WO2010060794A2 - Detektoreinrichtung zum überwachen von metallschrott auf radioaktive bestandteile - Google Patents

Detektoreinrichtung zum überwachen von metallschrott auf radioaktive bestandteile Download PDF

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Norbert Trost
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Thermo Fisher Scientific Messtechnik Gmbh
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    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
    • G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
    • G01T1/16—Measuring radiation intensity
    • G01T1/167—Measuring radioactive content of objects, e.g. contamination

Definitions

  • the invention relates to a detector device for monitoring metal scrap for radioactive constituents, as used in load-carrying means, in particular in multi-shell grippers used.
  • Scrap metal is an important raw material for the production of steel and non-ferrous metals and derives to a large extent from so-called old scrap, i. collected and unusable metal products, such as those arising from the dismantling of industrial plants.
  • This scrap can be significantly contaminated radioactively, since either the plant parts themselves may be radioactively contaminated or activated, for example, plant components from civil or military nuclear facilities, or encapsulated radioactive
  • Radioactive constituents are generally gamma lasers, in particular Co-60, Cs-137, Ir-I 92 and Am-241.
  • the monitoring of such radioactive constituents takes place both with stationary measuring systems, for example so-called gantry monitors, through which transport vehicles loaded with scrap metal as well as through handheld measuring devices or through Detector devices which are arranged on load-receiving means for loading the metal scrap, such as multi-shell gripper.
  • FIG. 1 A load receiving means provided with such a detector device for monitoring metal scrap for radioactive constituents, in the example an orange peel grab, as used in the prior art, is shown in FIG.
  • a multiple-shell gripper comprises a plurality of cup-shaped gripping arms 4, which are arranged pivotably on a base 6, the so-called tray carrier.
  • a detector device 10 for detecting gamma radiation is arranged on a, for receiving the metal scrap serving receiving space 8 side facing, in the example on the base 6 of the multi-shell gripper.
  • the detector device 10 comprises a gamma detector 14, which is arranged in a protective housing 12 and is indicated by dashed lines in the figure, with a scintillator as the gamma-sensitive element.
  • a supply unit 16 is also arranged on the load receiving means 2 outside of the receiving space 8, which supplies the gamma detector 14 with voltage and transmits the measurement signals detected by it to a control and display unit, not shown in the figure.
  • the usually made of steel protective housing 12 is solid designed to protect the detector from damage by the scavenged from the load receiving means 2 scrap parts.
  • gamma detectors are used in the prior art whose scintillators have the largest possible volume.
  • the use of such large-volume gamma detectors requires correspondingly large protective housing 12, which accordingly for Achieving the required stability, at least in the receiving space 8 facing and scraping in contact with metal scrap areas must have a large wall thickness, which is usually in the order of 20mm.
  • Such a detector device 10 known in the prior art is shown schematically in FIG.
  • the gamma detector 14 is located with a large sensitive volume V.
  • the gamma rays Y striking the protective housing 12 from different directions ⁇ must first penetrate the wall of the protective housing 12, wherein the distance traveled within this wall s increases with increasing angle of incidence ⁇ .
  • the gamma rays ⁇ to be detected are very often low-energy gamma quanta with energies that are typically less than 200 keV.
  • the emitters contained in the metal scrap are, for example, Cs-137, which mainly emits gamma quanta with an energy of 662 keV
  • these gamma quanta are either already inside the one encapsulated gamma emitter surrounding the shielding housing by multiple Compton scattering or moved within the surrounding metal scrap in the low-energy range.
  • low-energy gamma rays are for the most part already absorbed in the wall of the protective housing.
  • the gamma quanta emitted by Am-241 with an energy of about 60 KeV are virtually no longer detectable with a detector device whose gamma detector is arranged in a protective housing made of steel with a wall thickness of 20 mm, since the
  • Half-value layer at this photon energy for steel is only about 1 mm.
  • the cover plate 18 facing the receiving space of the load receiving means is frequently provided with a plurality of openings 20 in the prior art.
  • the diameter of these openings 20 and their number are limited in order to still ensure sufficient stability of the protective housing 12.
  • a conical shape of the openings 20 with an outwardly increasing diameter would fundamentally permit gamma rays ⁇ with other angles of incidence ⁇ to pass through the opening, its funnel effect entails a great risk that scrap fragments will become wedged in the openings 20 can.
  • Curves a, b, c and d represent the ratios for a steel plate of 2mm, 5mm, 10mm and 20mm thickness, respectively.
  • the invention is therefore based on the object to provide a suitable for use in a load-carrying means detector device for monitoring metal scrap on radioactive constituents, which has an increased detection sensitivity compared to known detector devices.
  • the detector device comprises a gamma detector for detecting gamma radiation, which is arranged in a protective housing which is in the receiving space of a metal scrap receiving the load receiving means protruding mountable , and as a gamma-sensitive element contains a scintillator whose sensitive volume is less than 20cm 3 .
  • a gamma detector By using a gamma detector with such a small sensitive volume, it can be encapsulated in a relatively small protective housing which, due to its small dimensions and significantly smaller wall thickness than the protective housings used in the prior art, has adequate mechanical stability Having the forces occurring within the load-carrying means when receiving scrap metal. Through the up In this way possible reduced wall thickness, the detection sensitivity is significantly improved in spite of the reduced sensitive volume compared to the detector device known in the prior art.
  • the invention is thus based on the consideration that the conventional art of using gamma-sensitive volume gamma detectors is counterproductive for two reasons.
  • the high wall thickness required for large volumes significantly reduces the intensity of the artificial gamma radiation entering the protective housing. Both effects add up and lead to a significant deterioration of the signal-to-noise ratio as the gamma detector is enlarged and thus to a significant deterioration of the detection sensitivity.
  • the detection sensitivity improved in the case of a detector device according to the invention is also advantageous in connection with the regular function test with the aid of a radioactive test emitter, since its activity can be chosen to be much lower due to the improved detection sensitivity than in the spatially extended ones used in the prior art Scintillators. This is of particular importance, since the operating personnel are generally persons who are not subject to radiation protection monitoring and thus strict exemption limits must be observed for the test emitters.
  • the protective housing Since due to the small wall thickness and low-energy gamma quantum reach with a much greater probability in the interior of the protective housing, the protective housing is completely closed at least in its freely projecting into the receiving space part in an advantageous embodiment of the invention, i. has no openings as required in the known in the art protective housings for the detection of low-energy gamma quantum.
  • the detector is completely encapsulated and the penetration of foreign parts into the interior of the protective housing is prevented.
  • the mechanical stability of the protective housing is additionally increased even with a small wall thickness of this protective element, which is preferably smaller than 8 mm in the case of a protective housing made of steel.
  • the sensitivity to laterally incident gamma quanta is increased, with a central positioning of the scintillator within the convex housing to a minimum Path length of the incident and incident on the scintillator radiation within the wall of the protective housing leads.
  • FIG. 2 shows a detector device for monitoring metal scrap for radioactive constituents, as used in the prior art in a schematic cross-section, FIG. 2 shows a multi-shell gripper with a detector device mounted thereon for monitoring metal scrap for radioactive constituents according to the prior art; 3 shows a nomogram in which the transmission of gamma rays with an energy of 100 keV through a steel plate is shown as a function of the thickness of the steel plate and the angle of incidence,
  • the detector device 10 comprises a protective housing 102 which can be mounted on its mounting side 104, with which it can be arranged and fixed on a load-receiving means in the immediate vicinity of its receiving space or in its receiving space the load receiving means adapted base 106 has.
  • the protective housing 102 is made of steel, which is usually cured for reasons of mechanical strength.
  • a flat plate for mounting on the likewise flat underside of the base of a multi-shell gripper is shown as base 106.
  • the protective housing 102 On the side facing away from the mounting side 104 the protective housing 102 has a convex, that is outwardly curved shape in the form of a dome, for example a spherical cap. With this convex region, which is completely closed, ie has no openings, the protective housing 102 projects freely into the receiving space of the load-receiving means in the mounted state.
  • a gamma detector 140 is arranged, which as a gamma-sensitive element a scintillator 142, preferably an inorganic NaJ (Tl) - or CsJ (Tl) -
  • the scintillator 142 is cylindrical and coupled at one of its end faces to a photomultiplier 144.
  • the volume of the scintillator 142 ie the actual sensitive volume of the gamma detector 140, is less than 20 cm 3 , with volumes between 5 and 10 cm 3 having been found to be particularly advantageous, especially for NaJ (Tl) detectors.
  • the wall thickness of the portion of the protective housing 102 which serves as a beam entry surface and protrudes freely into the receiving space can be limited to values smaller than 8 mm.
  • the scintillator 142 is disposed at a central position as much as possible inside the convex protective housing 102. Due to the convex configuration of the protective housing 102 on the side remote from the mounting side 104 and the central position of the scintillator 142 as possible, the distance covered in the wall of the protective housing 102 by the gamma rays ⁇ striking the convex surface is almost independent of the direction from which the Gamma quanta impinge on the protective housing 102.

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Abstract

Eine Detektoreinrichtung (100) zum Überwachen von Metallschrott auf radioaktive Bestandteile, umfasst einen Gammadetektor (140) zum Nachweis von Gammastrahlung (γ), der in einem Schutzgehäuse (102) angeordnet ist, das in den Aufnahmeraum (8) eines den Metallschrott aufnehmenden Lastaufnahmemittels (2) hineinragend montiert werden kann, und der als gammasensitives Element einen Szintillator (142) enthält, dessen sensitives Volumen kleiner als 20cm3 ist.

Description

Beschreibung
Detektoreinrichtung zum Überwachen von Metallschrott auf radi- oaktive Bestandteile
Die Erfindung bezieht sich auf eine Detektoreinrichtung zum Überwachen von Metallschrott auf radioaktive Bestandteile, wie sie in Lastaufnahmemitteln, insbesondere in Mehrschalengreifern zum Einsatz gelangt.
Metallschrott ist wichtiger Rohstoff zur Erzeugung von Stahl und Nichteisen-Metallen und stammt zum großen Teil aus sogenanntem Altschrott, d.h. gesammelten und nicht mehr verwendba- ren Metallerzeugnissen, wie sie beispielsweise beim Abbau industrieller Anlagen anfallen. Dieser Altschrott kann erheblich radioaktiv belastet sein, da entweder die Anlagenteile selbst radioaktiv kontaminiert oder aktiviert sein können, beispielsweise Anlagenteile aus zivilen oder militärischen kerntechnischen Anlagen, oder aber gekapselte radioaktive
Quellen enthalten können, die in den abgebauten Anlagen, beispielsweise medizintechnische Einrichtungen, zum Einsatz gelangt sind und deren Existenz in Vergessenheit geraten ist. Vor dem Einschmelzen des Metallschrottes und dessen weiterer Verwertung muss dieser daher auf das Vorhandensein von radioaktiven Bestandteilen überwacht werden. Bei diesen radioaktiven Bestandteilen handelt es sich in der Regel um Gammastrah- ler, insbesondere Co-60, Cs-137, Ir-I 92 und Am-241. Die Überwachung auf solche radioaktiven Bestandteile erfolgt sowohl mit stationären Messanlagen, beispielsweise sogenannte Portalmonitore, durch die mit Metallschrott beladene Transportfahrzeuge hindurchfahren, als auch durch Handmessgeräte oder durch Detektoreinrichtungen, die an Lastaufnahmemitteln zum Verladen des Metallschrotts, beispielsweise Mehrschalengreifer, angeordnet sind.
Ein mit einer solchen Detektoreinrichtung zum Überwachen von Metallschrott auf radioaktive Bestandteile versehenes Lastaufnahmemittel, im Beispiel ein Mehrschalengreifer, wie er im Stand der Technik zum Einsatz gelangt, ist in der Fig. 1 dargestellt. Ein solcher Mehrschalengreifer umfasst eine Mehrzahl von schalenförmig ausgestalteten Greifarmen 4, die schwenkbar an einer Basis 6, dem sogenannten Schalenträger, angeordnet sind. Am Lastaufnahmemittel 2 ist auf einer, einem zum Aufnehmen des Metallschrotts dienenden Aufnahmeraum 8 zugewandten Seite, im Beispiel an der Basis 6 des Mehrschalengreifers, eine Detektoreinrichtung 10 zum Nachweis von Gammastrahlung angeordnet. Die Detektoreinrichtung 10 umfasst einen in einem Schutzgehäuse 12 angeordneten, in der Figur gestrichelt angedeuteten Gammadetektor 14 mit einem Szintillator als gammasen- sitives Element. Am Lastaufnahmemittel 2 ist außerdem außer- halb des Aufnahmeraums 8 eine Versorgungseinheit 16 angeordnet, die den Gammadetektor 14 mit Spannung versorgt und die vom ihm erfassten Messsignale über Funk an eine in der Figur nicht dargestellte Bedien- und Anzeigeeinheit übermittelt.
Das in der Regel aus Stahl bestehende Schutzgehäuse 12 ist massiv ausgeführt, um den Detektor vor einer Beschädigung durch die vom Lastaufnahmemittel 2 aufgenommenen Schrottteile zu schützen. Um eine hohe Nachweisempfindlichkeit zu erzielen, werden im Stand der Technik Gammadetektoren eingesetzt, deren Szintillatoren ein möglichst großes Volumen haben. Der Einsatz solcher großvolumiger Gammadetektoren erfordert jedoch entsprechend große Schutzgehäuse 12, die dementsprechend zum Erzielen der erforderlichen Stabilität zumindest in dem dem Aufnahmeraum 8 zugewandten und mit Metallschrott in Kontakt geratenden Bereichen eine große Wandstärke aufweisen müssen, die üblicherweise in der Größenordnung von 20mm liegt.
Eine solche im Stand der Technik bekannte Detektoreinrichtung 10 ist schematisch in Fig. 2 dargestellt. In dem massiven Schutzgehäuse 12 befindet sich der Gammadetektor 14 mit großem sensitivem Volumen V. Um in das sensitive Volumen V des Gamma- detektors 14 einzudringen, müssen die aus unterschiedlichen Richtungen α auf das Schutzgehäuse 12 auftreffenden Gammastrahlen Y zunächst die Wand des Schutzgehäuses 12 durchdringen, wobei die innerhalb dieser Wand zurückgelegte Wegstrecke s mit zunehmendem Einfallswinkel α zunimmt. Bei den nachzuwei- senden Gammastrahlen γ handelt es sich sehr häufig um niederenergetische Gammaquanten mit Energien, die typisch kleiner als 200keV betragen. Ursache hierfür ist, dass selbst dann, wenn es sich bei den im Metallschrott enthaltenen Strahlern beispielsweise um Cs-137 handelt, das hauptsächlich Gammaquan- ten mit einer Energie von 662keV emittiert, diese Gammaquanten durch mehrfache Comptonstreuung entweder bereits innerhalb des einen gekapselten Gammastrahler umgebenden Abschirmgehäuses oder innerhalb des ihn umgebenden Metallschrotts in den niederenergetischen Bereich verschoben werden. Derart niederener- getische Gammastrahlen werden jedoch größtenteils bereits in der Wand des Schutzgehäuses absorbiert. Die von Am-241 emittierten Gammaquanten mit einer Energie von etwa 60KeV sind mit einer Detektoreinrichtung, deren Gammadetektor in einem Schutzgehäuse aus Stahl mit einer Wandstärke von 20mm angeord- net ist, praktisch nicht mehr nachweisbar, da die
Halbwertsschicht bei dieser Photonenenergie für Stahl lediglich etwa lmm beträgt. Eine in Stahl zurückgelegte Wegstrecke von 20 mm führt demgemäß zu einer Intensitätsreduktion auf etwa ein Millionstel des Ausgangswerts.
Um dennoch derart niederenergetische Gammastrahlung nachweisen zu können, wird im Stand der Technik häufig die dem Aufnahmeraum des Lastaufnahmemittels zugewandte Deckplatte 18 mit einer Mehrzahl von Öffnungen 20 versehen. Der Durchmesser dieser Öffnungen 20 und deren Anzahl sind einerseits begrenzt, um nach wie vor eine hinreichende Stabilität des Schutzgehäu- ses 12 sicherzustellen. Andererseits können durch zu große
Öffnungen 20 Schrottteile in das Innere des Schutzgehäuses 12 gelangen, die zu einer Zerstörung des Gammadetektors 14 führen können. Der Fig. 2 ist deshalb zu entnehmen, dass nur solche niederenergetische Gammastrahlen γ, die senkrecht auf die Deckplatte 18 des Schutzgehäuses 12 auftreffen, in das Innere des Schutzgehäuses 12 gelangen können. Eine konische Form der Öffnungen 20 mit nach außen zunehmendem Durchmesser würde es zwar grundsätzlich ermöglichen, dass auch Gammastrahlen γ mit anderen Einfallswinkeln α durch die Öffnung passieren können, ist aber durch seine Trichterwirkung mit einem großen Risiko verknüpft, dass sich Schrottfragmente in den Öffnungen 20 verkeilen können.
Im Nomogramm der Fig. 3 ist das Verhältnis I(α)/I(α=0°) der Intensität I (α) der bei einem Einfallswinkel α und der Intensität I(α=0°) der bei einem Einfallswinkel α = 0° durch eine Stahlplatte transmittierten Gammastrahlung mit einer Energie von 100keV gegen den Einfallswinkel α aufgetragen. Kurven a, b, c und d geben die Verhältnisse für eine Stahlplatte mit 2mm, 5mm, 10mm bzw. 20mm Dicke wieder. Dem Nomogramm ist zu entnehmen, dass bei der Stahlplatte mit einer Dicke von 20mm und einem Einfallswinkel α = 45° der Anteil der die Stahlplatte durchdringenden Gammaquanten etwa nur noch 15% des Anteils der bei einem Einfallswinkel α = 0° durch die Stahlplatte hindurchtretenden Gammaquanten, das sind etwa 0,4% der auf das Schutzgehäuse auftreffenden Gammaquanten, beträgt. Dieser
Effekt ist umso ausgeprägter, je niederenergetischer die Gammastrahlung ist.
Der Erfindung liegt deshalb die Aufgabe zu Grunde, eine für den Einsatz in einem Lastaufnahmemittel geeignete Detektoreinrichtung zur Überwachung von Metallschrott auf radioaktive Bestandteile anzugeben, die gegenüber bekannten Detektoreinrichtungen eine erhöhte Nachweisempfindlichkeit hat.
Die genannte Aufgabe wird gemäß der Erfindung gelöst mit einer Detektoreinrichtung mit den Merkmalen des Patentanspruches 1. Gemäß diesem Merkmal umfasst die Detektoreinrichtung einen Gammadetektor zum Nachweis von Gammastrahlung, der in einem Schutzgehäuse angeordnet ist, das in den Aufnahmeraum eines den Metallschrott aufnehmenden Lastaufnahmemittels hineinragend montierbar ist, und der als gammasensitives Element einen Szintillator enthält, dessen sensitives Volumen kleiner als 20cm3 ist.
Durch die Verwendung eines Gammadetektors mit einem solch kleinen sensitiven Volumen kann dieser in einem relativ kleinen Schutzgehäuse gekapselt werden, das aufgrund seiner kleinen Abmessungen bei signifikant geringerer Wandstärke, als dies bei dem im Stand der Technik verwendeten Schutzgehäusen der Fall ist, eine hinreichende mechanische Stabilität gegenüber den innerhalb des Lastaufnahmemittels beim Aufnehmen von Metallschrott auftretenden Kräften aufweist. Durch die auf diese Weise mögliche verringerte Wandstärke wird die Nachweisempfindlichkeit trotz des verringerten sensitiven Volumens gegenüber dem im Stand der Technik bekannten Detektoreinrichtung signifikant verbessert.
Die Erfindung beruht demgemäß auf der Überlegung, dass die im Stand der Technik übliche Verwendung von Gammadetektoren mit großem gammasensitivem Volumen aus zwei Gründen kontraproduktiv ist.
Zum einen geht mit einer Erhöhung der Größe dieses Volumens unweigerlich eine diesem Volumen nahezu proportionale Erhöhung des in Abwesenheit von künstlicher radioaktiver Strahlung gemessenen Nulleffekts (Hintergrundstrahlung) einher, da die- ser im wesentlichen auf hochenergetischer Strahlung der in der Umgebung befindlichen natürlichen Radioaktivität z.B. im Erdreich oder in Baumaterialien beruht, die auch massive Schutzgehäuse durchdringen. Der Nachweis niederenergetischer Gammastrahlung künstlicher, ggf. gekapselter Strahler erfolgt hin- gegen im wesentlichen in den ersten wenigen Millimetern des in der Regel als gammasensitives Element verwendeten anorganischen Szintillators (z.B. NaI (Tl) -Kristall) und ist somit der Oberfläche und nicht dem Volumen proportional.
Zum anderen wird durch die bei großem Volumen erforderliche hohe Wandstärke die Intensität der in das Schutzgehäuse eindringenden künstlichen Gammastrahlung signifikant verringert. Beide Effekte addieren sich und führen bei Vergrößerung des Gammadetektors zu einer signifikanten Verschlechterung des Signal-Rauschverhältnisses und damit zu einer deutlichen Verschlechterung der Nachweisempfindlichkeit. Die bei einer Detektoreinrichtung gemäß der Erfindung verbesserte Nachweisempfindlichkeit ist auch im Zusammenhang mit der regelmäßigen Funktionsprüfung mit Hilfe eines radioaktiven PrüfStrahlers von Vorteil, da dessen Aktivität durch die ver- besserte Nachweisempfindlichkeit wesentlich geringer gewählt werden kann, als bei den im Stand der Technik verwendeten räumlich ausgedehnten Szintillatoren . Dies ist von besonderer Bedeutung, da es sich bei dem Bedienpersonal in der Regel um Personen handelt, die keiner strahlenschutzmäßigen Überwachung unterliegen und somit strenge Freigrenzen für die Prüfstrahler beachtet werden müssen.
Da aufgrund der geringen Wandstärke auch niederenergetische Gammaquanten mit einer deutlich größeren Wahrscheinlichkeit in das Innere des Schutzgehäuses gelangen, ist in einer vorteilhaften Ausgestaltung der Erfindung das Schutzgehäuse zumindest in seinem frei in den Aufnahmeraum hineinragenden Teil vollständig geschlossen, d.h. weist keine Öffnungen auf, wie sie bei den im Stand der Technik bekannten Schutzgehäusen zum Nachweis niederenergetischer Gammaquanten erforderlich sind.
Auf diese Weise ist der Detektor vollständig gekapselt und das Eindringen von Fremdteilen in das Innere des Schutzgehäuses ist verhindert.
Wenn das Schutzgehäuse in dem in den Aufnahmeraum hineinragenden Teil eine konvexe Gestalt hat, ist die mechanische Stabilität des Schutzgehäuses auch bei geringer Wandstärke dieses Teils, die vorzugsweise bei einem aus Stahl bestehenden Schutzgehäuse kleiner als 8mm ist, zusätzlich erhöht. Außerdem wird die Empfindlichkeit gegenüber seitlich einfallende Gammaquanten erhöht, wobei eine zentrale Positionierung des Szin- tillators innerhalb des konvexen Gehäuses zu einer minimalen Weglänge der einfallenden und auf den Szintillator auftreffenden Strahlung innerhalb der Wand des Schutzgehäuses führt.
Zur weiteren Erläuterung der Erfindung wird auf das Ausfüh- rungsbeispiel der Zeichnung verwiesen. Es zeigen:
Fig. 1 einen Mehrschalengreifer mit einer darin montierten Detektoreinrichtung zur Überwachung von Metallschrott auf radioaktive Bestandteile gemäß dem Stand der Technik, Fig. 2 eine Detektoreinrichtung zur Überwachung von Metallschrott auf radioaktive Bestandteile, wie sie im Stand der Technik zum Einsatz gelangt in einem schematischen Querschnitt, Fig. 3 ein Nomogramm, in dem die Transmission von Gammastrah- len mit einer Energie von lOOkeV durch eine Stahlplatte in Abhängigkeit von der Dicke der Stahlplatte und vom Einfallswinkel dargestellt ist,
Fig. 4 und 5 eine Detektoreinrichtung gemäß der Erfindung in zueinander senkrechten Querschnitten jeweils in einer schema- tischen Prinzipdarstellung.
Gemäß Fig. 4 und 5 umfasst die Detektoreinrichtung 10 gemäß der Erfindung ein Schutzgehäuse 102, das auf seiner Montageseite 104, mit der es an einem Lastaufnahmemittel in unmittel- barer Nähe zu dessen Aufnahmeraum oder in dessen Aufnahmeraum hineinragend angeordnet und fixiert werden kann, eine an das Lastaufnahmemittel angepasste Basis 106 aufweist. Das Schutzgehäuse 102 besteht aus Stahl, der aus Gründen der mechanischen Festigkeit in der Regel gehärtet ist. Im Beispiel ist als Basis 106 eine plane Platte für die Montage an der ebenfalls planen Unterseite der Basis eines Mehrschalengreifers dargestellt. Auf der der Montageseite 104 abgewandten Seite hat das Schutzgehäuse 102 eine konvexe, d. h. nach außen gekrümmte Gestalt in Form einer Kuppel, beispielsweise einer Kugelkalotte. Mit diesem konvexen Bereich, der vollkommen geschlossen ist, d.h. keine Öffnungen aufweist, ragt das Schutzgehäuse 102 im montierten Zustand frei in den Aufnahmeraum des Lastaufnahmemittels hinein.
Innerhalb des Schutzgehäuses 102 ist ein Gammadetektor 140 angeordnet, der als gammasensitives Element einen Szintillator 142, vorzugsweise ein anorganischer NaJ(Tl)- oder CsJ(Tl)-
Einkristall, umfasst. Der Szintillator 142 ist zylindrisch und an einer seiner Stirnflächen an einen Fotomultiplier 144 angekoppelt. Das Volumen des Szintillators 142, d.h. das eigentliche sensitive Volumen des Gammadetektors 140, ist kleiner als 20cm3, wobei sich insbesondere für NaJ (Tl) -Detektoren Volumina zwischen 5 und 10cm3 als besonders vorteilhaft herausgestellt haben. Bei derart kleinen Szintillatorvolumina kann die Wandstärke des als Strahleneintrittsfläche dienenden, frei in den Aufnahmeraum hineinragenden Teils des Schutzgehäuses 102 auf Werte kleiner als 8 mm begrenzt werden.
Der Szintillator 142 ist an einer möglichst zentralen Position im Inneren des konvexen Schutzgehäuses 102 angeordnet. Durch die konvexe Gestaltung des Schutzgehäuses 102 auf der der Montageseite 104 abgewandten Seite und die möglichst zentrale Position des Szintillators 142 ist die in der Wand des Schutzgehäuses 102 von den auf die konvexe Oberfläche auftreffenden Gammastrahlen γ zurückgelegte Wegstrecke nahezu unabhängig von der Richtung, aus der die Gammaquanten auf das Schutzgehäuse 102 auftreffen. Da bei einer solchen zentralen Positionierung - im Idealfall fallen der Schwerpunkt des Szintillators 142 und der Mittelpunkt eines als Kugelkalotte gestalteten Schutz- gehäuses 102 zusammen - die Gammastrahlung γ die Wand nahezu radial durchqueren, ist auch die innerhalb der Wand zurückgelegte Wegstrecke minimal. Eine solche konvexe Gestaltung, die mit dem Vorteil einhergeht, dass auch seitlich auf das Schutz- gehäuse 102 einfallende und auf den Gammadetektor 140 gerichtete Gammastrahlung γ noch mit hoher Nachweisempfindlichkeit detektiert werden kann, ist möglich, da das Gesamtvolumen der Detektoreinrichtung entsprechend gering ist, so dass auch ein konvexes Schutzgehäuse 102 nicht tiefer sondern deutlich weni- ger tief in den Aufnahmeraum hineinragt als die bekannten flachen Schutzgehäuse mit den großvolumigen Gammadetektoren .

Claims

Ansprüche
1. Detektoreinrichtung (100) zum Überwachen von Metallschrott auf radioaktive Bestandteile, mit einem Gammadetektor (140) zum Nachweis von Gammastrahlung (γ) , der in einem Schutzgehäuse (102) angeordnet ist, das in den Aufnahmeraum (8) eines den Metallschrott aufnehmenden Lastaufnahmemittels (2) hineinragend montierbar ist, und der als gammasensitives Element einen Szintillator (142) enthält, dessen sensitives Volumen kleiner als 20cm3 ist.
2. Detektoreinrichtung nach Anspruch 1, bei der das Schutzgehäuse (102) zumindest in seinem frei in den Aufnahmeraum (8) hineinragenden Bereich vollständig geschlossen ist.
3. Detektoreinrichtung nach Anspruch 1 oder 2, bei der der frei in den Aufnahmeraum (8) hineinragende Bereich des Schutzgehäuses (102) eine konvexe Gestalt hat.
4. Detektoreinrichtung nach Anspruch 3, bei dem der Szintillator (142) im Schutzgehäuse 102 in einer zentralen Position angeordnet ist.
5. Detektoreinrichtung nach einem der vorhergehenden Ansprü- che, bei der das Schutzgehäuse (102) aus Stahl besteht, dessen
Wanddicke zumindest in seinem frei in den Aufnahmeraum (8) hineinragenden Teil kleiner als 8mm ist.
6. Detektoreinrichtung nach einem der vorhergehenden Ansprü- che, bei der der Szintillator (142) ein NaJ(Tl) -oder CsJ(Tl)-
Einkristall ist.
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