DE3927107A1

DE3927107A1 - Dosimeter fuer schnelle neutronen mittels ortsaufgeloester optischer sondenauswertung

Info

Publication number: DE3927107A1
Application number: DE3927107A
Authority: DE
Inventors: Eberhard Dr Pitt
Original assignee: Individual
Current assignee: Individual
Priority date: 1989-08-17
Filing date: 1989-08-17
Publication date: 1991-02-21

Description

Stand der Technik

Für die Dosimetrie schneller Neutronen werden heute vor allem folgende Materialien eingesetzt:

1. Kernspurfilm (NTA)
2. Thermolumineszenz-Kristalle
3. Kernspurätzfolien

Keines dieser Materialien erfüllt vollkommen die Ansprüche an ein einfach zu handhabendes Neutronen-Dosimeter. Der Kernspurfilm registriert nur Neutronen ab ca. 1 MeV bei Dosen ab 10 mSv. Dies ist für die Personendosimetrie zu unempfindlich. Beim Einsatz von Thermolumineszenz-Detektoren (TLD) als Neutronendosimeter müssen jeweils zwei unterschiedliche Detektoren verwendet werden, wobei einer für Neutronen- und Gammastrahlung, der andere nur für Gammastrahlung empfindlich ist (z. B. Li-6/Li-7-Fluorid). Aus der Differenz der Dosisanzeigen wird die Neutronendosis ermittelt. Dieses Verfahren ist insbesondere für den Nachweis schneller Neutronen unempfindlich. Daher kombiniert man es oft mit Kernspur-Ätzdetektoren (KD), die selektiv für schnelle Neutronen empfindlich sind. Zur Anwendung kommen z. B. Zellulosenitrat- oder Polykarbonatfolien, neuerdings auch CR-39. KD müssen vor der Auswertung chemisch geätzt werden. Dabei werden neutroneninduzierte latente Spuren bevorzugt ausgeätzt und somit sichtbar gemacht. Diese Materialien sprechen im Gegensatz zu den beiden anderen nicht auf Gammastrahlung an. Die naßchemische Auswertung ist jedoch schlecht zu handhaben und fehleranfällig.

Neutronennachweis mit ortsaufgelöster Festkörperdosimetrie

Aus diesem Grunde wird hier eine alternative Methode zur Dosimetrie schneller Neutronen vorgeschlagen. Sie macht von mikrodosimetrischen Betrachtungen Gebrauch und basiert auf der Tatsache, daß durch Neutronen eine dichte Ionisierung im Festkörper in einem eng lokalisierten Bereich erfolgt, während in der Umgebung kein strahlungsinduzierter Defekt feststellbar ist. Im Gegensatz hierzu ionisiert Gammastrahlung Detektormaterialien dünn, d. h. die Ionisierungsdichte ist bei gleicher absorbierter Energiedosis geringer, aber im ganzen Detektorvolumen weitgehend homogen. Bei herkömmlicher Neutronen- und Gammadosimetrie wird der strahleninduzierte Effekt integral über ein größeres Detektorvolumen gemessen (TLD), oder es ist ein verstärkender Entwicklungsprozeß erforderlich (Film, KD). Aufgrund der geringen Wechselwirkungswahrscheinlichkeit von schnellen Neutronen mit gewebeäquivalenter Materie überwiegt bei der Mittelung über das Detektorvolumen der Effekt auch geringer Gammastrahlungs- Untergrundkomponenten, so daß eine Neutronen-Diskriminierung nur schwer möglich ist.

Die hier beschriebene Methode trägt der unterschiedlichen lokalen Verteilung Gamma- und Neutronen-induzierter Defekte Rechnung. Die Auswertung erfolgt punktuell in Regionen, die einer engen Umgebung einzelner Neutronenspuren entsprechen. Zur Integration über das Detektorvolumen wird dieses nacheinander abgescannt.

Vergleich mit herkömmlichen Auswertemethoden

Als Auswertemethode kommt die Messung optischer Effekte wie etwa die Radiophotolumineszenz (RPL), der Lichtstreuung oder der optischen Absorption in Frage. Dabei werden die durch Neutronen im Festkörper erzeugten Defekte über die Änderung des entspre chenden Effektes meßtechnisch getrennt von etwaiger Begleitstrahlung erfaßt. Hierdurch tritt - im Gegensatz zur löschenden Auswertung der Thermolumineszenz - an der Dosimeter sonde nicht notwendigerweise eine bleibende Veränderung auf, so daß Auswertefehler nachträglich korrigiert, das Dosimeter sogar als Dokument verwendet werden kann. Wichtig für die Diskriminierung der Neutronenstrahlung ist, daß durch die Wech selwirkung von Neutronen mit der Dosimetersonde ein lokal begrenzter Defekt erzeugt wird, der von etwa durch Gamma- Begleitstrahlung induzierten Defekten unterscheidbar ist. Die Auswertemethode wird hier anhand der RPL exemplarisch beschrie ben.

Der Nachweis schneller Neutronen im gemischten Strahlungsfeld mit RPL-Gläsern wurde schon 1958 als kaum realisierbar beschrieben (1). Bernard et al. (2) haben 1961 gezeigt, daß RPL-Glas bei 1,5 MeV nur 4,6% der Energiedosis absorbiert, die menschliches Gewebe absorbieren würde. Zusätzlich ist die Fluoreszenzausbeute bei gleicher Energiedosis für schnelle Neutronen geringer als für Gamma-Strahlung. Dieses Verhältnis beträgt für Neutronen energien von 0,5 bis 1,5 MeV etwa 12% (3), für 14 MeV 20% (4), so daß die relative RPL-Ausbeute von Gläsern nach Neutronenbe strahlung im Bereich von 0,5 bis 1,5 MeV nur 0,5 bis 0,7%, bei 14 MeV nur 7% (6) der RPL-Ausbeute von Gamma-Strahlung gleicher Energiedosis beträgt. Bei der Betrachtung von Äquivalentdosen wird das Nachweisverhältnis noch ungünstiger: Für Neutronenener gien von 0,5 bis 1,5 MeV beträgt die RPL-Ausbeute 2_*10^-4 bis 3_*10^-4 des durch Gammastrahlung induzierten Effekts gleicher Äquivalentdosis, bei 14 MeV 3_*10^-3.

Dies läßt sich zwar durch den Einsatz wasserstoffhaltiger Konver termaterialien verbessern (5), hierdurch steigt jedoch das Detek torvolumen so weit an, daß ein Einsatz in der Personendosimetrie als nicht realisierbar beschrieben wurde. Bei der Anregung mit schnellen Neutronen werden Rückstoßkerne sowie Produkte aus Kernreaktionen freigesetzt. Die geladenen Teilchen geben ihre Energie auf der Spurlänge der Größenordnung µm Länge an die Umgebung ab. Diese primäre Anregungszone hat einen Durchmesser von ca. 10^-2 µm. Durch Delta-Elektronen wird ein Teil der Anregungsenergie auf einen Bereich vom Durchmesser der Größenord nung 1 µm übertragen. In dieser Zone sind auch die RPL-Zentren zu finden, die das Dosissignal speichern. Bei der Anregung mit Gamma-Strahlung findet dagegen die Wechselwirkung mit dem Glas vor allem über Comptonstreuung statt. Dabei handelt es sich um eine lockere Ionisierung, d. h. die Anregungsenergie wird über ein größeres Volumen verteilt. Durch Dichteunterschiede in der RPL, die auf den beiden unterschiedlichen Energieübertragungsmechanis men beruhen, ist die Methode der ortsaufgelösten Dosisermittlung anwendbar. Die Auswertung eines Dosimeters - hier eines RPL- Glases - geschieht nun durch Abscannen der Glassonde mit einer punktförmigen Lichtquelle nach der konventionellen Dauerlichtme thode oder gepulst unter Berücksichtigung der unterschiedlichen Abklingkomponenten der Lumineszenz. Voraussetzung für die Erken nung einer Neutronenspur ist ein signifikantes Anwachsen der RPL- Intensität bei der Erfassung einer Neutronenspur, so daß eine Diskriminierung von der begleitenden Gammastrahlung und von bereits erfaßten Neutronenspuren möglich ist. Dies kann bei Anregung mit kontinuierlichen Lichtquellen etwa durch die Diffe renzierung und anschließende Impulshöhendiskriminierung des RPL- Signals erfolgen. Gleichzeitig ermöglicht die Auswertemethode die Ermittlung des Gamma-Dosisanteils aus dem Untergrund des Glases.

Auflösungsvermögen

Die Übertragung von Energie bei der Abbremsung schneller Neutro nen erfolgt vor allem durch elastische Stöße, aber auch durch Kernreaktionen. Die Reduzierung des Energieübertrages bei RPL- Gläsern auf 4,6% im Vergleich zu Gewebe kann im wesentlichen mit dem reduzierten Energieübertrag auf die schwereren Atomkerne der Glasmaterialien begründet werden, die v. a. aus den Metaphosphaten Na-, Mg-, Al-, Ag-(PO₃)_n bestehen. Im Rahmen dieser Abschätzungen soll davon ausgegangen werden, daß dies der einzige Grund für diese Reduzierung ist. Dann werden auch im RPL-Glas bei der Absorption von 1 Gy 4,2_*10⁹ Spuren/cm³ erzeugt. Hieraus ergeben sich im RPL-Glas der früheren Geometrie von 8_*8_*4,7 mm³ : 1,3_*10⁹ Spuren. Im neuerdings verwendeten Flachglas von 1,5 mm Dicke und 16_*16 mm² Fläche wird etwa durch die Verwendung eines Excimerla sers als Anregungsquelle bei einem Leuchtfleck von 10_*10 µm² Fläche nur ein Volumen von 1,5_*10^-7 cm³ erfaßt. Dies entspricht 630 Spuren. Analog erfaßt man bei einer Dosis von 1 Sv im Auswertevolumen 25 Spuren.

Schätzt man das RPL-fähige Spurvolumen wie oben mit ca. 10^-12 cm³ ab, so sind bei 25 Spuren (1 Sv) 0,017% des beleuchteten Volumens von Spuren erfüllt. Ihr Beitrag zur RPL beträgt 2_*10^-4 einer gleichen Äquivalentdosis Gammastrahlung. Entsprechend beträgt bei 0,1 Sv die Leuchtdichte der Neutronenspur das 10fache der durch Gammastrahlung induzierten, so daß diese Spuren beim Abscannen als Leuchtpunkte erkannt werden können. Bei 10 mSv erfaßt der Leuchtfleck im Mittel 0,25 Spuren, ihre Leuchtdichte beträgt das 100fache der Umgebung. Die betrachtete Fläche des angeregten Glasvolumens von 10 µm_*1,5 mm entspricht dem 1,5_*10⁴-fachen Spurquerschnitt, beim Erfassen einer Spur durch den anregenden Lichtstrahl steigt das RPL-Signal also um ca. 1% an. Mit sinkender Dosis steigt die Auflösung entsprechend weiter an, so daß mit differentieller Registrierung Personendosen schließlich durch Neutronen-Spurzählung ermittelt werden können.

Verbesserungen des Verhältnisses von Neutronen-induzierter zu Gamma-induzierter RPL-Intensität lassen sich durch den Einsatz von wasserstoffhaltigen Konvertermaterialien erzielen. Dabei werden durch (n,p)-Reaktionen im Konvertermaterial vor der Glasoberfläche Protonen erzeugt, die maximal die gesamte - im Mittel die halbe Neutronenenergie übernehmen und damit latente Spuren von mit ca. 10facher Energiedeposition und Leuchtstärke erzeugen. Auf diese Weise steigt auch die obere Nachweisgrenze an.

Beispiel

Anhand der RPL wird in Abb. 1 beispielhaft beschrieben, wie die Methode der ortsaufgelösten Neutronen-Dosimetrie angewandt werden kann. Das Anregungslicht wird mittels eines teildurchlässigen Spiegels in zwei Strahlen zerlegt, von denen einer (I₀) der Normierung des Ausgangssignals dient, während der andere zur Anregung des Glases verwendet wird. Mit einem Scanning-Spiegel wird der Anregungsstrahl über den Detektor gezogen. Optische Filter selektieren Störlicht-Komponenten. Das RPL-Signal wird mit einem Lichtdetektor (etwa Photosekundär-Elektronen-Vervielfacher PSEV) empfangen und zur Normierung einem Divisionsverstärker zugeführt. Das anschließend differenzierte Signal wird im Impulshöhendiskriminator zu Impulsen umgewandelt und im Zähler summiert. Das Resultat ist zur Neutronen-Dosis proportional.

Literatur

1. Peirson, D. H., AERE EL/R 2590 (1958)
2. Bernard, C. H., Thornton, W. T., Auxier, J. A. Silver Methephosphate Glass for X-Ray Measurements in Coexistent Neutron and Gamma-Radiation Fields Health Phys. 4, 236-243 (1961)
3. Thorton, W. T., Auxier, J. A., Some X-Ray and fast Neutron Response Charakteristics of Ag- Metaphosphate Glass Dosemeters ORNL-2912 (1960)
4. Kondo, S. Neutron Response of Silver-Activated Phosphate Glass Health Phys. 4, 21-24, (1960)
5. Becker, K. Neuere Methoden der Personen-Neutronendosimetrie Kerntechnik 7, 274-278, (1965)
6. Kondo, S. Responses of Silver-Activated Phosphate Glass to Alpha-, Beta-, Gamma-Rays and Neutrons Health Phys. 7, 23-35, (1961)

Claims

1. Gerät zur Auswertung von Dosimetersonden, die in Stahlungsfeldern mit Anteilen schneller Neutronen exponiert worden sind, dadurch gekennzeichnet, daß die Neutronendosis getrennt von etwaigem Gamma-Untergrund gelesen werden kann.

2. Gerät nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß durch die Anregung mit radioaktiver Strahlung die optischen Eigenschaf ten der Dosimetersonde verändert werden.

3. Gerät nach Ansprüchen 1 und 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Auswertung keine Vorbehandlung der Sonde und nicht die Löschung von dosimetrischen Informationen der Sonden erfordert.

4. Gerät nach Ansprüchen 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Auswertung mit Licht erfolgt.

5. Gerät nach Ansprüchen 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Auswertung der Dosimetersonde ortsaufgelöst mit einem punktförmigen Leuchtfleck geschieht, dessen Dimension klein ist gegen die Abmessung der Dosimetersonde.

6. Gerät nach Ansprüchen 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß beim Abfahren der Dosimetersonde mit dem Leuchtfleck die Änderung der optischen Eigenschaften in einem nachgeschalteten Detektor ein elektrisches Signal erzeugt.

7. Gerät nach Ansprüchen 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß durch Neutronen eine so starke, lokalisierte Änderung der optischen Eigenschaften erfolgt, daß das entsprechende elektrische Signal gegen das durch Gamma-Strahlung induzierte diskriminiert werden kann.

8. Gerät nach Ansprüchen 1 bis 7, dadurch gekennzeichnet, daß die neutroneninduzierten Signale gezählt und nach Normierung einer Neutronendosis gleichgesetzt werden können.