DE2917473C2 - Vorrichtung zum Bestimmen der Zusammensetzung eines Materialstromes - Google Patents
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Description
zwischen der Neutronenquelle (4) und dem Halbleiterdetektor (1) ein Streuglied (2) zum
Streuen schneller Neutronen angeordnet ist,
die Neutronenquelle (4) und das Streuglied (2) von einem Moderator (3) vollständig umschlossen sind,
die Neutronenquelle (4) und das Streuglied (2) von einem Moderator (3) vollständig umschlossen sind,
der Moderator (3) wenigstens teilweise aus schwerem Wasser besteht
bei emer Intensität der Neutronenquelle (4) von etwa 5 · 107 Neutronen/s der Abstand zwischen Neutronenquelle (4) und Halbleiterdetektor (1) wenigstens 45 cm beträgt,
dieser Abstand bei Intensitätserhöhung um eine Zehnerpotenz um etwa \ 5 cm zunimmt und
der Halbleiterdetektor (1) unmittelbar neben oder in dem Materialstrom (6) angeordnet ist.
bei emer Intensität der Neutronenquelle (4) von etwa 5 · 107 Neutronen/s der Abstand zwischen Neutronenquelle (4) und Halbleiterdetektor (1) wenigstens 45 cm beträgt,
dieser Abstand bei Intensitätserhöhung um eine Zehnerpotenz um etwa \ 5 cm zunimmt und
der Halbleiterdetektor (1) unmittelbar neben oder in dem Materialstrom (6) angeordnet ist.
2. Vorrichtung nach Anspruch 1. dadurch gekennzeichnet,
C1-1S der Moderator (3) teilweise aus
Graphit (5) besteht
3. Vorrichtung nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet daß sie yusätzJ'ch als Moderator (3)
gewöhnliches Wasser oder einen anderen wasserstoffhaltigen Stoff enthält.
4. Vorrichtung nach einem der Ansprüche I bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß das Streuglied (2) aus
Wismut besteht.
5. Vorrichtung nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß das Streuglied (2) die
Form eines Kegels oder zweier hintereinander angeordneter Kegel (2a, 2b) hat, wobei sich die
Neutronenquelle (4) in der Nähe der Kegelspitze befindet und die Kegelbasis zum Halbleiterdetektor
(1) hin gerichtet ist.
6. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das schwere Wasser (3) die Neutronenquelle
(4) im wesentlichen in Form eines Kegelstumpfes umgibt, wobei die Neutronenquelle (4) im
schmalen Ende des Kegelstumpfes und der Halbleiterdetektor (1) vor der Basis des Kegelstumpfes
angeordnet sind.
7. Vorrichtung nach einem der Ansprüche 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß der Abstand a)
zwischen Streuglied (2) und Halbleiterdetektor (1) im schweren Wasser (3) wenigstens 10 cm beträgt.
8. Vorrichtung nach einem der Ansprüche 1 bis 7. dadurch gekennzeichnet daß der Materialstrom (6)
in einem Rohr fließt und der Materialstrom (6) einen Teil des Moderators (3) darstellt.
Die Erfindung betrifft eine Vorrichtung gemäß dem Oberbegriff des Patentanspruchs I.
Es ist an sich bekannt, die von einer Neutronenquelle
ausgehenden Neutronen von den Atomkernen einer Materialprobe einfangen zu lassen, wobei Energie in
Form von Gammastrahlung freigesetzt wird. Aufgrund der Energien und Intensitäten der Gammastrahlung
lassen sich bestimmte Stoffe in der Probe identifizieren und in ihren Konzentrationen berechnen.
Dieses Verfahren wird seit langem untersucht und angewandt wobei man sich verschiedener Neutronenquellen,
wie Reaktoren, Neutronengeneratoren und Isotopenquellen, bedient hat Die von der Quelle
ίο ausgesandten Neutronen haben eine hohe Geschwindigkeit
und müssen in einem Moderator gebremst werden, bevor sie Gammastrahlung erzeugende Kernreaktionen
auslösen. Das Abbremsen erfolgt am besten in einem Stoff, der leichte Atomkerne, z. B. Wasserstoff,
enthält. Der wichtigste Vorteil dieses Verfahrens besteht in der großen Eindringtiefe sowohl der
Neutronen als auch der Gammastrahlung in der Probe. So beträgt zum Beispiel die Halbwertsschichtdicke im
Eintrag des Schweberöstschmelzofens für Neutronen 2-3 etwa 6 cm und für Gammastrahlung etwa !2 cm. Die
Halbwertsschichtdicke für Neutronen kann von Probe zu Probe beträchtlich variieren. Die Absorption der
Gammastrahlung wird hauptsächlich nur von der Dichte der Probe bestimmt. Die Proben dürfen im allgemeinen
sehr grobkörnig sein. Die Messung kann auch durch ein dickes Aluminiumblech hindurch oder unmittelbar an
einem Reaktionsrohr, einem Silo oder einer Fördereinrichtung erfolgen.
Bei genügend dünner Probenschicht können Detektor und Neutronenquelle auf einander entgegengesetzten
Seiten der Probe angeordnet werden, wodurch eine größere gegenseitige Distanz erzielt wird, was zum
Schutz des Detektors günstig ist. Bei dickeren Proben müßte ein großer Teil der durch Einfangen der
Neutronen freigesetzten Gammastrahlung nahezu die ganze Probenschicht durchlaufen, wobei der Compton-Hintergrund
im Spektrum zunimmt. Es ist dann vorteilhafter, mit einer Meßanorcwiu-ig zu arbeiten, bei
der sich Detektor und Neutronenquelle auf der gleichen Seite der Probe befinden.
Das Verfahren wurde bisher in kontinuierlicher Betriebsweise nur mit einem Szintillationsdetektor
angewandt. Der Halbleiterdetektor wurde nur bei sporadischen Messungen, zum Beispiel bei Bohrlochanalysen.
angewandt. Der Grund liegt darin, daß die schnellen Neutronen den Halbleiterdetektor schon in
ziemlich geringen Dosen (unter 10"' Neutronen/cm-') schädigen. Beim Analysieren des Eintrags für einen
Schweberöstschmelzofen zum Beispiel ist aber die bessere Trennschärfe des Halbleiterdetektors erforderten,
um die Linien der einzelnen Stoffe voneinander unterscheiden zu können. Das Problem besteht darin,
genügend thermische Neutronen in die Probe zu bringen und gleichzeitig zu verhindern, daß schnelle
Neutronen in den Detektor gelangen. Der Detektor muß sich so nahe an der Probe befinden, daß die
Gammaquanten mit guter Effektivität gemessen werden können.
In der Veröffentlichung »Internationa! Journal of
Applied Radiation and Isotopes«, Band 22 (1971). Seite 587 bis 592, ist ein Verfahren zum Bestimmen von
Stickstoff in organischen Stoffen mittels Einstrahlung von Neutronen und Messung der gebildeten Gammastrahlung
beschrieben. Als Moderator dient Paraffin. Von schwerem Wasser ist in diesem Zusammenhang
keine Rede.
Aus der Veröffentlichung »Transactions«. Band 254 (luni 1973). Seite 112 und 113. ist ein Verfahren /um
Analysieren von Erzen bekannt, bei dem eine Neutronenstrahlung
auf einen Materialstrom einwirkt, und die dabei frei werdende Gammastrahlung als Meßgröße
herangezogen wird. In diesem Zusammenhang werden die geringe Meßempfindlichkeil sowie die leichte
Zerstörbarkeit eines Ge(Li)-Detektors als nachteilig angegeben und insbesondere auf seine fehlende Eignung
für kontinuierliche Messungen zu Analysenzwecken hingewiesen.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, zum Bestimmen der Zusammensetzung eines Materialstromes
durch Einfangen von Neutronen in dem Materialstrom und Messen der dabei emittierten Gammastrahlen
eine Meßvorrichtung anzugeben, die sich für einen kontinuierlichen Betrieb eignet, eine hohe Empfindlichkeit
aufweist und trotzdem ehie lange Lebensdauer des Detektors gewährleistet
Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß durch eine Vorrichtung mit einer Neutronenquelle sowie einem
Halbleiterdetektor zum Messen der Gammastrahlen gelöst, wobei die Vorrichtung dadurch gekennzeichnet
ist, daß
zwischen der Neutronenquelle und dem Halbleiterdetektor ein Streuglied zum Streuen schneller
Neutronen angeordnet ist,
die Neutronenquelle und das Streuglied von einem Moderator vollständig umschlossen sind,
der Moderator wenigstens teilweise aus schwerem Wasser besteht,
der Moderator wenigstens teilweise aus schwerem Wasser besteht,
bei einer Intensität der Neutronenquelle von etwa 5 ■ 107 Neutronen/s der Abstand zwischen Neutronenquelle
und Halbleiterdetektor wenigstens 45 cm beträgt,
dieser Abstand bei Imensitätserhöhung um eine Zehnerpotenz um etwa 15 cm zunimmt und
der Halbleiterdetektor unmittelbar neben oder in dem Materialstrom angeordnet ist.
der Halbleiterdetektor unmittelbar neben oder in dem Materialstrom angeordnet ist.
Wesentlich I ;i der Erfindung ist, daß unter Verwendung
von schwerem Wasser als Moderator in der Probe ein starker Fluß an langsamen Neutronen und
gleichzeitig ein so geringer Fluß an schnellen Neutronen erzielt wird, daß der Detektor unmittelbar neben der
Probe oder in der Probe angeordnet werden kann. Auf diese Weise läßt sich die von der Pi jbe ausgesandte
Gammastrahlung mit hoher Effektivität messen.
Nachfolgend wird die Erfindung anhand der Zeichnung beispielhaft erläutert. Es zeigt
Fig. 1 eine graphische darstellung des Verlaufs des
Neutronetiflusses mit zunehmendem Abstand:
Fig. 2 verschiedene Alternativen eines Streugliedes:
F i g. 3 eine erste, besonders vorteilhafte Ausführungsform
der Vorrichtung:
F i g. 4 eine zweite Ausführungsform der Vorrichtung;
F i g. 5 und 6 mit der Vorrichtung gemessene Spektren:
Fig. 7 eint· dritte Ausführungsform der Vorrichtung;
Fig.8 die Anwendung der Vorrichtung zur Bestimmung
der Zusammensetzung einer Aufschlämmung.
Die Berechnung des thermischen und schnellen Flusses Für H>0- und DjO-Kugein von 100cm Radius
führt zu den in Fig. 1 dargestellten Ergebnissen. Aus
der Abbildung ist ersichtlich, daß in HjO der thermische
Fluß im gleichen Takt mit dem schnellen Fluß zurückgeht, während in DiO die Diffusion den
thermischen Fluß ohne Ao. orption über einen weiteren
Bereich verteilt, und der Fluß erst mit Einsetzen des
Abgangs aus der Kugel, d. h. mit Beginn von »Leckage«,
abzunehmen beginnt
Graphit hat eine größere Verzögerungslänge und eine kleinere Diffusionslänge als DiO; jedoch lohnt es
sich. Graphit wegen seines geringen Preises als Ummantelung des D2O zu verwenden und den Graphit
möglicherweise noch mit H2O zu umgeben. Zum Ausstreuen der in Richtung auf den Detektor fließenden
schnellen Neutronen und zum Absorbieren der Gamma-ίο strahlen der Neutronenquelle ist es zweckmäßig,
zwischen Neutronenquelle und Detektor einen Wismut-Kegel anzuordnen. Wismut erzeugt kaum eine störende
Gammastrahlung durch Einfangen von Neutronen und stellt einen schweren Stoff dar.
Beim Arbeiten mit einem Halbleiterdetektor ist Wismut allerdings eine schlechte Bremssubstanz und
darf sich nicht bis zum Detektor erstrecken, damit in diesen keine schnellen Neutronen gelangen. In der
folgenden Tabelle I ist die bei der Vorrichtung gemäß F i g. 2 innerhalb einer bestimmten Zeit :n den Detektor
gelangende Anzahl (n) an schnellen Neutronen angegeben. Die D2O-Strecke hat keinen allzu großen Einfluß,
aber eine längere Strecke ist etwas besser. Ein breiterer Anfangskegel verbessert das Ergebnis. Er streut
Neutronen aus einem größeren Raumwinkel.
Fig. 2 | B | C | D | |
A | 20 | 10 | 20 | |
a, cm | 10 | - | 10 | - |
b, cm | - | 50 | 50 | 50 |
/, cm | 50 | 131 | 168 | 113 |
n, Anzahl | 147 | |||
In F i g. 2 sind ein Halbleiterdetektor 1 sowie ein kegelförmiges Streuglied 2, das zum Beispiel aus
Wismut bestehen kann, dargestellt. Das Streuglied 2 wird kegelförmig von schwerem Wasser 3 umgeben.
Weiterhin ist eine Neutronenquelle 4 gezeigt.
Wegen seines ziemlich hohen Preises lohnt es sich, das schwere Wasser mengenmäßig zu optimieren. Das
Ergebnis der Optimierung ist eine Anordnung gemäß Fig.3, bei welcher der überwiegende Teil der
Bremssubstanz nicht von schwerem Wasser, sondern von Graphit 5 gebildet wird. In Richtung zum Detektor
1 hin sollte man allerdings schweres Wasser verwenden, denn es ist wichtig. da3 die auf den Detektor 1
treffenden Neutronen zuvor in thermische Neutronen übeifühlt worden sind. An Hand von Berechnungen
wurde die Breite des erforderlichen D2O-Bereiches ermittelt: dabei machte man die Feststellung, daß eine
Erhöhung der D?O-Menge über etwa 12 Liter hinaus keine wesentliche Verbesserung mehr bewirkt.
Die Bezugszahlen i bis 3 in F i g. 3 haben die gleiche
Bedeutung wie in Fig.2. Die Neutronenquelle 4 befindet sich an der Spitze des Streukegels. Die
Bestimmung wird zum Beispiel an einen": auf einer Fördereinrichtung befindlichen Material 6 vorgenommen.
Bei den Bestimmungen diente als Neutronenquelle ^ine 252Cf-lsotopenquelle, denn damit erzielt man die
beste Neutronenerzeugung pro Aktivitätseinheit. Diese Quelle ist auch relativ preisgünstig und hat ein weiches
Neutronenspektrum. Selbstverständlich können auch andere Isotopenquellen oder Neutronengeneratoren als
Neutronenquelle verwendet werden.
Die Angaben in der Fachliteratur über die für den Detektor verträgliche Menge an schnellen Neutronen
variieren beträchtlich. Ein vorsichtiger Mittelwert ist 10"
Neutronen/cm-'. Es zeigte sich, daß ein Mehrabstand von 15 cm zwischen Neutronenquelle und Detektor die
Dosis der schnellen Neutronen auf ein Zehntel reduziert. Unter Voraussetzung optimaler Geometrie
ergab sich die Lebensdauer des Detektors bei verschiedenen Abständen für 20 ng -''-'Cf gemäß
Tabelle Il wie folgt:
Detektor umgebenden leeren Raum mit dem Probenmaterial füllte und, in einem weiteren Fall, um den
Detektor herum Craphitstücke als Reflektoren anordnete. Weiter wurde ausprobiert, wie sich ein als Schiit?,
für den Detektor angebrachtes dünnes Cadmium(Cd)-Blech
auf das Spektrum auswirkt. Die verhältnismäßig große Bauhöhe der in Fig.4 gezeigten Vorrichtung ist
auf die verwendeten Standard-Graphitstangen zurückzuführen.
Zur Schätzung des durch Impulsstatistik bedingten Fehlers wurden die wichtigsten Spitzen der verschiedenen
Stoffe herangezogen:
Abstand
Lebensdauer
dis Dstettcr:
dis Dstettcr:
Relative
Fe 7,646 MeV und 7,632 MeV einschl. Fluchtspitze
I5S: 5.420MeV einschl. Fluchtspitze. 3,221 MeV, 2.931 McV und 2.380 MeV
I5S: 5.420MeV einschl. Fluchtspitze. 3,221 MeV, 2.931 McV und 2.380 MeV
Cu: 7,915 MeV und 7.306 MeV einschl. Fluchtspitze
Ni: 8,999 MeV und 8.535 MeV einschl. Fluchtspitze
Si: 4,934 MeV und 3,539 MeV.
Ni: 8,999 MeV und 8.535 MeV einschl. Fluchtspitze
Si: 4,934 MeV und 3,539 MeV.
45 cm
55 cm
60 cm
65 cm
55 cm
60 cm
65 cm
110 Tage
1,4 Jahre
3 Jahre
6,3 Jahre
1,4 Jahre
3 Jahre
6,3 Jahre
2,2
1,2
0,8
0,5
1,2
0,8
0,5
Tabelle HI |
Ni
% |
Cu V. |
S % |
Fe % |
SiO2 % |
0,52 0,21 |
3,40
24,8 |
23,3 29,6 |
29,8 29,8 |
24,9 8,3 |
|
Ni-Konzentrat Cu-Konzentrat |
|||||
Auch wurden Bestimmungen der Untergrundstrahlung durch Ersetzen der Probe durch eine Borsäurelösung,
deren Reflexionsvermögen für thermische Neutronen etwa dem der Probe entsprach, durchgeführt.
Die verwendete Vorrichtung ist aus F i g. 4 ersichtlich. Die Anordnung wurde außerdem variiert, indem man
den zwischen Probe und Moderator verbleibenden, den
Es dürfte noch zweckmäßig sein, mit einem Abstand von etwa 65 cm zu arbeiten. Ein beschädigter Detektor
ist nicht definitiv unbrauchbar, sondern kann im Herstellerwerk repariert werden. Aufgrund der durchgeführten
Optimierung ergab sich die in Fig. 4 dargestellte Anordnung.
In F i g. 4 haben die Bezugszahlen 1 bis 6 die gleichen
Bedeutungen wie vorstehend. Eine Stützvorrichtung 7 hält das Streuglied 2 in richtiger Stellung. Mittels einer
Flasche 8 mit flüssigem Stickstoff wird die Temperatur des Detektors t niedriggehaiten. Der Probenbehälter 6
weist eine Aussparung für den Detektor-Vorverstärker auf. Diese Anordnung für den Laborversuch kann für die
praktische Anwendung entsprechend modifiziert werden.
Für die Bestimmungen standen ein Ge(Li)-Detektor (Volumen 110 cm1. Effektivität 21.8%) und ein damit
verbundenes Computersystem zur Verfugung, das die Ergebnisse auf Lochband und über Schreiber ausgab.
Als Quelle dieme 1 μg 252Cf. Die Meßzeit betrug
100 min. und als Probe dienten Nickel(Ni)- und KupferJCuJ-Konzentrat. In Tabelle III sind die Anteile
der ermittelten Konzentrat-Hauptkomponenten zusammengestellt.
Die für Ni-Konzentrat erhaltenen Ergebnisse sind in der folgenden Tabelle IV zusammengestellt.
Quelle: 1 ag Cf252, Meßzeit 100 min, Ni-Konzentrat
Relat.
Fehler, %
Absol.
Fehler, %
Fehler, %
S | 4,1 | 0,96 |
Fe | 1,8 | 0,54 |
Cu | 9,0 | 0,31 |
Ni | 4,5 | 0,25 |
SiO2 | ϊ 1,5 | 2,9 |
Entsprechende Ergebnisse würde man mit 10.ug/ 10 min oder 20 μg/5 min erhalten. Durch Verlängerung
der Zeit auf das Vierfache würde der Fehler auf die Hälfte schrumpfen.
In Fig. 5 und 6 sind Teile des Spektrums von Ni-Konzentrat dargestellt.
Mit Hilfe eines Cd-Schutzbleches konnten die vom Detektorwerkstoff ausgehenden, durch Einfangen von
Neutronen erzeugten Gammastrahlen und die Aktivierungsspitzen eliminiert werden. Ein anderer Neutronenabsorber
als Cadmium könnte das Spitzen-Unterg'und-Verhältnis
in geringerem Maße verschlechtern. Die von der Probe gelieferte, durch Einfangen von Neutronen
erzeugte Gammastrahlung ging beim Arbeiten mit Cd-Schutz mengenmäßig um den Faktor 1,7 zurück.
In Fig. 7 ist dargestellt, wie die Vorrichtung angeordnet werden könnte, um zum Beispiel auf einem
Reedler-Förderer laufendes Material 6 zu analysieren. Die Anordnung ist die gleiche wie in Fig.3 und 4.
jedoch um 180° gedreht.
Handelt es sich bei dem zu untersuchenden Material zum Beispiel um einen in einem Rohr fließenden
Materialstrom, z. B. um eine Aufschlämmung, so fungiert dieser Strom selbst auch als Moderator. Der
Detektor kann dann in der Aufschlämmung angeordnet werden, wobei sich eine Vorrichtung gemäß F i g. 8
ergibt In diesem Falle strömt die zu untersuchende Probe, die Aufschlämmung 6, in einem Rohr, in dessen
Mitte sich der Detektor 1 befindet.
Hierzu 6 Blatt Zeichnungen
Claims (1)
1. Vorrichtung zum Bestimmen der Zusammensetzung eines Materialstromes (6) durch Einfangen von
Neutronen in dem Materialstrom (6) und Messen der dabei emittierten Gammastrahlen, mit einer Neutronenquelle
(4) sowie einem Halbleiterdetektor (1) zum Messen der Gammastrahlen, dadurch
gekennzeichnet, daß
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