Was ist Neutronendosimetrie – Neutronendosimeter – Definition

Die Personenneutronendosimetrie ist nach wie vor eines der Probleme im Bereich des Strahlenschutzes, da kein einzelnes Verfahren die Kombination von Eigenschaften der Energieantwort, Empfindlichkeit und Orientierungsabhängigkeit bietet
Neutronendetektion
Generell muss jeder Neutronendetektortyp mit einem Konverter und einem der herkömmlichen Strahlungsdetektoren ausgestattet sein.
Quelle: large.stanford.edu

Die Neutronendosimetrie ist sehr spezifisch, da die Neutronen elektrisch neutrale Teilchen sind  und daher hauptsächlich starken Kernkräften, jedoch keinen elektrischen Kräftenausgesetzt sind. Daher ionisieren Neutronen nicht direkt und müssen in der Regelin geladene Teilchen umgewandelt werden, bevor sie nachgewiesen werden können. Im Allgemeinen muss jeder Typ von Neutronendetektor mit einem Konverter (um Neutronenstrahlung in übliche nachweisbare Strahlung umzuwandeln) und einem der herkömmlichen Strahlungsdetektoren (Szintillationsdetektor, Gasdetektor, Halbleiterdetektor usw.) ausgestattet sein.

Studien haben gezeigt, dass Alpha- und Neutronenstrahlung bei einer bestimmten Energiedeposition pro kg Gewebe einen größeren biologischen Schaden verursachen als Gammastrahlung. Es wurde festgestellt, dass die biologischen Auswirkungen von Strahlung   mit dem  linearen Energietransfer  (LET) zunehmen . Kurz gesagt, der biologische Schaden durch  Strahlung mit hohem LET  ( Alphateilchen ,  Protonen  oder  Neutronen ) ist viel größer als der durch  Strahlung mit niedrigem LET  ( Gammastrahlen)). Dies liegt daran, dass das lebende Gewebe Schäden durch Strahlung, die sich über eine große Fläche ausbreitet, leichter reparieren kann als solche, die sich auf eine kleine Fläche konzentriert. Da bei gleicher physikalischer Dosis (dh gleicher Energieeintrag pro Masseeinheit des Gewebes) mehr biologische Schäden verursacht werden, ist ein Grau Alpha- oder Neutronenstrahlung schädlicher als ein Grau Gammastrahlung. Diese Tatsache, dass Strahlungen unterschiedlicher Art (und Energie) bei gleicher Energiedosis unterschiedliche biologische Wirkungen haben, wird anhand von Faktoren beschrieben, die als  relative biologische Wirksamkeit  (RBE) und  Strahlungsgewichtungsfaktor  (w R ) bezeichnet werden.

Strahlungsgewichtungsfaktoren – ICRP

Für Photonen- und Elektronenstrahlung hat der  Strahlungsgewichtungsfaktor den Wert 1 unabhängig von der Strahlungsenergie und für Alpha-Strahlung den Wert 20. Für Neutronenstrahlung ist der Wert energieabhängig und beträgt 5 bis 20.

Strahlungsgewichtungsfaktoren
Quelle: ICRP, 2003. Relative biologische Wirksamkeit (RBE), Qualitätsfaktor (Q) und Strahlungsgewichtungsfaktor (wR). ICRP Publication 92. Ann. ICRP 33 (4).

2007 veröffentlichte das ICRP einen  neuen Satz von Strahlungsgewichtungsfaktoren (ICRP Publ. 103: Die Empfehlungen der Internationalen Strahlenschutzkommission von 2007). Diese Faktoren sind unten angegeben.

Strahlungsgewichtungsfaktoren - aktuell - ICRP
Quelle: ICRP Publ. 103: Die Empfehlungen 2007 der Internationalen Strahlenschutzkommission

Wie in der Tabelle gezeigt, gilt aw R  von 1 für alle Strahlungen mit niedrigem LET, dh Röntgen- und Gammastrahlen aller Energien sowie Elektronen und Myonen. Eine glatte Kurve, die als Annäherung betrachtet wird, wurde an die w R -Werte als Funktion der einfallenden Neutronenenergie angepasst . Beachten Sie, dass E n  ist die Neutronenenergie in MeV.

Strahlungsgewichtungsfaktor - Neutronen - ICRP
Der in Veröffentlichung 60 (ICRP, 1991) eingeführte Strahlungsgewichtungsfaktor wR für Neutronen als diskontinuierliche Funktion der Neutronenenergie (- – -) und der vorgeschlagenen Modifikation (-).

So führt beispielsweise eine von Alpha-Partikeln absorbierte Dosis von 1 Gy zu einer äquivalenten Dosis von 20 Sv, und es wird geschätzt, dass eine äquivalente Strahlungsdosis den gleichen biologischen Effekt hat wie eine gleiche absorbierte Dosis von Gammastrahlen bei einem Gewichtungsfaktor von 1.

Detektion von thermischen Neutronen

Thermische Neutronen sind Neutronen im thermischen Gleichgewicht mit einem umgebenden Medium mit einer Temperatur von 290 K (17 ° C oder 62 ° F). Die wahrscheinlichste Energie bei 17 ° C (62 ° F) für die Maxwellsche Verteilung beträgt 0,025 eV (~ 2 km / s). Dieser Teil des Neutronenenergiespektrums bildet den wichtigsten Teil des Spektrums in thermischen Reaktoren .

Thermische Neutronen haben eine andere und häufig viel größere effektiven Neutronenabsorptionsquerschnitt ( fission oder Strahlungseinfang ) für eine gegebene Nuklid als schnelle Neutronen.

Im Allgemeinen gibt es viele Erkennungsprinzipien und viele Arten von Detektoren. In Kernreaktoren sind gasförmige Ionisationsdetektoren am gebräuchlichsten, da sie sehr effizient und zuverlässig sind und einen weiten Bereich des Neutronenflusses abdecken. Verschiedene Arten von gasförmigen Ionisationsdetektoren bilden das sogenannte  Excore Nuclear Instrumentation System (NIS) . Das Excore-Nuklearinstrumentierungssystem überwacht den Leistungspegel des Reaktors durch  Erfassen eines Neutronenlecks  aus dem Reaktorkern.

Detektion von Neutronen mittels Ionisationskammer

Ionisationskammern werden häufig als Detektionsvorrichtung für geladene Teilchen verwendet. Wenn beispielsweise die innere Oberfläche der Ionisationskammer mit einer dünnen Borschicht beschichtet ist, kann die (n, alpha) -Reaktion stattfinden. Die meisten (n, alpha) -Reaktionen von thermischen Neutronen sind  10B (n, alpha) 7Li-  Reaktionen, begleitet von 0,48 MeV (n, alpha) -Reaktionen von 10B

Darüber hinaus weist das Isotop Bor-10 einen hohen (n, alpha) Reaktionsquerschnitt entlang des gesamten  Neutronenenergiespektrums auf . Das Alpha-Teilchen verursacht eine Ionisierung innerhalb der Kammer, und ausgestoßene Elektronen verursachen weitere sekundäre Ionisierungen.

Ein anderes Verfahren zum Nachweis von Neutronen unter Verwendung einer Ionisationskammer besteht darin, das Gas-  Bortrifluorid  (BF 3 ) anstelle von Luft in der Kammer zu verwenden. Die ankommenden Neutronen produzieren Alpha-Teilchen, wenn sie mit den Boratomen im Detektorgas reagieren. Beide Methoden können zum Nachweis von Neutronen im Kernreaktor verwendet werden. Es ist zu beachten, dass BF 3  -Zähler normalerweise im Proportionalbereich betrieben werden.

Detektion schneller Neutronen

Schnelle Neutronen sind Neutronen mit einer kinetischen Energie von mehr als 1 MeV (~ 15 000 km / s). In Kernreaktoren werden diese Neutronen üblicherweise als Spaltneutronen bezeichnet. Die Spaltneutronen haben eine Maxwell-Boltzmann-Energieverteilung mit einer mittleren Energie (für 235U-Spaltung ) 2 MeV. In einem Kernreaktor werden die schnellen Neutronen durch einen als Neutronenmoderation bezeichneten Prozess auf die thermischen Energien verlangsamt. Diese Neutronen werden auch durch Kernprozesse wie Kernspaltung oder (ɑ, n) Reaktionen erzeugt .

Im Allgemeinen gibt es viele Erkennungsprinzipien und viele Arten von Detektoren. Aber es muss hinzugefügt werden, dass der Nachweis schneller Neutronen eine sehr ausgefeilte Disziplin ist, da der Querschnitt schneller Neutronen viel kleiner ist als im Energiebereich für langsame Neutronen. Schnelle Neutronen werden oft erkannt, indem sie zuerst auf thermische Energien gemildert (verlangsamt) werden. Während dieses Prozesses gehen jedoch die Informationen über die ursprüngliche Energie des Neutrons, seine Fahrtrichtung und die Emissionszeit verloren.

Protonenrückstoß – Rückstoßdetektoren

Der wichtigste Detektortyp für schnelle Neutronen sind solche, die Rückstoßteilchen direkt erfassen , insbesondere Rückstoßprotonen, die aus elastischer (n, p) Streuung resultieren. Tatsächlich sind nur Wasserstoff- und Heliumkerne leicht genug für die praktische Anwendung. Im letzteren Fall werden die Rückstoßpartikel in einem Detektor erfasst. Neutronen können mehr Energie auf Lichtkerne übertragen. Diese Methode eignet sich zum Nachweis schneller Neutronen und ermöglicht den Nachweis schneller Neutronen ohne Moderator . Mit dieser Methode kann die Energie des Neutrons zusammen mit der Neutronenfluenz gemessen werden, dh der Detektor kann als Spektrometer verwendet werden. Typische schnelle Neutronendetektoren sind FlüssigszintillatorenEdelgasdetektoren auf Helium-4-Basis und Kunststoffdetektoren (Szintillatoren). Zum Beispiel hat der Kunststoff einen hohen Wasserstoffgehalt, daher ist er für schnelle Neutronendetektoren nützlich , wenn er als Szintillator verwendet wird.

Bonner Spheres Spektrometer

Es gibt verschiedene Methoden zum Nachweis langsamer Neutronen und wenige Methoden zum Nachweis schneller Neutronen. Daher besteht eine Technik zum Messen schneller Neutronen darin, sie in langsame
Neutronen umzuwandeln und dann die langsamen Neutronen zu messen. Eine der möglichen Methoden basiert auf Bonner-Kugeln . Das Verfahren wurde erstmals 1960 von Ewing und Tom W. Bonner beschrieben und verwendet thermische Neutronendetektoren (üblicherweise anorganische Szintillatoren wie 6 LiI), die in moderierende Kugeln unterschiedlicher Größe eingebettet sind.  Bonner-Kugeln wurden häufig zur Messung von Neutronenspektren mit Neutronenenergien im Bereich von thermisch bis mindestens 20 MeV verwendet. Ein Bonner-Kugel-Neutronenspektrometer (BSS) besteht aus einem thermischen Neutronendetektor und einer Reihe von Kugelschalen aus Polyethylenund zwei optionale Bleischalen in verschiedenen Größen. Zum Nachweis von thermischen Neutronen können ein 3 He-Detektor oder anorganische Szintillatoren wie 6 LiI verwendet werden. LiGlass-Szintillatoren sind sehr beliebt zum Nachweis von thermischen Neutronen. Der Vorteil von LiGlass-Szintillatoren ist ihre Stabilität und ihr großer Größenbereich.

Detektion von Neutronen mit dem Szintillationszähler

Szintillationszähler  werden zur Messung der Strahlung in einer Vielzahl von Anwendungen verwendet, einschließlich handgehaltener Strahlungsmessgeräte, Personal- und Umweltüberwachung auf  radioaktive Kontamination , medizinische Bildgebung, radiometrische Untersuchung, nukleare Sicherheit und Sicherheit von Kernkraftwerken. Sie sind weit verbreitet, weil sie kostengünstig und dennoch mit guter Effizienz hergestellt werden können und sowohl die Intensität als auch die Energie der einfallenden Strahlung messen können.

Szintillationszähler können verwendet werden, um Alpha- ,  Beta- und  Gammastrahlung zu erfassen  . Sie können auch zum  Nachweis von Neutronen verwendet werden . Zu diesem Zweck werden verschiedene Szintillatoren verwendet.

  • Neutronen . Da die Neutronen  elektrisch neutrale Teilchen sind, sind  sie hauptsächlich  starken Kernkräften ausgesetzt  , nicht jedoch elektrischen Kräften. Daher ionisieren Neutronen  nicht direkt  und müssen normalerweise  in geladene Teilchen umgewandelt werden, bevor sie nachgewiesen werden können. Im Allgemeinen muss jeder Typ eines Neutronendetektors mit einem Konverter (um Neutronenstrahlung in übliche nachweisbare Strahlung umzuwandeln) und einem der herkömmlichen Strahlungsdetektoren (Szintillationsdetektor, Gasdetektor, Halbleiterdetektor usw.) ausgestattet sein.  Schnelle Neutronen  (> 0,5 MeV) beruhen hauptsächlich auf dem Rückstoßproton in (n, p) -Reaktionen. Wasserstoffreiche Materialien, beispielsweise  Kunststoffszintillatorensind daher für ihre Erkennung am besten geeignet. Thermische Neutronen  beruhen auf Kernreaktionen wie den (n, γ) – oder (n, α) -Reaktionen, um eine Ionisation zu erzeugen. Materialien wie LiI (Eu) oder Glassilikate eignen sich daher besonders gut zum Nachweis von thermischen Neutronen. Der Vorteil von 6LiGlass-Szintillatoren ist ihre Stabilität und ihr großer Größenbereich.

Neutronen-Thermolumineszenz-Dosimeter – Neutronen-TLD

Die  Personenneutronendosimetrie ist  weiterhin eines der Probleme im Bereich des Strahlenschutzes, da keine einzelne Methode die Kombination aus Energieantwort, Empfindlichkeit, Orientierungsabhängigkeitseigenschaften und Genauigkeit bietet, die zur Erfüllung der Anforderungen eines Personendosimeters erforderlich ist.

Die am häufigsten verwendeten Personenneutronendosimeter für Strahlenschutzzwecke sind  Thermolumineszenzdosimeter  und  Albedodosimeter . Beide basieren auf diesem Phänomen – der  Thermolumineszenz . Zu diesem Zweck wird häufig Lithiumfluorid ( LiF ) als empfindliches Material (Chip) verwendet. Lithiumfluorid TLD wird für die Gamma- und Neutronenexposition (indirekt unter Verwendung der Li-6 (n, alpha)) – Kernreaktion verwendet. Kleine LiF-Kristalle (Lithiumfluorid) sind die gebräuchlichsten TLD-Dosimeter, da sie die gleichen Absorptionseigenschaften wie Weichgewebe aufweisen. Lithium hat zwei stabile Isotope, Lithium-6 (7,4%) und Lithium-7 (92,6%). Li-6 ist das Isotop, das gegenüber Neutronen empfindlich ist. Um Neutronen aufzuzeichnen, können LiF-Kristalldosimeter mit Lithium-6 angereichert werden, um die Lithium-6 (n, alpha) -Kernreaktion zu verstärken. Der Wirkungsgrad des Detektors hängt von der  Energie der Neutronen ab. Da die Wechselwirkung von Neutronen mit einem Element stark von der Energie abhängt, ist es sehr schwierig, ein Dosimeter unabhängig von der Energie der Neutronen zu machen. Um thermische Neutronen und Photonen zu trennen, werden meist LiF-Dosimeter verwendet, die unterschiedliche Prozentsätze an Lithium-6 enthalten. LiF-Chip, angereichert mit Lithium-6, das sehr empfindlich gegenüber thermischen Neutronen ist, und LiF-Chip, der sehr wenig Lithium-6 enthält und eine vernachlässigbare Neutronenantwort aufweist.

Das Prinzip der Neutronen-TLDs ist dann ähnlich wie bei Gammastrahlungs-TLDs. Im LiF-Chip befinden sich Verunreinigungen (z. B. Mangan oder Magnesium), die Einfangzustände für energetische Elektronen erzeugen. Die Verunreinigung verursacht Fallen im Kristallgitter, in denen nach Bestrahlung (zu Alphastrahlung) Elektronen gehalten werden. Wenn der Kristall erwärmt wird, werden die eingefangenen Elektronen freigesetzt und Licht emittiert. Die Lichtmenge hängt mit der vom Kristall empfangenen Strahlungsdosis zusammen.

Thermolumineszierendes Albedo-Neutronendosimeter

Die Albedo-Neutronendosimetrie  basiert auf dem Effekt der Moderation und Rückstreuung von Neutronen durch den menschlichen Körper. Albedo, das lateinische Wort für „Weiß“, wurde von Lambert als der Anteil des einfallenden Lichts definiert, der diffus von einer Oberfläche reflektiert wird. Die Moderation und Rückstreuung von Neutronen durch den menschlichen Körper erzeugt einen Neutronenfluss an der Körperoberfläche im thermischen und mittleren Energiebereich. Diese rückgestreuten Neutronen, die als  Albedo-Neutronen bezeichnet werden , können mit einem Dosimeter (normalerweise einem LiF-TLD-Chip ) erfasst werden  , das sich auf dem Körper befindet und  thermische Neutronen erfassen soll . Albedo-Dosimeter Es wurde festgestellt, dass dies die einzigen Dosimeter sind, die Neutronendosen über den gesamten Energiebereich messen können. Normalerweise werden zwei Arten von Lithiumfluorid verwendet, um die durch Gammastrahlen und Neutronen verursachten Dosen zu trennen. LiF-Chip, angereichert mit Lithium-6, das sehr empfindlich gegenüber thermischen Neutronen ist, und LiF-Chip, der sehr wenig Lithium-6 enthält und eine vernachlässigbare Neutronenantwort aufweist.

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Dieser Artikel basiert auf der maschinellen Übersetzung des englischen Originalartikels. Weitere Informationen finden Sie im Artikel auf Englisch. Sie können uns helfen. Wenn Sie die Übersetzung korrigieren möchten, senden Sie diese bitte an: translations@nuclear-power.net oder füllen Sie das Online-Übersetzungsformular aus. Wir bedanken uns für Ihre Hilfe und werden die Übersetzung so schnell wie möglich aktualisieren. Danke.