DE3219537A1 - Einrichtung zur messung von dosisleistungen in streustrahlungsfeldern - Google Patents
Einrichtung zur messung von dosisleistungen in streustrahlungsfeldernInfo
- Publication number
- DE3219537A1 DE3219537A1 DE19823219537 DE3219537A DE3219537A1 DE 3219537 A1 DE3219537 A1 DE 3219537A1 DE 19823219537 DE19823219537 DE 19823219537 DE 3219537 A DE3219537 A DE 3219537A DE 3219537 A1 DE3219537 A1 DE 3219537A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- detectors
- neutron
- moderator
- detector
- neutrons
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Withdrawn
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T3/00—Measuring neutron radiation
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Description
32Ί9537
Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH
ANR 1 002 597
Karlsruhe,21.05.1982
PLA 8229 Ga/hr
Einrichtung zur Messung von-;I)ösisleistungen
in Streustrahlungsfeldern·.
Die Erfindung betrifft eine Einrichtung zur Messung von Dosisleistungen in Streustrahlungsfeldern mittels
Neutronendetektoren und einer Moderatorkugel, in
deren Zentrum .einer der Detektoren für thermische . Neutronen angeordnet ist.
Innerhalb der Strahlenschutzüberwachung besteht die • Aufgabe,in Neutronenstreustrahlungsfeldern die
Äquivalentdosis von Neutronen zu messen. Äquivalentdosisleistungsmeßgeräte bestehen bevorzugt aus
einem kugelförmigen Polyäthylenmoderator mit einem Durchmesser von 30-16 cm, in dessen Zentrum ein
thermischer Neutronendetektor z.B. ein BF--Zählrohr,
ein LiJ-Szintillationszähler oder ein H-Zählrohr
angeordnet ist. Die Neutronenäquivalentdosisanzeige ist in erster Näherung energieunabhängig im Energiebereich
von thermischen Neutronen bis 20 MeV. Das Ansprechvermögen eines Äquivalentdosisieistungsmesser ist
jedoch im Energiebereich mittelschneller Neutronen bis zu einem Faktor 4 bzw. 8 größer im Vergleich
zum Ansprechvermögen bei schnellen Neutronen - (Alberts, W.G. et.al., Report PTB-ND-17, 1979)
Spektroskopische Meßmethoden verwenden H- bzw. Rückstoßzähler oder 7-15 verschiedene Polyäthylenkugeln
mit unterschiedlichem Durchmesser (Vielkugelmeßtechnik).
Eine genaue Bestimmung der Neutronenäquivalentdosis ergibt sich durch Multiplikation
der Neutronenfluenz in einem Teilenergiebereich mit jeweiligen Fluenz-Äquivalentdosis-Konversionsfaktor
(Sanna, R.S. G.W.R., Report EML-379, 1980). Diese Methoden sind jedoch sehr aufwendig
und können nicht routinemäßig zur Messung der Neutronendosis an Reaktoren oder Beschleunigern
eingesetzt werden.
Die der Erfindung zugrundeliegende Aufgabe besteht in der Entwicklung einer Einrichtung, die im Gegensatz
zur Vielkugel-Meßtechnik nur eine Moderatorkugel benutzt und zusätzlich zum Detektor im Kugelzentrum
weitere Detektorkombinationen an der Kugeliöberflache
haben soll, so daß relativ kleine Neutronendosisleistungen an verschiedenen Orten nachgewiesen
und ortsabhängige Kalibrierfaktoren erhalten werden können.
Die Lösung dieser Aufgabe ist in den kennzeichnenden Merkmalen des Anspruches 1 aufgezeigt.
Die weiteren Ansprüche geben vorteilhafte Weiterbildungen und Ausführungsformen der Erfindung wieder.
Durch Vorgabe von 4 verschiedenen Funktionen für das Ansprechvermögen der einzelnen Detektoren ist
es somit möglich, Meßwertanteile für die Energiebereiche thermische Neutronen (<0,5 eV), mittelschnelle
Neutronen (0,5 eV - 10 keV) sowie schnelle Neutronen ( 10 keV - 10 MeV) getrennt zu ermitteln.
Mit passiven akkumulierenden LiF-Thermolumineszenzdoßimetern
konnte gezeigt werden, daß die Einkugel-Albedomeßtechnik in Neutronenstreustrahlungsfeldern
eine genaue Bestimmung der Neutronendosis ermöglicht und zusätzlich zu den Äquivalentdosisanteilen auch
— 5 —
für den Energiebereich schneller Neutronen eine effektive Neutronenenergie ermittelt werden kann.
fDie Erfindung wird im folgenden anhand eines Aus- ·
Jcührungsbeispiels mittels der Figuren 1-4 näher erläutert.
Die Figur 1 zeigt eine Moderatorkugel 1 aus Polyethylen,
in derem Zentrum der Detektor c und an deren Oberfläche mindestens eine Detektorkombination a, i.,
m angeordnet ist. Der Detektor i nimmt Albedoneutronen auf, während die Detektoren a und m durch
eine unterschiedlich dicke und räumlich verschieden verteilte Bor-Plastik-Abschirmung 2 gehaltert werden.
fpie Moderatorkugel 1 sowie die Detektorkombination ä, i, m (im Normalfall liegen sich zwei solche Detekitorkombinationen;
bezüglich dem Moderatorzentrum cliametral gegenüber) und die gesamte Auswerteelektronik
mit Einkanal-Analysator 3, Rechner/Rechneranzeige 4 und Vorverstärker 5 werden von einem Gestell
6 getragen, das eine ausreichende Bewegungsfähigkeit der Einrichtung gewährleistet.
Das Ansprechvermögen des Albedodetektors i (siehe Figur 1), welches im Energiebereich schneller Neutronen
energieabhängig ist, kann bei Kenntnis der effektiven Neutronenenergie korrigiert werden. Hierzu
wird das Meßwertverhältnis der Detektoranzeigen i/c herangezogen. Die entsprechende Energieabhängigkeit
des Ansprechvermögens ist für die Detektoren i und c in Figur2(Äquivalentdosis-Ansprechvermögen
als Funktion der Neutronenenergie für die Detektoren
'< It·· Il I > I I Ii (ι
■ ■ < · I I 111·
II"! » I III (ι (
I I*·· ItIf ι
I < · I itit
•β-
i und c, das Meßverhältnis i/c in Fig. 3 (Neutronenfluenz-Ansprechvermögen
als Funktion der Neutronenenergie für die Detektoren i und c sowie für das Meßwertverhältnis
i/c) wiedergegeben. Das Ansprechvermögen wurde hierbei durch Bestrahlung mit thermischen
Neutronen, 2 keV und 2 4 keV Neutronen am Reaktor sowie oberhalb 50 keV bis 19 MeV am Beschleuniger
der Physikalisch Technischen Bundesanstalt in Braunschweig ermittelt.
Für die Bestimmung der interessierenden Meßwerte wird ein On-line-Rechenprogramm eingesetzt. Dieses Programm
korrigiert u.a. auch die Richtungsabhängigkeit des Ansprechvermögens. Hierbei werden die entsprechenden
Meßwertverhältnisse Vorderseite/Rückseite für die Detektoren a, in, i herangezogen (siehe Figur 1).
Für die Routineanwendung im Strahlenschutz besteht die Aufgabe, relativ kleine Neutronendosisleistungen
von weniger als 10 ,uSv/h an verschiedenen Orten nachzuweisen, um damit vor allem für die Anwendung von
Albedoneutronendosimetern in der Personenüberwachung
ortsabhängige Kalibrierfaktoren für das Albedodosimeter zu erhalten. Anstelle der akkumulierenden Detektoren
wurde daher die Möglichkeit eines Einsatzes von Zählrohren und Halbleiterdetektoren zum Neutronennachweis
experimentell untersucht (Venkataraman, G. et al., Proc. 4th Eurtom Symp. Neutron Dosimetry,
Vol. I, 633, 1981). Silizium-Halbleiterdetektoren zeigten hierbei güns.tige Eigenschaften hinsichtlich
'■- -C
'■ Λ
ί.
■ I
till
geringt-.r Detektorgröße, guter Gammadiskrirainierung
und geringer Arbeitsspannung. Mit der bisherigen Meßmethode war es jedoch nicht möglich, die Neutronenfluenz
energieunabhängig zu ermitteln und für das jeweilige Neutronenstreustrahlungsfeld den
Qualitätsfaktor Q und die entsprechenden Fluenz-Energiedosiskonversionsfaktoren
d bzw. die Fluenz-Äquivalentdosiskonversionsfaktoren
h zu ermitteln. (Die Energieunabhängigkeit des Fluenz-Ansprechver-
, , ; mögens der Detektoren i und c sind in Figur 3 wieder
--' „'::■ -gegeben) .
'/Ausgehend von den experimentell gefundenen Kalibrieri-,
funktionen kann gezeigt werden, daß mit Hilfe einer *■" linearen Kombination der Meßwerte i und c eine energieunabhängige
Bestimmung der Neutronenfluenz sowie der '·' Energiedosis D mindestens im Energiebereich zwischen
"10 keV und 10 MeV innerhalb von etwa ± 20 % möglich
ist. Die Einkugel-Albedomeßtechnik bietet hiermit 'die Möglichkeit, in Neutronenstreustrahlungsfeldern
/, die Meßgrößen φ, D,H sowie mit dem Verhältnis der
''Meßwertanzeigen die Konversionsfaktoren d = D/φ und h = Η/φ sowie den Qualitätsfaktor Q = H/D zu bestimmen
(siehe Figur 4; Lineare Kombination der Dosimeteranzeige c und i als Funktion der Neutronenenergie
zur Bestimmung der Energiedosis mit k1 = 0.0952 und
?k2 = 0,0051 sowie der Neutronenfluenz mit
<k31= 0,48 - 108 und k41 =0,175 · 108 sowie für
k32= 0,72 · 108 und k42 =0,118 · 108).
Das aktive Einkugel-Albedodosimetersystem besteht somit aus 4 Detektoren (a, c, i, m),die im Zentrum
sowie an der Oberfläche der Polyäthylenkugel 1 ge-
• > ι
19 ff ρ ■ I
eigneten Durchmessers angeordnet sind und die sich durch eine unterschiedliche Borabschirmung 2 im
Ansprechvermögen gegenüber thermischen und mittelschnellen Neutronen unterscheiden. Diese Detektoren
a, c, i, m sind bevorzugt Η-Zählrohre bzw. Proportionszählrohre mit einem N2-Änteil sowie
Silizium-Sperrschichtdetektoren, welche durch Verwendung von zusätzlichen (η, α)-Konverten an der
Detektoroberfläche bevorzugt ein hohes Ansprechver- ->'
mögen für thermische Neutronen besitzen.·
Die einzelnen Detektoren weisen folgendes nach:
- Der Detektor c ist im Zentrum der Kugel 1 angeordnet und mißt bevorzugt im Polyäthylen moderierte
thermische Neutronen,
- der Detektor i (Albedodetektor) ist auf der Seite zur Strahlenquelle durch einen Borplastikabsorber
2 abgedeckt und mißt bevorzugt thermische bzw. epithermische Neutronen, welche nach entsprechender
Moderierung und Rückstreuung aus der Oberfläche des Moderators 1 austreten,
-· der Detektor m ist allseitig mit Teilen des Bor-
■■■ plastikabsorbers 2 für thermische Neutronen abgedeckt
und mißt epithermische Neutronen, die aus dem Strahlenfeld einfallen bzw. aus dem Moderator
1 austreten,
- der Detektor a ist durch Teile des Borplastikabsorbers 2 an der dem Moderator 1 zugewandten Seite
abgedeckt und mißt bevorzugt aus dem Strahlenfeld einfallende thermische Neutronen,
'I It·· ·· 111· I» ··
111 «■<)· 11 ·
»Jill·· »I I Il IJ I·«·
Mit der vorgesehen Elektronik 3-5 (Figur 1) werden die entsprechenden Zählraten der jeweiligen Detektoren
an der Vorder- und Rückseite des Moderators 1 addiert d.h. k = k + k mit k = i, a, m.
Der eingebaute Mikroprozessor 4 speichert die Zählraten der 4 Detektoren a, c, i, m und errechnet unter
Zugrundelegen der eingegebenen Kalibrierkurven getrennt die Neutrcnenäquivalentdosisanteile für thermische
Neutronen H , aus der Anzeige der Detektoren a und m, für mittelschnelle Neutronen H aus der Anzeige
des Detektors, m.und für schnelle Neutronen
aus der Dosisanzeige des Detektors c unter Zugrunde-' legung des Zählratenverhältnisses i_ und c . Hierbei
wird von folgenden Gleichungssystemen ausgegangen
<x(k) =
a(k) =
a(k) =
wobei α (k) die Anzeigen der Detektoren k = i, a, rn und c
'sind, ΦΙ^/ Φ6 und φ£ die Neutronenfluenzanteile von
-thermischen, epithermischen und schnellen Neutronen und R (k) , R* (k) , R- (k) das Fluenzansprechvermögen
für thermische, epithermische und schnelle Neutronen.
Ein Dreifach-Display (in 4 enthalten) bringt wahlweise
die Zählrate oder die Äquivalentdosisanteile zur Anzeige. Aus dem Meßwertverhältnis k /k mit
k = i, a, m können bei entsprechend getrennter Zähl-
:ratenspeicherung Aussagen über die Strahleneinfallsrichtung gemacht werden. Mit der Vorgabe einer
- 10 -
• S t C ί
linearen Meßwertkombination der Detektoranzeigen i_ und c_ errechnet sich φ, D, und damit auch d, h
und Q. Diese Werte können bei entsprechender Abfrage direkt angezeigt oder über eine Meßwertspeicherung
auf Magnetband zu einem späteren Zeitpunkt mit einem Tischrechner ausgedruckt werden. Zur Bestimmung des
iKalibrierfaktors von Albedodosimetern wird das; Ansprechvermögen
des Albedodetektors a(i)/H angezeigt- -f
- 11 -
Claims (4)
1. Einrichtung zur Messung von Dosisleistungen in Streustrahlungsfeldern mittels Neutronendetektoren
und einer Moderatorkugel, in deren Zentrum
■_ ■- ■ einer der Detektoren für thermische Neutronen / \-
■angeordnet ist, dadurch gekennzeichnet, daß an der Oberfläche der Moderatorkugel (1) mindestens
.eine Detektorenkombination (a, i, m) mit unterschiedlichen,
thermische Neutronen absorbierenden Abschirmungen (2) für eine getrennte Messung der
vom Moderator (1) rückgestreuten Albedoneutronen und der vom Strahlungsfeld einfallenden thermischen
Neutronen angebracht ist, daß die Moderatorkugel (1) in einem bewegbaren Gestell (6) angeordnet
ist und daß eine Auswerteeinheit (3 - 5) vorgesehen ist, die ebenfalls in dem Gestell (6) befestigt
ist.
2. Einrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Neutronendetektoren (a, c, i, m) aktive
Detektoren sind, deren Zählraten mit Hilfe eines Mikroprozessors (4) gespeichert, in entsprechende
Äquivalentdosiswerte umgerechnet und zur Anzeige gebracht werden.
3. Einrichtung nach Anspruch 1 und 2, dadurch gekennzeichnet, daß an zwei diametral gegenüber-
Uli Il ·
liegenden Stellen der Moderatorkugel (1) Detektorkombinationen (a, i, m) angeordnet sind.
4. Einrichtung nach Anspruch 1 oder einem der folgenden,
dadurch gekennzeichnet, daß die Zählraten der Detektoren (a, i, m) an ,der Vorder- und Rückseite
der Moderatorkugel (1) wahlweise, nach Addition oder als Quotient zur Anzeige kommen.
'5. Einrichtung nach Ansprubh T oder einem der folgenden,
dadurch gekennzeichnet/ daß die effektive Neutrönenenergie für schnelle Neutronen, das Ansprechvermögen
des Albedodetektors (i) oder über eine lineare Meßwertkömbination der Anzeigen einzelner
Detektoren die Neutrönenfluenz und die Energiedosis wahlweise für den gesamten Energiebereich
oder Teilenergiebereiche bestimmbar ist.
— 3 —
Priority Applications (5)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19823219537 DE3219537A1 (de) | 1982-05-25 | 1982-05-25 | Einrichtung zur messung von dosisleistungen in streustrahlungsfeldern |
FR8306767A FR2527786B1 (fr) | 1982-05-25 | 1983-04-25 | Installation pour mesurer les puissances debitees dans des champs de rayonnement diffuse |
JP58090550A JPS58211684A (ja) | 1982-05-25 | 1983-05-23 | 散乱放射場の線量率測定装置 |
US06/498,220 US4588898A (en) | 1982-05-25 | 1983-05-24 | Apparatus for measuring dose energy in stray radiation fields |
GB08314423A GB2124014B (en) | 1982-05-25 | 1983-05-25 | Appararus for measuring dose energy in stray radiation fields |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19823219537 DE3219537A1 (de) | 1982-05-25 | 1982-05-25 | Einrichtung zur messung von dosisleistungen in streustrahlungsfeldern |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE3219537A1 true DE3219537A1 (de) | 1983-12-01 |
Family
ID=6164403
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19823219537 Withdrawn DE3219537A1 (de) | 1982-05-25 | 1982-05-25 | Einrichtung zur messung von dosisleistungen in streustrahlungsfeldern |
Country Status (5)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4588898A (de) |
JP (1) | JPS58211684A (de) |
DE (1) | DE3219537A1 (de) |
FR (1) | FR2527786B1 (de) |
GB (1) | GB2124014B (de) |
Families Citing this family (15)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
AT391114B (de) * | 1986-04-25 | 1990-08-27 | Austria Metall | Aerodynamische leiteinrichtung fuer einen personenkraftwagen |
JP2552414B2 (ja) * | 1992-03-16 | 1996-11-13 | アロカ株式会社 | 中性子測定装置 |
GB9625209D0 (en) * | 1996-12-04 | 1997-01-22 | British Nuclear Fuels Plc | Improvements in and relating to instruments |
US6930311B1 (en) * | 2003-05-21 | 2005-08-16 | The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Navy | Lightweight neutron remmeter |
DE102004020979A1 (de) * | 2004-04-22 | 2005-11-17 | GSI Gesellschaft für Schwerionenforschung mbH | Dosimeter zur Erfassung von Neutronenstrahlung |
US20060043308A1 (en) * | 2004-07-29 | 2006-03-02 | Mcgregor Douglas S | Micro neutron detectors |
US8173970B2 (en) * | 2005-02-04 | 2012-05-08 | Dan Inbar | Detection of nuclear materials |
US7847260B2 (en) | 2005-02-04 | 2010-12-07 | Dan Inbar | Nuclear threat detection |
US7820977B2 (en) * | 2005-02-04 | 2010-10-26 | Steve Beer | Methods and apparatus for improved gamma spectra generation |
GB0722430D0 (en) * | 2007-11-15 | 2007-12-27 | Health Prot Agency | Radiation detection |
GB2480676B (en) * | 2010-05-28 | 2016-06-29 | Univ Of Lancaster | Radiation detector |
GB2499391B (en) | 2012-02-14 | 2015-11-04 | Symetrica Ltd | Neutron detector |
CN109143318B (zh) * | 2017-06-16 | 2023-09-15 | 中国辐射防护研究院 | 利用硅PIN探测器降低γ射线干扰的中子探测方法及设备 |
WO2020041429A2 (en) * | 2018-08-22 | 2020-02-27 | Kansas State University Research Foundation | Miniaturized fast neutron spectrometer |
IT201900009741A1 (it) | 2019-06-21 | 2020-12-21 | Istituto Naz Fisica Nucleare | Dosimetro personale indossabile per neutroni |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2260094A1 (de) * | 1972-12-08 | 1974-06-12 | Kernforschung Gmbh Ges Fuer | Verfahren zur bestimmung des dosiswertes von neutronen |
DE2462597A1 (de) * | 1974-10-08 | 1977-10-20 | Kernforschungsanlage Juelich | Geraet zur bestimmung der aequivalentdosis oder der aequivalentdosisleistung von neutronen |
Family Cites Families (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4074136A (en) * | 1974-10-08 | 1978-02-14 | Kernforschungsanlage Julich Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung | Apparatus for determining the dose equivalent of neutrons |
US4100414A (en) * | 1977-01-19 | 1978-07-11 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method for measuring dose-equivalent in a neutron flux with an unknown energy spectra and means for carrying out that method |
-
1982
- 1982-05-25 DE DE19823219537 patent/DE3219537A1/de not_active Withdrawn
-
1983
- 1983-04-25 FR FR8306767A patent/FR2527786B1/fr not_active Expired
- 1983-05-23 JP JP58090550A patent/JPS58211684A/ja active Pending
- 1983-05-24 US US06/498,220 patent/US4588898A/en not_active Expired - Fee Related
- 1983-05-25 GB GB08314423A patent/GB2124014B/en not_active Expired
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2260094A1 (de) * | 1972-12-08 | 1974-06-12 | Kernforschung Gmbh Ges Fuer | Verfahren zur bestimmung des dosiswertes von neutronen |
DE2462597A1 (de) * | 1974-10-08 | 1977-10-20 | Kernforschungsanlage Juelich | Geraet zur bestimmung der aequivalentdosis oder der aequivalentdosisleistung von neutronen |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
Nuclear Instruments and Methods, Bd. 175, 1980, S. 180-182 * |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US4588898A (en) | 1986-05-13 |
JPS58211684A (ja) | 1983-12-09 |
FR2527786A1 (fr) | 1983-12-02 |
FR2527786B1 (fr) | 1987-11-06 |
GB2124014A (en) | 1984-02-08 |
GB2124014B (en) | 1985-11-20 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Allemand et al. | Potential advantages of a cesium fluoride scintillator for a time-of-flight positron camera | |
DE4190941C2 (de) | Neutronendosimeter und Verfahren für dessen Herstellung | |
Fuller et al. | Nuclear elastic scattering of photons | |
DE3219537A1 (de) | Einrichtung zur messung von dosisleistungen in streustrahlungsfeldern | |
EP2331985A2 (de) | Neutronendosimeter | |
McIntyre et al. | Neutron transfer and the tunneling mechanism in the bombardment of gold by nitrogen | |
Palmieri et al. | Loss of protons by nuclear interactions in sodium iodide crystals | |
Lamb et al. | Search for Quarks in Cosmic Rays | |
DE2829960C2 (de) | Neutronen-Personendosimeter | |
DE2447817A1 (de) | Geraet zur bestimmung der aequivalentdosis von neutronen | |
EP3611481B1 (de) | Messvorrichtung und verfahren zur bestimmung eines füllstands eines mediums mittels sekundärer kosmischer strahlung | |
Holt et al. | High-energy gamma-ray dosimetry: Experimental measurements at a nuclear power station | |
Benveniste et al. | Level structure of A40 | |
DE102011103850B4 (de) | Verfahren zur quantitativen Bestimmung unkontrolliert freigesetzter radioaktiver Isotope in Bereichen kosmischer Strahlung | |
Tisljar‐Lentulis | Method for Measurement of Ionization Curves by Means of Scintillation Counters | |
DE1639539B1 (de) | Dosimeter zum Messen einer Neutronendosis ueber praktisch den gesamten Neutronenenergiebereich | |
DE1233500C2 (de) | Vorrichtung zum Messen eines Neutronenflusses | |
McCall | Neutron measurements | |
Goodman et al. | International neutron dosimetry intercomparison | |
Ayyangar et al. | Gamma ray and thermal neutron response of CaSO 4: Dy as a function of dysprosium concentration and an approach to tissue and rem equivalent thermoluminescent dosimeters | |
Dvorak et al. | A neutron monitor for simultaneous measurement of fluence and dose equivalent | |
DE2462597A1 (de) | Geraet zur bestimmung der aequivalentdosis oder der aequivalentdosisleistung von neutronen | |
Bishop | Gamma-ray spectral penetrations: A review | |
Visser et al. | The energy spectrum of a relatively large kilocurie 60Co source used in agriculture | |
Sayeg et al. | Dosimetry for the Godiva II Critical Assembly: Neutron Flux and Tissue Dose Measurements |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
8110 | Request for examination paragraph 44 | ||
8130 | Withdrawal |