Strahlendosimetrie

Die Kenntnis der Wechselwirkungen von Strahlung mit Materie ist ein Schlüsselwissen der modernen Physik. Die moderne Physik ist eine experimentelle Wissenschaft und basiert auf Experimenten, die wichtige Informationen für unser Verständnis der Natur liefern. Die meisten modernen Kern- oder Teilchenexperimente verwenden eine Vielzahl hochentwickelter Geräte (Detektoren) zum Messen und Erfassen von subatomaren Teilchen . Um erkannt zu werden, muss ein Partikel Spuren in einem Detektor hinterlassen. Teilchen lagern meistens  Energie auf ihrem Weg ab. Die Kenntnis dieser Wechselwirkung, wie unterschiedliche Partikel Energie in der Materie ablagern und wie viel Energie Partikel ablagern, ist für unser Verständnis des Problems von grundlegender Bedeutung.Jeder Partikeltyp wechselwirkt auf unterschiedliche Weise , daher müssen wir die Wechselwirkung von Partikeln (Strahlung als Fluss dieser Partikel) separat beschreiben. Beispielsweise können geladene Teilchen mit hohen Energien Atome direkt ionisieren. Andererseits interagieren elektrisch neutrale Teilchen nur indirekt, können aber auch einen Teil oder alle ihre Energien auf die Materie übertragen. Dies ist das Hauptmerkmal der Kategorisierung von Strahlungsquellen. Sie werden normalerweise in zwei allgemeine Typen eingeteilt:

• Geladene Teilchen (direkt ionisierend)
  • Beta-Partikel . Beta-Teilchen sind schnelle Elektronen oder Positronen, die beim nuklearen Beta-Zerfall emittiert werden, sowie energetische Elektronen, die durch einen anderen Prozess erzeugt werden.
  • Stark geladene Teilchen . Schwer geladene Teilchen sind alle energetischen Ionen mit einer Masse von einer Atommasseneinheit oder mehr, wie Protonen, Alpha-Teilchen (Heliumkerne) oder Spaltfragmente .
• Neutrale Partikel (indirekt ionisierend)
  • Photonenstrahlung (elektromagnetische Strahlung). Photonen sind Teilchen / Wellen (Welle-Teilchen-Dualität) ohne Ruhemasse oder elektrische Ladung. Auch sichtbares Licht ist elektromagnetische Strahlung, jedoch mit viel geringeren Energien. Die elektromagnetische Strahlung von Interesse schließt Röntgenstrahlen ein, die bei der Umlagerung von Elektronenschalen von Atomen und Gammastrahlen, die vom Kern emittiert werden, emittiert werden.
  • Neutronen . Neutronen können durch Kernspaltung oder durch den Zerfall einiger radioaktiver Atome freigesetzt werden. Neutronen haben keine elektrische Ladung und können keine direkte Ionisation verursachen.
  • Neutrinos . Neutrinos sind elektrisch neutrale, schwach wechselwirkende Elementarteilchen mit sehr geringen Querschnitten für Wechselwirkungen mit Materie und daher geringen Kollisionswahrscheinlichkeiten in Materie.

Die Auslegung aller Kernreaktoren und anderer Kernsysteme hängt grundlegend davon ab, wie Strahlung mit Materie interagiert. Dieses Wissen ist sehr wichtig für das Verständnis von:

• Neutronenmoderation . Wie sich Neutronen zu thermischen Energien verlangsamen.
• Energieverteilung . Wo wird die Energie erzeugt?
• Messung der Reaktorleistung . Wie können wir die Reaktorleistung messen und wie können wir die Kettenreaktion steuern?
• Strahlenschutz . Wie können wir in dem produzierten alle verschiedenen Arten von Strahlung abzuschirmen Reaktorkern .

Was ist der radioaktiver Zerfall?

Der Kernzerfall (radioaktiver Zerfall) tritt auf, wenn ein instabiles Atom durch Emission ionisierender Strahlung Energie verliert . Radioaktiver Zerfall ist ein zufälliger Vorgang auf der Ebene einzelner Atome, da nach der Quantentheorie nicht vorhergesagt werden kann, wann ein bestimmtes Atom zerfallen wird. Mit anderen Worten, ein Kern eines Radionuklids hat kein „Gedächtnis“. Ein Kern „altert“ nicht im Laufe der Zeit. Somit steigt die Wahrscheinlichkeit seines Zerfalls nicht mit der Zeit, sondern bleibt konstant, egal wie lange der Kern existiert hat. Während seines unvorhersehbaren Zerfalls zersetzt sich dieser instabile Kern spontan und zufälligum einen anderen Kern (oder einen anderen Energiezustand – Gamma-Zerfall) zu bilden, der Strahlung in Form von Atomteilen oder energiereichen Strahlen abgibt. Dieser Abfall erfolgt mit einer konstanten, vorhersagbaren Rate, die als Halbwertszeit bezeichnet wird. Ein stabiler Kern unterliegt keinem solchen Zerfall und ist daher nicht radioaktiv.

Es gibt drei grundlegende Arten des radioaktiven Zerfalls:

• Alpha-Zerfall . Der Alpha-Zerfall  repräsentiert den Zerfall eines  Elternkerns  zu einer Tochter durch die Emission des Kerns eines Heliumatoms. Alpha-Teilchen bestehen aus zwei Protonen und zwei Neutronen , die zu einem Teilchen verbunden sind, das mit einem Heliumkern identisch ist. Aufgrund seiner sehr großen Masse (mehr als das 7000-fache der Masse des Beta-Partikels) und seiner Ladung ionisiert es das Material schwer und hat eine sehr kurze Reichweite .
• Beta-Zerfall . Beta – Zerfall  oder  β Zerfall  stellt die Desintegration eines Mutterkerns mit einer Tochter durch die Emission des Betateilchen. Beta-Teilchen sind energiereiche, schnelle Elektronen oder Positronen, die von bestimmten Arten radioaktiver Kerne wie Kalium-40 emittiert werden. Die Beta-Partikel haben einen größeren Durchdringungsbereich als Alpha-Partikel, sind aber immer noch viel kleiner als Gammastrahlen. Die emittierten Beta-Partikel sind eine Form ionisierender Strahlung, die auch als Beta-Strahlung bezeichnet wird. Die Produktion von Beta-Partikeln wird als Beta-Zerfall bezeichnet.
• Gamma-Zerfall . Der Gamma-Zerfall  oder der  γ-Zerfall  repräsentiert den Zerfall eines Elternkerns zu einer Tochter durch die Emission von  Gammastrahlen  (hochenergetische Photonen). Gammastrahlen sind elektromagnetische Strahlung (energiereiche Photonen) mit sehr hoher Frequenz und hoher Energie. Sie entstehen durch den Zerfall von Kernen beim Übergang von einem Zustand hoher Energie in einen Zustand niedrigerer Energie, der als Gamma-Zerfall bezeichnet wird. Die meisten Kernreaktionen gehen mit einer Gamma-Emission einher.

Zusätzliche wichtige Zerfallsmodi:

• Elektroneneinfang. Das Einfangen von Elektronen  ist ein Prozess, bei dem ein Elternkern eines seiner Orbitalelektronen einfängt und ein Neutrino emittiert. Das Einfangen von Elektronen , auch als  inverser Beta-Zerfall bekannt,  wird manchmal als eine Art  Beta-Zerfall bezeichnet , da der grundlegende Kernprozess, der durch die schwache Wechselwirkung vermittelt wird, der gleiche ist.
• Innere Konversion. Innere Konversion  ist ein elektromagnetischer Prozess, bei dem ein angeregter Kernzustand durch direkte Emission  eines seiner  Atomelektronen zerfällt . Die innere Konversion  konkurriert mit der  Gamma-Emission, aber in diesem Fall führen die elektromagnetischen Multipolfelder des  Kerns  nicht zur Emission eines Gammastrahls, sondern die Felder interagieren direkt mit Atomelektronen. Im Gegensatz zum  Beta-Zerfall , der von einer  schwachen Kraft bestimmt wird , wird das  Elektron  vom radioaktiven Atom emittiert, nicht aber vom Kern.
• Neutronenemission. Die Neutronenemission ist eine Art radioaktiver Zerfall von Kernen, die überschüssige Neutronen (insbesondere Spaltprodukte) enthalten, bei denen ein Neutron einfach aus dem Kern ausgestoßen wird. Diese Art von Strahlung spielt eine Schlüsselrolle bei der Steuerung von Kernreaktoren , da diese Neutronen verzögerte Neutronen sind .
• Protonenemission. Die Protonenemission ist eine seltene Art des radioaktiven Zerfalls von Kernen, die überschüssige  Protonen enthalten , bei denen ein Proton einfach aus dem Kern ausgestoßen wird .
• Spontane Spaltung . Die spontane Spaltung (SF) ist eine Form des radioaktiven Zerfalls, die nur in sehr schweren chemischen Elementen vorkommt.

Physikalische Grundlagen

Wie geschrieben wurde, bestehen Atomkerne aus Protonen und Neutronen, die sich durch die Kernkraft gegenseitig anziehen , während sich Protonen aufgrund ihrer positiven Ladung über die elektromagnetische Kraft gegenseitig abstoßen . Diese beiden Kräfte konkurrieren miteinander, was zu einer unterschiedlichen Stabilität der Kerne führt. Es gibt nur bestimmte Kombinationen von Neutronen und Protonen, die stabile Kerne bilden . Neutronen stabilisieren den Kern , weil sie sich und Protonen anziehen, was dazu beiträgt, die elektrische Abstoßung zwischen Protonen auszugleichen. Infolgedessen wird mit zunehmender Anzahl von Protonen ein zunehmendes Verhältnis von Neutronen zu Protonen benötigt , um einen stabilen Kern zu bilden. Wenn es zu viele gibt (Neutronen gehorchen auch dem Pauli-Ausschlussprinzip ) oder zu wenig Neutronen für eine bestimmte Anzahl von Protonen, der resultierende Kern ist nicht stabil und zerfällt radioaktiv . Die meisten in der Natur vorkommenden Atome sind stabil und emittieren keine Partikel oder Energie, die sich im Laufe der Zeit verändern. Von den ersten 82 Elementen im Periodensystem haben 80 Isotope, die als stabil angesehen werden. Technetium, Promethium und alle Elemente mit einer Ordnungszahl über 82 sind instabil und zersetzen sich durch radioaktiven Zerfall. Instabile Isotope zerfallen spontan über verschiedene radioaktive Zerfallswege , am häufigsten Alpha-Zerfall, Beta-Zerfall, Gamma-Zerfall oder Elektroneneinfang. Viele andere seltene Arten des Zerfalls, wie spontane Spaltung oder Neutronenemission, sind bekannt.

Das Zerfallsgesetz ist ein universelles Gesetz, das das statistische Verhalten einer großen Anzahl von Nukliden beschreibt.

Wie bereits geschrieben, ist der radioaktive Zerfall ein zufälliger Vorgang auf der Ebene einzelner Atome, da nach der Quantentheorie nicht vorhergesagt werden kann, wann ein bestimmtes Atom zerfallen wird. Mit anderen Worten, ein Kern eines Radionuklids hat kein „Gedächtnis“. Ein Kern „altert“ nicht im Laufe der Zeit. Somit steigt die Wahrscheinlichkeit seines Zerfalls nicht mit der Zeit, sondern bleibt konstant, egal wie lange der Kern existiert hat. Während seines unvorhersehbaren Zerfalls zersetzt sich dieser instabile Kern spontan und zufällig unter Bildung eines anderen Kerns (oder eines anderen Energiezustands – Gammazerfalls) und gibt Strahlung in Form von atomaren Teilchen oder energiereichen Strahlen ab.

Die Berechnung des Zerfalls radioaktiver Kerne ist relativ einfach, da es nur ein Grundgesetz gibt, das den gesamten Zerfallsprozess regelt.

Das radioaktive Zerfallsgesetz besagt, dass die Wahrscheinlichkeit pro Zeiteinheit, mit der ein Kern zerfällt, unabhängig von der Zeit konstant ist. Diese Konstante wird als Abklingkonstante bezeichnet und mit λ, „Lambda“ bezeichnet. Diese konstante Wahrscheinlichkeit kann zwischen verschiedenen Arten von Kernen stark variieren, was zu den vielen verschiedenen beobachteten Zerfallsraten führt. Der radioaktive Zerfall einer bestimmten Anzahl von Atomen (Masse) ist zeitlich exponentiell.

Zerfallsgesetz: N = Ne- ^λt

Die Rate des nuklearen Zerfalls wird auch in Form von Halbwertszeiten gemessen . Die Halbwertszeit ist die Zeit, die ein bestimmtes Isotop benötigt, um die Hälfte seiner Radioaktivität zu verlieren. Wenn ein Radioisotop eine Halbwertszeit von 14 Tagen hat, ist die Hälfte seiner Atome innerhalb von 14 Tagen zerfallen. In weiteren 14 Tagen verfällt die Hälfte der verbleibenden Hälfte und so weiter. Die Halbwertszeiten reichen von Millionstelsekunden für hochradioaktive Spaltprodukte bis zu Milliarden von Jahren für langlebige Materialien (wie natürlich vorkommendes Uran). Beachte daskurze Halbwertszeiten gehen mit großen Zerfallskonstanten einher. Radioaktives Material mit einer kurzen Halbwertszeit ist (zum Zeitpunkt der Herstellung) viel radioaktiver, verliert jedoch offensichtlich seine Radioaktivität schnell. Egal wie lang oder kurz die Halbwertszeit ist, nach Ablauf von sieben Halbwertszeiten verbleibt weniger als 1 Prozent der ursprünglichen Aktivität.

Das radioaktive Zerfallsgesetz kann auch für Aktivitätsberechnungen oder Massenberechnungen von radioaktivem Material abgeleitet werden:

(Anzahl der Kerne) N = Ne – ^λt     (Aktivität) A = Ae – ^λt      (Masse) m = me – ^λt

wobei N (Anzahl der Partikel) die Gesamtzahl der Partikel in der Probe ist, A (Gesamtaktivität) die Anzahl der Zerfälle pro Zeiteinheit einer radioaktiven Probe ist, m die Masse des verbleibenden radioaktiven Materials ist.

Aktivität – Spezifische Aktivität

Ein Maß für die Radioaktivität (Aktivität) basiert auf der Zählung der Zerfälle pro Sekunde . Die SI- Aktivitätseinheit ist das Becquerel (Bq), das einer reziproken Sekunde entspricht. Die Aktivität hängt nur von der Anzahl der Zerfälle pro Sekunde ab, nicht von der Art des Zerfalls, der Energie der Zerfallsprodukte oder den biologischen Auswirkungen der Strahlung. Es kann verwendet werden, um die Emissionsrate ionisierender Strahlung zu charakterisieren. Spezielle Aktivitätist die Aktivität pro Menge eines Radionuklids, daher ist die spezifische Aktivität definiert als die Aktivität pro Menge von Atomen eines bestimmten Radionuklids. Es wird normalerweise in Einheiten von Bq / g angegeben, aber eine andere häufig verwendete Aktivitätseinheit ist der Curie (Ci), der die Definition der spezifischen Aktivität in Ci / g ermöglicht.

Aktivitätseinheiten (Curie und Becquerel) können auch verwendet werden, um eine Gesamtmenge kontrollierter oder versehentlicher Freisetzungen radioaktiver Atome zu charakterisieren .

Aktivitätseinheiten

• Becquerel . Das Becquerel ist eine1974 definierte SI-Einheit der Radioaktivität . Es wurde zu Ehren von Henri Becquerel benannt, einem französischen Physiker, der 1896 die Radioaktivität entdeckte. Ein Becquerel (1Bq) entspricht 1 Zerfall pro Sekunde .
• Curie . Der Curie ist eine1910 definierteNicht-SI- Einheit der Radioaktivität. Sie wurde ursprünglich als äquivalent zu der Anzahl der Zerfälle definiert, die ein Gramm Radium-226 in einer Sekunde erfahren wird. Derzeit ist ein Curie definiert als 1Ci = 3,7 x 10 ¹⁰ Zerfälle pro Sekunde .
• Rutherford . Rutherford (Symbol Rd ) ist auch eine Nicht-SI-Einheit, definiert als die Aktivität einer Menge radioaktiven Materials, in der eine Million Kerne pro Sekunde zerfallen .

Zerfallskonstante und Halbwertszeit

Bei der Berechnung der Radioaktivität muss einer von zwei Parametern ( Zerfallskonstante oder Halbwertszeit ) bekannt sein, die die Zerfallsrate charakterisieren. Es gibt eine Beziehung zwischen der Halbwertszeit (t _1/2 ) und der Abklingkonstante λ. Die Beziehung kann aus dem Zerfallsgesetz abgeleitet werden, indem N = ½ N _{o gesetzt wird} . Das gibt:

wobei ln 2 (das natürliche log von 2) gleich 0,693 ist. Wenn die Abklingkonstante (λ) angegeben ist, ist es einfach, die Halbwertszeit zu berechnen und umgekehrt.

Bateman-Gleichungen

In der Physik sind die Bateman-Gleichungen ein Satz von Differentialgleichungen erster Ordnung, die die zeitliche Entwicklung von Nuklidkonzentrationen beschreiben, die eine serielle oder lineare Zerfallskette durchlaufen. Das Modell wurde 1905 von Ernest Rutherford formuliert und die analytische Lösung für den Fall des radioaktiven Zerfalls in einer linearen Kette wurde 1910 von Harry Bateman bereitgestellt. Dieses Modell kann auch in nuklearen Verarmungscodes verwendet werden, um Probleme der nuklearen Transmutation und des Zerfalls zu lösen.

Beispielsweise ist ORIGEN ein Computercodesystem zur Berechnung des Aufbaus, Zerfalls und der Verarbeitung radioaktiver Materialien. ORIGEN verwendet eine Matrixexponentialmethode, um ein großes System gekoppelter, linearer gewöhnlicher Differentialgleichungen erster Ordnung (ähnlich den Bateman-Gleichungen ) mit konstanten Koeffizienten zu lösen .

Die Bateman-Gleichungen für den Fall des radioaktiven Zerfalls von n-Nuklid-Reihen in linearer Kette, die die Nuklidkonzentrationen beschreiben, sind in der Abbildung wie folgt dargestellt.

Beispiel – Zerfallsgesetz

Eine Materialprobe enthält 1 Mikrogramm Jod-131. Beachten Sie, dass Jod-131 eine wichtige Rolle als radioaktives Isotop in Kernspaltungsprodukten spielt und einen wesentlichen Beitrag zu den Gesundheitsrisiken leistet, wenn es während eines Unfalls in die Atmosphäre freigesetzt wird. Jod-131 hat eine Halbwertszeit von 8,02 Tagen.

Berechnung:

1. Die Anzahl der anfänglich vorhandenen Iod-131-Atome.
2. Die Aktivität des Iod-131 in Curies.
3. Die Anzahl der Iod-131-Atome, die in 50 Tagen verbleiben.
4. Die Zeit, die die Aktivität benötigt, um 0,1 mCi zu erreichen.

Lösung:

1. Die Anzahl der Atome von Iod-131 kann unter Verwendung der Isotopenmasse wie folgt bestimmt werden.

N _I-131 = m _I-131 . N _A / M _I-131

N _I-131 = (1 & mgr; g ) x (6,02 × 10 ²³ Kerne / mol) / (130,91 g / mol)

N _I-131 = 4,6 × 10 ¹⁵ Kerne

2. Die Aktivität des Iod-131 in Curies kann anhand seiner Zerfallskonstante bestimmt werden :

Das Jod-131 hat eine Halbwertszeit von 8,02 Tagen (692928 Sekunden) und daher ist seine Zerfallskonstante:

Mit diesem Wert für die Abklingkonstante können wir die Aktivität der Probe bestimmen:

3) und 4) Die Anzahl der Iod-131-Atome, die in 50 Tagen verbleiben (N _50d ), und die Zeit, die die Aktivität benötigt, um 0,1 mCi zu erreichen, können unter Verwendung des Zerfallsgesetzes berechnet werden:

Wie zu sehen ist, wird nach 50 Tagen die Anzahl der Iod-131-Atome und damit die Aktivität etwa 75-mal geringer sein. Nach 82 Tagen ist die Aktivität ungefähr 1200-mal geringer. Daher wird die Zeit von zehn Halbwertszeiten (Faktor 2 ¹⁰ = 1024) häufig verwendet, um die Restaktivität zu definieren.

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.

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

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.

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 

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.

Die Röntgendosimetrie  ist sehr spezifisch, da hochenergetische Photonen unterschiedlich mit Materie interagieren. Hochenergetische Photonen können Tausende von Fuß in der Luft wandern und verschiedene Materialien leicht durchdringen. Darüber hinaus können hochenergetische Photonen durch den photoelektrischen Effekt und den Compton-Effekt Atome indirekt und direkt ionisieren (obwohl sie elektrisch neutral sind) . Die sekundäre (indirekte) Ionisation ist jedoch weitaus bedeutender.

Detektoren von Röntgenstrahlen

Detektoren können auch nach empfindlichen Materialien und Methoden kategorisiert werden, die zur Durchführung einer Messung verwendet werden können:

• Gasionisationsdetektoren
• Szintillationsdetektoren
• Halbleiterdetektoren

Detektion von Röntgenstrahlen mittels Ionisationskammer

Gammastrahlen  haben kaum Probleme, die Metallwände der Kammer zu durchdringen. Daher können Ionisationskammern verwendet werden, um Gammastrahlung und Röntgenstrahlen zu erfassen, die zusammen als Photonen bekannt sind, und für diese wird die fensterlose Röhre verwendet. Ionisationskammern sprechen über einen weiten Bereich von Energien gleichmäßig auf Strahlung an und sind das bevorzugte Mittel zur Messung hoher Gammastrahlungspegel. Einige Probleme werden durch die Tatsache verursacht, dass Alphateilchen mehr ionisieren als Betateilchen und als Gammastrahlen, so dass durch Alpha mehr Strom in der Ionisationskammerregion erzeugt wird als durch Beta und Gamma. Gammastrahlen geben deutlich weniger Energie an den Detektor ab als andere Partikel.

Detektion von Röntgenstrahlen mittels Geigerzähler

Der Geigerzähler  kann ionisierende Strahlung wie  Alpha-  und  Betateilchen ,  Neutronen , Röntgen- und  Gammastrahlen  mithilfe des in einer Geiger-Müller-Röhre erzeugten Ionisierungseffekts nachweisen, der dem Instrument seinen Namen gibt. Die Spannung des Detektors wird so eingestellt, dass die Bedingungen der  Geiger-Müller-Region entsprechen .

Der  hohe Verstärkungsfaktor  des Geigerzählers ist der Hauptvorteil gegenüber der Ionisationskammer. Der Geigerzähler ist daher ein viel empfindlicheres Gerät als andere Kammern. Aus diesem Grund wird es häufig zum Nachweis von Gammastrahlen und Beta-Partikeln mit niedrigem Spiegel verwendet.

Fensterloser Typ

Gammastrahlen  haben nur sehr geringe Probleme, die Metallwände der Kammer zu durchdringen. Daher können Geigerzähler verwendet werden, um Gammastrahlung und Röntgenstrahlen  (dünnwandige Röhren) zu erfassen,  die zusammen als Photonen bekannt sind, und hierfür wird die fensterlose Röhre verwendet.

• Ein  dickwandiges Rohr  wird zur Detektion von Gammastrahlung oberhalb von Energien von etwa 25 KeV verwendet. Dieser Typ hat im Allgemeinen eine Gesamtwandstärke von etwa 1-2 mm Chromstahl.
• Eine  dünnwandige Röhre  wird für Photonen mit niedriger Energie (Röntgen- oder Gammastrahlen) und Beta-Teilchen mit hoher Energie verwendet. Der Übergang von dünnwandigem zu dickwandigem Design erfolgt bei einem Energieniveau von 300–400 keV. Oberhalb dieser Ebenen werden dickwandige Designs verwendet, und unterhalb dieser Ebenen ist der direkte Gasionisationseffekt vorherrschend.

Detektion von Röntgenstrahlen 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- , Röntgen- und  Gammastrahlung zu erfassen  . Sie können auch zum  Nachweis von Neutronen verwendet werden . Zu diesem Zweck werden verschiedene Szintillatoren verwendet.

• Röntgenstrahlen .  High-Z-Materialien  eignen sich am besten als Szintillatoren zur Detektion von Gammastrahlen. Das am häufigsten verwendete Szintillationsmaterial ist  NaI (Tl)  (Thallium-dotiertes Natriumiodid). Das Jod liefert den größten Teil der Bremskraft in Natriumjodid (da es einen hohen Z = 53 hat). Diese kristallinen Szintillatoren sind durchhohe Dichte,hohe Ordnungszahl gekennzeichnet, undImpulsabfallzeiten von etwa 1 Mikrosekunde (~ 10 ^-6 sec). Die Szintillation in anorganischen Kristallen ist typischerweise langsamer als in organischen. Sie weisen eine hohe Effizienz für die Detektion von Gammastrahlen auf und sind in der Lage, hohe Zählraten zu verarbeiten. Anorganische Kristalle können auf kleine Größen geschnitten und in einer Array-Konfiguration angeordnet werden, um eine Positionsempfindlichkeit bereitzustellen. Dieses Merkmal wird in der medizinischen Bildgebung häufig verwendet, um Röntgen- oder Gammastrahlen zu erfassen. Anorganische Szintillatoren können Gammastrahlen und Röntgenstrahlen besser erfassen. Dies ist auf ihre hohe Dichte und Ordnungszahl zurückzuführen, die eine hohe Elektronendichte ergibt.

Detektion von Röntgenstrahlen mit Halbleitern – HPGe-Detektoren

Hochreine Germaniumdetektoren  ( HPGe-Detektoren ) sind die beste Lösung für präzise  Gamma- und Röntgenspektroskopie .

Wie bereits geschrieben, wird das Studium und die Analyse von Gammastrahlenspektren für wissenschaftliche und technische Zwecke als Gammaspektroskopie bezeichnet, und Gammastrahlenspektrometer sind die Instrumente, die solche Daten beobachten und sammeln. Ein Gammastrahlenspektrometer (GRS) ist ein hoch entwickeltes Gerät zur Messung der Energieverteilung von Gammastrahlung. Für die Messung von Gammastrahlen über mehreren hundert keV gibt es zwei Detektorkategorien von großer Bedeutung,  anorganische Szintillatoren wie NaI (Tl) –  und  Halbleiterdetektoren . Wenn eine  perfekte Energieauflösung  erforderlich ist, müssen wir einen Detektor auf  Germaniumbasis wie den  HPGe-Detektor verwenden. Halbleiterdetektoren auf Germaniumbasis werden am häufigsten dort eingesetzt, wo eine sehr gute Energieauflösung erforderlich ist, insbesondere für die  Gammaspektroskopie sowie für die  Röntgenspektroskopie . In der Gammaspektroskopie wird Germanium bevorzugt, da seine Ordnungszahl viel höher als die von Silizium ist und die Wahrscheinlichkeit einer Gammastrahlenwechselwirkung erhöht. Darüber hinaus hat Germanium eine niedrigere durchschnittliche Energie, die zur Erzeugung eines Elektron-Loch-Paares erforderlich ist, nämlich 3,6 eV für Silizium und 2,9 eV für Germanium. Dies bietet letzteren auch eine bessere Energieauflösung. Das FWHM (volle Breite bei halbem Maximum) für Germaniumdetektoren ist eine Funktion der Energie. Für ein 1,3-MeV-Photon beträgt die FWHM 2,1 keV, was sehr niedrig ist.

Ein  elektronisches Personendosimeter  ist ein modernes Dosimeter, das die kumulative Dosis  und die  aktuelle Dosisrate kontinuierlich auslesen  und die Person, die es trägt, warnen kann, wenn eine  bestimmte Dosisrate  oder eine  kumulative Dosis  überschritten wird. EPDs sind besonders nützlich in Bereichen mit hoher Dosis, in denen die Verweilzeit des Trägers aufgrund von Dosisbeschränkungen begrenzt ist.

Eigenschaften von EPDs

Das  elektronische Personendosimeter EPD kann  einen direkten Messwert  der erkannten Dosis oder Dosisrate in Echtzeit anzeigen  . Elektronische Dosimeter können sowohl als zusätzliches Dosimeter als auch als primäres Dosimeter verwendet werden. Die passiven Dosimeter und die elektronischen Personendosimeter werden häufig zusammen verwendet, um sich zu ergänzen. Um wirksame Dosen abzuschätzen, müssen Dosimeter an einer Position des Körpers getragen werden, die für seine Exposition repräsentativ ist, typischerweise zwischen Taille und Hals, an der Vorderseite des Rumpfes, gegenüber der radioaktiven Quelle. Dosimeter werden normalerweise an der Außenseite der Kleidung, um die Brust oder den Oberkörper getragen, um die Dosis für den „ganzen Körper“ darzustellen. Dosimeter können auch an den Extremitäten oder in der Nähe des Auges getragen werden, um die äquivalente Dosis zu diesen Geweben zu messen.

Das Dosimeter kann in der Regel nach einer Messung zu Aufzeichnungszwecken zurückgesetzt und dadurch mehrfach wiederverwendet werden. Die EPDs verfügen über ein oben angebrachtes Display, damit sie gut lesbar sind, wenn sie an Ihrer Brusttasche befestigt werden. Die Digitalanzeige gibt sowohl  Informationen zur Dosis  als auch zur  Dosisleistung an, normalerweise in mSv und mSv / h. Die EPD verfügt über einen  Dosisleistungsalarm und einen  Dosisalarm . Diese Alarme sind programmierbar. Für verschiedene Aktivitäten können unterschiedliche Alarme eingestellt werden.

Beispielsweise:

• Dosisleistungsalarm bei 100 μSv / h,
• Dosisalarm: 100 μSv.

Wenn ein Alarmsollwert erreicht ist, blinkt die entsprechende Anzeige zusammen mit einem roten Licht und es wird ein ziemlich durchdringendes Geräusch erzeugt. Sie können den Dosisleistungsalarm löschen, indem Sie sich in ein niedrigeres Strahlungsfeld zurückziehen. Sie können den Dosisalarm jedoch erst löschen, wenn Sie zu einem EPD-Lesegerät gelangen. EPDs können auch einen Piepton für jede von ihnen registrierte 1 oder 10 μSv abgeben. Dies gibt Ihnen einen hörbaren Hinweis auf die Strahlungsfelder. Einige EPDs verfügen über drahtlose Kommunikationsfunktionen. EPDs sind in der Lage, einen weiten Strahlungsdosisbereich von Routinewerten (μSv) bis zu Notfallwerten (Hunderte mSv oder Einheiten von Sieverts) mit hoher Präzision zu messen und können sowohl die Expositionsrate als auch die akkumulierten Expositionswerte anzeigen. Von den Dosimetertechnologien sind elektronische Personendosimeter im Allgemeinen die teuersten, größten und vielseitigsten.

Gammadosimetrie  ist die Messung, Berechnung und Bewertung der absorbierten Dosen und die Zuordnung dieser Dosen zu Einzelpersonen. Es ist die Wissenschaft und Praxis, die versucht, bestimmte in einem Strahlungsfeld vorgenommene Maßnahmen quantitativ mit chemischen und / oder biologischen Veränderungen in Beziehung zu setzen, die die Strahlung in einem Ziel hervorrufen würde.

Da es zwei Arten von Strahlenexposition gibt, externe und interne Exposition, kann die Dosimetrie auch wie folgt eingeteilt werden:

• Externe Dosimetrie . Externe Exposition ist Strahlung, die von außerhalb unseres Körpers kommt und mit uns interagiert. In diesem Fall analysieren wir vorwiegend die Exposition durch  Gammastrahlen  und  Betateilchen , da  Alphateilchen im Allgemeinen kein äußeres Expositionsrisiko darstellen, da die Teilchen im Allgemeinen nicht durch die Haut dringen. Da Photonen und Beta durch elektromagnetische Kräfte und Neutronen durch Kernkräfte zusammenwirken, unterscheiden sich ihre Nachweismethoden und Dosimetrie erheblich. Die Strahlungsquelle kann beispielsweise ein Gerät sein, das die Strahlung wie ein Behälter mit radioaktiven Stoffen oder wie ein Röntgengerät erzeugt. Die externe Dosimetrie basiert auf Messungen mit einem  Dosimeteroder aus Messungen abgeleitet, die mit anderen Strahlenschutzinstrumenten durchgeführt wurden.
• Interne Dosimetrie . Wenn die Strahlungsquelle  in unserem Körper ist , sagen wir, ist es  innere Exposition . Die Aufnahme von radioaktivem Material kann auf verschiedenen Wegen erfolgen, z. B. durch Aufnahme von radioaktiver Kontamination in Lebensmitteln oder Flüssigkeiten. Der Schutz vor innerer Exposition ist komplizierter. Die meisten Radionuklide geben Ihnen viel mehr Strahlendosis, wenn sie irgendwie in Ihren Körper eindringen können, als wenn sie draußen bleiben würden. Die Beurteilung der internen Dosimetrie beruht auf einer Vielzahl von Überwachungs-, Bioassay- oder Strahlungsbildgebungstechniken.

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.

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

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.

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.

Detektoren der Gammastrahlung

Detektoren können auch nach empfindlichen Materialien und Methoden kategorisiert werden, die zur Durchführung einer Messung verwendet werden können:

• Gasionisationsdetektoren
• Szintillationsdetektoren
• Halbleiterdetektoren

Detektion von Gammastrahlung mit Ionisationskammer

Gammastrahlen  haben nur sehr geringe Probleme, die Metallwände der Kammer zu durchdringen. Daher können Ionisationskammern verwendet werden, um Gammastrahlung und Röntgenstrahlen zu erfassen, die zusammen als Photonen bekannt sind, und hierfür wird die fensterlose Röhre verwendet. Ionisationskammern reagieren über einen weiten Energiebereich gleichmäßig gleichmäßig auf Strahlung und sind das bevorzugte Mittel zur Messung hoher Gammastrahlungswerte. Einige Probleme werden durch die Tatsache verursacht, dass Alpha-Partikel stärker ionisieren als Beta-Partikel und als Gammastrahlen, so dass im Bereich der Ionisationskammer durch Alpha mehr Strom erzeugt wird als durch Beta und Gamma. Gammastrahlen lagern deutlich weniger Energie im Detektor ab als andere Partikel.

Der Wirkungsgrad der Kammer kann durch die Verwendung eines Hochdruckgases weiter gesteigert werden. Typischerweise kann ein Druck von 8 bis 10 Atmosphären verwendet werden, und verschiedene Edelgase werden eingesetzt. Beispielsweise sind  Hochdruck-Xenon (HPXe) -Ionisationskammern  ideal für den Einsatz in unkontrollierten Umgebungen, da sich gezeigt hat, dass die Reaktion eines Detektors über große Temperaturbereiche (20–170 ° C) gleichmäßig ist. Der höhere Druck führt zu einer größeren Gasdichte und damit zu einer größeren Wahrscheinlichkeit einer Kollision mit dem Füllgas und der Erzeugung von Ionenpaaren durch einfallende Gammastrahlung. Aufgrund der erhöhten Wandstärke, die erforderlich ist, um diesem hohen Druck standzuhalten, kann nur Gammastrahlung erfasst werden. Diese Detektoren werden in  Vermessungsmessgeräten  und zur Umweltüberwachung eingesetzt.

Detektion von Gammastrahlung mit Geigerzähler

Der Geigerzähler  kann ionisierende Strahlung wie  Alpha-  und  Betateilchen ,  Neutronen und  Gammastrahlen  mithilfe des Ionisierungseffekts erfassen , der in einer Geiger-Müller-Röhre erzeugt wird, die dem Instrument seinen Namen gibt. Die Spannung des Detektors wird so eingestellt, dass die Bedingungen der  Region Geiger-Müller entsprechen .

Der  hohe Verstärkungsfaktor  des Geigerzählers ist der Hauptvorteil gegenüber der Ionisationskammer. Der Geigerzähler ist daher ein viel empfindlicheres Gerät als andere Kammern. Aus diesem Grund wird es häufig zum Nachweis von Gammastrahlen und Beta-Partikeln mit niedrigem Pegel verwendet.

Detektion von Gammastrahlung mit 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.

• Gammastrahlen . High-Z-Materialien  eignen sich am besten als Szintillatoren zur Detektion von Gammastrahlen. Das am häufigsten verwendete Szintillationsmaterial ist  NaI (Tl)  (Thallium-dotiertes Natriumiodid). Das Jod liefert den größten Teil der Bremskraft in Natriumjodid (da es einen hohen Z = 53 hat). Diese kristallinen Szintillatoren sind durchhohe Dichte,hohe Ordnungszahl gekennzeichnet, undImpulsabfallzeiten von etwa 1 Mikrosekunde (~ 10 ^-6 sec). Die Szintillation in anorganischen Kristallen ist typischerweise langsamer als in organischen. Sie weisen eine hohe Effizienz für die Detektion von Gammastrahlen auf und sind in der Lage, hohe Zählraten zu verarbeiten. Anorganische Kristalle können auf kleine Größen geschnitten und in einer Array-Konfiguration angeordnet werden, um eine Positionsempfindlichkeit bereitzustellen. Dieses Merkmal wird in der medizinischen Bildgebung häufig verwendet, um Röntgen- oder Gammastrahlen zu erfassen. Anorganische Szintillatoren können Gammastrahlen und Röntgenstrahlen besser erfassen. Dies ist auf ihre hohe Dichte und Ordnungszahl zurückzuführen, die eine hohe Elektronendichte ergibt.

Detektion von Gammastrahlung mit Halbleitern – HPGe-Detektoren

Hochreine Germaniumdetektoren  ( HPGe-Detektoren ) sind die beste Lösung für präzise  Gamma- und Röntgenspektroskopie .

Wie bereits geschrieben, wird das Studium und die Analyse von Gammastrahlenspektren für wissenschaftliche und technische Zwecke als Gammaspektroskopie bezeichnet, und Gammastrahlenspektrometer sind die Instrumente, die solche Daten beobachten und sammeln. Ein Gammastrahlenspektrometer (GRS) ist ein hoch entwickeltes Gerät zur Messung der Energieverteilung von Gammastrahlung. Für die Messung von Gammastrahlen über mehreren hundert keV gibt es zwei Detektorkategorien von großer Bedeutung,  anorganische Szintillatoren wie NaI (Tl) –  und  Halbleiterdetektoren . Wenn eine  perfekte Energieauflösung  erforderlich ist, müssen wir einen Detektor auf  Germaniumbasis wie den  HPGe-Detektor verwenden. Halbleiterdetektoren auf Germaniumbasis werden am häufigsten dort eingesetzt, wo eine sehr gute Energieauflösung erforderlich ist, insbesondere für die  Gammaspektroskopie sowie für die  Röntgenspektroskopie . In der Gammaspektroskopie wird Germanium bevorzugt, da seine Ordnungszahl viel höher als die von Silizium ist und die Wahrscheinlichkeit einer Gammastrahlenwechselwirkung erhöht. Darüber hinaus hat Germanium eine niedrigere durchschnittliche Energie, die zur Erzeugung eines Elektron-Loch-Paares erforderlich ist, nämlich 3,6 eV für Silizium und 2,9 eV für Germanium. Dies bietet letzteren auch eine bessere Energieauflösung. Das FWHM (volle Breite bei halbem Maximum) für Germaniumdetektoren ist eine Funktion der Energie. Für ein 1,3-MeV-Photon beträgt die FWHM 2,1 keV, was sehr niedrig ist.

Ein  elektronisches Personendosimeter  ist ein modernes Dosimeter, das die kumulative Dosis  und die  aktuelle Dosisrate kontinuierlich auslesen  und die Person, die es trägt, warnen kann, wenn eine  bestimmte Dosisrate  oder eine  kumulative Dosis  überschritten wird. EPDs sind besonders nützlich in Bereichen mit hoher Dosis, in denen die Verweilzeit des Trägers aufgrund von Dosisbeschränkungen begrenzt ist.

Eigenschaften von EPDs

Das  elektronische Personendosimeter EPD kann  einen direkten Messwert  der erkannten Dosis oder Dosisrate in Echtzeit anzeigen  . Elektronische Dosimeter können sowohl als zusätzliches Dosimeter als auch als primäres Dosimeter verwendet werden. Die passiven Dosimeter und die elektronischen Personendosimeter werden häufig zusammen verwendet, um sich zu ergänzen. Um wirksame Dosen abzuschätzen, müssen Dosimeter an einer Position des Körpers getragen werden, die für seine Exposition repräsentativ ist, typischerweise zwischen Taille und Hals, an der Vorderseite des Rumpfes, gegenüber der radioaktiven Quelle. Dosimeter werden normalerweise an der Außenseite der Kleidung, um die Brust oder den Oberkörper getragen, um die Dosis für den „ganzen Körper“ darzustellen. Dosimeter können auch an den Extremitäten oder in der Nähe des Auges getragen werden, um die äquivalente Dosis zu diesen Geweben zu messen.

Das Dosimeter kann in der Regel nach einer Messung zu Aufzeichnungszwecken zurückgesetzt und dadurch mehrfach wiederverwendet werden. Die EPDs verfügen über ein oben angebrachtes Display, damit sie gut lesbar sind, wenn sie an Ihrer Brusttasche befestigt werden. Die Digitalanzeige gibt sowohl  Informationen zur Dosis  als auch zur  Dosisleistung an, normalerweise in mSv und mSv / h. Die EPD verfügt über einen  Dosisleistungsalarm und einen  Dosisalarm . Diese Alarme sind programmierbar. Für verschiedene Aktivitäten können unterschiedliche Alarme eingestellt werden.

Beispielsweise:

• Dosisleistungsalarm bei 100 μSv / h,
• Dosisalarm: 100 μSv.

Wenn ein Alarmsollwert erreicht ist, blinkt die entsprechende Anzeige zusammen mit einem roten Licht und es wird ein ziemlich durchdringendes Geräusch erzeugt. Sie können den Dosisleistungsalarm löschen, indem Sie sich in ein niedrigeres Strahlungsfeld zurückziehen. Sie können den Dosisalarm jedoch erst löschen, wenn Sie zu einem EPD-Lesegerät gelangen. EPDs können auch einen Piepton für jede von ihnen registrierte 1 oder 10 μSv abgeben. Dies gibt Ihnen einen hörbaren Hinweis auf die Strahlungsfelder. Einige EPDs verfügen über drahtlose Kommunikationsfunktionen. EPDs sind in der Lage, einen weiten Strahlungsdosisbereich von Routinewerten (μSv) bis zu Notfallwerten (Hunderte mSv oder Einheiten von Sieverts) mit hoher Präzision zu messen und können sowohl die Expositionsrate als auch die akkumulierten Expositionswerte anzeigen. Von den Dosimetertechnologien sind elektronische Personendosimeter im Allgemeinen die teuersten, größten und vielseitigsten.

Die Beta-Dosimetrie  ist sehr spezifisch, da Beta-Partikel eindringender sind als Alpha-Partikel. Andererseits kann eine dünne Aluminiumplatte sie aufhalten.

Alpha- und Betateilchen stellen im Allgemeinen keine Gefahr für die Exposition von außen dar, da die Teilchen im Allgemeinen nicht durch die Haut dringen. Andererseits ist Alpha- und Betastrahlung sehr schädlich, wenn ihre Radionuklide aufgenommen oder eingeatmet werden. Interne Exposition  ist gefährlicher als externe Exposition, da wir die Strahlungsquelle in unserem Körper tragen und keine der  Strahlenschutzprinzipien  (Zeit, Entfernung, Abschirmung) anwenden können.

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.

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

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.

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.

Detektoren der Beta-Strahlung

Detektoren können auch nach empfindlichen Materialien und Methoden kategorisiert werden, die zur Durchführung einer Messung verwendet werden können:

• Gasionisationsdetektoren
• Szintillationsdetektoren
• Halbleiterdetektoren

Detektion von Beta-Strahlung mit Ionisationskammer

Damit  Alpha-  und  Betateilchen  durch Ionisationskammern nachgewiesen werden können, müssen sie mit einem dünnen Fenster versehen sein. Dieses „Endfenster“ muss dünn genug sein, damit die Alpha- und Betateilchen eindringen können. Ein Fenster mit nahezu beliebiger Dicke verhindert jedoch, dass ein Alpha-Partikel in die Kammer gelangt. Das Fenster besteht üblicherweise aus Glimmer mit einer Dichte von ca. 1,5 – 2,0 mg / cm ² .

Die Ionisationskammer kann beispielsweise zur Messung von Tritium in der Luft verwendet werden. Diese Geräte werden als Tritium-in-Air-Monitore bezeichnet. Tritium  ist ein radioaktives Isotop, emittiert jedoch eine sehr schwache Form von Strahlung, ein energiearmes  Beta-Teilchen  , das einem Elektron ähnlich ist. Es ist ein reiner Beta-Emitter (dh Beta-Emitter ohne begleitende  Gammastrahlung ). Die kinetische Energie des Elektrons variiert mit durchschnittlich 5,7 keV, während die verbleibende Energie vom nahezu nicht nachweisbaren Elektronenantineutrino  abgeführt wird. Eine so sehr niedrige Elektronenenergie führt dazu, dass das Elektron die Haut nicht durchdringen kann oder sich in der Luft nicht sehr weit bewegt. Beta-Partikel aus Tritium können nur etwa 6,0 mm Luft durchdringen. Es ist praktisch unmöglich, einen Detektor zu entwerfen, dessen Wände diese Beta-Partikel durchdringen können. Stattdessen pumpt der Tritium-in-Luft-Monitor die mit Tritium kontaminierte Luft direkt durch eine Ionisationskammer, so dass die gesamte Energie der Beta-Partikel sinnvollerweise in Ionenpaare innerhalb der Kammer umgewandelt werden kann.

Nachweis der Beta-Strahlung 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.

• Beta-Partikel . Zum Nachweis von Beta-Partikeln können organische Szintillatoren verwendet werden. Reine organische Kristalle umfassen Kristalle von Anthracen, Stilben und Naphthalin. Die Abklingzeit dieser Art von Leuchtstoff beträgt ungefähr 10 Nanosekunden. Diese Art von Kristall wird häufig zum Nachweis von Beta-Partikeln verwendet. Organische Szintillatoren mit einem  niedrigeren Z  als anorganische Kristalle eignen sich am besten zum Nachweis von Beta-Partikeln mit niedriger Energie (<10 MeV).

Detektion von Beta-Strahlung mit Halbleitern – Siliziumstreifendetektoren

Detektoren auf Siliziumbasis eignen sich sehr gut zur Verfolgung geladener Teilchen. Ein Siliziumstreifendetektor ist eine Anordnung von streifenförmig geformten Implantaten, die als Ladungssammelelektroden wirken.

Siliziumstreifendetektoren 5 x 5 cm ²in area sind weit verbreitet und werden in Reihe (genau wie Ebenen von MWPCs) verwendet, um Trajektorien geladener Teilchen mit Positionsgenauigkeiten in der Größenordnung von mehreren μm in Querrichtung zu bestimmen. Diese Implantate werden auf einem niedrig dotierten, vollständig abgereicherten Siliziumwafer platziert und bilden eine eindimensionale Anordnung von Dioden. Durch Verbinden jedes der metallisierten Streifen mit einem ladungsempfindlichen Verstärker wird ein positionsempfindlicher Detektor aufgebaut. Zweidimensionale Positionsmessungen können durch Aufbringen einer zusätzlichen streifenartigen Dotierung auf die Waferrückseite unter Verwendung einer doppelseitigen Technologie erreicht werden. Solche Vorrichtungen können verwendet werden, um kleine Aufprallparameter zu messen und dadurch zu bestimmen, ob ein geladenes Teilchen aus einer Primärkollision stammt oder das Zerfallsprodukt eines Primärteilchens war, das eine kleine Strecke von der ursprünglichen Wechselwirkung zurückgelegt und dann zerfallen ist.

Tragbare Vermessungsmesser

Tragbare Vermessungsmessgeräte  sind  Strahlungsdetektoren,  mit denen radiologische Techniker die Umgebungsdosisleistung messen  . Diese tragbaren Instrumente haben normalerweise Geschwindigkeitsmesser. In kerntechnischen Anlagen werden diese tragbaren Vermessungsmessgeräte  in der Regel von Strahlenschutztechnikern verwendet, die für die Verfolgung von Vor-Ort-  Operationen verantwortlich sind, um sicherzustellen, dass Strahlenschutzrichtlinien durchgeführt und Aufträge gemäß dem  ALARA-Prinzip ausgeführt werden . Ihre Aufgaben umfassen:

• Unterstützung und Beratung der Arbeitnehmer, um sie zu motivieren, ein ALARA-Verhalten anzunehmen.
• Befolgen Sie die Arbeiten, um die Einhaltung der Sicherheits- und Strahlenschutzverfahren zu gewährleisten.
• In einigen Werken ist die Einstellung der Arbeit bei schwerwiegenden Abweichungen von den dosimetrischen Zielen oder wenn das radiologische Risiko für die Arbeitnehmer erheblich zunimmt.

Das typische Strahlungsmessgerät ist beispielsweise das  RDS-31 , ein Mehrzweck-Strahlungsmessgerät, das einen  GM-Detektor verwendet . Es verfügt über optionale externe Alpha-, Beta- und Gamma-Sonden. Es misst 3,9 x 2,6 x 1,3 Zoll und kann in der Hand gehalten oder per Tasche, Gürtelclip oder Tasche getragen werden. Es verfügt über ein fünfstelliges, hintergrundbeleuchtetes LCD-Display. Geigerzähler arbeiten mit einer so hohen Spannung, dass die Größe des Ausgangsimpulses immer gleich ist, unabhängig davon, wie viele Ionenpaare im Detektor erzeugt wurden. Geigerzähler werden  aufgrund ihrer Empfindlichkeit, einfachen Zählschaltung und Fähigkeit zur Erfassung von Strahlung mit niedrigem Pegel hauptsächlich für tragbare Instrumente verwendet  .

Filmabzeichen Dosimeter

Filmabzeichen-Dosimeter sind nur zur einmaligen Verwendung bestimmt und können nicht wiederverwendet werden. Ein Filmabzeichen-Dosimeter ist ein Dosimeter, das von der überwachten Person an der Körperoberfläche getragen wird und die empfangene Strahlendosis aufzeichnet. Das Filmabzeichen dient zur Messung und Aufzeichnung der Strahlenexposition durch  Gammastrahlen ,  Röntgenstrahlen  und  Betateilchen . Das Abzeichen enthält eine  Reihe von Filtern (Blei, Zinn, Cadmium und Kunststoff) zur Bestimmung der Strahlungsqualität. Zur Überwachung der Beta-Partikelemission verwenden die Filter verschiedene Dichten aus Kunststoff oder sogar Etikettenmaterial. Es ist typisch, dass ein einzelnes Abzeichen eine Reihe von Filtern unterschiedlicher Dicke und unterschiedlicher Materialien enthält. Die genaue Wahl kann von der zu überwachenden Umgebung bestimmt werden.

Beispiele für Filter:

• Es gibt ein  offenes Fenster  , durch das schwächere Strahlungen den Film erreichen können.
• Ein  dünner Kunststofffilter,  der Betastrahlung abschwächt, aber alle anderen Strahlungen durchlässt
• Ein  dicker Kunststofffilter,  der alle Photonenstrahlung bis auf die niedrigste Energie durchlässt und alle bis auf die höchste Betastrahlung absorbiert.
• Ein  Durafilter,  der Photonenstrahlung bei Energien unter 65 keV sowie Betastrahlung progressiv absorbiert.
• Ein  Zinn / Blei-Filter  mit einer Dicke, die eine energieunabhängige Dosisreaktion des Films über den Photonenenergiebereich von 75 keV bis 2 MeV ermöglicht.
• Ein  Cadmium-Bleifilter  kann zur  Detektion thermischer Neutronen verwendet werden . Das Einfangen von Neutronen ((n, Gamma) -Reaktionen) durch  Cadmium erzeugt Gammastrahlen, die den Film schwärzen und so die Beurteilung der Exposition gegenüber Neutronen ermöglichen.

Die Alpha-Dosimetrie  ist sehr spezifisch, da Alpha-Partikel nur wenige Zentimeter in der Luft wandern, aber alle ihre Energien auf ihren kurzen Wegen speichern. Die übertragene Energiemenge ist daher sehr hoch. Alpha- und Betateilchen stellen im Allgemeinen keine Gefahr für die Exposition von außen dar, da die Teilchen im Allgemeinen nicht durch die Haut dringen. Andererseits ist Alpha-Strahlung sehr schädlich, wenn Alpha-Radionuklide aufgenommen oder eingeatmet werden. Interne Exposition  ist gefährlicher als externe Exposition, da wir die Strahlungsquelle in unserem Körper tragen und keine der  Strahlenschutzprinzipien  (Zeit, Entfernung, Abschirmung) anwenden können.

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.

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

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

So führt beispielsweise eine absorbierte Dosis von 1 Gy durch Alpha-Teilchen zu einer äquivalenten Dosis von 20 Sv, und es wird geschätzt, dass eine äquivalente Strahlungsdosis die gleiche biologische Wirkung hat wie eine gleiche Menge an absorbierter Dosis von Gammastrahlen, d. H bei einem Gewichtungsfaktor von 1.

Detektoren der Alpha-Strahlung

Detektoren können auch nach empfindlichen Materialien und Methoden kategorisiert werden, die zur Durchführung einer Messung verwendet werden können:

• Gasionisationsdetektoren
• Szintillationsdetektoren
• Halbleiterdetektoren

Detektion von Alpha-Strahlung mit Ionisationskammer

Damit Alpha- und Betateilchen durch Ionisationskammern nachgewiesen werden können , müssen sie mit einem dünnen Fenster versehen sein . Dieses „Endfenster“ muss dünn genug sein, damit die Alpha- und Betateilchen eindringen können. Ein Fenster mit nahezu beliebiger Dicke verhindert jedoch, dass ein Alpha-Partikel in die Kammer gelangt. Das Fenster besteht üblicherweise aus Glimmer mit einer Dichte von ca. 1,5 – 2,0 mg / cm ² . Dies bedeutet jedoch nicht, dass Alphastrahlung von einer Ionisationskammer nicht erfasst werden kann.

In einer Art Rauchmelder können Sie beispielsweise künstliche Radionuklide wie Americium-241 treffen , das eine Quelle für Alpha-Partikel ist. Der Rauchmelder verfügt über zwei Ionisationskammern, eine zur Luft hin offen, und eine Referenzkammer, in die keine Partikel eindringen können. Die radioaktive Quelle emittiert Alpha-Partikel in beide Kammern, die einige Luftmoleküle ionisieren. Die Freiluftkammer ermöglicht den Eintritt von Rauchpartikeln in das empfindliche Volumen und die Änderung der Dämpfung von Alpha-Partikeln. Wenn Rauchpartikel in die Freiluftkammer gelangen, haften einige der Ionen an den Partikeln und sind nicht verfügbar, um den Strom in dieser Kammer zu leiten. Eine elektronische Schaltung erkennt, dass sich zwischen der offenen und der versiegelten Kammer eine Stromdifferenz entwickelt hat, und gibt Alarm.

Detektion von Alpha-Strahlung mit Geiger-Müller-Zähler

Geigerzähler werden aufgrund ihrer Empfindlichkeit, einfachen Zählschaltung und Fähigkeit zur Erfassung von Strahlung mit niedrigem Pegel hauptsächlich für tragbare Instrumente verwendet. Obwohl Geigerzähler hauptsächlich für die Detektion einzelner Partikel verwendet werden, sind sie auch in Gamma-Vermessungsmessgeräten zu finden. Sie können fast alle Arten von Strahlung erfassen, es gibt jedoch geringfügige Unterschiede in der Geiger-Müller-Röhre. Die Geiger-Müller-Röhre erzeugt jedoch eine Impulsausgabe, die für alle detektierte Strahlung gleich groß ist, so dass ein Geigerzähler mit einer Endfensterröhre nicht zwischen Alpha- und Betateilchen unterscheiden kann.

Endfenstertyp

Damit Alpha- und Betateilchen von Geigerzählern erkannt werden können , müssen sie mit einem dünnen Fenster versehen sein. Dieses „Endfenster“ muss dünn genug sein, damit die Alpha- und Betateilchen eindringen können. Ein Fenster mit nahezu beliebiger Dicke verhindert jedoch, dass ein Alpha-Partikel in die Kammer gelangt. Das Fenster besteht normalerweise aus Glimmer mit einer Dichte von etwa 1,5 bis 2,0 mg / cm ² , damit niederenergetische Beta-Partikel (z. B. aus Kohlenstoff-14) in den Detektor gelangen können. Die Effizienzminderung für Alpha ist auf den Dämpfungseffekt des Endfensters zurückzuführen, obwohl der Abstand von der zu prüfenden Oberfläche ebenfalls einen signifikanten Effekt hat. Idealerweise sollte eine Alpha-Strahlungsquelle aufgrund der Dämpfung in der Luft weniger als 10 mm vom Detektor entfernt sein.

Detektion von Alpha 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. Für diese Zwecke werden verschiedene Szintillatoren verwendet:

Alpha-Teilchen und schwere Ionen . Aufgrund der sehr hohen Ionisierungskraft von Schwerionen sind Szintillationszähler normalerweise nicht ideal für den Nachweis von Schwerionen. Bei gleichen Energien erzeugt ein Proton 1/4 bis 1/2 des Lichts eines Elektrons, während Alpha-Teilchen nur etwa 1/10 des Lichts erzeugen. Bei Bedarf sollten anorganische Kristalle, z. B. CsI ​​(Tl) , ZnS (Ag) (typischerweise in dünnen Schichten als α-Partikelmonitore verwendet) organischen Materialien vorgezogen werden. Reines CsI ist ein schnelles und dichtes Szintillationsmaterial mit relativ geringer Lichtausbeute, das mit dem Abkühlen erheblich zunimmt. Die Nachteile von CsI sind ein hoher Temperaturgradient und eine leichte Hygroskopizität.

Detektion von Alpha mit Halbleitern – Siliziumstreifendetektoren

Detektoren auf Siliziumbasis eignen sich sehr gut zur Verfolgung geladener Teilchen. Ein Siliziumstreifendetektor ist eine Anordnung von streifenförmig geformten Implantaten, die als Ladungssammelelektroden wirken.

Siliziumstreifendetektoren 5 x 5 cm ²in area sind weit verbreitet und werden in Reihe (genau wie Ebenen von MWPCs) verwendet, um Trajektorien geladener Teilchen mit Positionsgenauigkeiten in der Größenordnung von mehreren μm in Querrichtung zu bestimmen. Diese Implantate werden auf einem niedrig dotierten, vollständig abgereicherten Siliziumwafer platziert und bilden eine eindimensionale Anordnung von Dioden. Durch Verbinden jedes der metallisierten Streifen mit einem ladungsempfindlichen Verstärker wird ein positionsempfindlicher Detektor aufgebaut. Zweidimensionale Positionsmessungen können durch Aufbringen einer zusätzlichen streifenartigen Dotierung auf die Waferrückseite unter Verwendung einer doppelseitigen Technologie erreicht werden. Solche Vorrichtungen können verwendet werden, um kleine Aufprallparameter zu messen und dadurch zu bestimmen, ob ein geladenes Teilchen aus einer Primärkollision stammt oder das Zerfallsprodukt eines Primärteilchens war, das eine kleine Strecke von der ursprünglichen Wechselwirkung zurückgelegt und dann zerfallen ist.

Tragbares Vermessungsgerät

Tragbare Vermessungsmessgeräte  sind  Strahlungsdetektoren,  mit denen radiologische Techniker die Umgebungsdosisleistung messen . Diese tragbaren Instrumente haben normalerweise Geschwindigkeitsmesser. In kerntechnischen Anlagen werden diese tragbaren Vermessungsmessgeräte  in der Regel von Strahlenschutztechnikern verwendet, die für die Verfolgung vonVor-Ort- Operationen verantwortlich sind, um sicherzustellen, dass Strahlenschutzrichtlinien durchgeführt und Aufträge gemäß dem  ALARA-Prinzip ausgeführt werden . Ihre Aufgaben umfassen:

• Unterstützung und Beratung der Arbeitnehmer, um sie zu motivieren, ein ALARA-Verhalten anzunehmen.
• Befolgen Sie die Arbeiten, um die Einhaltung der Sicherheits- und Strahlenschutzverfahren zu gewährleisten.
• In einigen Werken ist die Einstellung der Arbeit bei schwerwiegenden Abweichungen von den dosimetrischen Zielen oder wenn das radiologische Risiko für die Arbeitnehmer erheblich zunimmt.

Das typische Strahlungsmessgerät ist beispielsweise das  RDS-31 , ein Mehrzweck-Strahlungsmessgerät, das einen  GM-Detektor verwendet . Es verfügt über optionale externe Alpha-, Beta- und Gamma-Sonden. Es misst 3,9 x 2,6 x 1,3 Zoll und kann in der Hand gehalten oder per Tasche, Gürtelclip oder Tasche getragen werden. Es verfügt über ein fünfstelliges, hintergrundbeleuchtetes LCD-Display. Geigerzähler arbeiten mit einer so hohen Spannung, dass die Größe des Ausgangsimpulses immer gleich ist, unabhängig davon, wie viele Ionenpaare im Detektor erzeugt wurden. Geigerzähler werden  aufgrund ihrer Empfindlichkeit, einfachen Zählschaltung und Fähigkeit zur Erfassung von Strahlung mit niedrigem Pegel hauptsächlich für tragbare Instrumente verwendet  .

Was ist Neutron?

Ein Neutron ist eines der subatomaren Teilchen , aus denen Materie besteht. Im Universum gibt es viele Neutronen, die mehr als die Hälfte aller sichtbaren Materie ausmachen. Es hat keine elektrische Ladung und eine Ruhemasse von 1.67493 × 10−27 kg – etwas größer als die des Protons, aber fast 1839 mal größer als die des Elektrons. Das Neutron hat einen mittleren quadratischen Radius von etwa 0,8 × 10 –15 m oder 0,8 fm und ist ein Spin-½-Fermion.

Die Neutronen befinden sich in den Kernen typischer Atome zusammen mit ihren positiv geladenen Gegenstücken, den Protonen. Neutronen und Protonen, die üblicherweise als Nukleonen bezeichnet werden , sind im Atomkern miteinander verbunden und machen dort 99,9 Prozent der Atommasse aus. Forschung in der Teilchenphysik Hochenergie im 20. Jahrhundert zeigte , dass weder das Neutron noch das Proton nicht ist der kleinste Baustein der Materie. Protonen und Neutronen haben auch ihre Struktur. Innerhalb der Protonen und Neutronen finden wir wahre Elementarteilchen, die Quarks genannt werden . Im Kern sind Protonen und Neutronen durch die starke Kraft miteinander verbundenEine fundamentale Wechselwirkung, die das Verhalten der Quarks bestimmt, aus denen die einzelnen Protonen und Neutronen bestehen.

Eine nukleare Stabilität wird durch den Wettbewerb zweier grundlegender Wechselwirkungen bestimmt. Protonen und Neutronen werden durch starke Kraft voneinander angezogen. Andererseits stoßen sich Protonen durch die elektrische Kraft aufgrund ihrer positiven Ladung gegenseitig ab. Daher wirken Neutronen im Kern ähnlich wie Kernkleber, Neutronen ziehen sich gegenseitig und Protonen an, was dazu beiträgt, die elektrische Abstoßung zwischen Protonen auszugleichen. Es gibt nur bestimmte Kombinationen von Neutronen und Protonen, die stabile Kerne bilden. Zum Beispiel hat das am häufigsten vorkommende Nuklid des gemeinsamen chemischen Elements Blei (Pb) 82 Protonen und 126 Neutronen.

Aufgrund der Stärke der Kernkraft auf kurze Distanz ist die Kernbindungsenergie (die Energie, die erforderlich ist, um einen Atomkern in seine Bestandteile zu zerlegen) von Nukleonen um mehr als sieben Größenordnungen größer als die elektromagnetische Energie bindenden Elektronen in Atomen . Kernreaktionen (wie Kernspaltung oder Kernfusion ) haben daher eine Energiedichte, die mehr als das 10 000 000-fache der von chemischen Reaktionen beträgt.
Die Kenntnis des Verhaltens und der Eigenschaften von Neutronen ist für die Erzeugung von Kernkraft unerlässlich . Kurz danach wurde das Neutron 1932 entdecktEs wurde schnell erkannt, dass Neutronen eine nukleare Kettenreaktion bilden könnten . Bei der Entdeckung der Kernspaltung im Jahr 1938 wurde klar, dass bei einer Spaltreaktion, bei der freie Neutronen entstehen , jedes dieser Neutronen eine weitere Spaltreaktion in einer als Kettenreaktion bekannten Kaskade auslösen kann . Die Kenntnis der Querschnitte (der Schlüsselparameter für die Wahrscheinlichkeit der Wechselwirkung zwischen einem Neutron und einem Kern) wurde für die Konstruktion von Reaktorkernen und der ersten Atomwaffe von entscheidender Bedeutung (Trinity, 1945).

Struktur des Neutrons

Neutronen und Protonen werden als Hadronen , subatomare Teilchen , die der starken Kraft ausgesetzt sind , und als Baryonen klassifiziert , da sie aus drei Quarks bestehen . Das Neutron ist ein zusammengesetztes Teilchen aus zwei Abwärtsquarks mit Ladung −⅓ e und einem Aufwärtsquark mit Ladung + ⅔ e. Da das Neutron keine elektrische Nettoladung hat , wird es nicht durch elektrische Kräfte beeinflusst, aber das Neutron hat eine leichte Verteilung der elektrischen Ladung in sich. Dies führt zu einem magnetischen Moment ungleich Null (Dipolmoment) des Neutrons. Daher interagiert das Neutron auch über elektromagnetische Wechselwirkungen, jedoch viel schwächer als das Proton.

Die Masse des Neutrons beträgt 939,565 MeV / c ² , während die Masse der drei Quarks nur etwa 12 MeV / c ² beträgt (nur etwa 1% der Massenenergie des Neutrons). Wie das Proton liegt der größte Teil der Masse (Energie) des Neutrons in Form der starken Kernkraft (Gluonen) vor. Die Quarks des Neutrons werden von Gluonen zusammengehalten, den Austauschpartikeln für die starke Kernkraft. Gluonen tragen die Farbladung der starken Kernkraft.

Siehe auch: Struktur des Neutrons

Eigenschaften des Neutrons

Die wichtigsten Eigenschaften von Neutronen sind nachstehend zusammengefasst:

• Der mittlere quadratische Radius eines Neutrons beträgt ~ 0,8 x ^10-15 m (0,8 fermi)
• Die Masse des Neutrons beträgt 939,565 MeV / c ²
• Neutronen sind ½ Spinpartikel – fermionische Statistik
• Neutronen sind neutrale Teilchen – keine elektrische Nettoladung.
• Neutronen haben ein magnetisches Moment ungleich Null .
• Freie Neutronen (außerhalb eines Kerns) sind instabil und zerfallen über den Beta-Zerfall. Der Zerfall des Neutrons beinhaltet die schwache Wechselwirkung und ist mit einer Quark-Transformation verbunden (ein Down-Quark wird in einen Up-Quark umgewandelt).
• Die mittlere Lebensdauer eines freien Neutrons beträgt 882 Sekunden (dh die Halbwertszeit beträgt 611 Sekunden).
• Überall auf der Erde gibt es einen natürlichen Neutronenhintergrund freier Neutronen, der durch in der Atmosphäre erzeugte Myonen verursacht wird, in denen hochenergetische kosmische Strahlen mit Partikeln der Erdatmosphäre kollidieren.
• Neutronen können keine Ionisation direkt verursachen . Neutronen ionisieren Materie nur indirekt.
• Neutronen können sich ohne Wechselwirkung über mehrere hundert Meter in der Luft bewegen. Neutronenstrahlung ist stark durchdringend .
• Neutronen lösen die Kernspaltung aus .
• Der Spaltprozess erzeugt freie Neutronen (2 oder 3).
• Thermische oder kalte Neutronen haben ähnliche Wellenlängen wie Atomabstände. Sie können in Neutronenbeugungsexperimenten verwendet werden, um die atomare und / oder magnetische Struktur eines Materials zu bestimmen.

Siehe auch: Eigenschaften des Neutrons

Detektion von 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.

Neutronenkonverter

Zu diesem Zweck stehen zwei grundlegende Arten von Neutronenwechselwirkungen mit Materie zur Verfügung:

• Elastische Streuung . Das freie Neutron kann von einem Kern gestreut werden und einen Teil seiner kinetischen Energie auf den Kern übertragen. Wenn das Neutron genug Energie hat, um Kerne zu streuen, ionisiert der Rückstoßkern das den Konverter umgebende Material. Tatsächlich sind nur Wasserstoff- und Heliumkerne leicht genug für die praktische Anwendung. Auf diese Weise erzeugte Ladung kann vom herkömmlichen Detektor gesammelt werden, um ein detektiertes Signal zu erzeugen. Neutronen können mehr Energie auf Lichtkerne übertragen. Diese Methode eignet sich zum Nachweis schneller Neutronen (schnelle Neutronen haben keinen hohen Absorptionsquerschnitt) und ermöglicht den Nachweis schneller Neutronen ohne Moderator .
• Neutronenabsorption . Dies ist eine übliche Methode, mit der Neutronen des gesamten Energiespektrums nachgewiesen werden können . Diese Methode basiert auf verschiedenen Absorptionsreaktionen ( Strahlungseinfang , Kernspaltung , Umlagerungsreaktionen usw.). Das Neutron wird hier von Zielmaterial (Konverter) absorbiert, das Sekundärteilchen wie Protonen, Alpha-Teilchen , Beta-Teilchen , Photonen (Gammastrahlen) oder Spaltfragmente emittiert. Einige Reaktionen sind Schwellenreaktionen (die eine minimale Energie von Neutronen erfordern), aber die meisten Reaktionen finden bei epithermischen und thermischen Energien statt. Dies bedeutet, dass die Moderation schneller Neutronen erforderlich ist, was zu einer schlechten Energieinformation der Neutronen führt. Die häufigsten Kerne für das Neutronenkonvertermaterial sind:
  • ¹⁰ B (n, α). Wenn der Neutroneneinfangquerschnitt für thermische Neutronen σ = 3820 Scheunen beträgt und das natürliche Bor eine Häufigkeit von ¹⁰ B 19,8% aufweist.
  • ³ He (n, p). Wenn der Neutroneneinfangquerschnitt für thermische Neutronen σ = 5350 Scheunen beträgt und das natürliche Helium eine Häufigkeit von ³ He 0,014% aufweist.
  • ⁶ Li (n, α). Wenn der Neutroneneinfangquerschnitt für thermische Neutronen σ = 925 Scheunen beträgt und das natürliche Lithium eine Häufigkeit von ⁶ Li 7,4% aufweist.
  • ¹¹³ Cd (n, ɣ). Wenn der Neutroneneinfangquerschnitt für thermische Neutronen σ = 20820 Scheunen beträgt und das natürliche Cadmium eine Häufigkeit von ¹¹³ Cd 12,2% aufweist.
  • ²³⁵ U (n, Spaltung). Wenn der Spaltquerschnitt für thermische Neutronen σ = 585 Scheunen beträgt und das natürliche Uran eine Häufigkeit von ²³⁵ U 0,711% aufweist. Uran als Konverter erzeugt Spaltfragmente, die stark geladene Teilchen sind. Dies hat einen erheblichen Vorteil. Die stark geladenen Teilchen (Spaltfragmente) erzeugen ein hohes Ausgangssignal, da die Fragmente eine große Energiemenge in einem detektorempfindlichen Volumen ablagern. Dies ermöglicht eine einfache Unterscheidung der Hintergrundstrahlung (ei Gammastrahlung). Dieses wichtige Merkmal kann beispielsweise bei einer Kernreaktorleistungsmessung verwendet werden, bei der das Neutronenfeld von einem signifikanten Gammahintergrund begleitet wird.

Siehe auch: Nachweis von Neutronen

Neutronenquellen

Eine Neutronenquelle ist jedes Gerät, das Neutronen emittiert . Neutronenquellen haben viele Anwendungen, sie können in Forschung, Technik, Medizin, Erdölexploration, Biologie, Chemie und Kernkraft eingesetzt werden . Eine Neutronenquelle ist durch eine Reihe von Faktoren gekennzeichnet:

• Bedeutung der Quelle
• Intensität. Die Rate der von der Quelle emittierten Neutronen.
• Energieverteilung der emittierten Neutronen.
• Winkelverteilung der emittierten Neutronen.
• Art der Emission. Dauerbetrieb oder gepulster Betrieb.

Klassifizierung nach Bedeutung der Quelle

• Große (signifikante) Neutronenquellen
  • Kernreaktoren . Es gibt Kerne, die spontan selbst spalten können, aber nur bestimmte Kerne wie Uran-235, Uran-233 und Plutonium-239 können eine Spaltkettenreaktion aufrechterhalten. Dies liegt daran, dass diese Kerne Neutronen freisetzen, wenn sie auseinander brechen, und diese Neutronen die Spaltung anderer Kerne induzieren können. Uran-235, das als 0,7% des natürlich vorkommenden Urans vorliegt, unterliegt einer Kernspaltungmit thermischen Neutronen mit der Erzeugung von durchschnittlich 2,4 schnellen Neutronen und der Freisetzung von ~ 180 MeV Energie pro Spaltung. Freie Neutronen, die von jeder Spaltung freigesetzt werden, spielen eine sehr wichtige Rolle als Auslöser der Reaktion, können aber auch für einen anderen Zweck verwendet werden. Zum Beispiel: Ein Neutron ist erforderlich, um eine weitere Spaltung auszulösen. Ein Teil der freien Neutronen (sagen wir 0,5 Neutronen / Spaltung) wird in anderem Material absorbiert, aber ein Überschuss an Neutronen (0,9 Neutronen / Spaltung) kann die Oberfläche des Reaktorkerns verlassen und kann als Neutronenquelle verwendet werden.

• • Fusionssysteme. Kernfusion  ist eine Kernreaktion, bei der zwei oder mehr Atomkerne (z. B. D + T) mit sehr hoher Energie kollidieren und miteinander verschmelzen. Ihr Nebenprodukt der DT-Fusion ist ein freies Neutron (siehe Bild), daher kann auch die Kernfusionsreaktion große Mengen an Neutronen produzieren.
  • Spallationsquellen. Eine Spallationsquelle ist eine Neutronenquelle mit hohem Fluss, bei der Protonen, die auf hohe Energien beschleunigt wurden, auf ein schweres Zielmaterial treffen und die Emission von Neutronen verursachen. Die Reaktion findet oberhalb einer bestimmten Energieschwelle für das einfallende Teilchen statt, die typischerweise 5 bis 15 MeV beträgt.

• Mittlere Neutronenquellen
  • Bremssstrahlung von Elektronenbeschleunigern / Photofission. Energetische Elektronen emittieren, wenn sie in einem schweren Ziel schnell verlangsamt werden, während des Verzögerungsprozesses intensive Gammastrahlung. Dies ist als Bremsstrahlung oder Bremsstrahlung bekannt. Die Wechselwirkung der Gammastrahlung mit dem Ziel erzeugt Neutronen über die (γ, n) -Reaktion oder die (γ, Spalt-) Reaktion, wenn ein spaltbares Ziel verwendet wird. e- → Pb → γ → Pb → (γ, n) und (γ, Spaltung). Die Bremsstrahlung γ-Energie übersteigt die Bindungsenergie des „letzten“ Neutrons im Ziel. Eine Quellenstärke von 10 ¹³ Neutronen / Sekunde, die in kurzen (dh <5 μs) Impulsen erzeugt wird, kann leicht realisiert werden.
  • Dichter Plasme-Fokus. Der dichte Plasmafokus (DPF) ist ein Gerät, das als effiziente Quelle für Neutronen aus Fusionsreaktionen bekannt ist . Der Mechanismus des dichten Plasmafokus (DPF) basiert auf der Kernfusion von kurzlebigem Plasma aus Deuterium und / oder Tritium. Dieses Gerät erzeugt durch elektromagnetische Kompression und Beschleunigung ein kurzlebiges Plasma, das als Quetschung bezeichnet wird . Dieses Plasma ist während der Prise heiß und dicht genug, um eine Kernfusion und die Emission von Neutronen zu verursachen.
  • Lichtionenbeschleuniger. Neutronen können auch durch Teilchenbeschleuniger unter Verwendung von Zielen aus Deuterium, Tritium, Lithium, Beryllium und anderen Materialien mit niedrigem Z-Gehalt erzeugt werden. In diesem Fall muss das Ziel mit beschleunigten Wasserstoff- (H), Deuterium- (D) oder Tritium- (T) Kernen bombardiert werden.

• Kleine Neutronenquellen
  • Neutronengeneratoren. Neutronen entstehen bei der Fusion von Deuterium und Tritium in der folgenden exothermen Reaktion. ² D + ³ T → ⁴ He + n + 17,6 MeV . Das Neutron wird mit einer kinetischen Energie von 14,1 MeV erzeugt. Dies kann im Labor in kleinem Maßstab mit einem bescheidenen 100-kV-Beschleuniger für Deuteriumatome erreicht werden, die ein Tritiumziel bombardieren. Kontinuierliche Neutronenquellen von ~ 10 ¹¹ Neutronen / Sekunde können relativ einfach erreicht werden.
  • Radioisotopenquelle – (α, n) Reaktionen. In bestimmten Lichtisotopen ist das „letzte“ Neutron im Kern schwach gebunden und wird freigesetzt, wenn der nach dem Beschuss mit α-Teilchen gebildete Verbindungskern zerfällt. Der Beschuss von Beryllium durch α-Teilchen führt zur Bildung von Neutronen durch folgende exotherme Reaktion:  ⁴ He + ⁹ Be → ¹² C + n + 5,7 MeV. Diese Reaktion ergibt eine schwache Neutronenquelle mit einem Energiespektrum, das dem einer Spaltquelle ähnelt und heutzutage in tragbaren Neutronenquellen verwendet wird.  Radium, Plutonium oder Americium können als α-Emitter verwendet werden.
  • Radioisotopenquelle – (γ, n) Reaktionen. (γ, n) -Reaktionen können ebenfalls für den gleichen Zweck verwendet werden. Bei diesem Quellentyp können aufgrund des größeren Bereichs des γ-Strahls die beiden physikalischen Komponenten der Quelle getrennt werden, so dass die Reaktion bei Bedarf durch Entfernen der radioaktiven Quelle aus dem Beryllium „abgeschaltet“ werden kann. (γ, n) Quellen produzieren im Gegensatz zu (α, n) Quellen monoenergetische Neutronen. Die (γ, n) -Quelle verwendet Antimon-124 als Gamma-Emitter in der folgenden endothermen Reaktion.

¹²⁴ Sb → ¹²⁴ Te + β− + γ

γ + ⁹ Be → ⁸ Be + n – 1,66 MeV

• • Radioisotopenquelle – spontane Spaltung . Bestimmte Isotope spalten sich spontan unter Emission von Neutronen. Die am häufigsten verwendete Quelle für spontane Spaltungen ist das radioaktive Isotop californium-252 . Cf-252 und alle anderen Neutronenquellen mit spontaner Spaltung werden durch Bestrahlung von Uran oder einem anderen transuranischen Element in einem Kernreaktor hergestellt, wobei Neutronen im Ausgangsmaterial und seinen nachfolgenden Reaktionsprodukten absorbiert werden und das Ausgangsmaterial in das SF-Isotop umgewandelt wird.

Siehe auch: Neutronenquellen

Siehe auch: Quellenneutronen

Beschreibung der Gammastrahlung

Unter Gammastrahlung , auch Gammastrahlung genannt , versteht man elektromagnetische Strahlung (keine Ruhemasse, keine Ladung) mit sehr hohen Energien. Gammastrahlen sind energiereiche Photonen mit sehr kurzen Wellenlängen und damit sehr hoher Frequenz. Da es sich bei den Gammastrahlen im Wesentlichen nur um sehr energiereiche Photonen handelt, sind sie sehr durchdringende Materie und daher biologisch gefährlich. Gammastrahlen können Tausende von Fuß in der Luft wandern und leicht durch den menschlichen Körper gelangen. Gammastrahlen werden von instabilen Kernen beim Übergang von einem Zustand hoher Energie in einen Zustand niedrigerer Energieemittiert,der als Gammazerfall bekannt ist. In den meisten praktischen Laborquellen entstehen die angeregten Kernzustände beim Zerfall eines Elternradionuklids, daher typischerweise ein Gamma-Zerfallbegleitet andere Formen des Zerfalls , wie Alpha-oder Beta-Zerfall. Strahlung und auch Gammastrahlen sind überall um uns herum. In, um und über der Welt, in der wir leben. Es ist ein Teil unserer natürlichen Welt, die seit der Geburt unseres Planeten hier ist. Natürliche Quellen von Gammastrahlen auf der Erde sind unter anderem Gammastrahlen von natürlich vorkommenden Radionukliden, insbesondere Kalium-40. Kalium-40 ist ein radioaktives Isotop des Kaliums mit einer sehr langen Halbwertszeit von 1,251 × 10 ⁹ Jahren (vergleichbar mit dem Alter der Erde). Dieses Isotop kommt im Boden, Wasser auch in Fleisch und Bananen vor. Dies ist nicht das einzige Beispiel für eine natürliche Quelle von Gammastrahlen.

Siehe auch: Entdeckung von Gammastrahlen

Eigenschaften von Gammastrahlen / Strahlung

Die Hauptmerkmale von Gammastrahlen sind in folgenden Punkten zusammengefasst:

• Gammastrahlen sind hochenergetische Photonen (etwa 10 000-mal so viel Energie wie die sichtbaren Photonen), die gleichen Photonen wie die Photonen, die den sichtbaren Bereich des elektromagnetischen Spektrums bilden – Licht.
• Photonen (Gammastrahlen und Röntgenstrahlen) können Atome durch den photoelektrischen Effekt und den Compton-Effekt direkt (obwohl sie elektrisch neutral sind) ionisieren, aber die sekundäre (indirekte) Ionisation ist viel bedeutender.
• Gammastrahlen ionisieren Materie hauptsächlich durch indirekte Ionisation .
• Obwohl eine große Anzahl möglicher Wechselwirkungen bekannt ist, gibt es drei wichtige Wechselwirkungsmechanismen mit Materie.
  • Photoelektrischer Effekt
  • Compton-Effekt
  • Paarproduktion
• Gammastrahlen bewegen sich mit Lichtgeschwindigkeit und können Tausende von Metern in der Luft zurücklegen, bevor sie ihre Energie verbrauchen.
• Da die Gammastrahlung sehr durchdringende Materie ist, muss sie durch sehr dichte Materialien wie Blei oder Uran abgeschirmt werden.
• Die Unterscheidung zwischen Röntgen- und Gammastrahlen ist nicht so einfach und hat sich in den letzten Jahrzehnten geändert. Nach der derzeit gültigen Definition werden Röntgenstrahlen von Elektronen außerhalb des Kerns emittiert , während Gammastrahlen vom Kern emittiert werden .
• Gammastrahlen begleiten häufig die Emission von Alpha- und Betastrahlung .

Photoelektrischer Effekt

• Der photoelektrische Effekt dominiert bei niedrigen Energien von Gammastrahlen .
• Der photoelektrische Effekt führt zur Emission von Photoelektronen aus Materie, wenn Licht ( Photonen ) auf sie scheint.
• Die maximale Energie, die ein Elektron in einer Wechselwirkung empfangen kann, ist hν .
• Elektronen werden durch den photoelektrischen Effekt nur dann emittiert, wenn das Photon eine Schwellenenergie erreicht oder überschreitet .
• Ein freies Elektron (z. B. aus einer Atomwolke) kann nicht die gesamte Energie des einfallenden Photons absorbieren. Dies ist ein Ergebnis der Notwendigkeit, sowohl Impuls als auch Energie zu sparen.
• Der Querschnitt für die Emission von n = 1 (K-Schale) Photoelektronen ist höher als der von n = 2 (L-Schale) Photoelektronen. Dies ist ein Ergebnis der Notwendigkeit, Schwung und Energie zu sparen.

Siehe auch: Albert Einstein und der photoelektrische Effekt

Definition des photoelektrischen Effekts

Beim photoelektrischen Effekt unterliegt ein Photon einer Wechselwirkung mit einem Elektron, das in einem Atom gebunden ist. Bei dieser Wechselwirkung verschwindet das einfallende Photon vollständig und ein energetisches Photoelektron wird vom Atom aus einer seiner gebundenen Schalen ausgestoßen . Die kinetische Energie des ausgestoßenen Photoelektron (E _e ) ist gleich der einfallenden Photonenenergie (hν) abzüglich der Bindungsenergie des Photoelektron in seiner ursprünglichen Hülle (E _b ).

E _e = hν-E _b

Daher werden Photoelektronen nur dann durch den photoelektrischen Effekt emittiert, wenn das Photon eine Schwellenenergie – die Bindungsenergie des Elektrons – die Austrittsarbeit des Materials erreicht oder überschreitet . Bei Gammastrahlen mit Energien von mehr als Hunderten keV trägt das Photoelektron den größten Teil der einfallenden Photonenenergie ab – hν.

Nach einer photoelektrischen Wechselwirkung entsteht ein ionisiertes Absorberatom mit einer Lücke in einer seiner gebundenen Schalen . Diese Lücke wird schnell durch ein Elektron aus einer Hülle mit geringerer Bindungsenergie (andere Schalen) oder durch Einfangen eines freien Elektrons aus dem Material gefüllt. Die Umlagerung von Elektronen aus anderen Schalen schafft eine weitere Lücke, die wiederum von einem Elektron aus einer noch niedrigeren Bindungsenergieschale gefüllt wird. Daher kann auch eine Kaskade charakteristischerer Röntgenstrahlen erzeugt werden. Die Wahrscheinlichkeit einer charakteristischen Röntgenemission nimmt mit abnehmender Ordnungszahl des Absorbers ab. Manchmal tritt die Emission eines Auger-Elektrons auf.

 

Querschnitte des photoelektrischen Effekts

Bei kleinen Werten der Gammastrahlenenergie dominiert der photoelektrische Effekt . Der Mechanismus wird auch für Materialien mit hoher Ordnungszahl Z verbessert. Es ist nicht einfach, einen analytischen Ausdruck für die Wahrscheinlichkeit der photoelektrischen Absorption von Gammastrahlen pro Atom über alle Bereiche von Gammastrahlenenergien abzuleiten. Die Wahrscheinlichkeit der photoelektrischen Absorption pro Masseneinheit ist ungefähr proportional zu:

τ _{(photoelektrisch)} = Konstante x Z ^N / E ^3.5

wobei Z die Ordnungszahl ist, variiert der Exponent n zwischen 4 und 5. E ist die Energie des einfallenden Photons. Die Proportionalität zu höheren Potenzen der Ordnungszahl Z ist der Hauptgrund für die Verwendung von Materialien mit hohem Z wie Blei oder abgereichertem Uran in Gammastrahlenschilden.

Obwohl die Wahrscheinlichkeit der photoelektrischen Absorption von Gammaphotonen im Allgemeinen mit zunehmender Photonenenergie abnimmt, gibt es scharfe Diskontinuitäten in der Querschnittskurve. Diese werden als „Absoptionskanten“ bezeichnet.und sie entsprechen den Bindungsenergien von Elektronen aus den gebundenen Schalen des Atoms. Für Photonen mit einer Energie knapp über dem Rand reicht die Photonenenergie gerade aus, um die photoelektrische Wechselwirkung mit Elektronen aus der gebundenen Schale, beispielsweise der K-Schale, einzugehen. Die Wahrscheinlichkeit einer solchen Wechselwirkung ist knapp über dieser Kante viel größer als die von Energiephotonen etwas unterhalb dieser Kante. Für Gammaphotonen unterhalb dieser Kante ist die Wechselwirkung mit Elektronen aus der K-Schale energetisch unmöglich und daher sinkt die Wahrscheinlichkeit abrupt. Diese Kanten treten auch bei Bindungsenergien von Elektronen aus anderen Schalen (L, M, N… ..) auf.

Compton-Effekt

Schlüsselmerkmale der Compton-Effekt

• Bei Zwischenenergien dominiert die Compton-Effekt .
• Es ist die Streuung von Photonen durch Atomelektronen  
• Photonen erfahren eine Wellenlängenverschiebung, die als Compton-Verschiebung bezeichnet wird.
• Die auf das Rückstoßelektron übertragene Energie kann von Null bis zu einem großen Teil der einfallenden Gammastrahlenenergie variieren

Definition der Compton-Effekt

Compton – Streuung ist die unelastische oder nicht – klassische Streuung eines Photons (die eine Röntgen- oder Gammastrahlen kann Photon ) durch ein geladenes Teilchen, in der Regel eines Elektron. Bei der Compton-Effekt wird das einfallende Gammastrahlenphoton um einen Winkel Θ in Bezug auf seine ursprüngliche Richtung abgelenkt. Diese Ablenkung führt zu einer Abnahme der Energie (Abnahme der Photonenfrequenz) des Photons und wird als Compton-Effekt bezeichnet . Das Photon überträgt einen Teil seiner Energie auf das Rückstoßelektron . Die auf das Rückstoßelektron übertragene Energie kann von Null bis zu einem großen Teil der einfallenden Gammastrahlenenergie variieren, da alle Streuwinkel möglich sind. Die Compton-Effekt wurde 1923 von AHCompton beobachtetan der Washington University in St. Louis. Compton erhielt 1927 den Nobelpreis für Physik für dieses neue Verständnis der Teilchennatur von Photonen.

Compton Scattering Formula

Die Compton-Formel wurde 1923 in der Physical Review veröffentlicht. Compton erklärte, dass die Röntgenverschiebung durch den partikelartigen Impuls von Photonen verursacht wird. Die Compton-Effektsformel ist die mathematische Beziehung zwischen der Verschiebung der Wellenlänge und dem Streuwinkel der Röntgenstrahlen. Bei der Compton-Effekt kollidiert das Photon der Frequenz f mit einem ruhenden Elektron. Bei einer Kollision prallt das Photon vom Elektron ab und gibt einen Teil seiner Anfangsenergie ab (gegeben durch die Plancksche Formel E = hf). Während das Elektron an Impuls gewinnt (Masse x Geschwindigkeit), kann das Photon seine Geschwindigkeit nicht senken . Aufgrund des Impulserhaltungsgesetzes muss das Photon seinen Impuls senken, der gegeben ist durch:

Die Abnahme des Photonenimpulses muss also in eine Abnahme der Frequenz (Zunahme der Wellenlänge Δλ = λ ‚- λ ) übersetzt werden. Die Verschiebung der Wellenlänge nahm mit dem Streuwinkel gemäß der Compton-Formel zu :

wo

λ ist die anfängliche Wellenlänge des Photons

λ ‚ ist die Wellenlänge nach der Streuung,

h ist die Planck-Konstante = 6,626 × 10 ^–34 Js

m _e ist die Elektronenruhmasse (0,511 MeV)

c ist die Lichtgeschwindigkeit

Θ ist der Streuwinkel.

Die minimale Änderung der Wellenlänge ( λ ‚ – λ ) für das Photon tritt auf, wenn Θ = 0 ° (cos (Θ) = 1) und mindestens Null ist. Die maximale Änderung der Wellenlänge ( λ ‚ – λ ) für das Photon tritt auf, wenn Θ = 180 ° (cos (Θ) = – 1). In diesem Fall überträgt das Photon so viel Impuls wie möglich auf das Elektron. Die maximale Änderung der Wellenlänge kann aus der Compton-Formel abgeleitet werden:

Die Größe h / m _e c ist als Compton-Wellenlänge des Elektrons bekannt und beträgt 2,43 × 10 ^–12 m .

Compton-Effekt – Querschnitte

Die Wahrscheinlichkeit der Compton-Effekt pro Wechselwirkung mit einem Atom steigt linear mit der Ordnungszahl Z an, da sie von der Anzahl der Elektronen abhängt, die für die Streuung im Zielatom verfügbar sind. Die Winkelverteilung von Photonen, die von einem einzelnen freien Elektron gestreut werden, wird durch die Klein-Nishina-Formel beschrieben :

wobei ε = E ₀ / m _e c ² und r ₀ der „klassische Radius des Elektrons“ ist, der ungefähr 2,8 × 10 ^–13 cm entspricht. Die Formel gibt die Wahrscheinlichkeit der Streuung eines Photons in das Raumwinkelelement dΩ = 2π sin Θ dΘ an, wenn die einfallende Energie E _{0 ist} .

 

Compton Edge

Bei der Spektrophotometrie ist die Compton-Kante ein Merkmal des Spektrographen, das sich aus der Compton-Effekt im Szintillator oder Detektor ergibt. Dieses Merkmal ist auf Photonen zurückzuführen, die eine Compton-Effekt mit einem Streuwinkel von 180 ° erfahren und dann aus dem Detektor entweichen. Wenn ein Gammastrahl vom Detektor streut und entweicht, kann nur ein Bruchteil seiner Anfangsenergie in der empfindlichen Schicht des Detektors abgelagert werden. Es hängt vom Streuwinkel des Photons ab, wie viel Energie im Detektor abgeschieden wird. Dies führt zu einem Spektrum von Energien. Die Compton-Kantenenergie entspricht einem vollständig rückgestreuten Photon .

Inverse Compton-Effekt

Inverse Compton-Effekt ist die Streuung von Photonen niedriger Energie zu hohen Energien durch relativistische Elektronen. Relativistische Elektronen können die Energie von Photonen mit niedriger Energie um einen potenziell enormen Betrag steigern (sogar Gammastrahlen können erzeugt werden). Dieses Phänomen ist in der Astrophysik sehr wichtig.

Produktion von Positronen-Elektronenpaaren

Im Allgemeinen ist die Paarproduktion ein Naturphänomen, bei dem Energie direkt in Materie umgewandelt wird . Das Phänomen der Paarproduktion kann auf zwei verschiedene Arten betrachtet werden. Ein Weg ist als Teilchen und Antiteilchen und der andere ist als Teilchen und Loch . Der erste Weg kann durch die Bildung von Elektronen und Positronen aus einem Paket elektromagnetischer Energie ( hochenergetischer Photon – Gammastrahl ) dargestellt werden, das sich durch Materie bewegt. Dies ist eine der möglichen Arten, wie Gammastrahlen mit Materie interagieren. Bei hohen Energien dominiert diese Wechselwirkung .

Damit Elektronen-Positronenpaare erzeugt werden können, muss die elektromagnetische Energie des Photons über einer Schwellenenergie liegen , die der Ruhemasse zweier Elektronen entspricht. Die Schwellenenergie (die gesamte Ruhemasse der produzierten Teilchen) für die Elektron-Positronenpaar-Produktion beträgt 1,02 MeV (2 x 0,511 MeV), da die Ruhemasse eines einzelnen Elektrons 0,511 MeV Energie entspricht.

Wenn die Energie des ursprünglichen Photons größer als 1,02 MeV ist, wird jede Energie über 1,02 MeV gemäß dem Erhaltungsgesetz zwischen der kinetischen Bewegungsenergie der beiden Teilchen aufgeteilt.

Das Vorhandensein eines elektrischen Feldes eines schweren Atoms wie Blei oder Uran ist wesentlich, um die Erhaltung von Impuls und Energie zu gewährleisten . Um sowohl die Impulserhaltung als auch die Energie zu erhalten, muss der Atomkern einen gewissen Impuls erhalten. Daher ist eine Photonenpaar – Produktion kann im freien Raum nicht auftreten .

Darüber hinaus ist das Positron das Antiteilchen des Elektrons. Wenn ein Positron zur Ruhe kommt, interagiert es mit einem anderen Elektron, was zur Vernichtung der beiden Teilchen und zur vollständigen Umwandlung ihrer Ruhemasse in reine Energie führt (gemäß die E = mc ² -Formel) in Form von zwei entgegengesetzt gerichteten 0,511 MeV-Gammastrahlen (Photonen). Das Phänomen der Paarproduktion ist daher mit der Erzeugung und Zerstörung von Materie in einer Reaktion verbunden.

Produktion von Positronen-Elektronenpaaren – Querschnitt

Die Wahrscheinlichkeit einer Paarbildung, die durch einen Querschnitt gekennzeichnet ist, ist eine sehr komplizierte Funktion, die auf der Quantenmechanik basiert . Im Allgemeinen nimmt der Querschnitt ungefähr mit dem Quadrat der Ordnungszahl (σ _p ~ Z ² ) zu und mit der Photonenenergie zu, aber diese Abhängigkeit ist viel komplexer.

Querschnitt der Paarproduktion im Kernfeld und im Elektronenfeld.

Dämpfung der Gammastrahlen

Der Gesamtquerschnitt der Wechselwirkung einer Gammastrahlung mit einem Atom ist gleich der Summe aller drei genannten Teilquerschnitte:

σ = σ _f + σ _C + σ _p 

• σ _f – Photoelektrischer Effekt

• σ _C – Compton-Effekt

• σ _p – Paarproduktion

Abhängig von der Gammastrahlenenergie und dem Absorbermaterial kann einer der drei Teilquerschnitte viel größer werden als die beiden anderen. Bei kleinen Werten der Gammastrahlenenergie dominiert der photoelektrische Effekt . Bei Zwischenenergien dominiert die Compton-Effekt . Die Compton-Effekt nimmt auch mit abnehmender Ordnungszahl der Materie zu, daher ist das Dominanzintervall für Lichtkerne breiter. Schließlich dominiert die Produktion von Elektronen-Positronen-Paaren bei hohen Energien.

Basierend auf der Definition des Wechselwirkungsquerschnitts kann die Abhängigkeit der Intensität der Gammastrahlen von der Dicke des Absorbermaterials abgeleitet werden. Wenn monoenergetische Gammastrahlen zu einem schmalen Strahl kollimiert werden und der Detektor hinter dem Material nur die Gammastrahlen erfasst, die durch dieses Material hindurchgegangen sind, ohne dass eine Wechselwirkung mit diesem Material besteht, sollte die Abhängigkeit eine einfache exponentielle Abschwächung der Gammastrahlen sein . Jede dieser Wechselwirkungen entfernt das Photon entweder durch Absorption oder durch Streuung von der Detektorrichtung weg vom Strahl. Daher können die Wechselwirkungen durch eine feste Eintrittswahrscheinlichkeit pro Einheit Pfadlänge im Absorber charakterisiert werden. Die Summe dieser Wahrscheinlichkeiten heißtAbsorptionskoeffizient :

μ = τ _{(photoelektrisch)} + σ _(Compton) + κ _(Paar)

Absorptionskoeffizient

Die Dämpfung der Gammastrahlung kann dann durch die folgende Gleichung beschrieben werden.

I = I ₀ .e ^-μx

wobei I die Intensität nach der Dämpfung ist, I _o die Einfallsintensität ist, μ der lineare Dämpfungskoeffizient (cm ^–1 ) und die physikalische Dicke des Absorbers (cm) ist.

Die in der nebenstehenden Tabelle aufgeführten Materialien sind Luft, Wasser und verschiedene Elemente von Kohlenstoff ( Z = 6) bis Blei ( Z = 82). Ihre linearen Dämpfungskoeffizienten sind für drei Gammastrahlenenergien angegeben. Es gibt zwei Hauptmerkmale des linearen Dämpfungskoeffizienten:

• Der lineare Dämpfungskoeffizient nimmt mit zunehmender Ordnungszahl des Absorbers zu.
• Der lineare Dämpfungskoeffizient für alle Materialien nimmt mit der Energie der Gammastrahlen ab.

Halbe Wertebene

Die Halbwertsschicht drückt die Dicke des absorbierenden Materials aus, die zur Verringerung der Intensität der einfallenden Strahlung um den Faktor zwei benötigt wird . Es gibt zwei Hauptmerkmale der Halbwertsschicht:

• Die Halbwertsschicht nimmt mit zunehmender Ordnungszahl des Absorbers ab. Zum Beispiel werden 35 m Luft benötigt, um die Intensität eines 100 keV-Gammastrahls um den Faktor zwei zu reduzieren, während nur 0,12 mm Blei dasselbe bewirken können.
• Die Halbwertsschicht für alle Materialien nimmt mit der Energie der Gammastrahlen zu. Zum Beispiel von 0,26 cm für Eisen bei 100 keV bis etwa 1,06 cm bei 500 keV.

Massendämpfungskoeffizient

Bei der Charakterisierung eines absorbierenden Materials können wir manchmal den Massendämpfungskoeffizienten verwenden.  Der Massendämpfungskoeffizient ist definiert als das Verhältnis des linearen Dämpfungskoeffizienten und der Absorberdichte (μ / ρ) . Die Dämpfung der Gammastrahlung kann dann durch die folgende Gleichung beschrieben werden:

I = I ₀ .e ^{– (μ / ρ) .ρl}

wobei ρ die Materialdichte ist, (μ / ρ) der Massendämpfungskoeffizient ist und ρ.l die Massendicke ist. Die Maßeinheit für den Massendämpfungskoeffizienten cm ² g ^-1 .

Für Zwischenenergien dominiert die Compton-Effekt und verschiedene Absorber haben ungefähr gleiche Massendämpfungskoeffizienten. Dies liegt an der Tatsache, dass der Querschnitt der Compton-Effekt proportional zum Z (Ordnungszahl) ist und daher der Koeffizient proportional zur Materialdichte ρ ist. Bei kleinen Werten der Gammastrahlenenergie oder bei hohen Werten der Gammastrahlenenergie, bei denen der Koeffizient proportional zu höheren Potenzen der Ordnungszahl Z ist (für den photoelektrischen Effekt σ _f ~ Z ⁵ ; für die Paarproduktion σ _p ~ Z ² ), wird die Der Dämpfungskoeffizient μ ist keine Konstante.

Beispiel:

Wie viel Wasserschutz benötigen Sie, wenn Sie die Intensität eines monoenergetischen 500-keV- Gammastrahls ( schmaler Strahl ) auf 1% seiner Einfallsintensität reduzieren möchten ? Die Halbwertsschicht für 500 keV Gammastrahlen in Wasser beträgt 7,15 cm und der lineare Dämpfungskoeffizient für 500 keV Gammastrahlen in Wasser beträgt 0,097 cm ^-1 .

Die Frage ist recht einfach und kann durch folgende Gleichung beschrieben werden:

Wenn die Halbwertsschicht für Wasser 7,15 cm beträgt, beträgt der lineare Dämpfungskoeffizient:

Jetzt können wir die exponentielle Dämpfungsgleichung verwenden:

deshalb

Die erforderliche Wasserdicke beträgt also ca. 47,5 cm . Dies ist eine relativ große Dicke und wird durch kleine Atomzahlen von Wasserstoff und Sauerstoff verursacht. Wenn wir das gleiche Problem für Blei (Pb) berechnen , erhalten wir die Dicke x = 2,8 cm .

Lineare Dämpfungskoeffizienten

Tabelle der linearen Dämpfungskoeffizienten (in cm & supmin ; ¹ ) für verschiedene Materialien bei Gammastrahlenenergien von 100, 200 und 500 keV.

Absorber	100 keV	200 keV	500 keV
Luft	0,000195 / cm	0,000159 / cm	0,000112 / cm
Wasser	0,167 / cm	0,136 / cm	0,097 / cm
Kohlenstoff	0,335 / cm	0,274 / cm	0,196 / cm
Aluminium	0,435 / cm	0,324 / cm	0,227 / cm
Eisen	2,72 / cm	1,09 / cm	0,655 / cm
Kupfer	3,8 / cm	1,309 / cm	0,73 / cm
Führen	59,7 / cm	10,15 / cm	1,64 / cm

Halbe Wertebenen

Die Halbwertsschicht drückt die Dicke des absorbierenden Materials aus, die zur Verringerung der Intensität der einfallenden Strahlung um den Faktor zwei benötigt wird. Mit der Halbwertsschicht ist es einfach, einfache Berechnungen durchzuführen.
Quelle: www.nde-ed.org

Tabelle der Halbwertsschichten (in cm) für verschiedene Materialien bei Gammastrahlenenergien von 100, 200 und 500 keV.

Absorber	100 keV	200 keV	500 keV
Luft	3555 cm	4359 cm	6189 cm
Wasser	4,15 cm	5,1 cm	7,15 cm
Kohlenstoff	2,07 cm	2,53 cm	3,54 cm
Aluminium	1,59 cm	2,14 cm	3,05 cm
Eisen	0,26 cm	0,64 cm	1,06 cm
Kupfer	0,18 cm	0,53 cm	0,95 cm
Führen	0,012 cm	0,068 cm	0,42 cm

Gültigkeit des Exponentialgesetzes

Das Exponentialgesetz beschreibt immer die Dämpfung der Primärstrahlung durch Materie. Wenn Sekundärteilchen erzeugt werden
oder wenn die Primärstrahlung ihre Energie oder Richtung ändert, ist die effektive Dämpfung viel geringer. Die Strahlung dringt tiefer in die Materie ein, als dies
allein durch das Exponentialgesetz vorhergesagt wird. Der Prozess muss bei der
Bewertung der Wirkung der Strahlenabschirmung berücksichtigt werden .

 

Aufbaufaktoren für die Abschirmung von Gammastrahlen

Der Aufbaufaktor ist ein Korrekturfaktor, der den Einfluss der gestreuten Strahlung plus aller Sekundärteilchen im Medium bei Abschirmungsberechnungen berücksichtigt. Wenn wir den Aufbau von Sekundärstrahlung berücksichtigen wollen, müssen wir den Aufbaufaktor einbeziehen . Der Aufbaufaktor ist dann ein multiplikativer Faktor, der die Reaktion auf die nicht kollidierten Photonen berücksichtigt, um den Beitrag der gestreuten Photonen einzuschließen. Somit kann der Aufbaufaktor als Verhältnis der Gesamtdosis zur Reaktion auf die nicht kollidierte Dosis erhalten werden.

Die erweiterte Formel für die Berechnung der Dosisleistung lautet:

Der ANSI / ANS-6.4.3-1991-Standard für Gammastrahlendämpfungskoeffizienten und Aufbaufaktoren für technische Materialien enthält abgeleitete Gammastrahlenschwächungskoeffizienten und Aufbaufaktoren für ausgewählte technische Materialien und Elemente zur Verwendung bei Abschirmungsberechnungen (ANSI / ANS-6.1) .1, 1991).

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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.com oder füllen Sie das Online-Übersetzungsformular aus. Wir bedanken uns für Ihre Hilfe und werden die Übersetzung so schnell wie möglich aktualisieren. Danke.