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Kapitel 3 Strahlenmesstechnik

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Abbildung 3-1 Nebelkammerspuren

STRAHLENMESSTECHNIK 2

Strahlungsmessungen im praktischen Strahlenschutz 2 Allgemeines 2 Physikalische Messprinzipien 5

Optische Dosimeter 6 Allgemeines 6 Strahlenschutzplakette 9 Kernspurdosimeter 11 Lumineszenzdetektoren 12 Gasionisations- Dosimeter 15 Ionisationskammer (IK) 17 Proportionalzählrohr (PZ) 19 Geiger - Müller - Zählrohr (GMZ) 21

Festkörperanregungs-/ Festkörperionisations- Dosimeter 25 Überblick 25 Szintillationsdetektor 25 Halbleiterdetektor 30

Elektrometrische Dosimeter ( Füllhalterdosimeter) 37

Weitere Dosimeter 38 Aktivierungsdosimeter 38 Strahlungskalorimetrie 40 Chemische Dosimeter 41

Vergleich von Messanordnungen 41 Vergleichs- und Absolutmessungen 41 Messanordnungen für verschiedene Strahlenarten 43

Statistische Zählgenauigkeit 44 Mittelwert einer Impulsrate 44

E. Foßhag, S. Mahling Fachkunde im Strahlenschutz

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Messgeräte im praktischen Strahlenschutz 47 Messgeräte der γ - Ortsdosimetrie 47 Messgeräte der β - Ortsdosimetrie 51 Messgeräte der γ − Personendosimetrie 53 Messgeräte der β − Personendosimetrie 58 Kontaminationsmessungen 58 Inkorporationsmessungen 62

Messung von Strahlenenergie und Aktivität 66 γ - Spektroskopie zur Energieanalyse 66 γ - Spektroskopie zur Aktivitätsbestimmung 71

Übungsfragen 73

Literatur 73

Dazu im Internet 73 Strahlenmesstechnik

Strahlungsmessungen im praktischen Strahlenschutz

Allgemeines Dem Menschen fehlt ein direktes Sensor-System zur Erfassung von Strahlung. Die direkte Wirkung von hohen Strahlendosen auf der Hautoberfläche kann erst nach der Exposition wahrgenommen werden und äußert sich ähnlich den Hautverbrennungen, verbunden mit einem viel langsameren Heilungsprozess. Daher müssen beim Umgang mit Radioaktivität unbedingt die Bestimmungen des Strahlenschutzes eingehalten und entstandene Strahlenfelder messtechnisch erfasst werden.

UNTER DOSIMETRIE VERSTEHT MAN IN DER STRAHLENMESSTECHNIK DIE VERSCHIEDENEN VER-FAHREN ZUM MESSEN DER STRAHLENDOSIS


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DAS STRAHLENFELD IN EINEM RAUM ODER IN DER UMGEBUNG VON STRAHLENQUELLEN WIRD HÄU-FIG DURCH EIN ISODOSENFELD DARGESTELLT. EINE ISODOSE (ODER ISODOSISLINIE) IST DIE VER-BINDUNGSLINIE VON ORTEN GLEICHER ORTSDOSISLEISTUNG. IN DER UMGEBUNG FREISTRAHLEN-DER QUELLEN IST DIE ISODOSE EINE KUGELOBERFLÄCHE. STELLT MAN DIESE AUF EINER EBENE (Z. B. FUßBODEN) DAR, ERHÄLT MAN EINEN KREIS. EIN ISODOSENFELD WIRD DURCH DEN VERLAUF DER DARIN VORKOMMENDEN ISODOSEN BESCHRIEBEN. Wesentliche Aufgaben im Strahlenschutz bestehen in vorsorgenden, so genannten präventiven Maßnahmen, in der Kontrolle der Routinetätigkeit und im schnellen Eingreifen bei Stör- und Un-fällen. Typische Aufgaben von Messungen im Rahmen der Dosisüberwachung sind: Ortsdosimetrie Messungen von Ortsdosen zur Grenzwertüberprüfung und zur Wirk-

samkeit von Abschirmungen Personendosimetrie Messungen von Personendosen zur Ermittlung von Körperdosen Kontaminationskontrolle Aufspüren von Kontaminationen im Arbeitsbereich Inkorporationskontrolle Ermittlung von inkorporierten Aktivitäten (z.B. durch Ausscheidungs-

analyse)

1. Bei der Ortsdosimetrie wird die Ortsdosis H bzw. Ortsdosisleistung •

H = dH / dt in einem Strahlenfeld zur Einschätzung der Strahlensituation in der Umgebung von Strahlenquellen, Be-schleunigern und kerntechnischen Einrichtungen gemessen, sowie insbesondere auch an den be-teiligten Arbeitsplätzen. Die Auswertung entsprechender Messwerte soll folgendes liefern:

• Strahlenexpositionen an Arbeitsplätzen zur Grenzwertüberwachung • Ermittlung von Orten geringster Strahlenexposition • Prüfung von erforderlichen Abschirmungen • Ermittlung von Aufenthaltszeiten im Strahlenfeld

2. Die Messungen erfolgen frei in der Luft. Die Messwerte können aber mit gewissen Einschrän-

kungen als Ganzkörperdosis interpretiert und mit den Grenzwerten verglichen werden. Strahlen-felder können als Isodosenfelder dargestellt werden. Durch Abschirmungen verändert sich die Kreisform einer Isodose unter Umständen in sehr komplizierter Weise, so dass für praktische Zwecke die Berechnung eines Isodosenverlaufs meistens zu aufwendig ist und deshalb die Iso-


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dosislinien vermessen werden, in dem Punkte gleicher Dosisleistung ermittelt werden. Wichtig ist, dass man Isodosen auswählt und misst, die einen Bezug zu den Grenzwerten haben und so-mit Kontroll- bzw. Sperrbereiche definiert werden können.

3. Die Aufgabe der Personendosimetrie besteht darin, die von Personen tatsächlich empfangene

Expositionsdosis zu bestimmen. Zur Ermittlung von Ganzkörper- oder Teilkörperdosis müssen jeweils geeignete Dosimeter an der richtigen (repräsentativen) Stelle des Körpers getragen wer-den.

UNTER DEM BEGRIFF DER KONTAMINATION WIRD EINE RADIOAKTIVE VERUNREINIGUNG DURCH UNERWÜNSCHTE ANWESENHEIT ODER ZUFÜHRUNG VON RADIONUKLIDEN VERSTANDEN. 4. Kontaminationsmessungen sind unverzichtbarer, hauptsächlicher und wichtigster Anteil von

Strahlenschutzmessungen beim Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen, denn dabei wird die flächenbezogene Aktivität AF von Arbeitsflächen, Kleidung und Haut oder die volumenbezo-gene Aktivität AV von radioaktivem Abwasser und radioaktiver Abluft gemessen. Die Art der Probennahme, die Probenmenge und die Messanordnung (also das Verfahren) richten sich nach den Eigenschaften der Probe und der Empfindlichkeit des Nachweises für ein betreffendes Nu-klid (Nuklidgemisch).

• Kontaminationen im Labor: Die Bestimmung der flächenbezogenen Aktivität bei Direkt-

messungen zur Kontaminationskontrolle am Arbeitsplatz wird meist mit Proportionalzählern durchgeführt, wobei die Detektorfläche der Messaufgabe angepasst ist. Hand-Fuß-Kontaminationsmonitore findet man am Ausgang von Laboren und kerntechnischen Anla-gen, in denen mit höheren Aktivitäten umgegangen wird. Aus den Aktivitätswerten muss rechnerisch die Strahlenexposition ermittelt werden. Die hauptsächlich zu berücksichtigen-den Expositionspfade sind die äußere Exposition (kontaminierter Flächen) und die Inkorpo-ration (Ingestion, Inhalation) kontaminierter Stoffe. Zur Analyse von kontaminierten Fle-cken wendet man den so genannten Wischtest an.

• Kontaminationen in der Umwelt: wenn in Anlagen oder Labors mit radioaktiven Stoffen

gearbeitet wird, die der Abluft oder dem Abwasser zugesetzt werden können, besteht die Ge-


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fahr einer Kontamination der weiträumigen Umgebung, bzw. der Umwelt. Die Abluft kann z.B. durch radioaktive Gase oder Aerosole kontaminiert sein. Die dadurch hervorgerufene Aktivität lässt sich dann z.B. durch eine Abscheidung auf geeignete Filter bestimmen. Für die Ausbreitung in der Atmosphäre gibt es Modellrechnungen. Besonderes Augenmerk ver-dienen auch die Abwässer. Normalerweise müssen Radionuklidlaboratorien über getrennte, eigenständige Wasserkreisläufe verfügen.

5. Die Inkorporationskontrolle hat die Aufgabe, inkorporierte Aktivitäten zu bestimmen. Das

zentrale und schwierige Problem der Inkorporationskontrolle ist die Berechnung der Organdosen und Personendosen aus den Aktivitäten und ihrer Verteilung im Organismus.

Zur Ermittlung der Dosis verschiedener Strahlenarten und –energien gelangen sehr unterschiedliche Strahlungsdetektoren in den Einsatz. Je nach Strahlenart, Art des Radionuklids und nach Messauf-gabe (Orts- oder Personendosis, Aktivitäten, etc.), müssen diese Detektoren in unterschiedlichen Verfahrensweisen eingesetzt werden. Zunächst werden im Folgenden die Detektortypen erläutert, später die einzelnen Messverfahren, die im Strahlenschutz relevant sind.

Physikalische Messprinzipien Die Dosis ionisierender Strahlung kann nur aufgrund ihrer physikalischen Wirkungen erfasst wer-den. Diese Wirkungen sind im Wesentlichen optische Effekte (Absorption und Lumineszenz), elekt-rische Effekte (Leitfähigkeitsänderungen im umgebenden Medium durch Ionisationen), sowie ther-mische Effekte (Erwärmung). Das Medium, indem die ionisierende Strahlung den Effekt erzeugt, der zum Nachweis (qualitativ oder quantitativ) dient, wird als Detektor bezeichnet. Detektoren können gasförmige, flüssige oder feste Medien sein, je nach Messproblem große oder kleine Volu-mina aufweisen, bzw. auch aus Filmen oder dünnen Schichten bestehen.

FÜR DIE EFFIZIENZ EINES EFFEKTES, D.H. FÜR DIE AUSBEUTE AM DETEKTOR SIND SOWOHL SEIN VOLUMEN, SEINE MATERIALIEN, SEINE GEOMETRIE UND DIE ART DER ZU REGISTRIERENDEN STRAHLUNG VON BEDEUTUNG.


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Optische Effekte Elektrische Effekte Thermische Effekte Absorption

Gasionisation

Geothermie

Filmschwärzung Nebelspurbildung Wärmetönungen Sonstige Verfahren Gasentladungen Primärionisationen Lumineszenz Sekundärionisationen Fluoreszenz Phosphoreszenz Festkörperionisation Thermolumineszenz Radiolumineszenz Elektronenspinresonanz Sonstige Leuchterscheinungen

Szintillationen

Tabelle 3-1 Physikalische Effekte zum Strahlungsnachweis Strahlenmessungen werden mit Detektoren bzw. Messgeräten durchgeführt, die für die jeweilige Strahlenart, -energie, Messgenauigkeit, Messgröße, etc. ausgelegt sein müssen. Die Strahlungsde-tektoren unterscheiden sich in ihren unterschiedlichen Ausführungen durch den Stoff, in dem die Ionisationen erzeugt werden, und durch die Art, wie die entstehenden Partikel beobachtet bzw. re-gistriert werden.

Optische Dosimeter

Allgemeines Häufig angewandte optische Effekte, durch die ionisierende Strahlung nachgewiesen werden kann, sind Filmschwärzung, Lumineszenz und Kernspurbildung. Da Filmschwärzung und Lumines-zenz auch durch Photonen im UV-Bereich hervorgerufen werden, müssen entsprechende Detektoren für ionisierende Strahlung mit einer lichtundurchlässigen Schicht umgeben sein.


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Filmschwärzung

Abbildung 3-2 Das Abbild eines Urangesteins auf Photoplatte, Aufnahme von Becquerel

Der französische Physiker HENRI BECQUEREL (1852-1908) beschäftigte sich mit der Untersu-chung von Lumineszenzerscheinungen. Dabei brachte er unterschiedliche Substanzen in das Son-nenlicht und prüfte, ob sie hinterher bei abgedunkeltem Raum einen Film belichten würden. Er un-tersuchte diese Phänomene auch an Uransalzen und stellte dabei schließlich fest, dass Filme von Uranverbindungen auch ohne vorherige Sonnenbestrahlung geschwärzt werden. Man machte damals eine nicht näher spezifizierbare - eher kuriose - "Uranstrahlung" für dieses Phänomen verantwort-lich. Die Schwärzung lichtempfindlicher Filmemulsionen durch ionisierende Strahlung ist eine der älte-sten Strahlendosimeter. Besonders bei der Personendosimetrie im Strahlenschutz, in der medizini-schen Röntgendiagnostik und in der technischen Radiographie kommen solche Filme zum Einsatz. Geeignete Filme können aber nur als Dosimeter dienen, wenn es einen linearen Bereich gibt, indem der Schwärzungsgrad mit der Dosis zunimmt. Der Schwärzungsgrad eines Films ist definiert als:

IIS 0log=

S = Schwärzungsgrad I0 = Strahlungsintensität vor dem Film I = Strahlungsintensität nach Durchgang durch den Film


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Der Anfangsbereich der Schwärzungskurve ist linear, bei hoher Dosis erfolgt Übergang in einen Sättigungsbereich. Während bei der Filmschwärzung durch Tageslicht erst eine gewisse Beleuch-tungsdosis vorliegen muss, damit ein fotografischer Effekt eintritt, schwärzen bereits kleinste Men-gen an ionisierender Strahlung Filme. Ein Nachteil der Filmdosimetrie ist, dass zwischen Auswer-tung und Messung keine zu langen Zeiträume liegen dürfen, da sonst ein Fading eintritt.

UNTER FADING VERSTEHT MAN DIE RÜCKBILDUNG DES STRAHLENSCHADENS IN DER ZEIT ZWI-SCHEN EXPOSITION UND AUSWERTUNG

Abbildung 3-3 Dosisabhängigkeit der Filmschwärzung

Lumineszenz

UNTER LUMINESZENZ VERSTEHT MAN DIE AUSSENDUNG CHARAKTERISTISCHER LICHTEMISSIONEN, BEDINGT DURCH STRAHLUNGSINDUZIERTE ANREGUNG. ES GIBT ZWEI ARTEN DER LUMINESZENZ, DAS SIND FLUORESZENZ UND PHOSPHORESZENZ.


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UNTER FLUORESZENZ VERSTEHT MAN DIE AUSSENDUNG CHARAKTERISTISCHER LICHTEMISSIONEN WÄHREND EINER BESTRAHLUNG MIT PHOTONEN.

UNTER PHOSPHORESZENZ VERSTEHT MAN LEUCHTERSCHEINUNGEN - BEDINGT DURCH STRAH-LUNGSINDUZIERTE ANREGUNG – DIE SICH ALS CHARAKTERISTISCHES NACHLEUCHTEN ZEIGT. WENN DIE STRAHLUNGSQUELLE ERLOSCHEN IST, WERDEN IMMER NOCH KONTINUIERLICH LICHTQUANTEN EMITTIERT, BIS DAS SYSTEM IM GRUNDZUSTAND IST.

Kernspuren Dicht ionisierende Teilchen, wie energiereiche Spaltfragmente oder schwere, geladene α -Teilchen hinterlassen beim Durchdringen fester geladener Isolatoren (z.B. Gläser, Polycarbonat oder Glim-mer) Spuren, welche durch Anätzen sichtbar gemacht werden können. Locker ionisierende β – oder γ - Strahlung können derartige Spuren nicht hinterlassen, da die Ionisationsdichte nicht ausreicht.

Strahlenschutzplakette Da Filmschwärzung – wie schon erwähnt - auch durch Photonen im UV-Bereich hervorgerufen wer-den, müssen Strahlenschutzplaketten für ionisierende Strahlung mit einer lichtundurchlässigen Schicht umgeben sein. Bei diesen Dosimetern, die vor allem in der Personendosimetrie Einsatz fin-den, wird der Schwärzungsgrad eines Films bestimmt. Das Filmdosimeter (Strahlenschutzplakette) ist z. Z. in Deutschland noch das amtliche Personendosimeter und wird hauptsächlich von beruflich strahlenexponierten Personen getragen. Im inneren einer dünnen lichtundurchlässigen Kunststoff-kassette befinden sich zwei Filmabschnitte, die entsprechend der auftreffenden ionisierenden Strah-lung geschwärzt werden. Zwischen dem Film und seiner Hülle befinden sich Metallplättchen aus unterschiedlichen Metallen mit verschiedenen Dicken, die als Strahlungsfilter dienen. Röntgen- bzw. γ – Quanten lösen in der Kunststoffwand, in den Filtern und im Film durch Photo- und


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COMPTON-Effekte Elektronen heraus, die dann in der AgBr-Schicht des Films Ionisationen bewir-ken. Dadurch kommt es zu Molekülveränderungen. Bei der Entwicklung des Films entstehen an diesen Stellen Silberkörnchen, die vom Auge als Filmschwärzung wahrgenommen werden. Schnelle Neutronen können auch mit einem Filmdosimeter detektiert werden, da sie in der Filmschicht zu-nächst moderiert werden. Die Rückstoßprotonen verursachen wegen ihrer hohen spezifischen Ioni-sationsdichte Spuren in der Filmemulsion, die durch Entwicklungstechniken sichtbar gemacht und als Maß für die Dosis herangezogen werden können. Für den Nachweis schneller Neutronen können auch spezielle Kernspurfilme verwendet werden. Zum Nachweis thermischer Neutronen mit einem Filmdosimeter müssen dort Cd-Filter angebracht sein, damit die beim Neutroneneinfang freigesetzte Gamma-Strahlung registriert werden kann. Je nach Schwärzungsgrad unterhalb der Metallplättchen, können Rückschlüsse auf die Energien der Strahlen gezogen werden. An der Vorder- und Rückseite der Filmkassette befinden sich versetzt angeordnete Bleifilter, die ermöglichen es festzustellen, aus welcher Richtung die Strahlung gekommen ist. Kam sie von hinten, muss zusätzlich berücksichtigt werden, dass sie bereits den menschlichen Körper durchdrungen hat. Diese Filme werden vollauto-matisch entwickelt. Ein Computer berechnet aus dem Schwärzungsgrad die Ionendosis.

Abbildung 3-4 Filmdosimeter

oben: Kassette aufgeklappt, Dosismessfilm mit Negativen unten: Bestrahlte entwickelte Dosismessfilme (10 mSv) I 30 ... 60 ... 250 kV – X-Ray II 60 kV X-Ray bei verschiedenen Strahleinfallswinkeln


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Vorteile des Filmdosimeters sind: • Keine äußere Stromversorgung erforderlich • Filmdosimeter sind wenig störanfällig und immer messbereit • Einfache Massenauswertung möglich • Entwickelte Film lassen sich lange aufbewahren (dokumentarischer Nachweis) Nachteile sind: • Energieabhängiger Schwärzungsgrad bei Photonenenergien um 100 keV • Geringere Messgenauigkeit bei kleinen Dosen ( Begrenzung durch natürliche Strahlenbelastung) • Begrenzter Messbereich • Fading

Energiebereich Nachweisgrenzen Nenngebrauchsbereich gemäß PTB-Anforderungen

Photonen 5 keV – 9 MeV 15 keV – 1400 keV

Beta > 300 keV ---

Dosismessbereich Nachweisgrenzen Nenngebrauchsbereich gemäß PTB-Anforderungen

Photonen bei 35 keV 0,01 mSv – 1 Sv 0,2 mSv – 1 Sv Photonen bei 1,3 MeV 0,1 mSv – 10 Sv 0,2 mSv – 1 Sv

Beta 0,1 mSv – 1 Sv ---

Tabelle 3-2 Eigenschaften von Filmdosimetern

Kernspurdosimeter Häufig werden entsprechende Materialien als Folien angeboten. Für den Nachweis von Spaltfrag-menten werden hauptsächlich Kernspurdetektoren aus Glimmer verwendet. Kernspurfolien können auch z.B. bei Radonmessungen eingesetzt werden. Besonders finden Kernspurdosimeter jedoch Ein-satz im Strahlenschutz bei der Neutronendosimetrie. Hier unterscheidet man zwischen Kernspurde-tektoren mit bzw. ohne Konverter. Der Konverter besteht aus Materialien, in denen Neutronen Kernreaktionen eingehen, so dass dicht ionisierende Strahlung dabei erzeugt wird, die vom Detektor


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registriert wird. Zum Nachweis schneller Neutronen enthalten Konverter vor allem Th-232 und Np-237, zum Nachweis thermischer Neutronen ist Li-6 oder B-10 erforderlich. Mit speziellen organi-schen Feststoffen kann der Neutronennachweis auch ohne Konverter erfolgen, weil dort direkt Rückstoßkerne im Detektormaterial erzeugt werden. Als Ätzmittel für anorganische Detektormate-rialien verwendet man meist starke Säuren (wie HF), für organische Detektormaterialien Laugen (wie KOH). Durch Anlegen von hochfrequenter Hochspannung während des Ätzvorganges kann die Nachweisbarkeit der Spuren verbessert werden. Mit einer geeigneten Vorätzung lässt sich der Un-tergrund (z.B. Spuren durch mechanische Beeinträchtigung) minimieren. Maß für eine Dosisbelas-tung ist bei Kernspurdosimetern die Kernspurdichte, das ist die Anzahl der Kernspuren pro Flä-cheneinheit. Diese kann durch Auszählung der Kernspuren unter dem Mikroskop (voll- oder halb-automatisch)ermittelt werden, sowie durch die Messung elektrischer Durchschläge in den Ätzgru-ben. Vorteil dieser Folien ist, dass bei Temperaturen < 320 K praktisch kein Fading auftritt.

Lumineszenzdetektoren Im Unterschied zu Szintillationsdetektoren, die bei Bestrahlung mit γ – oder β – Strahlen durch spe-zielle Festkörperanregung definierte Lichtblitze aussenden, sind Lumineszenzdetektoren Feststoffe, in denen entsprechende Festkörperanregung zwar stattfindet, das Aussenden von Lichtblitzen aber nicht spontan stattfindet. Die entstandenen Lumineszenzphotonen können im Festkörper über län-gere Zeit gespeichert bleiben, ohne dass bei der Bestrahlung dieser Stoffe äußerlich Veränderungen erkennbar sind. Erhitzt man diese Stoffe nach einer Strahlenexposition auf 250 – 400 °C, so wird dieses Licht emittiert, dessen Menge ein Maß für die absorbierte Energie ist. Die Lumineszenz lässt sich auch durch nachträgliche UV-Bestrahlung anregen. Je nachdem, ob die Lichtemission durch Erwärmung oder durch UV-Bestrahlung angeregt werden kann unterscheidet man bei derartigen Detektoren zwischen Photolumineszenzdetektoren (PLD) oder Thermolumineszenzdetektoren (TLD).

Photolumineszenzdetektoren (PLD) Diese Detektoren bestehen meist aus Phosphatgläsern (Seit 1993: Flachglasdosimeter; früher: Ku-gelformdosimeter), wie z.B. Silberphosphatglas (45% AlPO3, 45% LiPO3, 7 % AgPO3, 3 % B2O3) und eignen sich wegen ihres Borgehaltes sowohl zur Messung von γ – als auch von n -Strahlung. Thermische Neutronen gehen mit Bor Kernreaktionen ein und erzeugen somit dicht ionisierende Strahlung im Dosimeter. Ionisierende Strahlung erzeugt im Glas Ag++ - Ionen, die stabile Lumines-zenzzentren darstellen. Da dieses Dosimeter eine höhere Empfindlichkeit für thermische Neutronen als für γ - Strahlung aufweist, kann man thermische Neutronen auch durch eine borhaltige Kunst-


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stoffschicht abschirmen. Das Phosphatglas zeigt für γ - Strahlen niedriger Energie eine höhere Emp-findlichkeit als für solche höherer Energie. Deshalb umgibt man den Kunststoff zusätzlich mit einer 2 mm dicken Zinnschicht. Damit in dieser Schicht nicht alle niederenergetischen γ - Strahlen (bis ca. 40 keV) absorbiert werden, wird die Zinnschale gleichmäßig konisch durchbohrt. Die gespeicherte Fluoreszenzstrahlung wird erst bei Einstrahlung von UV - Licht bei der Auswertung ausgelöst. Die Strahlendosis kann also nach beliebig langer Zeit abgerufen werden. Das Dosimeter wird dabei nicht gelöscht. Eine Messwertauslöschung erfolgt erst beim Erhitzen auf 400 C. Vorteile solcher Dosimeter sind vor allem die Wiederholbarkeit der Auswertung und die Möglichkeit einer Zwi-schenauswertung bei Langzeitdosisakkumulation. Ein spezielles Flachglasphotolumineszenzdosime-ter nur für γ - und Röntgendosimetrie wurde vom Forschungszentrum Karlsruhe in Zusammenarbeit mit Toshiba-Glass entwickelt.

Abbildung 3-5 PLD entwickelt vom Forschungszentrum Karlsruhe und Toshiba-Glass

Vorteile dieses Dosimetriesystems sind: � PTB – Bauartzulassung � Kleine Abmessungen 40 x 30 x 9 mm3 � Hohe Reproduzierbarkeit zwischen 30 µSv und 10 Sv � Richtungsunabhängig � Einsatz für Orts- und Personendosimetrie � Geringes Fading � Unempfindlich gegenüber Luftfeuchtigkeit und UV – Licht � Vollautomatische Auswertung möglich � Versand des einsatzbereiten Dosimeters möglich.

Thermolumineszenzdosimeter (TLD)


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Diese Detektoren bestehen aus Lithiumfluorid (LiF, dotiert mit Mg oder Ti), bzw. Lithiumborat (Li2B4O7 , dotiert mit Mn oder Si) oder Kalziumfluorid (CaF2). Zum gleichzeitigen Nachweis von Photonen und thermischen Neutronen wird zusätzlich LiF verwendet, das ausschließlich das Nuklid Li-6 enthält anstatt des natürlichen Isotopengemisches. Durch Kernreaktionen mit Li-6 erzeugen thermische Neutronen dicht ionisierende Strahlung, die registriert wird (Konvertierung). Durch Vergleichsmessung mit einem Detektor, der nur Photonen registrieren kann, kann man den Anteil der Ionisierung durch thermische Neutronen ermitteln. Zum Nachweis schneller Neutronen werden die Detektoren mit Materialien umgeben, die viele Wasserstoffatome enthalten, z.B. PE und die als Neutronenbremse (Moderierung) dienen. Zur Teilkörperdosimetrie von β -Strahlung werden die Thermolumineszenzmaterialien in Teflonmatrix eingebettet oder TL-Graphitdetektoren verwendet. Die Auswertung erfolgt durch Aufheizen auf einen bestimmten Temperaturbereich und gleichzeitige Messung der emittierten Lichtmenge. Vorteile von Thermolumineszenzdetektoren sind: • Kleine Abmessungen, Dünnschichtdetektoren zur β -Dosimetrie • Energieunabhängigkeit des Ansprechvermögens oberhalb 20 keV bei TLD • Gute Messgenauigkeit • Automatische Auswertung möglich • Geringes Fading Nachteile der Thermolumineszenzdetektoren: • Auswertung ist nicht reproduzierbar • Keine Zwischenauswertung möglich • Temperaturprofil (sog. Glowkurve) muss bei Auswertung zusätzlich aufgezeichnet werden • Streuung des individuellen Ansprechvermögens innerhalb einer Fertigungscharge (± 15 %) • Aufwendige Regenerierung (T bis 400°C) vor Wiederverwendung oder zur Reduzierung eines

Langzeitfadings Thermolumineszenzdosimeter (TLD) als Albedodosimeter Das Albedodosimeter beruht auf der Fähigkeit des menschlichen Körpers, schnelle Neutronen zu moderieren. Die thermisch gewordenen Neutronen diffundieren aus dem Körper und können durch die Kernreaktion 6Li(n,α)3H nachgewiesen werden. Mit dem Albedodosimeter werden auch die epithermischen Neutronen erfasst.


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Energiebereich Nachweisgrenzen Nenngebrauchsbereich

gemäß PTB-Anforderungen

Photonen 15 keV – 3 MeV 15 keV – 1400 keV Neutronen < 10 MeV ---

Dosismessbereich Nachweisgrenzen Nenngebrauchsbereich

gemäß PTB-Anforderungen

Photonen 0,1 mSv – 2 Sv 0,2 mSv – 2 Sv Neutronen 0,1 mSv – 2 Sv ---

Tabelle 3-3 Eigenschaften von Albedodosimetern

Gasionisations- Dosimeter

Überblick Bei diesen Strahlungsdetektoren erzeugt die ionisierende Strahlung Ladungsträger im Detektorme-dium. Bei den Gasionisationsdetektoren handelt es sich um gebildete Elektron-Ion-Paare, bei Fest-körperionisationsdetektoren werden in geeigneten Halbleitermedien Elektron-Loch-Paare erzeugt. Die gebildeten Ladungsträgerpaare wandern unter dem Einfluss eines elektrischen Feldes auf Elek-troden und werden dort als Impulsereignisse registriert. Wichtige Gasionisationsdetektoren sind: Ionisationskammer, Proportionalzählrohr, Auslöse- oder Geiger-Müller-Zählrohr. Unterschiedliche Teilchenarten werden u. a. durch die Dicke des Eintrittfensters selektiert.

Arbeitsbereiche von Gasionisationsdetektoren Gasionisationsdetektoren bestehen - wie der Name schon sagt - aus gasgefüllten Behältern, in denen zwischen zwei Elektroden ein elektrisches Feld herrscht, unter dessen Wirkung die gebildeten La-dungsträger gesammelt werden. Die sich dabei abspielenden Vorgänge hängen nur von der Größe der angelegten Spannung ab (wenn Füllgas und Elektrodenanordnung gleich bleiben). Diese Vor-gänge werden im Folgenden erläutert. Es wird die auf der Anode gesammelte Gesamtladung je Im-puls als Funktion der Detektorspannung betrachtet für Bestrahlung mit α – bzw. mit β− - Teilchen.


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Abbildung 3-6 Ladungs-Spannungs-Charakteristik für Gasionisationsdetektoren QA = auf der Anode gesammelte Gesamtladung je Impuls Q0 = tatsächlich erzeugte Ladung M = Gasverstärkungsfaktor UD = Detektorspannung Rekombinationsbereich I QA << Q0 Die ionisierende Strahlung erzeugt eine Primärionisation. Die gebildeten Ladungsträger wandern zu den entsprechenden Elektroden. Durch Rekombination und Diffusion entstehen Verluste. Messgerä-te können in diesem Bereich nicht analytisch eingesetzt werden. Sättigungsbereich II QA = Q0 Die Sammlung der Ladung an der Anode erfolgt so schnell, dass Rekombinations- und Diffusions-prozesse vernachlässigbar sind. Alle primär gebildeten Ladungsträger werden deshalb gesammelt und registriert. Proportionalbereich III QA = M . Q0 (M(UD) >> 1) Hier werden die Elektronen entlang des Feldes so stark beschleunigt, dass spätestens auf der letzten freien Weglänge das Füllgas einer Sekundärionisation unterliegt. Die gesammelten Ladungsträger sind deshalb mehr, als ursprünglich primär erzeugt wurde. Der Gasverstärkungsfaktor M hängt so-wohl von Gasart, Gasdruck, als auch von der Detektorspannung ab. In diesem Bereich arbeiten Pro-portionalzählrohre.


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Beschränkter Proportionalitätsbereich IV QA = M . Q0 (M(UD, Q0) >> 1) Durch die erhöhte Detektorspannung bilden sich sehr hohe Raten von Sekundärionisationen, die ihrerseits die Ladungsträgerlawinen behindern. Es werden durch die hohen Raumladungsdichten Rekombinationsprozesse begünstigt, so dass dieser Bereich analytisch nicht nutzbar ist. Auslösebereich (Geigerbereich) V QA = QA(UD) >> Q0 QA≠ QA (Q0) Eintreffende ionisierende Strahlung führt zu einem Entladungsereignis, das schließlich die gesamte Elektrodenanordnung erfasst. Die registrierten Ladungen hängen nur noch von der Detektorspan-nung ab. Rekombination und Diffusion sind vernachlässigbar. Dauerentladebereich VI In diesem Bereich ist die Detektorspannung so hoch, dass eine Dauerentladung eintritt, so dass kei-ne messtechnische Anwendung gegeben ist.

Ionisationskammer (IK)

Aufbau und Funktionsweise Arbeitsbereich: Sättigungsbereich II Die Ionisationskammer hat im Gegensatz zu den beiden anderen Zählrohrtypen eine Innenelektrode mit großem Durchmesser. Zwischen der zylinderförmigen Außenelektrode und der Innenelektrode baut sich ein radial-symmetrisches Feld auf, die Feldliniendichte und damit die elektrische Feld-stärke sind in der Nähe der Innenelektrode daher klein. Die Detektorspannung beträgt einige 100 V, dadurch tritt bei der Ionisationskammer keine Sekundärionisation wie bei anderen Zählrohrtypen auf. Das ist ein gewünschter Effekt, denn dadurch ist die Ionisationskammer gerade für den Nach-weis hoher Strahlungsintensitäten geeignet.


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IONISATIONSKAMMERN HABEN VON ALLEN DETEKTORTYPEN BEI GLEICHER BAUGRÖßE DIE GE-RINGSTE NACHWEISEMPFINDLICHKEIT ! Einfallende direkt ionisierende Strahlung erzeugt durch Stoßionisation im Zählgas (z. B. Argon) positive Ionen und Elektronen. Ionisationskammern zur Registrierung von α - bzw. β - Strahlung müssen daher entsprechend dünnwandig sein, damit die Energieverluste klein bleiben. Ionisations-kammern zur Messung von indirekt ionisierender Strahlung (γ - Strahlung) müssen mit dicken Wänden ausgestattet sein, damit genügend COMPTON- bzw. Photoelektronen erzeugt werden kön-nen, die schließlich die Gasionisation bewirken. Zum Nachweis von thermischen Neutronen ver-wendet man borbeschichtete Ionisationskammern. In der Borbeschichtung lösen die eintreffenden Neutronen Kernreaktionen aus, die dicht ionisierende Strahlung erzeugen, die schließlich registriert wird. Die durch Gasionisation freigewordenen Elektronen im Zählvolumen werden zur positiven Innenelektrode abgesaugt. Der Elektronenstrom erzeugt am äußeren Arbeitswiderstand einen Span-nungsabfall, der vom nachfolgenden Verstärker verstärkt als Impuls oder als gemittelter Gleich-strom angezeigt wird. Die Stromstärke ist ein Maß für die Strahlungsintensität. Mit steigender Spannung nimmt der Strom bis zu einem Sättigungswert zu, da bei niedrigen Spannungen die posi-tiven und negativen Ionen rekombinieren. Ab der Sättigungsspannung US bleibt der Strom konstant und entspricht der Einstrahlungsintensität bei konstanter Strahlenart und Energie.

Abbildung 3-7 Aufbau einer Ionisationskammer

Ionisationskammer-Charakteristik Unter der Charakteristik einer Ionisationskammer versteht man das Strom - Spannungs - Diagramm. Die Messungen von Ionisationsströmen bzw. von Ladungen sind aufwendig, da es sich meist um kleine Ströme im pA - Bereich handelt. Die Messung des Stromes erfolgt deshalb häufig so, dass der


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Spannungsabfall an einem hochohmigen Widerstand im TΩ - Bereich gemessen wird. Aus der Zähl-rohrcharakteristik lässt sich die Funktionstüchtigkeit des Zählrohres (ausreichendes Plateau) und die optimale Arbeitsspannung (mittlerer Wert auf dem Plateau) erkennen.

Abbildung 3-8 Strom-Spannungs-Charakteristik einer Ionisationskammer

Ermittlung der Expositionsdosis Die in der luftgefüllten Kammer durch ionisierende Strahlung gebildete Ladung, bzw. der daraus resultierende Strom, wird zunächst als Zahl der Impulse pro Sekunde angegeben, ist aber unter be-stimmten Voraussetzungen (reine Photonenstrahlung, entsprechende Detektorgeometrie) proportio-nal der Expositionsdosis. In solchen Fällen können entsprechende Messgeräte direkt in mSv kali-briert werden. Die geringen Stromstärken, bzw. Ladungen erfordern jedoch aufwendige, zumeist elektronische Verstärker.

PRIMÄRES MESSERGEBNIS IST IMMER EINE IMPULSRATE ( = IMPULSE PRO ZEIT)

Proportionalzählrohr (PZ)

Aufbau und Funktionsweise Arbeitsbereich: Proportionalbereich


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Das Proportionalzählrohr hat einen sehr dünnen Zähldraht als Innenelektrode und wird bei wesent-lich höheren Spannungen betrieben als eine Ionisationskammer (ca. 2000 – 4000 V). Die elektrische Feldliniendichte und damit die elektrische Feldstärke ist deshalb um den Zähldraht sehr hoch. Die von den ionisierenden Strahlen erzeugten Elektronen werden in der Nähe des positiven Zähldrahtes auf hohe Geschwindigkeit (kinetische Energie) beschleunigt und verursachen eine Sekundärionisa-tion. Als primäre Messgröße werden auch bei diesem Detektor Impulse registriert. Als Zählgase ver-wendet man Methan / Butan (um eine UV - Strahlung zu vermeiden), Methan / Argon Gemische im Verhältnis 1:10 oder Xenon mit speziellen Zusätzen. Der Verstärkungsfaktor M liegt in der Größen-ordnung von 106. Im Gegensatz zu Ionisationskammern ist deshalb für die Signalregistrierung nur noch eine geringfügige Signalverstärkung erforderlich. Je nach Art der zu registrierenden ionisieren-den Strahlung werden unterschiedlich Eintrittsfenster verwendet (dünne Fenster für α + β - Strah-lung, dicke Fenster für γ - Strahlung, für Neutronen spezielle Schichten, die Kernreaktionen auslö-sen können). Proportionalzählrohre sind sowohl für die Teilchenzählung (Impulszählung) als auch für die Teilchenspektrometrie (Unterscheidung des Ionisationsvermögens von unterschiedlichen Strahlungsteilchen wegen der Proportionalität zwischen Impulshöhe und Primärionisation) geeignet. Gegenüber Auslösezählrohren besitzen sie den Vorteil, dass sie praktisch keine Totzeit aufweisen und i. a. eine größere Nutzungsdauer haben.

Abbildung 3-9 Aufbau eines Proportionalzählrohres für α − und β - Strahlung

Zählrohrcharakteristik Die Zählrohrcharakteristik eines Proportionalzählrohres wird erhalten, wenn die Impulsrate mit stei-gender Detektorspannung aufgenommen wird. Für den Nachweis von α + β - Strahlung und für den


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Nachweis reiner α - Strahlung werden unterschiedliche Kennlinien erhalten, die wiederum Rück-schlüsse auf den Zählerzustand bzw. auf die geeigneten Arbeitspunkte erlauben.

Abbildung 3-10 Strom-Spannungs-Charakteristik eines Proportionalzählrohres

Proportionalzählrohre als Neutronenzählrohre Eine Neutronenmessung kann zum Beispiel bei der Isotopenerzeugung durch Aktivierung erforder-lich werden. Da Neutronen selbst nicht ionisieren, muss dem Zählgas ein Nuklid zugegeben werden, das einen hohen Neutronen-Einfangsquerschnitt hat und bei dem durch eine Kernreaktion hochioni-sierte Teilchen entstehen. Solche Zählrohre sind z.B. BF3 – Proportionalzählrohre. Bei der Konver-tierung reagieren thermische Neutronen mit Bor in einer Kernreaktion, die α – Strahlung freisetzt. Da diese Kernreaktion nur mit 10B, nicht aber mit 11B abläuft wird häufig angereichertes 10BF3 ein-gesetzt. Die Ionisation des Zählgases erfolgt durch das entstandene α - Teilchen. Da mit jeder Kernreaktion Bor verbraucht wird, haben BF3 - Zählrohre eine begrenzte Lebensdauer. Aus Grün-den des Strahlenschutzes müssen neben den thermischen auch manchmal so genannte schnelle Neut-ronen gemessen werden. Dazu müssen die schnellen Neutronen vor dem Eintritt in das Zählrohr moderiert werden. Deswegen werden die entsprechenden Zählrohre mit einem dicken Zylinder aus moderiertem Material (z.B. Polyethylen, PE) umgeben. Mit dieser Anordnung werden thermische und schnelle Neutronen gemessen. Sollen nur schnelle Neutronen gemessen werden, umgibt man die Detektor - Moderator - Anordnung mit einem Absorber z.B. mit einem Cadmiumblech. Dieser Absorber filtert nur die thermischen Neutronen aus.

Geiger - Müller - Zählrohr (GMZ)

Aufbau und Funktionsweise


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Arbeitsbereich: Geigerbereich (Auslösebereich) Die Bauweise von Geiger-Müller-Zählrohren (Auslösezählrohren) ist sehr ähnlich wie bei Propor-tionalzählrohren. Spezielle Füllgase mit höherem Gasdruck und angelegten Spannungen um einige 100 V bewirken, dass sich eine Elektronenlawine entlang des Zähldrahtes ausbreitet und so das ge-samte Zählrohrvolumen entladen wird. Halogene oder Ethylalkohol werden als Löschgase zugesetzt, damit der Entladungsvorgang beendet wird. Die Zählgasatome (Argon oder Neon) werden nicht nur ionisiert, sondern auch zur Aussendung von UV - Strahlung angeregt. Die UV - Strahlung schlägt Elektronen mittels photoelektrischen Effekts aus der Außenelektrode heraus. Diese Elektronen wer-den zum positiven Zähldraht beschleunigt und ionisieren das Zählgas zusätzlich in Zähldrahtnähe. Der Verstärkungsfaktor des GM - Zählrohrs beträgt gegenüber der Ionisationskammer ca. 109. Es entsteht unabhängig von Art und Energie der einfallenden Strahlung jeweils gleich große La-dungsimpulse. Es genügt das Eintreten eines einzigen ionisierenden Teilchens um die Elektronen-lawine auszulösen. Daher sind Auslösezählrohre für geringe Strahlendosen bereits sehr empfind-lich. Aufgrund ihrer Bauweise registrieren solche Zählrohre nur Teilchenflussdichten, nicht aber Dosisleistungen. Durch geeignete Wahl des Materials und der Wandstärke lässt sich jedoch errei-chen, dass entsprechende Geräte zur Messung von γ – Ortsdosisleistungen eingesetzt werden kön-nen. Im praktischen Strahlenschutz werden Auslösezählrohre für n – Strahlenmessungen nicht ein-gesetzt.

Abbildung 3-11 Aufbau eines Geiger-Müller-Zählrohres zur Photonenmessung

Zählrohrcharakteristik Die von den ionisierenden Strahlen erzeugte Primärionenzahl spielt für den Entladungsimpuls keine Rolle mehr. Die Entladung muss nur ausgelöst werden, dazu genügt ein einziges Primärionenpaar.


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Wichtige Eigenschaften von Auslösezählrohren sind ihre Totzeit und das damit verbundene be-grenzte zeitliche Auflösungsvermögen der Zählvorrichtung. Das GM - Zählrohr liefert Impulse. Lässt man die Einstrahlungsintensität, (Energie der ionisierenden Strahlung) konstant, ändert aber die Spannung am Zählrohr, so erhält man einen Spannungsbereich, in dem die Zahl der gemessenen Impulse nur wenig mit der Spannung ansteigt. Dieses Gebiet bezeichnet man als Zählrohrplateau, das bei guten Zählrohren länger als 100 V sein sollte und eine Steigung von nur wenigen % pro 100 V aufweisen sollte. Betrachtet man den Ablauf des Entladevorgangs, so müsste sich theoretisch ein horizontales Plateau einstellen, die Zählrate also unabhängig von der Zählrohrspannung sein. Aber aufgrund der Inhomogenitäten des elektrischen Feldes um den Zähldraht herum, gibt es Unregelmä-ßigkeiten im Entladungsablauf. Die Steigung des Plateaus ist deshalb ein Gütemaß für die Ferti-gungsqualität des Zählrohrs. Die Arbeitsspannung für das Auslösezählrohr ist jeweils so zu wählen, dass bei zufälligen Spannungsschwankungen ein Unterschreiten der Einsatzspannung des Plateaus nicht zu befürchten ist. Dazu reicht in der Praxis meist eine Spannung aus, die etwa 50 V über der Einsatzspannung liegt. Mit zunehmender Spannung oberhalb des Auslösebereiches steigt die Im-pulsrate durch Störeffekte steil an, bis schließlich eine Dauerentladung stattfindet, die das Zählrohr zerstört. Die mit den Entladungen zunehmende Schädigung des Füllgases führt zur Alterung des Zählrohres, was sich in einer Verkürzung des Zählrohrplateaus und einer Zunahme der Plateaustei-gung äußert. Die Lebensdauer von Zählrohren ist dadurch begrenzt und kann vom Hersteller direkt angegeben werden.

Abbildung 3-12 Strom-Spannungs-Charakteristik eines Auslösezählrohres

Totzeit


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Fortlaufend eintreffende ionisierende Strahlung kann erst dann zu einer neuen Entladung des Zähl-rohrs führen, wenn die alten positiven Ionen zur Außenelektrode abgewandert sind. Unmittelbar nach einer Entladung ist der Zähldraht von einer positiven Raumladungswolke umgeben, da die Elektronen schnell zum positiven Zähldraht abwandern, aber die positiven Ionen hoher Masse viel mehr Zeit benötigen um zur negativen Außenelektrode zu gelangen. Das Zählvolumen wird durch die Raumladungswolke stark verkleinert. Die in diesem Volumen erzeugten Ladungsimpulse haben eine so geringe Höhe, dass sie vom nachfolgenden Verstärker nicht registriert werden. Erst mit zu-nehmender Entfernung der Ladungswolke vom Zähldraht werden die Impulshöhen so groß, dass die Impulse wieder registriert werden. Damit sich im Zählrohr keine Dauerentladung ausbildet, wird zum Zählgas ein Löschgas hinzu gegeben, das beim Stoß mit Ionen deren Energie aufnehmen kann, so dass keine weiteren Ionisierungen mehr stattfinden können.

UNTER DER TOTZEIT EINES AUSLÖSEDETEKTORS VERSTEHT MAN DIE ZEITSPANNE IN DER EINE STOßIONISATION NICHT MEHR MÖGLICH IST, DA DURCH DIE AUFGEBAUTE RAUMLADUNG KEINE WEI-TEREN IONISATIONEN MEHR ERFOLGEN KÖNNEN

UNTER DER AUFLÖSUNGSZEIT EINES AUSLÖSEDETEKTORS VERSTEHT MAN DIE ZEITSPANNE NACH AUSLÖSEN EINES IMPULSES BIS ZU DER ZEIT, WO NEUE EINTREFFENDE IMPULSE DIE AN DER MESS-EINRICHTUNG EINGESTELLTE IMPULSHÖHENSCHWELLE (DISKRIMINATORSCHWELLE) ÜBERTREFFEN.

UNTER DER ERHOLUNGSZEIT EINES AUSLÖSEDETEKTORS VERSTEHT MAN DIE ZEITSPANNE BIS DIE REGISTRIERTE IMPULSHÖHE WIEDER MAXIMAL IST.


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Abbildung 3-13 Erholungszeit bei der Impulsregistrierung

Nach Ablauf der Totzeit eintreffende Impulse erreichen ihre ursprüngliche Größe erst wieder wenn eine gewisse Erholungszeit verstrichen ist. Für die Registrierung von Spannungsimpulsen jedoch ist die Auflösezeit entscheidend. Praktisch findet man Totzeiten zwischen 0,01 und 1 ms. Dementspre-chend maximale Zählraten von 103 – 105 Impulsen pro Sekunde.

Festkörperanregungs-/ Festkörperionisations- Dosimeter

Überblick Zu den Festkörperdetektoren zählen Szintillationszähler (aus homogenen Kristallen von meist NaI / Tl), die auf dem Prinzip der Festkörperanregung basieren und Halbleiterdetektoren (aus halbleitenden Materialien wie Si oder Ge), in denen bei Strahlungseintritt Festkörperionisationen stattfinden. Diese Detektoren werden im Strahlenschutz weniger zur Messung von Strahlendosen bzw. –dosisleistung eingesetzt, sondern wegen ihrer speziellen Eigenschaften hauptsächlich zur Messung absorbierten Energien, sie eignen sich also zur Analyse einer Kontamination.

Szintillationsdetektor

Aufbau und Funktion von γ - Detektoren Szintillationsdetektoren gehören zu den Anregungsdetektoren. Als Folge der Wechselwirkungen zwischen ionisierender Strahlung und Materie kann eine Anregung bestimmter Energiezustände in speziellen Kristallen, sog. Szintillatorkristallen, stattfinden, dabei entstehen im strahlungsempfind-lichen Bereich des Detektors Lichtblitze (sog. Szintillationen), die der absorbierten Energie direkt


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proportional sind. Als Szintillatorkristalle verwendet man NaJ(Tl) (= thalliumdotiertes NaJ), CsJ(Tl) bzw. LiJ(Eu). Außer anorganischen Kristallen gibt es auch noch andere Szintillatormaterialien aus organischen Feststoffen, Gläsern oder Flüssigkeiten, bzw. sogar aus Edelgasen. Je nach Szintilla-tormaterial liegen die Abklingzeiten zwischen 3 – 4000 ns.

UNTER DER ABKLINGZEIT VERSTEHT MAN BEI SZINTILLATIONSDETEKTOREN DIEJENIGE ZEIT, NACH DER DIE INTENSITÄT DER LICHTBLITZE AUF DEN 1/E TEN TEIL ZURÜCKGEGANGEN IST. Die anorganischen Kristallszintillatoren zeichnen sich durch einen besonders großen Wirkungsquer-schnitt für Photonenwechselwirkungen aus, weshalb derartige Detektoren für den Photonennach-weis eingesetzt werden. Je nach Dicke dieser Kristalle lassen sich Zählausbeuten zwischen 15 und 30 % erreichen. Der Nachweis des emittierten Lichtes erfolgt fast immer anschließend mit Photose-kundärionenvervielfältigern. Photonen verschiedener Energien lassen sich somit als Impulse mit entsprechender Impulshöhe registrieren. Bei einer geeigneten Vielkanalanalysatortechnik lässt sich deshalb eine Impulshöhenverteilung (Impulshöhenhistogramm) aufnehmen, welche durch Kalibrie-rung als Energiespektrum dargestellt werden kann. Als Nachteil erweisen sich bei diesen Detektoren die hygroskopischen Eigenschaften der festen Jodid-Salze, welche eine dichte, feuchtigkeitsabwei-sende Umschließung notwendig machen. Durch die Auswahl genügend großer Kristalle, kann man die Anzahl der den Detektor wieder verlassenden Photonen (z.B. durch COMPTON-Effekte) stark vermindern, so dass ein kleiner COMPTON-Untergrund und ein hohes Ansprechvermögen des Detektors resultiert.

UNTER DEM ANSPRECHVERMÖGEN EINES SZINTILLATIONSDETEKTORS VERSTEHT MAN DAS VER-HÄLTNIS AUS DER IM 1,33 MEV PEAK DER CO-60 LINIE REGISTRIERTEN IMPULSZAHL UND DER AN-ZAHL DER INSGESAMMT EMITTIERTEN PHOTONEN BEI 25 CM ENTFERNUNG ZWISCHEN DETEKTOR UND QUELLE.


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Sekundärelektronenvervielfacher (SEV) Die Lichtblitze aus dem Szintillatorkristall werden durch einen Lichtleiter auf eine (lichtempfindli-che) Photokathode geleitet, wo sie bedingt durch den Photoeffekt Elektronen herausschlagen. Diese werden dann durch ein System von Emissionselektroden (sog. Dynoden), die zunehmend positiveres Potential aufweisen, schrittweise in ihrer Anzahl so verstärkt, dass am Ausgang ein großer energie-proportionaler Stromimpuls von einigen mA auftritt. Angelsächsische Bezeichnung für SEV ist pho-to multiplier. Ein Nachteil der Szintillationszähler besteht darin, dass nicht nur Lichtblitze, sondern auch thermi-sche Effekte Elektronen aus der Photokathode freisetzen können. Dadurch entsteht ein Grundrau-schen, das durch eine geeignet gewählte Diskriminatorschwelle unterdrückt werden muss.

Abbildung 3-14 Aufbau eines Szintillationszählers


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γ - Spektrum Als Folge des Photoeffekts im strahlungsempfindlichen Detektorbereich lassen sich sowohl Menge als auch Energie der eintreffenden γ – Photonen ermitteln. In einem idealen Detektor müsste Photo-nenstrahlung mit einem diskretem Photonenenergiespektrum auch zu einem diskreten Impulshöhen-spektrum (Linienspektrum) führen. Im realen Detektor findet auch Energieabsorption durch COMPTON-Effekte u. a. statt. Durch Photonen, die den Detektor wieder verlassen (COMPTON- Photonen) entstehen auch Signalverluste. Die Signalverluste führen zu verminderten Impulshöhen, wodurch kleinere einfallende Photonenenergien vorgetäuscht werden. Entsprechend beobachtet man im Spektrum einen Untergrund, der besonders im niederenergetischen Bereich auffällig ist (sog. COMPTON-Untergrund). Durch statistische Schwankungen sowohl bei der Auslösung des Szintil-lationslichtes, als auch bei der Erzeugung der Photoelektronen und bei der Verstärkung im SEV werden zusätzlich Schwankungen in der Impulshöhe erzeugt, die zu einer Verbreiterung des Linien-spektrums führen, so dass das Signal im Spektrum als Gauß-Kurve, so genannter Photo-Peak, wahr-genommen werden kann. Die Lage des Peak-Maximums stellt ein Maß für die Energie der regist-rierten ionisierenden Strahlung dar. Aus der Halbwertsbreite der Kurve kann man das Auflösungs-vermögen des Detektors zwischen zwei benachbarten Peaks beurteilen. Das Energieauflösungsver-mögen beträgt bei den gebräuchlichen anorganischen Festkörperszintillatoren im Energiebereich um 1 MeV etwa 7 %.

EIN MAß FÜR DAS AUFLÖSUNGSVERMÖGEN EINES SZINTILLATIONSDETEKTORS IST DIE HALB-WERTSBREITE EINES STANDARD-PEAKS (Z.B. BEI DER ENERGIE VON CO-60 1,33 MEV). DAS IST DIE BREITE DES PEAKS BEI GERADE DER HALBEN INTENSITÄT.

DER QUOTIENT AUS HALBWERTSBREITE UND IMPULSHÖHE IM MAXIMUM WIRD AUCH ALS ENERGIE-AUFLÖSUNGSVERMÖGEN BEZEICHNET.


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SZINTILLATIONSZÄHLER EIGNEN SICH BESONDERS ZUM NACHWEIS GERINGER AKTIVITÄTEN, DA SIE I. A. EMPFINDLICHER MESSEN ALS VERGLEICHBARE HALBLEITERDETEKTOREN, HABEN ABER EIN GE-RINGERES ENERGIEAUFLÖSUNGSVERMÖGEN.

Abbildung 3-15 Co-60 – Spektrum eines Szintillationsdetektors

Weitere Bauarten Andere Bauarten von Szintillationszählern, bestehen aus organischen Festkörperszintillatoren, wie Anthracen und Naphtalen, die auch für den Nachweis direkt ionisierender Strahlung – insbesonde-re β – Strahlung - geeignet sind. Hier ist der Signalverlust durch Rückstreu-Effekte wegen der nie-deren Ordnungszahl wesentlich geringer als bei anorganischen Kristallszintillatoren. Organische Festkörperszintillatoren haben wegen ihres geringen Auflösevermögens (etwa 60 % bei 1 MeV) keine Bedeutung für spektroskopische Anwendungen. Wegen der kurzen Abklingzeiten (< 25 ns) ist jedoch die Messung hoher Impulsraten in geeigneten Dosisleistungsmessern möglich. Diese Detek-tormaterialien haben den großen Vorteil, dass sie biologischem Gewebe ähnlich sind, wodurch die Umrechnung der Impulsraten in Expositionsdosiseinheiten erleichtert wird. Beim Auflösen organi-scher Szintillatoren in geeigneten Lösemitteln erhält man Flüssigszintillatoren mit extrem kurzen Abklingzeiten (z.B. p-Terphenyl in Xylen: < 3 ns). Solche Szintillatoren können auch mit Flüssig-proben vermischt werden, wodurch sehr kleine Aktivitäten nachweisbar werden, sehr gebräuchlich für den Nachweis energiearmer β –Strahler wie H-3 (T) oder C-14. Für die Ermittlung von α -


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Strahlendosen werden dünnschichtige Szintillatoren aus ZnS(Ag) eingesetzt. Für den Nachweis von Neutronen verwendet man Szintillatormaterialien mit besonders günstigen Konvertereigenschaften.

Halbleiterdetektor Bei Strahlungseinfall in einen Halbleiterdetektor findet – wiederum bedingt durch den Photoef-fekt - eine der absorbierten Energie entsprechende Umwandlung in Elektronen-Loch-Paare statt. Die Anzahl der gebildeten Elektronen-Loch-Paare durch den Photoeffekt ist direkt proportional zur Energie der einfallenden γ - Quanten. Daher ist auch die resultierende Impulshöhe analytisch aus-wertbar, so dass eine Energieanalyse (Aufnahme eines Energiespektrums) erfolgen kann. Bei Ge beträgt die Energie zur Bildung eines Elektronen-Loch-Paares 2,84 eV (bei Si 3,23 eV). Im Gegen-satz dazu beträgt die Energie für die Bildung eines Ionenpaares in einem Ionisationsdetektor etwa 35 eV und die Energie zur Ablösung eines Photoelektrons ca. 300 eV. Deshalb ist auch die Zahl der Ladungsträger, die bei einer bestimmten Energie im strahlungsempfindlichen Volumen des Halblei-terdetektors erzeugt wird, erheblich höher als in den anderen Detektoren. Demzufolge sind auch die statistischen Schwankungen des Untergrundes geringer und die Nachweisempfindlichkeit dadurch deutlich erhöht. Halbleiterdetektoren bestehen aus Materialien, die eine Sperrschicht oder ein durch (Ladungs) Kompensation erzeugtes Gebiet geringer Eigenleitung aufweisen.

DIE ANZAHL DER DURCH PHOTOEFFEKT ERZEUGTEN LADUNGSTRÄGER IM HALBLEITER IST DER ENERGIE DER ABSORBIERTEN TEILCHEN PROPORTIONAL!

HALBLEITERDETEKTOREN HABEN EIN BESONDERS GUTES ENERGIEAUFLÖSEVERMÖGEN, DA FÜR DIE ERZEUGUNG EINES LADUNGSTRÄGERPAARES NUR EIN ZEHNTEL DER ENERGIE AUFGEBRACHT WER-DEN MUß, DIE FÜR DIE GASIONISATION ERFORDERLICH IST.


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Eine vorteilhafte Eigenschaft der Halbleiterdetektoren ist ihre relativ geringe Totzeit. Besonders breite Verwendung fanden in den letzten Jahren Detektoren aus Si- oder Ge-Einkristallen. Sehr hohe Reinheiten erhält man, wenn diese Kristalle mit dem Zonenschmelzverfahren hergestellt werden. Je nach Größe und Eigenschaft der verwendeten Kristalle beträgt das Zeitauflösevermögen zwischen 0,1 ns und 1 µs.

HALBLEITERDETEKTOREN HABEN EINE GERINGE TOTZEIT EIN BESONDERS GUTES ZEITAUFLÖSE-VERMÖGEN.

Leitfähigkeit in Halbleiterkristallen Ähnlich der Gasionisation können auch Festkörper mit Halbleitereigenschaften ionisiert werden. Es entstehen Elektronen-Loch-Paare, auch genannt Elektronen-Defektelektronen-Paare entlang der Teilchenbahn im Halbleiterkristall. Ursache für die Entstehung der Ladungsträger sind Stoß-ionisation bei direkt ionisierender Strahlung bzw. COMPTON- und Photoeffekt bei indirekt ionisie-render Strahlung. Die Ladungsträger sind allerdings nur messbar, wenn im Halbleiter die natürliche Konzentration an beweglichen Ladungsträgern vergleichsweise gering ist. Im hochreinen und un-gestörten Kristall eines Halbleitermaterials sind – im Gegensatz zu den Kristallen leitender Materia-lien – auch die äußeren Elektronen der Atomhülle bei tiefen Temperaturen (flüssiger Stickstoff, 77 K) fixiert. Mit zunehmender Temperatur erlangen diese Elektronen mehr Beweglichkeit und erzeu-gen so die Eigenleitung im Halbleiter. Darüber hinaus existieren in den realen Halbleiterkristallen auch immer Störstellen durch Fehlbau oder Fremdatome, die eine zusätzliche Störleitfähigkeit be-wirken. Ganz allgemein unterscheidet man zwischen n-Leitung (negative Leitung), wenn die Leit-fähigkeit im Halbleiter durch bewegliche Elektronen zustande kommt und zwischen p-Leitung (po-sitive Leitung), wenn die Leitfähigkeit im Halbleiter durch bewegliche Defektelektronen zustande kommt. Durch Dotierung (Zusatz kleiner Mengen an Fremdatomen wie z.B. P, Li für n – type oder B, Ga für p – type Materialien) können die Halbleitereigenschaften gesteuert werden, so dass der gewünschte Halbleitertyp entstehen kann. Es gelingt auch die Herstellung von sog. i-type Halblei-tern, wo alle Ladungen kompensiert sind und deshalb intrinsische (ladungsträgerfreie) Zonen auf-treten, die ein besonders untergrundarmes Messvolumen für ionisierende Strahlung darstellen. Die Kombination aus einem p – und einem n – leitendem Halbleitermaterial wird als Diode bezeichnet, das entspricht einem elektronischen Bauelement, durch welches ein Stromfluss nur bei einer be-


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stimmten Polarisierung möglich ist, nämlich wenn der Pluspol an den p – Leiter geschaltet wird. Bei umgekehrter Schaltung ist ein Stromfluss nicht möglich (Sperrung). Bei den Halbleiterdetektoren entspricht das strahlungsempfindliche Volumen ungefähr dem an Ladungsträgern verarmten Be-reich, der entsteht, wenn entweder p – und n – type Halbleitermaterialien einander berühren ( sog. Sperrschicht eines pn-Überganges) oder wenn die Halbleitermaterialien eine intrinsische Zone (sog. i-Gebiet einer pin-Überganges) aufweisen; jeweils muss die Diode in Sperrrichtung geschaltet sein.

Funktion und Aufbau von γ - Detektoren Je nach der elektrischen Struktur eines Halbleiterdetektors, der am Aufbau beteiligten Stoffe und der zur Herstellung ausgenutzten Prozesse unterscheidet man die verschiedenen Hableiterdetektoren wie folgt:

pn-Diode

Oberflächensperrschichtdetektoren Detektoren mit innerem pn-Übergang

pin-Diode

Detektoren mit intrinsischer Zone

γ - HALBLEITERDETEKTOREN SIND VORALLEM ZUR TEILCHENSPEKTROSKOPIE UND ZUR BESTIM-MUNG VON AKTIVITÄTEN GEEIGNET. SIE SIND IM ALLGEMEINEN SEHR EMPFINDLICH, ERFORDERN VIEL SACHVERSTAND IM UMGANG UND SIND RELATIV TEUER UND WARTUNGSINTENSIV


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Abbildung 3-16 Bildung von Ladungsträger-Paaren im Halbleiterdetektor

pn-Diode Oberflächensperrschichtdetektoren weisen eine Sperrzone auf, in der sich durch ionisierende Strah-lung freigesetzte Elektronen und Löcher im Feld einer angelegten Spannung bewegen können. Die Sperrschicht entsteht z.B. im Übergangsgebiet zwischen einer n – und einer p – leitenden Halblei-terzone, wenn eine äußere Spannung derart angelegt wurde, dass sich der negative Pol am n – Lei-ter und der positive Pol am p – Leiter befindet. Das Übergangsgebiet ist unter diesen Bedingungen weitgehend ladungsträgerfreie. Für den Nachweis direkt ionisierender Strahlung haben entspre-chende Detektoren je nach Teilchenart und –energie eine Sperrschichtdicke von ca. 100 µm bis 5 mm. Für den Nachweis von indirekt ionisierender Strahlung (Photonen) sind größere Sperrschich-ten erforderlich, die sich nur erzeugen lassen, wenn extrem reine Halbleitermaterialien, z. B. Reins-tgermanium mit geringer Eigenstörleitung verwendet werden. Diese Detektoren weisen meist plana-re oder koaxiale Geometrie auf und werden aus n – bzw. p – leitender Trägersubstanz hergestellt. Sie können bei Raumtemperatur aufbewahrt werden, müssen aber bei Betrieb auf die Temperatur des flüssigen Stickstoffs herabgekühlt werden um die Eigenleitung (Rauschen) zu unterdrücken. Detektoren mit koaxialer Geometrie können Volumina bis zu 300 cm3 aufweisen und deshalb relati-ve Ansprechvermögen bis zu 100 % erreichen Koaxiale Ge-Halbleiterdetektoren zur Photonenbestimmung können in einem weiten Energiebereich zwischen ca. 40 keV und 10 MeV eingesetzt werden. Ge – Detektoren aus n – leitendem Grundma-terial zeichnen sich zusätzlich dadurch aus, dass sie vergleichsweise weniger empfindlich gegenüber Strahlenschäden sind. Solche Detektoren können bei Sperrspannungen von ca. -3500 V betrieben werden. Der durch Photoeffekte hervorgerufene geringe Strom in Sperrichtung führt an einem Ar-beitswiderstand zu einem Spannungsabfall, der sich elektronisch weiterverarbeiten lässt. Werden die


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eintreffenden Impulse durch einen Vielkanalanalysator registriert, so lässt sich eine Impulshöhen-verteilung (Impulshöhenhistogramm) registrieren. Durch geeignete Kalibrierung lässt sich daraus direkt das Energiespektrum eines radioaktiven Strahlers aufnehmen.

UNTER DEM RELATIVEN ANSPRECHVERMÖGEN EINES HALBLEITERDETEKTORS VERSTEHT MAN DAS VERHÄLTNIS AUS DEM ABSOLUTEN ANSPRECHVERMÖGEN DES HALBLEITERDETEKTORS UND DEM ABSOLUTEN ANSPRECHVERMÖGEN EINES 3“X3“ NAJ(TL) SZINTILLATIONSDETEKTORS.

pin-Diode Detektoren mit einer intrinsischen Schicht werden dadurch hergestellt, dass Li-Atome in die Ober-flächenschicht von p – leitendem Material eindiffundieren. Durch Anlegen eines elektrischen Feldes und die Wärmebewegung wandern diese Atome tiefer in das Halbleitermaterial. Die Li-Atome be-wirken im Material vorwiegend n – Leitung, während in größerer Materialtiefe die p – leitenden Eigenschaften erhalten bleiben. Zwischen dem p – und dem n – Bereich bildet sich die intrinsische (ladungsträgerfreie) Schicht aus, die das strahlungsempfindliche Detektorvolumen darstellt. Diese Ge(Li) – Detektoren gibt es wiederum in planarer oder koaxialer Ausführung. Sie müssen stets auf der Temperatur von flüssigem Stickstoff gehalten werden, damit die Beweglichkeit der Li-Atome eingeschränkt und somit die Sperrschicht erhalten bleibt. Die Messeigenschaften von Ge(Li)-Detektoren sind denen von Reinstgermanium ähnlich.

γ - Spektrum Charakteristisch für hochaufgelöste γ -Spektren sind die COMPTON-Kante im niederenergetischen Bereich und sich anschließende Photo-Peaks. Nur aus der Lage des Intensitätsmaximums der Photo-Peaks kann man auf charakteristische γ - Energien schließen, da nur diese einer vollständigen Ener-gieübertragung (in den Detektor) entsprechen. Der COMPTON-Untergrund, der aus unvollständiger Energieübertragung beim COMPTON-Effekt resultiert, wird daher immer bei niederen Energien als der entsprechende Photo-Peak zu finden sein.


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Abbildung 3-17 Co-60 – Spektrum eines Halbleiterdetektors

Halbleiterdetektoren zeichnen sich durch ein besonders gutes Energieauflösevermögen (z.B. gege-nüber Szintillationsdetektoren) aus.

EIN MAß FÜR DAS AUFLÖSUNGSVERMÖGEN EINES HALBLEITERDETEKTORS IST DIE HALB-WERTSBREITE EINES STANDARD-PEAKS (Z.B. CO-60 BEI 1,33 MEV). DAS IST DIE BREITE EINES PEAKS BEI GERADEN DER HALBEN INTENSITÄT.

Abbildung 3-18 Energieauflösevermögen bei Halbleiter- und Szintillationsdetektor


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Weitere Bauarten Besondere Bauarten des Ge-Detektors sind koaxiale Bohrloch-Detektoren, in denen Proben in 4π–Geometrie, d.h. allseitig, vermessen werden können. Zur Messung sehr hoher Impulsraten gibt es auch dünne Planardetektoren. Oberflächensperrschichtdetektoren werden darüber hinaus auch zum Nachweis von Neutronen verwandt, wenn geeignete Konvertermaterialien eingesetzt werden. Da-bei ordnet man meist zwei Detektoren in Sandwich-ähnlich an um die konvertierten direkt ionisie-renden Teilchen voll zu erfassen (diese fliegen aus Gründen der Impulserhaltung meist in entgegen-gesetzter Richtung auseinander). Die Lebensdauer von Halbleiterdetektoren wird durch Strahlen-schäden durch direkt ionisierende Teilchen oder Neutronen begrenzt, sowie durch Alterungsprozes-se, die als Fluenz (Teilchenfluss) angegeben werden (je nach Ausführung 107 – 1012 Teilchen pro cm2). Neutroneninduzierte Strahlenschäden können bei n –type Reinstgermaniumdetektoren durch zeitweises Erhitzen auf 100 °C unter Vakuum ausgeheilt werden.

Abbildung 3-19 Germanium-Halbleiterdetektor mit Dewar und Einschub nach ADC-NIM-Norm


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Elektrometrische Dosimeter ( Füllhalterdosimeter) Es handelt sich bei diesen Dosimetern um Elektrometer (aufgeladene Kondensator-Anordnungen), die durch die Kernstrahlung entladen werden. Die Entladung ist umso größer, je höher die Strah-lungsintensität ist. Das Füllhalterdosimeter gehört vom Prinzip her zu den Ionisationskammern. Es ist in Achsrichtung durchsichtig, Die Anode ist als Quarzfaden ausgebildet. Ein Objekt bildet den Quarzfaden ab. Auf einer Skala kann man so die durch Kernstrahlung verursachte Entladung verfol-gen. Die Aufladung erfolgt über einen Kontaktschalter durch eine äußere Gleichspannungsquelle derart, dass die Markierung auf der Skala an den Nullpunkt verschoben wird. Entladung durch ioni-sierende Strahlung führt zum Wandern (Ausschlag) des Quarzfadens. Die Skala kann direkt in Ein-heiten der Äquivalentdosis geeicht werden. Infolge unzureichender Isolation und infolge natürlicher Umgebungsstrahlung werden solche Füllhalterdosimeter (auch genannt Stabdosimeter) laufend selbst entladen (Fading).

Abbildung 3-20 Aufbau des Füllhalterdosimeters


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Weitere Dosimeter

Aktivierungsdosimeter

Neutronenaktivierung Aktivierung kann durch schnelle oder thermische Neutronen erfolgen, aber auch durch andere Teil-chen. Unter Neutronenaktivierung versteht man den Einfang von Neutronen in Atomkernen, die dadurch zu Radionukliden werden.

AA MZ

nMZ

1++⎯→⎯ Nur solche Atome, die einen genügend großen Neutronen-Einfangsquerschnitt haben, können akti-viert werden. Aktivierung tritt auch bei metallischen Teilen in Kernreaktoren auf. Beispiel :

γβγ ++⎯⎯ →⎯ FeMnnMn h 5658,25655 ),( Beobachtete Peaks im Gamma-Spektrum ( Siehe hierzu Abschnitt Gammaspektrometrie) (Ausschnitt):

Energie relative Intensität 0,84660 99,00 1,81120 30,00 2,11260 15,5

DEN UMWANDLUNGSPROZESS EINES STABILEN ATOMS IN EIN RADIONUKLID DURCH EINFANG EINES THERMISCHEN NEUTRONS IM ATOMKERN BEZEICHNET MAN ALS AKTIVIERUNG. Bringt man eine zu aktivierende Probe in einen Bestrahlungsraum mit thermischen Neutronen der Flussdichte Φ (Neutronen pro Fläche und Zeiteinheit), so nimmt die Aktivität der Probe mit der Aktivierungsdauer zu und erreicht für große Zeiten (≥ 10 Halbwertszeiten) einen Sättigungswert.


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Wenn die Neutronenbestrahlung beendet wird, klingt die Aktivität exponentiell ab nach folgender Beziehung:

( )

( )

( )

aktivitätSättigungsAeAA

molgNuklidsnbestrahltedesAtommasseM

scmlußdichteNeutronenf

cmerschnittWirkungsqu

molZahlheLoschmidscN

idMutternuklufigkeitIsotopenhäH

gElementsdesMassem

snstanteZerfallskostAbklingzeit

sgszeitBestrahlunt

sbzwBqAktivitäterhalteneA

eeM

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s

ts

L

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=−⋅=

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⋅=Φ

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1

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λ

λλ

σ

λ

σ

Aus dieser Formel wird ersichtlich, dass Aktivierungen durch thermische Neutronen einerseits zur Bestimmung von Neutronenflüssen angewendet werden können – z.B. bei speziellen Messaufgaben im Strahlenschutz – andererseits aber auch in der Spurenanalytik eingesetzt werden können. Zum empfindlichen Nachweis von z.B. Metallen können die Metallatome in einer Probe künstlich in radioaktive Isotope überführt werden und anhand der ausgesandten charakteristischen γ-Strahlung identifiziert werden. Das Verfahren, in einer Probe durch Bestrahlung mit thermischen Neutronen Atome oberhalb der Ordnungszahl 16 in Radionuklide umzuwandeln wird als Neutronenaktivie-rungsanalyse bezeichnet. Der Anteil der Atome, der sich umwandelt ist je nach Neutronenfluss zumeist relativ gering, so dass Proben quasi zerstörungsfrei untersucht werden können. Deshalb findet dieses Verfahren vielfach Anwendung, z.B. bei:


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• Elementanalysen • Werkstoffprüfung (zerstörungsfrei) • Archeometrie (Echtheitsbestimmungen an Kulturgütern) • Forensik (gerichtsmedizinische bzw. kriminaltechnische Untersuchungen)

Aktivierungsdosimeter In der Unfalldosimetrie werden zur Messung von Neutronenflüssen bzw. zur Abschätzung von Neutronenenergien Aktivierungsdosimeter eingesetzt. Dabei handelt es sich um Detektormateria-lien, die durch diese Neutronen aktiviert werden. Die entstandene Aktivität kann als Maß für den Neutronenfluss betrachtet werden. Entsprechend der Energieabhängigkeit des Aktivierungsquer-schnittes wird unterschieden zwischen Thermischen Sonden Sonde für thermische Neutronen aus Materialien wie Au-197 oder In-115; Resonanzsonden Je nach Material, Sonde für einen bestimmten Neutronenenergiebereich,

z.B. Cu-63 für Energien um 577 eV; Schwellenwertsonden Sonde, die nur auf Neutronen oberhalb einer Energieschwelle anspricht. Durch geeignete Kombination mehrerer Aktivierungsdosimeter lassen sich Aussagen über das Ener-giespektrum der detektierten Neutronen gewinnen.

Strahlungskalorimetrie Da Strahlungsenergie sich auch in Wärme umwandeln kann, ist die Erfassung entsprechender Tem-peraturerhöhungen zur Messung der Energiedosis prinzipiell möglich. Der Effekt ist allerdings sehr klein, so dass hohe Energiedosen vorliegen müssen und der experimentelle Aufwand beträchtlich ist. Außerdem muss die Umwandlung der Strahlungsenergie in Wärmeenergie vollständig erfolgen. Folgende kalorische Effekte lassen sich angeben: 1 Gy erhöht die Temperatur in 1 Liter Wasser um 0,24 mK; 1 Gy erhöht die Temperatur in 1 kg Graphit um 1,4 mK; zum Vergleich: 1 Gy γ - Strahlung entspricht 1 Sv!


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Chemische Dosimeter Zur Ermittlung sehr hoher Dosen (z.B. bei Anlagen zur Strahlensterilisation) werden auch chemi-sche Dosimeter eingesetzt. Hier werden durch die ionisierende Strahlung chemische Reaktionen ausgelöst, deren Umsatz anschließend bestimmt werden kann. Das bekannteste Dosimeter ist das Fricke-Dosimeter. Photonen gelangen in eine schwefelsaure wässrige FeSO4-Lösung. In einem Pri-märschritt werden Wassermoleküle in OH-Radikale gespalten, die zweiwertiges Eisensulfat zu dreiwertigem Eisen oxidieren. Letzteres lässt sich anhand charakteristischer Absorptionen photo-metrisch bestimmen. Das Verfahren eignet sich zur Bestimmung sehr hoher Dosen von etwa 10 – 400 Gy.

Vergleich von Messanordnungen

Vergleichs- und Absolutmessungen Die von einem Detektor registrierte Impulsrate steigt mit der Aktivität des zu messenden Radionuk-lids an:

uAI +⋅= η

I = registrierte Intensität η = Gesamtzählausbeute A= Aktivität des Radionuklids u = Untergrund

Die Gesamtzählausbeute hängt dabei von verschiedenen Faktoren ab:

)1()1()1()1( trsgaHD −⋅+⋅−⋅⋅−⋅⋅= ηη ηD = innere Zählausbeute H = Häufigkeit des Zerfallsprozessen (aus Zerfallsschema) a = Absorption der Strahlung im Detektorfenster g = Geometriefaktor s = Selbstabsorption der Strahlung im Präparat r = Rückstreuung der Strahlung durch Präparat + Umgebung t = Totzeitkorrektur


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DIE INNERE ZÄHLAUSBEUTE ηD IST DIE ZAHL DER IMPULSE, DIE DER DETEKTOR PRO TEILCHEN ODER QUANT LIEFERT, DAS IN DEN DETEKTOR EINTRITT. Für α – und β – Strahlung ist ηD ≤ 1 (Ionisationsdetektor) Für γ - Strahlung ist ηD ≤ 0,01 (Ionisationsdetektor) Für γ - Strahlung ist ηD = 0,15 – 0,3 (Szintillationszähler) Der Geometriefaktor g hängt von der geometrischen Anordnung des Präparats zum Detektor ab: Auslösezählrohr g ≤ 0,1 NaJ(Tl)-Szintillationszähler g ≤ 0,1 4 π - Durchflusszähler g = 1 Bohrlochdetektor g = 1 Die Selbstabsorption s hängt sehr stark ab von der Strahlungsart und von der Schichtdicke des Prä-parates: Für γ - Strahlung ist s ≈ 0 Für β - Strahlung ist s ≈ 0; (hohe Strahlungsenergie, dünnes Präparat) Für β - Strahlung ist s = f (Schichtdicke); (niedrige Strahlungsenergie) Für α - Strahlung ist s = f (Schichtdicke) Die Rückstreuung r wird besonders bei energiereicher β -Strahlung mit umgebenden Materialien hoher Ordnungszahl stark ins Gewicht fallen. Die Totzeitkorrektur t spielt bei Auslösezählrohren stets eine beachtliche Rolle, bei anderen Detektoren nur im Falle sehr hoher Impulsraten. Der Un-tergrund u wird separat vermessen und vom Proben-Messwert subtrahiert. Bei Vergleichsmessungen mit derselben Messanordnung sind ηD, g und r konstant. Diese Faktoren lassen sich ermitteln, wenn bei konstanter Messanordnung mit (zertifizierten) Standardstrahlern gemessen wird. Auf die Ermittlung verfahrensspezifischer Totzeiten t aus der Messung kurzlebiger Radionuklide wird hier nicht weiter eingegangen, sondern auf Spezialliteratur verwiesen. Wichtig bei Vergleichsmessungen von α – oder β - Strahlern ist jedoch die Selbstabsorption s, die von der Schichtdicke der Probe abhängt und zu beachtlichen Messfehlern führen kann.


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Absolutmessungen sind immer dann möglich, wenn alle in der o. g. Gleichung angegebenen Para-meter bekannt sind. Dies lässt sich näherungsweise mit extrem dünnen Probenschichten und Detek-toren in 4 π - Geometrie verwirklichen. Meist werden die Parameter mit Fehlern behaftet ermittelt. Bessere Ergebnisse erzielt man, wenn man die Parameter aus Messungen an energiegleichen geeich-ten (und zertifizierten) Standardpräparaten ermittelt.

Messanordnungen für verschiedene Strahlenarten Für Messung von α -, β – und γ - Strahlung sind die geeigneten Detektoren in der unten aufgeführ-ten Tabelle aufgelistet. Für die Messung von Protonen- bzw. Deuteronen-Strahlung gelten ähnliche Betrachtungen wie für Messungen von α - Strahlung. Für die Messung thermischer Neutronen müs-sen geeignete Konvertermaterialien (B-10 oder Li-6) verwendet werden. Für die Messung schneller Neutronen sind zusätzlich noch Moderatormaterialien (z.B. PE) erforderlich.

Strahlenart Ionisations-kammer

Proportional-zähler

Geiger-Müller-Zähler

Szintillations-zähler

Halbleiterde-tektoren

α

+ +

+ + +

(Methandurch-flusszähler)

−

+

(ZnS) + +

(Flüssig)

+ +

(Si / pn) PIPS

β (>1 MeV) − − + + + + + + (org. Kristalle)

+ + (Si / pn)

β (< 0,5 MeV) − − + + + + + + + (Flüssig)

+ + (Si / pn)

γ (> 0,1 MeV) − − − − + + + + (NaI, CsI)

+ + + (Ge (Li))

γ (< 0,1 MeV) − − + + (Röntgenzä-

hlrohr)

+ + (NaI, CsI)

+ + + (Si (Li)) LEGe

Tabelle 3-4 Einsatz von Strahlenmessgeräten

PIPS = Passivated, Implanted, Planar Silicon, LEGe = Low Energy Germanium


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Statistische Zählgenauigkeit

Mittelwert einer Impulsrate Für den radioaktiven Zerfall gelten die Gesetze der Statistik. Von einem einzelnen Atom kann man den Zeitpunkt seines Zerfalls nicht vorhersagen. Jede gemessene Impulsrate ist mit einem Fehler behaftet, der umso kleiner ist, je mehr Impulse gezählt werden. Aus den eintreffenden Zähl-ereignissen lässt sich eine Statistik ermitteln, die letzten Endes das statistische Eintreffen des ra-dioaktiven Zerfalls widerspiegelt. Aus diesem Grund ergeben sich auch bei völlig konstanten Mess-bedingungen Schwankungen der registrierten Impulsraten bei wiederholten Messungen. Aus der Impulsrate kann direkt oder indirekt auf verschiedene andere Strahlungsgrößen geschlossen werden.

Impulsrate:

dtdNN =

•

N = Zahl der Impulse t = Zeitintervall

Mittelwert über n Messungen :

∑=

=n

iiN

nN

1

1

Ni = ite Messung n = Zahl der Messungen Misst man bei hinreichend langlebigen Radionukliden den Wert für die Impulsrate mehrmals hinter-einander, so findet man eine Häufigkeitsverteilung um den Mittelwert. Der mittlere statistische Feh-ler, auch genannt die Standardabweichung σ der Einzelmessung einer Impulszahl kann zur quantita-tiven Angabe der Schwankungen herangezogen werden:

Mittlerer statistischer Fehler einer Einzelmessung:

( )2NNN −=σ σN = Standardabweichung für N


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Das Quadrat der Standardabweichung, die Varianz, σ2, ist ein Maß für die Breite der Verteilung um den Mittelwert. Für eine sehr große Anzahl an Messungen gilt:

Mittleres Quadrat der Abweichung vom Mittelwert

∑=

−=−n

ii NN

nNN

1

22 )(1)(

Für n → ∞ geht die Verteilung in eine Wahrscheinlichkeitsverteilung nach POISSON über:

( ) NN

eNNxW −⋅=

!)(

Bei großen Werten von N fällt die unsymmetrische POISSON-Verteilung praktisch mit einer GAUß-Verteilung zusammen.

( )2

2

22

1)( σπσ

NN

exW−

⋅⋅

=

Bei einer GAUß-Verteilung der Abweichung der Impulszahlen um den statistischen Mittelwert er-gibt sich für den Fehler einer Messung

tNNNN ⋅±≈±≈±≈ &σ Da bei einer Messung mit größter Wahrscheinlichkeit das Messergebnis NN = ± x . σN eintritt, kann man die Standardabweichung σN auch aus dem Ergebnis der Einzelmessung abschätzen. Bei Fehlerangaben der Art

N ± x . σN x = positive Konstante

werden Aussagen über die Wahrscheinlichkeit gemacht, dass das Ergebnis einer beliebigen Einzel-messung in den Bereich von N − x . σN bis N + x . σN fällt. Diese Wahrscheinlichkeit berechnet sich aus der Wahrscheinlichkeitsfunktion:


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dte2)z(2

xPz

0

t2

∫ −

π=Φ⎟

⎠

⎞⎜⎝

⎛⋅Φ=

Die Wahrscheinlichkeit Pxσ für das Auftreten einer Einzelmessung im Bereich N ± x . σN beträgt:

X 1 1,960 2 2,576 3 3,291 Px [ % ]

68,3

95,0

95,4

99,0

99,7

99,9

Tabelle 3-5 Fehler im Bereich der Standardabweichung

Abbildung 3-21 Gauss- und POISSON-Verteilung


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Messgeräte im praktischen Strahlenschutz

Messgeräte der γ - Ortsdosimetrie Die Messung der Ortsdosisleistung bzw. Ortsdosis für γ-Strahlung wird durch leistungsfähige und multifunktionelle Messgeräte realisiert. Weitgehend durchgesetzt haben sich Ionisationskammern, Proportionalzählrohre und Auslösezählrohre, selten Szintillationsdetektoren (wie z.B. das Gerät Szintomat 6134 von automess). Diese Geräte sind aber jeweils nur in bestimmten Bereichen ein-setzbar. Manche Dosisleistungsgeräte für γ - Strahlung, die mit Auslösezählrohren versehen sind, gestatten häufig auch den Nachweis von β - Strahlung, wenn ein externes Fensterzählrohr ange-schlossen wird. Die für γ - Strahlen geltende Skalenbeschriftung ist jedoch nicht für β - Strahlen verwendbar. Zur Ortsdosimetrie von Neutronenstrahlen sind spezielle Strahlungsdetektoren erfor-derlich, die geeignete Konverter- (bzw. auch Moderator-) materialien aufweisen. An Ortsdosismessgeräte sind folgende Anforderungen zu stellen: • Der Messbereich muss zum Nachweis der Grenzwerte ausreichen. • Messwerte der Ortsdosis oder Ortsdosisleistung, die im Rahmen der gesetzlich geforderten

Überwachung erhalten werden und aufgezeichnet werden müssen, sind mit einem von der PTB bauartzugelassenem und vom Eichamt geeichtem Ortsdosimeter durchzuführen.

Solche Dosisleistungsmessgeräte sind z.B. • X5DE (GMZ, von Graetz) • Rö-γ-Dosimeter (IK, von Messelektronik Pockau). • Radiameter FH 40 (Firma EBERLINE) • TOL/F ( EG&G Berthold) • Dosisleistungsmesser 6150 AD ( automess) • Gamma-Scout (Dr.Mirow/Gamma-Scout GmbH) • Und viele andere Im folgenden werden die Funktionen des Radiameters FH 40 von der Firma EBERLINE, des TOL/F (Firma EG&G Berthold), des Dosisleistungsmesser 6150 AD ( Firma automess) und des Gamma-Scout (Dr.Mirow/Gamma-Scout GmbH) beschrieben, welche im Praktikum Verwendung finden.


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Radiameter FH 40 F der Firma EBERLINE

Abbildung 3-22 Radiameter FH 40 F der Firma EBERLINE

• Interner Detektor: PZ zur γ – (Orts)Dosisleistung • Verschiedene DL –Bereiche bis 9,99 Sv / h • Nachweis von α - / β – Strahlung mit Außenzählrohren (GM – Typen) (0 ... 1000 Impulse / s) • Bauart zur Eichung zugelassen • Messwertanzeige digital und analog • Automatische Bereichsumschaltung bei Anschluss der Außenzählrohre • Dosisintegrator • Dosiswarner • Einzelimpulszählung • Warnung bei zu niedriger Batteriespannung

Radiameter FH 40 F1 Radiameter FH 40 F2 Energiebereich 40 keV ... 3 MeV 45 keV ... 1,3 MeV Eichfähiger Messbereich 200 µSv / h ... 0,99 Sv / h 0,5 µ Sv / h ... 9,99 mSv / h Dosis 0,01 µSv ... 100 Sv 0,01 µSv ... 100 Sv PTB-Nummer 23.01/84.06

DL/ Fw /GSF – 128306/1

23.01/84.09

Tabelle 3-6 Eigenschaften der Radiameter FH 40 F


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Abbildung 3-23 Energieabhängigkeit des Radiameters FH 40 F1 bezogen auf Cs-137

Dosisleistungsmesser 6150 AD 6 Firma Automess und Gamm-Scout Firma Mirow

Abbildung 3-24 Dosisleistungsmesser 6150 AD 6 Firma Automess und Gamma-Scout Firma Mirow


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TOL/F 6150 AD 6 Gamma-Scout®

Messbereich Dosisleistung Photonen

0,01 µSv/h – 100 Sv/h

0,5 µSv/h

– 10 mSv/h

0,01 µSv/h

– ca. 50 µSv/h Detektor 0,01µSv/h – 10mSv/h 1 mSv/h – 100 Sv/h

Proportionalzählrohr 1 pA / 0,1 µSv/h

Ionisationskammer 1 pA / 3 mSv/h

GM – Zählrohr 5500 Impulse/µSv

GM-Zählrohr 108 Impulse/µSv

Energiebereich für Photonen

8 keV – 10 MeV 60 keV – 3 MeV 20 keV – ca. 3 MeV

Alarmschwelle ja ja nein Eichfähig ja ja nein Geeicht ja nein nein Kalibrierung innerer Standard externer Standard auf Cs-137 Datenspeicherung 256 Messwerte Mittelwert,

Höchstwert, Gesamt-dosis

2 kByte

Datenausgabe Display Display Display und PCDosisleistung ja ja Ja Dosisintegrator ja ja Nein Integrationszeit ja ja Ja Energieabhängigkeit der Anzeige

gering mittel Hoch

Betriebsdauer pro Batterie-satz

150 h > 1000 h ca. 10 Jahre

Warnung bei niedriger Bat-teriespannung

ja ja Nein

Wasserdichtes Gehäuse nein ja Nein Gewicht 1,9 kg 400g 160g Preis

ca. 10.000 DM ca. 2000 DM ca. 500 DM

Tabelle 3-7 Eigenschaften der Messgeräte TOL/F, 6150 AD6 und Gamma-Scout


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Abbildung 3-25 Energieabhängigkeit des TOL/F Detektors

Messgeräte der β - Ortsdosimetrie Die Messung der Ortsdosis von β- Strahlen ist problematisch. Bei Zählrohren (= allgemeine Be-zeichnung für Proportional- und Auslösezählrohre) älterer Bauart findet man Detektorsonden mit einem β-Fenster. Der Anstieg der Impulsrate bei der Messung mit diesem Fenster (Eβ,max > 400 keV) kann als Maß für den β-Anteil in einem Strahlenfeld angesehen werden. Die Messwerte können aber nur qualitativ bewertet werden. Ein derartiges β-Ortsdosimeter ist z.B. das “Beta-Gamma-Dosisleistungsmesser DL 1“ von der Reaktorwartungsdienst und Apparatebau GmbH (Eleonorenstr. 1, 52428 Jülich). Die 16 cm3 große Ionisationskammer ist auch geeignet für die Messung von Haut-kontaminationen, für die Sonde gibt es eine Blende und eine γ-Tiefendosiskappe. Für den Nachweis niederenergetischer β-Strahler sind Ortsdosismessungen wenig sinnvoll. Für das oben beschriebene 6150 AD der Firma automess gibt es zur Messung der α - / β - Dosis-leistung bzw. zum Aufspüren entsprechender Kontaminationen (gemessen als Impulse / s) z.B. eine Alpha-Beta-Gammasonde AD-17 bis 10000 Impulse pro Sekunde mit Endfensterzählrohr oder eine Flüssigkeitssonde AD-19 bis 10000 Impulse pro Sekunde mit einem Becherzählrohr von 100 cm3. Zusätzlich kann man das 6150 AD mit einer 4,1 m langen Teleskop-Stange verwenden. Für das oben beschriebene Radiameter FH 40 F der Firma EBERLINE gibt es zur Messung der α - / β - Dosisleistung bzw. zum Aufspüren entsprechender Kontaminationen (gemessen als Impulse / s) folgende externe Sonden (GMZ Typen):


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Mess-aufgabe

Dosisleistung (DL) α - / β - Kontamination

Sonden-art

FHZ 120

Niederdosis

FHZ 130

Hochdosis

FHZ 131

Unterwas-sersonden

FHZ 310

Unterwasser-sonden

FHZ 140

Endfenster

FHZ 731 Pancake

FHZ 173 Becher

Mess-bereich

0,01 µSv / h -9,99mSv/ h

0,1 µSv / h - 9,99 Sv / h

3 µSv / h - 0,99 Sv / h

0,1 mSv / h - 99,9 Sv / h

≤ 1000 s-1 ≤ 1000 s-1 ≤ 1000 s-1

Energie 45 keV - 1,3 MeV

50 keV - 3 MeV

80 keV - 3 MeV

80 keV - 3 MeV

> 2 MeV (α)

>100 keV (β)

> 2 MeV (α)

>100 keV (β)

- > 500 keV

(β)

Tabelle 3-8 Eigenschaften der Radiameter der FHZ – Serie Zum Messen von DL bzw. Kontaminationen kann man das Radiameter FH 40 F mit einer 3,6 m langen Teleskop-Stange verwenden.

Abbildung 3-26 Strahlenmessgerät mit Telesonde


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Messgeräte der γ − Personendosimetrie Die Aufgabe der Personendosimetrie besteht darin, die von Personen tatsächlich empfangene Dosis zu bestimmen. Dazu wird die tatsächliche Exposition durch Bestrahlung von außen an einem Ort des Körperrumpfes mit einem ständig getragenen Dosimeter integrierend gemessen. Üblich ist die Messung sowohl von “Routinedosen“ zur Kontrolle der Einhaltung der Grenzwerte als auch von möglichen Havariedosen. Bei zu erwartenden höheren Personendosen und kritischen oder neuen Arbeitsverfahren sollte ein Zusatzdosimeter als „Tagesdosimeter“ eingesetzt werden, ebenso auch dann, wenn die zu überwachende Person nach § 41 Abs. 5 StrlSchV ein Dosimeter verlangt, mit dem die Personendosis jederzeit festgestellt werden kann. Die Bestimmung der Dosis bei äußerer Strahleneinwirkung setzt eine geeignete Tragweise der Per-sonendosimeter voraus, denn ein Dosimeter kann nur die empfangene Dosis an dem Ort anzeigen, an dem es getragen wurde. Systematische Untersuchungen zur dosimetrischen Überwachung beruf-lich strahlenexponierter Personen haben gezeigt, dass das an der Brust getragene Dosimeter im Mit-tel eine gute Aussage über die Strahlenbelastung des Körpers unter Berücksichtigung der besonders strahlengefährdeten Organe (z.B. blutbildendes System) ergibt. Typischerweise kommen in der Per-sonendosimetrie Filmdosimeter bzw. Stab- oder Füllhalterdosimeter, elektronische Dosimeter (Zähl-rohr - Typen), manchmal auch Fingerringdosimeter (TL- und PLD-Dosimeter) zum Einsatz.

Abbildung 3-27 Füllhalterdosimeter


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Die Personendosimetrie wird in Deutschland in der Regel mit dem Filmdosimeter durchgeführt. Das amtliche Personendosimeter ist nur für den Nachweis von Photonenstrahlen zugelassen. Eine zu-sätzliche betriebliche Überwachung kann mit Stab- oder Füllhalterdosimetern (IK-Typen) und TL- und RPL-Dosimetern erfolgen. Darüber hinaus existieren weitere Detektortypen, insbesondere für den Nachweis spezieller Strahlenarten wie α- und n-Strahlen, wobei letztere nur eine indirekt ioni-sierende Wirkung auf die Materie haben. Füllhalterdosimeter, auch genannt Stabdosimeter bietet die Firma EBERLINE unter der Typenbezeichnung FH 39 an:

Typ FH 39 EP FH 39 UP FH 39 RP Energiebereich

45 keV

... 3 MeV

40 keV

... 3 MeV

18 keV

... 3 MeV Anzeigebereich

0 ... 50 mSv 0 ... 2 mSv 0 ... 2 mSv

PTB - Nummer

23.03/91.08 23.03/91.07 23.03/91.09

Tabelle 3-9 Eigenschaften verschiedener Füllhalterdosimeter Zu den Stabdosimetern können auch Ladegeräte (zur Aufladung des Elektrometers) erworben wer-den, sowie Dosistestgeräte zur Funktionskontrolle. Die folgende Tabelle gibt einen Überblick über wichtige Eigenschaften von Personendosimetern.


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Eigenschaft: Filmdosimeter Stabdosimeter

Proportionalität zwischen Messgröße und Dosis

Schwärzung ∼ Dosis Ladung ∼ Dosis

Strahlenselektivität γ, Rö γ , Rö Messbereich 15 keV – 1,4 MeV

0,2 – 1000 mSv >18 keV (>45 keV) - 3 MeV

0,1 (0,2) - 0,5 (50) mSv Genauigkeit + 50% / -30% bei H > 10 mSv

± 100 % bei H = 0,2 mSv± 20 %

Energieabhängigkeit bis 30:1 für blanken Film ± 30 % Fading 10 % / Monat 1 % / Tag Tragbarkeit Gut gut Auswertung umständlich, wiederholbar direkt ablesbar Umgebungseinflüsse empfindlich gegen chemische Ein-

flüsse, mechanisch robust mechanisch empfindlich, feuchtigkeitsempfindlich

Wiederverwendbarkeit Keine beliebig oft Preis 3,5 € pro Film 150 - 175 €

TLD PLD Proportionalität zwischen Messgröße und Dosis

Lichtsumme ∼ Dosis UV-Lichtsumme ∼ Dosis

Strahlenselektivität β, γ, Rö, n γ, Rö Messbereich Photonen: 15 keV - 3 MeV

1 mSv - 10 Sv e-: > 400 keV 2 mSv - 10 Sv

>45 keV 0,5 mSv - 50 Sv

Genauigkeit ± 50 % bei H = 1 mSv ± 20 % rel. mittlerer Fehler

± 10 %

Energieabhängigkeit 1,3 : 1 (LiF) 7 : 1 bis 2,8 : 1 Fading 5 % / 3 Monate (LiF) < 5 % / Jahr Tragbarkeit gut gut Auswertung automatisch, Messwertlöschung automatisch, mehrfach mög-

lich Umgebungseinflüsse relativ unempfindlich gegen

Feuchte, Temperatur, mechanisch stabil

mechanisch stabil

Wiederverwendbarkeit bis ca. 100 mal bis ca. 20 mal Preis < 5 € pro Tablette

Tabelle 3-10 Eigenschaften von Personendosimetern


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Ein anderes Modell, das von der Firma EBERLINE angeboten wird, ist das elektronische Dosimeter (GMZ –Typ) FH 41 D, technische Daten: • Energiebereich: 82 keV ... 2 MeV • Dosismessbereich: 1 µSv ... 9,99 Sv • Dosisleistungsmessbereich: 10 µSv / h ... 9,99 Sv / h • Anzeige: Sv, R, Gy • Genauigkeit: bis 10 Sv / h besser als 15 % bis 15 Sv / h besser als 30 % • Wählbare Warnschwellen: Dosis 5, Dosisleistung 3 • Überlast: bis 100 Sv / h • Temperaturbereich: - 30 ... + 50 °C • Stromversorgung: 9 V Blockbatterie 6LR61 • Abmessungen: 120 x 50 x 256 mm • Gewicht mit Batterie: ca. 150 g

Abbildung 3-28 Elektronisches Personendosimeter


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Ein weiteres Modell, das von der Firma RADOS angeboten wird, ist das elektronische Dosimeter RAD 50 Si-Diode als Detektor, technische Daten: • Energiebereich 60 keV ... 1,5 MeV besser als ± 25 % • Dosismessbereich 1 µSv ... 9,99 Sv • Dosisleistungsmessbereich 5 µSv / h ... 3 Sv / h • Anzeige Sv • Dosisleistungslinearität besser als ± 15 % • Wählbare Warnschwellen Dosis 6, Dosisleistung 6 • Temperaturbereich - 20 ... + 55 °C • Stromversorgung Alkalizelle Größe AAA (IEC LR03), 3 Monate Betriebsdauer

bei Nulleffekt • Abmessungen 78 x 67 x 22 mm • Gewicht mit Batterie < 80 g mit Batterie

Abbildung 3- 29 Elektronisches Personendosimeter


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Messgeräte der β − Personendosimetrie Die amtliche Personendosis von β-Strahlen ist praktisch nur mit TL-Dosimetern meßbar. Der Nachweis niederenergetischer Elektronen erfolgt indirekt über die Ausscheidungsanalyse. Wichtige Anforderungen an ein β-Dosimeter sind: • geringe Abmessungen (mm2 bis 1 cm2 ) • Aufbau des Dosimeters entsprechend den Dickeverhältnissen der Haut (Gewebeäquivalenz) • Messung über einen Energiebereich von 40 keV bis 3,5 MeV • geringe Energieabhängigkeit • Empfindlichkeit < 1 mSv • möglichst lineare Dosis-Wirkungs-Beziehung • Differenzierung von β − und γ - Strahlung bei β / γ - Mischfeldern • Robustheit gegenüber mechanischen und thermischen Einflüssen • niedrige Kosten und Wiederverwendbarkeit Die zusätzliche betriebliche Überwachung der Personendosis kann mit Stab- oder Füllhalterdosime-tern (IK-Typen) und TL- bzw. RPL-Dosimetern verwirklicht werden.

Kontaminationsmessungen Die Auswahl eines Messgerätes ist sehr stark abhängig von der zu lösenden Messaufgabe. Die Mes-sung der Aktivitäten im Abwasser und in der Abluft kann auf sehr unterschiedliche Weise erfol-gen, häufig werden hierbei Ionisationskammern, Zählrohre, Szintillations- und Halbleiterdetektoren eingesetzt. Grundlegende Verfahren zur Bestimmung von Oberflächenkontaminationen, wie sie am Arbeitsplatz auftreten sind die Direktmessung und der Wischtest.

Direktmessung von Kontaminationen mit Kontaminationsmonitoren Zum Aufspüren geringer Kontaminationen benötigt man Oberflächenkontaminationsmonitore mit besonders großen Detektorvolumina. Anforderungen an Kontaminationsmonitore für die Direktmes-sung sind: • Detektorfläche mindestens 100 cm2


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• Detektorfenster mit Schutz gegen Feuchtigkeit und gegen Beschädigung • schnelles Ansprechen • Kalibrierung in Bq . cm-2 • Nulleffektkorrektur • Grenzwert nuklidspezifisch einstellbar • akustische Anzeige von Einzelimpulsen und Schwellwertüberschreitungen • Bedienung: einfach und eindeutig Um Grenzwerte für bestimmte Radionuklide entsprechend StrlSchV eindeutig zu bestimmen, muss das entsprechende Radionuklid isoliert vermessen werden. Nur so kann im Messgerät der richtige Kalibrierfaktor (wegen der Energieabhängigkeit des Detektoransprechvermögens) berücksichtigt werden. Bei Nuklidgemischen oder unbekannten Nukliden müssen entsprechende Kalibrierfaktoren neu im Gerät gespeichert werden. Im Folgenden wird ein Oberflächenkontaminationsmonitor FHT 111 M der Firma EBERLINE beschrieben, der im Praktikum verwendet wird. Merkmale des Con-tamat FHT 111 M: • Verschiedene Zählrohre mit 100 oder 166 cm2 Fensterfläche anschließbar • Zählrohrwechsel per Knopfdruck • Hexagonale Schutzgitter für Xenon- und Butan-Zählrohre mit dünnen Ti-Folien • Stromversorgung Netzgerät oder 5 Mignon – Batterien je 1,5 V IECR16 oder 5 NiCd-Akkus • Bis zu 150 Stunden Dauerbetrieb mit 1 Satz Batterien (bei Nulleffekt) • Anpassbare Nuklid-Konfigurationen durch Softwaresteuerung • Gleichzeitige, getrennte Grenzwertüberwachung für α - , β – und γ - Strahlen • Frei einstellbare Alarmschwellen • Folientastatur, verriegelbar um Bedienfehler zu vermeiden • Messwertanzeige analog und digital in Impulse / s, Bq oder Bq / cm2. • Anzeigebereich: 0 ... 19 999 Impulse / s; 0 ... 19 999 Bq / cm2 ; 0 ... 19 999 (k)Bq • Beleuchtbares Anzeigefeld • Hohe Transparenz und gutes Ansprechvermögen für niederenergetische β – und α - Strahlung

durch hexagonal gestaltetes Schutzgitter • Betriebstemperatur: -30 ... + 45 °C (Butan – 10 °C) • Lagertemperatur: - 20 ... + 60 °C • Luftfeuchtigkeit bis 90 % rF, nicht kondensierend • Abmessungen 210 x 135 x 115 mm • Gewicht ca. 1700 g (komplett) Folgende Zählrohre werden dazu angeboten:


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• Butan-Durchfluss-Zählrohr (mit nachfüllbarem Gastank) • Xenon-Zählrohr (werkseitig gefüllt) • Fensterloses Tritium-Zählrohr (mit nachfüllbarem Butan-Gastank) Software Konfigurationen für die Nuklidspezifische Messung: • Zehn fest eingestellt Standard-Nuklide pro Zählrohr • Xenon – Zählrohr: C-14, P-32, S-35, Co-60, Sr-90 / Y-90, Tc-99m, I-123, I-125, I-131, Cs-137 • Butan-Durchfluss-Zählrohr: C-14, P-32, S-35, Co-60, Ni-63, Sr-90 / Y-90, I-131, Cs-137,

Tl-204, Am-241 • Reduzierung der Anzahl der festen Nuklide • Individuelle Auswahl von jeweils 10 Nukliden aus 21 • Eingabe frei wählbarer Nuklide und deren Ansprechwahrscheinlichkeiten Das Gerät hat weiterhin eine serielle Schnittstelle V.24 für die Ausgabe von gespeicherten Messer-gebnissen, alternativ ist eine Fernsteuerung über PC und entsprechende Messwertdokumentation möglich.

Abbildung 3-30 Oberflächenkontaminationsmonitor CONTAMAT


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DIE MINIMAL NACHWEISBARE AKTIVITÄT, DIE MIT EINER STATISTISCHEN SICHERHEIT 2σ NOCH GE-MESSEN WERDEN KANN, BEZEICHNET MAN ALS DIE ERKENNUNGSGRENZE (NACHWEISGRENZE) Erkennungsgrenzen für verschiedene Radionuklide für die Messung mit CONTAMAT FHT 111 M mit Butan – Zählrohr und 166 cm2 Detektorfläche

Nuklid Sr-90 CS-137 CO-60 I-125 AM-241 Werte in Bq bei Messzeit von 10 s

3,5

4

5,5

4,9 X 102

6 (α + β); 6,5 (α)

Tabelle 3-11 Nachweisgrenzen für verschiedene Radionuklide bei CONTAMAT FHT 111 M

Messungen von Kontaminationen durch Wischtest Zur Bestimmung von Kontaminationen kann man die zu überprüfende Fläche mit einem Stück feuchten Filterpapier (oder ähnlichen Materialien) abwischen und anschließend in einem geeigneten Detektor vermessen. Hier eignen sich sogenannte Low-Level-Counter, das sind hochempfindliche Zählrohre, die mit einer Bleiummantelung gegen die Umgebungsstrahlung abgeschirmt sind. Der „Wischling“ muss durch eine geeignete Vorrichtung in die Bleiummantelung eingebracht werden. Solche Messgeräte bietet neben anderen Anbietern die Firma EBERLINE an, z.B. den Messplatz FHT 770 S mit folgenden Merkmalen: • Maximale Probengröße: 60 mm • Zählrohre: 2 Durchflussproportionalzählrohre im 19“ Tischgehäuse in Antikoinzidenzschaltung • Messelektronik: Digitalratemeter FHT 1100 • Bleiabschirmung: 15 mm • Zählgas: Ar / CO2; Ar / CH4 • Probenschälchen nach DIN / IEC 248


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Abbildung 3-31 Low-Level-Counter FHT 770 S

Nach Schließen des Probenschiebers startet die Messung automatisch, ist die vorgegebene Messzeit abgelaufen, erscheint der um den Nulleffekt bereinigte Messwert in der gewählten Dimension. Ein Wechsel zwischen Alpha- bzw. Alpha-Beta-Messung ist möglich. Nachweisgrenzen bei einer Minute Messzeit für zwei Messplätze der Firma EBERLINE:

Nuklid FHT 770 S FHT 770 K C-14

0,17 Bq

0,69 Bq

Co-60 0,17 Bq 0,37 BqSr-90 / Y-90 bezogen auf Sr-90 0,12 Bq 0,18 Bq Cs-137 0,12 Bq 0,20 BqTl-204 0,13 Bq 0,21 Bq Am-241 0,18 Bq 0,46 Bq

Tabelle 3-12 Nachweisgrenzen für die Low-Level-Counter FHT 770 S und FHT 770 K

Inkorporationsmessungen


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Inkorporierte Radionuklide, bzw. entsprechende Aktivitäten werden bei Inkorporationskontrollen bestimmt. Da die Messung in einem Ganzkörperzähler von außen erfolgt, können nur γ- Strahler und α / γ-Strahler bzw. β-Strahler mit ausreichender Energie in oberflächennahen Organen erfasst werden. Zusatzinformationen können und müssen durch die Ausscheidungsanalyse - meist durch entsprechende Messungen von Urin- und Stuhlproben - gewonnen werden. Bei zu erwartender Überschreitung von Jahresaktivitätszufuhr-Werten sollten auch weitere Proben wie Sputum, Erbro-chenes gesammelt und ausgewertet werden. Die Vermessung derartiger Proben lässt sich in vielen Fällen mit Gamma-Spektroskopie durchführen. Die Messung inkorporierter Radionuklide erfordert sehr empfindliche und aufwendige Messplätze. Überwiegend werden zur Bestimmung der Energien und Aktivitäten Szintillations- und Halbleiterdetektoren verwendet. Ein wichtiges Problem der In-korporationskontrolle ist die Berechnung der Organdosen und Personendosen aus den Aktivitäten und ihrer Verteilung im Organismus.

Ganzkörperzähler (Body-Counter) (Inhalte dieses Abschnitts stammen – in gekürzter Form - aus der Homepage des FZK vom 13.9.98) Im Body-Counter des Forschungszentrums Karlsruhe können Radionuklide gemessen werden, die Gamma-Strahlung mit Energien zwischen 100 keV und 2500 keV emittieren (Spalt- und Aktivie-rungsprodukte aus der Kerntechnik, wie z.B. Cs-137, I-131, Co-60, Zn-65, Mn-54, sowie Radioiso-tope der nuklearmedizinischen Diagnostik , wie z.B. Tc-99m, I-123, Tl-201, Ga-67). Neben mögli-chen inkorporierten Aktivitäten befinden sich im Körper des Menschen auch natürliche Radionukli-de, die teilweise auch im Body-Counter detektiert werden können, z.B. K-40 aus natürlichen Mate-rialien und Lebensmitteln, welches hauptsächlich in Weichteilgewebe und Muskulatur enthalten ist. Aus der K-40-Aktivität kann der Kaliumgehalt des Körpers berechnet werden, da der Anteil des radioaktiven Kaliumisotops am Gesamtkalium stets 0,012% beträgt. Andere im Körper enthaltene natürliche Radionuklide wie C-14 sind im Body-Counter nicht nachweisbar, da sie keine Gamma-Strahlung aussenden, ebenso Tritium (H-3) und Rb-87. Andere natürliche Radionuklide wie die kurzlebigen Zerfallsprodukte des Radon und Be-7 werden kaum festgestellt, da sie in zu geringen Mengen vorkommen. Die Messungen werden in einer Abschirmkammer aus Stahl durchgeführt, die die natürliche Strah-lung um den Faktor 50 reduziert. Die Kammer hat einen Labyrintheingang, dessen Abschirmwir-kung eine Tür ersetzt. Der verwendete Stahl stammt von den Panzerplatten eines vor dem zweiten Weltkrieg gebauten englischen Schlachtschiffes. Nach 1945 hergestellter Stahl kann signifikante Verunreinigungen von Cs-137 aus dem Fallout von oberirdischen Kernwaffentests oder auch Co-60 aus den Messdrähten zur Abbrandbestimmung der Hochofenauskleidung enthalten. Diese Verunrei-nigungen können die Messung im Body-Counter erheblich stören, da gerade diese Nuklide im Men-


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schen nachgewiesen werden sollen. Der Stahl des Schlachtschiffes ist dagegen extrem aktivitätsarm, das heißt er enthält keine messbaren radioaktiven Substanzen. Die Stahlplatten der Wände und De-cke sind 15 cm, des Bodens 25 cm dick. Die Innenseite der Kammer ist zusätzlich mit etwa 1 cm starken Bleiplatten ausgekleidet. In der Abschirmkammer befinden sich eine Probandenliege und vier große NaI(Tl)-Detektoren, die paarweise ober- und unterhalb der Liege angeordnet sind. Diese Messgeometrie ist so optimiert, dass der gesamte Körper gleichmäßig erfasst wird (daher die Bezeichnung Ganzkörperzähler, engl. whole body counter) und das Auf- und Absteigen von der Liege möglich ist, ohne die Stellung der Detektoren zu verändern. NaI(Tl)-Detektoren dieser Größe (Durchmesser 20 cm, Höhe 10 cm) zeichnen sich durch ein gutes Ansprechvermögen für Gamma-Strahlung im interessierenden Ener-giebereich und einen hohen geometrischen Wirkungsgrad aus. Ein Nachteil der NaI(Tl)-Detektoren ist das geringe Energieauflösungsvermögen, d.h. im Energiespektrum können eng benachbarte Li-nien nicht voneinander getrennt werden.

Abbildung 3-32 Body-Counter in Forschungszentrum Karlsruhe (aus der Homepage des FZK)

Die Messzeit von Routinemessungen beträgt 5 Minuten. Unter Routinemessungen versteht man entweder regelmäßige Messungen an Personen, die ständig in Kontrollbereichen arbeiten, oder Ein-gangs-/Ausgangsmessungen an Personen mit wechselndem Arbeitsplatz. In Fällen mit akutem In-korporationsverdacht werden Messungen aus besonderem Anlass durchgeführt. Darüber hinaus


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werden regelmäßig 30 minütige Referenzmessungen zur Bestimmung der Kalium-40- und Cs-137-Körperaktivität der Normalbevölkerung durchgeführt.

Abbildung 3-33 Beispiel eines Personenspektrums mit Inkorporationen von K-40 und Cs-137

(aus der Homepage des FZK)


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Messung von Strahlenenergie und Aktivität

γ - Spektroskopie zur Energieanalyse Durch chemische Analysen lassen sich Radionuklide nicht ermitteln, weil sich radioaktive und nichtradioaktive Isotope eines Elementes chemisch gleichwertig verhalten und weil es sich bei den Radionukliden in der Regel um extrem kleine Mengen (Milliardstel Gramm) handelt. Bei der Ana-lyse von γ – strahlenden Radionukliden (das sind die meisten) bzw. bei der Bestimmung der Ge-samtaktivität einer radioaktiven Probe (die entweder Radionuklide enthält oder die vorher aktiviert wurde) muss man deshalb auf γ – Spektrometrie zurückgreifen. Beispiel: Energie der γ-Quanten einiger Radionuklide

Radionuklid Energie in keV N-16 6129.89, 7116.85Na-22 1278.82 K-40 1460.830 Co-60 1173.237

1332.501 I-131 177.214 325.789

364.489 636.989 Cs-134 604.699

569.315 795.845

Cs-137 / Ba-137m 661.660Ra-226 186.10 6

262.27 5U-235 143.76 2

163.33 2 185.715 202.11 2 205.311 ...

Am-241 59.537 1 102.98

Tabelle 3-13 Gamma-Energien einiger Radionuklide (Auswahl)


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Die einzelnen Radionuklide senden - von wenigen Ausnahmen abgesehen - beim Zerfall (Kern-umwandlung) γ-Quanten mit ganz charakteristischer Energie aus. Diese verursachen Elektron-Loch-Paare in einem Festkörperdetektor. Die γ - Spektroskopie mit moderner Vielkanalanalysatortechnik wertet γ - energieabhängige Impulsamplituden aus. Jedem Impulshöhenintervall ist dabei ein disk-reter Speicherkanal zugeordnet. Das Impulshöhenspektrum besteht aus den unterschiedlichen Im-pulshöhen, die auf den (256 - 16000) verschiedenen Messkanälen aufgenommen wurden. Aus der so gewonnenen Impulshöhenverteilung lassen sich durch Verwendung geeigneter Kalibrierstrahler die Energien der Radionuklide und deren Aktivitäten bestimmen. Durch die Bestimmung der Energie der γ-Quanten ist eine meist eindeutige Zuordnung zu den verursachenden Radionukliden durch Vergleich mit Tabellenwerten möglich. Umrechnung verwendeter Energieeinheiten:

1 eV = 1,602 . 10-19 J 1 keV = 1,602 . 10-16 J 1 MeV = 1,602 . 10-13 J 1 J = 6,242 . 1018 eV

Messplatzkomponenten Die Durchführung der Impulshöhenanalyse hängt stark vom gewählten Detektor ab, da durch dessen Auswahl hauptsächlich die Übereinstimmung von Impulshöhenverteilung und Energiespektrum festgelegt wird. Die besten Ergebnisse erzielt man, wenn: • die Gesamtenergie des primären „Strahlenteilchens“ im Detektor absorbiert wird (bei COMP-

TON Prozessen wird diese Bedingung nicht erfüllt, wenn Streuphotonen den Detektor wieder verlassen)

• bei der Entstehung der Elektron-Loch-Paare vergleichbar wenig Energie erforderlich ist (z.B. bei Ge-Halbleiterdetektoren)

• eine lineare Beziehung zwischen mittlerer Impulshöhe und der absorbierten Energie besteht.


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Abbildung 3-34 Messplatz für Gamma-Spektrometrie

Die Messkammer besteht aus einer runden Bleiummantelung, die aus besonders eigenstrahlungs-armen Material gefertigt wurde. Innen ist die Kammer mit elektrolytisch hergestelltem Kupferblech ausgekleidet, damit die Röntgeneigenstrahlung des Bleis im Kupfer absorbiert wird. Detektor: Zur Bestimmung der γ-Energie wird ein koaxialer Ge-Halbleiterdetektor verwendet. Der Halbleiterde-tektor ist im Prinzip eine PIN-Diode, die in Sperrichtung (Sperrspannung ca. - 3500 V) betrieben wird. Dringen γ-Quanten einer bestimmten Energie in die Sperrschicht, so werden in ihr Elektronen-Loch-Paare erzeugt. Bei Ge beträgt die Energie dafür 2,84 eV (bei Si 3,23 eV). Die Anzahl der ge-bildeten Elektronen-Loch-Paare ist direkt proportional zur Energie der γ-Quanten. Der dadurch her-vorgerufene geringe Strom in Sperrrichtung führt an einem Arbeitswiderstand zu einem Spannungs-abfall, der sich elektronisch weiterverarbeiten lässt. Damit in Halbleiterdetektoren durch die Umge-bungswärme nicht unkontrolliert Elektronen-Loch-Paare entstehen, muss der Kristall mit flüssigem Stickstoff gekühlt werden. Halbleiterdetektoren zeichnen sich durch ein besonders gutes Ener-gieauflösevermögen aus. Die Messelektronik bewirkt, dass die eintreffenden Quanten in Form von Impulsen registriert, verstärkt und digitalisiert werden. Folgende Messplatzkomponenten sind vor-handen: • Hochspannungsversorgung • Vorverstärker (Übernahme und Aufbereitung der Detektorsignale) • Spektroskopieverstärker (lineare Verstärkung für den ADC-Converter, NIM-Norm = 10 V) • ADC = Analog-Digital-Converter (verteilt die verschiedenen Impulshöhen auf Kanäle) • Rechner mit Vielkanal-Analysator-Karte (Datenverarbeitung / Display) • Auswertungs- und Analysensoftware


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Vielkanalanalysator: Bei der Ermittlung von Energiespektren ist die Höhe der im Detektor ausge-lösten Impulse ein Maß für die Teilchenenergie. Bei der Zählung werden die statistisch auftretenden Impulse in sogenannten Diskriminatoren nach ihrer Höhe sortiert und ihre Anzahl beim Vielkanal-analysator (MCA) in bis zu 16 000 Kanälen simultan gespeichert, wobei jeder Kanal einem be-stimmten Impulshöhenintervall entspricht. Das Funktionsprinzip beruht daher auf der Umwandlung der Impulshöhe (analoges Signal) in eine entsprechende Zahl (digitale Anzeige). Der Analog-Digital-Umwandler (ADC) ist dementsprechend das zentrale Bauelement eines MCA

Abbildung 3-35 Prinzip des Vielkanalanalysators

γ-Spektren Über den Bildschirm erhält man die Darstellung des Spektrums. Auf der x-Achse sind die γ-Energien in Form von Kanälen angegeben, auf der y-Achse die Zahl der Impulse, die von den γ-Quanten der entsprechenden Energie (in dem dargestellten Kanal) erzeugt worden sind. Die voll-ständige Abgabe der Energie eines Strahlungsteilchens an den Detektor würde in der Regel nur bei α-Teilchen erfolgen. Bei Photonen geht häufig ein Teil der Energie für die Impulserzeugung verlo-ren, weil entweder das Teilchen selbst oder von ihm erzeugte Sekundärteilchen wieder aus dem De-tektor austreten. Dadurch werden je nach Energieverlust Impulse bei entsprechend niederen Impuls-höhen verursacht, die mehr Strahlungsteilchen niederer Energie als in Wirklichkeit vortäuschen. Das


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Impulshöhenspektrum einer monoenergetischen Strahlung setzt sich somit aus dem für die Teil-chenenergie charakteristischem Peak und einem breiten Untergrundspektrum bei niedrigeren Im-pulshöhen zusammen. Das Untergrundspektrum weist verschiedene Strukturen auf: • die COMPTON-Kante (Verlust von 180° - COMPTON-Streuphotonen) mit dem zu niedrigeren

Impulshöhen verschobenen COMPTON-Kontinium • Escape-Peaks (Verlust von Fluoreszenzphotonen) • Summen-Peaks (Strahlungsteilchen, die praktisch gleichzeitig bei Kernprozessen freigesetzt

werden, können gleichzeitig vom Detektor registriert werden, wodurch dort ein Impuls entsteht, dessen Größe der Summe der beiden Teilchenenergien entspricht. Summen-Peaks entstehen auch, wenn zwei Signale zufällig gleichzeitig in den Detektor eintreten)

• Pair-Peaks (Verlust eines oder beider Vernichtungsphotonen nach Paarbildungseffekt. Diese Peaks können nur auftreten, wenn die Energie des Photons größer als 1022 keV ist, denn diese Energie wird mindestens für die Paarbildung verbraucht).

• Rückstreu-Peaks durch Streueffekte an dem jeweiligen Abschirmmaterial.

Beispiel: Das γ-Spektrum von Mn-56 weist folgende Linien auf:

Peak-Energie in keV relative Intensität846,6 99,0

1811,2 30,02112,6 15,5 2523,0 1,52657,5 0,7 2961,0 0,26 3119,3 0,08 3370,6 0,2

Tabelle 3-14 Gammalinien des Zerfalls von Mn-56 Pair-Peaks treten auf bei:

2112,6 - 511 = 1601,6 keV 2112,6 - 1022 = 1090,6 keV 1811,2 - 511 = 1300,2 keV 1811,2 - 1022 = 789,2 keV


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Abbildung 3-36 Gammaspektrum eines aktivierten Euros

γ - Spektroskopie zur Aktivitätsbestimmung Erst wenn bekannt ist, welches Radionuklid in der Probe vorhanden ist, kann man dessen Aktivität ermitteln. Im γ - Spektrum hängt die Fläche unter einem Peak (Histogramm) direkt mit der Aktivität des Nuklids zusammen. Für die Aktivitätsbestimmung durch γ - Spektrometrie muss das absolute Ansprechvermögen ε des Detektors, genannt auch „Efficiency“ oder Nachweiswahrscheinlichkeit, für die nachzuweisenden Photonen bekannt sein. Dies erfolgt durch das Ausmessen von entsprechenden Standardkalibrier-quellen. Da das Ansprechvermögen unter anderem stark von der Messgeometrie abhängt, müssen Probe und Kalibrierquelle die gleiche Geometrie haben.


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Abbildung 3-37 Halbleiterdetektor-Ansprechvermögen für verschiedene Energien

Die herrschenden Aktivitäten des Kalibrierstrahlers müssen jeweils für das Messdatum aus den An-gaben des zugehörigen Kalibrierstrahler-Zertifikates ermittelt werden. Die Nachweiswahr-scheinlichkeit des Detektors ist eine energieabhängige Funktion. Deshalb muss stets eine geeignete Kalibrierkurve aufgenommen werden. Zur Ermittlung der Nachweiswahrscheinlichkeit für ein be-stimmtes Nuklid muss zunächst die Wahrscheinlichkeit des betrachteten γ - Zerfalls ( γ - Über-gangswahrscheinlichkeit ) ermittelt werden. Daraus lässt sich dann wie folgt die Nachweiswahr-scheinlichkeit ε (Efficiency) berechnen:

RTN*

=ε 100

* pAR = 2/1

*2ln

0 * Tt

eAA =

ε = Nachweiswahrscheinlichkeit N = Nettofläche (Registrierte Impulse pro Peak) T = Meßzeit (live) R = γ -Emissionsrate p = γ -Übergangswahrscheinlichkeit in % A = Aktivität der Kalibrierstrahlers A0 = Ausgangsaktivität des Strahlers Au = Aktivität der Probe

Im doppelt logarithmischen Maßstab wird die Nachweiswahrscheinlichkeit über den betreffenden Energien aufgetragen. So dass aus der Kurve die Nachweiswahrscheinlichkeit für das zu untersu-chende Nuklid u abgelesen werden kann. Dessen Gehalt (Aktivität) in der Probe ergibt sich dann aus der Nettofläche wie folgt:

pTNA

u

uu **

100*ε

=


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Übungsfragen 1. Erläutern Sie Aufbau und Funktion eines Füllhalterdosimeters! 2. Wie funktioniert das amtliche Dosimeter? 3. Welche Personendosimeter kommen bei Arbeiten mit Neutronenstrahlen zum Einsatz? 4. Wie kann man die Reichweite von Betastrahlen ermitteln? 5. Was versteht man unter der Totzeit eines Geiger-Müller-Zählrohres? 6. Zeichnen und erläutern Sie das Spannungs-Ladungsdiagramm für Gasionisationdetektoren! Markieren Sie die Be-

reiche, in denen Ionisationskammer, Proportionalitätszählrohr und Auslösezählrohr arbeiten! 7. Welcher physikalische Effekt wird bei der Photonenmessung durch Halbleiterdetektoren ausgenutzt? 8. Welche Vorteile besitzen die Halbleiterdetektoren gegenüber den Festkörperszintillationsdetektoren? 9. Welche Anforderungen muss man an einen Kontaminationsmonitor stellen? 10. Erläutern Sie den Unterschied zwischen Eichung und Kalibrierung! Wer legt fest, welche Messgeräte geeicht sein

müssen?

Literatur 11. M. Volkmer; Radioaktivität und Strahlenschutz; Informationskreis Kernenergie, 1994 12. Vogt / Schultz ; Grundzüge des praktischen StrlSch; Carl Hanser Verlag, München, 1992 13. Schuricht / Steuer; Praktikum der Strahlenschutzphysik; VEB, Deutscher Verlag der Wissenschaften, Berlin, 1989 14. K. H. Lieser, Einführung in die Kernchemie, VCH – Verlag 1991 15. Seelmann-Eggeberg W.; Radionuklid-Tabellen; BMFT, 1964 16. Schadow, G.; Vorlesungsskript: Strahlenmeßtechnik; Fachhochschule Ulm, 1995 17. Landesanstalt für Personendosimetrie; Kursunterlagen: Grund- und Spezialkurs im Strahlenschutz; Mecklenburg-

Vorpommern, 1994 18. Forschungszentrum Karlsruhe; Kursunterlagen: Grund- und Spezialkurs im Strahlenschutz; Baden-Württemberg,

1994 19. Bayrisches Staatsministerium für Landesentwicklung und Umweltfragen; Strahlenschutz, Radioaktivität und Strah-

lungsmessung (Autor: H. v. Philippsborn); 1995 20. D. Lotze, Skript „Experimentalvorlesung Reaktor“, Fachhochschule Furtwangen 21. Firma EBERLINE / THI – Produktbeschreibungen 22. Forschungszentrum Karlsruhe, Website Body-Counter vom 13.9.98

Dazu im Internet 1. GSF-Forschungszentrum für Umwelt und Gesundheit GmbH: Dosimetertypen und Einsatzbereiche,

http://awst.gsf.de

Kapitel 3 Strahlenmesstechnik - Hochschule Furtwangenneutron/download/lehre/strlsch... · Strahlen-...

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