DD288732A7 - Neutronen-personendosimeter - Google Patents

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

Anwendungsgebiet der Erfindung

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.

Charakteristik der bekannten technischen Lösungen

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

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.

Darlegung des Wesens der Erfindung Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, ein Neutronen-Personendoslmeter zu schaffen, das unter feldmäßigen Bedingungen

ausgewertet werden kann und das dio durch die Neutronenstrahlung einer Kernwaffendetonation hervorgerufene biologische

Dosis unabhängig vom Energiespektrum der Neutronen anzeigt. Die Aufgabe wird mit einom Porsonondosimeter zur Messung dor durch Neutronen im menschlichen Körper hervorgerufenen

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

Kombinationsdosimeter verwendet wird, das an der Körperoberfläche getragen wird, aus einem im wesentlichen nur für Gammastrahlung empfindlichen und aus einom nur für schnelle Neutronen empfindlichen Detektor besteht. Die Fluenzempfindlichkoit dos neutronenempfindlichen Detektors, definiert als Meßsignal je Einheit der Neutronenfluenz muß im Energiebereich der Neutronen von 0,01 MeV bis 15MeV mindestens um einen Faktor 10 zunehmen. Bei der Auswertung des

!(ombinationsdosimeters wird aus den Meßsignalen Μγ des gammaempfindlichen und M_n des neutronenompfindlichen

Detektors ein der biologischen Dosis proportionaler Meßwert M = ay · Μγ + a„ · M_n bestimmt, wobei av und a_n Gewichtsfaktoren sind, deren Werte durch Kalibrierung mit Neutronen unterschiedlicher Energie ermittelt werden. Als für schnelle Neutronen empfindlicher Detektor ist eine Siliziumdiode mit großer Basisbreite geeignet, bei der die der Neutronendosis proportionale Änderung do^r Flußspannung gemessen wird. Als gammaempfindlicher Detektor ist eino Halbleiterstruktur wie z. B. ein MOS- bzw. MIS -Feldeffekttransistor geeignet, dessen Schwellspannungsänderung der Gammadosis proportional ist. Beide Halbleiterstrukturen können zur Bildung des Kombinationsdosimeters in einem

gemeinsamen Gehäuse und/oder auf einem gemeinsamen Siliziumblock angeordnet sein.

Als gammaempfindlicher Detektor ist auch ein Thermolumineszenz- oder Radiophotolumineszenz-Dosimeter geeignot, das eine

geringe Empfindlichkeit gegen thermische Neutronen aufweist, indem es nur geringste Mengen von ⁶Li, ¹⁰B, Cd, Ag oder seltene

Erden enthält. Zur Bildung des Kombinationsdosimeters kann dor Thermolumineszenz- oder Radiophotolumineszenzdetektor

mit eintr Siliziumdiode mit großer Basisbreite in einem gemeinsamen Gehäuse angeordnet sein.

Zur Erläuterung und Beschreibung der Vorteile dor erfindjngsgomäßen Lösung diont folgender Sachverhalt: Es wurde gefunden, daß dio biologische Dosis von Neutronen im Energiegebiet der thermischen und intermediären Neutronen

zu ca. 90% von der sekundären γ-Einfangstrahlung hervorgerufen wird, die bei der Wechselwirkung dor Neutronen mit dem

Gewebe des menschlichen Körpers entsteht. Die sekundäre γ-Einfangstrahlung tritt auch an dor Körperoberfläche auf und kann

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

Neutronenempfindlichkeit des Detektors für schnelle Neutronen dem Energiegang der Neutronenkerma in Gewebe gleich ist. Weiter haben die Untersuchungen ergeben, daß die Meßgenauigkeit für die Dosimetrie von Kernwaffendetonations-Neutronen

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.

Durch die Verwendung eines gammaemDfindlichen Detektors für die Registrierung der biologischen Dosis thermischer und

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

Dosisbestimmung und damit für geringe Meßfehler ist. Dies ist ein bedeutender Vorteil des Kombinationsdosimeters nach dor Erfindung gegenüber anderen für die Neutronendosimetrie verwendeten Detektoren. Eine optimale Anpassung der Energiegänge des gammaempfindlichen und des neutronenempfindlichen Detektors an den der

biologischen Dosis kann durch passende Wahl der Gewichtsfaktoren a_n und βγ erreicht werden, die für die jeweils verwendeteder möglichen Kombinationen durch Messung bei verschiedenen Neutronenenergien durchgeführt werden kann.

Die Verwendung zweier Detektoren im Neutronendosimeter nach der Erfindung hat darüber hinaus den Vorteil, daß prinzipiell

die getrennte Berücksichtigung des für die sekundäre γ-Strahlung einerseits und für schnelle Neutronen andererseitsunterschiedlichen biologischen Fadings möglich ist.

Ein weiterer Vorteil der Lösung nach der Erfindung besteht in der Möglichkeit, das Kombinationsdosimeter auch zur Bestimmung der

gesamten biologischen Dosis von Neutronen und Gammastrahlung gemischter Felder, wie sie z.B. die Sofortkernstrahlung von

Kernwaffendetonationen darstellen, zu verwenden. Tür diesen Fall ist vom gammaempfindlichen Teil des Kombinationsdosimeters

zusätzlich zu fordern, daß seine Gamma-Dosisempfindlichkeit unabhängig von der Quantenenergie sein muß.

Ausführungsbeispiel

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.