklearreaktionen basierte DER-System als ein Scanner an vorderster Front dienen, vor einem weiteren System wie, aber nicht darauf beschränkt, GRA-basierten Sprengstoffdetektionssystemen („explosive detection system", EDS) gemäß einem oder mehreren der folgenden Patente: D. Vartsky, M.B. Goldberg, G. Engler, A. Breskin, A. Goldschmidt, E. Izak und O. Even, "Method and System for Detection of Nitrogenous Explosives by Using Nuclear Resonance Absorption" (US Patent 4,941, 162), M.B. Goldberg, D. Vartsky, G. Engler und A. Goldschmidt, "A J3c Target for Creating 9.17 MeV y-Radiation for the Detection of a Nitrogenous Material" (US Patent 5,247,177), und Y. Shimoni, D. Vartsky, Y. Shamai and A. Saya, "Method and System for Determining a Lower-Bound Density of a Body" (US Patent 5,125,015).

Da ein auf der vorliegenden Erfindung basierendes System auch EDS-Fähigkeiten aufweist (simultan mit der SNM-Detektion), indem es Regionen dichten, Nieder-Z-Materials lokalisiert, könnten solche Kombinationen sich als interessant erweisen, wenn die Operationsanforderungen verlangen, dass sowohl SNMs wie auch Sprengstoffe und/oder andere gefährliche Objekte während derselben Inspektion detektiert werden.

2c) Eine weitere Möglichkeit wäre es, ein System zu betreiben, basierend auf der vorliegenden Erfindung in Serie oder parallel mit weiteren Geräten zur Detektion gefährlicher Materialien oder Vorrichtungen, ohne dass eine definierte Hierarchie oder Inspektionssequenz unter den verwendeten Systemen vorher festgelegt wird. Solche Kombinationen könnten generell nicht die Stellfläche und Kosten verringern, könnten aber den Nutzer mit zusätzlicher Flexibilität und Empfindlichkeit bei unterschiedlich spezifischen und zeitvariablen Gefahrenszenarien versehen.
2d) Schlussendlich könnten die Fähigkeiten eines auf der vorliegenden Erfindung basierenden Systems durch das Verwenden von zusätzlichen, den nuklearen Reaktionen inherenten Strahlungen (primär Neutronen) erhöht werden, um weitere physikochemische Charakteristika der gefährlichen Objekte oder von ungefährlichen Objekten, die ansonsten generell falschen Alarm im DER-Inspektionsmodus auslösen, zu enthüllen. Diese beziehen sich, sind aber nicht beschränkt auf spontane oder induzierte Fusionsprozesse, verzögerte charakteristische Gammastrahlung und Neutronen, gemessen In-Beam oder Out-of-Beam.

Hochgerechnete Leistungscharakteristika
Im Wege der Illustration werden die hochgerechneten Leistungscharakteristika für die ¹¹B(d,n)-Reaktion abgeschätzt.
In-Beam Gammastrahlenausbeuten von ¹¹B(d,n)
Wie aus 5 entnommen werden kann, ist die 15.09 MeV γ-Strahlenausbeute/d bei E_d = 3 MeV 4,4·10^–6. In diesem Kontext ist es bemerkenswert dass die Anisotropie der in-beam 15.09 MeV Gammastrahlen gemessen und festgestellt wurde, dass diese einen kleinen Peak (~10%) bei 90° zum Strahl aufweist. Somit ist bei 200 μA, 3 MeV d-Strahl auf einem dicken ¹¹B-Ziel ist die 15.09 MeV Ausbeute 5.3·10⁹/s.
Die 4.43 MeV-Ausbeuten sind etwas schwieriger zu schätzen, da der erste angeregte Zustand von ¹²C direkt in der (d,n) Reaktion mit einem typischen 25 mb Querschnitt (ähnlich zu dem im 15.09 MeV-Zustand) populiert wird, aber auch von Gammakaskaden von höheren Zuständen versorgt wird. Abschätzend von den Spektren lt. 6 und 7 und den beschränkten verfügbaren Querschnittsdaten für die höheren Zustände, kann die Ausbeute des 4.43 MeV Zustand konservativ als gleich für den 15.09 MeV abgeschätzt werden (in der Realität kann diese um einen Faktor 2–3 höher sein).
Detektorcountraten bei voller Transmission (kein Absorber)
Die Countraten wurden abgeschätzt unter der Annahme organischer Szintillatordimensionen von 1.5 × 1.5 × 40 cm³.
Detektorraumwinkel (1,5 × 1,5 cm² Querschnitt) bei 400 cm zum Ziel: 1.1·10^–6.
Totale intrinsische Effizienz (40 cm Lange): ~0.50 bei 15.09 MeV und ~0.69 bei 4.43 MeV. abgeschätzte verwendbarer Responseanteil: ~0.3 bei 15.09 MeV und ~0.2 bei 4.43 MeV.
Multiplikation der beiden letzten Einträge ergibt
Verwendbare intrinsische Effizienz: ~15% bei 15.09 MeV und ~14% bei 4.43 MeV
Schlussendlich ergibt die Ausbeute x Detektorraumwinkel x Verwendbare intrinsische Effizienz:
Volltransmissionscountraten von 880/s bei 15.09 MeV und 810/s bei 4.43 MeV
Um die Leistung eines solchen Systems bei diesen Countraten zu testen, wurden Detektions- und Identifikationsalgorithmen entlang der Linien, welche für GRA entwickelt wurden, auf ein synthetisches Abbild eines LD-3 Flugcontainers angewandt und die erwarteten Wahrscheinlichkeiten für Detektion und falschen Alarm bestimmt. Die Simulationen wurden für zwei verschiedene Frachtcontainer durchgeführt:
Frachtinhalt I
Ein LD-3 Flugcontainer, welcher gleichmäßig mit Nieder-Z-Materialien (organische oder anorganische Fracht), äquivalent zur Durchquerung von 115 cm Wasser bei jedem Punkt des Scans (im weitesten Sinne repräsentativ von Massenagrokulturprodukten, Ölfässern, Chemikalien etc.) gefüllt wurde.
Frachtinhalt II
Ein Eisenplatte der Dimensionen 40 × 15 × 15 cm³, ungefähr ~70 kg wiegend (repräsentativ für ein Maschinenteil).
In jeden Frachttyp wurde ein Würfel SNM (Dimensionen 1,5 × 1,5 × 1,5 cm³), welcher 65 gr wiegt, eingeführt.
In beiden Fällen wurden 500 simulierte DER-Scans der Container (jeweils beinhaltend zwei Ansichten 90° zueinander) unter Verwendung der Count-Statistik/Pixel korrespondierend zu den berechneten 4.43 MeV und 15.09 MeV Transmissionsdämpfungen durch die in Frage kommenden Absorber, generiert.
Die hier durchgeführte vorläufige Analyse folgt eine Prozedur entlang der Linie der entwickelten Prozedur für die Detektion von Sprengstoffen über GRA. Die hier präsentierten abgeschätzten DER-Leistungscharakteristika basieren allein auf der Detektion und Lokalisation des verdächtigen Objekts. Die folgende Tabelle 2 zeigt die Resultate der Simulation.

wobei N_15.09, N_4.43 die angenommenen Zahlen von Counts/pixel bei den zwei nach der Dämpfung detektierten Energien sind. Die Scanzeit hängt von den angenommenen Werten für N_15.09 und N_4.43, von der Zahl an Schnitten (~130), welche einen vollen Scan über die gesamte Containerlänge bilden, sowie von den oben zitierten ungebremsten Countraten ab.
Es ist möglich, die Empfindlichkeit für SNMs zu erhöhen, in dem man Kriterien, welche auf der Objektdichte basieren, mitberücksichtigt, welche für SNMs viel höher ist als für andere Hoch-Z-Materialien wie Pb oder Bi (s. 2 und die obige Beschreibung). Um eine solche Unterscheidung über Voxels von ungefähr 1 cm³ zu erreichen, reicht eine kleine Zahl von Radiographien (2–6 oder so) des inspizierten Objektes aus. Folgend 8, könnten diese in einem einzigen Scan mit multiplen Fächerstrahlen und Detektoranordnungen aufgenommen werden. Es sollte somit möglich sein, selbst kleinere Mengen an SNMs als die oben aufgeführten 65 gr zu detektieren. Jedoch sind selbst ohne dieses Merkmal die aus der Simulation abgeleiteten Leistungscharakteristika sehr vielversprechend und im Einklang mit derzeitigen Operationsanforderungen.
Zweite Ausführungsform – Out of Beam ¹²C(4.43 MeV) Aktivationsausbeuten
Die zweite Ausführungsform beschreibt im Detail die oben angeführte Massnahme No. 8, welche eine Option für das Scannen von begrenzten Containerregionen mit besonders reinen Gammastrahlenspektren darstellt, wobei die in-Beam sofortigen 15.09 und die Out-of-Beam verzögerten 4.43 MeV Strahlen benutzt werden. Diese Option basiert auf demselben ¹¹B + d Projektil-Zielsystem der ersten Ausführungsform, aber über zwei verschiedene Reaktionskanäle.
Das folgende ist eine Erläuterung der prinzipiellen Anreicherungs und Zerfallsmoden, welche den in 6 und 7 beobachteten Spektrallinien unterliegen.
Neben der elastischen Streuung sind die dominanten nuklearen Reaktion bei eintreffenden Energien E_d < ~5 MeV: 11B(d,n)12C und 11B(d,p)12B, für diese ist T1/2 = 20.2 ms
Die Querschnitte sowohl für die (d,n) und (d,p)- Reaktion sind typischerweise 20–30 mb für jeden der energetisch erreichbaren Zustände (darunter den ¹²C 15.09 MeV Zustand). Diese sind verantwortlich für die Intensitäten der 0.95 & 1.67 MeV (¹²B), 4.43 & 15.09 MeV (¹²C) Linien, welche in den in-Beam-Spektren der 6 und 7 gesehen werden können.
Eine bemerkenswerte Ausnahme ist jedoch der Querschnitt für (d,p) zum ¹²B-Grundzustand. Es gibt eine bemerkenswerte Diskrepanz in diesem Wert, wie er in der Literatur berichtet wird, reichend von ~25 mb im E_d = 1.0–2.6 MeV Bereich bis zu Werten 10–25fach höher (250–600 mb) bei E_d = 2.6 MeV. Eine andere Zusammenstellung, die EXFOR (CSISRS) Datenbank zitiert einen Querschnitt von 176 mb bei E_d = 3 MeV, langsam abnehmend mit steigender Deuteronenenergie. Da alle ¹²B-Zustände in den Grundzustand innerhalb eines Bruchteils einer Picosekunde zerfallen, ist der kumulative ¹²B-Proktionsquerschnitt jeder eintreffenden Energie die Summe der Querschnitte der individuellen angeregten Zustände und des Grundzustandes. Bei E_d = 3.0 MeV sind vier solche Zustände energetisch erreichbar ( 4). Unter der Annahme von 25 mb für jeden Zustand, ist somit der kumulative ¹²B-Produktionsquerschnitt innerhalb der Diskrepanzgrenzen für den Grundzustandsquerschnitt in der Spanne 100–700 mb.
Es sei angemerkt, dass der ¹²B-Grundzustand in den ¹²C(4.43 MeV) Zustand mit einer Branchintensität (branch intensity), welche in 4 als 1,3% (der zuletzt angenommene Wert ist 1.23(5)%) zerfällt. Somit kann die ¹¹B(d,p)¹²B Reaktion als ein Generator für 4.43 MeV-aktivierte Gammastrahlen dienen, welche noch nach dem Abschalten des Deuteronenstrahls für wenige Dutzend ms produziert werden, bis alle ¹²B-Kerne zerfallen sind. Diese verzögerten 4.43 MeV Gammastrahlen sind die Basis für Massnahme Nr. 8.
Der Wert des ¹²B-Produktionsquerschnittes kann zu einem grossen Teil beeinflussen, ob die 4.43 MeV-Ausbeuten für die vorliegende Anwendung ausreichen sind.
Um diesen Punkt zu illustrieren, zeigt Tabelle 3 die Zahl an In-Beam 15.09 MeV und Out-of-Beam 4.43 MeV Aktivierungs-Gammastrahlen, welche in einem dicken ¹¹B-Ziel von einem 200 μA Strahl von 3.0 MeV Deuteronen produziert wurden. Diese wurden jeweils für einen 20 ms Strahlenimpuls, nachfolgend 40 ms ohne Strahl auf das Ziel, berechnet, wobei drei verschiedene Werte für den ¹²B-Produktionsquerschnitt angenommen wurden, nämlich 100 mb (unterster Wert, Spalte II), 250 mb (mittlerer Wert, Spalte III) und 700 mb (hoher Wert, Spalte IV).
Tabelle 3, Zahl an Gammastrahlen produziert bei (oder folgend) einem 20 ms Strahlenimpuls (Parameter- ¹²B Produktionsquerschnitt)
Es ist klar, dass die out-of-beam Spektren sehr rein sein werden, da keine verzögerten Gammastrahlen bei Energien oberhalb 4.43 MeV auftreten. Somit bietet die Benutzung von Massnahme Nr. 8 eine Option, beide relevanten Gammastrahlen bei Hintergrund-freien Bedingungen zu messen – die 15.09 MeV Linie in-beam und die 4.43 MeV-Linie out-of beam. Die letzteren sind offensichtlich isotropisch, da sie von unorientierten Kernen emittiert werden.
Jedoch ist, wie aus Tabelle 3 hervorgeht, die out-of-beam-Ausbeute der 4.43 MeV Gammastrahlen mindestens um den Faktor 5 (und vielleicht sogar um den Faktor ~35, abhängig vom ¹²B-Produktionsquerschnitt) geringer als die der in-Beam 15.09 MeV Gammastrahlen, welche während eines einzelnen 20 ms Strahlenimpuls emittiert werden.
Countraten-Schätzung: Out-of-Beam 4.43 MeV Gammastrahlen (in Analogie zur Sektion zu In-Beam Gammastrahlenausbeuten von ¹¹B(d,n))
Annahme: σ_prod(¹²B)= 250 mb => Zahl der 4.43 MeV γ-Strahlen in 40 ms bei 200 μA Strahl von 3.0 MeV d-Strahl = 8·10⁶
Detektorraumwinkel (1,5 × 1,5 cm² Querschnitt, 40 cm Länge) bei 400 cm zum Ziel: 1.1·10^–6.
Verwendbare intrinsische Effizienz (bei Annahme einer verwendbaren Responsfraktion von 30%) = 21%
man erhält: 1.8 Counts pro (20 + 40 ms Impuls) oder 30/s
Somit innerhalb der Unsicherheitsgrenzen von σ_prod(¹²B) kann geschätzt werden:
Volle Transmissions- out-of-Beam 4.43 MeV Countraten von 12–84/s
Somit wird im Hinblick auf die geringen erwarteten Countraten für out-of-Beam 4.43 MeV γ-Strahlen, Massnahme 8, wenn diese als lokalisierter Scan mit ultrareinen Spektren (wie oben beschrieben) ausgeführt wird, wahrscheinlich primär dann verwendet, wenn eine Bestätigung der Anwesenheit von Hoch-Z-Materialien benötigt wird, um eine Sache zu klären. Bei einem solchen Fall könnte der lokalisierte Scan in discrete stepping motion des Containers durchgeführt werden, wobei die Zahl an 60 ms (20 ms beam on + 40 ms beam off) Zyklen oder die Gesamtzeit, welche bei jeder Scanregion verbracht wird, durch die benötigten Dämpfung und Countstatistiken bestimmt wird. Schlußendlich kann der gesamte Prozess automatisiert werden.
Beschleuniger und Ziel-Optionen

Je nach der gewählten nuklearen Reaktion kann einer der folgenden Strahlen benutzt werden

a. Deuteron	100–300 μA bei 3–5 MeV
b. ³He	300–1000 μA bei 3–5 MeV
c. Protonen	500–1500 μA bei 9–10 MeV
d. d⁺ und H₂ ⁺ gemischt:	2000–5000 μA präzise bei der doppelten Energie der
	1.75 MeV ¹³C(p,γ) Einfangresonanz

Die Optionen a, b und c beziehen sich auf Reaktionen, welche obig im Abschnitt der Nuklearreaktionsausbeuten diskutiert wurden und werden hier nicht weiter ausgeführt. Die Option d könnte eine Lösung für eine spezielle Anwendung bereitstellen, bei der eine Detektion von Hoch-Z-Materialien und Stickstoff enthaltenden Sprengstoffen in einem einzelnen System, oder sogar in einem einzelnen Scan gefordert wird. Im letzteren Fall könnte eine dünne ¹³C-Schicht, welche auf einem dicken ¹¹B-Ziel aufgebracht ist, mit einem gemischten Strahl der Masse 2 aus H₂ ⁺ (die Mehrzahl der Ionen) und Deuteronen (die Minderzahl der Ionen) bombardiert werden.
Die H₂ ⁺-Ionen zerfallen, wenn sie in die ¹³C-Schicht eindringen, in zwei fast parallele Protonen gleicher Energie der 1.75 MeV-Resonanz, wie für ein GRA-Sprengstoff- Detektionssystem gefordert. Nachdem das Proton die ¹³C-Schicht durchquert hat, werden diese in das ¹¹B-Ziel eindringen, wo diese zur Hochenergie-Gammastrahlenproduktion über die p-Einfang-Reaktion (s. 5) beitragen. Die Deuteronen-Komponente wird die ¹³C-Schicht durchqueren (welche nur gering die Reaktionsausbeute verändert, da diese dünn ist) und mit dem ¹¹B-Ziel über die oben beschriebene (d,n)-Reaktion interagieren.
Alternativ, sollte es von Interesse sein, das Hoch-Z- und Sprengstoffdetektionssystem um den selben Beschleuniger aufzubauen, ohne die Scans simultan durchzuführen, ist eine simplere Variante desselben praktikabel: Man könnte Masse 2 auf die benötigte Energie von ungefähr 3.5 MeV in der Maschine beschleunigen und je nach der geforderten Art der Applikation bei jedem gewünschten Moment zwischen molekularem Wasserstoff und Deuteronen in der Ionenquelle hin- und herschalten (und auch das entsprechende Ziel ändern).
Im Hinblick auf die Beschleunigertechnologie können Optionen a, b und c mit fast jedem Typ Maschine realisiert werden: Cyclotron, Radiofrequenzquadrupol (RFQ oder elektrostatisch (single-stage Van-der-Graaf oder two-stage Tandem Van-Der-Graaf). Die Strahlstromanforderungen sind für diese Bauarten nicht zu hoch. Dagegen würde Option d wahrscheinlich ein RFQ bevorzugen, da GRA erheblich höhere Strahlströme erfordert. Jede dieser Optionen könnte die Systemleistungscharakteristika erhöhen (im Hinblick auf die Adressierung eines breiteren Spektrums von Gefahrobjekten), sowie die Kosteneffektivität verbessern, in dem ein Mehrzweck-Beschleuniger („dual purpose accelerator") geteilt wird.
Betrachtet man die Ziele, so sind die Anforderungen dieser Anwendung auf keinen Fall zu hoch. ¹¹B-Ziele (freitragend, wenn erforderlich) hoher Qualität und Reinheit wurden mittels Vakuum-Abscheidung seit Jahren produziert. Mehr noch sollten die Strahlhitzeprobleme nicht gravierend sein, da Bor einen extrem hohen Schmelzpunkt hat. Wie in der Beschreibung der ersten Ausführungsform erwähnt, ist eine der Optionen zur Reduktion des Neutronenhintergrundes, die Zieldicke zu begrenzen, so dass wenn die Deuteronenstrahlenergie unterhalb der 15.09 MeV Schwellenausbeute (bei E_d = 1.5. MeV) abgeschwächt wird, der Strahl aus dem Ziel hervortritt und keine Neutronen bei geringeren Bombardierungsenergien produziert. Praktisch gesehen bedeutet dies, dass die ¹¹B-Schichten etwa ~2 mg/cm² dünner als die volle Deuteronenspanne in Bor (~5.5 mg/cm², bei E_d = 3 MeV) ausgeführt werden können. Wird dies getan, werden ~30% der Neutronen, die man erhielte, wenn das Ziel dick genug wäre, um die Deuteronen zu stoppen (Massnahme 1 im Abschnitt betreffend experimentelle Optionen zum Erzielen eines reinen In-Beam Gamma-Spektrums, s.o.), unterdrückt.
Die Präferenz für die ¹¹B(d,n)-Reaktion (wie in der Beschreibung der ersten Ausführungsform erwähnt) resultiert daraus, dass diese die höchste Ausbeute hat. Jedoch kann die endgültige Entscheidung über die optimale Reaktion nicht nur von der Ausbeute abhängen, sondern auch von anderen Themen wie, aber nicht darauf beschränkt, Kontrastempfindlichkeit, Neutronendosen auf die untersuchten Objekte und die Umgebung, Beschleunigerkomplexität und Kosten, Detektorkosten. Die Überlegungen hinsichtlich des Beschleunigers könnten schlussendlich die p-Einfang und ³He-induzierten Reaktionen gegenüber (d,n) favorisieren, obwohl höherere Strahlströme benötigt werden, um die geringeren Ausbeuten zu kompensieren.
In Fällen, wo das vorliegende DER-System in Zusammenhang mit anderen Inspektionssystemen betrieben wird, wie oben beschrieben, ist es evident, dass andere Überlegungen auch einen Einfluss auf die Beschleunigerspezifikationen, -design und -leistung haben können.
ZUSAMMENFASSUNG
Ein System zur Detektion von Substanzen, beinhaltend ein Dual-Energie Radiographie (DER)- System beinhaltend eine Gammastrahlenquelle, umfassend einen Ionenstrahlbeschleuniger sowie ein Ziel auf das der Beschleuniger einen Strahl aussendet und somit Gammastrahlen erzeugt, und eine Mehrzahl von Gammastrahlendetektoren oder Detektoranordnungen welche so positioniert sind, dass sie Gammastrahlen detektieren, welche von der Gammastrahlenquelle durch ein zu inspizierendes Objekt passieren, wobei das DER- System in der Lage ist, die Präsenz einer Hoch-Z-Substanz anzuzeigen, in dem ein Unterschied in einer Transmissionsdämpfungscharakteristik der Hoch-Z-Substanz im Gegensatz zu Nieder-Z- und Mittel-Z-Substanzen detektiert wird sowie zwischen Hoch-Z-Substanzen nach ihrer Dichte zu unterscheiden, die durch eine Mehrzahl von radiographischen Ansichten bestimmt wird.

Claims

Eine Methode zur Detektion von Substanzen, beinhaltend: das Ausführen von Mehransichts- Mehrenergie Radiographie durch Bestrahlen eines Objektes mit einer Mehrzahl von diskreten, auf Nuklearreaktionen basierenden Hochenergie-Gammastrahlen bei einer Mehrzahl von verschiedenen Orientierungen, und Detektion und Aufzeichnung der Strahlung, die durch das Objekt verläuft mit mindestens einer Detektorenanordnung; und das Anzeigen der Präsenz einer Hoch-Z-Substanz durch Detektion eines Unterschieds in einer Transmissionsdämpfungscharakteristik der Hoch-Z-Substanz im Gegensatz zu Nieder-Z- und Mittel-Z-Substanzen.
Die Methode gemäß Anspruch 1, weiter beinhaltend das Determinieren und Lokalisieren von Regionen innerhalb des Objektes, welche die Hoch-Z-Substanz beinhalten durch die Mehransichts- Mehrenergie Radiographie.
Die Methode gemäß Anspruch 1 oder 2, weiter beinhaltend das Determinieren und Lokalisieren von Regionen innerhalb des Objektes, welche Substanzen hoher Dichte beinhalten durch die Mehransichts- Mehrenergie Radiographie.
Die Methode gemäß einem der Ansprüche 1 bis 3, wobei die Hoch-Z-Substanz ein spezielles nukleares Material (SNM) beinhaltet.
Ein System zur Detektion von Substanzen, beinhaltend: ein Dual-Energie Radiographie (DER)- System beinhaltend eine Gammastrahlenquelle, umfassend einen Ionenstrahlbeschleuniger sowie ein Ziel, auf das der Beschleuniger einen Strahl aussendet und somit Gammastrahlen erzeugt, und eine Mehrzahl von Gammastrahlendetektoren oder Detektoranordnungen welche so positioniert sind, dass sie Gammastrahlen detektieren, welche von der Gammastrahlenquelle durch ein zu inspizierendes Objekt passieren, wobei das DER- System in der Lage ist, die Präsenz einer Hoch-Z-Substanz anzuzeigen, in dem ein Unterschied in einer Transmissionsdämpfungscharakteristik der Hoch-Z-Substanz im Gegensatz zu Nieder-Z- und Mittel-Z-Substanzen detektiert wird.
Das System gemäß Anspruch 5, wobei das DER-System in der Lage ist, zwei Messungen der Transmissionsdämpfungscharakteristik vorzunehmen, eine Messung bei dem globalen Absorptionsminimum aller Ordnungszahlen Z (ungefähr bei 4 MeV Photonenenergie) und eine weitere bei einer höheren Photonenenergie
Das System gemäß Anspruch 5 oder 6, wobei das DER-System in der Lage ist, zwischen der Präsenz eines speziellen nuclearen Materials (SNM) im Gegensatz zu einer unkritischen Hoch-Z-Substanz zu unterscheiden, basierend auf der Messung der Dichte des zu inspizierenden Objektes durch die Mehrzahl von Detektoren oder Detektoranordnungen.
Das System gemäß einem der Ansprüche 5 bis 7, wobei die Gammastrahlenquelle eine nuklearreaktionsinduzierte Quelle mit diskreter Energie beinhaltet
Das System gemäß einem der Ansprüche 5 bis 8, wobei die Gammastrahlenquelle mindestens eine der Ziel- und Strahlenprojektilskombinationen ¹¹B + p, ¹¹B + d, ¹³C + ³He und ¹⁰B + ³He beinhaltet, was Nuklearreaktionen bei Strahlenenergien E_Strahl von <~6 MeV zur Folge hat.
Das System gemäß einem der Ansprüche 5 bis 9, wobei die Gammastrahlenquelle zusätzlich Neutronen emittiert, welche in der Lage sind, die SNM-Detektionskapazität zu erhöhen und Scheinwerte („false positives") zu reduzieren.
Das System gemäß einem der Ansprüche 5 bis 10, wobei das Ziel von mindestens einem Neutronenmoderator und -absorber umgeben ist.
Das System gemäß einem der Ansprüche 5 bis 11, wobei die Detektoren zumindest teilweise in einem thermisch-Neutronen-absorbierendem Material eingehüllt sind.
Das System gemäß einem der Ansprüche 5 bis 12, wobei die Detektoren organische Szintillatoren beinhalten
Das System gemäß einem der Ansprüche 5 bis 13, wobei die Detektoren mindestens einen Szintillator mit Pulse shape discrimination -Eigenschaften, einem inorganischen Szintillationsspektrometer sowie einem Festkörper-Strahlungsspektrometer beinhalten.
Das System gemäß einem der Ansprüche 5 bis 14, wobei die Detektoren Zeitflug-Ressourcen zur Unterdrückung von neutronenbezogenem spektralen Hintergrund und zur Aktivierung von Gammastrahlen beinhalten.
Das System gemäß einem der Ansprüche 5 bis 15, wobei das Strahlenbeschleunigungssystem Ionenstrahlen von d⁺ mit ungefähr 3.5 MeV Energie oder H₂ ⁺ bei der doppelten Energie der 1,75 MeV ¹³C(p,γ) Einfangresonanz emittiert, und wobei das DER-System in der Lage ist, eine Präsenz der Hoch-Z-Substanz und Stickstoff enthaltenen Sprengstoffen als Funktion der Transmissionsdämpfungscharakteristik der Hoch-Z-Substanz und des Stickstoff enthaltenen Sprengstoffs anzuzeigen.
Das System gemäß Anspruch 16, wobei das Strahlenbeschleunigungssystem gemischte Ionenstrahlung von d⁺ mit ungefähr 3.5 MeV Energie und H₂ ⁺ bei der doppelten Energie der 1,75 MeV ¹³C(p,γ) Einfangresonanz emittiert, und wobei das DER-System in der Lage ist, eine Präsenz der Hoch-Z-Substanz und Stickstoff enthaltenen Sprengstoffen bei demselben Scan anzuzeigen.
Das System gemäß Anspruch 16 oder 17, wobei das DER-System in der Lage ist, eine Präsenz der Hoch-Z-Substanz und Stickstoff enthaltenen Sprengstoffen bei demselben Scan anzuzeigen, indem es eine dünne ¹³C- Schicht, welche auf der Oberfläche einer dicken ¹¹B-Schicht angeordnet ist, mit einem gemischten Strahl beinhaltend H₂ ⁺ und Deuteronen bombardiert, beide bei der doppelten Energie der 1,75 MeV ¹³C(p,γ) Einfangresonanz.
Das System gemäß einem der Ansprüche 5 bis 18, wobei die Hoch-Z-Substanz ein spezielles nucleares Material (SNM) beinhaltet und das DER-System in der Lage ist, das SNM von mindestens einem Element aus der Gruppe Seltene Erden, Übergangsmetalle und andere stabile Schwermetalle zu unterscheiden.
Das System gemäß einem der Ansprüche 5 bis 19, weiterhin beinhaltend ein Nicht-DER-System zur Detektion von Substanzen in Kombination mit dem DER-System.