DE2260094C2 - Vorrichtung zum Bestimmunen des Äquivalent-Dosiswertes von Neutronen mit einem innerhalb einer Abschirmung angeordneten Albedo-Neutronendetektor - Google Patents

Abstract

Die Erfindung betrifft ein Verfahren und eine Vorrichtung zum Durchfuehren des Verfahrens zur Bestimmung des Dosiswertes von Neutronen, die nach einer Streuung in einem Koerper als thermische und mittelschnelle Neutronen austreten und an der Koerperoberflaeche mittels eines ersten Detektors fuer Neutronen unter Abschirmung vor nicht aus dem Koerper austretenden thermischen und mittelschnellen Neutronen nachgewiesen werden. Das Verfahren ist dadurch gekennzeichnet, dass mit einem weiteren Detektor ein weiterer Dosiswert der nicht aus dem Koerper austretenden thermischen und mittelschnellen Neutronen gemessen wird, dass die beiden Dosiswerte der Detektoren miteinander verknuepft und ein erster Korrekturfaktor aus einem Eichdiagramm entnommen wird und dass damit der dosisrichtige Dosiswert rechnerisch aus dem Dosiswert des ersten Detektors ermittelt wird. Die Vorrichtung zur Durchfuehrun verfestigt. Die Rauchgase werden vollstaendig und ausschliess

Description

Die Erfindung betrifft eine Vorrichtung nach dem Oberbegriff des Anspruchs 1.

Die Albedo-Dosimetrie basiert auf dem Prinzip, daß energiereiche Neutronen nach einer Streuung im Körper als thermische und mittelschnelle Neutronen austreten und an der Körperoberfläche mit einem Detektor für thermische Neutronen nachgewiesen werden. Aufgrund theoretischer und experimenteller Untersuchungen zeigt der Albedo-Faktor für thermische Neutronen, definiert als vom Körper gestreute thermische Neutronen zu totaler in den Körper eindringenden Neutronenfluenz, für direkteinfallende thermische Neutronen im Vergleich zu mittelschnellen Neutronen eine Überempfindlichkeit bis zu einem Faktor 4. Bei Verwendung einer Cadmium- oder Borabschirmung wird zwar mit dem Albedo-Dosimeter eine annähernd äquivalentdosisrichtigte Anzeige thermischer und mittelschneller Neutronen bis zu Energie von 10 keV erzielt, jedoch wird ein Albedo-Dosimeter schnelle Neutronen nur mit einer geringen Empfindlichkeit nachweisen, die etwa 1—5% der Empfindlichkeit für mittelschnelle Neutronen entspricht Es ist daher nach Auffassung der Fachwelt aussichtslos, diese Detektorart für einen Nachweis von schnellen Neutronen einzusetzen.

Andererseits ist es bekannt den Nachweis schneller Neutronen mit Kernspurfilmen vorzunehmen, welche eine Messung der Äquivalentdosis im Energiebereich 0,6—5 MeV innerhalb ±60% ermöglichen (»Atompraxis« 9, S. 179-188, 1963). Die hohe ^-Empfindlichkeit, der kleine Meßbereich und das Fading insbesondere bei kleinen Neutronenenergien engen jedoch die Nützlichkeit einer solchen Personenüberwachung ein.

Nichtfotografische Kernspurdetektoren werden heute in zunehmendem Umfang in die Routineüberwachung eingeführt Der große Dosisbereich, verbunden mit einer optimalen ^-Diskriminierung einerseits, aber auch der relativ hohe y-Untergrund von dicken Schichten spaltbaren Materials (U, Th, Np) bzw. die ungenügende Empfindlichkeit dieser Detektoren bei dünnen Detektorschichten andererseits ergeben Vorteile insbesondere in der Unfalldosimetrie. Als wesentlicher Nachteil der Kernspurdetektoren ist hingegen die Energieschwelle anzusehen, wodurch bestenfalls schnelle Neutronen ausschließlich oberhalb 0,7 MeV nachweisbar sind. Bei Albedo-Dosimetern hingegen ist — bedingt durch den Nachweis energiearmer, vom Körper rückgestreuter Neutronen — eine solche Energieschwelle nicht vorhanden. Diese Methode des Neutronennachweises ist daher bevorzugt zum Nachweis thermischer und mittelschneller Neutronen eingesetzt worden (GB-PS 11 48 566). Es wurde festgestellt, daß der Cd-abgedeckte Film und der Kernspurfilm unter Umständen auch thermische und mittelschnelle Neutronen nachweist.

Es ist auch ein Albedo-Dosiineter der in den Oberbegriffen der Ansprüche 1 bis 4 vorausgesetzten Art bekannt (Korba A_M Hoy j. E., Health Physics 18, S. 581—584, 1970), welches aus einer Kombination von 2 LiF-Dosimeterpaaren besteht, die innerhalb von teilweisen mit Cd abgedeckten Polyäthylenhalbkugeln angeordnet sind. Dieses Dosimeter kann die Äquivalentdosis sowohl von Neutronen einer ²⁵²Cf-und Pu-Be-Quelle als auch von Neutronen von verschiedenen kritischen Anordnungen messen. Bei Kenntnis des Strahlungsfeldes — gestreute oder ungestreute Neutronen — ist es jedoch ähnlich wie im Bereich mittelschneller Neutronen an Reaktoren nur mit Hilfe eines ortsabhängigen Kalibrierfaktors möglich, die Äquivalentdosis ausreichend genau zu ermitteln.

Weitere Gründe für die Schwierigkeiten bei der Messung von schnellen Neutronen liegen darin, daß Untersuchungen mit ²⁵²Cf-Neutronen gezeigt haben, daß bei einer Freiluftbestrahlung der Einfluß gestreuter Neutronen aus der Umgebung zwar relativ gering ist, diese Nachweisverhältnisse sich jedoch mit zunehmendem Anteil an rückgestreuten Neutronen vom Boden, von der Wand bzw. einer Abschirmung der Quelle ändern.

Ausgehend von diesem letztgenannten Stand der Technik besteht die der Erfindung gestellte Aufgabe darin, eine Vorrichtung der im Oberbegriff des Anspruchs 1 genannten Art so zu verbessern, daß der

zweite Detektor auch thermische Neutronen mit erfaßt und daß der Neutronennachweis dieses zweiten Detektors insgesamt von der geometrischen Anordnung der Vorrichtung im Strahlungsfeld unabhängig wird.

Die Lösung dieser Aufgabe erfolgt durch die Ausbildung nach dem kennzeichnenden Teil des Anspruchs 1. Die übrigen Ansprüche geben vorteilhafte Weiterbildungen der Erfindung wieder.

Die Seitenabschirmung und die in ihr angeordneten Scheiben bestehen aus einem thermische und mittelschnelle Neutronen absorbierenden Material, z. B. Bor oder borhaltigem Material. Damit wird erreicht, daß zur Erzielung einer äquivalentdosisrichtigen Anzeige, die relativ hohe Empfindlichkeit des Albedo-Dosimeters is gegenüber rückgestreuten Neutronen herabgesetzt werden kann. Dies gelingt durch Abdecken des Dosimeterpaares mittels einer Borkapselung an der dem Körper abgewandten Seite zur Absorption der einfallenden Neutronen und durch getrennte Messung der einfallenden und der vom Körper rückgestreuten Neutronen durch je ein Dosimeter beiderseitig der Borkapselung. Das Meßwertverhältnis der zwei Dosiswerte wird zur Ermittlung eines ersten Korrekturfaktors herangezogen. Weiterhin ist es möglich, durch Messung der Dosis sowohl an der Vorderseite als auch an der Rückseite des Körpers mittels je einem Dosimeter die Richtungsabhängigkeit der Dosimeteranzeige herabzusetzen. Bei diesem »Albedo-Dosimetersystem« wird die Anzeige beider Dosimeter addiert und mit dem ersten Korrekturfaktor versehen, der aus dem entsprechenden Meßwertverhältnis bestimmt wird.

Wie Meßergebnisse gezeigt haben, erwiesen sich diese Maßnahmen zur Herabsetzung der Energie- und Richtungsabhängigkeit der Dosimeteranzeige als ausreichend, die Äquivalentdosis schneller Neutronen im Energiebereich von einigen 100 keV bis 14 MeV zu messen. Bei dem weiteren möglichen Verfahren wird in entsprechender Weise vorgegangen.

Die Erfindung wird im folgenden mittels Ausführungsbeispielen anhand der F i g. 1 bis 6 näher erläutert.

Es werden als Detektoren D\ bis Dt, gepreßte LiF-Detektoren der Größe 3x3x1 mm benutzt, welche kommerziell zu erhalten sind. Die Detektoren wurden mit einer ^l37Cs-)>-Strahlung kalibriert. Die maximale Ausheiztemperatur während der Messung beträgt 240⁰C. Um die Wiederverwendung der Detektoren zu ermöglichen, wurde eine Regenerierung durchgeführt bei einer Temperatur von 400° C (1 h) und 100⁰C (2 h). Wegen einer ungleichmäßigen Empfindlichkeit der Einzeldetektoren von mehr als ±5% innerhalb einer Charge wurde jeder Detektor vor Beginn der Meßreihen individuell kalibriert. Es wurde ferner sichergestellt, daß sich der individuelle Kalibrierfaktor durch Regenerierung nicht ändert.

Zur Trennung des γ-Dosisanteils wurde jeweils ein Detektorpaar aus einem neutronenempfindlichen und einem für Neutronen unempfindlichen Detektor verwendet. Der letztere wird für die in Betracht kommenden Messungen gegenüber thermischen Neutronen als ausreichend unempfindlich angesehen. Seine Anzeige ist ein Maß für die y-Dosis. Der neutronenempfindliche Detektor hingegen zeigt neben der y-Strahlung wegen seines hohen ⁶Li-Gehaltes auch thermische Neutronen an. Die Meßwertdifferenz der beiden Detektoren gibt den Neutronenanteil der Strahlung wieder.

Beide verwendete Detektoren zeigen gegenüber y-Strahlung oberhalb 200 rein ein ähnliches supralineares Verhalten. Hier ist derjenige Meßwertanteil, der bei der Differenzbildung durch die geringen Unterschiede in der γ-Empfindlichkeit der Detektoren als Neutronenanteil vorgetäuscht wird, bis zu einer y-Dosis von 1000 rem geringer als 10% bis zu ICPrem geringer ais 20% der gemessenen y-Dosis.

Die Meßwertdifferenz der Detektorpaare ist für Neutronen im Dosisbereich von 20 rem bis 1000 rem proportional zur Äquivalentdosis und zeigt oberhalb dieser Dosis im Gegensatz zur y-Dosisanzeige ein günstigeres supralineares Verhalten. Nach Korrektur der supralinearen Anzeige der Meßwertdifferenz mit einem Faktor von maximal 1,75 ist eine Erweiterung des Neutronendosisbereiches bis zu 10⁵rem möglich. Eine Trennung der γ- und Neutronendosisanteile ist möglich, solange einer der beiden Dosisanteile mindestens 10% der Gesamtdosis beträgt Das Albedo-Dosimeter, die genannten Paare von Detektoren enthält, kann demnach schnelle Neutronen z. B. einer ²⁵²Cf-QUeIIe über einen Dosisbereich von 20mrem bis IO⁵ rem nachweisen. Selbstverständlich kann nach entsprechender Eichung anstelle der Äquivalentdosis auch die Energiedosis gemessen werden.

Zur Abschirmung der einfallenden gestreuten Neutronen wurde eine napfartige Kapsel aus Bormaterial vorgesehen (s. Fig. 1), welche eine Optimierung der Kapselgröße (48 mm 0) und der Tiefe des ersten Detektors D\ auf dem dem inneren Boden 2 in der Kapsel 1 (9 mm) im Hinblick auf eine Diskriminierung der aus dem Körper 3 einfallenden Neutronen darstellt. Die Wanddicke beträgt 3 mm und entspricht einem Schwächungsfaktor von 1000 für thermische Neutronen. Eine öffnung 4 liegt auf dem Körper 3 auf, genauso wie ein sie umgebender Rand 5 zur Abschirmung seitlich einfallender Neutronen.

Auf dem Außenboden 6 der Kapsel 1 ist der zweite Detektor Lh frei aufgelegt; dabei können für jeden Detektor Du D₂ sowie Detektor D₃ in den F i g. 4 bis 6 jeweils Paare von zwei nebeneinanderüegenden LiF(⁶Li, ⁷Li)-Plättchen verwendet werden.

Mit dem Detektor D₂ wird der von der Umgebung gestreute Anteil von Neutronen (schnellen, mittelschnellen und thermischen) ohne Absorption gemessen.

Die Anzeige dieses Albedo-Dosimeters 7 an der Oberfläche des Körpers 3 wurde auf die Äquivalentdosis bezogen, die am gleichen Ort mit einem Rem-Zähler ermittelt wurde. Die Kalibrierung mit 14 MeV Neutronen und thermischen Neutronen erfolgte mit zusätzlichen Aktivierungs- und Spaltdetektoren (Neptunium, Schwefel, Gold).

Zur Kalibrierung des Albedo-Dosimeters 7 im Bereich schneller Neutronen wurde eine 1 mg ²⁵²Cf-Quelle mit einem effektiven Quellfluß von 2,lxl0⁹n/sec verwendet sowie eine 10Ci ²³⁸Pu-Be-Quelle. Die Bestrahlungen erfolgten in 1,4 m Höhe über Boden (Beton) in einer Halle von 10 χ 20 m² Ausdehnung und 10 m Höhe sowie in 5, 3, 3, 1 und 0,5 m Entfernung von der Quelle. Die Bestrahlungen an der ²⁵²Cf-Quelle erfolgten in freier Luft sowie hinter verschiedenen Abschirmungen. Als Material für die 5 cm dicke Abschirmung wurde PVC, Beton, Aluminium und Eisen ausgewählt.

Der Einfluß der vom Boden rückgestreuten Neutronen tür Quellabstände von 0,5—5 m sowie die Änderung der Energieverteilung durch eine allseitige Abschirmung der Quelle führen zu einer Dosisanzeige, die für die drei ausgewählten Strahleinfallsrichtungen unter 0°.,

90° und 180° innerhalb ±30% proportional zur Äquivalentdosis ist. Die mittlere Nachweisempfindlichkeit des Albedo-Dosimeters 7 beträgt für die vorliegenden Neutronenspektren 0,54 R/rem. Eine Freiluftbestrahlung ohne Abschirmung führte für ²⁵²Cf-Neutronen zu einer Empfindlichkeit von 0,4 R/rem, der entsprechende Wert beträgt 0,3 R/rem für Pu-Be-Neutronen und 0,71 R/rem für 14 MeV Neutronen.

Durch den zusätzlichen Nachweis von aus der Umgebung rückgestreuten Neutronen ändert sich die relative Dosimeterempfindlichkeit des Albedo-Dosimeters 7 bis um einen Faktor 4. Eine Dosismessung ist daher nur durch eine zusätzliche Korrektur der von außen einfallenden Neutronen z. B. mit einer getrennten Messung der einfallenden und der rückgestreuten Neutronen beispielsweise über das Meßwertverhältnis der Dosiswerte EhID\ möglich.

F i g. 2 zeigt die Dosiswerte des Detektors D\ in R/rem über dem Quotienten der Dosiswerte, gemessen mit den Detektoren D, und D₂ des Albedo-Dosismetersystems 7. Ausgehend von der Annahme, daß die erhöhte Empfindlichkeit des Albedo-Dosimeters 7 auf rückgestreute Neutronen nicht nur im thermischen, sondern auch im mittelschnellen Energiebereich zurückzuführen ist, wird für eine erhöhte Dosimeterempfindlichkeit des Detektors A kein entsprechend höheres Meßwertverhältnis der Detektoren D₂IDt erwartet Denn der Anteil mittelschneller Neutronen erhöht zwar die Dosimeterempfindlichkeit in gleichem Maße wie thermische Neutronen, ohne das Meßwertverhältnis D₂IDx zu erhöhen. Die Meßergebnisse der ²⁵²Cf- und ²³⁸Pu-Be-Bestrahlungen zeigen hingegen, daß ein funktionelier Zusammenhang zwischen der Dosimeterempfindlichkeit des Detektors D\ und dem Meßwertverhältnis der Dosiswerte der Detektoren D₂IDt existiert. Hierbei liegt die Abweichung der Meßwerte von einer mittleren Geraden Gi innerhalb ±20%. Die Zuordnung mittels der Geraden G₂ der Dosimeterempfindlichkeit des Detektors D\ zum entsprechenden Meßwertverhältnis D₂IDi ist für 14 MeV Neutronen um einen Faktor 2,5 kleinen Die erhöhte Dosimeterempfindlichkeit beim Auftreten gestreuter Neutronen ist offensichtlich ausschließlich auf thermische Neutronen zurückzuführen. Der Meßwert für thermische Neutronen liegt mit den Ergebnissen für ²⁵²Cf-Neutronen annähernd auf einer Geraden (Meßwertverhältnis D₂ID) =22). Aufgrund dieser Ergebnisse wurde ein erster Korrekturfaktor

ermittelt, als Funktion gegenüber dem Meßwertverhältnis der Detektoren D), D₂, der in F i g. 3 für die schnellen Neutronen als Gerade Gi und die 14 MeV-Neutronen als Gerade G» wiedergegeben ist und der für die Korrektion des Meßwertes D\ herangezogen wird (erstes Eichdiagramm). Die Korrektur ergibt sich hierbei zu D_n=k\ ■ D\, wobei D_n der äquivalentdosisrichtige Meßwert ist

Die Voneile, die bei einer Messung schneller Neutronen mit dem Albedo-Dosimeter 7 durch Anwendung des ersten Korrekturfaktors k\ erzielt wurden, sind beachtlich. Ohne Korrektur des Rückstreuanteiles liegt die Empfindlichkeit der Dosimeteranzeige im Energiebereich zwischen 14 MeV-Neutronen und rückgestreuten ^^f-Neutronen zwischen 0,17 und 2,2 R/rem. Nach Korrektur des Meßwertes des Detektors D\ über das Meßwertverhältnis D₂IDj wird eine mittlere Dosimeterempfindlichkeit von 034 R/rem mit einer maximalen Abweichung von nur ±30% erhalten. Dieser Gesamtfehlereinfluß wurde für die Strahleneinfallsrichtungen unter 0°, 90° und 180° ermittelt.

Die Überempfindlichkeit des Albedo-Dosimeters 7 gegenüber mittelschnellen und thermischen Neutronen beschränkt die Anwendung des Dosimeters in der Personenüberwachung im wesentlichen auf 3 Fälle:

1. Umgang mit spontan spaltenden — sowie («,n)-Neutronenquellen: Bei Korrektur des rückgestreuten Strahlungsanteiles über D₂ID] ist keine zusätzliche Information über das Neutronenspektrum, erforderlich.

2. Umgang mit 14 MeV-Neuironen: Auch hier ist eine Korrektur des rückgestreuten Strahlungsanteiles über das Verhältnis D₂ID, möglich.

3. Überwachung an Reaktoren: Hier kann ausgehend von Ortsdosismessungen für vorgegebene Abschirmungsverhältnisse ein entsprechender Kalibrierfaktor zugrundegelegt werden. Zur Auswertung des Albedo-Dosimeters 7 ist eine zusätzliche Information über das Neutronenspektrum erforderlich.

Um auch mittelschnelle Neutronen äquivalentdosisrichtig messen zu können, sind Albedo-Dosimeter vorgesehen, die einen dritten Detektor aufweisen und in den F i g. 4 bis 6 dargestellt sind.

Fig.4 zeigt ein Ausführungsbeispiel, bei dem ein beidseitig offener Zylinder 8 aus Neutronen absorbierendem Material, z. B. bor- oder lithiumhaltige Materialien oder Cd, von einer Kunststofform 9 umgeben ist Der Innenraum 10 des Zylinders 8 wird von zwei Scheiben 11 und 12 unterteilt, welche zwei Querschnittsebenen definieren. Auch diese beiden Scheiben 11 und

12 bestehen aus Neutronen absorbierendem Material, wie Bor. Auf der Außenfläche 14 der oberen Scheibe 11 ist der Detektor D₂, im Zwischenraum 15 zwischen den beiden Scheiben 11 und 12 ist der dritte Detektor D₃ und auf der der öffnung 13 zugewandten Außenfläche 16 der Scheibe 12 ist der Detektor D\ angeordnet Der dritte Detektor Di ist somit vollständig von Neutronen absorbierendem Material umgeben, während der Detektor D₂ wiederum ungeschützt ist und der Detektor D\ nur von thermischen Neutronen getroffen werden kann, die aus dem nicht näher dargestellten Körper austreten.

Die gesamte Anordnung ist von der Kunststofform 9 umgeben, welche auch die untere öffnung 13 verschweißt und gleichzeitig mit einer napfartigen Ausbildung 17 den Detektor D₁ stützt Um die untere öffnung

13 des Zylinders 8 bildet die Kunststofform 9 einen Rand 18, der auf den nicht näher dargestellten Körper aufgelegt wird. Die Außenfläche 14 der Scheibe 11 wird von einem Schieber- bzw. Bajonettverschluß 19, ebenfalls aus Kunststoff, überdeckt Nach öffnen dieses Verschlusses 19 können die Einzelteile des Albedo-Dosimeters 7 aus der Kunststofform 9 herausgenommen werden.

In Fig.5 ist ein weiteres Ausführungsbeispiel dargestellt, welches eine rechteckige Form im Schnitt aufweist (Für sich entsprechende Teile werden die gleichen Bezugszeichen verwendet) Anstelle des Zylinders 8 mit einem kreisförmigen Querschnitt tritt eine Abschirmung 20 aus Neutronen absorbierendem Material, z. B. Bor, mit einem rechteckigen Querschnitt Der Innenraum 10 wird wiederum von den beiden Scheiben 11 und 12 unterteilt, wobei im

15 der dritte Detektor Dj angeordnet ist. Auf der Außenfläche 14 der Scheibe 11 ist wiederum der Detektor D₂ und auf der Oberfläche 16 der Scheibe 12 der Detektor D\ angeordnet, welcher mit einem weiteren Detektor A zur Messung der Gammakomponente der einfallenden Strahlung gepaart sein kann. Das gleiche kann für die übrigen Detektoren Dz und Di vorgesehen sein. Die beiden Scheiben 11 und 12 bestehen wiederum aus Neutronen absorbierendem Material.

Die Abschirmung 20, wie die Scheiben 11 und 12 sind wiederum von einer Kunststofform 21 umgeben, welche der Querschnittsform der Abschirmung 20 sowie der nunmehr rechteckigen Querschnittsform der Scheiben 11 und 12 angepaßt ist (siehe F i g. 6). Diese Kunststoffform 21 weist einen umlaufenden Rand wie die Anordnung nach Fig.4 auf, jedoch ist die untere öffnung 13 der Abschirmung 20 wiederum von der napfartigen Ausbildung 17 verschlossen, welche eine Stützvorrichtung für die Detektoren D\ und Da, bildet und auch einen Boden 22 aufweist, der auf der nicht näher dargestellten Körperoberfläche aufliegt.

Diese Ausführungsform ist für eine automatische Auswertung geeignet, da die Detektoren Di, D₂ und Di bzw. D* auf Auswertekarten angeordnet sein können.

In F i g. 6 ist eine Ansicht dieses Ausführungsbeispiels nach F i g. 5 dargestellt, wobei weiterhin zu sehen ist, daß die Kunststofform 21 zwei Fortsätze 23 und 24 besitzt, in denen Löcher 25 und 26 eingelassen sind. Diese Fortsätze 23, 24 bzw. diese Löcher 25, 26 dienen zur Anbringung eines Gürtels.

Die Auswertung bzw. die Messungen mit diesen beiden in den F i g. 4 und 5 dargestellten Albedo-Dosimetern 7 erfolgt folgendermaßen: Mit dem Detektor Di werden Dosiwerte festgestellt, die der Dosis der einfallenden Neutronen durch Messung der vom Körper rückgestreuten Neutronen, insbesondere thermischer Neutronen, entspricht. Der Detektor D₂, welcher auf der Außenfläche des Albedo-Dosimeters 7 liegt, mißt die einfallenden thermischen und mittelschnellen Neutronen, sowie zu einem gewissen Prozentsatz auch einfallende schnelle Neutronen. Der Detektor Di, welcher allseitig von Neutronen absorbierendem Material umgeben ist, stellt Dosiswerte der mittelschnellen Neutronen fest, die durch die Borabschirmung auf ihn auftreffen können. Die thermischen Neutronen werden vollständig von der Borabschirmung abgehalten.

Zur Äquivalentdosisbestimmung wird der Dosiwert des Detektors D\ herangezogen, der mit Korrekturfaktoren berichtigt wird. Zuerst wird für ihn der erste Korrekturfaktor k\ aus dem Eichdiagramm nach F i g. 3 mittels des Quotienten aus Dosiswerten des Detektors D₂ zu Detektor Di für den thermischen Neutronenanteil ermittelt. Dann wird auf ihn ein zweiter Korrekturfaktor k₂ für den mittelschnellen Neutronenanteil angewendet, der eine Funktion des Quotienten aus der Differenz zweier Dosiswerte zweier Detektoren und einem Dosiswert eines der Detektoren ist. Insbesondere handelt es sich um die Differenz des Dosiswertes des zweiten Detektors D₂ und des Dosiswertes des dritten Detektors D), die durch den Dosiswert des Detektors Di dividiert wird. Für den Korrekturfaktor k₂ ergibt sich ein dem ersten Eichdiagramm nach Fig.3 in etwa entsprechendes (aber nicht näher dargestelltes) zweites Eichdiagramm. Die Äquivalentdosis D_n der Neutronen über den gesamten Energiebereich ergibt sich dann aus dem Dosiwert des Detektors A, auf den zuerst der erste Korrekturfaktor Αϊ und dann der zweite Korrekturfaktor k₂ oder umgekehrt angewandt wird.

Hierzu 3 Blatt Zeichnungen

Claims (5)

Patentansprüche:

1. Vorrichtung zum Bestimmen des Äquivalent-Dosiswertes von Neutronen, die nach Streuung in einem Körper als thermische und mittelschnelle Neutronen aus diesem wieder austreten, mit einem Albedo-Neutronendetektor, der innerhalb einer napfförmig begrenzten Abschirmung angeordnet ist, die eine öffnung zum Körper hin aufweist, und mit einem zweiten, auf der Außenseite der Abschirmung angeordneten, zumindest für epithermische Neutronen empfindlichen Detektor,dadurch gekennzeichnet, daß der zweite Detektor (Lh) auf der von der öffnung (4, 13) abgewandten Außenfläche (6,14) der Abschirmung (1,8,11,12) angeordnet und dadurch außer für die epithermischen auch für thermische Neutronen empfindlich ist

2. Vorrichtung nach Anspruch 1, bei der die Abschirmung und deren Rand aus einem thermische und mittelschnelle Neutronen adsorbierenden Material bestehen, dadurch gekennzeichnet, daß die öffnung (4, 13) der Abschirmung (1, 8, 11, 12) von einem Flansch (5, 18) aus demselben Material umgeben ist

3. Vorrichtung nach Anspruch 1 oder 2 mit einem dritten Detektor, dadurch gekennzeichnet, daß im Innenraum (10) einer Seitenabschirmung (8; 20) im Abstand voneinander zwei von Querschnittsebenen begrenzte Scheiben (11,12) angeordnet sind, daß auf der von der öffnung abgewandten Außenfläche (14) der ersten Scheibe (11) der zweite Detektor (Eh), daß im Zwischenraum der beiden Scheiben (11,12) der dritte Detektor (D₃) und auf der der öffnung zugewandten Außenfläche (16) der zweiten, der unteren Öffnung (13) der Seitenabschirmung (8, 20) näherliegenden Scheibe (12), der erste Detektor (D\) befestigt ist.

4. Vorrichtung nach einem der Ansprüche 1 bis 3, deren Abschirmung von einer Kunststofform um- und ausgekleidet ist, dadurch gekennzeichnet, daß die Kunststofform (9) in Höhe der Öffnung (13) einen diese umgebenden Auflagerand (18) mit zwei Fortsätzen (23) und 24) aufweist.

5. Vorrichtung nach einem der Ansprüche 3 oder 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Kunststofform (9) im Bereich der Außenfläche (14) der ersten Scheibe (11) zu einem Verschlußmechanismus (19) ausgebildet ist.

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