Kapitel 7.4: Nachweismethoden für ionisierende Strahlung - PTB

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456 7.4 Nachweismethoden für ionisierende Strahlung der Resonanz bei 244keV im Falle der ®Li-Reaktion (Derrien u. Edvardson (1977)) gut bekannt. Literatur zu 7.4.9.1: Beckurts u.a. (1964), NBS (1977) 7.4.9.2 Aktivierungs- und Spaltungsreaktionen (M. Matzke) Neutronen können indirekt über bestimmte Kernreaktionen nachgewiesen werden, die zu einer Emission von geladenen Teilchen führen. Bei den Aktivierungs- und Spaltungsreaktionen werden durch direkte oder Comppund-Reaktionen radioaktive Kerne oder Spaltfragmente gebildet. Die Reaktionsrate A^r für die Erzeugung einer Aktivität oder einer Spaltung ist durch = N\a{E)(pE{E)dE (7.83) gegeben (s. 7.6.6.5) {E\ Neutronenenergie, N: Zahl der Kerne im Detektor, für die die Reaktion möglich ist, a{Ey. Wirkungsquerschnitt, (PE(Ey. spektrale Flußdichte). Es hängt daher vom Wirkungsquerschnitt ab, welche Reaktion im Energiebereich der nachzuweisenden Neutronen brauchbar ist. Die Reaktionsrate N^ ist andererseits bei Aktivierungsreaktionen gleich der sogenannten Sättigungsaktivität, d. h. gleich der Aktivität, die nach unendlich langer Bestrahlung im Neutronenfeld erzeugt würde (Gleichgewicht zwischen Aktivierung und Zerfall). Bei endlicher Bestrahlungsdauer ?i und „Wartezeit" tj nach Ende der Bestrahlung gilt: A^r =A{h) exp (A?2)/(1 - exp (-A/,)) (7-84) A {ti): Aktivität nach der „Wartezeit" tj zwischen Ende der Bestrahlung und Beginn der Messung, X: Zerfallskonstante des Meßnuklids (s. 7.5.1.1). Gl. (7.84) setzt eine zeitlich konstante Neutronenflußdichte während der Bestrahlungsdauer ti voraus. Im allgemeinen Fall muß über die „Bestrahlungsgeschichte" integriert werden (Schneider (1973)). In der Praxis schränken Anforderungen an die Halbwertszeit und technische Anforderungen an das Sondenmaterial die Auswahl der möglichen Reaktionen ein. Aktivierungs- und Spaltungsdetektoren werden meist in Folien- oder Drahtform benutzt. Bestrahlt man sie während einer Zeitspanne in einem Neutronenfeld und bestimmt anschließend die Aktivität (s. 7.5.3) oder zählt die erfolgten Spaltungen (s. u.), so erhält man mit diesen Werten und den Reaktionsgleichungen (7.83) Informationen über die Neutronenflußdichte oder -fluenz während der Exposition (Indirekt anzeigendes Verfahren (s. 7.6.6.4)). Die Auswertung der gemessenen Aktivität der Detektoren oder der Zahl der gemessenen Spaltungen erfolgt in zwei Schritten. Bei Aktivierungsreaktionen wird zunächst die Reaktionsrate JVr für den betreffenden Prozeß nach (7.84) berechnet. Bei den Spaltungsdetektoren wird die Zahl der erfolgten Reaktionen entweder aus der Aktivität der entstehenden Spaltprodukte nach (7.84) oder mit Hilfe von Spaltspurdetektoren (s. 7.4.9.3 u. 7.8.7) direkt ermittelt. Bei Spaltspurdetektoren werden auf die ebenen Schichten des Spaltstoffes Kunststoff- oder Glimmerfolien aufgepreßt, in die die Spaltprodukte eindringen. Die sich ergebenden Schädigungen des Materials werden durch Ätzen einzeln sichtbar gemacht und gezählt (Gründl u.a. (1975), Hepburn u. Windle (1980), Fleischer u.a. (1975)). Aus den Reaktionsraten können dann im zweiten Schritt für ideal dünne Sonden Aussagen über die Fluenz oder die Flußdichte oder auch die spektrale Flußdichte (Pe{E) hergeleitet werden (s. 7.6.6.4). Zur Messung in einem bestimmten Energiebereich wählt man ein geeignetes Sondenmaterial aus, dessen Reaktionsquerschnitt außerhalb des betreffenden Bereichs genügend klein ist, oder man
7.4.9 Spezielle Methoden zum Nachweis von Neutronen 457 deckt bei einer zweiten Messung die Sonde mit einem Filtermaterial ab, das nur für Neutronen bestimmter Energie durchlässig ist (Filter-Differenz-Verfahren). Metallische Sonden- und Filtermaterialien werden wegen ihrer guten mechanischen Eigenschaften bevorzugt, am gebräuchlichsten sind kreisförmige Folien von etwa 1 cm Durchmesser und zwischen 5 um und 100 um Dicke. Wird die Aktivität aus der Messung emittierter ß-Strahlen ermittelt, so ist die wirksame Dicke durch die Reichweite der ß-Strahlen im Sondenmaterial begrenzt. Im Bereich langsamer Neutronen wird aus der Reaktionsrate von l/u-Detektoren die konventionelle Flußdichte ermittelt, aus der die wahre Flußdichte bei Kenntnis ihrer spektralen Verteilung berechnet werden kann (s. 7.6.6.1). Die (n, Y)-Reaktionen an Indium, Gold, Kobalt, Mangan und Dysprosium sowie die (n,f)-Reaktion an "'Uran werden hier am häufigsten benutzt. Die Reaktion "'Au(n, y) wird dabei als Standardreaktion angesehen (Unsicherheit des thermischen Einfangquerschnitts kleiner als 0,3%, günstige Halbwertszeit {T\/2 = 2,l d), einfaches Zerfallsschema (Koinzidenzmessung, s. 7.5.3.4) der erzeugten "^Au-Aktivität. Die Reaktionsrate in diesen Materialien wird allerdings nicht nur durch langsame Neutronen erzeugt, da der n-y-Wirkungsquerschnitt dieser Reaktionen neben dem 1/y- Verhalten im Bereich langsamer Neutronen charakteristische Resonanzen im anschließenden intermediären Energiebereich aufweist. Mit Hilfe einer zweiten Messung, bei der ein Cadmiumfilter benutzt wird, das bei einer Dicke von 1 mm für langsame Neutronen undurchlässig ist, kann die Reaktionsrate für Bremsneutronen gesondert bestimmt und aus der Differenz die Reaktionsrate langsamer Neutronen berechnet werden (Cadmium- Differenz-Verfahren). Für Detektoren mit einer ausgeprägten schmalen Hauptresonanz erhält man aus der zweiten Messung in einem Feld mit idealem Bremsspektrum i9E{E) = (pJE 'vg\. 7.6.6.1) die konstante Energieflußdichte
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