DE4190941C2

DE4190941C2 - Neutronendosimeter und Verfahren für dessen Herstellung

Info

Publication number: DE4190941C2
Application number: DE4190941A
Authority: DE
Inventors: Hiroshi Kitaguchi; Shigeru Izumi; Akihisa Kaihara
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1990-04-27
Filing date: 1991-04-26
Publication date: 2001-07-26
Anticipated expiration: 2011-04-27
Also published as: USRE35908E; JP2000147129A; DE4190941T; WO1991017462A1; US5321269A; JP3140052B2

Abstract

Die Hauptaufgabe der Erfindung besteht darin, ein persönliches Neutronendosimeter und einen Neutronendosisleistungsmesser zu schaffen, die beide eine effektive Äquivalentdosis-Effekt-Kurve verwirklichen können. DOLLAR A Das persönliche Neutronendosimeter gemäß der Erfindung kann durch die Schaffung einer zusammengesetzten Schicht auf der Oberfläche eines Halbleiter-Neutronenerfassungselementes erhalten werden, wobei die Schicht aus einem Konverter wie etwa Bor und aus einem Protonenstrahler hergestellt ist. Der Neutronendosisleistungsmesser der Erfindung kann durch einen Aufbau erhalten werden, in dem ein Neutronendetektor von einem Neutronenmoderator und von einem Öffnungen aufweisenden Absorber für thermische Neutronen umgeben ist. DOLLAR A Im Ergebnis werden ein persönliches Neutronendosimeter und ein Neutronendosisleistungsmesser geschaffen, die beide die effektive Äquivalentdosis-Effekt-Kurve und eine Messung bei niedrigerer Betriebsspannung verwirklichen können. Ferner können diese Meßgeräte durch die Verwendung jeweils eines einzigen Halbleitererfassungselementes verwirklicht werden.

Description

Die vorliegende Erfindung bezieht sich auf ein Neutronendo simeter für den Gebrauch durch Personen, die in Anlagen für die Handhabung von strahlender Materie, etwa in Kernkraft werken, Wiederaufbereitungsanlagen und dergleichen, mit der Handhabung von strahlender Materie befaßt sind, sowie auf ein Verfahren für dessen Herstellung.

Herkömmliche persönliche Neutronendosimeter, die Halblei terdetektoren verwenden, sind etwa von der Art, wie sie in Radiation Protection Dosimetry, Band 27, Nr. 3, Seiten 145 bis 156 (1989) (was im folgenden als erster Stand der Tech nik bezeichnet wird) und in der US-Patentveröffentlichung Nr. 3 227 876 (was im folgenden als zweiter Stand der Tech nik bezeichnet wird) beschrieben werden. Da die Halbleiter detektoren die Neutronen nicht direkt erfassen können, wer den die Neutronen über geladene Teilchen, die durch die Wechselwirkung der Neutronen mit anderen Substanzen erzeugt werden, indirekt erfaßt. Zu diesem Zweck besitzt der Aufbau des Neutronendetektors des zuerst genannten Standes der Technik auf der Oberfläche des Halbleiterdetektors eine Borschicht, um niederenergetische, thermische Neutronen zu erfassen, und eine auf der Borschicht ausgebildete Poly ethylenschicht, um hochenergetische schnelle Neutronen zu erfassen. Ferner ist vor ihnen ein Moderierungsmaterial an geordnet, um die Neutronenenergie zu moderieren. Der Neu tronendetektor des an zweiter Stelle genannten Standes der Technik umfaßt eine Borschicht, die sich ähnlich wie im er sten Beispiel auf der Oberfläche eines Halbleiterdetektors befindet, wobei der Umfangsbereich der Schicht außerdem von einem Neutronenmoderierungsmaterial umgeben ist, um schnelle Neutronen zu erfassen.

Jedes betroffene Land muß verschiedene Strahlungsdetektoren bereitstellen, deren Empfindlichkeit eine effektive Äquiva lentdosis-Auswertung gemäß der Empfehlung des internationa len Komitees für Strahlenschutz (ICRP) zuläßt. Auch in Japan wurden die nationalen Gesetze zum Schutz vor einer Strah lungsgefährdung im April 1989 geändert. Im allgemeinen hän gen Strahlungsschäden (Dosismengen) vom Material ab, selbst wenn die einzelnen Materialien Strahlungen derselben Energie ausgesetzt sind. Die sogenannte effektive Äquivalentdosis entspricht exakt einem Dosiswert für die Bestimmung der Neutronenbestrahlungsmenge, die ein menschlicher Körper er halten hat. Für die Verwirklichung dieser effektiven Äqui valentdosis ist es notwendig, die jeweiligen Dosismengen einer jeden Energie in einem menschlichen Körper in einem breiteren Energiespektrum, das in Anlagen für die Behandlung von strahlender Materie gegeben ist, zu überwachen und auszuwerten. Der Energiebereich umfaßt einen Bereich, der von thermischen Neutronen, deren Energie im Bereich un terhalb von 0,5 eV liegt, bis zu schnellen Neutronen von 0,5 eV bis zu 10 MeV reicht. Hierbei wird eine Empfindlich keitskurve in bezug auf jede besondere Energie als Effekt bezeichnet. Da sich die effektive Äquivalentdosisempfind lichkeit in dem Bereich thermischer Neutronen von der im MeV-Bereich um mehr als das 50fache unterscheidet, ist es sehr schwierig, diese geforderte Empfindlichkeitskurve zu verwirklichen. Die geforderte Empfindlichkeitskurve wird im folgenden als Äquivalentdosis-Kurve bezeichnet. Um diese Äquivalentdosis-Kurve zu erreichen, ist es wichtig, (1) die Formen der Empfindlichkeitskurven miteinander zur Deckung zu bringen oder den Unterschied in den Empfindlichkeiten zu minimieren und (2) die Empfindlichkeit in jedem Energiebe reich zu erhöhen.

Zunächst wird vom Standpunkt der Verwirklichung eines per sönlichen Neutronendosimeters der obige Fall (1) betrach tet. Um im ersten Stand der Technik die Empfindlichkeits kurven miteinander zur Deckung zu bringen, wird zusätzlich zum obenerwähnten Neutronendetektor ein weiterer Neutronen detektor vorgesehen, der auf einem Halbleiterdetektor nur eine Polyethylenschicht aufweist, dann werden die Empfind lichkeitskurven der zwei Neutronendetektoren addiert. Wie jedoch in Radiation Protection Dosimetry, Band 27 (1989) in Fig. 11 auf Seite 155 gezeigt, wird die Ansprechforderung im Energiebereich zwischen 10 keV und 1 MeV nicht erfüllt. Außerdem besteht das Problem, daß das Gerät große Abmessun gen hat, weil zwei Neutronendetektoren verwendet werden, außerdem sind seine Verarbeitungsschaltungen komplizierter.

Nun wird der Fall (2) betrachtet. Der erste und der zweite Stand der Technik sind derart aufgebaut, daß sich auf der Oberfläche eines Halbleiterdetektors eine Schicht aus Bor 10 (¹⁰B) befindet und geladene Teilchen (α-Strahlen) vom Halbleiterdetektor erfaßt werden, die in der Schicht er zeugt werden, wenn Neutronen eintreten. Die Materialien, die geladene Teilchen erzeugen, wenn thermische Neutronen eintreten, werden im folgenden als Konverter bezeichnet. In dem Neutronendetektor gemäß dem ersten Stand der Technik wird eine Bor-10-Schicht mittels Plasmadotierungstechniken in einer Dicke von einem Mikron ausgebildet. Bor besitzt jedoch die Nachteile, daß sein Schmelzpunkt bei 2300°C liegt und daß seine Verarbeitung äußerst schwierig ist. Ferner kann die Dicke eines Borfilms nicht auf mehr als ein Mikron erhöht werden, wenn ein Abblättern des Films auf grund von Temperaturänderungen verhindert werden soll, weil sich die Wärmeausdehnungskoeffizienten von Bor und Silizi um, aus dem der Halbleiterdetektor besteht, um mehr als ei nen Faktor 3,5 unterscheiden. Da die Menge der α-Strahlen, die im Bor erzeugt werden, im Verhältnis zur Filmdicke zu nimmt, ist der Bau eines Neutronendetektors mit ausreichen der Erfassungsempfindlichkeit schwierig. Obwohl im ersten Stand der Technik ein Diffusions-Injektionsmittel für die Injektion von Bor beschrieben worden ist, konnten die Bor- Konzentrationen in diffundierten Schichten nicht so stark erhöht werden, daß ein Neutronendetektor mit einer ausrei chenden Erfassungsempfindlichkeit hergestellt werden konn te. Bei Bor wird mit hoher Wahrscheinlichkeit eine Kernre aktion ausgelöst, wenn thermische Neutronen darauf auftref fen, so daß eine Vielzahl von α-Strahlen erzeugt werden. Hingegen spricht es auf schnelle Neutronen (hochenergeti sche Neutronen oberhalb mehrerer eV) nicht sehr gut an. Da her wird in dem Aufbau eine Polyethylenschicht vorgesehen, wie im ersten Stand der Technik beschrieben worden ist, um die Erfassung von geladenen Teilchen (Protonen), die beim Eintritt von schnellen Neutronen erzeugt werden, durch den Halbleiterdetektor zu ermöglichen. Eine Substanz, die Pro tonen erzeugt, wenn auf sie schnelle Neutronen auftreffen, wird Protonenstrahler genannt. Hierbei konnte jedoch die Empfindlichkeit gegenüber Neutronen in einem Energiebereich zwischen 10 keV und 1 MeV nicht verbessert werden.

In Nucl. Instr. and Meth. 133 (1976), 125 wird zum Nachweis von Neutronen mittlerer Energie ein koaxial aufgebauter Ge(Li)-Zähler vorgeschlagen, in dessen Zentralbereich sich elementares B¹⁰ befindet. Außerdem sind in den Detektor was serstoffhaltige Materialien wie Polyethylen eingebaut. In diesem Fall wurde auch eine Bleiabschirmung gegen die die Meßergebnisse störenden γ-Strahlen vorgesehen.

In IEEE Trans. on Nuclear Science, Band 35, N° 1, 1988, S. 575 wird ein Lithium 6-Konverter auf einem Halbleiter detektor beschrieben, der entgegen der Richtung der einfal lenden Neutronen mit einem Polyethylen-Moderator, einem Protonenabsorber sowie einer weiteren Polyethylenschicht be deckt ist. Ferner ist der Halbleiterdetektor als dE/E-De tektor ausgelegt, um zwischen α-Teilchen, Tritium und Rück stoßprotonen unterscheiden zu können bzw. durch γ-Strahlen hervorgerufene Prozesse diskriminieren zu können. Eingesetzt werden soll dieser Neutronendetektor zur Bestimmung des rem- Wertes von Neutronen im Bereich zwischen 0,01 eV bis 10 MeV. Bei diesem Stand der Technik hat das Neutronendosimeter eine Schichtstruktur. Aufgrund der Reichweite der erzeugten α- Teilchen muß daher ein dE/E-Detektor gesetzt werden und da mit ist ein kompakter Aufbau des persönlichen Neutronen dosimeters nicht mehr möglich.

Aus der US 4 489 315 ist ein Neutronendosimeter bekannt, umfassend eine Prozessorschaltung für die Verarbeitung von Signalen vom Neutronendetektor, eine Spannungsquelle für die Versorgung eines Neutronendetektors und der Prozessorschal tung und ein Halbleitererfassungselement mit einer Schicht aus einem ersten Material, in dem aufgrund einer Kernreak tion thermischer Neutronen geladene Teilchen entstehen, und einem zweiten Material, in dem aufgrund einer Wechselwirkung schneller Neutronen geladene Teilchen entstehen.

Die Aufgabe der vorliegenden Erfindung besteht darin, ein Neutronendosimeter zu schaffen, das gegenüber thermischen Neutronen sowie gegenüber schnellen Neutronen eine hohe Empfindlichkeit besitzt.

Ferner ist es Aufgabe der vorliegenden Erfindung, ein Ver fahren zur Herstellung eines solchen Neutronendosimeters anzugeben.

Die Aufgabe wird erfindungsgemäß gelöst durch die Merkmale des Hauptanspruchs bzw. durch die Merkmale des Nebenan spruchs.

Die Unteransprüche beziehen sich auf bevorzugte Ausfüh rungsformen der Erfindung.

Die Äquivalentdosis-Kurve Sa(E) kann durch die folgende Gleichung 1 dargestellt werden:

Sa(E) = Da(E) . fa(E) . Ia(E), Gl. 1

wobei Da(E) (siehe Fig. 2(b)) eine Neutronenempfindlich keits-Kurve darstellt, die die Empfindlichkeit des Neutro nendetektors selbst auf die Neutronenenergie E angibt, fa(E) (siehe Fig. 2(d)) eine Phantomempfindlichkeits-Kurve darstellt, die die Empfindlichkeit des Neutronendetektors auf einfallende Neutronen, die in einen menschlichen Körper oder in die Simulation eines menschlichen Körpers eintre ten, angibt, und Ia(E) (siehe Fig. 2(c)) ein Spektrum von einfallenden Neutronen angibt. Dabei stellt die effektive Äquivalentdosis-Kurve S(E) gemäß der ICRP-Empfehlung eine bevorzugte Effekt-Kurve dar, wenn das Spektrum Ia(E) ein fallender Neutronen das Einheitsspektrum I(E) ist. Sie wird durch die Gleichung 2 folgendermaßen dargestellt:

S(E) = D(E) . f(E). Gl. 2

Hierbei ist es bei einem Neutronendosimeter, das von einer Person getragen werden soll, erforderlich, daß die Neutro nenempfindlichkeits-Kurve Da(E) eine bevorzugte Kurve D(E) angibt, weil der menschliche Körper selbst notwendigerweise eine Phantom-Kurve D(E) zeigt. Andererseits ist es bei dem Neutronendosimeter notwendig, daß die effektive Äquiva lentdosis-Kurve S(E) wenigstens durch das Produkt der Kur ven des Neutronendetektors und des einen menschlichen Kör per simulierenden Phantoms erfüllt wird. Wenn nämlich der Neutronendetektor die effektive Äquivalentdosis-Kurve D(E) selbst erfüllt, kann das Phantom einfach aufgebaut sein, um einen menschlichen Körper zu simulieren. Wenn andererseits der Neutronendetektor selbst die effektive Äquivalentdosis- Kurve nicht erfüllen kann, kann das Phantom so aufgebaut werden, daß es trotz einer abfallenden Gesamtempfindlich keit diesen Mangel ausgleicht, um so die effektive Äquiva lentdosis-Kurve S(E) insgesamt zu erfüllen. Im folgenden werden Einrichtungen und deren Funktionen, die der Lösung der Probleme auf der Grundlage der obenerwähnten Ideen die nen, beschrieben.

Zunächst wird das persönliche Neutronendosimeter erklärt. Für das persönliche Neutronendosimeter ist es wünschens wert, daß es eine Empfindlichkeitskurve des Neutronendetek tors, wie in Fig. 2(b) gezeigt, besitzt. Die erfindungsge mäße Neutronenempfindlichkeits-Kurve D(E) enthält grob zwei Kurven, was darauf beruht, daß eine erste Kurve D₁(E) von einem Konverter abhängt, der α-Strahlen emittiert, und eine zweite Kurve D₂(E) von einem Protonenstrahler abhängt, der aufgrund von Wechselwirkungen mit hochenergetischen Neutro nen Protonen emittiert. Dabei ist es nicht notwendig, wie im ersten Stand der Technik beschrieben, den Neutronenmode rator vor dem Neutronendetektor anzuordnen. Wenn jedoch der Konverter und der Protonenstrahler in verschiedenen Schich ten vorgesehen sind, beispielsweise in der Reihenfolge, in der sich ein Konverter direkt auf dem Halbleiterdetektor und darauf der Protonenstrahler befinden, können Protonen, die im Protonenstrahler erzeugt werden, den Halbleiterde tektor nicht erreichen, da sie vom Konverter daran gehin dert werden. Daher werden erfindungsgemäß der Konverter und der Protonenstrahler in einer Schicht, in der sie beide ne beneinander vorhanden sind, vorgesehen, wobei die zusammen gesetzte Schicht mit der Oberfläche eines Halbleitererfas sungselementes verbunden ist. Im Ergebnis kann die Neutro nenempfindlichkeits-Kurve D(E) dadurch erreicht werden, daß die jeweiligen Konverter- und Protonenstrahlermengen und die Gesamtdicke der Schicht angepaßt werden. Die Kurve ei nes Halbleiter-Neutronendetektors mit einem Konverter und einem Protonenstrahler verändert sich in Abhängigkeit von der Struktur des Aufbaus des Konverters und des Protonen strahlers in starkem Maß. Das bedeutet, daß bei einer großen Konvertermenge auf der Oberfläche eines Detektors eine erhöhte Empfindlichkeit in bezug auf thermische Neutronen zu erwarten ist, während im Gegensatz hierzu eine erhöhte Empfindlichkeit in bezug auf schnelle Neutronen zu erwarten ist, wenn eine große Protonenstrahlermenge vorgesehen ist. Hierbei kann durch Einbau einer Leistungsquelle und einer Verarbeitungsschaltung zum Neutronendetektor ein persönli ches Neutronenbestrahlungs-Dosimeter verwirklicht werden. Da für einen bevorzugten Konverter lediglich gefordert wird, daß er mit thermischen Neutronen reagiert, um gelade ne Teilchen zu erzeugen, können etwa Bor oder Lithium oder derglei chen verwendet werden. Ferner stehen für den bevorzugten Protonenstrahler Hydridverbindungen sowie Paraffin, Poly ethylen und andere organische Verbindungen oder Harze, die aus diesen aufgebaut sind, zur Verfügung. Da für den Kon verter und für den Protonenstrahler typischerweise Bor bzw. Hydridverbindungen verwendet werden, wird die folgende dar auf bezogene Beschreibung für diese als Beispiel dienenden typischen Materialien gegeben.

Als nächstes wird eine Einrichtung für die Erhöhung der Empfindlichkeit in bezug auf thermische Neutronen erklärt. Eine erhöhte Empfindlichkeit in bezug auf thermische Neu tronen kann dadurch erhalten werden, daß die Dicke eines Konverters, d. h. die Dicke einer Borschicht erhöht wird. Bor hat jedoch einen hohen Schmelzpunkt von ungefähr 2300°C und ist äußerst schwierig zu verarbeiten. Außerdem unterscheiden sich die Wärmeausdehnungskoeffizienten eines Borfilms und eines Halbleiterdetektors aus Silizium um den Faktor 3,5, so daß ein Borfilm nicht dicker als 1 µm ge macht werden kann. In einer Ausführungsform der vorliegen den Erfindung kann die effektive Dicke eines Films dadurch erhöht werden, daß Bor in gekörnter Form oder als Pulver, das mit anderen Materialien gemischt ist, verwendet wird.

Diese anderen Materialien werden vorzugsweise so gewählt, daß deren Wärmeausdehnungskoeffizient von demjenigen von Silizium nicht sehr weit entfernt ist oder daß deren Ela stizität die thermische Ausdehnung von Bor absorbieren kann. Ferner kann das Bor in körniger Form und die durch Kalzinieren der Borkörner geschaffene Borschicht besser verarbeitet werden. Da die Borschicht aus gekörntem Bor aufgebaut ist, kann ferner das Problem des Abblätterns der Schicht bei Temperaturschwankungen aufgrund des gegenüber Silizium unterschiedlichen Wärmeausdehnungskoeffizienten gelöst werden. Somit kann eine gegenüber dem Stand der Technik ausreichend dickere Borschicht gebildet werden, was eine erhöhte Empfindlichkeit gegenüber thermischen Neutro nen bedeutet. Wenn das obenerwähnte andere Material, das für den Protonenstrahler verwendet werden soll, eine Hy dridverbindung ist, ist es durch beliebiges Einstellen der Korngröße (durchschnittlicher Korndurchmesser) von Bor mög lich, die Menge der mit der Siliziumoberfläche zu verbin denden Hydridverbindung zu steuern. Da folglich die Emp findlichkeit gegenüber schnellen Neutronen geändert wird, können die Ansprechcharakteristiken des Detektors in bezug auf die Gesamtneutronenenergie eingestellt werden, was auch für die Verwirklichung der effektiven Äquivalentdosis-Kurve von Vorteil ist. Da die Hydridverbindungen außerdem ela stisch sind, werden sie im Hinblick auf eine Abschwächung des Abblätterungsproblems bevorzugt. Ferner ist in einer solchen Struktur, in der die Zwischenräume zwischen den obenerwähnten körnigen Konvertern mit Protonenstrahlern aufgefüllt oder verstopft werden, die Korngröße der körni gen Konverter dazu geeignet, die Gesamteffekt-Kurve zu steuern. Wenn beispielsweise die Korngröße abnimmt, wird die Empfindlichkeit der Komponente der thermischen Neutro nen erhöht. Wenn für die Konverter Bor (¹⁰B) verwendet wird, werden aufgrund einer Kernreaktion mit den thermischen Neutronen α-Strahlen von 1,47 MeV erzeugt. Ähnlich erzeugen Protonenstrahler aufgrund von Wechselwirkungen mit schnellen Neutronen Protonenstrahlen. Wenn diese geladenen Teilchen (α-Strahlen, Protonenstrahlen) in das Detektorele ment eintreten, werden darin aufgrund der ionisierenden Wirkungen der geladenen Teilchen Ladungspaare aus Elektro nen und Löchern erzeugt. Da die Reichweite von α-Strahlen geringer als 10 µm ist, bewirkt eine Dicke, die größer als dieser Abstand ist, für die Konverter hinsichtlich der Emp findlichkeits-Kurven keinen Unterschied. Andererseits be trägt die Reichweite von von den Protonenstrahlern emit tierten Protonenstrahlen bei einem Energieniveau von 10 MeV ungefähr 1 mm. Hierbei ist es bei Erfassungselementen mit den obenerwähnten Strukturen typisch, daß eine dünne Kon verterschicht mit einer Dicke von einigen 10 µm auf der Oberfläche des Elementes gebildet wird, daß in die Zwi schenräume zwischen den Konverterkörnern Protonenstrahler gefüllt werden und daß darauf Protonenstrahler in einer Dicke von 1-2 mm geschichtet werden.

Da die von einer Person zu verwendenden Neutronendosimeter tragbar sein müssen, ist eine Struktur, die einen Neutro nenabsorber von großen Abmessungen wie beim Neutronendosis leistungsmesser umgibt, bei praktischen Anwendungen nicht vorteilhaft. Wenn ein an der Brust eines menschlichen Kör pers befestigtes persönliches Dosimeter verwendet wird, dient der menschliche Körper selbst als Neutronenmoderator. Das heißt, daß schnelle Neutronen im menschlichen Körper gestreut und abgebremst werden und daß die gestreuten, also die Albedo-Neutronen in das Dosimeter eintreten. Durch die Anpassung der Korngröße von Bor und der Dicke der Protonen strahler kann unter den obigen Bedingungen ein von Personen zu verwendendes Neutronendosimeter mit der Äquivalentdosis- Kurve verwirklicht werden.

Im folgenden werden bevorzugte Einrichtungen für die Erhö hung der Empfindlichkeit gegenüber wenigstens entweder den thermischen Neutronen oder den schnellen Neutronen be schrieben. Im Stand der Technik werden die in den Konver tern und in den Protonenstrahlern erzeugten geladenen Teil chen durch den Elektrodenbereich des Halbleiterdetektors und durch den Oxidfilm auf dessen Oberfläche daran gehin dert, in den Halbleiterdetektor einzutreten, wodurch dessen Empfindlichkeit abfällt. Daher sind im zweiten Stand der Technik beide Elektroden auf der Rückseite der Konverter und der Protonenstrahler angeordnet. Dieser Typ von Bauele menten ist jedoch nicht leicht herzustellen.

Eine Elektrode ist auf der Seite eines Einfallsfensters für geladene Teilchen so ausgebildet, daß sie nur einen Teil eines Verarmungsbereichs abdeckt. Durch eine solche Anordnung wird die Fläche der Elektrode verringert, wodurch die Sperrung einfallender geladener Teilchen durch die Elektrode minimiert wird. Im Ergebnis wird die Anzahl der in den Halbleiterdetektor eintretenden geladenen Teilchen erhöht, so daß die Nachweisempfindlichkeit wesentlich ver bessert wird.

Schließlich wird im folgenden ein bevorzugter Neutronenbe strahlungs-Dosisleistungsmesser beschrieben. Wenn, wie im Zusammenhang mit seiner Konstruktion bereits erwähnt, ein Neutronendetektor selbst die effektive Äquivalentdosis- Kurve D(E) erfüllen kann, ist es erforderlich, einfach ein einen menschlichen Körper simulierendes Phantom zu konstru ieren. Wenn im Gegensatz hierzu der Neutronendetektor selbst die effektive Äquivalentdosis-Kurve D(E) nicht er füllen kann, kann trotz eines möglichen Abfalls der Gesam tempfindlichkeit ein Phantom gebildet werden, das dieses ausgleicht, um die effektive Äquivalentdosis-Kurve S(E) insgesamt zu erfüllen.

Vom ersten Fall aus gesehen ist es möglich, einen Neutro nendosisleistungsmesser zu schaffen, der die effektive Äquivalentdosis-Kurve S(E) erfüllt, indem einfach ein Neu tronenbestrahlungs-Dosimeter für den persönlichen Gebrauch an einem Phantom, das einen menschlichen Körper simuliert, angebracht wird. Für ein solches Phantom kann Wasser, Acryl oder dergleichen dienen. Außerdem werden erfindungsgemäß Neutronenmoderatoren oder Absorber für thermische Neutronen gegen das Phantom ausgetauscht. Beispielsweise kann der Halbleiterdetektor von Neutronenmoderatoren oder von Absor bern für thermische Neutronen umgeben sein. Dann ist es durch eine Erhöhung der Dicke des Neutronenmoderators mög lich, eine Empfindlichkeitsrate, d. h. die Abnahme der Emp findlichkeit gegenüber thermischen Neutronen und die Zunah me derselben gegenüber schnellen Neutronen anzupassen. Au ßerdem werden die Dicke der Absorber für thermische Neutro nen oder die Breite der Öffnungen angepaßt. Ein Absorber für thermische Neutronen mit Öffnungen ist gegenüber schnellen Neutronen völlig durchlässig, so daß sie durch ihn hindurchgehen können. Die Empfindlichkeit gegenüber thermischen Neutronen kann durch die Steuerung eines Öff nungsverhältnisses angepaßt werden. Durch eine solche An ordnung kann die Empfindlichkeit gegenüber jeder Energie quelle angepaßt werden, so daß ein Phantom geschaffen wird, das einen menschlichen Körper simuliert.

Vom Standpunkt des zweiten Falls aus gesehen können irgend welche Neutronendetektoren, die aus Halbleiterdetektoren ohne Verwendung von Silizium aufgebaut sind, ebenfalls ein gesetzt werden.

Fig. 1 zeigt ein persönliches Neutronenbestrahlungs-Dosi meter gemäß einer ersten Ausführungsform der vor liegenden Erfindung.

Fig. 2 zeigt eine effektive Äquivalentdosis-Kurve, die Kurve eines Neutronendetektors und die Kurve eines Phantoms, bezogen auf die Energie der einfallenden Neutronen.

Fig. 3 erläutert, wie ein persönliches Neutronendosimeter gemäß der vorliegenden Erfindung am Körper befestigt wird.

Fig. 4 zeigt eine schematische Darstellung eines Halb leiter-Neutronendetektors und ein Blockschaltbild einer Meßschaltung für das persönliche Neutronen dosimeter.

Fig. 5 zeigt eine Beziehung zwischen der Anzahl der Kernreaktionen N(l) und der Dicke der Konverter.

Fig. 6 zeigt das Vergleichsergebnis der Kurven zwischen dem persönlichen Neutronendosimeter gemäß der vorlie genden Erfindung und der effektiven Äquivalentdosis.

Fig. 7 erläutert die Eichung des persönlichen Dosimeters der vorliegenden Erfindung.

Fig. 8 zeigt einen Neutronendosisleistungsmesser gemäß einer ersten Ausführungsform der vorliegenden Erfindung.

Fig. 9 ist eine schematische Darstellung für die Erläute rung eines Neutronenerfassungsbereichs gemäß einer ersten Ausführungsform der Erfindung.

Fig. 10 zeigt den Aufbau eines Neutronendetektors und ein Blockschaltbild einer Strahlungsmeßschaltung 60.

Fig. 11 zeigt Energie-Kurven des Neutronendosimeters gemäß der vorliegenden Erfindung, wenn die Dicke der Neutronenmoderatoren verändert wird.

Fig. 12 zeigt das Vergleichsergebnis der Kurven zwischen den Neutronendosimetern der vorliegenden Erfindung und der effektiven Äquivalentdosis.

Fig. 13 zeigt einen Neutronendosisleistungsmesser gemäß einer zweiten Ausführungsform der vorliegenden Erfindung.

Fig. 14 zeigt die Richtungsabhängigkeit des Neutronendosis leistungsmessers gemäß der zweiten Ausführungsform der Erfindung in einer senkrechten Richtung.

Fig. 15 zeigt einen Neutronendosisleistungsmesser gemäß einer weiteren Ausführungsform der Erfindung.

Fig. 16 ist ein Querschnitt der Ausführungsform von Fig. 18.

Fig. 17 zeigt einen Neutronendosisleistungsmesser gemäß einer weiteren Ausführungsform der Erfindung.

Fig. 18 zeigt einen Neutronendosisleistungsmesser gemäß einer weiteren Ausführungsform der vorliegenden Erfindung, in dem ein Absorber für thermische Neu tronen im Inneren des Neutronenmoderators enthalten ist.

Fig. 19 zeigt einen Neutronendosisleistungsmesser gemäß einer weiteren Ausführungsform der Erfindung, in dem ein Absorber für thermische Neutronen in einem Raum im Inneren des Neutronenmoderators angeordnet ist.

Fig. 20 erläutert eine beispielhafte Verteilung von Pegeln von gemessenen Signalen gemäß der vorliegenden Erfindung.

Im folgenden wird mit Bezug auf die Ausführungsformen und die beigefügten Zeichnungen eine genaue Beschreibung der vorliegenden Erfindungg gegeben. In Fig. 1 ist ein per sönliches Halbleiterneutronendosimeter gemäß einer bevor zugten Ausführungsform der vorliegenden Erfindung gezeigt. In einem tragbaren Transportgehäuse 32 sind ein Halbleiter- Neutronendetektor 1; eine Strahlungsmeßschaltung (Hybrid schaltungen) 33 einschließlich eines Vorverstärkers, eines Diskriminators, einer Schaltung zum Anlegen einer Sperrvor spannung und dergleichen; eine Rechen- und Anzeigeeinheit 34 und eine Leistungsquelle 35 enthalten. Dieses tragbare Dosimeter wird im Brustbereich eines Arbeiters mittels einer Klammer 36 befestigt. In Fig. 3 ist erläutert, wie dieses Halbleiterneutronendosimeter 32 an einem menschlichen Körper 31 befestigt wird.

In Fig. 4 sind der Aufbau eines Halbleiterdetektors und ein Blockschaltbild der Meßschaltung für ein persönliches Neu tronendosimeter gezeigt. Der Aufbau eines Halbleiterdetek tors 1 wird unter Verwendung beispielsweise von n-Silizium beschrieben. Zunächst wird in der Oberfläche des n-Siliziums 1 durch eine Störstellen- (Bor-)Diffusion eine p-n-Sperr schicht (p-Schicht) 8 hergestellt. Die Oberfläche der Sperr schicht 8 wird anschließend isoliert und mittels eines Si liziumoxidfilms (SiO₂) 9 geschützt. Eine spitzige Anschluß elektrode 10 für die Ausgabe von Signalen ist wie in der Figur gezeigt vorgesehen, während eine Erdungselektrode 11, die sich in Ohmschem Kontakt mit der gegenüberliegenden Seite der Sperrschicht befindet, herausgeführt wird. Wenn zwischen die Elektroden 10 und 11 eine Sperrvorspannung angelegt wird, wird ein Verarmungsbereich 7 unterhalb der Sperrschicht 8 erweitert. Auf der Oberfläche des Halbleiter erfassungselementes 1 ist auf dem Oxidfilm 9 eine Masse aus gekörntem (pulverisiertem) Bor 5 mittels Kalzinierung fest angebracht. Die Zwischenräume zwischen den Körnern werden durch Protonenstrahler (Hydrid verbindungen) aufgefüllt, außerdem wird die äußere Ober fläche hiervon mit denselben 6 abgedeckt. Vorzugsweise wer den als Hydridverbindungen Paraffin, Epoxid, Polyethylen oder dergleichen verwendet. Das gesamte Detektorelement ist, obwohl nicht gezeigt, in einer Dose hermetisch abgedichtet, wobei aus der Dose Leitungsdrähte von den jeweiligen Elek troden der p-Schicht 8 und der n-Schicht 4 herausgeführt werden. Die mit der p-Schicht 8 in Kontakt befindliche Elektrode 10 wird punktförmig ausgebildet, um eine Dämpfung der α-Strahlen und der Protonen zu verhindern. Der Oxidfilm 9, der als Einfallsfenster für α-Strahlen und dergleichen dient, wird geeigneterweise in einer Dicke von ungefähr 10 nm ausgebildet. Durch die Ausbildung der Schich ten der obenerwähnten Konverter und der Protonenstrahler im Einfallsfenster kann die Dämpfung der geladenen Teilchen in der Elektrode 10 und im Oxidfilm 9 minimiert werden. Ferner ist manchmal ein (nicht gezeigter) Neutronenmoderator er forderlich, der außerhalb oder innerhalb der dichten Dose verwendet werden soll. Die einfallenden thermischen Neutro nen (Nth), die von außen in das Dosimeter der vorliegenden Erfindung eintreten, lösen im Konverter 5 für thermische Neutronen eine Kernreaktion aus, wobei α-Strahlen emittiert werden. Genauso erzeugen schnelle Neutronen (Nf) durch Streuwirkungen mit Protonenstrahlern Repulsionsprotonen. Diese α-Strahlen und Protonenstrahlen erzeugen im Verar mungsbereich 7 im Erfassungselement 1 elektrische Ladungen. Diese elektrischen Ladungen, die aufgrund einfallender ther mischer Neutronen (Nth) und schneller Neutronen (Nf) erzeugt werden, werden über eine Kapazität 13 abgegriffen und in einem Vorverstärker 14 und in einem linearen Verstärker 15 verstärkt. Die verstärkten Signale werden in einem Diskri minator 16 einer Pegeldiskriminierung unterzogen, wobei deren Impulse in einer Zählerschaltung 17 gemessen werden. Auf der Grundlage der in der Zählerschaltung 17 gezählten Werte werden die Dosismengen in einer Rechen- und Anzeige einheit 18 berechnet und angezeigt.

Das Prinzip der Neutronenerfassung gemäß der vorliegenden Erfindung kann auf die folgende Weise grob in zwei Klassen eingeteilt werden. Eine besteht darin, daß die niederenerge tischen thermischen Neutronen in Bor 5 eine Kernreaktion, wie sie in Gleichung 3 dargestellt ist, und damit die Emis sion von α-Strahlen auslösen:

¹⁰B(n, α)⁷Li Gl. 3

wobei die α-Strahlen eine Energie von 1,47 MeV besitzen. Diese erzeugen im Verarmungsbereich 7 des Detektorelements 1 Ladungspaare aus Elektronen e und Löchern h, wobei diese Ladungen eine Veränderung des Detektorstroms bewirken. Die andere Klasse besteht darin, daß die einfallenden schnellen Neutronen mit Protonenstrahlern 6 in Wechselwirkung treten (streuen), wodurch Repulsionsprotonen erzeugt werden, die wiederum im Verarmungsbereich 7 Ladungspaare aus Elektronen e und Löchern h erzeugen, die eine Veränderung des Detek torstroms bewirken. Mit der eben beschriebenen bevorzugten Ausführungsform der Erfindung kann durch die Verbesserung der Wahrscheinlichkeiten des Auftretens der jeweiligen Wechselwirkungen entsprechend den obigen zwei Klassen und der Ausbeute bei der Sammlung einfallender geladener Teil chen (α-Strahlen, Protonen) eine niedrigere Nachweisgrenze erreicht und ein größerer Energiebereich abgedeckt werden. Die Einzelheiten des Betriebs werden im folgenden beschrie ben.

Die Anzahl N(l) der Kernreaktionen, die in dem als Konver ter dienenden Bor 5 stattfinden, wird folgendermaßen darge stellt:

N(l) = ϕ . n . σ . l Gl. 4

wobei gilt:
ϕ: Anzahl der einfallenden Neutronen (n/cm².s)
n: atomare Dichte im Konverter (l/cm³)
σ: Querschnitt der Kernreaktion (barn)
l: Dicke des Konverters (cm).

Wie aus der Gleichung ersichtlich, ist die Anzahl N(l) der Kernreaktionen zur Dicke l des Konverters direkt proportio nal, wobei diese numerische Beziehung in Fig. 5 gezeigt ist. Andererseits beträgt die Reichweite der in den Konver tern erzeugten α-Strahlen in Bor und in Silizium bis zu 7 µm. Daher werden bei einem solchen Aufbau, in dem die Dicke der Bor-Konverter mehr als 7 µm beträgt, oder bei ei ner geforderten Reichweite in Silizium von mehr als 7 µm, die α-Strahlen bald gedämpft, was die Empfindlichkeit des Detektors beeinträchtigt. Das heißt, daß der Beitrag der α-Strahlen bei einer Dicke des Konverters von 7 µm oder mehr gesättigt ist.

Andererseits wird die Entstehungswahrscheinlichkeit σp durch schnelle Neutronen durch die Streuung im Protonen strahler 6 erzeugten Protonen durch die folgende Gleichung ausgedrückt, wobei die einfallende Energie der Neutronen durch En (MeV) gegeben ist:

σp(En) = 4,83/(En)^-1/2 - 0,578 (barn). Gl. 5

Das heißt, daß sich die Entstehungswahrscheinlichkeit σp proportional zur Potenz -1/2 der einfallenden Neutronen energie En ändert, wobei diese Entstehungswahrscheinlich keit jedoch nicht vom Streuwinkel der Protonen abhängt. An dererseits hängt die Energie der oben erzeugten Protonen von den Streuwinkeln ab, weshalb die Energieverteilung der Protonen, die durch monochrome Neutronen erzeugt werden, eine kontinuierliche Verteilung der Energie von 0 eV bis zur Einfallsenergie En ist. Die Reichweite der Protonen be trägt bei 10 MeV ungefähr 1 mm, wobei jedoch niederenerge tische Protonen schnell gedämpft werden, wenn sie sich durch Bor bewegen.

Die in Fig. 4 gezeigte bevorzugte Ausführungsform der Erfin dung ist unter Berücksichtigung der obenerwähnten Betrach tungen entwickelt worden. Als Schichtdicke lc des leicht zu bearbeitenden körnigen Bors 5 bei einer durchschnitt lichen Korngröße von 10 µm würde 30 µm sowie eine Porositätsrate von 75% gewählt, was einer Schichtdicke von 7 µm von 100% Bor entspricht, so daß eine möglichst dicke kalzinierte Schichtdicke erzielt wurde, um die Anzahl N(l) von Kernreak tionen ohne Überschreitung der Reichweite der α-Strahlen zu maximieren. Die Zwischenräume des körnigen Bors 5 werden mit dem Protonenstrahler 6 aufgefüllt, wobei die gesamte Außen fläche außerdem mit einer Schicht des Protonenstrahlers bis zu einer Dicke (lp) von 2 mm überzogen wird. Durch diese Detektorkonstruktion können die meisten niederenergetischen Komponenten der Protonen, die im Protonenstrahler 6 erzeugt werden, ohne Durchgang durch das Bor und daher ohne Dämpfung in das Erfassungselement 1 eintreten. Ferner besitzen die im kornförmigen Bor 5 erzeugten α-Strahlen eine Energie von 1,47 MeV, so daß sie kaum gedämpft werden, wenn sie sich durch einige µm der Protonenstrahler, die aus Hydridverbin dungen mit kleiner Atomzahl aufgebaut sind, bewegen. Außer dem sind auf der Seite des Halbleiterdetektors 1 der Oxid film 9 und die p-Schicht 8 gegenüber den geladenen Teilchen unempfindlich und bewirken nur eine Dämpfung der α-Strahlen und dergleichen, wobei ihre Dicke auf 0,3 µm genau definiert wird, um ein Absinken der Empfindlichkeit zu verringern.

Wie oben beschrieben, besitzt die vorliegende Ausführungs form der Erfindung als persönliches Neutronendosimeter leicht ersichtliche Vorteile. Wegen der erhöhten effektiven Dicke von Bor, die durch die Ausbildung der Kornform mög lich ist, kann die Nachweisgrenze bei thermischen Neutronen ungefähr um den Faktor 10 gegenüber dem Stand der Technik verbessert werden. Ferner kann die Abschirmungswirkung von Bor gegenüber schnellen Neutronen, insbesondere gegenüber schnellen Neutronen mit verhältnismäßig niedriger Energie verringert werden, so daß die Nachweisgrenze für schnelle Neutronen insgesamt verbessert werden kann. Weiterhin be stehen hinsichtlich der Herstellungstechniken keine be sonderen Probleme, ferner kann die Kalzinierung (Dampfnie derschlag) des gekörnten Bors leicht ausgeführt werden. Ferner wirkt ein durchlässiger Überzug, für den durchlässige Hydridverbindungen verwendet werden, einer Verringerung der Borschicht aufgrund eines durch Temperaturänderungen beding ten Abblätterns entgegen.

Als nächstes wird ein persönliches Neutronendosimeter gemäß einer weiteren Ausführungsform der Erfindung, mit dem die effektive Äquivalentdosis gemäß der Empfehlung des ICRP aus gewertet werden kann, beschrieben. Von den heutigen Gesetzen und Vorschriften zum Schutz vor einer Strahlengefährdung wird ein Neutronendetektor gefordert, der eine Energiean sprechcharakteristik besitzt, mit der eine Auswertung der effektiven Äquivalentdosis gemäß den ICRP- Empfehlungen ausgeführt werden kann. Der Detektor der obi gen Ausführungsform befriedigt diesen Bedarf. Das heißt, daß die Nachweisgrenze gegenüber schnellen Neutronen da durch angepaßt werden kann, daß die Dicke der Abdeckschicht lp des Protonenstrahlers, die Teilchengröße des körnigen Bors 5 oder das Mengenverhältnis zwischen dem Protonen strahler und dem körnigen Bor geändert wird (siehe Fig. 4). Die durchgezogene Linie in Fig. 6 zeigt eine Beziehung zwi schen der Neutronenenergie und der effektiven Äquivalentdo sis (die den Grad des Einflusses auf einen menschlichen Körper angibt) gemäß den ICRP-Empfehlungen. Die Kreise ○ in der Figur geben die Eigenschaften der Ausführungsformen der vorliegenden Erfindung an, während x-Marken diejenigen herkömmlicher Detektoren angeben. Die Daten in Fig. 6 sind auf den Bereich thermischer Neutronen und auf den Bereich von einigen 100 keV bis zu 15 MeV begrenzt. Die Daten zwi schen einigen 100 keV und den thermischen Neutronen sind mit einer Monte-Carlo-Simulation interpoliert. Der Grund hierfür besteht darin, daß die Daten in einem solchen Zwi schenbereich mit den Technologien des derzeitigen Standes der Technik nicht experimentell gewonnen werden können.

Wenn ein persönliches Neutronendosimeter verwendet wird und dabei an der Brust eines menschlichen Körpers angebracht wird, wie in Fig. 3 gezeigt ist, müssen persönliche Neutro nendosimeter geeicht werden, um die aus dem Körper gestreu ten Neutronen zu berücksichtigen. Die Daten in Fig. 6 wer den unter Verwendung eines Dosimeters erhalten, das nicht an der Brust eines menschlichen Körpers, sondern im Zentrum eines einen menschlichen Körper simulierenden Phantoms aus Acryl oder aus Wasser mit einer Größe von 40 × 40 × 15 cm befe stigt ist. Fig. 7 zeigt das Verhalten eines Neutrons in ei nem einen menschlichen Körper simulierenden Phantom. Ein Teil der schnellen Neutronen tritt mit Protonenstrahlern im Dosimeter in Wechselwirkung, die meisten von ihnen erreichen jedoch ein Phantom 30 und werden darin gestreut. Einige der gestreuten Strahlen treten in ein Neutronenerfassungselement 1 ein. Selbstverständlich reicht die Energie der in das Do simeter eintretenden Neutronen von der maximalen Energie der einfallenden Neutronen bis zu thermischen Neutronen. Es ist leicht möglich, die Effekt-Kurve der effektiven Äquivalent dosis durch die Anpassung der Arten von Konvertern im Do simeter, deren Korngröße, der Schichtdicke und außerdem der Arten von Protonenstrahlern und deren Schichtdicke zu erhal ten.

Die Energie-Ansprechcharakteristik des persönlichen Dosi meters der obenbeschriebenen bevorzugten Ausführungsform der vorliegenden Erfindung zeigt selbst in einem höheren Ener giebereich im Vergleich zu den Beispielen des Standes der Technik eine gute Übereinstimmung. Da sie ferner mit der Kurve der effektiven Äquivalentdosis übereinstimmt, ist klar ersichtlich, daß ein praktisches Neutronendosimeter für den persönlichen Gebrauch geschaffen werden kann.

Ferner werden bei der in Fig. 4 gezeigten Ausführungsform geladene Teilchen durch einen Aufbau erzeugt, in dem die Körner des Bors kalziniert werden und deren Zwischenräume und eine Oberfläche hiervon mit Protonenstrahlern verstopft bzw. überzogen werden.

Außerdem sind in der obigen Beschreibung für die beispiel hafte Substanz zur Verbesserung der Empfindlichkeit Proto nenstrahler wie etwa Hydridverbindungen verwendet worden, die jedoch durch jede andere Substanz ersetzt werden können, sofern diese durch Wechselwirkungen mit schnellen Neutronen geladene Teilchen erzeugt. Ferner können die in der obigen Beschreibung für die Halbleiterde tektoren verwendeten Siliziumhalbleiter durch chemische Verbindungshalbleiter unter Verwendung von Cadmium-Tellurid, Quecksilberiodid oder dergleichen ersetzt werden.

Als nächstes werden Neutronendosisleistungsmesser beschrie ben. In Fig. 8 ist ein Halbleiter-Neutronendosisleistungs messer einer Ausführungsform der Erfindung gezeigt. Gemäß der vorliegenden Ausführungsform ist ein einen menschlichen Körper simulierendes Phantom aus einem kugelförmigen Neutro nenmoderator 2 und einem thermischen Neutronenabsorber 3 mit Öffnungen aufgebaut, wobei der letztere auf der äußeren Schale angeordnet ist. Im Inneren des Phantoms ist der obige Halbleiter-Neutronendetektor 40 installiert. Die Signale der Neutronenerfassung werden über eine Signalleitung nach außen an eine Strahlungsmeßschaltung 60 übertragen. Mit diesem einen kugelförmigen Neutronenmoderator 2 verendenden Sy stemtyp kann ein bevorzugter Dosisleistungsmesser geschaffen werden, der eine maximale Richtungsunabhängigkeit besitzt. In Fig. 9 ist eine schematische Darstellung eines Neutronen erfassungsabschnitts gemäß der vorliegenden Erfindung ge zeigt. In dieser Ausführungsform ist ein Halbleiterdetektor, wie er in Fig. 4 gezeigt ist, im Zentrum eines Neutrotenmo derators 2, der aus Paraffin oder aus Polyethylen herge stellt ist, und eines Absorbers 3 für thermische Neutronen, der aus einer Cadmiumplatte hergestellt ist und Öffnungen besitzt, eingebaut. In Fig. 9 sind ein Metall gehäuse (Dose) für den hermetischen Einschluß eines Halblei tererfassungselementes 1 und eine Signalleitung für die He rausführung von Signalen weggelassen. Die in den Dosislei stungsmesser von außen eintretenden einfallenden thermischen Neutronen (Nth) werden im Absorber 3 für thermische Neutro nen und im Neutronenmoderator 2 teilweise absorbiert, wäh rend ein Teil von ihnen das Erfassungselement 1 erreicht. Hierbei treten sie mit den Konvertern 5 für thermische Neu tronen in eine Kernreaktion ein und erzeugen α-Strahlen. Die schnellen Neutronen (Nf) erreichen ohne Absorption im Ab sorber 3 für thermische Neutronen den Neutronenmoderator 2, in dem einige von ihnen zu thermischen Neutronen verzögert werden, einige von ihnen je doch einen Protonenstrahler 2 erreichen. Im Protonenstrahler werden durch die Streuwirkung mit schnellen Neutronen Repul sionsprotonen erzeugt. Die Ladungen der α-Strahlen und der Protonenstrahlen, die wie oben beschrieben erzeugt werden, werden in einem Verarmungsbereich 7 im Halbleitererfas sungselement 1 aufgefangen.

In Fig. 10 ist der Aufbau eines Neutronendetektors und ein Blockschaltbild einer Strahlungsmeßschaltung 60 gezeigt. Da der Aufbau des Neutronendetektors der gleiche wie in Fig. 4 ist, wird eine Erläuterung weggelassen. Die Strahlungsmeß schaltung 60 ist grundsätzlich gleich derjenigen von Fig. 4, sie besitzt jedoch zwei Typen von Diskriminatoren 16 bzw. Zählerschaltungen 17. Das Untersystem mit dem Suffix a stellt einen energieabhängigen Gesamtzähler dar, während das Untersystem mit dem Suffix b eine Schaltung für die Unter scheidung schneller Neutronen mit Energien, die größer als ein vorgeschriebener Wert sind, darstellt und später be schrieben wird.

In Fig. 11 sind Beispiele von Messungen des Energieansprech verhaltens des Neutronendosisleistungsmessers der Erfindung gezeigt. Diese Figur zeigt die Ergebnisse von Messungen, die durch die Veränderung der als Parameter dienenden Dicke des Neutronenmoderators erhalten werden. Die Hauptspezifikatio nen des Aufbaus dieses Neutronendosisleistungsmessers sind die folgenden:
Korngröße von Bor: 20 µm
Dicke des Protonenstrahlers: 2 mm
Öffnungsverhältnis des Absorbers für thermische Neutronen:
70% (Öffnungskoeffizient) (Dicke des Cadmiums: 0,5 mm)

Wie oben ist es möglich, die Äquivalentdosis-Kurve durch die Änderung der Dicke des Neutronenmoderators zu verändern.

In Fig. 12 ist das Ansprechverhalten des Neutronendosislei stungsmessers der vorliegenden Erfindung im Vergleich zu der effektiven Äquivalentdosis-Kurve gezeigt. Die Dicke des Neu tronenmoderators betrug 80 mm (was den Daten der Moderator dicke von 80 mm in Fig. 11 entspricht). Die Daten wurden ähnlich wie in Fig. 6 interpoliert. Wie aus den Vergleichs ergebnissen klar ersichtlich ist, stimmt das Ansprechver halten des erfindungsgemäßen Neutronendosisleistungsmessers mit der Äquivalentdosis-Kurve mit hoher Genauigkeit inner halb von ±30% in einem Energiebereich zwischen thermischen Neutronen bis zu 15 MeV überein. Gleichzeitig sind einige Beispiele des Ansprechverhaltens des herkömmlichen Dosis leistungsmessers gezeigt. Der Dosisleistungsmesser des Stan des der Technik zeigt oberhalb von einigen MeV ein Absinken seiner Empfindlichkeit.

Wie oben beschrieben, ist es möglich, die effektive Äquiva lentdosis-Kurve durch die Anpassung der Dicke des Neutronen strahlungsmoderators zu verwirklichen. Obwohl in der obigen Beschreibung die Dicke des Neutronenstrahlungsmoderators angepaßt wird, kann die gleiche Wirkung durch die Anpassung der Dicke des Absorbers der thermischen Neutronen oder des sen Öffnungsverhältnis erhalten werden. Der Neutronenstrah lungsdosisleistungsmesser gemäß der vorliegenden Erfindung kann auf einen Raummonitor, einen Umgebungsmonitor, einen Überwachungsmonitor usw., die in Anlagen für die Handhabung von strahlender Materie wie etwa in Kernkraftwerken oder dergleichen eingesetzt werden, angewendet werden, wodurch ein neues und praktisches Meßgerät geschaffen wird.

In Fig. 13 ist ein weiterer Neutronenstrahlungsdosislei stungsmesser gemäß einer zweiten Ausführungsform der Erfin dung gezeigt. Für die Erhaltung der Richtungsunabhängigkeit wird ein Neutronenstrahlungsmoderator mit annähernd kugel förmigem Körper, genauer ein gerader, kreisförmiger Zylin derkörper, dessen Durchmesser gleich seiner Höhe ist, ver wendet. Im Zentrum des Neutronenstrahlungsmoderators 2 ist ein Halbleiter-Neutronendetektor 40 angeordnet, auf dessen Außenfläche mit Öffnungen versehene Absorber 3 für thermi sche Neutronen befestigt sind. Die Neutronenerfassungssi gnale werden über eine Signalleitung an eine Meßschaltung 60 und an eine Anzeigeeinheit 20, die eine Datenverarbeitungs einheit enthält, übertragen. Ein Neutronenstrahlungsmodera tor 2, dessen äußere Form diejenige einer Kugel ist, ist bei seiner Herstellung sehr teuer. Durch die Ausbildung des Neutronenmoderators 2 als geraden, kreisförmigen Zylinder, der im wesentlichen einer Kugel ähnelt, wird jedoch eine wesentliche Kostensenkung bei der Herstellung erreicht. Bei jeder Form des Neutronenstrahlungsmoderators 21 die von der Kugelform abweicht, besteht die Möglichkeit, daß eine Rich tungsabhängigkeit auftritt. In Fig. 14 ist das Ergebnis der Untersuchung bezüglich der Richtungsabhängigkeit gezeigt, das in einer senkrechten Richtung und bei anderen Einfalls winkeln für diese Ausführungsform erhalten wurde. Wie aus dem Ergebnis ersichtlich, kann die Richtungsabhängigkeit innerhalb einer Toleranz von ±10% vernachlässigt werden. Der Grund hierfür liegt in der Wirkung einer wiederholten Streuung der Neutronen im Moderator, was eine wesentliche Absenkung der Richtungsabhängigkeit ermöglicht.

Gemäß dem obigen Nachweis ist eine weitere abgewandelte Ausführungsform der vorliegenden Erfindung auf die folgende Weise denkbar. In Fig. 15 ist ein Neutronenmoderator 2 der Erfindung in Würfelform gezeigt, wobei jede Ecke dieses Würfels abgeschnitten ist. Fig. 16 zeigt eine Draufsicht von Fig. 15. Im Zentrum einer jeden der hier beschriebenen Aus führungsformen ist ein Neutronendetektor 40 angeordnet. In Fig. 17 ist eine weitere Abwandlung des Neutronenmoderators 2 der Erfindung gezeigt, der als gerader, kreisförmiger Zy linder ausgebildet ist, von dem auf ähnliche Weise die Kan ten abgeschnitten sind. Jede dieser abgewandelten Ausfüh rungsformen besitzt in vollem Umfang die Leistungsmerkmale und die Vorteile der vorliegenden Erfindung. In den Fig. 15, 16 und 17 sind Darstellungen des Absorbers 3 für thermische Neutronen weggelassen.

In Fig. 18 ist ein Absorber 3 für thermische Neutronen ge zeigt, der in einer weiteren abgewandelten Ausführungsform der Erfindung vorgesehen ist. In Fig. 18 ist der Öffnungen besitzende Absorber 3 für thermische Neutronen im Inneren eines Neutronenmoderators 2 eingebaut. Fig. 19 zeigt einen weiteren Absorber 3 für thermische Neutronen, der in einer weiteren abgewandelten Ausführungsform der Erfindung vor gesehen ist, wobei der Öffnungen besitzende Absorber für thermische Neutronen in einem Zwischenraum zwischen dem Neutronenmoderator 2 und einem Neutronendetektor 40 ange ordnet ist. Wenn der Absorber 3 für thermische Neutronen weiter im Inneren des Neutronenmoderators 2 angeordnet wird, kann die Menge des Absorbers 3 für thermische Neutronen verringert werden.

In Fig. 20 ist ein Beispiel der Pegelverteilung (Spektrum) der Signale, die gemäß der vorliegenden Erfindung gemessen werden, gezeigt. Ein Bereich zwischen den Pegelwerten A und B stellt einen Pegelbereich für α-Strahlen dar, die durch Kernreaktionen thermischer Neutronen erzeugt werden. Der Bereich oberhalb des Pegelwertes B stellt einen Pegelbereich für Protonen dar, die durch Wechselwirkungen schneller Neu tronen mit einigen MeV erzeugt werden. Ein Bereich unterhalb des Pegelwertes A gibt Pegelwerte für Gammastrahlen an. Durch die Unterteilung der Diskriminierungspegel in A, B oder in eine Mehrzahl von Pegeln jenseits von B ist es mög lich, gleichzeitige Unterscheidungen der jeweiligen Energie komponenten für schnelle Neutronen anhand eines jeden Aus gangssignals leicht auszufahren (siehe das Blockschaltbild der Meßschaltung in Fig. 10). Selbstverständlich sollten die Energie der Neutronen, die Eichungskoeffizienten für die Pegelwerte und die Empfindlichkeitskoeffizienten für die Ausführung der Neutronenerfassung in den jeweiligen Pegelbe reichen im voraus erhalten werden, wobei hierfür eine Daten umwandlung in Absolutwerte erforderlich ist. Da ein großer Bedarf für gleichzeitige Diskriminierungsmessungen der schnellen Neutronen vorhanden ist, insbesondere in solchen Anlagen, in denen Hochenergiebeschleuniger verwendet werden, ist der Anwendungsbereich der vorliegenden Erfindung äußerst breit und umfassend.

Claims

1. Neutronendosimeter umfassend:
eine Prozessorschaltung für die Verarbeitung von Si gnalen vom Neutronendetektor,
eine Spannungsquelle für die Versorgung des Neutronen detektors und der Prozessorschaltung,
ein Halbleitererfassungselement mit einer Schicht aus

- einem ersten körnigen Material, in dem aufgrund einer Kernreaktion thermischer Neutronen geladene Teilchen entstehen,
- einem zweiten Material, in dem aufgrund einer Wech selwirkung schneller Neutronen geladene Teilchen ent stehen,

wobei das erste körnige Material durch Kalzinieren auf dem Halbleitererfassungselement aufgebracht ist und das zweite Material in die Zwischenräume zwischen den Körnern des fest verbundenen ersten Materials eingefüllt und darin gehalten ist.

2. Neutronendosimeter nach Anspruch 1, bei dem das besagte erste Material Bor ist.

3. Neutronendosimeter nach Anspruch 1 oder 2, das außerdem einen Neutronenmoderator umfaßt, der so angeordnet ist, daß er den Halbleiterdetektor umgibt.

4. Neutronendosimeter nach Anspruch 3, bei dem ein Absorber für thermische Neutronen, der Öffnungen aufweist, auf dem Äußeren des Neutronenmoderators angebracht ist.

5. Neutronendosimeter nach einem der vorhergehenden Ansprü che, bei dem ein den menschlichen Körper simulierendes Phantom mit dem Halbleitererfassungselement verbunden ist.

6. Neutronendosimeter nach Anspruch 5, bei dem das Phantom aus Acryl oder Wasser mit einer Größe von 40 cm × 40 cm × 15 cm besteht.

7. Neutronendosimeter nach zumindest einem der vorangehen den Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß das zweite Material eine Hydridverbindung ist, bei spielsweise Paraffin, Epoxid oder Polyethylen.

8. Verfahren zur Herstellung eines Neutronendetektors nach Anspruch 2, das die folgenden Schritte umfaßt:
Verbinden von körnigem Bor, das aufgrund einer Kernreak tion mit thermischen Neutronen geladene Teilchen er zeugt, mit der Oberfläche eines Halbleitererfassungs elements durch Kalzinieren,
Auffüllen der Zwischenräume des kalzinierten Bors mit einer Hydridverbindung und
Bedecken der äußeren Oberfläche des kalzinierten Bors mit der Hydridverbindung.