WO2005106532A2 - Dosimeter zur erfassung von neutronenstrahlung - Google Patents

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WO2005106532A2
WO2005106532A2 PCT/EP2005/003745 EP2005003745W WO2005106532A2 WO 2005106532 A2 WO2005106532 A2 WO 2005106532A2 EP 2005003745 W EP2005003745 W EP 2005003745W WO 2005106532 A2 WO2005106532 A2 WO 2005106532A2
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dosimeter
neutron
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converter
neutron converter
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Georg Fehrenbacher
Johannes Georg Festag
Frank Gutermuth
Torsten Radon
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GSI Gesellschaft für Schwerionenforschung mbH
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    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
    • G01T3/00—Measuring neutron radiation

Definitions

  • the invention relates to a dosimeter for detecting neutron radiation in the energy range from 0.025 eV to a few hundred GeV according to the preamble of claim 1.
  • Accelerator systems for research purposes and for use in industrial and medical environments are used to accelerate particles to very high energies.
  • ions are accelerated up to energies of a few hundred GeV.
  • These high-energy ions produce secondary radiation, namely charged particles and neutrons, when they interact with matter.
  • the energy spectrum of the neutrons generated ranges from 0.025 eV to a few hundred GeV, since the maximum energy of the neutrons generated can have the same energy range as the primary ion radiation.
  • Dosimeters for the detection of neutron radiation which can be used in the entire energy range of neutron radiation from the range of thermal neutrons (0.025 eV) to energies of several hundred GeV.
  • Dosimeters used here have a base body made of a hydrogen-containing material, which is essentially spherical.
  • a detection element, which detects the incident radiation, is arranged in the center of the base body.
  • a neutron converter which comprises metal atoms. These convert the neutrons to be detected into slowed-down neutrons which are in a suitable energy range from 0.025 eV to 1 keV, so that they can be registered by the detection element.
  • the detection element must be removed to evaluate the radiation detected. It has been found that the construction of conventional dosimeters is complex and that environmental monitoring is only possible at relatively high costs.
  • the object of the invention is therefore to create a dosimeter for detecting neutron radiation which is simple in construction and thus allows inexpensive environmental monitoring, that is to say a dosimetric estimate of the neutron radiation.
  • the dosimeter has an essentially spherical base body, in the center of which a detection element is accommodated. It is surrounded by a neutron converter with metal atoms.
  • the dosimeter is characterized in that the base body has an access through which the detection element can be reached. In this way, it can be introduced into and removed from the neutron converter.
  • the neutron converter is preferably cylindrical, so that the detection element is easily accessible. Further refinements result from the subclaims.
  • Figure 1 is a schematic diagram of a first embodiment of a dosimeter in cross section
  • Figure 2 is a schematic diagram of a second embodiment of a dosimeter in a perspective view.
  • FIG. 1 shows an embodiment of a dosimeter 1 which comprises a base body 3.
  • a base body 3 This is spherical here.
  • the base body 3 is preferably constructed in such a way that it exhibits essentially the same moderation behavior for radiation from different spatial directions.
  • the base body thus serves as a moderation body and has a hydrogen-containing substance. It is preferably made from this. Hydrogen-containing plastics, in particular polyethylene (PE) and / or polymethyl methacrylate (PMMA) can be used as the base material, but also water and the like.
  • PE polyethylene
  • PMMA polymethyl methacrylate
  • a detection element 5 is provided in the center of the base body 3 and can comprise at least one storing and at least one registering element. It serves to detect radiation penetrating the base body 3.
  • the detection element 5 is surrounded by a neutron converter 7, which is essentially cylindrical and surrounds the detection element 5.
  • the neutron converter 7 also includes a filler 9 in which the detection element 5 is embedded. It is preferably accommodated in a slot made in the filler body 9 in order to enable easy replacement.
  • the filler 9 can also be designed as a moderation body and comprise or consist of a hydrogen-containing substance of the type mentioned above.
  • the neutron converter 7 has a wall 11 which comprises metal atoms which have a nuclear charge number Z> 15, preferably Z> 20.
  • the wall can comprise titanium, chromium, vanadium, iron, copper, tungsten, lead and / or bismuth atoms. It is essential that the metal atoms are stable in the sense of radioactivity. It is conceivable that metal atoms with different atomic charges are provided in the wall 11. It is also possible to use metal atoms from alloys.
  • the neutron converter preferably has at least two layers with metal atoms of different atomic number Z, it being possible for the layers to be structured such that essentially only metal atoms of a certain atomic number are provided per layer.
  • the layers are preferably selected and oriented such that they contain metal atoms with a decreasing atomic number as viewed from the side of the dosimeter facing the neutron radiation. It is also conceivable for at least one of the layers to be designed as a metal foil, preferably as a rolled metal foil, or as a polymer foil vapor-coated with metal.
  • the sequence of layers with metal atoms of different nuclear charges is preferably adapted to the energy spectrum of the neutron radiation that is to be detected by the detection element 5.
  • the wall 11 of the neutron converter 7 consists of lead with a thickness of 0.5 to 2.0 cm.
  • the neutron converter 7 preferably has a height of 8.0 to 15 cm and an outer diameter of 1.0 to 5.0 cm.
  • An access 13 is provided in the base body 3 of the dosimeter 1, which is implemented, for example, as a bore.
  • the detection element 5 can be introduced into the interior of the dosimeter 1, here the neutron converter 7, via this. It also serves to remove the detection element 5 for its evaluation.
  • an opening 15 is provided through which the interior of the neutron converter 7 is accessible.
  • the filler body 9 is preferably designed in such a way that it comprises metal atoms in the region of the opening 15, so that a cover 17 is realized, which is constructed like the wall 11 of the neutron converter 7.
  • the access 13 is provided with a closure body 19, which preferably fills it completely.
  • the closure body 19 preferably has the same dimension material such as the base body 3 or is made of this in order to subject radiation incident in the area of the access 13, as in the area of the rest of the base body 3, to moderation.
  • a neutron absorber 21 can also be provided, which is arranged between the base body 3 and the detection element 5.
  • the neutron absorber 21 is implemented on the outside of the neutron converter 7 as an absorption layer and is indicated by dashed lines.
  • the neutron absorber 21 inside the neutron converter 7, for example on its inner wall.
  • the neutron absorber 21 preferably comprises boron atoms. However, cadmium atoms can also be provided instead or in addition.
  • the neutron absorber 21 can also have a plurality of layers, which are provided on the outside or inside of the wall 11 of the neutron converter 7.
  • the detection element 5 can comprise at least one storing and at least one registering element, preferably at least one of the elements being designed as a passive element.
  • the detection element 7 can be designed such that the at least one registering element converts the neutrons into charged particles, which are then detected by the at least one storing element.
  • the storage element is, for example, an inorganic crystal, preferably a thermoluminescent crystal. A LiF crystal is preferably used.
  • the storage element can also be designed as a nuclear trace detector and preferably comprise an organic high polymer, in particular Makrofol or CR39. Finally, it is also possible to use an inorganic glass and / or an organic crystal for the storage element.
  • the storage element can also be designed as an active element and comprise a semiconductor, preferably silicon.
  • a solid-state memory element preferably a MOSFET transistor, can be used.
  • the registering element of the detection element 5 preferably has 6 Li and / or 10 B and / or 153 ' 155 ' 157 Gd atoms arranged in a thin and thin layer.
  • the dosimeter 1 can comprise a solid-state storage element, preferably a modified MOSFET transistor, which is arranged in a housing.
  • the housing has on the side facing the solid-state memory element side, that is on its inner side, a-preferably as a thin layer ausserve- 10 B and / or 6 Li and / or 153,155,157 Gd atoms containing compound serving as a registration layer.
  • This layer represents a layer sensitive to slowed (thermalized) neutrons.
  • the space between the housing and the solid-state storage element is filled with a gas.
  • the solid-state memory element used here faces the environment An opening on the side of the oxide layer of the EEPROM so that its potential-free gate is in direct contact with the surrounding gas.
  • the layer attached to the housing wall surrounding the MOSFET transistor generates charged particles when neutrons hit the detection element. These are registered and stored by the solid-state storage element. By choosing different materials for the layer, the neutron sensitivity of the dosimeter can be set for different requirements.
  • the storage and registration elements can comprise atoms to be activated by neutron capture, preferably gold and / or silver and / or cadmium.
  • the dosimeter 1 is arranged at locations where neutron radiation is to be recorded and registered, for example for the environmental monitoring of high-energy accelerators. Due to the design of the dosimeter 1, it is possible to evaluate neutron radiation with neutrons of different energies, i.e. thermal neutrons with 0.025 eV but also neutrons with several hundred GeV. Experiments have shown that balls with a diameter of 20 to 35 cm, which consist of polyethylene, can be used particularly well as base body 3, the neutron converter 7 having a wall 11, which is preferably made of 0.5 to 2, 0 cm thick metal, in particular lead, and a filler 9 is provided.
  • the dosimeter 1 comprises a neutron absorber 21, which preferably comprises 10 boron atoms or 10 boron-containing materials.
  • Fast neutrons must first be braked in the base body 3 of the dosimeter 1 serving as a moderation body before they can be registered in the detection element 5.
  • the total diameter of the dosimeter is decisive for the maximum of the detection curve for a certain neutron energy in the area of these fast neutrons.
  • Very fast neutrons that is to say neutrons in the energy range of> 10 MeV
  • a neutron converter 7 having metal atoms is provided.
  • Neutrons that hit a metal atom with many nucleons in the neutron converter 7 lead to spallation, that is to say to the evaporation of protons and neutrons.
  • An intranuclear cascade forms in the core of the metal atoms, in which, in addition to protons, neutrons are also emitted whose energy is lower than that of the neutrons striking the dosimeter 1.
  • the energy of the resulting neutrons is in the MeV range.
  • fragmentation can also occur due to the fact that neutrons hit the nuclei of the metal atoms in the wall 11 of the neutron converter 7. These disintegrate into several cores and then lead to an evaporation process of particles. This in turn generates neutrons, their energy being less than the energy of the neutrons hitting the dosimeter 1.
  • the neutron converter 7 is essential for high-energy neutrons because it leads to neutrons of high energy being converted into slowed (thermalized) neutrons in a suitable energy range, so that these are detected by the detection element 5 directly or after moderation can be detected in the packing 9.
  • the dosimeter 1 described here is characterized in that neutrons can be detected in very different energy ranges.
  • the sensitivity to neutrons of certain energy can be determined by the choice of the thickness of the base body 3 serving as a moderation body, but also by the choice of the material which the base body 3 contains or from which it is made.
  • the thickness of the wall 11 of the neutron converter 7 is also decisive.
  • the material of the packing 9 also plays a role in the adjustment of the dosimeter 1 to the detection of neutrons of a certain energy.
  • an optimizing absorber layer the neutron absorber 21, can be provided for slow neutrons, whose layer thickness can be matched to the energy of the neutrons to be detected.
  • holes can also be made therein. The holes preferably make up approximately 10% to 30% of the surface of the neutron absorber 21.
  • the dosimeter 1 of the type described here serves primarily to detect neutrons in a wide energy range. It can also be used to detect neutron radiation in mixed radiation fields in which photon, neutron and electron radiation are therefore present.
  • two isotopes with a neutron input cross section that is at least several orders of magnitude different are used for the detection element 5, preferably 6 Li and 7 Li and / or 10 B and 11 B atoms and / or 153 .
  • 155-157 Gd and 156-160 Gd and / or 235 U and 239 Pu containing compounds are used for the detection element 5, preferably 6 Li and 7 Li and / or 10 B and 11 B atoms and / or 153 .
  • 155-157 Gd and 156-160 Gd and / or 235 U and 239 Pu containing compounds are used for the detection element 5, preferably 6 Li and 7 Li and / or 10 B and 11 B atoms and / or 153 .
  • differential methods are to be understood to mean that the measured radiation intensities are subtracted from at least two detection elements.
  • the detection elements are selected such that both measure the total radiation intensity, although one is sensitive to slowed down neutrons and the other is not sensitive to slowed down neutrons. This results in the radiation intensity of the neutron radiation after the subtraction of the measured radiation intensities.
  • 5 6 LiF and 7 LiF crystals are particularly preferred as passive elements of a detection element for realizing thermoluminescence detectors.
  • the dosimeter 1 can be designed as a passive dosimeter and that radiation fields which have pulsed radiation can also be monitored, the radiation being neutrons in a very large energy range (0.025 eV to a few hundred) GeV) includes.
  • the design of the dosimeter 1 ensures that the radiation dose is measured practically independently of the direction.
  • FIG. 2 shows a further embodiment of a dosimeter 1 in a perspective view. It has the same structure as that explained with reference to FIG. 1, so that reference is made to the previous description of the dosimeter 1. Its function is also identical.
  • the base body 3 is not spherical here. Its basic shape is based on a cylinder, the two end faces of which are provided with a chamfer in their transition region to the cylindrical outer surface of the base body 3.
  • a base body which has a central, essentially cylindrical first section 23 which comprises two ends formed in mirror image.
  • the upper end 25 is flat and forms a circular end surface running perpendicular to a central axis 27 of the base body.
  • Access 13 which has already been explained with reference to FIG. 1, opens into this has been.
  • the closure body 19 is inserted, which has also already been described above.
  • the upper end 25 merges into the cylindrical first section 23 via a conical second section 29.
  • cylindrical first section 23 is adjoined by a conical third section 31 which is oriented and designed in the opposite direction to the second section 29 and which tapers downwards starting from the cylindrical first section 23 and which adjoins a lower end 33.
  • This is formed by a circular end surface on which the central axis 27 is perpendicular.
  • the lower end 33 thus runs parallel to the upper end 25.
  • the base body 3 of the dosimeter 1 according to the exemplary embodiment according to FIG. 2 is preferably designed such that its moderation behavior is comparable to that of the base body, as was explained on the basis of the first exemplary embodiment according to FIG. 1. It should be noted that the production of the base body 3 according to the exemplary embodiment according to FIG. 2 can be carried out relatively inexpensively, for example by providing a cylindrical starting body with a chamfer in the region of its ends, so that conical sections result, via which the cylindrical first section 23 in the end faces perpendicular to the central axis 27, which form the upper end 25 and the lower end 33.
  • the height of the conical sections 29 and 31 measured in the direction of the central axis 27 and the height of the cylindrical first section 23 can be varied within a wide range and depending on the te moderation properties of the base body 3 can be adjusted.
  • the shape of the base body 3 is preferably roughly adapted to that of a ball.
  • the basic body 3 explained with reference to FIG. 2 can also have a different contour. It is conceivable that the middle, here cylindrical first section 23 has a more or less curved outer contour, which also essentially corresponds to that of a sphere in the area of its equator.
  • the second and third sections 29 and 33 also do not have to be exactly conical. More or less curved areas can also be provided, via which the middle first section 23 merges into the upper end 25 and the lower end 33.
  • the dosimeter 1 according to FIG. 2 is constructed identically to the dosimeter 1 according to FIG. 1, so that reference is made to the description of the elements present according to FIG. 1.
  • the materials from which the basic body of the exemplary embodiment according to FIG. 2 is made can be identical to those used for the dosimeter 1 according to FIG. 1.

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Abstract

Es wird ein Dosimeter (1) zur Erfassung von Neutronenstrahlung in einem Energiebereich von 0.025 eV bis einigen hundert GeV vorgeschlagen, welches einen als Moderationskörper dienenden im wesentlichen kugelförmigen Grundkörper (3) mit wasserstoffhaltigem Material, ein im Zentrum des Grundkörpers (3) angeordnetes Detektionselement (5), und einen das Detektionselement (5) umgebenden Neutronenkonverter (7) aufweist, wobei der Neutronenkonverter (7) Metallatome umfasst, die die Energie der hochenergetischen Neutronenstrahlung im wesentlichen in Neutronen in einem geeigneten Energiebereich umsetzen. Das Dosimeter (1) zeichnet sich dadurch aus, dass der Grundkörper (3) einen Zugang (19) aufweist, durch den das Detektionselement (5) in den Neutronenkonverter (7) einbringbar und aus diesem entnehmbar ist und dass der Neutronenkonverter (7) zylinderförmig ausgebildet ist.

Description

Dosimeter zur Erfassung von Neutronenstrahlung
Beschreibung
Die Erfindung betrifft ein Dosimeter zur Erfassung von Neutronenstrahlung im Energiebereich von 0.025 eV bis einige hundert GeV gemäß Oberbegriff des Anspruchs 1.
Beschleunigeranlagen für Forschungszwecke und zur Nutzung im industriellen und medizinischen Umfeld werden dazu verwendet, Teilchen auf sehr hohe Energien zu beschleunigen. Beispielsweise werden in modernen Schwerionenbeschleunigem Ionen bis auf E- nergien von einigen hundert GeV beschleunigt. Diese hochenergetischen Ionen produzieren Sekundärstrahlung, nämlich geladene Teilchen und Neutronen, wenn sie mit Materie in Wechselwirkung treten. Das Energiespektrum der erzeugten Neutronen reicht von 0.025 eV bis zu einigen hundert GeV, da die maximale Energie der erzeugten Neutronen denselben Energiebereich wie die primäre lonenstrahlung aufweisen kann. Für den Strahlenschutz ist es notwendig, die erzeugten Neutronen zu erfassen, um Strahlenschutzmaßnahmen, insbesondere Abschirmungen, so zu dimensionieren, dass vorgegebene Grenzwerte eingehalten werden können. Da hochenergetische Neutronen eine große mittlere Weglänge in Materie haben, können sie auch sehr starke Abschirmungen durchdringen. Deshalb ist es - insbesondere bei Schwerionentherapieanlagen - notwendig und von großer Bedeutung, die Neutronenintensitäten zu messen und zu ü- berwachen (Umgebungsüberwachung). Für die Strahlenschutzüber- wachung ist es wichtig, Dosimeter zum Nachweis von Neutronenstrahlung zu entwickeln, die im gesamten Energiebereich der Neutronenstrahlung vom Bereich thermischer Neutronen (0.025 eV) bis zu Energien von mehreren hundert GeV verwendet werden können. Hier eingesetzte Dosimeter weisen einen Grundkörper aus einem wasserstoffhaltigen Material auf, der im Wesentlichen kugelförmig ist. Im Zentrum des Grundkörpers ist ein Detektionselement angeordnet, das die einfallende Strahlung erfasst. Um auch Neutronen- Strahlung mit sehr hoher Energie detektieren zu können, ist ein Neutronenkonverter vorgesehen, der Metallatome umfasst. Diese setzen die zu erfassenden Neutronen um in verlangsamte Neutronen, die in einem geeigneten Energiebereich von 0.025 eV bis 1 keV liegen, so dass diese von dem Detektionselement registriert werden können. Zur Auswertung der erfassten Strahlung muss das Detektionselement ausgebaut werden. Es hat sich herausgestellt, dass der Aufbau herkömmlicher Dosimeter komplex ist und damit die Umgebungsüberwachung nur unter relativ hohen Kosten möglich ist.
Aufgabe der Erfindung ist es daher, ein Dosimeter zur Erfassung von Neutronenstrahlung zu schaffen, das einfach aufgebaut ist und damit eine kostengünstige Umgebungsüberwachung, das heisst eine do- simetrische Abschätzung der Neutronenstrahlung erlaubt.
Zur Lösung dieser Aufgabe wird ein Dosimeter vorgeschlagen, das die in Anspruch 1 genannten Merkmale aufweist. Das Dosimeter weist einen im Wesentlichen kugelförmigen Grundkörper auf, in dessen Zentrum ein Detektionselement untergebracht ist. Es wird von einem Neutronenkonverter mit Metallatomen umgeben. Das Dosimeter zeichnet sich dadurch aus, dass der Grundkörper einen Zugang aufweist, durch den das Detektionselement erreichbar ist. Es kann auf diese Weise in den Neutronenkonverter eingebracht und aus diesem entnommen werden. Der Neutronenkonverter ist vorzugsweise zylindrisch ausgebildet, so dass das Detektionselement leicht zugänglich ist. Weitere Ausgestaltungen ergeben sich aus den Unteransprüchen.
Die Erfindung wird im Folgenden anhand der Zeichnung näher erläutert. Es zeigen:
Figur 1 eine Prinzipskizze eines ersten Ausführungsbeispiels eines Dosimeters im Querschnitt und
Figur 2 eine Prinzipskizze eines zweiten Ausführungsbeispiels eines Dosimeters in perspektivischer Ansicht.
Aus Figur 1 ist ein Ausführungsbeispiel eines Dosimeters 1 ersichtlich, das einen Grundkörper 3 umfasst. Dieser ist hier kugelförmig ausgebildet. Denkbar ist es aber auch, einen polyederförmigen Grundkörper zu verwenden, dessen Außenfläche sich also aus einer Vielzahl von ebenen Bereichen zusammensetzt. Entscheidend ist, dass der Grundkörper 3 vorzugsweise so aufgebaut ist, dass er ein im Wesentlichen gleichartiges Moderationsverhalten für Strahlung aus unterschiedlichen Raumrichtungen zeigt.
Der Grundkörper dient also als Moderationskörper und weist eine wasserstoffhaltige Substanz auf. Vorzugsweise ist er aus dieser hergestellt. Als Grundmaterial können wasserstoffhaltige Kunststoffe, insbesondere Polyäthylen (PE), und/oder Polymethylmethacrylat (PMMA) eingesetzt werden, aber auch Wasser und dergleichen.
Im Zentrum des Grundkörpers 3 ist ein Detektionselement 5 vorgesehen, das mindestens ein speicherndes und mindestens ein registrierendes Element umfassen kann. Es dient dazu, den Grundkörper 3 durchdringende Strahlung zu erfassen. Das Detektionselement 5 wird von einem Neutronenkonverter 7 umgeben, der im Wesentlichen zylindrisch ausgebildet ist und das Detektionselement 5 umgibt. Der Neutronenkonverter 7 schließt auch einen Füllkörper 9 ein, in den das Detektionselement 5 eingebettet ist. Es wird vorzugsweise in einem in den Füllkörper 9 eingebrachten Schlitz untergebracht, um einen einfachen Austausch zu ermöglichen.
Auch der Füllkörper 9 kann als Moderationskörper ausgebildet sein und eine wasserstoffhaltige Substanz der oben angesprochenen Art umfassen oder aus dieser bestehen.
Der Neutronenkonverter 7 weist eine Wandung 11 auf, die Metallatome umfasst, die eine Kernladungszahl Z > 15, vorzugsweise Z > 20, aufweisen. Die Wandung kann Titan-, Chrom-, Vanadium-, Eisen-, Kupfer-, Wolfram-, Blei- und/oder Wismut-Atome umfassen. Wesentlich ist, dass die Metallatome stabil im Sinne der Radioaktivität sind. Denkbar ist es, dass Metallatome unterschiedlicher Kernladungszahl in der Wandung 11 vorgesehen sind. Auch ist es möglich, Metallatome von Legierungen einzusetzen.
Vorzugsweise weist der Neutronenkonverter mindestens zwei Schichten mit Metallatomen unterschiedlicher Kernladungszahl Z auf, wobei die Schichten so strukturiert sein können, dass im Wesentlichen jeweils pro Schicht nur Metallatome einer bestimmten Kernladungszahl vorgesehen sind.
Bevorzugt werden die Schichten so ausgewählt und orientiert, dass diese von der der Neutronenstrahlung zugewandten Seite des Dosimeters aus gesehen Metallatome mit absteigender Kernladungszahl enthalten. Denkbar ist es auch, dass mindestens eine der Schichten als Metallfolie, vorzugsweise als gewalzte Metallfolie, oder als mit Metall bedampfte Polymerfolie ausgebildet ist.
Die Folge der Schichten mit Metallatomen unterschiedlicher Kernla- dungszahl ist vorzugsweise an das Energiespektrum der Neutronenstrahlung angepasst, die von dem Detektionselement 5 erfasst werden soll.
Bei einem besonders bevorzugten Ausführungsbeispiel besteht die Wandung 11 des Neutronenkonverters 7 aus Blei mit einer Dicke von 0.5 bis 2.0 cm. Der Neutronenkonverter 7 weist vorzugsweise eine Höhe von 8.0 bis 15 cm und einen Außendurchmesser von 1.0 bis 5.0 cm auf.
In den Grundkörper 3 des Dosimeters 1 ist ein Zugang 13 eingebracht, der beispielsweise als Bohrung realisiert ist. Über diesen ist das Detektionselement 5 in das Innere des Dosimeters 1 , hier des Neutronenkonverters 7 einbringbar. Er dient auch der Entnahme des Detektionselements 5 zu dessen Auswertung.
Im Übergangsbereich zwischen dem Zugang 13 und dem Neutronenkonverter 7 ist eine Öffnung 15 vorgesehen, über die das Innere des Neutronenkonverters 7 zugänglich ist. Vorzugsweise ist der Füllkörper 9 so ausgebildet, dass er im Bereich der Öffnung 15 Metallatome umfasst, so dass quasi ein Deckel 17 realisiert wird, der wie die Wandung 11 des Neutronenkonverters 7 aufgebaut ist.
Der Zugang 13 ist bei Einsatz des Dosimeters 1 mit einem Ver- Schlusskörper 19 versehen, der diesen vorzugsweise vollständig ausfüllt. Der Verschlusskörper 19 weist vorzugsweise dasselbe Ma- terial wie der Grundkörper 3 auf oder ist aus diesem hergestellt, um im Bereich des Zugangs 13 einfallende Strahlung, wie im Bereich des übrigen Grundkörpers 3, einer Moderation zu unterwerfen.
Aus Figur 1 ist noch ersichtlich, dass zusätzlich ein Neutronenabsor- ber 21 vorgesehen werden kann, der zwischen Grundkörper 3 und Detektionselement 5 angeordnet ist. Bei dem hier dargestellten Ausführungsbeispiel ist der Neutronenabsorber 21 außen auf dem Neutronenkonverter 7 als Absorptionsschicht realisiert und gestrichelt angedeutet.
Grundsätzlich ist es aber auch möglich, den Neutronenabsorber 21 im Inneren des Neutronenkonverters 7, beispielsweise auf dessen Innenwandung, vorzusehen.
Der Neutronenabsorber 21 umfasst vorzugsweise Bor-Atome. Es können aber auch stattdessen oder zusätzlich Cadmium-Atome vor- gesehen werden.
Der Neutronenabsorber 21 kann auch mehrere Schichten aufweisen, die außen oder innen auf der Wandung 11 des Neutronenkonverters 7 vorgesehen sind.
Das Detektionselement 5 kann mindestens ein speicherndes und mindestens ein registrierendes Element umfassen, wobei vorzugsweise mindestens eines der Elemente als passives Element ausgelegt ist. Beispielsweise kann das Detektionselement 7 so ausgelegt werden, dass das mindestens eine registrierende Element die Neutronen in geladene Teilchen umwandelt, die dann von dem mindes- tens einen speichernden Element erfasst werden. Das speichernde Element ist beispielsweise ein anorganischer Kristall, vorzugsweise ein Thermolumineszenzkristall. Vorzugsweise wird ein LiF-Kristall verwendet. Das speichernde Element kann auch als Kernspurdetektor ausgelegt sein und vorzugsweise ein organisches Hochpolymer, insbesondere Makrofol oder CR39, umfassen. Schließlich ist es auch möglich, für das speichernde Element ein anorganisches Glas und/oder ein organisches Kristall einzusetzen.
Das speichernde Element kann auch als aktives Element ausgelegt sein und einen Halbleiter, vorzugsweise Silizium, umfassen. Insbe- sondere kann ein Festkörperspeicherelement, vorzugsweise ein MOSFET-Transistor, eingesetzt werden.
Das registrierende Element des Detektionselements 5 weist vorzzuuggsswweeiissee iinn eeiinneerr ddüünnnneenn SSechhicht angeordnete 6Li- und/oder 10B- und/oder 153'155'157Gd-Atome auf.
Das Dosimeter 1 kann als speicherndes Element des Detektionselements 5 ein Festkörperspeicherelement, vorzugsweise einen modifizierten MOSFET-Transistor, der in einem Gehäuse angeordnet ist, umfassen. Hierbei weist das Gehäuse an der dem Festkörperspeicherelement zugewandten Seite, also an seiner Innenseite, eine -vorzugsweise als dünne Schicht ausgelegte- 10B- und/oder 6Li- und/oder 153,155,157Gd-Atome aufweisende Verbindung auf, die als registrierende Schicht dient. Diese Schicht stellt eine für verlangsamte (thermalisierte) Neutronen sensitive Schicht dar. Der Zwischenraum zwischen Gehäuse und Festkörperspeicherelement ist mit ei- nem Gas gefüllt. Das hier verwendete Festkörperspeicherelement weist im Gegensatz zu herkömmlichen Festkörperspeicherelementen (EEPROM-Speicherelemente) an der der Umgebung zugewandten Seite der Oxidschicht des EEPROM's eine Öffnung auf, so dass dessen potentialfreies Gate mit dem umgebenden Gas in direktem Kontakt steht. Die an der den MOSFET-Transistor umgebenden Gehäusewand angebrachte Schicht erzeugt, wenn in das Detektionse- lement Neutronen treffen, geladene Teilchen. Diese werden von dem Festkörperspeicherelement registriert und gespeichert. Durch Wahl unterschiedlicher Materialien für die Schicht kann die Neutro- nensensitivität des Dosimeters für verschiedene Anforderungen eingestellt werden.
Das speichernde und das registrierende Element können durch Neutroneneinfang zu aktivierende Atome umfassen, vorzugsweise Gold und/oder Silber und/oder Cadmium.
Im Folgenden soll auf die Funktion und auf den Einsatz des Dosimeters 1 näher eingegangen werden.
Das Dosimeter 1 wird an Orten angeordnet, an denen Neutronenstrahlung erfasst und registriert werden soll, beispielsweise zur Umgebungsüberwachung von Hochenergiebeschleunigern. Aufgrund des Aufbaus des Dosimeters 1 ist es möglich, eine Neutronenstrahlung mit Neutronen unterschiedlichster Energie auszuwerten, also thermische Neutronen mit 0.025 eV aber auch Neutronen mit mehreren hundert GeV. Bei Versuchen hat sich herausgestellt, dass Kugeln mit einem Durchmesser von 20 bis 35 cm, die aus Polyäthylen bestehen, besonders gut als Grundkörper 3 verwendbar sind, wobei der Neutronenkonverter 7 eine Wandung 11 aufweist, die vorzugs- weise aus 0,5 bis 2,0 cm dickem Metall, insbesondere Blei, besteht, und ein Füllkörper 9 vorgesehen ist. Thermische und langsame Neutronen diffundieren durch den Grundkörper 3 des Dosimeters bis zum Detektionselement 5 und lösen dort eine exotherme Reaktion aus. Die Dicke des Grundkörpers 3, damit also die Dicke des Moderationskörpers, muss so angepasst sein, dass einerseits eine ausreichend hohe Empfindlichkeit des De- tektionselements 5 für diese Neutronen vorhanden ist, andererseits muss aber eine zu hohe Empfindlichkeit für intermediäre Neutronen, also für Neutronen mittlerer Energie, vermieden werden. Dies kann vorzugsweise dadurch erreicht werden, dass das Dosimeter 1 einen Neutronenabsorber 21 umfasst, der vorzugsweise 10Bor-Atome beziehungsweise 10Bor-haltige Materialien umfasst.
Schnelle Neutronen müssen zuerst in dem als Moderationskörper dienenden Grundkörper 3 des Dosimeters 1 abgebremst werden, bevor sie im Detektionselement 5 registriert werden können. Der Ge- samtdurchmesser des Dosimeters ist dabei maßgebend für das Maximum der Nachweiskurve für eine bestimmte Neutronenenergie im Bereich dieser schnellen Neutronen.
Sehr schnelle Neutronen, also Neutronen im Energiebereich von > 10 MeV, sind dadurch erfassbar, dass ein Metallatome aufweisender Neutronenkonverter 7 vorgesehen ist. Neutronen, die auf ein Metallatom mit vielen Nukleonen im Neutronenkonverter 7 treffen, führen zu einer Spallation, also zur Abdampfung von Protonen und Neutronen. Es bildet sich eine intranukleare Kaskade im Kern der Metallatome, bei der außer Protonen auch Neutronen emittiert werden, deren Energie geringer ist, als die der auf das Dosimeter 1 auftreffenden Neutronen. Die Energie der dabei entstehenden Neutronen liegt im MeV-Bereich. Je nach Energie der entstehenden Neutronen ist es möglich, diese direkt mittels des Detektionselements 5 zu er- fassen oder aber nach einer Moderation der Neutronen im Füllkörper 9.
Im Bereich des Neutronenkonverters 7 kann es auch zu einer Frag- mentation dadurch kommen, dass Neutronen auf die Kerne der Me- tallatome in der Wandung 11 des Neutronenkonverters 7 treffen. Diese zerfallen in mehrere Kerne und führen anschließend zu einem Verdampfungsprozess von Teilchen. Dabei werden wiederum Neutronen erzeugt, wobei deren Energie geringer ist als die Energie der auf das Dosimeter 1 auftreffenden Neutronen.
Insgesamt wird deutlich, dass für hochenergetische Neutronen der Neutronenkonverter 7 wesentlich ist, weil er dazu führt, dass Neutronen hoher Energie konvertiert werden in verlangsamte (thermalisier- te) Neutronen in einem geeigneten Energiebereich, so dass diese von dem Detektionselement 5 direkt oder nach einer Moderation im Füllkörper 9 erfasst werden können.
Das hier beschriebene Dosimeter 1 zeichnet sich dadurch aus, dass Neutronen in sehr unterschiedlichen Energiebereichen erfasst werden können. Die Empfindlichkeit für Neutronen bestimmter Energie kann durch die Wahl der Dicke des als Moderationskörpers dienen- den Grundkörpers 3 bestimmt werden, aber auch durch die Wahl des Materials, das der Grundkörper 3 enthält oder aus dem dieser hergestellt ist. Entscheidend ist außerdem die Dicke der Wandung 11 des Neutronenkonverters 7. Überdies spielt auch das Material des Füllkörpers 9 eine Rolle bei der Abstimmung des Dosimeters 1 auf die Erfassung von Neutronen einer bestimmten Energie.
Schließlich kann noch eine optimierende Absorberschicht, der Neutronenabsorber 21 , für langsame Neutronen vorgesehen werden, dessen Schichtstärke auf die Energie der zu erfassenden Neutronen abstimmbar ist. Bei einer bestimmten Dicke des Neutronenabsorbers 21 können in diesen auch Löcher eingebracht werden. Vorzugsweise machen die Löcher etwa 10% bis 30% der Oberfläche des Neutro- nenabsorbers 21 aus.
Das Dosimeter 1 der hier beschriebenen Art dient nach allem dazu, Neutronen in einem weiten Energiebereich zu erfassen. Es kann auch dazu herangezogen werden, eine Neutronenstrahlung in gemischten Strahlungsfeldern zu detektieren, in denen also Photonen-, Neutronen- und Elektronenstrahlungen vorhanden sind. In diesem Fall werden für das Detektionselement 5 jeweils zwei Isotope mit um mindestens einige Größenordnung verschiedenem Neutronenein- fangswirkungsquerschnitt verwendet, vorzugsweise 6Li- und 7Li- und/oder 10B- und 11B-Atome und/oder 153.155-157Gd und 156-160Gd und/oder 235U und 239Pu aufweisende Verbindungen. Beispielsweise sind die Wirkungsquerschnitte für 10B und 11B um sechs Größenordnungen (3840 barn, 5 mbarn) verschieden.
Die Ermittlung der Neutronenstrahlung in gemischten Strahlungsfeldern erfolgt mittels eines Differenzverfahrens. Unter Differenzverfah- ren ist in diesem Zusammenhang zu verstehen, dass die gemessenen Strahlungsintensitäten mindestens zweier Detektionselemente subtrahiert werden. Hierbei sind die Detektionselemente so gewählt, dass beide die gesamte Strahlungintensität messen, wobei allerdings das eine empfindlich auf verlangsamte Neutronen reagiert und das andere nicht empfindlich auf verlangsamte Neutronen reagiert. Somit ergibt sich nach der Subtraktion der gemessenen Strahlungsintensitäten die Strahlungsintensität der Neutronenstrahlung. Besonders bevorzugt werden als passive Elemente eines Detektion- selements 5 6LiF- und 7LiF-Kristalle zur Verwirklichung von Thermo- lumineszenz-Detektoren.
Als besonders vorteilhaft hat es sich herausgestellt, dass das Dosi- meter 1 als passives Dosimeter ausgebildet werden kann und dass dabei auch Strahlungsfelder überwacht werden können, die eine gepulste Strahlung aufweisen, wobei die Strahlung Neutronen in einem sehr großen Energiebereich (0.025 eV bis einige hundert GeV) umfasst. Durch den Aufbau des Dosimeters 1 wird sichergestellt, dass die Messung der Strahlungsdosis praktisch richtungsunabhängig geschieht.
Figur 2 zeigt in perspektivischer Ansicht ein weiteres Ausführungsbeispiel eines Dosimeters 1. Es ist identisch aufgebaut wie das anhand von Figur 1 erläuterte, sodass auf die vorangegangene Be- Schreibung des Dosimeters 1 verwiesen wird. Auch ist dessen Funktion identisch.
Der einzige Unterscheid besteht darin, dass der Grundkörper 3 hier nicht kugelförmig ausgebildet ist. Seine Grundform geht von einem Zylinder aus, dessen beiden Stirnflächen in ihrem Übergangsbereich zur zylindrischen Außenfläche des Grundkörpers 3 mit einer Fase versehen sind.
Es ergib sich damit ein Grundkörper, der einen zentralen im wesentlichen zylindrisch ausgebildeten ersten Abschnitt 23 aufweist, der zwei spiegelbildlich ausgebildete Enden umfasst. Das obere Ende 25 ist plan ausgebildet und bildet eine senkrecht zu einer Mittelachse 27 des Grundkörpers verlaufende kreisrunde Abschlussfläche. In diese mündet hier der Zugang 13, der anhand von Figur 1 bereits erläutert wurde. In diesen ist der Verschlusskörper 19 eingesetzt, der oben ebenfalls schon beschrieben wurde.
Das obere Ende 25 geht über einen konischen zweiten Abschnitt 29 in den zylindrischen ersten Abschnitt 23 über.
Entsprechend schließt sich an den zylindrischen ersten Abschnitt 23 ein entgegengesetzt zum zweiten Abschnitt 29 orientierter und ausgebildeter konischen dritter Abschnitt 31 an, der sich, ausgehend vom zylindrischen ersten Abschnitt 23, nach unten verjüngt und der an ein unteres Ende 33 angrenzt. Dieses wird durch eine kreisförmi- ge Abschlussfläche gebildet, auf der die Mittelachse 27 senkrecht steht. Damit verläuft das untere Ende 33 parallel zum oberen Ende 25.
Vorzugsweise wird der Grundkörper 3 des Dosimeters 1 gemäß dem Ausführungsbeispiel nach Figur 2 so ausgebildet, dass er in seinem Moderationsverhalten vergleichbar ist mit dem des Grundkörpers, wie er anhand des ersten Ausführungsbeispieis gemäß Figur 1 erläutert wurde. Dabei ist festzuhalten, dass die Herstellung des Grundkörpers 3 nach dem Ausführungsbeispiel gemäß Figur 2 relativ preiswert durchführbar ist, indem beispielsweise ein zylindrischer Ausgangskörper im Bereich seiner Enden mit einer Fase versehen wird, sodass sich konische Abschnitte ergeben, über die der zylindrische erste Abschnitt 23 in die senkrecht zur Mittelachse 27 verlaufenden Stirnseiten übergeht, die das obere Ende 25 und das untere Ende 33 bilden.
Die in Richtung der Mittelachse 27 gemessene Höhe der konischen Abschnitte 29 und 31 sowie die Höhe des zylindrischen ersten Abschnitts 23 kann im einem weiten Rahmen variiert und an gewünsch- te Moderationseigenschaften des Grundkörpers 3 angepasst werden. Um eine möglichst richtungsunabhängige Moderation des Grundkörpers 3 bei dem zweiten Ausführungsbeispiel nach Figur 2 zu erreichen, wird die Form des Grundkörpers 3 in groben Zügen vorzugsweise an die einer Kugel angepasst.
Der anhand von Figur 2 erläuterte Grundkörper 3 kann auch eine abweichende Kontur aufweisen. Es ist denkbar, dass der mittlere, hier zylindrische erste Abschnitt 23 eine mehr oder weniger gewölbte Außenkontur hat, die auch wesentlichen der einer Kugel im Bereich ihres Äquators entspricht. Auch die zweiten und dritten Abschnitte 29 und 33 müssen nicht exakt konisch ausgebildet sein. Es können auch mehr oder weniger gewölbte Bereiche vorgesehen werden, über die der mittlere erste Abschnitt 23 in das obere Ende 25 und das untere Ende 33 übergeht.
Im Inneren ist das Dosimeter 1 nach Figur 2 identisch aufgebaut, wie das Dosimeter 1 nach Figur 1 , sodass auf die Beschreibung der hier vorhandenen Elemente gemäß Figur 1 verwiesen wird.
Die Materialien, aus denen der Grundkörper des Ausführungsbeispiels nach Figur 2 besteht, können identisch sein wie die, die für das Dosimeter 1 nach Figur 1 verwendet werden.
Daraus ergibt sich im übrigen, dass die Funktionsweise des Dosimeters 1 nach Figur 2 identisch ist mit dem, das anhand von Figur 1 erläutert wurde.

Claims

Ansprüche
1. Dosimeter (1) zur Erfassung von Neutronenstrahlung in einem Energiebereich von 0.025 eV bis einigen hundert GeV mit einem als Moderationskörper dienenden im Wesentlichen kugelförmigen Grundkörper (3) mit wasserstoffhaltigem Material, einem im Zentrum des Grundkörpers (3) angeordneten Detektionselement (5), mit einem das Detektionselement (5) umgebenden Neutronenkonverter (7), der Metallatome umfasst, die die Energie der zu erfassenden hochenergetischen Neutronen im Wesentlichen in Neutronen in ei- nem geeigneten Energiebereich umsetzen, dadurch gekennzeichnet, dass der Grundkörper (3) einen Zugang (19) aufweist, durch den das Detektionselement (5) in den Neutronenkonverter (7) einbringbar und aus diesem entnehmbar ist und dass der Neutronenkonverter (7) zylinderförmig ausgebildet ist.
2. Dosimeter (1) nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass das Detektionselement (5) mindestens ein speicherndes Element und/oder mindestens ein registrierendes Element umfasst.
3. Dosimeter (1) nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, dass das mindestens eine speichernde und/oder das min- destens eine registrierende Element als passives Element ausgelegt ist/sind.
4. Dosimeter (1) nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass das mindestens eine speichernde Element ein anorganischer Kristall und/oder ein Thermolumines- zenzkristall, insbesondere LiF, und/oder ein Kernspurdetektor, vorzugsweise ein organisches Hochpolymer, insbesondere Makrofol oder CR39, und/oder ein anorganisches Glas und/oder ein organischer Kristall ist.
5. Dosimeter (1) nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass das mindestens eine speichernde Element einen Halbleiter, vorzugsweise Silizium, aufweist.
6. Dosimeter (1) nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, dass der Halbleiter ein Festkörperspeicherelement, vorzugsweise einen modifizierten MOSFET-Transistor, aufweist.
7. Dosimeter (1) nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass das mindestens eine registrierende
Element - vorzugsweise in einer dünnen Schicht angeordnete - 6Li- und/oder 10B-Atome aufweist.
8. Dosimeter (1) nach einem der vorhergehenden Ansprüche dadurch gekennzeichnet, dass das mindestens eine speichernde und das mindestens eine registrierende Element durch Neutroneneinfang zu aktivierende Atome umfasst, vorzugsweise Gold und/oder Silber und/oder Cadmium.
9. Dosimeter (1) nach einem der vorhergehenden Ansprüche dadurch gekennzeichnet, dass das Detektionselement (5) zur Er- fassung von Neutronenstrahlung in gemischten Strahlungsfeldern - Photonen-, Neutronen- und Elektronenstrahlung aufweisend - ein speicherndes und registrierendes Element mit jeweils zwei Isotopen mit um mindestens einige Größenordnungen verschiedenem Neut- roneneinfangswirkungsquerschnitt, vorzugsweise 6Li- und 7Li- und/oder 10B- und 11B-Atome und/oder 53'155'157Gd und 156'160Gd aufweisende Verbindungen, umfasst.
10. Dosimeter (1 ) nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, dass das mindestens eine speichernde und/oder das mindestens eine registrierende Element mindestens einen 6LiF-Kristall und mindestens einen 7LiF-Kristall und/oder 10B- und 11B-Atome aufweisende Verbindungen, umfasst.
11. Dosimeter (1 ) nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass der Grundkörper (3) ein polyeder- förmiger Körper ist.
12. Dosimeter (1 ) nach einem der vorhergehenden Ansprüche 1 bis 10, dadurch gekennzeichnet, dass der Grundkörper 3 einen zylindrischen ersten Abschnitt 23 aufweist, an den sich verjüngende Abschnitte angrenzen.
13. Dosimeter (1 ) nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass der Grundkörper (3) wasserstoffhal- tiges Material, vorzugsweise Polyäthylen (PE) und/oder Polymethyl- methachylat (PMMA), umfasst, vorzugsweise aus diesem aufgebaut ist.
14. Dosimeter (1 ) nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass dass die Metallatome des Neutro- nenkonverters (7) eine Kernladungszahl Z>15, vorzugsweise Z>20 aufweisen.
15. Dosimeter (1) nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass der Neutronenkonverter (7) Titan-, Chrom-, Vanadium-, Eisen-, Kupfer-, Wolfram-, Blei und/oder Wis- mut-Atome umfasst.
16. Dosimeter (1) nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass die Metallatome des Neutronenkonverters (7) stabil im Sinne der Radioaktivität sind.
17. Dosimeter (1) nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass der Neutronenkonverter (7) Metallatome unterschiedlicher Kernladungszahl enthält.
18. Dosimeter (1) nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass der Neutronenkonverter (7) Metallatome von Legierungen umfasst.
19. Dosimeter (1) nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass der Neutronenkonverter (7) mindestens zwei Schichten mit Metallatomen unterschiedlicher Kernladungszahl umfasst.
20. Dosimeter (1) nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass der Neutronenkonverter (7) Schichten mit Metallatomen umfasst, wobei im Wesentlichen jeweils pro Schicht nur Metallatome mit einer bestimmten Kernladungszahl vorgesehen sind.
21. Dosimeter (1) nach einem der vorhergehenden Ansprüche dadurch gekennzeichnet, dass die Schichten des Neutronenkonverters (7) - von der der Neutronenstrahlung zugewandten Seite des Dosimeters (1 ) aus gesehen - Metallatome mit absteigender Kernladungszahl enthalten.
22. Dosimeter (1) nach einem der vorhergehenden Ansprüche dadurch gekennzeichnet, dass mindestens eine der Schichten des Neutronenkonverters (7) mit Metallatomen als Metallfolie, vorzugsweise als gewalzte Metallfolie, oder als mit Metall bedampfte Polymerfolie ausgebildet ist.
23. Dosimeter (1 ) nach einem der vorhergehenden Ansprüche dadurch gekennzeichnet, dass die Folge der Schichten mit Metallatomen unterschiedlicher Kernladungszahl an das Energiespektrum der Neutronenstrahlung angepasst ist.
24. Dosimeter (1) nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass der Neutronenkonverter (7) einen Füllkörper (9) aufweist, der das Detektionselement (5) umgibt.
25. Dosimeter (1) nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass der Füllkörper (9) wasserstoffhalti- ges Material, vorzugsweise Polyäthylen (PE) und/oder PMMA, umfasst, vorzugsweise aus diesem besteht.
26. Dosimeter (1) nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass der Neutronen konverter (7) mindestens eine Öffnung (15) aufweist, durch die der Füllkörper (9) einsetzbar ist und dass der Füllkörper (9) im Bereich der Öffnung (15) Metallatome aufweist.
27. Dosimeter (1 ) nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, dass die Größe des Grundkörpers (3) und/oder die Dicke des Neutronenkonverters (7) dem Energiespektrum der zu erfassenden Neutronenstrahlung angepasst ist.
28. Dosimeter (1 ) nach einem der vorhergehenden Ansprüche dadurch gekennzeichnet, dass ein - vorzugsweise in einer dünnen Schicht angeordneter - Neutronenabsorber (21), vorzugsweise Bor- und/oder Cadmium-Atome umfassend, zwischen Grundkörper (3) und Detektionselement (5) angeordnet ist.
29. Dosimeter (1 ) nach einem der vorhergehenden Ansprüche dadurch gekennzeichnet, dass der Neutronenabsorber (21 ) zwischen Grundkörper (3) und Neutronen konverter (7) angeordnet ist.
30. Dosimeter (1) nach einem der vorhergehenden Ansprüche dadurch gekennzeichnet, dass der Neutronenabsorber (21) zwischen Neutronenkonverter (7) und Detektionselement (5) angeord- net ist.
31. Dosimeter (1 ) nach einem der Ansprüche 28 bis 30, dadurch gekennzeichnet, dass der Neutronenabsorber (21) Löcher aufweist.
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