KR20140119092A

KR20140119092A - Composite gamma-neutron detection system

Info

Publication number: KR20140119092A
Application number: KR1020147021796A
Authority: KR
Inventors: 차히 고자니; 마이클 조셉 킹; 도널드 베네트 힐리아드; 조셉 벤다한
Original assignee: 라피스캔 시스템스, 인코포레이티드
Priority date: 2012-02-04
Filing date: 2013-01-29
Publication date: 2014-10-08
Also published as: JP2015510589A; CA2863633A1; BR112014019120A2; WO2013116241A1; AU2013215286B2; GB201413624D0; CN104169741A; MX2014009411A; EP2810096A1; MX350345B; IN2014DN06515A; CA2863633C; BR112014019120A8; GB2513765A; EP2810096A4; AU2013215286A1

Abstract

본 발명은 열포획 이후에 중입자를 방출하는 열중성자 흡수체의 혼합물에 기반하는 감마선-중성자 검출기를 제공한다. 한 실시형태에서, B-10 기반의 검출기가 중성자를 열중성자화하여 이들을 고효율로 검출하기 위하여 전극판의 배면에 폴리에틸렌과 같은 중성자감속 시이트가 통합되는 평행한 전극판 구조에 사용된다. 감속체는 또한 감마선을 검출하기 위하여 대면적의 광전자증배관으로 보이는 ㅍ ㅡㄹ라스틱 섬광체 시이트로 대체될 수 있다. 검출기는 포털, 주행통과, 주행, 수동형 및 백팩형을 포함하는 여러 스캐닝 구성에 이용될 수 있다.The present invention provides a gamma-neutron detector based on a mixture of thermal neutron absorbers that emit an entrapment after heat trapping. In one embodiment, a detector based on B-10 is used in a parallel electrode plate structure in which a neutron reduction sheet such as polyethylene is incorporated in the back surface of the electrode plate to thermally neutralize the neutrons and detect them with high efficiency. The decelerator may also be replaced by a super-scintillating scintillator sheet, which appears to be a large-area optoelectron multiplier to detect gamma rays. Detectors can be used in a variety of scanning configurations including portals, passageways, travel, passive and backpack types.

Description

[0001] COMPOSITE GAMMA-NEUTRON DETECTION SYSTEM [0002]

본 발명은 2009년 12월 22일자 출원된 미국가특허출원 제61/289,207호 "복합형 감마선 중성자 검출시스템"에 기초한 우선권주장으로 2010년 12월 22일자 동일한 발명의 명칭으로 출원한 미국특허출원 제12/976,861호의 일부계속출원이다.The present invention is directed to a method and apparatus for detecting neutron contamination in a gaseous environment, such as those described in United States Patent Application No. 61 / 289,207, filed December 22, 2009, entitled " Composite Gamma Ray Neutron Detection System ", filed on December 22, / RTI > 976,861.

아울러, 본 발명은 2008년 6월 11일자 영국특허출원 제0810638.7호에 기초한 우선권주장으로 2009년 6월 11일자 출원된 국내단계출원 PCT/GB2009/001444를 우선권주장으로 하여 2010년 12월 10일자 출원된 미국특허출원 제12/997,251호 "광전자증배기와 검출시스템"의 일부계속출원이다.In addition, the present invention claims priority to U.S. Patent Application No. PCT / GB2009 / 001444 filed on June 11, 2009 as priority claim based on UK Patent Application No. 0810638.7 filed on June 11, 2008, filed on December 10, 2010 US patent application Ser. No. 12 / 997,251 entitled " Photoelectron Extender and Detection System ".

본 발명은 또한 미국가특허출원 제61/595,044호에 기초하여 우선권주장한 것이다.The present invention also claims priority to U.S. Provisional Patent Application No. 61 / 595,044.

상기 언급된 모든 특허출원은 그 전부가 본문에 인용되는 것이다.All of the above-mentioned patent applications are hereby incorporated by reference in their entirety.

본 발명은 일반적으로 방사성 물질의 검출분야에 관한 것으로, 특히 중성자와 감마선을 검출하기 위한 시스템과 기술에 관한 것이며, 더욱 특별히는 비용효율이 높고 소형이며 용이하게 입수할 수 있는 자재로부터 제조될 수 있는 중성자 및 감마선 기반의 검출시스템과 방법에 관한 것이다.The present invention relates generally to the field of detecting radioactive materials, and more particularly to a system and technique for detecting neutrons and gamma rays, and more particularly to a system and technique for detecting neutrons and gamma rays that can be manufactured from materials that are cost- Neutron and gamma-ray based detection systems and methods.

우편물, 상품, 원료 및 기타 상품의 수송을 포함하여 어떠한 물건들의 수송은 경제의 중요한 부분이다. 전형적으로 물건들은 운반격납수단 또는 화물박스의 형태로 수송된다. 이러한 격납수단 또는 박스는 세미-트레일러, 대형 트럭 및 철도차량뿐만 아니라 컨테이너 선박 또는 화물수송기로 운반될 수 있는 인터모달(inter-modal) 방식의 컨테이너를 포함한다. 그러나, 이러한 운반 또는 화물컨테이너는 핵물질이나 방사성 물질과 같은 밀수품의 불법적인 운반에 사용될 수 있다. 이러한 위험물질의 검출은 공항 또는 항구와 같은 중계지와 함께 국경 또는 주경계에서 은폐된 핵물질의 유무를 결정하기 위한 신속하고 안전하며 정확한 검사시스템을 필요로 한다.Transportation of any goods, including the transport of mail, goods, raw materials and other goods, is an important part of the economy. Typically, goods are transported in the form of a carrier storage or cargo box. Such containment means or boxes include inter-modal containers which can be transported to container ships or cargo transporters as well as semi-trailers, heavy trucks and rail vehicles. However, such transport or cargo containers may be used for illegal transport of contraband goods such as nuclear or radioactive materials. The detection of such hazardous materials requires a fast, safe and accurate inspection system to determine the presence or absence of nuclear material hidden at the border or main border, together with transit points such as airports or ports.

현재는 은폐된 핵물질의 검출을 위하여 수동방식 또는 능동방식의 검출기술 모두가 사용된다. 수동방식의 검출기술은 핵물질 또는 방사성 위험물질이 검출될 수 있는 감마선 및 경우에 따라서 중성자를 방출한다는 것에 기초하고 있다. 비록 수동방식의 검출시스템이 용이하게 사용될 수는 있어도, 이들은 스캔될 차량과 그 내용물에 의한 자연배경의 함몰, 점토타일이나 비료 등과 같은 유순한 화물에 의한 자연배경 스펙트럼의 변화와, 화물내에 위험라인에서 또는 위험라인 부근에서 감마라인을 갖는 방사선치료 동위원소의 존재와 같은 불가피한 요인에 의한 높은 위양성율(僞陽性率)과 오검출율을 포함하는 다수의 결점을 갖는다. 더욱이, 감마선 소오스가 자기차폐형이거나 또는 외부에서 용이하게 차폐될 수 있어 방사선이 차폐물에 의하여 흡수되므로 이들이 검출되기 어렵다. 또한 일반적으로 감마선 검출기는 불량 중성자 검출기와 양호한 중성자 검출기가 불량 감마선 검출기가 될 수 있도록 한다.Currently, both manual and active detection techniques are used to detect concealed nuclear material. Manual detection techniques are based on the emission of gamma rays and, in some cases, neutrons, from which nuclear or radioactive materials can be detected. Although manual detection systems can be readily used, they can also be used to detect changes in the natural background spectrum due to the nature of the vehicle to be scanned, the depression of the natural background, the mild cargo such as clay tile or fertilizer, Including false positive rates and false positive rates due to inevitable factors such as the presence of radiotherapy isotopes with gamma lines in or near the line of risk. Furthermore, since the gamma ray source can be magnetic shielding or can be easily shielded from the outside, it is difficult to detect them because the radiation is absorbed by the shield. Also, gamma ray detectors generally allow bad and good neutron detectors to be defective gamma ray detectors.

다른 검출기술은 의심이 가는 컨테이너를 조사(照射)하기 위하여 중성자와 광자(감마선)와 같은 비하전입자를 이용한다. 비하전입자는 관심이 되는 특정 요소를 식별하기 위하여 비교적 밀도가 큰 고밀도 물체를 관통할 수 있는 가능성을 가지므로, 일부 검출장치는 중성자 또는 광자가 검사될 물체내에 존재하는 어떠한 요소와 상호작용할 때 이들 중성자 또는 광자의 흡수 및/또는 산란패턴을 이용한다. 이러한 장치의 예는 폭발물 가방을 스캔하기 위한 열중성자분석(TNA) 기술을 이용하는 미국특허 제5,006,299호 및 제5,114,662호와, 펄스형 고속중성자분석(PFNA)에 기반하는 밀수품검출시스템을 기술하고 있는 미국특허 제5,076,993호에서 찾아 볼 수 있다. 상기 언급된 모든 특허문헌은 본원에 참고로 인용된다.Other detection techniques use non-charged particles such as neutrons and photons (gamma rays) to irradiate suspect containers. Since a non-charged person has the potential to penetrate a relatively dense dense object in order to identify a particular element of interest, some detection devices may detect that the neutrons or photons, when interacting with any element present in the object being examined, Or absorption and / or scattering patterns of photons. Examples of such devices are described in U.S. Patent Nos. 5,006,299 and 5,114,662, which use thermal neutron analysis (TNA) techniques to scan explosive bags, and in the United States, which describes a contraband detection system based on pulsed fast neutron analysis (PFNA) Patent No. 5,076,993. All of the above mentioned patent documents are incorporated herein by reference.

차동약화분석(DDA) 기술과 중성자 또는 광자유도 핵분열 이후에 지발 감마선 및 중성자의 측정기술과 같은 능동방식의 검출기술은 핵분열물질의 존재를 검출하는데 사용될 수 있다. 방사선은 상대의 방사선에 대하여 감응하지 않는 중성자 및 감마선 검출기로 측정된다. 지발 중성자의 검출은 핵물질을 은폐하기 위한 차폐기구의 존재에도 불구하고 또한 지발 감마선에 비하여 낮은 배경에 불구하고 핵분열물질을 검출하기 위한 명백한 방법이다. 지발 중성자의 수는 지발 감마선의 수 보다 적은 2 정도의 크기이므로, 효율적인 대면적 검출기가 중성자 검출에서 최상의 감도를 위하여 요구된다.Active differential detection techniques, such as differential attenuation analysis (DDA) techniques and neutron or photon induced nuclear fission followed by spiked gamma rays and neutrons, can be used to detect the presence of fissile material. The radiation is measured by neutron and gamma ray detectors that are not sensitive to the relative radiation. The detection of fugitive neutrons is a clear method for detecting fission products despite the presence of shielding mechanisms to conceal nuclear material and despite the background being lower than the spiked gamma rays. Since the number of false neutrons is about two orders of magnitude less than the number of spiked gamma rays, an efficient large area detector is required for the best sensitivity in neutron detection.

상기 엄급된 각 검출기 시스템은 결점이 없는 것은 아니다. 특히, 이들 장치는 일반적으로 광폭 에너지 스펙트럼을 갖는 고에너지 중성자를 생성하는 가속기를 이용한다. 특정에너지로 이동하는 중성자의 흡수/분산은 상호작용없이 물체를 통과하는 다수의 중성자를 건출하기 어렵다. 따라서, 장치로부터 발생된 "핑거프린트(fingerprint)"는 매우 작고, 분석이 어려우며, 종종 상당수의 위양성 또는 위음성(僞陰性) 시험결과가 나오도록 한다.Each of the above described critical detector systems is not without drawbacks. In particular, these devices generally use accelerators to produce high energy neutrons with a broad energy spectrum. Absorption / dispersion of neutrons moving to specific energies makes it difficult to produce a large number of neutrons through an object without interaction. Thus, a "fingerprint" generated from the device is very small, difficult to analyze, and often results in a large number of false or false negative test results.

또한, 종래기술의 검출시스템은 검사뿐만 아니라 환경에 관련된 직원에게 위험을 야기하거나, 상업적인 허용에 대한 전제조건인 고화질의 발생을 방지하는 방사선량이 낮아지는 것을 방지하는 이들의 설계와 방법에 제한이 있다.In addition, prior art detection systems have limitations in their design and methods to prevent exposure to low doses of radiation, which may pose hazards to environmental workers as well as inspection, or prevent high-quality production, which is a prerequisite to commercial acceptance .

수동방식 및 능동방식의 검출기술 모두를 이용하는 것이 바람직하지만, 필요한 것은 비용효율이 높고 소형인 중성자 및 감마선 기반의 검출시스템과 방법이며, 중성자 검출기는 입수가 용이한 물질로부터 제작된다.Although it is desirable to use both passive and active detection techniques, what is needed is a cost-effective and compact neutron and gamma-ray based detection system and method, wherein the neutron detector is fabricated from a material that is readily available.

가장 일반적으로 사용되는 중성자 검출기는 He-3 비례가스챔버이다. 여기에, He-3는 He-4 이온을 생산하는 중성자와 상호작용한다. 이 이온은 다른 가스원자의 이온화가 이루어질 수 있도록 충분히 에너지화되는 정도까지 검출기의 전기장내에 가속된다. 만약 주의깊게 제어되는 경우, 가스의 전자사태항복(avalanche breakdown)이 발생되어 검출기의 출력에서 전류펄스의 측정이 가능하다. 가스를 가압하여, 기체에 작용하는 열중성자 전달확률은 적절한 수준으로 증가 될 수 있다. 그러나, He-3는 비교적 희소물질이고 이는 자연적으로 발생하지 않는다. 이는 이러한 검출기의 가용성과 미래의 공급이 다소 불확실하도록 한다. 또한, 가압형 He-3 튜브를 운반하는데 특별한 허가가 요구되는 바, 이는 복잡하고 잠재적으로 문제가 될 수 있다.The most commonly used neutron detector is a He-3 proportional gas chamber. Here, He-3 interacts with the neutrons producing He-4 ions. The ions are accelerated in the electric field of the detector to such an extent that they are sufficiently energized to allow ionization of other gas atoms. If carefully controlled, avalanche breakdown of the gas can occur and measurement of the current pulse at the output of the detector is possible. By pressurizing the gas, the probability of transferring thermal neutrons to the gas can be increased to an appropriate level. However, He-3 is a relatively rare material and does not occur naturally. This makes the availability of these detectors and their future supply somewhat uncertain. In addition, special permission is required to transport pressurized He-3 tubes, which can be complex and potentially problematic.

가장 일반적으로 사용되는 수동방식의 방사선 물질 검출기는 도 1A에서 보인 바와 같이 납차폐물(108)에 의하여 피복되는 내장형인 다수의 He-3 검출기 튜브(116)를 갖는 상측부분의 중성자 감속체(105)를 사용하며 하측부분은 내부에 PMT(광전자증배관)(115)이 내장된 플라스틱 섬광체 및 감속체(110)를 포함한다. 그러나, 이러한 검출기의 구성은 아직도 희소 He-3 를 사용한다. 아울러, 감마선과 중성자 검출기가 분리되어 있는 다른 일반적으로 사용된 검출기가 도 1B에 도시되어 있다. 도 1B에서 보인 바와 같이, 다수의 He-3 검출기 튜브(116)를 포함하는 중성자 감속체(105)는 PMT(115)와 납차폐물(108)을 포함하는 플라스틱 섬광체(110)에 인접하여 배치된다. 그러나, 이러한 검출기 구성은 아직까지 희소 He-3을 사용하고 더 큰 공간을 차지한다.The most commonly used passive radiation detector is a neutron decelerator 105 of the upper portion having a plurality of built-in He-3 detector tubes 116 covered by lead shield 108 as shown in Figure 1A And a lower portion thereof includes a plastic scintillator and a decelerator 110 having a PMT (photomultiplier) 115 built therein. However, the configuration of such a detector still uses rare He-3. In addition, another commonly used detector in which the gamma ray and neutron detector are separated is shown in FIG. 1B. 1B, a neutron decelerator 105 including a plurality of He-3 detector tubes 116 is disposed adjacent to a plastic scintillator 110 that includes a PMT 115 and a lead shield 108. As shown in FIG. However, this detector configuration still uses rare He-3 and occupies a larger space.

He-3 검출기를 대체 할 여러 대안의 검출기가 알려져 있다. 그러나 이러한 검출기의 대부분은 감마선에 감응하는 바, 이는 중성자가 감마선으로부터 구별되어야 하는 분야에는 허용되지 않는다.Several alternative detectors are known to replace He-3 detectors. However, most of these detectors are sensitive to gamma rays, which is not acceptable in areas where neutrons must be distinguished from gamma rays.

따라서, 필요한 것은 비용효율이 높고 소형인 중성자 및 감마선 기반의 검출기와 방법이며, 중성자 검출기는 용이하게 입수할 수 있는 물질로 제조된다. 또한, 필요한 것은 중성자 및 감마선 검출기가 분리되어 있는 비용효율이 높고 소형인 검출기 시스템이다.What is needed, therefore, is a cost-effective and compact neutron and gamma-based detector and method, and the neutron detector is made of readily available material. What is also needed is a cost effective and compact detector system with separate neutron and gamma detector.

본 발명은 한 실시형태에서 현재의 방사선 포털 모니터(RPM) ³He 검출기에 대한 직접 드롭-인(drop-in) 대체물로서 사용될 수 있는 박막코팅형 ¹⁰B 평판 이온화 챔버 중성자 검출기를 기술한다.The present invention, in one embodiment, describes a thin-film coated ¹⁰ B plate ionization chamber neutron detector that can be used as a direct drop-in replacement for current Radiation Portal Monitor (RPM) ³ He detectors.

한 실시형태에서, 본 발명의 검출기는 보론코팅형 애노우드와 캐소우드 전극판 사이에 개재된 아르곤 가스 셀을 포함한다.In one embodiment, the detector of the present invention comprises an argon gas cell interposed between a boron-coated anode and a cathode electrode plate.

한 실시형태에서, 다수의 셀이 검출기의 고유의 효율성을 증가시키기 위하여 함께 적층된다. 한 실시형태에서, 검출기는 다층형이고 20개 층 이상을 포함한다.In one embodiment, multiple cells are stacked together to increase the inherent efficiency of the detector. In one embodiment, the detector is multi-layered and comprises more than 20 layers.

한 실시형태에서, 다중 검출기 단위셀이 1 제곱미터 까지의 면적을 얻을 수 있도록 "타일링"된다.In one embodiment, multiple detector unit cells are "tiled " to obtain an area of up to one square meter.

한 실시형태에서, 평행판 구조가 사용되는 바, 이는 중성자를 열중성자화하여 이들 중성자를 고효율로 검출할 수 있도록 전극판의 배면에 폴리에틸렌과 같은 중성자감속시이트를 일체화할 수 있도록 한다. 선택적으로, 이러한 감속체는 기존의 RPM의 경우와 같이 중성자에 부가하여 감마선을 검출할 수 있는 대면적의 광전자증배관으로 볼 수 있는 플라스틱 섬광체 시이트로 대체될 수 있다.In one embodiment, a parallel plate structure is used, which allows thermal neutrons of the neutrons to be integrated to a neutron reduction sheet, such as polyethylene, on the back surface of the electrode plate so that these neutrons can be detected with high efficiency. Alternatively, such a decelerator can be replaced with a plastic scintillation sheet, which can be regarded as a large-area optoelectronic amplifier capable of detecting gamma rays in addition to neutrons as in the case of conventional RPMs.

또한 본 발명은 구조가 간단하고 제작이 단순하며 단위셀 검출기에 대하여 용이하게 확장할 수 있고 다양한 분야에 용이하게 적용할 수 있으며 가격이 저렴한 대면적의 검출기를 기술하고 있다.Also, the present invention discloses a large area detector which is simple in structure, simple in manufacture, easily expandable to a unit cell detector, easily applicable to various fields, and low in cost.

한 실시형태에서, 본 발명은 중성자 단위셀 검출기에 관한 것으로, 이는 고속중성자를 감속시키기 위하여 폴리에틸렌으로 구성되는 제1 및 제2층, 감속된 고속중성자를 포획하기 위하여 제1층과 제2층 사이에 배치되는 B-10 를 포함하는 제3 및 제4층과, 제3층과 제4층 사이에 배치되고 중성자가 포획되었을 때 자유전자 및 이온쌍을 생성하는 가스를 이온화하는 전하입자를 방출하는 가스셀층을 포함한다.In one embodiment, the present invention is directed to a neutron unit cell detector comprising first and second layers of polyethylene to decelerate fast neutrons, a first layer and a second layer comprising a first layer and a second layer, And a third layer disposed between the third and fourth layers and configured to emit charge particles that ionize gases that generate free electrons and ions when the neutrons are captured Gas cell layer.

한 실시형태에서, 중성자 검출기는 적층되어 효율이 증가되는 다수의 단위셀 검출기를 포함한다.In one embodiment, the neutron detector comprises a plurality of unit cell detectors stacked to increase efficiency.

다른 실시형태에서, 본 발명은 감마선-중성자 단위셀 검출기에 관한 것으로, 이는 고속중성자를 감속시키고 감마선을 검출하기 위하여 감마선 감응형 플라스틱 섬광체로 구성되는 제1 및 제2층, 감속된 고속중성자를 포획하기 위하여 제1층과 제2층 사이에 배치되는 B-10 를 포함하는 제3 및 제4층과, 제3층과 제4층 사이에 배치되고 중성자가 포획되었을 때 자유전자 및 이온쌍을 생성하는 가스를 이온화하는 전하입자를 방출하는 가스셀층을 포함한다.In another embodiment, the present invention is directed to gamma-neutron unit cell detectors comprising first and second layers comprised of gamma-ray sensitive plastic scintillators for slowing fast neutrons and detecting gamma rays, capturing decelerated fast neutrons Third and fourth layers comprising B-10 disposed between the first and second layers to form a free electron and ion pair when neutrons are trapped; And a gas cell layer for discharging charge particles for ionizing the gas.

한 실시형태에서, 감마선-중성자 검출기는 적층되어 효율이 증가되는 다수의 단위셀 검출기를 포함한다.In one embodiment, the gamma-neutron detector comprises a plurality of unit cell detectors stacked to increase efficiency.

한 실시형태에서, 플라스틱 섬광체는 유기고체섬광체, 무기고체섬광체, 또는 유리층 사이에 배치된 액상 섬광체중에서 적어도 하나를 포함한다.In one embodiment, the plastic scintillator comprises at least one of an organic solid scintillator, an inorganic solid scintillator, or a liquid scintillator disposed between the glass layers.

다른 실시형태에서, 본 발명은 검출기에 사용하기 위한 확장가능하고 저가이며 대면적의 보론기판을 제조하는 방법에 관한 것으로, 이 방법은 금속베이스로서 박막형의 구리포일 시이트를 사용하는 단계, 대면적의 구조적인 강도를 제공하기 위한 복합베이스를 형성하기 위하여 구리포일을 견고층에 부착하는 단계, 복합베이스를 염화제이철 용액에 침지하여 복합베이스에 타일 패턴과 개별적인 전선을 에칭하는 단계, 복합베이스를 진공증착을 위하여 드럼상에 취부하는 단계와, 상기 보론기판을 얻기 위하여 구리포일의 표면에 보론을 증착시키는 단계를 포함하고, 이러한 보론의 증착단계에서는 보론이 전선에 증착되는 것을 방지하기 위하여 마스크가 사용된다. 한 실시형태에서, 구리포일의 두께는 50~100 ㎛의 범위이다. 한 실시형태에서, 견고층은 캡톤(Kapton)을 포함한다.In another embodiment, the present invention is directed to a method of making an expansible, low cost, and large area boron substrate for use in a detector comprising the steps of using a thin film copper foil sheet as a metal base, Depositing a copper foil on the rigid layer to form a composite base to provide structural strength; etching the composite base with a tile pattern and individual wires by dipping the composite base in a ferric chloride solution; And depositing boron on the surface of the copper foil to obtain the boron substrate. In the deposition of boron, a mask is used to prevent boron from being deposited on the wire . In one embodiment, the thickness of the copper foil is in the range of 50 to 100 占 퐉. In one embodiment, the rigid layer comprises Kapton.

한 실시형태에서, 대면적 보론기판의 제조방법은 선택적으로 폴리에틸렌의 시이트에 보론기판을 라미네이팅하여 고속중성자 검출기를 제조하는 단계를 포함한다.In one embodiment, a method of making a large area boron substrate comprises selectively producing a high speed neutron detector by laminating a boron substrate to a sheet of polyethylene.

본 발명을 첨부도면에 의거하여 보다 상세히 설명하면 다음과 같다.The present invention will now be described in more detail with reference to the accompanying drawings.

도 1a는 He-3 가 사용되고 중성자감속체와 플라시틱 섬광체를 포함하는 종래기술의 방사선 물질 검출기를 보인 설명도.
도 1b는 He-3 가 사용되고 중성자감속체와 플라시틱 섬광체를 포함하는 종래기술의 방사선 물질 검출기를 보인 설명도.
도 1c는 본 발명의 한 실시형태에 따른 복합형 감마선-중성자 검출기의 개략도.
도 2는 은활성형 황화아연의 혼합물에 기반한 중성자 검출기를 보인 예시도.
도 3은 감마선 검출을 위한 플라스틱 섬광체를 이용한 은활성형 황화아연의 혼합물에 기반한 중성자 검출기를 보인 예시도.
도 4는 은활성형 황화아연에 기반한 중성자 검출기의 시험결과도.
도 5는 각각 감마선 상호작용과 중성자 상호작용에 대한 시간의 함수로서 펄스신호를 보인 설명도.
도 6은 감마선과 중성자 측정신호 사이의 차이를 보인 설명도.
도 7a는 중성자감도를 증가시키기 위하여 다중층의 감마선 및 중성자 검출기 물질을 갖는 본 발명의 한 실시형태의 검출기를 보인 설명도.
도 7b는 중성자 검출효율을 증가시키기 위하여 경사형 검출기 판체를 갖는 본 발명의 다른 실시형태의 검출기를 보인 설명도.
도 8은 본 발명의 검출시스템과 함께 사용되는 예시적인 판독회로를 보인 회로도.
도 9는 본 발명의 감마선-중성자 검출기를 주향차량에 적용한 예를 보인 설명도.
도 10은 감마선-중성자 검출기를 주행중 스캐닝 구성에 적용한 다를 예를 보인 설명도.
도 11은 복합형 감마선-중성자 X-이미지를 발생하기 위하여 이동형 X-선 스캐너가 조합된 감마선-중성자 검출기의 다른 적용예를 보인 설명도.
도 12는 포털 또는 갠트리 구성에 X-선 이미지화 시스템이 기반된 조합형 감마선-중성자 검출기의 다른 실시형태를 보인 설명도.
도 13은 본 발명의 한 실시형태에 따른 휴대용 구성의 감마선-중성자 검출기를 보인 설명도.
도 14는 본 발명의 한 실시형태에 따른 평행판 기반형의 Boron-10 (B-10) 검출기를 보인 설명도.
도 15는 제1 실시형태의 고속중성자 검출기 구조(FIG 15A)와 제2 실시형태의 고속중성자 검출기 구조(FIG 15B)를 보인 설명도.
도 16a는 본 발명의 B-10 검출기를 제조하기 위하여 확장성을 얻을 수 있는 방법을 예시한 설명도.
도 16b는 본 발명의 B-10 검출기를 제조하기 위하여 확장성을 얻을 수 있는 방법을 예시한 설명도.
도 16c는 본 발명의 B-10 검출기를 제조하기 위하여 확장성을 얻을 수 있는 방법을 예시한 설명도.
도 17은 본 발명의 B-10 검출기의 검출효율을 보인 그래프.
도 18은 ³He-기반형 차동약화분석(DDAA) 검출기와 비교한 본 발명 ¹⁰B 중성자 검출기의 고속중성자검출효율을 보인 그래프.
도 19a는 본 발명의 대면적 보론기판의 제조를 위한 제1 제조단계를 보인 설명도.
도 19b는 본 발명의 대면적 보론기판의 제조를 위한 제2 제조단계를 보인 설명도.
도 19c는 본 발명의 대면적 보론기판의 제조를 위한 제3 제조단계를 보인 설명도.
도 19d는 본 발명의 대면적 보론기판의 제조를 위한 제4 제조단계를 보인 설명도.
도 19e는 본 발명의 대면적 보론기판의 제조를 위한 제5 제조단계를 보인 설명도.
도 19f는 본 발명의 대면적 보론기판의 제조를 위한 제6 제조단계를 보인 설명도.FIG. 1A is an explanatory diagram showing a prior art radiation detector using He-3 and including a neutron decelerator and a plastics scintillator. FIG.
1B is an explanatory diagram showing a prior art radiation detector using He-3 and including a neutron decelerator and a plastics scintillator.
1C is a schematic diagram of a combined gamma-neutron detector according to an embodiment of the invention.
Figure 2 shows an example of a neutron detector based on a mixture of silver-active zinc sulfide.
3 shows an example of a neutron detector based on a mixture of silver activated zinc sulfide using a plastic scintillator for gamma ray detection.
4 is a test result of a neutron detector based on silver-active zinc sulfide.
5 is an explanatory diagram showing pulse signals as a function of time for gamma-ray interaction and neutron interaction, respectively.
6 is an explanatory diagram showing the difference between a gamma ray and a neutron measurement signal;
7A is an explanatory diagram showing a detector of one embodiment of the present invention having multiple layers of gamma ray and neutron detector material to increase neutron sensitivity.
7B is an explanatory view showing a detector according to another embodiment of the present invention having an inclined detector plate for increasing neutron detection efficiency.
8 is a circuit diagram showing an exemplary readout circuit for use with the detection system of the present invention.
9 is an explanatory view showing an example in which the gamma-neutron detector of the present invention is applied to a forward vehicle.
10 is an explanatory diagram showing an example in which a gamma-neutron detector is applied to a scanning configuration during traveling;
11 is an explanatory diagram showing another application example of a gamma-neutron detector in which a portable X-ray scanner is combined to generate a complex gamma-neutron X-image.
12 is an explanatory diagram showing another embodiment of a combined gamma-neutron detector based on an X-ray imaging system in a portal or gantry configuration.
13 is an explanatory view showing a gamma-ray neutron detector of a portable configuration according to an embodiment of the present invention.
14 is an explanatory view showing a parallel plate-based type Boron-10 (B-10) detector according to an embodiment of the present invention;
Fig. 15 is an explanatory view showing the fast neutron detector structure (FIG. 15A) of the first embodiment and the fast neutron detector structure (FIG. 15B) of the second embodiment;
16A is an explanatory diagram illustrating a method of obtaining scalability for manufacturing the B-10 detector of the present invention.
16B is an explanatory diagram illustrating a method of obtaining scalability for manufacturing the B-10 detector of the present invention.
16C is an explanatory diagram illustrating a method of obtaining scalability for manufacturing the B-10 detector of the present invention;
17 is a graph showing the detection efficiency of the B-10 detector of the present invention.
18 is a graph showing the fast neutron detection efficiency of the ^10B neutron detector of the present invention as compared to the ^{3 He-} based differential attenuation analysis (DDAA) detector.
19A is an explanatory view showing a first manufacturing step for manufacturing a large area boron substrate of the present invention.
19B is an explanatory view showing a second manufacturing step for manufacturing the large area boron substrate of the present invention.
19C is an explanatory diagram showing a third manufacturing step for manufacturing the large area boron substrate of the present invention.
19D is an explanatory view showing a fourth manufacturing step for manufacturing the large area boron substrate of the present invention.
19E is an explanatory view showing a fifth manufacturing step for manufacturing the large area boron substrate of the present invention.
19F is an explanatory view showing a sixth manufacturing step for manufacturing the large area boron substrate of the present invention.

본 발명은 감마선과 중성자 모두의 검출을 위하여 고감도를 가지고 감마선과 중성자의 신호가 충분한 간격을 갖는 복합형 감마선-중성자 검출기를 이용하여 방사선 위험물을 검출하기 위한 시스템과 방법을 기술한다. 본 발명의 시스템은 최소 오경보로 최대 위험물의 검출이 이루어져 처리량이 증가될 수 있도록 한다.The present invention describes a system and method for detecting radiation dangerous materials using a complex gamma-neutron detector with high sensitivity and sufficient spacing between gamma and neutron signals for the detection of both gamma and neutron. The system of the present invention allows the detection of the greatest danger with minimal false alarms, so that throughput can be increased.

또한, 본 발명은 비용효율이 높고 소형이며 중성자 검출기가 용이하게 입수할 수 있는 물질로 제조되는 복합형 감마선-중성자 검출시스템과 방법에 관한 것이다.The present invention also relates to a complex gamma-neutron detection system and method which are cost-effective, compact and made from materials readily available to neutron detectors.

본 발명은 다수의 실시형태를 보이고 있다. 다음의 설명은 본 발명의 기술분야에 전문가가 본 발명을 실시할 수 있도록 하기 위하여 제공되는 것이다. 본문에 사용된 언어는 어느 하나의 특정 실시형태의 일반적인 부인으로서 해석되거나 또는 본문에 사용된 용어의 의미를 넘어서 청구범위를 제한하는데 사용되어서는 안 된다. 본원에서 정의된 일반적인 원리들은 본 발명의 사상 및 범위를 벗어나지 않고 다른 실시형태나 분야에 적용될 수 있다. 또한, 사용된 표현 및 용어는 실시형태들을 설명하기 위한 것이며 제한적인 것으로 간주되어서는 안 된다. 따라서, 본 발명은 다수의 대안, 변경 및 개시된 원리 및 특징에 부합 등가물을 포괄하는 가장 넓은 범위를 부여하려는 것이다. 본 발명을 명확히 하기 위하여, 본 발명의 기술분야에서 알려진 기술적인 자료에 관한 정보는 본 발명을 필요없이 불명료하게 하지 않도록 상세하게 설명되지 않았다.The present invention shows a number of embodiments. The following description is provided to enable a person skilled in the art to practice the present invention. The language used in the text should not be interpreted as a generic disclaimer of any one particular embodiment or limit the scope of the claims beyond the meaning of the terms used in the text. And the generic principles defined herein may be applied to other embodiments or fields without departing from the spirit and scope of the invention. Furthermore, the terms and terminology used are intended to be illustrative only and not to be considered limiting. Accordingly, the present invention is to be accorded the widest scope encompassing the various equivalents, modifications, and equivalents consistent with the principles and features disclosed herein. In order to clarify the present invention, information regarding technical data known in the technical field of the present invention has not been described in detail so as not to unnecessarily obscure the present invention.

여러 핵은 열중성자의 검출을 위한 넓은 단면적을 갖는다. 이들 핵은 He, Gd, Cd와, 특별히 넓은 단면적을 갖는 두개의 핵인 Li-6 및 B-10를 포함한다. 각각의 경우, 넓은 단면적을 갖는 핵과 열중성자의 상호작용후, 그 결과는 에너지화 이온과 이차 에너지화 하전 입자이다.Several nuclei have wide cross-sections for the detection of thermal neutrons. These nuclei include He, Gd, Cd and two nuclei, Li-6 and B-10, which have a particularly wide cross-section. In each case, after the interaction of the nucleus with the large cross-section and the thermal neutron, the result is the energized ion and the secondary energized charged particle.

예를 들어, B-10 핵과 중성자의 상호작용은 다음의 등식으로 특징 될 수 있다.For example, the interaction of a B-10 nucleus with a neutron can be characterized by the following equation:

등식 1: n + B-10 → Li-7 + He-4 (945 barns, Q = 4.79 MeV)Equation 1: n + B-10? Li-7 + He-4 (945 barns, Q = 4.79 MeV)

여기에서 단면적과 반응에 의하여 방출된 에너지인 Q 값은 괄호안에 표시하였다.Here, the cross-sectional area and the Q value, the energy released by the reaction, are indicated in parentheses.

마찬가지로, Li-6 핵과 중성자의 상호작용은 다음의 등식으로 특징 될 수 있다.Likewise, the interaction of the Li-6 nucleus with neutrons can be characterized by the following equation:

등식 2: n + Li-6 → H-3 + He-4 (3840 barns, Q = 2.79 MeV)Equation 2: n + Li-6? H-3 + He-4 (3840 barns, Q = 2.79 MeV)

하전입자와 중이온은 응집상태에서는 상호작용점으로부터 수 미크론 만을 이동하는 짧은 범위를 갖는다. 따라서, 상호작용점 부근에서 에너지 증착의 속도는 빠르다. 본 발명에 있어서, 넓은 단면적을 갖는 핵을 함유하는 분자가 에너지의 침착에 의하여 여기될 때 섬광응답을 제공하는 분자와 혼합된다. 따라서, 예를 들어 Li-6 또는 B-10과 상호작용하는 중성자는 섬광물질과의 혼합시에 섬광을 발생한다. 만약 이러한 광선이 어떠한 매체를 통하여 광검출기에 전달되는 경우, 광신호를 전자신호로 변환될 수 있으며, 여기에서 이러한 전자신호는 중성자 상호작용중에 침착되는 에너지의 양을 나타낸다.The charged particles and the heavy ions have a short range in which only a few microns move from the interaction point in the agglomerated state. Thus, the rate of energy deposition near the interaction point is fast. In the present invention, molecules containing nuclei having a broad cross-sectional area are mixed with molecules providing a flash response when excited by the deposition of energy. Thus, for example, a neutron interacting with Li-6 or B-10 generates flash upon mixing with a scintillating material. If such a beam is transmitted to the photodetector through any medium, the optical signal can be converted into an electronic signal, where such an electronic signal represents the amount of energy deposited during the neutron interaction.

또한, Cd, Gd와 같은 물질과 중입자(重粒子)를 방출하지 않는 넓은 열포획단면적을 갖는 다른 물질은 실질적으로 동시에 방출되는 수 KeV ~ 수 MeV의 에너지 범위를 갖는 저에너지 내부변환 전자, 오제전자(Auger electrons), X-선 및 감마선을 발생한다. 따라서 이들 물질의 층은 섬광체 베이스에 혼합되거나 또는 가돌리늄 옥시설파이드(GOS) 또는 텅스텐산 카드뮴(CWO)과 같은 섬광체내에서 제조될 때 빛을 발생할 것이다(중입자 보다는 낮을 것이다). GOS는 전형적으로 붕괴시간이 느린 것(1ms 정도)과 빠른 것(5㎲)의 두 활성화제와 함께 제공된다. CWO는 비교적 빠른 붕괴상수를 갖는다. 전체 에너지에 따라서, 에너지의 상당부분은 층으로 침착되고 일부 전자는 주위의 섬광체에 에너지를 침착할 것이다. 아울러, 열포획이루 발생되는 방대한 X-선과 감마선은 주위의 섬광체와 상호작용할 것이다. 따라서, 중성자의 상호작용은 저속 및 고속붕괴 상수를 갖는 것에 결과를 보일 것이다. 대부분의 경우에 있어서, 중성자 신호는 층내에 인터레이싱되는 전자와 주위 섬광체와 상호작용하는 감마선에 의하여 저속 및 고속 모두의 성분("동시발생"이라 함)을 갖는 신호로 구성될 것이다.In addition, other materials having a wide heat capturing cross-sectional area that does not emit materials such as Cd and Gd and heavy particles can be used for low energy internal conversion electrons having an energy range of several KeV to several MeV, Auger electrons, X-rays and gamma rays. Thus, a layer of these materials will emit light when blended into the scintillator base or when manufactured in a scintillator such as gadolinium oxysulfide (GOS) or cadmium tungstate (CWO) (lower than the entrant). GOS typically comes with two activators, one with a slow decay time (about 1 ms) and the other with a fast decay time (5 μs). CWO has a relatively fast decay constant. Depending on the total energy, a significant portion of the energy will be deposited in layers and some electrons will deposit energy in the surrounding scintillation. In addition, the vast X-rays and gamma rays generated by heat trapping will interact with the surrounding scintillation. Thus, the interaction of neutrons will result in having low and fast disintegration constants. In most cases, the neutron signal will consist of a signal having both slow and fast components (referred to as "co-occurrence") by gamma rays interacting with electrons and surrounding scintillators interlaced within the layer.

Li-6 또는 B-10 핵을 둘러싸고 있는 물질의 섬광응답은 이러한 광선이 감마선에만 응답하도록 선택된 특성을 갖는 한 실시형태의 플라스틱 섬광체와 같은 제2 섬광체를 통하여 전달될 수 있도록 조절된다. 다른 실시형태에서, Li-6 또는 B-10을 둘러싸고 있는 물질은 섬광체가 아니고, 중성자에 대하여서만 감응하는 검출기내의 투명한 비섬광형 플라스틱이다.The scintillation response of the material surrounding the Li-6 or B-10 nuclei is adjusted to be able to be transmitted through a second scintillator, such as a plastic scintillator of one embodiment, having such characteristics that such light is only responsive to gamma rays. In another embodiment, the material surrounding Li-6 or B-10 is not a scintillant, but a transparent non-scintillating plastic within a detector that is sensitive only to neutrons.

이와 같이, 플라스틱 섬광체는 중성자와 감마선 모두에 대하여 감응한다. 중성자가 열중성자화되어 검출기에서 H에 의하여 포획될 때, 2.22 MeV의 감마선이 방출되어 종종 검출된다. 이러한 방식으로, 본 발명은 고감도로 중성자와 감마선을 검출할 수 있는 복합형 감마선-중성자 검출기를 제공할 수 있다. 더욱이, 본 발명의 복합형 검출기는 감마선 신호와 중성자 신호를 탁월하게 분리할 수 있다. 여기에서 전하입자에 부가하여 B-10 이 감마선을 발생하는 것에 유의하여야 한다. 따라서, 중성자 포획에 이어서 감마선을 발생하는 물질을 이용함에 있어서, 그 결과는 감마선과 같이 보이는 것을 검출하는 것이다. 그러나, 대부분의 경우 중성자를 검출하기를 원하지만, 본 발명의 검출기는 중성자도 검출하는 이점을 갖는다. Thus, plastic scintillators are sensitive to both neutrons and gamma rays. When neutrons are thermo-neutronized and captured by H in the detector, gamma rays of 2.22 MeV are emitted and are often detected. In this way, the present invention can provide a complex gamma-neutron detector capable of detecting neutrons and gamma rays with high sensitivity. Further, the composite detector of the present invention can excellently separate the gamma ray signal and the neutron signal. It should be noted here that in addition to the charge particles, B-10 generates gamma rays. Thus, in using neutron capture followed by a material that generates gamma rays, the result is to detect what looks like a gamma ray. However, in most cases it is desirable to detect neutrons, but the detector of the present invention has the advantage of detecting neutrons as well.

도 1c는 본 발명의 한 실시형태에 따른 복합형의 감마선-중성자 검출기(100)를 개략적으로 보인 것이다. 도 1c에서, 검출기 구조는 단일의 중성자 검출기(103)를 둘러싸는 두개의 감마선 감응형 섬광체 패널(감마선 검출기)(101)(102)를 사용한다. 또한 중성자 검출기(103)는 중성자에 감응하는 복합형 섬광체의 슬라브를 포함하며, 여기에서 Li-6 또는 B-10과 같은 중성자 감응물질의 핵이 ZnS와 같은 섬광물질에 혼합된다. 한 실시형태에서, 중성자 감응물질을 위하여 20~30부피%의 밀도를 얻을 수 있는 반면에 ZnS로부터 효율적인 섬광응답을 유지할 수 있다.FIG. 1C schematically depicts a hybrid gamma-neutron detector 100 in accordance with an embodiment of the present invention. In FIG. 1C, the detector structure uses two gamma ray sensitive scintillator panels (gamma ray detectors) 101 and 102 surrounding a single neutron detector 103. The neutron detector 103 also includes a slab of a composite scintillator sensitive to a neutron, wherein the nuclei of the neutron sensitive material, such as Li-6 or B-10, are mixed into a scintillating material such as ZnS. In one embodiment, a density of 20-30 vol.% Can be obtained for the neutron sensitive material while an efficient glare response can be maintained from ZnS.

한 실시형태에서, 감마선 검출기 패널은 고체 플라스틱 섬광체(예를 들어, NE102)와 안트라센을 포함하는 유기섬광체로 한정됨이 없이 NaI(Tl), CsI(Tl), CsI(Na) 및 BaF₂ 를 포함하는 무기섬광체와 같은 고체섬광물질(기판없이)로부터 제조될 수 있다.In one embodiment, the gamma ray detector panels solid plastic scintillator (for example, NE102) and without limitedness of an organic scintillator containing the anthracene containing NaI (Tl), CsI (Tl), CsI (Na), and BaF ₂ (Without substrate) such as an inorganic scintillator.

다른 실시형태에서, 감마선 검출기로서 작용하도록 유리시이트 사이에 액상 섬광체를 배치하는 것도 가능하다. 이들은 이들의 베이스로서 유기금속화합물을 갖는 안트라센 분자로 이루어진 유기용제를 이용하는 경향이 있으므로 일반적으로 고체섬광체를 이용하는 것보다 용이하지 않다. In another embodiment, it is also possible to dispose a liquid scintillator between the glass sheets to act as a gamma ray detector. They tend to use an organic solvent composed of an anthracene molecule having an organometallic compound as a base thereof, so that it is generally not easy to use a solid scintillator.

한 실시형태에서, 중성자 검출기는 베이스 기재로서 적당한 용제에 용해된 스티렌과 같은 바인더 분자로 구성될 수 있다. 용제가 증발하면 건조되었을 때 매우 안정적이고 자기지지형인 플라스틱 필름이 형성된다. 섬광물질(예를 들어 ZnS)과 중성자 특정요소(즉, Gd, Li, B 등)가 용제와 혼합되고 용제의 증발전에 바인터와 혼합된다. 용제가 증발하면, 모든 3개 성분의 친밀한 혼합이 이루어진다.In one embodiment, the neutron detector can be composed of binder molecules such as styrene dissolved in a suitable solvent as a base substrate. When the solvent evaporates, a very stable, self-supporting plastic film is formed when dried. The scintillation material (eg ZnS) and the neutron specific elements (ie Gd, Li, B, etc.) are mixed with the solvent and mixed with the binder before evaporation of the solvent. When the solvent evaporates, intimate mixing of all three components takes place.

다른 실시형태에서, Gd, Li 또는 B 가 혼합된 액상 섬광체(일반적으로 섬광효율을 높이기 위하여 적당한 유기금속화합물을 갖는 안트라센 분자에 기반한다)는 감마선 섬광패널 사이의 간극내에 밀봉될 수 있다. 유리한 것은 두 섬광물질 사이에서 화학물질의 상호작용을 방지하기 위하여 중성자 섬광체와 감마선 검출기 사이에 얇은 유리차폐물이 배치될 수 있을 것이다.In another embodiment, liquid scintillators with Gd, Li or B mixed (based on anthracene molecules with organometallic compounds generally suitable for increasing scintillation efficiency) can be sealed in gaps between gamma-ray scintillation panels. Advantageously, a thin glass shield may be disposed between the neutron scintillator and the gamma detector to prevent chemical interactions between the two scintillating materials.

한 실시형태에서, 전형적인 패널의 크기는 수동으로 다루는 경우 0.1 m x 0.1 m 이고 고정장소에 설치하는 대형인 경우 2 m x 1 m 이다. 상기 최대크기 이상에서는 물리적인 처리와 포장에서 문제가 될 수 있다. 최소크기 이하에서는 유용한 레벨이 낮아지기 시작하여 측정시간이 길어지는 결과를 가져온다.In one embodiment, the size of a typical panel is 0.1 m x 0.1 m for manual handling and 2 m x 1 m for large installations in a fixed location. Above the maximum size, it may be a problem in physical treatment and packaging. Below the minimum size, useful levels begin to decrease and result in longer measurement times.

한 실시형태에서, 감마선 검출기는 중성자 검출기에 비하여 두껍다. 감마선 검출기의 두께는 0.01 m 이하(수동취급의 경우)로부터 0.2 m(고정설치시스템용의 대형인 경우)까지가 유리하다. 전면배치형의 감마선 검출기는 전체 감마선 및 중성자 검출효율을 최대화하기 위하여 배면배치형 감마선 검출기와는 상이한 두께를 갖도록 최적화될 수 있다. 예를 들어 고정설치시스템용의 대형인 경우 전면형 감마선 검출기의 두께는 0.05 m 이고 배면형 감마선 검출기의 두께는 0.1 m 이다. 일반적으로 중성자 검출기는 감마선 상호작용 가능성을 최소화하고 섬광체로부터 광선의 방출기회를 최대화하기 위하여 얇아질 수 있다. 고체 스크린 섬광체에 기반한 전형적인 중성자 검출기는 두께가 0.5-1 mm 인 반면에 액상 중성자 섬광체는 두께가 0.01~0.05 m 의 범위이다.In one embodiment, the gamma ray detector is thicker than the neutron detector. The thickness of the gamma-ray detector is advantageous from less than 0.01 m (for manual handling) to 0.2 m (for large-scale installation systems). The front-mounted gamma-ray detector can be optimized to have a thickness different from that of the rear-mounted gamma-ray detector in order to maximize the overall gamma and neutron detection efficiency. For example, for large installations for fixed installation systems, the thickness of the frontal gamma ray detector is 0.05 m and the thickness of the backside gamma ray detector is 0.1 m. In general, neutron detectors can be thinned to minimize the possibility of gamma-ray interaction and to maximize the chance of light emission from the scintillator. Typical neutron detectors based on solid screen scintillators have thicknesses of 0.5-1 mm, while liquid neutron scintillators range in thickness from 0.01 to 0.05 m.

감마선 검출기(101, 102) 및 중성자 검출기(103)으로부터의 광신호는 하나 이상의 광검출기, 한 실시형태에서는 광전자증배관(PMT)(104)에 의하여 판독된다. 이로써 광신호는 전자신호로 변환되고 이는 감마선 및 중성자 상호작용(106)(107)에 의하여 독립적으로 상호작용이 이루어지는 펄스처리기(105)에 의하여 처리된다.The optical signals from the gamma ray detectors 101, 102 and the neutron detector 103 are read by one or more photodetectors, in one embodiment a photomultiplier tube (PMT) 104. Whereby the optical signal is converted to an electronic signal which is processed by a pulse processor 105 that is independently interacted by gamma and neutron interactions 106,107.

한 실시형태에서, 감마선 감응패널(101, 102)은 0.1㎲ 이하의 고속붕괴시간을 갖는 플라스틱 섬광체로 제작되는 것이 유리하다. 더욱이, 중성자 검출기(103)의 Li-6 또는 B-10 핵은 ZnS와 같이 저속붕괴시간을 갖는 섬광물질과 혼합되는 것이 유리하다. 한 실시형태에서 섬광물질의 붕괴시간은 1 ㎲ 이상이다. 감마선 검출기의 섬광체와 중성자 검출기의 섬광체에 대한 붕괴시간의 차이는 감마선 및 중성자 신호(106, 107) 사이에 충분한 분리가 이루어질 수 있도록 한다. 일반적으로, 통과하는 감마선에 의하여 직접적으로 여기되어 감마선-중성자의 거부가 원인이되는 가능성을 최소화하기 위하여 원자번호가 낮은 섬광체 물질을 선택하는 것이 바람직하다.In one embodiment, gamma ray sensitive panels 101 and 102 are advantageously made of plastic scintillators having a high decay time of less than 0.1 mu s. Furthermore, it is advantageous that the Li-6 or B-10 nuclei of the neutron detector 103 are mixed with a scintillating material having a slow decay time, such as ZnS. In one embodiment, the decay time of the scintillation material is at least 1 microsecond. The difference in the decay time for the scintillator of the gamma ray detector and the scintillator of the neutron detector allows sufficient separation between the gamma and neutron signals 106 and 107. In general, it is desirable to select a scintillator material having a low atomic number in order to minimize the possibility of being directly excited by the passing gamma rays to cause gamma-neutron rejection.

다른 실시형태에서, Li-6 또는 B-10는 초고속응답성(~10 ns)을 갖는 물질과 혼합되고 낮은 응답성(~1 ㎲)을 갖는 물질로 둘러싸인다.In another embodiment, Li-6 or B-10 is surrounded by a material with low response (~ 1 μs) mixed with a material with very fast response (~ 10 ns).

만약 Li-6의 둘레에 사용된 물질이 초고속 섬광체인 경우, 검출기는 특히 이를 둘러싸기 위하여 섬광체가 사용되지 않을 때 초고속으로 중성자를 측정할 수 있다.If the material used around the Li-6 is an ultra-fast scintillator, the detector can measure the neutron at very high speeds, especially when the scintillator is not used to surround it.

본 발명의 기술분야에 전문가라면 ZnS와 같은 섬광물질은 이들 자신의 빛을 흡수하므로 ZnS 에서 섬광체 기반의 검출기의 두께에 제약이 있음을 이해할 것이다. 전형적으로 이러한 두께는 수 밀리미터이다. 더욱이, 매번의 섬광이 발생할 때마다 광선이 전방향으로 방출되므로, 섬광체를 면적이 넓은 스크린의 형태로 구성하여 방출된 광선이 스크린의 양면에서 동시에 포획될 수 있도록 하는 것이 효율적이다. 따라서, 한 실시형태에서 섬광체기반의 중성자 검출기(103)는 대면적의 스크린으로서 구성되어 광선이 스크린의 양면으로부터 높은 효율로 수집될 수 있다.It will be appreciated by those skilled in the art that scintillating materials such as ZnS absorb their own light, thus limiting the thickness of the scintillator-based detector in ZnS. Typically, this thickness is a few millimeters. Furthermore, since the light beams are emitted in all directions every time the scintillation occurs, it is effective to construct the scintillator in the form of a screen having a large area so that the emitted light can be simultaneously captured on both sides of the screen. Thus, in one embodiment, the scintillator-based neutron detector 103 is configured as a large area screen, so that the light can be collected from both sides of the screen with high efficiency.

1 mm 두께의 Li-6/ZnS 스크린의 검출효율은 직경이 수 cm 인 가압형의 He-3 가스비례튜브의 검출효율과 동일하다. 즉, 본 발명의 Li-6/ZnS 기반의 중성자 검출기는 크기가 작으면서도 가압형 He-3 가스튜브 검출기에 비하여 검출효율이 높거나 동일하다.The detection efficiency of a 1 mm thick Li-6 / ZnS screen is the same as the detection efficiency of a pressurized He-3 gas proportional tube with a diameter of several centimeters. That is, the Li-6 / ZnS-based neutron detector of the present invention has a smaller detection size and higher detection efficiency than the pressurized He-3 gas tube detector.

따라서, 한 실시형태에서, 중성자 검출기는 은활성화된 황화아연 ZnS(Ag)의 혼합물에 기반하며, 이러한 혼합물은 ⁶Li 또는 ¹⁰B 와 같은 중입자를 방출하는 넓은 열중성자포획 단면적을 갖는 물질을 포함한다. 즉, 혼합물은 열포획 이후에 중입자를 방출하는 열중성자 흡수체로 구성된다. 도 2는 하나의 이러한 예시적인 중성자 검출기(200)를 보이고 있다. 도 2에서, 검출기(200)는 상기 언급된 바와 같이 ZnS(Ag) 기반의 혼합물을 포함하는 하나 이상의 얇은 스크린(201)으로 구성된다. 한실시형태에서, 스크린(201)은 두께가 약 0.5 mm 이고 투명한 수소광도체(202)내에 매입되어 있다. 또한 광도체(202)는 중성자 감속체로서 작용한다. ZnS(Ag) 인 스크린에서 중성자의 상호작용으로 발생된 광선은 광도체(202)에 의하여 광전자증배관(PMT)와 같은 광검출기에 수집되며, 카운터(204)를 이용하여 중성자가 계수되는 신호를 발생한다.Thus, in one embodiment, the neutron detector is based on a mixture of silver-activated zinc sulphide ZnS (Ag), which mixture comprises a material having a broad thermal neutron capture cross-section that emits a cobalt such as ⁶ Li or ¹⁰ B . That is, the mixture consists of a thermal neutron absorber that emits the entrapment after heat trapping. FIG. 2 shows one such exemplary neutron detector 200. In Figure 2, the detector 200 consists of one or more thin screens 201 comprising a mixture based on ZnS (Ag) as mentioned above. In the single room mode, the screen 201 is embedded in a transparent hydrocon- ductive conductor 202 with a thickness of about 0.5 mm. The photoconductor 202 also acts as a neutron decelerator. The light generated by the interaction of the neutrons in the ZnS (Ag) screen is collected by a photoconductor 202 in a photodetector, such as a photomultiplier tube (PMT), and the counter 204 is used to count a signal Occurs.

또한 상기 언급된 기술은 동일한 기본적인 전자장치를 이용하여 동시에 감마선을 검출하는 것으로 구현될 수 있다. 이와 같이, 검출기(200)는 또한 감마선 검출기와 감속체로서 작용하는 플라스틱 섬광체(205)를 포함한다. 플라스틱 섬광체는 당해 기술분야에서 알려진 폴리비닐 톨루엔, 즉, PVT, 또는 다른 적당한 플라스틱 섬광체 물질로 제조될 수 있다. 섬광체(205)에서 감마선 상호작용에 의하여 발생되는 광선은 다른 PMT(206)에 의하여 검출되고 이는 카운터(207)를 이용하여 감마선 이벤트가 계수되는 신호를 발생한다. 한 실시형태에서, 카운터(207)는 감마선의 스펙트럼을 측정하는데 이용되는 멀티-채널 분석기(MCA)이다.The above-mentioned techniques can also be implemented by detecting gamma rays simultaneously using the same basic electronic device. As such, the detector 200 also includes a plastic scintillator 205 that acts as a decelerator with a gamma ray detector. The plastic scintillator may be made of polyvinyltoluene, i. E. PVT, or other suitable plastic scintillator material known in the art. Light rays generated by gamma-ray interaction in the scintillator 205 are detected by another PMT 206 which generates a signal by which a gamma ray event is counted using the counter 207. In one embodiment, the counter 207 is a multi-channel analyzer (MCA) that is used to measure the gamma-ray spectrum.

중성자와 감마선 검출물질로부터의 광신호 사이의 교차오염을 방지하기 위하여 플라스틱 섬광체(205)와 스크린(201) 사이에 반사체 포일(208)이 배치된다. 이와 같이, 반사체는 감마선으로부터 발생된 광선이 중성자에 의하여 발생된 광선으로서 동일한 PMT에서 수집되는 것을 방지하기 위하여 사용된다. 이는 감마선으로부터 중성자의 오류계수가 나타나는 것을 방지한다. 반사체(208)에 의하여, 스크린에서 중성자 상호작용에 의하여 발생된 광선은 광도체측으로 다시 반사될 것이다.A reflector foil 208 is disposed between the plastic scintillator 205 and the screen 201 to prevent cross contamination between the neutron and the optical signal from the gamma ray detection material. As such, the reflector is used to prevent light rays generated from the gamma rays from being collected in the same PMT as rays generated by neutrons. This prevents the neutron error coefficient from appearing from gamma rays. By the reflector 208, the light rays generated by the neutron interaction in the screen will be reflected back to the photoconductor side.

도 2의 구성은 표준형 정자장치의 이점을 가지고 충분히 높은 감마선 거부의 이점을 갖는 소형화된 감마선/중성자 검출기를 제공한다. 감마선의 일부분은 Li-6 시이트와 상호작용하여 저강도의 신호를 발생할 것이다. 이러한 신호는 일부 중성자 검출의 희생으로 한계화함으로서 제거될 수 있다. 한 실시형태에서, 감마선 거부를 향상시키기 위하여 중성자 채널(204)내에 펄스파형식별기가 사용될 수 있다.The configuration of Figure 2 provides a miniaturized gamma / neutron detector with the advantages of a standard sperm device and having the advantage of sufficiently high gamma ray rejection. A portion of the gamma ray will interact with the Li-6 sheet to generate a low intensity signal. Such a signal can be removed by limiting it to the sacrifice of some neutron detection. In one embodiment, a pulse waveform identifier may be used in the neutron channel 204 to enhance gamma ray rejection.

동시에 감마선과 중성자를 검출하기 위한 다른 예시적인 건출기(300)가 도 3에 도시되어 있다. 이 경우에 있어서, 광도체 물질은 감마선 검출기, 감속체 및 광도체로서 작용하는 플라스틱 섬광체(301)로 대체된다. 또한 검출기(300)는 두께가 얇고 중성자 검출을 위하여 ZnS(Ag) 기반의 혼합물로 제조되는 스크린(302)을 포함한다. 중성자 및 감마선 이벤트는 펄스파형식별(PSD) 회로(303)를 이용하여 ZnS(Ag) 및 플라스틱 섬광체(PVT)로부터 발생된 펄스(304) 사이에 분리된다. 아울러, 스크린에서 전자의 상호작용으로 발생된 광선이 PVT와 유사한 붕괴시간을 가지고 PSD로 제거될 때에 감마선 거부가 이루어진다. 발생된 광선은 투명한 중성자 감속매체(301)을 통하여 광전자증배관(PMT)(305)측으로 운반되고 여기에서 광선을 감마선과 중성자 이벤트를 측정하기 위하여 측정가능한 신호로 변환된다. 이러한 혼합형의 중성자/감마선 검출기 방식의 이점은 중성자와 감마선 이벤트를 측정하기 위하여 동일한 PMT사 사용될 수 있다는 것이다.Another exemplary evacuator 300 for detecting gamma rays and neutrons at the same time is shown in FIG. In this case, the photoconductor material is replaced by a plastic scintillator 301 which acts as a gamma ray detector, decelerator and photoconductor. The detector 300 also includes a screen 302 made of a ZnS (Ag) based mixture for thin neutron detection. Neutron and gamma ray events are separated between pulses 304 generated from ZnS (Ag) and plastic scintillators (PVT) using pulse waveform identification (PSD) circuitry 303. In addition, the gamma ray rejection occurs when the rays generated by the interaction of electrons on the screen are removed by PSD with a decay time similar to that of PVT. The generated light is transmitted through the transparent neutron moderator medium 301 to the photomultiplier tube (PMT) 305 side where it is converted into a measurable signal to measure gamma rays and neutron events. The advantage of this hybrid neutron / gamma detector approach is that the same PMT can be used to measure neutron and gamma ray events.

도 4는 두개의 ⁶LiF 농도와 두께를 갖는 광도체내에 매입된 ⁶LiF:ZnS(Ag) 스크린을 갖는 예시적인 검출기의 성능을 보인 것이다. 도 4의 결과는 중량비가 1:2 이고 스크린 두께가 0.45 mm 인 경우의 신호를 보이고 있다. 폴리에틸렌내에 매입된 1, 2 및 3개의 ⁶LiF:ZnS(Ag) 스크린를 이용한 시뮬레이션에서 동일한 결과를 얻었으며, 12%~22% 범위의 검출효율을 얻었다. 본 발명의 기술분야에 전문가라면 이러한 효율이 25% 부근인 밀집형의 3개 열을 갖는 ³He 검출기에서 얻을 수 있는 최대효율에 비교할 수 있음을 이해할 수 있을 것이다.Figure 4 shows the performance of an exemplary detector with ⁶ LiF: ZnS (Ag) screens embedded in a photoconductor having two ⁶ LiF concentrations and thicknesses. 4 shows a signal when the weight ratio is 1: 2 and the screen thickness is 0.45 mm. The same results were obtained in simulations using 1, 2 and 3 ⁶ LiF: ZnS (Ag) screens embedded in polyethylene, and detection efficiencies ranged from 12% to 22%. It will be appreciated by one of skill in the art that the efficiency can be compared to the maximum efficiency achieved with a ³ He detector with ^three rows of densities close to 25%.

도 4에서 보인 신호분포는 모든 입자에너지흡수가 광선으로 변환되지 않고 일부의 광선이 스크린에 의하여 흡수될 수 있음을 보이고 있다. 이는 높은 중성자 흡수가 이루어질 수 있도록 우측의 ⁶Li의 농도를 얻는 광범위한 최적화를 위하여 필요한 것을 보이고 있는 한편, 상당한 광출력을 얻기 위하여 계속하여 섬광체내에서 충분한 상호작용이 이루어지는 것을 보이고 있다. 또한, 스크린의 두께, 스크린의 수와, 감속체의 두께는 중요한 최적화 파라메타이다.The signal distribution shown in FIG. 4 shows that all of the particle energy absorption is not converted to light and some of the light can be absorbed by the screen. This shows what is needed for a wide range of optimization to achieve the right ⁶ Li concentration so that high neutron absorption can be achieved, while showing sufficient interactions within the scintillator to achieve significant light output. In addition, the thickness of the screen, the number of screens, and the thickness of the decelerator are important optimization parameters.

중성자 검출에 초점을 맞추기 위하여, ZnS(Ag) 인의 장점은 감마선의 상호작용에 의하여 발생된 전자에 비교하여 중입자의 광출력이 크다는 것이다. 또한, 스크린의 얇은 두께에 의하여, 감마선 검출효율은 낮다. 또한 PVT 광선의 시간-붕괴는 ZnS(Ag) 스크린에서 전자에 의하여 발생된 광선과 유사한 ~3 ns 이므로, PSD는 PVT에서 상호작용하는 감마선을 거부할 것이다.In order to focus on neutron detection, the advantage of ZnS (Ag) phosphorus is that the light output of the importer is greater than the electrons generated by the interaction of gamma rays. Also, the gamma ray detection efficiency is low due to the thin thickness of the screen. Also, since the time-disintegration of PVT rays is ~ 3 ns, similar to the rays generated by electrons in ZnS (Ag) screens, PSD will reject gamma rays interacting in PVT.

본 발명의 기술분야의 전문가에게 알려진 바와 같이, 관심의 대상이 되는 방사선 물질에 의하여 발생된 중성자는 일정 범위의 에너지를 가지며, 검출기에서 중성자 상호작용의 효율은 상호작용하는 중성자의 에너지가 감소함에 따라서 일반적으로 현저히 증가할 것이다. 이러한 이유로, 대부분의 He-3 검출기는 그 기능이 고에너지 중선자의 중성자분산을 촉진하는 폴리에틸렌과 같이 수소가 풍부한 감속물질내에 배치되어 이들은 He-3 가스비례카운터에서 검출확률을 증가시키기 위하여 실질적인 양의 에너지를 잃는다. 본 발명에서, 감마선 검출기는 중성자의 검출효율을 더욱 개선하기 위하여 감마선 검출과 중성자 감속의 이중기능을 제공할 수 있도록 구성된다. 플라스틱 섬광물질은 매우 효율적인 감속체이므로 이러한 특성이 모든 검출기 구성에 결합된다.As is known to those skilled in the art, the neutrons generated by the radiation material of interest have a range of energies and the efficiency of the neutron interaction in the detector is dependent on the energy of the interacting neutrons Generally it will increase significantly. For this reason, most He-3 detectors are placed in a hydrogen-rich decelerating material, such as polyethylene, whose function facilitates the neutron dispersal of high-energy neutrals, and they are used in a substantial amount Lose energy. In the present invention, the gamma ray detector is configured to provide dual functions of gamma ray detection and neutron deceleration to further improve the neutron detection efficiency. Plastic scintillating materials are very efficient decelerators, so these properties are combined into all detector configurations.

도 5는 본 발명의 복합형 검출기에서 감마선 상호작용 및 중성자 상호작용에 대응하는 시간의 함수로서 펄스신호를 보인 것이다. 도 5에서, 중성자 감응 섬광체의 섬광특성커브(502)는 주위의 감마선 감응 검출기의 특성커브(501)과는 매우 상이하다. 이들 두 특성신호(501, 502)는 현저한 차이를 보이기 위하여 더욱 조절된다. 이는 적당한 펄스파형식별방법을 이용하여 수행된다. 이와 같이, 본 발명의 한 실시형태에서, 검출기에 침착된 총 에너지와 상호작용의 형태가 모두 결정된다, 총 에너지가 펄스신호의 피크 크기를 분석함으로서 결정될 수 있는 반면에, 상호작용의 형태는 섬광펄스의 붕괴속도를 분석함으로서 결정된다.Figure 5 shows pulse signals as a function of time corresponding to gamma-ray interactions and neutron interactions in the inventive composite detector. In FIG. 5, the scintillation characteristic curve 502 of the neutron responsive scintillator is very different from the characteristic curve 501 of the surrounding gamma-ray sensitive detector. These two characteristic signals 501 and 502 are further adjusted to show a significant difference. This is done using an appropriate pulse waveform identification method. Thus, in one embodiment of the present invention, both the total energy deposited and the form of interaction with the detector are determined, while the total energy can be determined by analyzing the peak magnitude of the pulse signal, It is determined by analyzing the decay rate of the pulse.

도 6은 아날로그 펄스파형식별이 중성자 이벤트로부터 감마선을 분리하는데 사용될 때, 252Cf와 60Co 소오스에 대한 감마선과 중성자 사이의 식별을 설명하고 있다. 커브(601)는 60Co 소오스로부터 방출된 감마선의 측정값을 반영하는 반면에 커브(602)는 252Cf 소오스로부터 방출된 중성자의 측정값을 반영한다. 본 발명의 기술분야에 전문가라면 두 커브가 분리되어 확실히 식별될 수 있음을 알 수 있을 것이다.Figure 6 illustrates the identification between gamma rays and neutrons for the 252Cf and 60Co sources when analog pulse waveform identification is used to separate gamma rays from neutron events. Curve 601 reflects the measured value of the gamma ray emitted from the 60Co source while curve 602 reflects the measured value of the neutron emitted from the 252Cf source. It will be appreciated by those skilled in the art that the two curves can be separated and distinctly identified.

한 실시형태에서, 감마선 거부는 측정된 중성자 계수로부터 감마선 계수의 보정된 부분을 감산함으로서 개선된다.In one embodiment, the gamma ray rejection is improved by subtracting the corrected portion of the gamma ray coefficient from the measured neutron count.

한 실시형태에서, 디지털 펄스 처리는 검출기의 출력에서 직접 유리하게 수행된다. 데이터 속도가 매우 빠르므로, 검출기에서의 처리는 다른 처리시스템으로의 전달을 위한 낮은 대역으로 데이터를 낮게 필터링하는데 도움을 준다. 이러한 데이터는 검출된 방사선의 양을 모니터하고 다수의 수단에 의하여 적당한 경보 및/또는 디스플레이 데이터를 상승시키도록 하는데 사용될 수 있다.In one embodiment, digital pulse processing is performed advantageously directly at the output of the detector. Since the data rate is very fast, the processing at the detector helps to lower the data to a lower band for delivery to other processing systems. This data can be used to monitor the amount of detected radiation and to raise the appropriate alarm and / or display data by a number of means.

본 발명의 또 다른 관점에서, 중성자 반응은 또한 이에 수반되는 감마선의 방출이 이루어질 수 있도록 한다. 예를 들어, 중성자와 Gd-157과의 반응에서, 여기된 Gd-157 핵은 붕괴하면서 감마선을 방출한다. 이러한 감마선은 핵반응의 유한시간내에 발생되므로, 펄스파형식별 및 시간영역상관의 원리를 이용하여 조합된 신호를 발생하기 위하여 중성자 섬광체 응답과 조합하여 주위의 감마선 검출기에서 측정되는 감마선 응답을 포함할 수 있다.In another aspect of the present invention, the neutron reaction also allows for subsequent emission of gamma rays. For example, in the reaction of neutrons with Gd-157, the excited Gd-157 nuclei collapse and emit gamma rays. Since these gamma rays occur within a finite time of the nuclear reaction, they may include gamma-ray responses measured at the gamma ray detector in combination with the neutron scintillator response to generate a combined signal using the principle of pulse waveform identification and time domain correlation .

도 1c가 복합형 검출기의 예시적인 구성을 보인 반면에, 중성자와 감마선의 검출효율을 더욱 높이기 위하여 다른 구성의 검출기가 제공될 수 있다. 예시적인 다른 두개의 구성이 도 7a와 도 7b에 도시되어 있다. 도 7a에서 보인 바와 같이, 제1 구성은 입사방사선(705)이 도달하는 방향에 대하여 실질적으로 수직인 방향으로 다수층의 감마선 감응 섬광체 슬라브(701)와 중성자 감응 섬광체 슬라브(702)를 교대로 배치하여 조합한 것이다. 이러한 구성에서, 감마선-중성자 검출기의 효율은 검출기 물질의 슬라브의 수에 비례하여 증가할 수 있는 반면에, 검출기의 후위층에 비하여 검출기의 제1층에서의 방사선 흡수가 우선함으로서 감소효과를 보일 수도 있다. 검출기 슬라브가 이러한 구성으로 배열될 때 중성자 감응도가 현저히 증가된다.While Fig. 1c shows an exemplary configuration of a hybrid detector, other configurations of detectors may be provided to further enhance the detection efficiency of neutrons and gamma rays. Two other exemplary configurations are shown in Figures 7a and 7b. As shown in FIG. 7A, the first arrangement alternately arranges multiple layers of gamma ray sensitive slabs 701 and neutron sensitive scintillation slabs 702 in a direction substantially perpendicular to the direction in which the incident radiation 705 arrives Respectively. In this configuration, the efficiency of the gamma-neutron detector may increase in proportion to the number of slabs of the detector material, while the radiation absorption in the first layer of the detector may be preferred have. The neutron sensitivity is significantly increased when the detector slab is arranged in this configuration.

도 7b에서 보인 다른 구성에서, 다수층의 감마선 검출기 물질(710)과 중성자 검출기 물질(720)이 서로 교대로 배치되고 유입방사선(715)의 방향에 대하여 경사져 있다. 즉, 층(710, 720)은 유입방사선(715)의 방향과 평행하지 않다. 경사진 검출기 슬라브를 갖는 이러한 검출기 구성은 중성자 검출효율을 현저히 증가시킨다. 이는 이러한 경우에 있어서 중성자 또는 광자가 도 7a에서 보인 슬라브의 배열과는 다르게 각 검출기 슬라브를 통하여 보다 긴 경로길이를 가지므로 검출효율에 기여하기 때문이다. 그러나, 이러한 검출기 배열구성은 제조비용이 증가하고 보다 고가의 판독회로를 필요로 한다.7B, multiple layers of gamma ray detector material 710 and neutron detector material 720 are alternately arranged with respect to one another and are inclined with respect to the direction of incoming radiation 715. [ That is, the layers 710 and 720 are not parallel to the direction of the incoming radiation 715. This detector configuration with inclined detector slabs significantly increases neutron detection efficiency. This is because in this case the neutron or photon contributes to the detection efficiency because it has a longer path length through each detector slab, unlike the arrangement of slabs shown in Figure 7a. However, such a detector array configuration increases manufacturing cost and requires more expensive readout circuitry.

본 발명의 기술분야에 전문가라면 섬광체 물질과 광자 검출기의 다른 구성이 가능하고 적용분야에 대한 적합도에 따라 다른 구성도 선택될 수 있음을 이해할 수 있을 것이다. 따라서, 도 1, 도 7a 및 도 7b를 참조하여 설명된 본 발명의 복합형 감마선-중성자 검출기는 Li-6/ZnS 중성자 검출기를 갖는 플라스틱 섬광체 감마선 검출기로 한정되지 않는다. 예를 들어 한 실시형태에서, 복합형 검출기는 초고속 붕괴시간을 갖는 리튬, 보론 또는 가돌리늄 기반의 액상 섬광체와 함께 감마선 겁출기로서 NaI(Tl)를 이용하여 구성될 수 있다. 여기에서, NaI(Tl) 감마선 검출기는 감마선 상호작용에 관한 현저한 펄스높이 정보를 제공할 것인데 반하여, 중성자 검출기는 계속하여 입사중성자속에 관한 정보를 제공할 것이다.It will be appreciated by those skilled in the art that other configurations of scintillation material and photon detectors are possible and that other configurations may be selected depending on the suitability for the application. Accordingly, the inventive composite gamma-neutron detector described with reference to Figures 1, 7A and 7B is not limited to a plastic scintillation gamma ray detector with a Li-6 / ZnS neutron detector. For example, in one embodiment, the composite detector can be constructed using NaI (Tl) as a gamma ray censor with lithium, boron or gadolinium based liquid scintillators with ultra fast breakdown times. Here, the NaI (Tl) gamma ray detector will provide significant pulse height information on gamma-ray interaction, while the neutron detector will continue to provide information about the incident neutron flux.

적당한 광결합물질을 갖는 광반사코팅의 이용은 전체 광수집효율과 검출기의 응답균일성을 개선할 수 있는 것임을 이해할 수 있을 것이다. 과악적인 광도체와 섬광체 물질의 성형은 검출시스템의 광수집효율을 개선하는데 사용될 수 있음을 이해하여야 한다. 또한, 섬광물질 주위의 납, 폴리에틸렌 및 카드뮴 포일과 같은 방사선 차폐물질의 부가는 자연적으로 발생하는 배경방사선에 대한 검출시스템의 응답성을 낮추기 위하여 사용될 수 있는 것으로 이해되어야 한다.It will be appreciated that the use of a light reflective coating with a suitable optical coupling material can improve the overall light collection efficiency and the response uniformity of the detector. It should be appreciated that the molding of the hypothetical photoconductor and scintillator material can be used to improve the light collection efficiency of the detection system. It should also be understood that the addition of radiation shielding materials such as lead, polyethylene and cadmium foil around the scintillating material can be used to lower the responsiveness of the detection system to naturally occurring background radiation.

본 발명의 다른 실시형태에서, 중성자 섬광체는 고속 및 열중성자 상호작용에 의한 상이한 파형을 제공하는데 사용되는 바, 각 파형은 감마선 검출기를 위하여 선택된 것과 상이하다.In another embodiment of the present invention, the neutron scintillators are used to provide different waveforms due to fast and thermal neutron interactions, wherein each waveform differs from that selected for the gamma ray detector.

도 8은 예시적인 검출기 판독회로 구성을 보인 것이다. 도 8에서, 이 회로(800)는 접지된 애노우드(803)의 높은 부전압에서 유지되는 그 캐소우드(802)로 작동되는 광전자증배관(PMT)(801)을 포함한다. 애노우드(803)는 트랜스포머(8040)를 이용하여 고속 샘플링 아날로그-디지털 변환기(ADC)(805)에 AC 결합되어 있다. ADC(805)는 PMT(801)로부터 유입되는 신호의 시간영역샘플을 형성한다. 한 실시형태에서, ADC는 100 MHz 이상의 클록속도에서 작동하여 피크높이와 상승 및 하강 붕괴시간의 정확한 측정을 위한 거의 10 ns 의 샘플링시간을 제공한다. 한 실시형태에서, 필터링 회로가 샘플링된 데이터에서 불필요한 에일라이싱을 방지하기 위하여 나이키스트 필터로서 작용하도록 PMT(801)과 ADC(805)에 대한 입력 사이에 유리하게 포함된다. 한 실시형태에서, LCR 다중극 필터는 유도성분으로서 AC 결합 트랜스포머(804)를 이용하여 구현된다.Figure 8 shows an exemplary detector readout circuit configuration. 8, this circuit 800 includes a photomultiplier tube (PMT) 801 that is operated with its cathode 802 maintained at a high negative voltage of the grounded anode pad 803. Anode 803 is AC coupled to a fast sampling analog-to-digital converter (ADC) 805 using a transformer 8040. The ADC 805 forms time-domain samples of the incoming signal from the PMT 801. In one embodiment, the ADC operates at a clock speed of 100 MHz or higher to provide a peak time of approximately 10 ns for accurate measurement of peak and rise and fall decay times. In one embodiment, the filtering circuit is advantageously included between the PMT 801 and the input to the ADC 805 to act as a Nyquist filter to prevent unnecessary aliasing in the sampled data. In one embodiment, the LCR multipole filter is implemented using an AC coupled transformer 804 as an inductive component.

다른 구성에서, PMT(801)는 큰 대역폭 아날로그 증폭기를 이용하여 ADC(805)의 입력에 d.c. 결합될 수 있다. 다양한 회로구성이 당해 기술분야의 전문가에게는 명백할 것이다.In another configuration, the PMT 801 is connected to the input of the ADC 805 using a large bandwidth analog amplifier. Can be combined. Various circuit configurations will be apparent to those skilled in the art.

ADC에 의하여 발생된 디지털 데이터는 필드 프로그래머블 게이트 어레이(FPGA)(806)와 같은 디지털처리회로에 직접 보내는 것이 좋다. FPGA는 고속디지털 펄스파형처리가 이루어질 수 있도록 하고 (1) 펄스의 도착시간을 기록하고 (2) 펄스의 크기를 측정하며 (3) 중성자와 감마선의 상호작용 사이를 식별하기 위하여 펄스의 하강시간을 측정하도록 구성된다. 이러한 펄스-바이-펄스(pulse-by-pulse) 데이터는 랜덤 액세스 메모리(807)에 히스토그래밍되고 이어서 동적으로 조절된 베이스라인에 대하여 검출된 계수속도를 해결하기 위하여 컴퓨터(808)에서 운영되는 소프트웨어 프로그램에 의하여 분석된다. 그 결과는 디스플레이 스크린(809), 비주얼 인디케이터, 음향기 또는 방사선 물질이 검출되었을 때 신호를 발생하는 다른 적당한 정치를 통하여 작업자에게 전달되도록 지시될 것이다.The digital data generated by the ADC is preferably sent directly to a digital processing circuit, such as a field programmable gate array (FPGA) 806. The FPGA allows high-speed digital pulse waveform processing to be performed (1) to record the arrival time of the pulse, (2) to measure the pulse size, and (3) to determine the fall time of the pulse to identify the interaction between the neutron and the gamma ray. . This pulse-by-pulse data is histogrammed in the random access memory 807 and then run on the computer 808 to resolve the detected counting rate for the dynamically adjusted baseline It is analyzed by a software program. The result will be directed to the operator through display screen 809, a visual indicator, a sounder, or any other suitable threshold for generating a signal when a radioactive material is detected.

펄스파형식별을 위한 다양한 다른 방법은 당해분야의 전문가에게는 명백할 것이다.Various other methods for identifying pulse waveforms will be apparent to those skilled in the art.

도 9는 주행차량 스캐닝구조의 이동형 시스템에 복합형 감마선-중성자 검출기를 적용한 것을 보이고 있다. 도 9에서, 감마선-중성자 검출기(901)는 차량(902)내에 배치된다. 이러한 구성은 검출기(901)를 일측 장소로부터 다른 장소로 신속히 재배치할 수 있도록 하고 차량이 도로를 주행할 때 차량의 은밀한 스캐닝을 하는데 유용하다. 이러한 실시형태에서, 차량(902)은 도로변과 같은 장소로 주행하고 검출시스템(901)이 작동된다. 한 실시형태에서, 차량(902)에 배치된 하나 이상의 센서(도시하지 않았음)가 통과차량과 같은 스캔될 통과대상물의 유무를 결정하고, 검출시스템(901)이 자동적으로 턴-온 된다. 차량이 스캔되었을 때, 감마선-중성자 검출기(901)는 자동적으로 턴-오프 된다. 특정장소에서의 스캐닝이 완료되었을 때, 차량(902)은 단순히 새로운 장소로 이동될 수 있으며 요구될는 경우 스캐닝이 다시 시작될 수 있다. 이러한 구성은 아주 은밀한 방법으로 무작위 장소에서의 스캐닝이 이루어질 수 있도록 한다.FIG. 9 shows a hybrid gamma-neutron detector applied to a mobile system of a traveling vehicle scanning structure. In FIG. 9, a gamma-neutron detector 901 is disposed in the vehicle 902. This configuration is useful for quickly relocating the detector 901 from one location to another and for covert scanning of the vehicle as it travels on the road. In this embodiment, the vehicle 902 travels to the same place as the road side, and the detection system 901 is operated. In one embodiment, one or more sensors (not shown) disposed in the vehicle 902 determine the presence or absence of a passing object to be scanned, such as a passing vehicle, and the detection system 901 is automatically turned on. When the vehicle is scanned, the gamma-neutron detector 901 is automatically turned off. When scanning at a specific location is completed, the vehicle 902 can simply be moved to a new location and scanning can be resumed if required. This configuration allows for scanning in a random place in a very covert manner.

스캐닝장소에서 차량을 적극적으로 스캐닝하지 못하는 경우, 오프 상태의 감마선-중성자 검출기가 자연배경 방사선을 기록하는데 사용되고이러한 자연배경속도는 스캐너의 온 상태중에 부가적인 활동이 통과차량에서 검출될 때 적당한 경보임계값을 설정하는데 이용된다.If the vehicle can not be actively scanned at the scanning site, the off-state gamma-neutron detector is used to record the natural background radiation, and this natural background speed is a reasonable alarm threshold when additional activity is detected in the passing vehicle during the on- Is used to set the value.

다른 경우에 있어서, 복합형 감마선-중성자 검출기(901)는 알려진 속도로 고정타깃을 통과하여 주행되는 차량(902)에 설치된다. 차량(902)이 주행할 때, 고정대상물내의 방사선 물질의 유무를 측정하기 위하여 방사선 방출데이터가 수집된다.In other cases, the composite gamma-neutron detector 901 is installed in a vehicle 902 that travels through a fixed target at a known velocity. As the vehicle 902 travels, radiation emission data is collected to determine the presence or absence of radiation material in the stationary object.

도 10은 차량통과 스캐닝 구성에서 하나 이상의 복합형 감마선-중성자 검출기의 다른 적용분야를 보인 것이다. 도 10에서, 다수의 복합형 감마선-중성자 검출기(1001, 1002, 1003)가 화물차량(1004)이 통과하는 포털구조로서 우측부, 좌측부 및 상측부를 갖는 고정형의 차량통과 시스템으로서 배치된다. 검출기(1001, 1002, 1003)으로부터의 신호가 처리되고 그 결과가 디스플레이(1005)에 나타난다. 또한 이러한 디스플레이는 방사선 물질이 스캔되는 차량(1004)에서 의심이 될 때 자동적으로 발생되는 음향경보장치(1006) 및 영상경보장치(1007)에 결합된다. 디스플레이(1005)와 경보장치(1006, 1007)의 결과는 차량(1004)의 조사가 더 필요한지의 여부를 결정하는데 사용되고 예를 들어 수동조사를 위하여 차량이 유치장소로 이동되어야 하는 지의 여부를 결정하기 위하여 사용된다. 또한 도 10의 차량통과 스캐닝 시스템은 검사를 위하여 차량을 정지시키기 위한 차단기(1009)를 작동시키는 교통통제시스템(1008)을 이용한다. 이러한 차단기는 스캔의 결과가 디스플레이(1005)에 나타날 때 자동적으로 올라간다.Figure 10 shows another application of one or more hybrid gamma-neutron detectors in a vehicle pass scanning configuration. In FIG. 10, a plurality of hybrid gamma-neutron detectors 1001, 1002, and 1003 are disposed as a stationary vehicle passing system having a right side, a left side, and an upper side as portal structures through which the freight vehicle 1004 passes. Signals from the detectors 1001, 1002, and 1003 are processed and the results are displayed on the display 1005. This display is also coupled to an audible alarm device 1006 and an image alarm device 1007, which are automatically generated when a radioactive material is suspected in the scanned vehicle 1004. The results of the display 1005 and the alarms 1006 and 1007 are used to determine whether further investigation of the vehicle 1004 is needed and to determine whether the vehicle should be moved to the host site . The pass-through scanning system of Fig. 10 also uses a traffic control system 1008 that activates a circuit breaker 1009 to stop the vehicle for inspection. This breaker automatically ramps up when the results of the scan appear on the display 1005.

다른 구성에서, 본 발명의 하나 이상의 감마선-중성자 검출기는 공항에서 사용되는 수하물처리시스템과 함께 설치된다. 이와 같이 본 발명의 시스템은 공항터미널을 통과하는 수하물내의 방사선 물질을 검출하기 위하여 사용될 수 있다. 또 다른 구성에서, 본 발명의 하나 이상의 감마선 검출기가 공항화물설비와 고철금속처리시설의 입구에 설치될 수 있다.In another configuration, the at least one gamma-neutron detector of the present invention is installed with a baggage handling system used at an airport. Thus, the system of the present invention can be used to detect the radioactive material in the baggage passing through the airport terminal. In another configuration, one or more gamma ray detectors of the present invention may be installed at the entrances of airport cargo facilities and scrap metal processing facilities.

본 발명의 다른 실시형태에서, 감마선-중성자 검출기는 복합형 감마선-중성자 X-선 이미지를 발생하기 위하여 이동형 X-선 스캐너와 조합된다. 이는 도 11에 도시되어 있다. 도 11에서, 감마선-중성자 검출기(1101)는 이동형 X-선 스캐너(1100)에 설치된다. 이동형 X-선 스캐너(1100)는 또한 차량(1103)에 착설되는 X-선 스캐닝 시스템(1102)을 포함한다. 이와 같은 경우, 감마선-중성자 검출기(1101)로부터의 방사선 신호가 X-선 스캐닝 시스템(1102)으로부터의 전송 X-선 이미지와 동시에 획득된다. 이는 감마선-중성자 검출기(1101)로부터의 신호가 검사중인 화물내의 방사선 물질의 유무를 작업자가 탐색하는데 도움을 주도록 X-선 이미지 데이터와 상관될 수 있도록 한다. 모두 본문에 인용되는 미국특허출원번호 10/201,503; 10/600,629; 10/915,687; 10/939,986; 11/198,919; 11/622,560; 11/744,411; 12/051,910; 12/263,160; 12/339,481; 12/339,591; 12/349,534; 12/395,760; 12/404,913에 기술된 이동형 시스템이 사용될 수 있다.In another embodiment of the present invention, a gamma-neutron detector is combined with a mobile x-ray scanner to generate a composite gamma-neutron x-ray image. This is shown in FIG. In FIG. 11, a gamma-neutron detector 1101 is installed in the mobile X-ray scanner 1100. The portable x-ray scanner 1100 also includes an x-ray scanning system 1102 mounted on the vehicle 1103. In such a case, the radiation signal from the gamma-neutron detector 1101 is obtained simultaneously with the transmitted x-ray image from the x-ray scanning system 1102. [ This allows the signal from the gamma-neutron detector 1101 to be correlated with the x-ray image data to help the operator to determine the presence of radiation material in the cargo under inspection. U.S. Patent Application No. 10 / 201,503, all incorporated herein by reference; 10 / 600,629; 10 / 915,687; 10 / 939,986; 11 / 198,919; 11 / 622,560; 11 / 744,411; 12 / 051,910; 12 / 263,160; 12 / 339,481; 12 / 339,591; 12 / 349,534; 12 / 395,760; 12 / 404,913 can be used.

다른 실시형태에서, 본 발명의 감마선-중성자 검출기는 포털 또는 갠트리 구조의 X-선 이미지화 시스템에 조합된다. 도 12에서, 다수의 감마선-중성자 검출기(1201)이 포털구조내에 배치된 전송 X-선 시스템(1202)와 함께 공동으로 배치된다. 검사될 대상물 또는 차량은 이러한 포털 또는 갠트리를 통과할 수 있다. 이러한 작동방식은 또한 방사선 신호가 검사될 대상물의 X-선 이미지와 상관될 수 있도록 하여 검출효율을 높일 수 있도록 한다. 예를 들어, X-선 이미지의 고감쇠영역의 발현과 한계값 이하에서 감마선 및/또는 중성자 신호의 소규모 증가는 차폐된 방사선 소오스의 존재를 나타낼 것이다.In another embodiment, the gamma-neutron detector of the present invention is incorporated into an X-ray imaging system of a portal or gantry structure. In FIG. 12, a plurality of gamma-neutron detectors 1201 are co-located with a transmit x-ray system 1202 disposed in a portal structure. The object or vehicle to be inspected may pass through such a portal or gantry. This mode of operation also allows the radiation signal to be correlated with the x-ray image of the object to be examined, thereby increasing the detection efficiency. For example, a small increase in the gamma and / or neutron signal below the expression and threshold of a highly attenuated region of the x-ray image will indicate the presence of a shielded radiation source.

도 13은 휴대용으로서 수동으로 조작할 수 있는 구조인 감마선-중성자 검출기의 다른 실시형태를 보인 것이다. 도 13에서, 감마선-중성자 검출기구(1300)가 도시되어 있다. 이 기구는 메인 유니트(1301)와 핸들(1302)을 포함한다. 한 실시형태에서, 복합형 감마선-중성자 검출기(도시하지 않았음)의 섬광패널이 메인 유니트(1301)내에 배치되는 반면에, 전자장치와 배터리는 기구의 핸들(1302)내에 배치된다. 매입형 인디케이터(1303)는 기구(1300)의 부근에 존재하는 방사선의 양을 작업자에게 제공한다. 이러한 구성은 무작위 조사, 특히 소형 대상물의 무작위 조사에 유용하고 차량의 구석진 곳과 모서리 부분을 조사하는데 유용하다.Figure 13 shows another embodiment of a gamma-neutron detector, which is a manually operable structure for portable purposes. 13, a gamma-neutron detection mechanism 1300 is shown. The mechanism includes a main unit 1301 and a handle 1302. In one embodiment, a glare panel of a composite gamma-neutron detector (not shown) is disposed in the main unit 1301, while the electronic device and the battery are disposed in the handle 1302 of the apparatus. The recessed indicator 1303 provides the operator with the amount of radiation present in the vicinity of the instrument 1300. This configuration is useful for random surveys, particularly random surveys of small objects, and is useful for examining corner and corners of a vehicle.

본 발명의 새로운 방식은 혼합형의 감마선-중성자 검출기를 구성하기 위하여 중성자 섬광 검출기를 감마선 검출기와 조합한다. 이러한 방식은 이중신호를 검출하여 검출효율을 높이는 이점을 제공한다. 또한, 펄스파형식별방법을 이용하여, 본 발명의 시스템이 중성자 신호를 감마선 신호로부터 탁월하게 분리할 수 있도록 한다. 본 발명의 시스템은 적용여하에 따라서 달리 제한 없이 고정형, 차량통과형 포털, 갠트리, 휴대용 및 수동조작형을 포함하는 다양한 구성에 이용될 수 있다. 조합형의 검출기는 해상화물검사, 육상차량 및 고철금속이용시설의 검사, 수하물 및 항공화물의 스캐닝과, 기타 다른 분야에서 이용될 수 있다. 본 발명의 조합된 중성자-감마선 검출기 및/또는 중성자 검출기부분 및/또는 감마선 검출기부분은 방사선검출에 관한 ANSI 규격에 부합되도록 구성된다.The novel approach of the present invention combines a neutron scintillation detector with a gamma detector to construct a mixed gamma-neutron detector. This scheme provides an advantage of detecting a double signal and improving detection efficiency. In addition, using the pulse waveform identification method, the system of the present invention allows the neutron signal to be well separated from the gamma ray signal. The system of the present invention can be used in various configurations including fixed, vehicle-passing portal, gantry, portable, and manual operation types depending on the application. Combined detectors can be used in marine cargo inspection, inspection of land vehicles and scrap metal utilization facilities, scanning of baggage and air cargo, and other fields. The combined neutron-gamma ray detectors and / or neutron detector portions and / or gamma ray detector portions of the present invention are configured to conform to the ANSI standard for radiation detection.

He-3의 단기공급에 의한 문제점에 당면한 He-3 기반의 시스템에 비하여, 본 발명은 특별한 핵을 갖는 시스템의 이용을 제한하지 않는다. 이미 언급된 바와 같이, 리튬(Li-6), 보론(B-10), 카드뮴(Cd), 가돌리늄(Gd), 및 헬륨(He-3)과 같은 입자가 방출되는 넓은 열중성자 포획 단면적을 갖는 적당한 물질이 본 발명의 시스템으로 방사선 물질의 검출을 위하여 사용될 수 있다. 이러한 구성은 비용과 공급이 통제하에 놓일 수 있도록 하는데 도움을 준다. 더욱이, 본 발명의 조합된 감마선-중성자 검출기는 본 발명의 검출기가 한 실시형태에서 한 셋트의 전자장치만을 이용하는 반면에 He-3 기반의 시스템은 다수 셋트의 전자장치를 이용하므로 He-3 기반의 시스템에 비하여 보다 소형이고 경량이다. 다른 실시형태에서, 본 발명은 다수의 전자장치 셋트를 이용할 수도 있다.Compared to a He-3 based system that faces the problem of short supply of He-3, the present invention does not limit the use of a system with a special nucleus. As already mentioned, there is a large thermal neutron capture cross-section where particles such as lithium (Li-6), boron (B-10), cadmium (Cd), gadolinium (Gd), and helium Suitable materials may be used for the detection of radioactive material in the system of the present invention. This configuration helps to keep costs and supplies under control. Moreover, the combined gamma-neutron detector of the present invention can be used in conjunction with He-3-based systems since the detector of the present invention utilizes only one set of electronic devices in one embodiment while a He-3 based system utilizes multiple sets of electronic devices. It is smaller and lighter than the system. In another embodiment, the present invention may utilize multiple electronic device sets.

세계적으로 사용되고 있는 대부분의 방사선 모털 모니터(RPM)는 감마선을 검출하기 위하여 플라스틱 섬광체와 중성자를 측정하기 위하여 감속형 ³He 검출기를 이용한다. 중요한 것은 전형적인 RPM에서, 비용을 줄이기 위하여 차선의 감속구조를 갖는 모듈 마다 단 하나 또는 두개의 ³He 튜브가 사용된다는 것이다. 이는 중성자 검출효율이 수 퍼센트에 지나지 않는 결과를 가져온다.Most radiomale monitor (RPM) used worldwide use a decelerating ³ He detector to measure plastic scintillators and neutrons to detect gamma rays. It is important to note that in a typical RPM, only one or two ³ He tubes are used for each module with a lane deceleration structure to reduce costs. This results in a neutron detection efficiency of only a few percent.

제안된 중성자 검출기는 그 중성자 검출과 감마선 거부역량이 ³He 와 유사하므로 방사선 포털 모니터(RPM)의 ³He 검출기를 대신할 수 있다. 더욱이, 본 발명의 검출기는 위험물질을 가지지 않고, 상업적으로 용이하게 입수할 수 있으며, 특별히 운반허가를 요구하지 않고, 기계적으로나 환경적으로 매우 견고하며, 저렴한 비용으로 용이하게 제조할 수 있는 것이다. 검출기는 또한 수동형 또는 백팩형의 ㄱㅁ출기로 적합하고 효율은 ³He 의 효율 보다 높다. 끝으로, 본 발명의 방식은 비교적 단순하고 소형의 전자장치를 갖는 단일의 PMT를 이용하므로 통합형의 중성자 및 감마선 검출기용으로 적합하다. Since the proposed neutron detector that detects neutrons and gamma rays rejection capability is similar to the ³ He can take the place of the ³ He detectors of radiation portal monitors (RPM). Furthermore, the detector of the present invention has no dangerous substance, is easily available commercially, does not require a special transportation permit, is very robust mechanically and environmentally, and can be easily manufactured at low cost. The detector is also suitable as a passive or backpack type extractor and the efficiency is higher than that of ³ He. Finally, the method of the present invention utilizes a single PMT with a relatively simple and compact electronic device, making it suitable for integrated neutron and gamma ray detectors.

상기 언급된 바와 같이, ³He 와 같이 ¹⁰B는 넓은 열중성자 포획 단면적을 가지고 두개의 검출가능한 고에너지 전하입자를 방출하며 ³He 와는 다르게 자연적으로 풍부하다. 다른 한편으로, ³He 의 공급은 신속히 감소되고 그 결과로 ³He 가스는 갑시 비싸지고 얻기도 어렵게 되고 있다. 비록 종래에는 보론 코팅형의 검출기가 유용하고 예를 들어 반응기 중성자속 모니터로서 이용되었으나, 이들은 비효율적이고 이들의 이용에 제한이 있었다.As mentioned above, like ³ He, ¹⁰ B has a broad thermal neutron capture cross-section and emits two detectable high energy charge particles, and is naturally abundant, unlike ³ He. On the other hand, the supply of ³ He is reduced rapidly and as a result, ³ He gas becomes more expensive and difficult to obtain. Conventionally, boron-coated type detectors are useful and used, for example, as reactor neutron sequestration monitors, but they are inefficient and limited in their use.

따라서, 본 발명은 한 실시형태에서 현재의 방사선 포털 모니터(RPM) ³He 검출기를 직접 대체하여 사용할 수 있는 박막코팅형의 ¹⁰B 평판 이온화 챔버 중성자 검출기를 기술한다. 여러 실시형태에서, ¹⁰B 코팅의 두께는 0.1~2.0 미크론의 범위이다. 한 실시형태에서, ¹⁰B 코팅은 두께가 1.0 미크론이다. 두꺼운 코팅은 에너지 손실이 코팅을 통하여 가스 챔버측으로 횡단하는 전하입자로부터의 에너지 손실 보다 큼을 의미한다. 그 결과로 신호에 손상을 초래한다. 그러나, 두꺼운 코팅은 특정 효율에 이르도록 하는데 요구되는 층의 수가 적어져 검출효율을 증가시킬 수 있다.Thus, the present invention describes a ¹⁰ B flat ionization chamber neutron detector of the thin film coating type, which in one embodiment can be used directly to replace the current Radiation Port Monitor (RPM) ³ He detector. In various embodiments, the thickness of the ¹⁰ B coating ranges from 0.1 to 2.0 microns. In one embodiment, the ¹⁰ B coating has a thickness of 1.0 micron. A thick coating means that the energy loss is greater than the energy loss from the charge particles traversing to the gas chamber side through the coating. The result is damage to the signal. However, a thick coating can increase the detection efficiency by reducing the number of layers required to reach a certain efficiency.

한 실시형태에서, 본 발명의 검출기는 보론코팅의 애노우드와 캐소우드 전극판 사이에 개재된 아르곤 가스셀을 포함한다.In one embodiment, the detector of the present invention comprises an argon gas cell interposed between the anode of the boron coating and the cathode electrode plate.

한 실시형태에서, 평행한 판상구조가 이용되어 중성자를 열중성자화하고 이들을 높은 효율로 검출하기 위하여 전극판의 배면에 폴리에틸렌과 같은 중성자감속시이트의 통합을 허용한다. 선택적으로, 감속체는 기존의 RPM의 경우와 같이 중성자에 부가하여 감마선을 검출할 수 있는 대면적의 광전자증배관으로 보이는 플라스틱 섬광체 시이트로 대체될 수 있다.In one embodiment, a parallel plate structure is utilized to allow for the integration of a neutron reduction sheet, such as polyethylene, on the backside of the electrode plate to thermally neutrine the neutrons and detect them with high efficiency. Alternatively, the decelerator may be replaced with a plastic scintillator sheet, which appears to be a large-area optoelectron multiplier tube capable of detecting gamma rays in addition to neutrons, as in the case of conventional RPMs.

본 발명은 또한 구조와 제조가 간단하고, 단위셀 검출기에 대하여 용이하게 확장될 수 있으며, 다양한 분야에 용이하게 적용할 수 있고 비용이 적게 드는 대면적의 검출기를 기술한다.The present invention also describes a large area detector that is simple in structure and manufacturing, easily extendable to a unit cell detector, and is easily applicable to various fields and is inexpensive.

한 실시형태에서, 상기 언급된 바와 같이, 대면적의 ¹⁰B 기반의 ³He 대체 검출기의 개발하는 방식은 도 14에서 보인 바와 같이 평행판 이온화 챔버의 개념을 이용하는 것에 초점을 맞추고 있다. 도 14에서, 하나의 단위셀 검출기의 기본구조는 중간에 가스셀(1403)이 개재되는 고압바이어스형인 제1 보론층(1401)과 제2 보론층(1402)로 구성된다. 이들 두 보론층은 열중성자를 포획한다. 중성자가 포획되었을 때, 두 전하입자 ⁷Li과 알파입자가 방출되고 가스를 이온화시켜 자유이온과 전자를 생성한다. 인가되는 전압(1405)은 신호를 생성하는 전하를 스위프한다.In one embodiment, as described above, the development of a large area ^10B- based ³ He substitution detector focuses on utilizing the concept of a parallel plate ionization chamber as shown in FIG. 14, the basic structure of one unit cell detector is composed of a first boron layer 1401 and a second boron layer 1402 which are high-pressure bias type in which a gas cell 1403 is interposed. These two boron layers capture thermal neutrons. When neutrons are trapped, the two charged particles ⁷ Li and alpha particles are released and ionize the gas to generate free ions and electrons. The applied voltage 1405 sweeps the charge generating signal.

다음의 등식은 ¹⁰B의 중성자포획반응을 보인 것이다.The following equation shows the neutron capture reaction at ¹⁰ B:

이러한 반응에서 보인 바와 같이, ⁷Li과 알파입자가 반대방향으로 방출된다. 하나의 입자가 가스셀(1403)의 가스를 이온화시켜 자유전자와 이온쌍을 생성한다. 고압바이어스는 생성된 전자/이온쌍에 비례하는 신호펄스를 생성하는 이온을 ㅅ위프한다. 챔버는 전자의 증식에 의존하지 않고 비례카운터가 신호를 증가시키도록 이용하므로 낮은 전압이 인가될 수 있다. 반응의 94%에서, 알파입자에는 1.47 MeV가 인가되는 반면에 반응의 약 6%에서는 이에 1.78 MeV가 인가된다.As shown in this reaction, ⁷ Li and alpha particles are emitted in opposite directions. One particle ionizes the gas in the gas cell 1403 to generate free electrons and ion pairs. The high-pressure bias wipes ions that produce a signal pulse proportional to the generated electron / ion pair. The chamber can be applied with a low voltage since it does not depend on the proliferation of electrons and uses the proportional counter to increase the signal. At 94% of the reaction, 1.47 MeV is applied to the alpha particle while about 1.78 MeV is applied at about 6% of the reaction.

¹⁰B는 낮은 Z 물질에 대하여 제2의 최대 열중성자포획 단면적을 갖는다. 이 단면적은 3837 barn 인 반면에 ³He는 5333 barn의 단면적을 갖는다. ¹⁰B가 이러한 넓은 열중성자포획 단면적을 가지므로, ¹⁰B 기반의 검출기는 ³He 등가효율을 얻을 수 있다. 대면적의 평행판 이온화 챔버는 순수열중성자 검출기가 되도록 구성되지 않고 고속 중성자를 효과적으로 검출하도록 구성되고 최적화될 수 있다. ¹⁰ B has a second maximum thermal neutron capture cross-section for a low Z material. This cross-sectional area is 3837 barn while ³ He has a cross-sectional area of 5333 barn. ^{Since 10} B has such a wide thermal neutron capture cross-section, ¹⁰ B -based detectors can achieve ³ He equivalent efficiency. The large-area, parallel-plate ionization chamber is not configured to be a pure thermal neutron detector and can be configured and optimized to effectively detect fast neutrons.

고속중성자검출은 대부분의 경우 발생되었을 때 모든 중성자가 "고속"(0.1 MeV 이상의 에너지를 갖는다)이므로 순수열중성자검출 보다 더 많은 검사영역이 관련된다. 실제로 고속핵분열 중성자는 핵분열 이벤트의 가장 중요한 신호의 하나이다. 한 실시형태에서, 도 14의 다중 단위셀은 검출기의 고유효율을 증가시키기 위하여 함께 적층된다. 한 실시형태에서, 검출기는 다층형이고 20개 이상의 층을 포함한다.Fast neutron detection involves more testing than pure neutron detection since all neutrons are "fast" (energy over 0.1 MeV) in most cases. In fact, fast fission neutrons are one of the most important signals of fission events. In one embodiment, the multiple unit cells of Figure 14 are stacked together to increase the intrinsic efficiency of the detector. In one embodiment, the detector is multi-layered and comprises at least 20 layers.

도 15는 각각 대면적의 방사선 포털 모니터를 대체할 수 있는 고속중성자 구조의 제1 및 제2 실시형태(FIG 15A, FIG 15A)를 보이고 있다. 도 15의 FIG 15A에서, 단위셀 검출기는 제1 폴리에틸렌층(1501), 제1 보론코팅 금속층(1503), 가스셀층(1505), 제2 보론코팅층(1507)과, 제2 폴리에틸렌층(1509)을 포함한다. 한 실시형태에서, 가스셀층(1505)은 아르곤으로 구성된다. 작동에 있어서, 고속중성자가 폴리에틸렌층에 의하여 감속되고, 열중성자화되며, 보론에 의하여 포획된다. 이와 같이 폴리에틸렌층은 고속중성자를 감속시킨다.FIG. 15 shows first and second embodiments (FIGS. 15A and 15A) of a high-speed neutron structure capable of replacing a large-area radiation portal monitor, respectively. 15, the unit cell detector includes a first polyethylene layer 1501, a first boron coating metal layer 1503, a gas cell layer 1505, a second boron coating layer 1507, a second polyethylene layer 1509, . In one embodiment, the gas cell layer 1505 is comprised of argon. In operation, the fast neutrons are decelerated by the polyethylene layer, thermally neutrallized, and trapped by boron. Thus, the polyethylene layer decelerates fast neutrons.

도 15의 FIG 15B에서 보인 바와 같이, 광자 검출기는 중성자 검출기와 통합되어 있다. 여기에서, 폴리에틸렌 시이트 대신에 플라스틱 섬광체가 두개의 층(1510, 1530)의 형태로 검출기에 통합된다. 플라스틱 섬광체는 이중목ㄹ적으로 사용되는 바, 이는 감마선 섬광 검출기이므로, 고속 중성자를 감속시킬 수 있고 감마선을 효과적으로 검출할 수 있도록 한다. 도 15의 FIG 15A에서 보인 구성이 현재의 RPM의 ³He 모듈로 대체될 수 있는 반면에, 단일 모듈인 도 15의 FIG 15B의 구성은 현재 RPM의 전체 감마선 및 중성자 검출모듈을 대체할 수 있다.As shown in FIG. 15B of FIG. 15, the photon detector is integrated with the neutron detector. Here, instead of a polyethylene sheet, plastic scintillators are incorporated into the detector in the form of two layers 1510 and 1530. The plastic scintillator is used in a double-headed fashion because it is a gamma-ray scintillation detector, which can decelerate high-speed neutrons and effectively detect gamma rays. On the other hand, Fig. The shown configuration 15 of FIG 15A that can be replaced by a ³ He module for the current RPM, a single module configuration of Figure 15 in the FIG 15B may replace the entire gamma-ray and neutron detection module for the current RPM.

상기 언급된 바와 같이, 대면적을 커버할 수 있는 검출기의 확장성은 평행판 이온화챔버의 개념을 통하여 성취될 수 있다. 도 16a 내지 도 16c는 확장성을 성취할 수 있는 3개의 예시적인 단계를 설명한다. 도 16a는 도 15에 대하여 상세히 설명된 두개의 적층형 단위셀 검출기를 보이고 있다. 한 실시형태에서, 적층형 검출기는 10 cm x 10 cm x 1 cm 의 크기를 갖는다. 두개의 단위셀 검출기(1601)를 포함하는 적층형 검출기는 전체 4개의 보론층(1605), 두개의 아르곤 가스셀(1607)과 3개의 캡톤층(1609)을 포함한다. 캡톤층(1609)은 얇은 보론 코팅을 견고하게 하기 위하여 사용된다. 당해 기술분야의 전문가라면 이러한 목적을 위하여 다른 적당한 물질이 사용될 수 있음을 이해할 수 있을 것이다.As mentioned above, the expandability of the detector capable of covering a large area can be achieved through the concept of a parallel plate ionization chamber. Figures 16A-C illustrate three exemplary steps that can achieve scalability. FIG. 16A shows two stacked unit cell detectors described in detail with reference to FIG. In one embodiment, the stacked detector has a size of 10 cm x 10 cm x 1 cm. A stacked detector comprising two unit cell detectors 1601 includes a total of four boron layers 1605, two argon gas cells 1607 and three capton layers 1609 The capton layer 1609 is used to strengthen the thin boron coating. It will be appreciated by those skilled in the art that other suitable materials may be used for this purpose.

보다 많은 보론, 달리 언급하자면 보다 많은 보론층을 부가하고 하나 이상의 단위셀 검출기를 적층함으로서, 검출기 적층체내에 중성자흡수물질의 양이 증가된다. 보다 많은 보론이 부가됨으로서, 중성자가 검출기를 통과할 때 적어도 하나의 보론층과 상호작용하는 기회가 많아지므로 중성자를 검출하기가 더욱 용이하다. 이와 같이, 한 실시형태에서, 다중 단위셀 검출기가 함께 적층되어 검출기의 고유효율을 증가시킨다. 한 실시형태에서, 검출기는 다층형이고 20개 층 이상을 포함한다.By adding more boron, in other words by adding more boron layer and laminating more than one unit cell detector, the amount of neutron absorbing material in the detector stack is increased. With the addition of more boron, it is easier to detect neutrons because the opportunity for the neutrons to interact with at least one boron layer when passing through the detector is greater. Thus, in one embodiment, multiple unit cell detectors are stacked together to increase the intrinsic efficiency of the detector. In one embodiment, the detector is multi-layered and comprises more than 20 layers.

도 16b는 본 발명의 검출기를 확장하는 다른 실시형태를 보인 것이다. 한 실시형태에서, 단위셀은 1 ㎡ 까지의 면적을 얻을 수 있도록 "타일링"된다. 검출기 매트릭스(1606)에서 각 사각형(1607)은 하나의 단위셀 검출기를 나타내고 10 타일 x 10 타일 검출기를 가짐으로서 대면적을 얻을 수 있다. 각 타일은 데이터획득시스템에 연결하기 위한 별도의 전선(1607)을 갖는다. 타일은 전기적인 절연을 위한 요구(1608)에 의하여 분리되어 있다.Figure 16b shows another embodiment of extending the detector of the present invention. In one embodiment, the unit cell is "tiled " to obtain an area of up to 1 m < 2 >. In the detector matrix 1606, each square 1607 represents one unit cell detector and a large area can be obtained by having a 10-tile x 10-tile detector. Each tile has a separate wire 1607 for connection to the data acquisition system. The tiles are separated by a request for electrical isolation (1608).

다른 실시형태에서, 도 16c는 절첩형 구조의 검출기(1610)를 보인 것으로, 도 16b에서 보인 바와 같이 1 m x 1 m 검출기를 부착하여 패키지로 절첩되는 대면적의 검출기를 얻을 수 있다. 절첩이 가능하므로 검출기의 이동가능성이 커지며, 펼쳤을 때 매우 넓은 검출영역을 얻을 수 있어 검출효율을 증가시킬 수 있다.In another embodiment, FIG. 16C shows a folded detector 1610, which can be attached to a 1 m x 1 m detector as shown in FIG. 16B to obtain a large area detector that is folded into a package. The possibility of movement of the detector is increased, and a very wide detection area can be obtained when the detector is unfolded, so that the detection efficiency can be increased.

도 17은 4 atm 압력을 갖는 2인치 직경의 ³He 튜브의 경우와 같이, 동일한 열중성자 검출효율(1702)을 얻는데 요구되는 ¹⁰B 층(1701)의 수를 작도함으로서 본 발명의 B-10 검출기의 검출효율을 보인 것이다. 예시적인 시뮬레이션에서, 1-㎛ 두께의 ¹⁰B 의 각 층에 대한 포획 이벤트의 수가 계산된다. 보론물질에서 1.47 MeV 알파입자가 3.5 ㎛ 정도이므로 이러한 두께가 선택되었다. 만약 보론의 두께가 너무 두꺼우면, 전하입자는 층내에서 이들의 모든 에너지를 잃게 되고 신호에 기여하지 않고 소실된다. 도 17에서, 40개의 1 ㎛ 두께의 ¹⁰B 층이 라인(1703)으로 보인 바와 같이 85% 부근에서 ³He 튜브와 동일한 열중성자 검출효율을 얻기 위하여 필요한 것임을 알 수 있다.Figure 17 shows the B-10 detector of the present invention by plotting the number of ¹⁰ B layers 1701 required to obtain the same thermal neutron detection efficiency 1702, as is the case for 2 inch diameter ³ He tubes with 4 atm pressures. . In an exemplary simulation, the number of capture events for each layer of ¹⁰ -μm thick 1B is calculated. This thickness was selected because the 1.47 MeV alpha particle in the boron material is about 3.5 mu m. If the boron thickness is too large, the charge particles lose all their energy in the layer and are lost without contributing to the signal. In FIG. 17, it can be seen that 40 1 占 퐉 thick ^10B layers are required to obtain the same thermal neutron detection efficiency as the ³ He tube at around 85% as shown by line 1703.

대면적의 ¹⁰B 열중성자 검출기는 또한 양호한 고속중성자 검출기가 될 수 있다. 많은 능동적 반응측정기술에서, 고속중성자의 검출은 은폐된 특정 핵물질을 나타낸다. 도 18은 본 발명의 ¹⁰B 중성자 검출기의 고속중성자 검출효율을 ³He 기반의 차동약화분석(DDAA) 검출기에 비교한다. DDAA 기술은 열중성자화된 반응측정 소오스가 검출기내에서 약화된 후에 열중성자유도 핵분열 중성자를 검출할 수 있다. 도면은 폴리에틸렌이 ¹⁰B 검출기의 내부에서 성층되므로, 폴리에틸렌 두께의 함수로서 ¹⁰B 중성자 검출기의 약화시간(1801)과 검출기의 검출효율(1802)을 보인 것이다.Large area ¹⁰ B thermal neutron detectors can also be good fast neutron detectors. In many active response measurement techniques, the detection of fast neutrons represents a specific nuclear material concealed. Figure 18 compares the fast neutron detection efficiency of the ^10B neutron detector of the present invention to a ³ He based differential attenuation analysis (DDAA) detector. The DDAA technique can detect thermal neutron induced fission neutrons after the thermo-neutronized reaction measurement source is weakened in the detector. The figure shows the degradation time 1801 of the ¹⁰ B neutron detector and the detection efficiency 1802 of the detector as a function of the thickness of polyethylene since polyethylene is stratified inside the ¹⁰ B detector.

DDAA 검출기는 검출효율이 25% 부근인 40 ㎲의 약화시간을 얻는다. 이는 DDAA 검출기와 동일한 약화시간에 대하여 ¹⁰B 중성자 검출기의 각 폴리에틸렌층이 커브(1801)로 보인 바와 같이 두께가 6 mm 이어야 한다. 따라서, 이러한 싯점에서 ¹⁰B 중성자 검출기의 고유검출효율이 커브(1802)로 보인 바와 같이 DDAA 검출기와 매우 유사한 20% 정도이다.The DDAA detector obtains an attenuation time of 40 μs with a detection efficiency of around 25%. This should be 6 mm thick as shown by curve 1801 for each polyethylene layer of the ¹⁰ B neutron detector for the same degradation time as the DDAA detector. Thus, the intrinsic detection efficiency of the ¹⁰ B neutron detector at this point is about 20%, which is very similar to the DDAA detector, as shown by the curve 1802.

도 19a 내지 도 19f는 한 실시형태에서 약 1 ㎡ 의 면적을 갖는 본 발명의 단위셀 검출기의 제조에 사용된 대면적 보론기판층의 제조과정의 한 실시형태를 단계적으로 보인 것이다. 제안된 방법은 경제적이고 확장가능한 반도체기술을 따르고 있다.Figures 19a-19f illustrate one embodiment of a process for fabricating a large area boron substrate layer used in the manufacture of a unit cell detector of the present invention having an area of about 1 m2 in one embodiment. The proposed method follows economical and scalable semiconductor technology.

도 19a에서 보인 바와 같이, 단계 1900에서, 매우 얇은 시이트의 구리포일(1911)이 양호한 전도성의 금속기재로서 사용된다. 한 실시형태에서, 구리포일(1911)의 두께는 50-100 ㎛의 범위이다. 한 실시형태에서 구리포일 시이트(1901)는 100 ㎠의 면적을 갖는다.As shown in Fig. 19A, at step 1900, a very thin sheet of copper foil 1911 is used as a good conductive metal substrate. In one embodiment, the thickness of the copper foil 1911 is in the range of 50-100 [mu] m. In one embodiment, the copper foil sheet 1901 has an area of 100 cm < 2 >.

도 19b에서 보인 바와 같이, 단계 1910에서, 구리포일(1911)은 대면적의 구조적인 강도를 얻기 위하여 캡톤층과 같은 보다 견고한 층(1912)에 부착된다. 그리고 구리/캡톤층은 10 cm x 10 cm 타일 패턴과 각 전선을 에칭하기 위하여 염화제이철 용액에 침지된다.As shown in Fig. 19B, at step 1910, the copper foil 1911 is attached to a more rigid layer 1912, such as a capton layer, to obtain a large area structural strength. The copper / capton layer is then immersed in a ferric chloride solution to etch each wire with a 10 cm x 10 cm tile pattern.

트레이스(trace)가 에칭되었을 때, 층은 도 19c에서 단계 1920으로 보인 바와 같이 진공증착을 위하여 드럼(1921)상에 착설된다.When the trace is etched, the layer is laid on the drum 1921 for vacuum deposition as shown in step 1920 in FIG. 19C.

도 19d에서 보인 바와 같이, 단계 1930은 구리표면(1911)에 보론(1931)의 증착을 보이고 있다 증착을 위하여, 드럼(1933)에 부착된 기판이 스퍼터링 챔버(도시하지 않았음)의 둘레에 회전된다. 한 실시형태에서, 스퍼터링 챔버는 B₁₀C/B₄C 스퍼터링을 위한 마그네트론(1934)을 포함한다. 선형 스퍼터링 소오스(1934)의 이용으로, 타깃과 기판 사이의 거리가 감소될 수 있으며 1차원에서 보론의 손실이 젤한될 수 있다. 더욱이, 증착속도는 마그네트론 전력강도를 최대화하고 스케일링 방법을 통하여 증가될 수 있다. 한 실시형태에서, 여분의 전자이미터가 스퍼터링중에 보론 타깃내에 매입된다. 여분의 전자를 사용하는 것은 증착의 안정성과 온도를 증가시켜 보다 안정된 보론 필름을 얻을 수 있도록 하는 것이다. 여분의 전자이미터를 이용하는 방법은 Hilliard 에게 특허된 미국특허 제7,931,787호 "Electron-Assisted Deposition Process and Apparatus"에 기술되어 있으며 이 특허문헌은 그 전체가 본문에 인용된다.Step 1930 shows the deposition of boron 1931 on the copper surface 1911. For deposition, the substrate attached to the drum 1933 is rotated around a sputtering chamber (not shown) do. In one embodiment, the sputtering chamber includes a magnetron 1934 for B ₁₀ C / B ₄ C sputtering. With the use of the linear sputtering source 1934, the distance between the target and the substrate can be reduced and the loss of boron in one dimension can be reduced. Moreover, the deposition rate can be increased through the scaling method to maximize the magnetron power intensity. In one embodiment, a redundant electron emitter is embedded in the boron target during sputtering. The use of extra electrons increases the stability of deposition and the temperature so as to obtain a more stable boron film. A method of using an extra electron emitter is described in U.S. Patent No. 7,931,787 to Hilliard, entitled " Electron-assisted Deposition Process and Apparatus ", which is incorporated herein by reference in its entirety.

보론은 전도성을 가지므로, 에칭된 전선으로 보론이 증착되는 것을 차단하여 전선이 단락되는 것을 방지하기 위하여 마스크(1935)가 사용된다.Since boron is conductive, a mask 1935 is used to prevent the boron from being deposited on the etched wire and to prevent shorting of the wire.

도 19e에서 보인 바와 같이, 단계 1940에서, 보론이 증착된 후에, 대면적 보론층(1941)이 진공으로부터 인출되어 검출기에 설치될 준비가 된다.As shown in FIG. 19E, in step 1940, after the boron is deposited, the large area boron layer 1941 is withdrawn from the vacuum and is ready to be installed in the detector.

도 19f에서 보인 바와 같이, 선택적인 단계 1950에서, 고속중성자 검출기가 검출기로 제작되고, 여기에서 보론/구리/캡톤 층(1951)이 폴리에틸렌 시이트상에 라미네이팅된다.As shown in FIG. 19F, at optional step 1950, a fast neutron detector is fabricated with a detector wherein the boron / copper / capton layer 1951 is laminated onto a polyethylene sheet.

각 층이 제조된 후에, 도 15에서 설명된 바와 같이 각 가판층이 검출기로 적층/성층되어 보론의 양이 증가하고 중성자 검출효율이 최대화된다.After each layer is fabricated, each platelet layer is laminated / stratified with a detector as described in FIG. 15 to increase the amount of boron and maximize neutron detection efficiency.

이와 같이, 본 발명의 단위셀은 중간에 가스셀이 개재된 작어도 두개의 보론코팅 금속층을 포함한다. 한 실시형태에서, 검출기는 다수의 단위셀 검출기를 포함하고, 이는 전체 20개 이상의 층을 포함할 수 있다.Thus, the unit cell of the present invention includes at least two boron-coated metal layers with a gas cell interposed therebetween. In one embodiment, the detector comprises a plurality of unit cell detectors, which may comprise a total of at least 20 layers.

고속 중성자(핵분열 스펙트럼)을 위하여, 대부분의 중성자는 보론의 포획이 일어나기 전에 감속될 필요가 있을 것이다. 포획을 위한 단면적은 중성자 에너지가 감소함에 따라서 증가되는 것에 유의하여야 한다. 감속되었을 때, 중성자는 보론에 의하여 흡수되거나 포획되어 전하입자를 방출한다. 이들 입자는 180도로 방출되므로 단 하나만이 가스셀을 횡단하여 검출될 수 있는 전자/이온을 발생한다. 만약 제1 폴리에틸렌 또는 삼광체 층이 고속 중성자를 감속시키지 않는 경우, 제2층이 이를 수행하여 n번째 층까지 이를 수행함으로서 검출효율을 증가시킨다. 중성자는 최초 충돌시에 대부분의 에너지를 잃을 수 있다는 점을 유의하여야 하는 반면에, 통상적인 경우는 아니나 부가적인 폴리에틸렌 또는 섬광시이트를 포함하는 적층체의 각 층에 전체 단위셀 검출기의 이용을 필요로 한다. 따라서, 적층체에 더 많은 층이 부가될 때, 보다 많은 중성자를 검출할 수 있는 확률이 증가된다.For fast neutrons (fission spectrum), most neutrons will need to be decelerated before the capture of boron occurs. It should be noted that the cross-sectional area for capture increases with decreasing neutron energy. When decelerated, the neutrons are absorbed or trapped by boron to release charge particles. These particles are emitted at 180 degrees so that only one generates electrons / ions that can be detected across the gas cell. If the first polyethylene or cryogen layer does not decelerate the fast neutrons, the second layer performs this to the nth layer, thereby increasing the detection efficiency. It should be noted that neutrons can lose most of their energy at the time of initial collision, while the need for the use of an entire unit cell detector in each layer of the laminate, which is not typical, but includes additional polyethylene or scintillating sheets do. Thus, when more layers are added to the laminate, the probability of detecting more neutrons is increased.

상기 언급된 예는 본 발명의 시스템의 만은 적용을 단순히 설명한 것이다. 비록 본 발명의 몇몇 실시형태가 설명되었으나, 본 발명은 본 발명의 사상 또는 범위를 벗어나지 않고 많은 다른 특정 형태로 구체화될 수 있음을 이해하여야 한다. 따라서, 본 발명의 이러한 예와 실시형태는 제한적인 것이 아니라 예시적인 것으로 간주되어야 하며, 본 발명은 첨부된 청구항의 범위 내에서 변형될 수 있다.The above-mentioned examples merely illustrate the application of the system of the present invention. Although several embodiments of the invention have been described, it should be understood that the invention can be embodied in many other specific forms without departing from the spirit or scope of the invention. Accordingly, these examples and embodiments of the invention should be regarded as illustrative rather than restrictive, and the invention can be modified within the scope of the appended claims.

100: 복합형 감마선-중성자 검출기, 101, 102: 감마선 검출기, 103: 중성자 검출기, 104: 광전자증배관, 105: 펄스처리기, 200: 중성자 겁출기, 201: 박막스크린, 202: 투명수소 광도체, 203: 광전자증배관, 205: 플라스틱 섬광체, 208: 반사체 포일, 300: 검출기, 301: 플라스틱 섬광체, 302: 스크린, 303: 펄스파형식별회로, 701: 감마선 감응형 섬광체 슬라브, 702: 중성자 감응형 섬광체 슬라브, 800: 검출기판독회로, 801: 광전자증배관, 901: 감마선-중성자 검출기, 902: 차량, 1001, 1002, 1003: 복합형 감마선-중성자 검출기, 1100: 이동형 X-선 스캐너, 1101: 감마선-중성자 검출기, 1102: X-선 스캐닝 시스템, 1201: 감마선-중성자 검출기, 1202: 전송 X-선 시스템, 1300: 감마선-중성자 검출기, 1501: 폴리에틸렌층, 1503: 보론코팅 금속층, 1505: 가스셀층, 1509: 폴리에틸렌층, 1601: 적층형 단위셀 검출기, 1610: 검출기.The present invention relates to a neutron detector for detecting a neutron in a nuclear reactor and a method for controlling the neutron detector in a neutron detector. A photomultiplier tube 203, a plastic scintillator 208, a reflector foil 300, a detector 301, a plastic scintillator 302, a screen 303, a pulse waveform identification circuit 701 a gamma ray sensitive scintillator slab 702 a neutron- Slide 800 Detector readout circuit 801 Photomultiplier tube 901 Gamma-neutron detector 902 Vehicle 1001 1002 1003 Composite gamma-neutron detector 1100 Mobile x-ray scanner 1101 Gamma- Neutron detector 1102 X-ray scanning system 1201 gamma-neutron detector 1202 transmission X-ray system 1300 gamma-neutron detector 1501 polyethylene layer 1503 boron coating metal layer 1505 gas cell layer 1509 : Polyethylene layer, 1601: laminated unit cell detector, 1610: Detector.

Claims

The neutron-responsive composite type scintillator of the first layer,
Second, and third layers of gamma ray sensitive scintillators,
Wherein the first layer is disposed between the second layer and the third layer.

2. A gamma-neutron detector according to claim 1, wherein the first layer comprises one of Gd mixed with Li-6, B-10, Cd or ZnS.

The method of claim 1, wherein the first layer is formed by one of Li-6, B-10, CD, or Gd in a mixture comprising vapor-dried ZnS or ZnS (Ag) and a binder and a solvent. - Neutron detector.

3. A gamma-neutron detector according to claim 2, characterized in that Li-6 or B-10 has a density of 20-30% by volume relative to ZnS.

The gamma-neutron detector of claim 1, wherein the second and third layers comprise one of an organic solid scintillator, an inorganic solid scintillator, or a liquid scintillator.

2. The gamma-neutron detector of claim 1, wherein the second and third layers comprise plastic scintillators having a fast decay time and the first layer comprises scintillators having a slow decay time.

The gamma-neutron detector of claim 1, wherein the second and third layers are thicker than the first layer.

The gamma-neutron detector of claim 7, wherein the thickness of the second and third layers is in the range of between 0.01 m and 0.20 m.

The gamma-neutron detector of claim 1, wherein the second and third layers are comprised of front and back panels of different thicknesses.

2. A gamma-neutron detector according to claim 1, wherein a plurality of phase gamma ray sensitive scintillators and a plurality of said neutron-responsive composite scintillators are alternately arranged in a direction perpendicular to the direction of incident radiation.

2. A gamma-neutron detector according to claim 1, wherein a plurality of phase gamma ray sensitive scintillators and a plurality of said neutron-sensitive composite scintillation crystals are alternately arranged and arranged to be inclined with respect to the direction of incident radiation.

Gamma ray detector of plastic scintillator,
A neutron detector having at least one screen comprising a mixture of active ZnS and Li-6 or B-10,
And at least one photodetector for collecting light rays generated by the neutron and gamma ray detectors and converting them into neutron and gamma ray events.

13. The gamma-neutron detector of claim 12, comprising a pulse waveform identifier for identifying neutron and gamma ray events, wherein at least one screen is embedded within the plastic scintillator.

13. The gamma-neutron detector of claim 12, comprising a reflector foil disposed between the at least one screen and the plastic scintillator, wherein at least one screen is embedded within the transparent hydrogen photoconductor.

Comprising at least one neutron cell, wherein the neutron cell
The first and second layers comprising B-10 to capture neutrons,
And a cell layer disposed between the first layer and the second layer, wherein when the neutrons are captured, the first and second layers charge particles that ionize gas generating free electrons and ion pairs in the cell layer Gamma-neutron detector. &Lt; / RTI >

16. The gamma-neutron detector of claim 15, wherein the gas is argon.

16. The gamma-neutron detector of claim 15, further comprising third and fourth layers of polyethylene disposed such that at least one neutron cell has first and second layers in the middle.

16. The gamma-neutron detector of claim 15, further comprising third and fourth layer gamma ray-sensitive plastic scintillators disposed such that at least one neutron cell has first and second layers in the middle.

16. The gamma-neutron detector of claim 15, wherein a plurality of neutron unit cells are stacked together to increase the efficiency of the combined detector.

16. The gamma-neutron detector of claim 15, wherein the plurality of neutron unit cells are tiled together to increase the area and efficiency of the combined detector.

16. The gamma-neutron detector of claim 15, wherein the plurality of neutron unit cells are secured together in a folded configuration.