DD288732A7 - Neutronen-personendosimeter - Google Patents
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Abstract
Die Erfindung betrifft ein Personendosimeter zur Messung der durch Neutronenstrahlung im menschlichen Koerper hervorgerufenen biologischen Dosis. Ziel der Erfindung ist es, ein robustes und zuverlaessiges Dosimeter zu schaffen, das in einem moeglichst einfachen Geraet unter taktischen Bedingungen ausgewertet werden kann, wobei die Aufgabe darin besteht, die biologische Dosis unabhaengig vom Energiespektrum der Neutronen zu messen. Die Aufgabe wird durch ein Kombinationsdosimeter geloest, das aus einem im wesentlichen nur fuer Gammastrahlung empfindlichen und aus einem nur fuer schnelle Neutronen empfindlichen Detektor besteht, wobei die Fluenzempfindlichkeit des neutronenempfindlichen Detektors, definiert als Meszsignal je Einheit der Neutronenfluenz, im Energiebereich der Neutronen von 0,01 MeV bis 15 MeV mindestens um einen Faktor 10 mit der Energie zunimmt.
Description
Die Erfindung betrifft ein Personendosimeter zur Messung der durch Neutronenstrahlung im menschlichen Körper hervorgerufenen biologischen Dosis, die ein Maß für eine akute somatische Schädigung des Körpers darstellt.
Das Personendosimeter soll insbesondere zur Messung derjenigen biologischen Dosis, die unter taktischen Bedingungen durch die Neutronen einer Kernwaffendetonation im menschlichen Körper hervorgerufen wird, dienen.
Der ausgedehnte Energiebereich der Neutronenstrahlung einer Kernwaffendetonation, der in Abhängigkeit vom Typ der Kernwaffendetonation, vom Abstand zur Kernwaffendetonation und in Abhängigkeit von Material und Dicke evtl. wirksamer Abschirmungen starken Veränderungen unterworfen ist, erschwert die Dosimetrie der Neutronen von Kernwaffendetonationen.
Bei der Einwirkung von Neutronen auf den menschlichen Körper ist neben der direkten Schädigung des Gewebes durch die Neutronen außerdem die durch Neutroneneinfang entstehende sekundäre Gammastrahlung zu berücksichtigen, die ebenfalls im Körper schädigend wirkt.
Für die Messung von Neutronen-Personendosen sind verschiedene Neutronendosimeter bekannt.
So werden beispielsweise in Neutronen-Havariedosimetern Aktivierungsdetektoren (Resonanz- und/oder Schwellwertaktivierungssonden), Festkörperspurdetektoren (mit und'oder ohne Spaltmaterialkonverter) oder Kernspurfilme verwendet.
Als wesentlicher Nachteil dieser Dosimeter muß das Auswerteverfahren angesehen werden. Festkörperspurdetektoren sind erst nach einem chemischen Ätzvorgang in heißer Lauge, Filme erst nach der Entwicklung auswertbar. Dabei stellt die Auswertung eine teils visuelle Spurzählung dar.
Ein weiterer Nachteil dieser Detektoren ist c':i Proportionalität ihrer Anzeige zur Neutronenfluenz und nicht zur biologischen Dosis. Aus dem Meßeffekt der genannten Detektoren wird die Neutronenfluenz, bei Verwendung mehrerer verschiedener Resonanz- und Schwellwertaktivierungstfetektoren das Neutronenspektrum bestimmt. Aus diesen Angaben wird durch Verwendung geeigneter Dosis-Fluonz-Faktoren die biologische Dosis durch Multiplikation bzw. Summation über verschiedene Energiebereiche berechnet. Unvollständige Kenntnis des Neutronenspektrums hat zwangsläufig Fehler bei der Dosisbestimmung zur Folge.
Bekannt als Neutronendosimeter sind weiterhin spezielle Siliziumdioden, bei denen die Änderung der Flußspannung der Neutronendosis schneller Neutronen proportional ist.
Nachteilig sowohl bei Siliziumdioden als auch bei Kernspurfilmen und Festkörperspurdetektoren ist die Tatsache, daß diese Detektoren nur für schnelle Neutronen empfindlich sind.
Thermische und insbesondere intermediäre Neutronen, die einen deutlichen Beitrag zur biologischen Dosis liefern, werden von ihnen nicht registriert, so daß je nach dem Anteil z. B. intermediärer Neutronen am Neutronenspektrum Fehler bei der Dosisbestimmung die Folge sind.
Andere Neutronendosimeter nutzen dio Tatsache aus, daß eine Anzahl Substanzen hohe Wirkungsquerschnitte für thermische Neutronen besitzen, z. B. 6Li, 10B, Ag, seltene Erden, Cd. Unter Verwendung dieser Stoffe lassen sich einfach auswertbare Dosimeter, 7 B. Thermolumineszenz- oder Radiophotolumineszonzdosimeter herstellen, die eine hohe Empfindlichkeit für thermische N .utronen besitzen.
Da thermische Neutronen nur zu olnom geringen Teil im Enorgiespektrum der Neutronen einer Kornwaffondetonation onthalton sind und auch nur einen neringon Beitrag zur biologischen Dosis im Verhältnis zu schnellen Noutronon lioforn, ist oin für thermische Neutronen t npfindliches Dosimeter nur bedingt für die taktische Dosimetrio geeignet. Etwas verbessert wird die Anwendbarkeit dieser Dosimntor durch Vorwendung als Albedodoslmeter. Ein Albedodosimoter nutzt die streuende und Insbesondere dio moderierende Wirkung dos Körpers dos Dosimotorträgors aus, durch die auch boi schnollon Neutronen ein geringer Teil thermische Streuneutronon entstehen, die das Albododosimeter anregen. Nachteilig ist auch hier eine starke Abhängigkeit des Meßeffekts vom einfallenden Neutronen-Enorgiospektrum.
Ziel der Erfindung Ist es, ein robustes und zuvorlässiges Personondoslmoter zu schaffen, das In einem möglichst einfachen und gleichzeitig robuston und zuverlässigen Gerät ausgewertet wird. Darüber hinaus besteht die Forderung noch einom möglichst kleinen Meßfehler unter den verschiedensten Bostrahlungsbedingungen.
ausgewertet werden kann und das dio durch die Neutronenstrahlung einer Kernwaffendetonation hervorgerufene biologische
biologischen Dosis, zur Erzielung einer geringen Abhängigkeit der Empfindlichkeit von der Neutronenenergie für die Messungder biologischen Neutronendosis in einom ausgedehnten Energiobereich, dadurch gelöst, daß erfindungsgemäß ein
!(ombinationsdosimeters wird aus den Meßsignalen Μγ des gammaempfindlichen und Mn des neutronenompfindlichen
gemeinsamen Gehäuse und/oder auf einem gemeinsamen Siliziumblock angeordnet sein.
geringe Empfindlichkeit gegen thermische Neutronen aufweist, indem es nur geringste Mengen von 6Li, 10B, Cd, Ag oder seltene
mit eintr Siliziumdiode mit großer Basisbreite in einem gemeinsamen Gehäuse angeordnet sein.
zu ca. 90% von der sekundären γ-Einfangstrahlung hervorgerufen wird, die bei der Wechselwirkung dor Neutronen mit dem
dort von einem nur γ-empfindlichen Dosimeter registriert werden. Die biologische Dosis schneller Neutronen wird dagegen nurzu einem geringen Teil von der sekundären Gammastrahlung hervorgerufen. Sie muß deshalb von einem für schnelle Neutronenempfindlichen Detektor registriert werden. Wie Untersuchungen ergeben haben, ist es für eine Messung dor biologischer. Dosis,dio unabhängig von der Energie der Neutronen durchgeführt worden soll, notwendig, daß der Energiegang der
noch ausreichend ist, wenn die Empfindlichkeit des Detektors für schnelle Neutronen im Energieboreich von 0,01 MeV bis 15 MeVum einen Faktor 10 mit der Energie zunimmt.
intermediärer Neutronen und eines für schnelle Neutronen empfindlichen Detektors für die Registrierung der biologischen Dosisschneller Neutronen wird eine gute Anpassung des Energieganges der Detektorempfindlichkeit an den Energiegang derbiologischen Dosis erreicht, die die Voraussetzung für eino von dor Energieverteilung der Neutronen unabhängige
biologischen Dosis kann durch passende Wahl der Gewichtsfaktoren an und βγ erreicht werden, die für die jeweils verwendeteder möglichen Kombinationen durch Messung bei verschiedenen Neutronenenergien durchgeführt werden kann.
die getrennte Berücksichtigung des für die sekundäre γ-Strahlung einerseits und für schnelle Neutronen andererseitsunterschiedlichen biologischen Fadings möglich ist.
gesamten biologischen Dosis von Neutronen und Gammastrahlung gemischter Felder, wie sie z.B. die Sofortkernstrahlung von
zusätzlich zu fordern, daß seine Gamma-Dosisempfindlichkeit unabhängig von der Quantenenergie sein muß.
Eine besonders günstige Ausführungsform des Komblnatlonsdoslmeters stellt eine Siliziumdiode mit großer Baslbbrelte In Verbindung mit einem MOS· oder MIS-Feldeffokttransistor dar. Beide Halbleitorstrukturen können gogebenenfalls auf einem gemeinsamen Siliziumblock angeordnet sein. Besonders geeignet Ist diese Ausführungsform wegen des einfachen Auswerteverfahrens, das für beide Detektoren in einer einfachen Spannungsmessung besteht. Vorteilhaft ist hierbei die Möglichkeit, die Gewichtsfaktoren der Meßwerte durch passende Wahl des Spannungsmeßbereiches bzw. durch goeigneto Spannungsteiler im Ausweitegerät zu realisieren, so daß die Anzeige dos Auswertegerätes direkt in Einheiten der biologischen Dosis kalibriert werden kann.
In einer anderen Ausführungsform wird eine Siliziumdiode mit großer Baslsbroite als Detektor für schnelle Neutronen mit oinem Thermolumineszenz- oder Radiophotolumineszenz-Detektor als Gammadetektor kombiniert. Dabei werden beido Detektoren in einem gemeinsamen Gehäuse untergebracht, das mit geeigneten Mitteln versehen Ist, um es mit dem Auswertegerät in den notwendigen optischen und elektrischen Kontakt zu bringen.
Claims (3)
1. Personendosimeter zur Messung der durch Neutronen Im menschlichen Körper hervorgerufenen biologischen Dosis zur Erzielung einer geringen Abhängigkeit der Empfindlichkeit von der Neutronenenergie für die Messung der biologischen Neutronendosis im Energiebereich der langsamen, intermediären und schnellen Neutronen, gekennzeichnet dadurch, daß ein Kombinationsdosimetor verwendet wird, das aus einem im wesentlichen nur für Gammastrahlung empfindlichen Detektor für die Registrierung der biologischen Dosis thermischer und intermediärer Neutronen und aus einem im wesentlichen nur für schnelle Neutronen empfindlichen Detektor für die Registrierung der biologischen Dosis schneller Neutronen besteht, wobei für den Detektor schneller Neutronen die Fluenzempfindlichkeit, definiert als Meßsignal je Einheit der Neutronenfluenz, im Energiebereich der Neutronen von 10keV bis 15MeV mindestens um einen Faktor 10 zunimmt.
2. Personendosimeter nach Punkt 1, gekennzeichnet dadurch, daß als Detektor für schnelle Neutronen eine Silizium-Diode mit großer Basisdicke und als Gamma-Detektor ein MOS- bzw. MIS-Feldeffekttransistor verwendet wird und daß beide Detektoren in einer gemeinsamen Dosimeterkassette untergebracht und/oder auf einem gemeinsamen Silizium-Block angeordnet sind.
3. Personendosimeter nach Punkt 1, gekennzeichnet dadurch, daß als Detektor für schnelle Neutronen eine Silizium-Diode mit großer Basisdicko und als Gamma-Detektor ein Thermolummeszenz-Detektor mit geringer Empfindlichkeit für thermische Neutronen verwendet wird.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DD22632180A DD288732A7 (de) | 1980-12-23 | 1980-12-23 | Neutronen-personendosimeter |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DD22632180A DD288732A7 (de) | 1980-12-23 | 1980-12-23 | Neutronen-personendosimeter |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DD288732A7 true DD288732A7 (de) | 1991-04-11 |
Family
ID=5528095
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
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DD22632180A DD288732A7 (de) | 1980-12-23 | 1980-12-23 | Neutronen-personendosimeter |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
DD (1) | DD288732A7 (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US7465937B2 (en) | 2003-06-27 | 2008-12-16 | Gesellschaft für Schwerionenforschung mbH | Dosimeter for the detection of high-energy neutron radiation |
-
1980
- 1980-12-23 DD DD22632180A patent/DD288732A7/de not_active IP Right Cessation
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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US7465937B2 (en) | 2003-06-27 | 2008-12-16 | Gesellschaft für Schwerionenforschung mbH | Dosimeter for the detection of high-energy neutron radiation |
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