DE2260094A1

DE2260094A1 - Verfahren zur bestimmung des dosiswertes von neutronen

Info

Publication number: DE2260094A1
Application number: DE2260094A
Authority: DE
Inventors: Bertram Burgkhardt; Ernst Dipl Phys Piesch
Original assignee: Gesellschaft fuer Kernforschung mbH
Current assignee: Gesellschaft fuer Kernforschung mbH
Priority date: 1972-12-08
Filing date: 1972-12-08
Publication date: 1974-06-12
Also published as: US3932758A; FR2209940B1; JPS5653713B2; DE2260094C2; FR2209940A1; JPS501789A; GB1446625A

Description

GESELLSCHAFT FÜR Karlsruhe, den 4.12.1972

KERNFORSCHUNG KBH PIA 72/7 3 Ga/Ku.

Verfahren zur Bestimmung des Dosiswertes von Neutronen

Die Erfindung betrifft Verfahren zur Bestimmung des Dosiswertes von Neutronen, die nach einer Streuung in einem Körper als thermische und mittelschnelle Neutronen austreten und an der Körperoberfläche · mittels eines ersten Detektors für Neutronen unter Abschirmung ver nicht aus dem Körper austretenden thermischen und mittelschnellen Neutronen nachgewiesen werden.

Diese Meßmethode, die auch Albedo-Dosimetrie genannt wird, basiert auf dem Prinzip, daß energiereiche Neutronen nach einer Streuung im Körper als thermische und mittelschnelle Neutronen austreten und an der Körperoberfläche mit einem Detektor für thermische Neutronen nachgewiesen werden. Aufgrund theoretischer und experimenteller

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Untersuchungen zeigt der Albedo-Faktor für thermische Neutronen, definiert ais vom Körper gestreute thermische Neutronenfluenz zu totaler in den Körper eindringenden Neutronenfluenz, für airekteinfallende thermische Neutronen im Vergleich zu mitte*lrchr.eIlen Neutronen eine Übcrempfindlichkeit bis zu einem Faktor 4. Bei Vervjendung einer Cadmium- oder Borabschirmung wird zwar mit dem Albedo-Dosimeter eine annähernd äquivalentdosisrichtige Anzeige thermischer und mittelschnellor Neutronen bis zu Energien von Io keV erzielt, jedoch -wird ein Albedo-Dosimeter schnelle Neutronen nur ruit einer geringen Empfindlichkeit nachweisen, die etwr; 1 - 5 % der Empfindlichkeit für mittelschnelle neutronen entspricht. Es ist daher nach Auffassung der Fachwelt aussichtslos, dieso Detektorart für einen Nachweis von schnellen Neutronen einzusetzen.

Andererseits ist es bekannt, den Nachweis schneller Neutronen mit Kernspurfilr.ien vorzunehmen, welche eine Messung der Äquivalentdosis im Energiebereich o.6 - 5 MeV innerhalb + 6o % ermögliche.« (Atompraxis J)₁S. 179, 1963). Die hohe y -Empfindlichkeit, der kleine Meßbereich und das Fading insbesondere bei kleinen Neutroncnenergien engen jedoch die Nützlichkeit einer solchen Personcnübcrvjachung ein.

Nichtfotografische Kernspurdetektoren werden heute in zunehmendem Umfang in die Rout ineüberwachung eingeführt. Der groSe Dosisbereich, verbunden mit einer optimalen /'-Diskriminierung einerseits, aber auch der relativ hohe f -Untergrund von dicken Schichten spaltbaren Materials (U, Th, Up) bzw. die ungenügende Empfindlichkeit dieser Detektoren bei dünnen Detektorschichten andererseits weisen auf die Vorteile insbesondere in der Unfalldosimetrie hin. Als wesentlicher Nachteil der Kernspurdetektoren ist hingegen die Energieschwelle anzusehen, wodurch bestenfalls schnelle Neutronen ausschließlich oberhalb o,7 MeV pachweisbarsind. Bei Albedo-Dosimetern hingegen ist -bedingt durch den Nachweis energiearmer, vom Körper rückgestreuter Neutronen- eine solche EnergieschwelIe nicht vorhanden. Diese Methode des Neutronennachweises ist daher bevorzugt zum Nachweis thermischer und mittelschneller Neutronen eingesetzt.worden (Dennis I.A. et al., Proc. IAEA Scint., Neutron Monitoring, Vienna 1967,P. 547). Es wurde festgestellt, daß der Cd-abgedeckte

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BAO OKfGiNAi

Film und der Kernspurfilm unter Umstanden auch thermische und mittelschnelle Neutronen nachweist.

Es ist auch ein Albedo-Dosimeter entwickelt worden (Korba A., Koy J-E., Health Physics jL8, P. 581, (197o) ), welches aus einer Kombination von 2 LiF-Dosimeterpaaren besteht, die innerhalb einer teilweisen mit Cd abgedeckten. Polyäthylenhalbkugel· angeordnet sind. ■

Dieses Dosimeter kann die Äquivalentdosis von Neutronen -einer 2S 2

Cf-und Pu-Be-Quelle als auch Neutronen von verschiedenen kritischen

Anordnungen messen. Bei Kenntnis des Strahlungsfeld?-, -gestreute oder ungestreute Neutronen- ist es jedoch ähnlich wie im Bereich mittelschneller neutronen an Reaktoren nur Piit Hilfe eines ortsabhängigen Kalibrierfaktors möglich, die Äquivalentdosis ausreichend genau zu ermitteln.

V7eitere Gründe für die Schwierigkeiten bei der Messung-, von schnellen

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Neutronen liegen darin, daß Untersuchungen mit " Cf-Neutronen gezeigt haben, daß bei einer Freiluftbestrahlung der Einfluß gestreuter Neutronen aus der Umgebung zwar relativ gering ist, diese Kachweisverhältnisse sich jedoch mit zunehmendem Anteil an rückgestreuten Neutronen vom Boden, von der Wand bzw. einer Abschirmung der Quelle ändern.

Die Aufgabe der Erfindung besteht nunmehr darin, ein leichtes, im Aufbau einfaches Albedo-Dosimeter zur Me'ssung der Äquivalentdosis schneller Neutronen zu bieten, welches keine zusätzlichen Aussagen über die Strahlungsverhältnisse vor Ort, d.h. keine ortsabhangigen Korrekturfaktoren benötigt und welches auch beim Vorliegen eines kontinuierlichen Spektrums die Äquivalentdosis nahezu unabhängig von der Neutronenenefgie und der Strahleneinfallsrichtung anzeigt.

Eine mögliche Lösung dieser Aufgabe besteht darin, daß mit einem •weiteren Detektor ein weiterer Dosiswert der nicht aus dem Körper austretenden thermischen und mittelschnellen Neutronen gemessen wird, daß die beiden Dosiswerte miteinander verknüpft und ein erster Korrekturfaktor aus einem Eichdiagramm entnommen wird und daß damit der dosisrichtige Dosiswert rechnerisch aus dem Dosis-

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wert des ersten Detektors ermittelt wird. Dabei kann der erste Korrekturfaktor für den ersten Dosiswert in Abhängigkeit vom Quotienten der beiden Dosiswerte ermittelt werden.

Eine andere mögliche Lösung der Aufgabe ist dadurch gekennzeichnet, daß mit einem zweiten Detektor ein zweiter Dosiswert der nicht aus dem Körper austretenden thermischen und mittelschnellen Neutronen gemessen wird, daß der erste und zweite Dosiswert miteinander verknüpft und ein erster Korrekturfaktor aus einem ersten Eichdingramm entnommen wird, daß mit einem dritten, gegenüber thermischen Neutronen vollkommen abgeschirmten Detektor ein dritter Dosiswert gemessen wird, dieser und ein zweiter Dosiswert miteinander verknüpft werοon urd daraus ein zweiter Korrekturfaktor aus einem dem ersten Eichdiagramm entsprechenden zweiten Eichdiagramm entnommen wird und daß damit der dosisrichtige Dosiswert aus dem Dosiswert des ersten Detektors rechnerisch ermittelt wird. Dabei kann der erste Korrekturfaktor in Abhängigkeit vom Quotienten des ersten und zweiten Dosiswertes und der zweite Korrekturfaktor in Abhängigkeit vom Quotienten aus der Differenz von zweien der Dosiswerte und einem der Dosiswerte ermittelt werden. In einem Ausführungsbeispiel kann der zweite Korrekturfaktor in Abhängigkeit vom Quotienten aus der Differenz des zweiten und dritten Dosiswertes und dem dritten Dosiswert ermittelt werden.

Eine mögliche Vorrichtung zur Durchführung des ersten möglichen Verfahrens ist dadurch gekennzeichnet, daß auf dem inneren Boden einer napfartigen Form, deren Öffnung auf den Körper auflegbar ist, der erste Detektor und daß auf dem äußeren Boden der Form der zweite Detektor angeordnet ist. Die Form kann dabei einen Rand aufweisen, der auf dem Körper aufliegt, wobei die Form und der Rand selbst aus einarn thermische und mittelschnelle Neutronen absorbierenden Material bestehen.

Eine Vorrichtung zur Durchführung des weiteren möglichen Verfahrens ist dadurch gekennzeichnet, daß im Innenraum eines Zylinders, dessen untere Öffnung dem Körper zugewandt ist, im Abstand voneinander zwei Querschnittsebenen bildende Scheiben angeordnet sind, daß auf der Außenfläche der einen Scheibe der zweite Detektor, daß im Zwischenraum

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der beiden Scheiben der dritte Dete^toc und ruf dor Außentläche der zweiten, der unteren Öffnung des. Zylinders näherliegenden Scheibe, der erste Detektor befestigt ist und daß der Zylinder und die zweite. Scheibe eine napfartige Form bilden. Dabei kann der Zylinder und die Außenfläche der ersten Scheibe als auch der Innenraum der napfartigen Form von einer Kunststofform um- und ausgekleidet sein. In einem Ausführungsbeispiel kann die Kunststofform in Höhe der unteren Öffnung des Zylinders einen diesen umgebenden Auflagerand besitzen. In vorteilhafter Weise sind der Zylinder und die Scheiben aus einem thermische und mittelschnelle Neutronen absorbierenden Material, z.B. Bor oder borhaltiges Material, ausgebildet,

Damit wird erfindungsgemäß erreicht, daß zur Erzielung einer äquivalentdos i sr icht igen Anzeige, die relativ hohe Empfindlichkeit das Albeclo-Dosimeters gegenüber rückgestreuten Neutronen herabgesetzt werden kann.■

Dies gelingt beim ersten möglichen Verfahren durch Abdecken des Dosimeterpaares mittels einer Borkapselung an. der dem Körper abgewaridten Seite zur Absorption der einfallenden Neutronen und durch getrennte Messung der einfallenden und der vom Körper rückgestreuten Neutronen durch je ein Dosimeter beiderseitig der Borkapselung. Das Heßwertverhältnis der zwei Dosiswerte wird zur Ermittlung eines ersten ICorrekturfaktors herangezogen. Weiterhin ist es möglich, durch Messung der Dosis sowohl an der Vorderseite als auch an der Rückseite des Körpers mittels je einem Dosimeter die Richtungsabhängigkeit der Dosimeteranzeige herabzusetzen. Bei diesem "Albedo-Dosimetersystem" wird die Anzeige beider Dosimeter addiert und mit dem ersten Korrekturfaktor versehen, der aus dem entsprechenden Meßwertverhältnis bestimmt wird. '· "

Wie Meßergebnisse gezeigt haben, erwiesen sich .diese Maßnahmen zur Herabsetzung der Energie- und Richtungsabhängigkeit der Dosimeteranzeige als ausreichend, die Äquivalentdosis schneller Neutronen im Energiebereich von einigen 100 keV bis 14 MeV zu messen. Bei dem weiteren möglichen Verfahren wird in entsprechender Weise vorgegangen.

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Die Erfindung wird im folgenden mittels Ausführungsbeispielen anhand der Fig. 1-6 näher erläutert.

Es werden als Detektoren in vorteilhafter Weise gepreßte? LiF-Dosimeter der Größe 3 χ 3 χ 1 mm benutzt, welche kommerziell als TLD 600 und TLD 700 zu erhalten sind. Die Detektoren wurden mit einer Cs-Strahlung kalibriert. Die maximale Ausheiztemperatur während der Messung beträgt 240 C. Um die Wiederverwendung der Detektoren, bzw. im folgenden auch kurz Dosimeter genannt, zu orrr/r,liehen, wurde eine Regenerierung durchgeführt bei einer Ten.ceratur von 400 C (lh) und 100 C (2h). Wegen einer ungleichmäßigen Empfindlichkeit der Einzeldosimeter von mehr als +_ 5 % innerhalb einer Charge wjrcc jedes Dosimeter vor Beginn eier ließreihen individuell kalibriert. Zs wurde ferner sichergestellt, daß sich der individuelle Kalibrierfaktor durch Regenerierung nicht ändert.

Zur Trennung des \A -Dosisanteiles wurde jeweils ein 'i'LD 60Q/TLD Dosimeterpaar bzw. Detektcrpaar verwendet. Das TLD 7CO-l"ositneter wird für. die in Betracht kommenden Ilessungen gegenüber thermischen Neutronen als ausreichend unempfindlich angesehen. Geina Anzeige ist ein Maß für die f -Dosis. TLD 600 hingegen zeigt neben der Y" -Strahlung wegen seines hohen Li-Gehaltes auch thermische Neutronen an. Die Meßwertdifferenz von TLD 600 und TLD 700 gibt den Neutronenanteil der Strahlung wieder.

Sowohl das TLD 600 als auch das TLD 700 zeigen gegenüber V* -Strahlung oberhalb 2co rein ein ähnliches supralineares Verhalten. Hier ist derjenige Meßwertanteil, der bei der Differenzbildung durch die geringen Unterschiede in der f- -Empfindlichkeit von TLD 6OO und TLD 700 als Neutronenanteil vorgetäuscht wird, bis zu einer V· -Dosis von lOOO rem geringer als 10 %, bis zu 10 rem geringer als 20 % der gemessenen V*-Dosis.'

Die Meßwertdifferenz von TLD 60C- und TLD 700 ist für Neutronen im Dosisbereich von 20 rem bis 1000 rem proportional zur Aquivalentdosis und zeigt oberhalb dieser Dosis im Gegensatz zur jl· -Dosisanzeige ein günstigeres supralineares Verhalten. Nach Korrektur der supralinearen Anzeige der Meßwertdifferenz mit einem Faktor

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BAD OHfGiNAL

von maximal 1,75 ist eine Erweiteren des Ne Jtror.encosisbereiches bis zu 10 rein möglich. Eine Trennung der V^ - und Keutronendosisanteile ist möglich, solang einer der beiden Dosisanteile mindestens 10 % der Gesamtdosis beträgt. Das Albedo-Dosimeter, das TLD 600 und TLD 700 als Detektoren enthält, kann demnach schnelle Neutronen z.3.

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einer Cf-Quelle über einen Dosisbereich von 2o mrem bis 10 reai nachweisen. Selbstverständlich kann nach entsprechender Eichung anstellt der Äquivalentdosis auch die Energiedosis gemessen werden.

Ein solches erfindungsgemäßes Detektorensystem ist im folgenden anhand der Fig. 1 näher erläutert.

Zur Jvbschirmung dor einfallenden gestreuten Neutronen wurde eine an sich bekannte napfartige Form 1 als Borkapselung verwendet, welche eine Optimierung der Kapselgröße (48 mm 0) und der Tiefe des erster. Detektors D₁ auf dem inneren Boden 2 in der Kapsel 1 (9 mm) im Hinblick auf eine Diskriminierung der aus dem Körper 3 einfallenden Neutronen darstellt. Die Wanddicke beträgt 3 mm und entspricht einem Schwächungsfaktor von 1 000 für thermische Neutronen. Die Öffnung 4 liegt auf dem Körper 3 auf, genauso wie ein sie umgebender Rand 5 zur Abschirmung seitlich einfallender Neutronen.

Auf dem Außenboden 6 der Form bzw. Kapsel 1 ist der zweite Detektor D₀ frei aufgelegt (im übrigen können für jeden Detektor D₁, D_ sowie

fi V

Detektor D in Fig. 4-6 jew. "" " ' " ~ '"' Plättchen verwendet werden)

Detektor D in Fig. 4-6 jeweils zwei nebeneinanderliegende LiF( Li, Li)

Mit diesem Detektor D_n wird der von der Umgebung gestreute Anteil von Neutronen (schnellen, mittelschnellen und thermischen) ohne Absorption gemessen.·

Die Anzeige dieses Albedo-Dosimeters 7 an der Oberfläche des Phantoms ,wurde auf die Äquivalentdosis bezogen, die am gleichen Ort mit einem Rem-cöunter ermittelt wurde. Die Kalibrierung mit 14 MeV Neutronen und. thermischen Neutronen erfolgte mit zusätzlichen Aktivierungsund Spaltdetektoren (Neptunium, Schwefel, Gold).

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BAD OWGINAL

'.r ...,. copy

Zur Kalibrierung des Mbedo-Dosim2t2rs Ί in Eereich schneller Neu-

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tronen wurde eine 1 mg Cf-Quelle mit einem effektiven Quellfluß

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von 2,1 χ IO n/sec verwendet sowie eine IO Ci Pu-Be-Quelle. Die Bestrahlungen erfolgton in 1,4 m Höhe über Boden (Beton) in

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einer Halle von IO χ 20 m Ausdehnung und 10 m Höhe sowie in 5, 3, 2,

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und o, 5 m Entfernung von der Quelle. Die Bestrahlungen an der Cf-Quelle erfolgten Freiluft sowie hinter Verschiedenen Abschirmungen. Als Material für" die 5 cm dicke Abschirmung wurde PVC, Beton, Aluminium und Eisen ausgewählt.

Der Einfluß der vom Boden rückgestreuten Neutronen für Quellabstände von o, 5 - 5 m sowie die Änderung der Energieverteilung durch eine allseitige Abschirmung der Quelle führen zu einer Dosisanzeige, die für die drei ausgewählten Strahleinfallsrichtungen unter 0°, 90° und 180° innerhalb ± 30 % proportional zur Äquivalentdosis ist. Die mittlere Nachweisempfindlichkeit des Albedo-Dosimtersystems 7 beträgt für die vorliegenden Neutronenspektren o,54 R/rem. Eine

252 Freiluftbestrahlung ohne Abschirmung führte für Cf-Neutronen zu einer Empfindlichkeit von o, 4 R/rem, der entsprechende Wert beträgt o, 3 R/rera für Pu-Be-Neutronen und o,71 R/rem für 14 MeV Neutronen.

Durch den zusätzlichen Nachweis von aus der Umgebung ruckgestreuter» Neutronen ändert sich die relative Dosimeterempfindlichkeit des Albedo-Dosimeters 7 bis um einen Faktor 4. Eine Dosismessung ist daher nur durch eine zusätzliche Korrektur der von außen einfallenden Neutronen z.B. mit einer getrennten Messung der einfallenden und der rückgestreuten Neutronen beispielsweise über das Meßwertverhältnis der Dosiswerte D₂/D, möglich.

Fig. 2 zeigt die Dosiswerte des Detektors D-, in R/rem über dem Quotienten der Dosiswerte, gemessen mit cien Detektoren D, und D₂ des Albedo-Dosimetersystems 7. Ausgehend von der Annahme, daß die erhöhte Empfindlichkeit des Albedo-Dosimeters 7 auf rückgestreute Neutronen nicht nur im thermischen sondern auch im mittelschnellen Energiebereich zurückzuführen ist, wird für eine erhöhte Dosimeterempfindlichkeit des Detektors D, kein entsprechend höheres Meßwertverhältnis

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der Detektoren D₂/D, erwartet. Denn der Anteil mibtelschneller Neutronen erhöht zv;ar die Dosimeterempfindlichkeit in gleichem Maße wie thermische Neutronen, ohne das Meßwertverhältnis D₂/D, zu erhöhen. Die Meßergebnisse der Cf- und Pu-Be-Bestrahlungen zeigen hingegen, daß ein funktioneller Zusammenhang zwischen der Dosimeterempfindlichkeit des Detektors D, und dem Meßwertverhältnis der Dosiswerte der Detektoren ^.,/D, existiert. Hierbei liegt die Abweichung der Meßwerte von einer mittleren Geraden G, innerhalb + 20 %. Die Zuordnung mittels der Geraden G₀ der Dosimeterempfindlichkeit des Detektors D, zum entsprechenden Meßwertverhältnis D₂/D, ist für 14 MeV Neutronen um einen Faktor 2,5 kleiner. Die erhöhte Dosimeterempfindlichkeit beim Auftreten gestreuter Neutronen.ist offensichtlich ausschließlich auf thermische Neutronen zurückzuführen. Der Meßwert für thermische Neutronen liegt mit den Ergebnissen für " Cf-Neutronen annähernd auf einer Geraden (Meßwertverhältnis D_o/D, = 22). Aufgrund dieser Ergebnisse wurde ein erster Korrekturfaktor k^T= f (D₂/D,H ermittelt, als Funktion gegenüber dem Meßwertverhältnis der Detektoren D,, D₀, der in Fig. 3 für die schnellen Neutronen als Gerade G₃ und die 14 JMeV-Neutronen als Gerade G₄ wiedergegeben ist und der für die Korrektion des Meßwertes D, herangezogen wird (erstes Eichdiagramm)»Die Korrektur ergibt sich hierbei zu D = k, · D,, wobei D der äguivalentdosisrichtige Meßwert ist.

Die Vorteile, die bei einer Messung schneller Neutronen mit dem Albedo-Dosimetersystem 7 durch Anwendung des ersten Korrekturfaktors k erzielt wurden, sind beachtlich. Ohne Korrektur des Rückstreuanteiles liegt die Empfindlichkeit der Dosimeteranzeige im

252 Energiebereich zwischen 14 MeV-Neutronen und rückgestreuten Cf-Neutronen zwischen o,17 und 2,2 R/rem. Nach Korrektur des Meßwertes des Detektors D, über das Meßwertverhältnis D~/D, wird eine mittlere · Dosimeterempfindlichkeit von o,54 R/rem mit einer maximalen Abweichung von nur +_ 30 % erhalten. Dieser Gesamtfehlereinfluß wurde für die Strahleneinfallsrichtungen unter 0°, 90° und 180° ermittelt.

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Die Übererr.pf ind 1 ichke it des Albedo-Do./i.aof <_-rsy-stc ^s 7 cje:jonuber mittelschnellen und thermischen Neutronen beschränkt die Am>endung des Dosimeters in der Personenüberwachung im wesentlichen auf 3 Fälle:

1. Umgang mit spontan spaltenden Neutronen - sowie (·*■, n) -Neutronen- · quellen: Bei Korrektur des rückgestreuten Strahlungsantoiles über Ό^/Ώ, ist keine zusätzliche Information über das Neutronenspektrum erforderlich.

2. Umgang mit 14 MeV-Neutronen: Auch hier ist eine Korrektur des rückgestreuten Strahlungsanteiles über D_/d, möglich.

3. Überwachung an Reaktoren: Hier kann ausgehend von Ortsdosismess'uuj' η für vorgegebene Abschirmungsverhältnisse ein entsprechender KaIibrierfi.iktor zugrundgelegt werden. Zur Aus'.vertimg cos Dosimeters 7 ist eine zusätzliche Information übor das Neutronenßpektrum erforderlich.

Um auch mittelcchnelle Neutronen aquivalentdosisrichtig messen zu können, sind Albedo-Dosimeter aufgebaut worden, die erf indungscje.Ttlir: einen dritten Detektor aufweisen und in den Fig. 4-6 dargestellt sind.

Fig. 4 zeigt ein Ausfübrungsbeispiel, bei dem ein beidseitig offener Zylinder 8 aus Neutronen absorbierendem Material, z.B. bor- oder lithiumhaltige Materialien oder Cd, von einer Kunststofform 9 umgeben ist. Der Innenraum 10 des Zylinders 8 wird von zv;ei Scheiben 11 und 12 unterteilt, welche zwei Querschnittsebenen bilden. Auch diese beiden Scheiben 11 und 12 sind aus Meutronen absorbierendem Material, wie Bor, hergestellt. Auf der Außenfläche 14 der oberen Scheibe 11 ist der Detektor D₂, im Zwischenraum 15 zwischen den beiden Scheiben 11 und 12 ist der dritte Detektor D₃ und auf der der Öffnung 13 zugewandten Außenflache 16 der Scheibe 12 ist der Detektor D, angeordnet. Der dritte Detektor D₃ ist somit vollständig von Neutronen absorbierendem Material umgeben, während der Detektor D₂ wiederum ungeschützt ist und der Detektor D, nur von thermischen Neutronen getroffen »erden kann, die aus dem nicht näher dargestellten Körper austreten.

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Die gesamte /»nordnung ist von der Kunstofform S umgeben, welche auch die untere Öffnung 13 verschließt und gleichzeitig mit einer napfartigen Ausbildung 17 den Detektor D, stützt. Um die untere Öffnung 13 des Zylinders 8 bildet die Kunstofform 9 einen Rand 18, der auf den nicht näher dargestellten Körper aufgelegt wird. Die Außenfläche 14 der Scheibe 11 wird von einem Schieber- bzw« Bajonett-

Verschluß 19, ebenfalls aus Kunststoff, überdeckt. Nach Öffnen dieses Verschlusses 19 können die Einzelteile des Albedo-Dosimeters aus der Kunststofform 9 herausgenommen werden.

In Fig, 5 ist ein weiteres Ausführungsbeispiel dargestellt, welches eine rechteckine Form im Schnitt aufweist.\Für sich entsprechende Teile werden die gleichen Bezugszeichen verwendet.] Anstelle des Zylinders 8 mit einem kreisförmigen Querschnitt tritt eine Abschirmung 20 aus Neutronen absorbierendem Material, z.B. Bor, mit einem rechteckigen Querschnitt. Der Innenraum 10 wird wiederum von den beiden Scheiben 11 und 12 unterteilt, wobei im Zwischenraum 15 der dritte Detektor D-, angeordnet ist. Auf der Außenfläche 14 der Scheibe 11 ist wiederum der Detektor D₂ und -auf der. Oberfläche 16 . der Scheibe 12 der Detektor D, angeordnet, welcher mit einem weiteren Detektor D. zur Messung der Gammakomponente der einfallenden Strahlung gepaart sein kann. Das gleiche kann für die übrigen Detektoren D₀ und D₃ vorgesehen sein. Die beiden Scheiben 11 und 12 bestehen wiederum aus Neutronen absorbierendem Material.

Die Abschirmung 20,wie die Scheiben 11 und 12 sind wiederum von einer Kunststofform 21 umgeben, welche der Querschnittsform der Abschirmung 20, sowie der nunmehr rechteckigen Querschnittsform der Scheiben 11 und 12 angepaßt ist (siehe Fig. 6). Diese Kunststofform 21 weist

einen umlaufenden Rand wie die Anordnung nach Fig. '4 auf, jedoch ist die untere Öffnung 13 der Abschirmung 20 wiederum von der napfartigen Ausbildung 17 verschlossen, welche eine Stützvorrichtung 'für die Detektoren D, und D»bilcet als auch einen Boden 22 aufweist, der auf der nicht näher dargestellten Körperoberfläche aufliegt.

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Diese Ausführungsform ist für eine ai-tqT,aL,ischa Auswertung geeignet, da die Detektoren D,, D₂ und D₃ bzw. D₄ auf Auswertekarten angeordnet sein können.

In Fig. 6 ist eine Ansicht dieses Ausführungsbeispieles nach Fig. 5 dargestellt, wobei weiterhin zu sehen ist, daß die Kunststofform 21 zwei Fortsätze 23 und 24 besitzt, in denen Löcher 25 und 26 eingelassen sind. Diese Fortsätze 23, 24 bzw. diese Löcher 25, 26 dienen zur Anbringung eines Gürtels.

Die Auswertung bzw. die Messungen mit diesen beiden in Figuren 4 und 5 dargestellten Albedo-Dosimetern 7 erfolgt folgendermaßen: Mit dem Detektor D, werden Dosiswerte festgestellt, die der Dosis der einfallenden Neutronen durch Messung der vom Körper rückgestreuten Neutronen, insbesondere thermischer Neutronen, entspricht. Der Detektor D«, welcher auf der Außenfläche des Albedo-Dosimeters 7 liegt, mißt die einfallenden thermischen und mittelschnellen Neutronen, sowie zu einem gewissen Prozentsatz auch einfallende schnelle Neutronen. Der Detektor D₃, welcher allseitig von Neutronen absorbierendem Material umgeben ist, stellt Dosiswerte der mittelschnellen Neutronen fest, die durch die Borabschirmung auf ihn auftreffen können. Die thermischen Neutronen werden vollständig von der Borabschirmung abgehalten.

Zur iiquivalentdosisbeStimmung wird der Dosiswert dee Detektors D, herangezogen, der mit Korrekturfaktoren berichtigt wird. Zuerst wird für ihn der erste Korrekturfaktor k, aus dem Eichdiagramm ■

t nach Fig. 3 mittels des Quotienten aus Dosiswerten des Detektors D₇ ; zu Detektor D. für den thermischen Heutronenanteil ermittelt. Dann wird auf ihn ein zweiter Korrekturfaktor k~ für den mittelschnellen ' Neutronenanteil angewendet, der eine Funktion des Quotienten aus der Differenz zweier Dosiswerte zweier Detektoren und einem Dosiswert ' eines der Detektoren ist. Insbesondere handelt es sich um die Differenz des Dosiswertes des zweiten Detektors D_? und des Dosiswertes des dritten Detektors D₃, die durch den Dosiswert des Detektors D₃ ' dividiert wird. Für den Korrekturfaktor k~ ergibt sich ein dem ersten Eichdiagramm nach Fig. 3 in etwa entsprechendes {aber nicht näher dargestelltes) zweites Eichdiagramm. Die Äquivalentdosis D

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der Neutronen über den gesamten Energiebereich ergibt sich dann aus dem Dosiswert des Detektors D;, auf den zuerst der erste Korrekturfaktor k, und dann der zweite Korrekturfaktor k» oder umgekehrt angewandt wird.

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Claims

Patentanspr üche:

1. Verfahren zur Bestimmung des Dosiswertes von Neutronen, die nach einer Streuung in einen Körper als thermische und mittelschnellc.· Neutronen austreten und an der Körperoberfläche mittels eines ersten Detektors für Neutronen unter Abschirmung vor nicht aus dem Körper austretenden thermischen und mittelschnellen Neutronen nachgewiesen werden, dadurch gekennzeichnet, daß mit einem weiteren Detektor (D₂) ein weiterer Dosiswert der nicht aus dem Körper (3) austretenden thermischen und mittelschnellen Neutronen gemessen wird, daß die beiden Dosisv;erte dor Detektoren (D, und D-,) miteinander verknüpft und ein erster Korrekturfaktor (k,) aus einem Eichdiagramm (G,, G₄) entnommen wird und daß damit der dosierichtice Dosiswert (D ) rechnerisch aus dem Dosiswert des ersten Detektors (D.) ermittelt wird.

2. Verfahren 7.ur Bestimmung des Dosiswertes von Neutronen, dio nach einer Streuung in einem Körper als thermische und mittelschnelle Neutronen austreten und an der Körperoberfläche mittels eines ersten Detektors für Neutronen unter Abschirmung vor nicht aus dem Körper austretenden thermischen und mittelschnellen Neutronen nachgewiesen werden, dadurch gekennzeichnet, daß mit einem zweiten Detektor (D₂) ein zweiter Dosiswert der nicht aus dem Körper (3) austretenden thermischen und mittelschnellen Neutronen gemessen wird, daß der erste und zweite Dosiswert der Detektoren (D, und D~) miteinander verknüpft und ein erster Korrekturfaktor (k,) aus einem ersten Eichdiagramm (G₃, G₄) entnommen wird, daß mit einem dritten, gegenüber thermischen Neutronen vollkommen abgeschirmten Detektor (D~) ein dritte?: Dosiswert gemessen wird, dieser und ein zweiter Dosiswert miteinander verknüpft werden und daß daraus ein zweiter Korrekturfaktor (k_) aus einem dem ersten Eichdiagramm (G₃, G^) entsprechenden zweiten Eichdiagramm entnommen wird und damit der dosisrichtige Dosiswert (D ) aus dem Dosiswert de« ersten Detektors (D,) rechnerisch ermittelt wird.

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3. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch sekcnnzeiciii^ot, daß der erste Korrekturfaktor (k,) für den Dosiswert des ersten Detektors (D,) in Abhängigkeit vom Quotienten der beiden Dosiswerte der beiden Detektoren (D,, D₂) ermittelt wird.

4. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß der erste Korrektur faktor (k..) in Abhängigkeit vom Quotienten des ersten ' und zweiten Dosiswertes, des ersten und zweiten Detektors (D, und

. Dp) und der zweite Korrekturfaktor (k ) in Abhängigkeit vom Quotienten aus der Differenz von zweien der Dosiswerte und einem der Dosiswerte ermittelt wird.

5. Verfahren nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß der ztseite Korrekturfaktor (k₂) in Abhängigkeit vom Quotienten aus der Differenz des zweiten und dritten Dosiswertes des zweiten und dritten Detektors (D₂ und D₃) und dem dritten Dosiswert des dritten Detektors (D-) ermittelt wird*

6. Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach Ansprach I unü 3, dadurch gekennzeichnet, daß auf dem inneren Boden (2) einer napfartigen Form (1), deren Öffnung (4) auf den Körper (3) auflagbar ist, der erste Detektor (D») und daß auf dem Außenboöen {6) der Form (1) der zweite Detektor (D ) angeordnet ist»

•7. Vorrichtung nach Anspruch 6, dadurch' gekennzeichnet,, daß die Öffnung (4) von einem Rand (5) umgeben ist»

8. Vorrichtung nach Anspruch 6 oder einem der folgenden, dadurch gekennzeichnet, daß die Form (1) und der Rand (5) aus einem thermische und mitte!schnelle Neutronen absorbierende Material bestehen.

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9. Vorrichtung nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß das Material bor- oder lithiumhaltiges Material oder Cd ist.

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10. Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 2, 4 und 5, dadurch gekennzeichnet, daß im Innenraum (1O) eines Zylinders (0,2O), dessen untere Öffnung (13) dem Körper(?) zugewandt ist, im Abstand voneinander zwei Querschnittsebenen bildende Scheiben (11, 12) angeordnet sind, daß auf der Außenfläche (14) der einen Scheibe (11) der zweite Detektor (D-), daß in Zwischenraum der beiden Scheiben (11, 12) der dritte Detektor (D-.) und auf der Außenfläche (16) der zweiten, der unteren Öffnung (13) des Zylinders (9,20) näherliegenden Scheibe (12), der erste Detektor (D,) befestigt ist und daß der Zylinder (9,20) und die zweite Scheibe (12) eine napfartige Form bilden.

11. Vorrichtung nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß

der Zylinder (9,20) und die Außenfläche (14) der ersten Scheibe (11), die Außenfläche (16) der zweiten Scheibe (12) als auch Teile der Innenwandung des Zylinders (8,20) von einer Kunststofform (9) um- und ausgekleidet sind.

12. Vorrichtung nach Anspruch 11, dadurch gekennzeichnet, daß die Kunststofform (9) in Höhe der unteren Öffnung (13) des Zylinders (8,20) einen diese umgebenden Auflagerand (18) bzw. zwei Fortsätze (23 und 24) besitzt.

13. Vorrichtung nach Anspruch 10.oder einem der folgenden, dadurch gekennzeichnet, daß die Kunststofform (.9) im Bereich der Außenfläche (14) der ersten Scheibe (11) zu einem Verschlußmechanismns (19) ausgebildet ist.

14. Vorrichtung nach Anspruch 13, dadurch gekennzeichnet, daß der Verschlußmechanismus (19) ein Bajonett- oder SchieberverSchluß ist.

15. Vorrichtung nach Anspruch 10 oder einem der folgenden, dadurch gekennzeichnet, daß der Zylinder (8,20) und die Scheiben (11, 12) aus einem thermische Neutronen vollständig und mittelschnelle Neutronen teilweise absorbierenden Material bestehen.

409824/0563 -17-

16. Vorrichtung nach Anspruch 15, dadurch gekennzeichnet, daß das Material Bor ist.

17. Vorrichtung nach Anspruch 6 oder einem der folgenden, dadurch gekennzeichnet, daß neben einem oder mehreren Detektoren (D,, D₂, D₃) ein Gamma-Strahlungsdetektor. (D₄) angeordnet ist.

409824/056

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