DD140086A1

DD140086A1 - Ionisationsstrahlendetektor

Info

Publication number: DD140086A1
Application number: DD20572878A
Authority: DD
Inventors: Iosif K Shaver; Viktor G Krongauz
Original assignee: Fiz Tekh Inst Ioffe
Priority date: 1977-06-01
Filing date: 1978-06-01
Publication date: 1980-02-06
Also published as: JPS5417788A; FR2393324A1; SU717679A1; FR2393324B1

Description

Anwendungsgebiet der Erfindung

Die Erfindung bezieht sich auf Einrichtungen zur Messung von Kenngrößen der ionisierenden Strahlung, insbesondere auf Detektierung der ionisierenden Strahlung.

Die Erfindung kann mit Erfolg zur Individualdosimetrie der Röntgen-, Gamma- und Neutronenstrahlung in der Industrie, _: Medizin, Strahlungsbiologie sowie bei verschiedenen physikalischen Experimenten benutzt werden.

Charakteristik der bekannten technischen Lösungen

Es sind bereits auf der Basis von Leuchtstoffen aufgebaute Ionisationsstrahlendetektoren bekannt, die zur Thermolumineszenz-Dosimetrie (TLD) bestimmt sind. Die Wirkungsweise solcher Detektoren beruht darauf, daß die im Leuchthof beim Elektronen- und Löchereinfang an Störstellen gespeicherte Energie der ionisierenden Strahlung unter Wärmeentwicklung in Lumineszenzenergie umgesetzt wird. Diese Detektoren haben kleine Abmessungen und geringes Gewicht und sind in einem breiten Dosisbereich betriebsfähig (vgl. z.B. Schwarz K.K. u.a. "Thermolumineszenzdosimetrie", Riga, Verlag "Snanije'Y ("1968)..

Die meisten zur Messung tier Gamma- und Röntgenstrahlung bestimmten Detektoren, die z.B₀ auf der Basis von CaSO₄, CaF₂, LiR, BeO, Li₂B₄O₇, MgF₃₁ Mg₂SiO₄, SrS, SrSO₄, BaSO₄ aufgebaut werden, entsprechen mehr oder weniger den an ihre

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Empfindlichkeit und an die Dauer der Erhaltung der dosimetrischen Information gestellten Forderungen. .Die von einem solchen Detektor ausgeleuchtete Lichtsumme charakterisiert die Dosis, die im Detektorstoff absorbiert wurde. Bei der Lösung der meisten strahlungsmeßtechnisehen Aufgaben muß aber die Dosis bestimmt werden, die nicht vom Detektor, sondern von einem konkreten bestrahlten Objekt, z.B*. von einem weichen biologischen Gewebe, vom Knochengewebe usw. absorbiert wird. Dazu muß der Detektor eine reglamentierte Abhängigkeit der'Empfindlichkeit von der Energie der Röntgen- oder Gammastrahlung haben, d.h. die energetische Abhängigkeit seiner Empfindlichkeit muß der energetischen Abhängigkeit des Massenkoeffizienten der Strahlungsenergieabsorption durch das Bestrahlungsobjekt ähnlich sein. Beispielsweise muß man bei der Bestimmung der von einem weichen biologischen Gewebe absorbierten Dosen die Gewebeäquivalenz des Detektors gewährleisten, wobei dies nämlich durch Annäherung der effektiven Atomnummern des Detektorstoffes und des weichen biologischen Gewebes erreicht wird. Gegenwärtig benutzt man in der TLD eine sehr begrenzte Anzahl von Stoffen für gewebeäquivalente Detektoren, da die Möglichkeit der Auswahl von gewebe äquivalenten Grundstoffen und passenden Aktivatoren ebenfalls begrenzt ist. So ha» ben von den erwähnten Stoffen nur die auf der Basis von LiF, Li₂B^O₁-,, BeO erhaltenen Leuchtstoffe die effektiven Atomnummern, die nahe denen des Gewebes liegen. Diese . Leuchtstoffe weisen jedoch eine hohe Empfindlichkeit auf, und bei den von ihnen am meisten gebräuchlichen LiF und B^O ist die Dosisabhängigkeit nichtlinear.

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Mit Hilfe der für die TLD bestimmten Detektoren, läßt sich die mittlere Energie der Röntgen- und Gammastrahlung (StrahlungsQualität) ermitteln. Das erreicht man durch Vergleich der Anzeigen zweier oder mehrerer Detektoren, deren effektive Atömnummern sich bedeutend unterscheiden (vgl. z.B. Bushong S.C. et. al. "Health Physo", 26, Nr. 4-1974-, pp. 358-360).

Eine effektive Registrierung von Thennoneutronenflüssen mittels der erwähnten Detektoren erfolgt entweder mit Hilfe von Leuchtstoffen, in denen Elemente mit großem Einfangs-, querschnitt für Thermoneutronen wie Lithium oder Bor enthalten sind (vgl. z. B. Franz M., Stolz, Wc "Festkörper-' dosimetrie der ionisierenden Strahlung", Moskau, Verlag "Atomisdat", 1973), oder durch Aktivierung eines Leuchtstoffelementes, z. B. Oa (vgl. z. B. Watanabe 3. et. al» "Health Phys.", ,19, 1970, p. 330).

Die Eigenempfindlichkeit aller für die TLD verwendbaren Stoffe gegenüber den schnellen Neutronen ist sehr gering, und für den Nachweis von schnellen Neutronen benutzt man entweder das Protonen strahlen-Verfahren (vgl. z, B, Sunta C. M. et. aL , Pros. Symp. on Neutron Monitoring for'Radiation Protection, Purposes", Vienna, 1972, IAEA, Vienna, 1973, ΡΡ· 57-62) oder die Reflexions-Dosismeßmethode (vgl. ζ. B. Korba A. et. al. "Health Phys.", J8, 1970, pp. 581 - 584·). Diese Methoden sind aber kompliziert und mit einer Reihe von Einschränkungen und Mangeln behaftet« , . · "

Von Interesse ist die Methode der Neutronenregistrierung in' Neutronenfeldern und gemischten Ganma-Neutronenfel-

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dern.,Diese Methode beruht darauf, daß die Erregung mit Neutronen zu einer Änderung des Verhältnisses von Thermoausleuchtungs-Spitzen führen kann (vgl. z. B· Kudelin K· M. "Atomenergie", ;|2, Heft 4, 1972, S. 331 - 333). Nachteilig bei dieser Methode·sind die Nichtreproduzierbarkeit der Ergebnisse sogar bei ein und demselben Grundstoff (LiP), die Detektierung nur vergleichbarer Gamma«- und ^Neutronenflusse sowie die Unmöglichkeit einer längeren Informationsspeicherung. ' '

Zum. Unterschied von den für die.TLD bestimmten Detektoren werden für die weitgehend bekannten Szintillationsdetektoren sowohl organische als auch anorganische Stoffe benutzt, mit deren Hilfe viele Aufgaben der reglamentierten Registrierung der ionisierenden Strahlung verschiedener Arten und Energieniveaus gelöst werden können (vgl. z..B. Ramm W. J., "Scintillation Detektors" in "Radiation Dosimetry" Eds: Attix F. H., Roesch W. C, Tochilin E., • vole¹ II» New-York and London, "Academic Press 1966, pp. 123 - 167). Große Abmessungen und großes Gewicht schließen aber die Anwendung der Szintillationsdetektoren für die individuelle und.klinische Dosimetrie sowie für viele Experimente aus. Die Verwendung von organischen Stoffen für die TLD ist aber wegen der Unbeständigkeit ihrer Lumineszenzeigenschaften bei Tempera tür einwirkungen in der Regel unmöglich.

Die besten dosimetrischen Parameter weisen die lonis.ationsstrahlendetektoren auf, in denen mit Mangan aktiviertes Kalziumfluorid CaFg:Mn als Leuchtstoff verwendet wird (vgl· z, B. das USA-Patent Nr.. 3 323 856, Klasse 252-301,4, 1966).

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Diese Detektoren haben eine hohe Empfindlichkeit gegen die Röntgen- und Gammastrahlung, ein für das Ablesen bequemes Thermolumineszenzspektrum, eine in einem breiten Bereich lineare Abhängigkeit der Thermolumineszenzausbeute von der Strahlungsdosis und können die gespeicherte Licht summe lange aufbewahren·

Der Hauptmangel der auf der Basis von CaF₂:Mn aufgebauten Detektoren liegt in ihrer Untauglichkeit zum reglamentiert en_φNachweis der ionisierenden Strahlung verschiedener Arten und Energieniveaus, wobei dies mit folgendem im Zusammenhang steht.¹

Ebenso wie die meisten anorganischen Stoffe ist CaFo¹ durch eine starke energetische Abhängigkeit seiner Empfindlichkeit gekennzeichnet· Dies hat zur Folge, daß die von den Detektoren angezeigten Werte bei einem konstanten Wert der Expositionsdosis der Eöntgen- und Gammastrahlung vom Spektrum der Röntgen- und Gammastrahlung stark abhängig sind. So ist die Empfindlichkeit von CaF₂:Mn gegenüber der Strahlung mit einer Energie von 30 keV um den Faktor höher als gegenüber einer Strahlung, deren Energie 1,25 Me? beträgt. Diese energetische Abhängigkeit kann zum Teil mit Hilfe von Metallfiltern korrigiert werden, die den niederenergetischen Bereich des Fotonenstrahlenspektrums absorbieren» Diese Korrektionsmethode bringt aber bedeutende Nachteile mit sich: Vergrößerung der Abmessungen, des Gewichts und der Kosten des Detektors, Verschiebung der unteren Grenze der nachweisbaren Strahlungsenergie und die Winkelabhängigkeit der Empfindlichkeit, Der letzte Mangel kann durch Benutzung von sphärischen Filtern.

beseitigt werden, wobei man eine weitere Vergrößerung der

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Abmessungen, des Gewichts und der Kosten des Detektors in Kauf nehmen muß.

Ebenso wie alle Leuchtstoffe, die keine Elemente mit großem Einfangsquerschnitt für thermische Neutronen enthalten, weist CaFp:Mn eine niedrige Empfindlichkeit gegen thermische Neutronen auf·

Kennzeichnend für CaFoUIn, wie für alle anorganischen Leuchtstoffe, ist" auch'seine niedrige Empfindlichkeit gegen schnelle Natronen.

Der CaF₂:Mn~Detektor läßt auch keine selektive Detektierung in gemischten Gamma- und Neutronenfeldern zu.

Der auf der Basis von CaFp:Mn aufgebaute Detektor gibt außerdem keine Möglichkeit, die Qualität der Röntgen- und Gammastrahlung zu bestimmen.

Ziel der Erfindung

Ziel der Erfindung ist die Gewährleistung reglamentierter' Registrierung von verschiedenen Strahlungsarten und der Bestimmung der mittleren Energie des Röntgen- und Gamma-Strahlungs spektrums.^!

Darlegung des Wesens der Erfindung

Der Erfindung liegt die Auf^be zugrunde, einen Ionisationsstrahlendetektor auf der Basis von Stoffen zu entwickeln, die eine reglamentierte Abhängigkeit der Detektorempfindlichkeit von der Energie der Röntgen- und Gamma-

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Strahlung ergeben und eine effektive Registrierung von Neutronen in Neutronenfeldern sawiäin gemischten Gamma-Neutronenfeidern ermöglichen*

Erfindungsgemäß wird die Aufgabe dadurch gelöst, daß in einem lonisationsstrahlendetektor mit einem Leuchtstoff Erfindungsgemäß ein Szintillator für die nachzuweisende ionisierende Strahlung zusätzlich verwendet wird und der Detektor als die diesen Szintallator und den Leuchtstoff verbindende'Baueinheit ausgeführt wird, wobei das Thermolimineszenz-Erregungsspektrum des Leuchtstoffes das Emissionsspektrum des Szintillator deckt.'

Zum Nachweis der Röntgen- und Gainmstrahlung wird als Szintillator zweckentsprechend ein Stoff verwendet, der eine reglamentierte Abhängigkeit der Lichtausbeute von der Energie der Röntgen- und Gammastrahlung aufweist, und für den Leuchtstoff ein Stoff benutzt, bei dem sich bei der Erregs-ung mit der Röntgen- oder Gammastrahlung und mit der Szintillatoreinission verschiedene Spitzen der Thermoausleuchtung ergeben.

Zur Registrierung von Neutronenstrahlen in Neutronenfeldern und in gemischten Gamma-NeutronenfeIdem kann als Szintillator sinngemäß ein Stoff verwendet werden, der durch eine effektive Lichtausbeute bei Einwirkung - von Neutronen des nachzuweisenden energetischen Gebiets gekennzeichnet ist, wobei der gewählte Leuchtstoff eine besondere Spitze der Thermoausleuchtung bei Erregung durch die Szintillatorstrahlung ergeben muß·

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Als Szintillator kann man bei der Registrierung der Röntgen- und Gammastrahlung auch einen gewebeäquivalenten Stoff benutzen·

Für die Bestimmung der Röntgen- und Gammastrahlungsdosis sowie der mittleren Spektrumenergie dieser Strahlung kann zweckmäßigerweise ein luftäquivalenter Stoff· als Szintillator verwendet werden·

Als Leuchtstoff kann man mit Samarium, und Terbium aktiviertes Strontiumsulfid (SrS:SmTl) benutzen.

Die beschriebene erfindungsgemäße Ausführung des Ionisationsstrahlendetektors ermöglicht die reglamentierte Registrierung verschiedener Arten der ionisierenden Strahlung·

Ausführung sb e ispiele

Die Erfindung wird in der nachstehenden Beschreibung der konkreten Ausführungsbeispiele und anhand der 'beigefügten Zeichnung näher erläutert, in der die Kurven der Thermoausleuchtung des Leuchtstoffes im Ionisationsstrahlendetektor gemäß der Erfindung dargestellt sind·

Der Ionisationsstrahlendetektor ist erfindungsgemäß als eine Baueinheit ausgeführt, die eine Kombination eines gegen die nachzuweisende ionisierende Strahlung empfindlichen Szintillators und eines Leuchtstoffes enthält, dessen Thermolumineszenz-Erregungsspektrums mit dem Emissionsspektrum des Szintillators koinzidiert·

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Die Effektivität der Registrierung verschiß dener Arten der ionisierenden Strahlung hängt von den konstruktiven Besonderheiten der erfindungsgemäßen Detektorausführung, vor allem von der Art der Szintillator- und Leuchtstoffkombination ab (Verschmelzung, Sinterung, mechanishe Mischung von feindispersen Komponenten, optischer Kontakt zwischen dem Szintillator und dem Leuchtstoff usw.). Entscheidend bei der Wahl der Kombinationsart ist die chemische Zusammensetzung der Komponenten und die Möglichkeit ihrer gemeinsamen Erwärmung bei der Thermoausieuchtung. Bei Benutzung organischer Stoffe für den Szintillator werden beispielsweise die Szintillator- und Leuchtstoffmuster in Kontakt gebracht, gemeinsam bestrahlt und aufbewahrt, während dem Ablesevorgang (Erwärmung und Thermolumineszenzabnahme) nur der Leuchtstoff unterzogen wird.

Für den Nachweis der Röntgen- und Gammastrahlung dient als Szintillator imrlonisationsstrahlendetektor gemäß der Erfindung ein Stoff mit reglementierter Abhängigkeit der Lichtausbeute von der Energie der Röntgen- und Gammastrahlung, während der gewählte Leuchtstoff mit einer beliebigen energetischen Abhängigkeit der Thermolumineszenzausbeute verschieden große Spitzen der Thermoausleuchtung bei seiner Erregung durch Röntgen- oder Gammastrahlung some durch die Szintillatoremission aufweist. Diese zusätzliche Forderung, die an den Leuchtstoff gestellt -wird, ist dadurch bedingt, daß die reglamentierte Detektorantwort im Falle einer Sammlung der Ladungsträger auf den gleichen Binfangsniveaus nur bei einer sein? effektiven Energieübertragung vom Szintillator zum Leuchtstoff erhalten werden kann» Bei Erfüllung dieser zusätzlichen

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Forderung wird die reglamentierte Anwort unabhängig von der Effektivität der Energieübertragung erreicht, wobei das Ablesen nach unterschiedlichen Thermoausleuchtungsspitzen erfolgt. Eine Spitze charakterisiert die infolge der Absorption der ionisierenden Strahlung durch den Leuchtstoff selbst gespeicherte Lichtsumme (nichtreglamentierte Antwort) und die andere gibt die Lichtsumme an, die auf Grund der vom Leuchtstoff absorbierten Szintillator strahlung gespeichert ist (reglamentierte Antwort).

Die Registrierung der Röntgen- und Gammast rahlungsdosen, die den vom weichen biologischen Gewebe absorbierten Dosen äquivalent sind, wird erreicht, indem man für den Szintillator in einer Ausführungsvariante des Detektors gemäß der Erfindung einen gewebe äquivalenten Stoff einsetzt, dessen effektive Atomnummer angenähert der effektiven Atomnummer dos biologischen Gewabes entspricht (im folgenden "gewebeäquivalenter Szintillator"genannt). Die sich dabei ergebenden weitgehenden Möglichkeiten, das gestellte Ziel durch Kombination des gewebeäquivalenten Szintillators mit einem Leuchtstoff zu erreichen, sind durch eine große Wahl von organischen Grundstoffen wie z.B

Anthrazen, Naphtalin, Stilben für einen solchen Szintillator bedingte ' · ·

Für den Leuchtstoff benutzt man hierbei mit Samarium und Terbium aktiviertes Strontiumsulfid SrS:Sm, Tb.

Die Ermittlung der Röntgen- und Gammastrahlungsqualität erfolgt in einer anderen Ausführungsvariante des Detektors gemäß der Erfindung durch Benutzung für den Szintillator eines luftäquivalenten Stoffes, der also eine wie

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bei der Luft verlaufende energetische Abhängigkeit des Massenkoe~ffizienten der Absorption der Röntgen- und Gammastrahlungsenergie aufweist· Eine derartige Ais führung des z™¹ Patent angemeldeten Detektors gestattet es, sowohl die Röntgen- und Gammastrahlungsdosis als auch die mittue Spektrumenergie dieser Strahlung zu bestimmen. Als luftäquivalente Stoffe können dieselben organischen Grundstoffe wie bei den gewebeäquivalenten Substanzen dienen· Hierbei ist aber eine entsprechende Korrektion zur Gewährleistung der Gleichheit von effektiven Atomnummern des gewählten Stoffes und der Luft erforderlich.

An den Leuchtstoff, der in Verbindung mit einem solchen Szintillator verwendet wird, soll man die gleiche zusätzliche Forderung stellen, die beim reglamentierten Nachweis der Röntgen- und Gammastrahlungsdosen erfüllt werden muß. In der erwähnten Ausführung wird der Leuchtstoff SrS:Sm, Tb benutzt. . . .

Bei der Registrierung der Neutronenstrahlung in Neutronenfeldern und in gemischten Gammä-Neutronenfeidern wird in dem erfindungsgemäßen Ionisationsstrahlendetektor als Szintillator ein Stoff mit Erfolg benutzt, der eine effektive Lichtausbeute bei Einwirkung von Neutronen des nachzuweisenden energetischen Gebiets liefert, während für den Leuchtstoff eine Substanz benutzt wird, die eine besondere der Erregung durch die Szintillatoremission entsprechende Thermoausleuchtungsspitze ergibt·. Die erwähnte zusätzliche Anforderung an den Leuchtstoff gilt auch bei der selektiven Detektierung von Neutronen in den gemischten Gamma-Neutronenfeldern. '

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Zur Registrierung von thermischen Neutronen wird in einer anderen Ausführungsvariante des Ionisationsstrahlendetektors ein Szintillationsstoff benutzt, der eine effektive Lichtausbeute bei Einwirkung von thermischen Neutronen aufweist. Für einen solchen Szintillator kann man Stoffe verwenden, welche die Elemente mit großem Wi-rk quer schnitt in bezug auf die Thermoneutronen wie Li, B u.a. enthalten. Einer der effektivsten Szintillator en für Thermoneutronen ist mit Silber und einem Zusatz von Bor aktiviertes Zinksulfid (ZnS:Ag₁ B).

In dieser AusfuhrungsVariante des Detektors dient mit Samarium und Terbium aktiviertes Strontiumsulfid als Leucht· stoff.

Zum Nachweis von schnellen Neutronen wird in einer weiteren Variante des Ionisationsstrahlendetektors ein Szintillationsstoff benutzt, der durch eine effektive Lichtausbeute bei Beeinflussung durch schnelle Neutronen gekennzeichnet ist. Als solcher Szintillator können wasserstoffhaltige Stoffe, z. B. flüssige und plastische Szintillator en, gegebenenfalls Polystyrol mit Paraterphenyl und POPOP ¹V ^verwendet werden.

Als Leuchtstoff dient hierbei SrS:Sm₁ Tb.

Die umfassenden Möglichkeiten, das gestellte Ziel durch eine Kombination der Neutronenszintillatoren mit einem Leuchtstoff zu erreichen, sind also durch das Vorhandensein von hocheffektiven Szintillatoren für thermische Neutronen wie ZnS:Ag, B sowie durch eine große Wahl von organi-

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sehen wasser stoff hai tig en Grundstoffen zur Erhaltung von -Szintillatoren für schnelle Neutronen bedingt. Als Mehrzweckleuchtstoff wird für den vorgeschlagenen Detektor mit Samarium und Terbium aktiviertes Strontiumsulfid (SrStSm, Tb) benutzt.

Der erfindungsgemäß ausgeführte Ionisationsstrahlendetektor funktioniert wie folgt:

Der Ionisationsstrahlendetektor, der erfindungsgemäß eine Kombination eines Szintillationsstoffes mit reglementierter Abhängigkeit der Lichtausbeute von der Röntgen- und Gammastrahlungsenergie und eines Leuchtstoffes mit unterschiedlichen Thermoausleuchtungsspitzen bei Erregung durch Röntgen- oder Gammastrahlung sowie durch die Szintillatoremission enthält, wird mit Röntgen- oder Gammastrahlen bestrahlt. Diese Strahlen werden sowohl vom Szintillator als auch vom Leuchtstoff absorbiert. Die Absorption der Röntgen- und Gammastrahlung dur.ch den Szintillator wird von seinem Aufleuchten begleitet, wobei die Abhängigkeit der Lichtausbeute des Szintillators von der Röntgen- und Gammastrahlungsenergie durch die energetische Abhängigire it des Massenkoeffizienten der Absorption bestimmt wird. Ist also der Szintillator gewebeäquivalent, so charakterisiert seine Lichtausbeute die Strahlungsdosis, die der vom weichen biologischen Gewebe absorbierten Dosis äquivalent ist. Das Leuchten des Szintillators erregt die Thermolumineszenz des Leuchtstoffes und dies tritt in einer Therraöausleuchtungsspitze in Erscheinung. Die Absorption der Röntgen- und Gammastrahlung erregt die Thermolumineszenz, die in der anderen Themoausleuchtungsspitze zutagetritt.

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Der erfindungsgemäß-ausgeführte Ionisationsstrahlendetektor, der eine Kombination des Szintillator mit effektiver Lich.taasb.eute bei Einwirkung von Neutronen des nachzuYieisenden Energiegebiets und des Leuchtstoffes mit einer gesonderten, der Erregung durch Szintillatoremission entsprechenden Theimoausleuchtungsspitze enthält, -wird mit. Neutronen in einem Neutronenfeld oder einem gemischten Gamma-Neutronenfeld bestrahlt. Die Wirkungsweise dieses Detektors ist der des beschriebenen Detektors ähnlich· .

Ein wesentlicher Unterschied liegt aber darin, daß die Leuchtstoffe ζ, B. gegenüber den schnellen Neutronen praktisch unempfindlich sind und die Thermolumineszenz folglich nur durch Absorption der Lichtemission des Szintillators erregt wird und hauptsächlich durch eine Thermoausleuchtungsspitze gekennzeichnet wird.

Ein gewisser Unterschied ergibt sich auch in der Absorption der Strahlungsenergie durch den Szintillator. Bei der Neutronenbestrahlung ist nämlich die ^usammenwirkung der Neutronen, und zwar der Thermoneutronen, mit einem Element primär, der einen großen Wirkquerschnitt gegenüber diesen Neutronen aufweist, während schnelle Neutronen primär mit dem Wasserstoff des Szintillators zusammenwirken. '

Bei der Neutronenbestrahlung des vorgeschlagenen Detektors in gemischten Gamma-Neutronenfeldern werden die Dosen einzelner Arten der ionisierenden Strahlung mit Hilfe der nach der Intensität geeichten Thermoausleuchtungsspitzen bestimmte

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Nachstehend werden konkrete Ausführungsbeispiele' des vorgeschlagenen Ionisationsstrahlendetektors beschrieben.

Beispiel 1

Der lonisationsstrahlendetektor zur Registrierung der Röntgen- und Gaiamastrahlungsdosen, die den vom weichen biologischen Gewebe absorbierten Dosen äquivalent sind, enthält erfindungsgemäß einen auf der Basis von Anthrazen erhaltenen gewebeäquivalenten Szintillator und einen mit diesem unmittelbar (oder über einen Lichtleiter) verbundenen Leuchtstoff, der aus dem mit Samarium und Terbium aktivierten Strontiumsulfid (SrS:Sm, Tb) besteht.

Anthrazen kann unmittelbar die Punktion des gewebeäquivalenten Szintiliationsstoffes erfüllen. Seine effektive Atomnummer ist aber etwas kleiner als die des weichen biologischen Gewebes, und dies führt zu einer gewissen Nichtäquivalent im niederenergetischen Gebiet des Röntgen- und Gainmastrahlungsspektrums. Zur Erzielung der vollständigen Gew&eäquivalenz wird das weitgehend bekannte Kompensationsverfahren benutzt (vgl. z. B. Arsajew M. I. u.a. "Atomenergie", J>7, Nr. 4-, .1969, S. 336). Der im Ergebnis dieser Kombination erhaltene Stoff stß.llt einen effektiven gewebeäquivalenten Szintillator dar, bei dem die Abhängigkeit der Lichtausbeute von der Energie ähnlich der energetischen Abhängigkeit des Massenkoeffizienten der Strahlungsenergieabsorption durch das weiche biologische Gewebe ist· Das Emissionsspektrum des auf der B_asis von ftnthra- zen erhaltenen Szintillator weist ein Maximum bei 445 nm auf.

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Der Leuchtstoff SrS:Sm, Tb, der als Akkumulator dieser Lichtemission auftritt, hat die Eigenschaft, sowohl bei Einwirkung der Röntgen- und Gammastrahlung als auch bei Beeinflussung durch die Emission des gewählten Szintillators zur Thermolumineszenz angeregt zu werden.

Wie man aus der Zeichnung ersehen kann, in der auf der Abzissenachse die Temperatur T in ⁰G und auf der Ordinatenachse die Intensität I der Thermolumineszenz in relativen Einheiten abgetragen sind, wird die vom Leuchtstoff SrS:Sm, Tb nur infolge' seiner Eigenabsorption der Röntgen- oder Gammastrahlung gespeicherte Li'chtsumme hauptsächlich durch die bei niedrigeren Temperaturen liegende Spitze "a" der Thermoausleuchtungskurve 1 gekennzeichnet·' Die Analyse der Thermoausleuchtungskurve 1 zeigte, daß der Teil der vom Leuchtstoff durch Eigenabsorption der ionisierenden Strahlung gespeicherten und in der Hochtemperaturspitze "b" ausgeleuchteten Gesamtlichtsumme (Sp) konstant und gleich 6% vom Teil der in der Niedertemperaturspitze "a" ausgeleuchteten Gesamtlicht' summe (S₁) ist. .

Bei der Röntgen- oder Gammabestrahlung des Detektors, der aus einer Kombination des gewählten Szintillators und des Leuchtstoffes SrS:Sm, Tb besteht, speichert der letztere eine Lichtsumme, die entsprechend den zwei vergleichbaren Spitzen der Thermoausleuchtungskurve 2 ausgeleuchtet wird, von denen die Niedertemperaturspitze "a" die auf Grund der Eigenabsorption der ionisierenden Strahlung durch den Leuchtstoff gespeicherte Licht summe S₁ charakterisiert und die Hochtemperaturspitze hauptsächlich

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die Lichtsumme SO kennzeichnet, die vom Leuchtstoff auf Kosten der ihm vom gewebeäquivalenten Szintillator zugeführ· ten Energie gespeichert wurde₀

Wie die Analyse der Thermoausleuchtungskurve 1 zeigt, gilt für die Lichtsumme Sp (Thermoausleuchtungskurve 2) der' folgende Ausdruck:

^S2 ⁼. ^S2 - °'^{06 S}1 ⁽¹⁾

Experimentell wurde nachgewiesen, daß die Lichtsumme S^, mit der Abnahme der Röntgen- und Gammastrahlungsenergie (E j· ), wie erwartet wurde, stark zunimmt. So liegt S^ bei E- y = 80 keV etwa 30mal höher, als bei E^ = MeV (konstante Sxpositionsdosis vorausgesetzt).

Unter denselben Bedingungen ändert sich aber Sp in einem breiten Energiebereich E nur unwesentlich und folgt der energetischen Abhängigkeit des Massenkoeffizienten der Strahlungsabsorption durch ein weiches biologisches Gewebe.

Beispiel 2 .

Der zur Bestimmung der mittleren Energie des Eöntgen- und Gammastrahlungsspektrums geeignete Ionisationsstrahlendetektor enthält erfindungsgemäß einen auf der Basis von Stilben gebildeten luftäquivalenten Szintillator und einen mit diesem unmittelbar (oder über einen Lichtleiter) verbundenen Leuchtstoff, nämlich mit Samarium und Terbium aktiviertes Strontiumsulfid (SrSiSm, Tb).

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Der auf der Basis von Stilben gebildete luftäquivalente Szintillator wurde ähnlich dem gewebeäquivalenten Szintillator vom vorstehenden Beispiel erhalten. Sein Emissionsspektrum weist ein Maximum bei 410mn auf.

Der Leuchtstoff SrS:Sm, Tb, der als Akkumulator dieser Lichtemission auftritt, hat die Eigenschaft, sowohl bei Einwirkung der Röntgen- und Gammastrahlung als auch bei Beeinflussung durch die Emission -des gewählten Szintillators zur Thermolumineszenz angeregt zu werden.

Bei der Röntgen- oder Gammastrahlung des Detektors j der aus einer Kombination des gewählten luftäquivalent si Szintillators und des Leuchtstoffes SrS:Sm, Tb besteht, speichert der Letztere, ähnlich wie im Beispiel 1, eine Lichtsumme, die entsprechend den zwei vergleichbaren Spitzen-(Thermoausleuchtungskurve 2) ausgeleuchtet wird, von denen die Niedertemperaturspitze "a^M,die auf Grund der Eigenabsorption der ionisierenden Strahlung durch den Leuchtstoff gespeicherte Lichtsumme S^, charakterisiert und die Hochtemperaturspitze hauptsächlich die Licht-

summe Sp kennzeichnet, die vom Leuchtstoff auf Kosten der ihm vom Szintillator zugeführten Energie gespeichert wurde. Die Lichtsumme So w: Beispiel 1 beschrieben»

de. Die Lichtsumme So wird durch denselben Ausdruck vom

Offensichtlich läßt sich die mittlere Energie des Röntgen- und Gainmastrahlungsspektrums leicht aus dem Verhältniswert S^/S^ ermitteln, da die Lichtsumme S^ dem Massenkoeffizienten (j4-/f ) enSrS:Sm, Tb ^{der strall}lungsenergie-

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absorption durch den Leuchtstoff SrS:Sm, Tb proportional

ist und die Lichtsumme S₂ dem Masaenkoeffizienten (^Vj⁷ )_Θη0 ^{der s}"^ratLlunS^senerS^ieabsorption. durch die Luft proportional ist, während die Abhängigkeit des Verhältnisses Cr// )ensrs:sm_t Tb ^{von der}

enO

der Röntgen- oder Gammastrahlung aus den bekannten Gleichungen oder aus Tabellen bestimmt werden kann (vgl. z. B. Sinclair W. K.. "Radiobiological Dosimetry; in "Radiation Dosimetry", Eds; Attix F. H-. Roesch W. C, Tochi- lin E., vol· III, New-York and London, "Academic Press", 1969, p. 626).

Beispiel 3

Der zur Registrierung von Thermoneutronenströmen' erfindungs* gemäß ausgeführte Ionisationsstrahlendetektor enthält einen Szintillator, der mit Hilfe von Silber mit einem Borzusatz aktiviertes Zinksüifid ZnS:Ag, B darstellt, und einen Leuchtstoff, der aus mit Samarium und Terbium aktiviertem Strontiumsulfid SrS:Sm, Tb besteht, wobei der Szintillator und der Leuchtstoff miteinander unmittelbar (oder über einen Lichtleiter, oder als mechanisches Gemisch von feindispersen Pulvern) verbunden sind. Im letzteren EaIl soll die Thermolumineszenz von ZnSiAg., B beim Ablesen der Information eliminiert werden.

Das Emissionsspektrum des Szintillator ZnS:Ag, B weist ein Maximum bei 4-50 nm auf.

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Der Leuchtstoff SrS:Sm, Tb tritt als Akkumulator dieser I/ichtemission auf und hat die Eigenschaft, durch die Emission des gewählten Szintillators zur Thermolumineszenz angeregt zu werden.

Bei der Thermoneutronenbestrahlung des Detektors, der aus einer Kombination des Szintillator ZnS:Ag, B und des Leuchtstoffes SrS:Sm, Tb besteht, speichert der letztere

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eine Lichtsumme, die entsprechend einer Hochtemperaturspitze (Thermoausleuchtungskurve 3) ausgeleuchtet wird. Die Niedertemperaturspitze fehlt in diesem Falle, da die Eigenempfindlichkeit von SrS:Sm, Tb gegenüber den thermischen Neutronen gering ist, und die Hochtemperaturspitze die Lichtsumme charakterisiert, die vom Leuchtstoff bei Einwirkung der ihm vom Szintillator zugeführten Energie gespeichert wird_o Somit charakterisiert diese Spitze den Thermoneutronenfluß.

Bei Bestrahlung dieses Detektors mit einer gemischten Gamma-Neutronenstrahlung (Gammastrahlung + thermische Neutronen) speichert der Leuchtstoff SrS:Sm, Tb eine Lichtsumme, die in der grafischen Darstellung als zwei Spitzen (Thermoausleuchtungskurve 2) ausgeleuchtet wird, von denen die Niedertemperaturspitze "a" die Lichtsumme Sa charakterisiert, die infolge der Absorption der Gammastrahlung durch den Leuchtstoff selbst gespeichert wird, während die Hochtemperaturspitze hauptsächlich die Lichtsumme Sg darstellt, die vom Leuchtstoff auf Kosten der zu ihm vom Szintillator übertragenen Energie gespeichert wird. Die Lichtsumme SO wird mit demselben Ausdruck vom Beispiel 1 definiert. Jedoch charakterisiert diese Lichtsumme den

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Thermoneutronenfluß nur beim VorhancLnnsein eines schwachen, die Neutronenstrahlung begleitenden Gamma-Untergrundes, da der Szintillator ZnSrAg, B nicht nur gegen Thermoneutronen,. sondern auch gegen Gammastrahlung empfindlich ist· . _.. ' '

Falls die Neutronenstrahlung von einem starken Gamma-Untergrund begleitet wird und dieser Fall also der Bedingung ^1 ^ ®2 ^en^^sP^ri^cn^t wird der Thermoneutronenfluß durch die Lichtsumme ·

^b2 - ^b2 ^b2 ^U;

charakterisiert, wobei s"p die Lichtsumme bezeichnet, die vom Leuchtstoff SrSrSm, Tb auf Grund der durch die Empfindlichkeit von ZnSrAg, B gegen die Gammastrahlung bedingten Emission dieses Szintillator^ gespeichert und gemäß der Hochtemperaturspitze "b" ausgeleuchtet wird. Der.Wert von SO in bezug auf £L kann bei Bestrahlung des Gammastrahlen-

*- I ι:

detektors erhalten werden, wobei So automatisch die Größe von 0,06S^ einschließt. ' - ·

Beispiel 4

Der erfindungsgemäß ausgeführte lonisationsstrahlendetektor, der für die Registrierung von schnellen Neutronenflüssen vorgesehen ist, enthält eine Kombination eines plastischen Szintillator (Polystyrol mit Paraterphenyl und POPOP) und eines mit ihm unmittelbar (oder über einen. Lichtleiter) verbundenen Leuchtstoffes - mit Samarium und Terbium aktiviertes Strontiumsulfids (SrSrSm, Tb).

Das Emissionsspektrum des gewählten Szintillators weist

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ein Maximum im Bereich von 390 ·*· 430 nm auf.

Der als Akkumulator der Szintillatoremission wirkende Leuchtstoff SrS:Sm, Tb hat die Eigenschaft, durch die Licht emission des gewählten Szintillator zur Thermolumineszenz angeregt zu -werden.

Bei der Bestrahlung dieses aus der Kombination, des gewählten Szintillator und des Leuchtstoffes SrSrSm, Tb bestehenden* Detektors mit schnellen Neutronen speichert der Leuchtstoff eine Lichtsumme, die in Form einer Hochtemperaturspitze (Thermoausleuchtungskurve 3) ausgeleuchtet wird. Die Niedertemperaturspitze fehlt in diesem Falle, da die Eigenempfindlichkeit von SrS:Sm, Tb gegen schnelle Neutronen gering ist. Hierbei charakterisiert die Hochtemperaturspitze die Lichtsumme, die vom Leuchtstoff bei Ein-"wirkung der ihm vom Szintillator zugeführten Energie gespeichert wird, also charakterisiert sie somit den schnellen. Neutronenfluß. . .

Bei Bestrahlung dieses Detektors mit einer gemischten Gamma-Neutronenstrahlung (Gammastrahlen + schnelle Neutronen) wird der Fluß von schnellen Neutronen, ähnlich wie im Beispiel 3» durch die Lichtsumme S^ charakterisiert, die entweder durch den Ausdruck (1) bestimmt wird (wenn S_x, <^ S^ ist), oder sich aus dem Ausdruck (2)· ergibt (wenn S_-1 ^ Sp ist), da der geviählte Szintillator nicht nur gegen schnelle Neutronen, sondern auch gegen die Gammastrahlung empfindlich ist.

Aus den aufgeführten Beispielen ist ersichtlich, daß mit

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2OS . —

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Hilfe des in Form einer Kombination des Szintillator und des Leuchtstoffes ausgeführten Detektors die Gewebeäquivalenz erreicht wird (wobei der benutzte Leuchtstoff SrSiSm, Tb nicht gewebeäquivalent ist) sowie die Möglichkeit gegeben wird, die Qualität der Röntgen- und Gammastrahlung zu bestimmen (während die Ermittlung der Strahlungsqualität mit keinem zur Thermolumineszenz-Dosimetrie bestimmten, einzeln genommenen Detektor gelingt), sowie Neutronen in Neutronenf eidern und gemischt ei Gamma-Neutronenf eidern nachzuweisen (wobei der Leuchtstoff SrS:Sm, Tb gegen Neutronen praktisch unempfindlich ist). Bei Benutzung des erfindungsgemäßen Detektors läßt sich die dosimetrische Infornation auch gut "konservieren",' da den größten Teil der in SrS:Sm, Tb gespeicherten Information die Hochtemperaturspitze der Thermoausleuchtung enthält.

Die Möglichkeit der reglamentierten Registrierung verschiedener. Arten der ionisierenden Strahlung ist dadurch gegeben, daß in dem erfindungsgemäß ausgeführten Detektor die Punktion der Strahlungsenergieabsorption, die vom Szintillator übernommen ist, und die vom Leuchtstoff erfüllte Funktion der Speicherung der dosimetrischen Information wenigstens teilweise getrennt sind. Zum Unterschied von den bekannten, für die Thermolumineszenz- _t Dosimetrie bestimmten Detektoren ?;erden hierbei an den Leuchtstoff keine Anforderungen bezüglich der ieglamentierten Absorption der ionisierenden Strahlung oder der Effektivität der Lichtsummenspeieherung unter Einwirkung dieser Strahlung gestellt«

Claims

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Erf indung; sanspr uch

1. Ionisationsstrahlendetektor mit einem Leuchtstoff, gekennzeichnet dadurch, daß der Detektor einen Szintil-

' lator für die nachzuweisende ionisierende Strahlung
zusätzlich enthält und als eine diesen Szintillator
und den Leuchtstoff verbindende Baueinheit ausgeführt ist, ¥iobei das Thermolumineszenz-Erregungsspektrum
des Leuchtstoffes das Emissionsspektrum des Szintillators deckt·

2, Ionisationsstrahlendetektor nach Punkt 1, gekennzeichnet dadurch, daß für den Nachweis der Röntgen- und
Gammastrahlung als Szintillator ein Stoff benutzt
wird, der eine reglamentierte Abhängigkeit der Lichtausbeute von der Energie der Röntgen- und Gammastrahlung aufweist, und für den Leuchtstoff ein" Stoff
verwendet wird, bei dem sich bei Erregung mit Röntgen* oder Gammastrahlung und mit der Szintillatoremission
verschiedene Spitzen der Thermoausleuchtung ergeben.

3» Ionisationsstrahlendetektor nach Punkt 1, gekennzeichnet dadurch, daß zur Registrierung von Neutronen-Strahlen in Neutronenfeldern und in gemischten Gamma Neutronenfeldern als Szintillator ein Stoff verwendet wird, der eine effektive Lichtausbeute bei Einwirkung von Neutronen des nachzuweisenden energetischen Gebiets aufweist, wobei der gewählte Leuchtstoff eine gesonderte Thermoausleuchtungsspitze ergibt, die der

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Erregung durch die Ssintillatoremission ent φ rieht.

\. Ionisationsstrahlendetektor nach Punkt 2, gekennzeichnet dadurch, daß ein gewebeäquivalenter Stoff als Szintillator benutzt wird.

5. . Ionisationsstrahlendetektor nach Punkt 2, gekennzeichnet dadurch, daß ein luftäquivalenter Stpff als Szintillator dient und dadurch die Möglichkeit gegeben ist, sowohl die Röntgen- und Gammastrahlungsdosis als auch die mittlere Spektrumenergie dieser Strahlung zu bestimmen.

6« Ionisationsstrahlendetektor nach Punkt 2, 4- oder 2, 5 oder nach Punkt 3, gekennzeichnet dadurch, daß mit Samarium und Terbium aktiviertes Strontiumsulfid (SrS:Sm, Tb) als Leuchtstoff benutzt wird»

Hierzu A Seite Zeichnung - .