Verlag des Forschungszentrums Jülich
JUEL-3671
Balzhäuser, Peter Michael
Herstellung und Charakterisierung von Halbleiterdetektorsystemen zur Personendosimetrie in gemischten Neutronen-Gamma-Feldern
123 S., 1999
In der Personendosimetrie in gemischten Neutronen-Gamma-Feldern gibt es kein geeignetes aktives
Dosimeter zur sofortigen und lokalen Dosisbestimmung für den gesamten relevanten
Neutronenenergiebereich von 20 meV bis 20 MeV. Mit dieser Arbeit wurden Realisierungsmöglichkeiten auf der Basis
von Halbleiterstrukturen untersucht. Zum Nachweis von Neutronen werden diese mit Konvertern zur
Absorption und Generation geladener Sekundärteilchen kombiniert. Bisherige Dosimeter dieser Art
zeigen eine zu hohe Abhängigkeit ihres Meßwerts von der Neutronenenergie. In gemischten Feldern
ist der Nachweis im keV-Bereich aufgrund der relevanten Gamma-Empfindlichkeit beeinträchtigt. Die
Arbeit zielt auf ein Detektorsystem mit einer Energieabhängigkeit der Nachweiseffizienz proportional
zum personenbezogenen Dosisäquivalent, um dieses allein aus der Anzahl nachgewiesener Ereignisse zu
bestimmen. Ein weiterer Ansatz betrachtet die Messung mikrodosimetrischer Verteilungen der
absorbierten Energie. Streifen- und Pixel-Detektoren mit kleinvolumigen aktiven Elementen wurden
entworfen und hergestellt, um das im Vergleich zu neutroneninduzierten geladenen Sekundärteilchen kleinere
Bremsvermögen wie die stärkere Streuung [gamma]-induzierter Elektronen zur Reduktion von [gamma]-induzierten
Energiedepositionen auszunutzen. Zur weiteren [gamma]-Reduktion erlaubt die Struktur der Detektoren die
Diskriminierung koinzidenter Energiedepositionen in benachbarten Elementen.
Die Nachweiseffizienz und die daraus ermittelte Dosis für Neutronen im keV- und MeV-Bereich
wurde mit einem 20 µm-Streifendetektor und Polyethylen-Konvertern experimentell bestimmt. Das System
unterschätzt diese für Neutronen im keV-Bereich und überschätzt hohe Neutronenenergien. Im Vergleich
mit Simulationsrechnungen wurden diese Abweichungen auf den verwendeten, nicht optimalen
Konverter, auf Konkurrenzreaktionen bei hohen Energien und auf die zu hohe Auswerteschwelle (E = 350keV)
zur Reduktion von [gamma]-induzierten Ereignissen zurückgeführt. Eine weitaus effektivere [gamma]-Diskriminierung
zeigten 10µm-Streifenstrukturen durch die niedrigere Auswerteschwelle von E = 310±20 keV, die durch
die Koinzidenzmessungen auf E = 240 ± 20 keV und mit einer zusätzlichen Reduktion der
Verarmungsdicken von etwa 80µm auf 40µm auf E = 200 keV verbessert wurde. 20µm Pixelstrukturen liessen
ähnliche Auswerteschwellen zu. Mit den Multi-Element-Detektoren und der Antikoinzidenz-Auslese
erlaubt die erreichte Reduktion der Auswerteschwelle zur [gamma]-Reduktion, die bei nicht strukturierten
Einzeldioden bei etwa 400-600 keV liegt, eine ebensolche Erweiterung des Einsatzbereiches
wasserstoffhaltiger Konverter bis in diesen kritischen keV-Bereich. Die erzielten Ergebnisse mit einer Schwelle von
E = 200 keV lassen mit kleineren Einzeldetektoren eine Reduktion der Auswerteschwelle bis auf etwa
100 keV realisierbar erscheinen. Der Messung mikrodosimetrischer Verteilungen waren jedoch aufgrund
der Größe der Einzelelmente Grenzen gesetzt.
In personnel dosimetry in mixed neutron-[gamm]-fields, no active device currently exists for the
immediate and local determination of the dose equivalent spanning the relevant neutron energy range of
20 meV to 20 MeV. In this work semiconductor-based structures combined with neutron converting
materials have been developed and investigated. Available devices show a strong dependency between
the measured dose and the neutron energy, the efliciency in the keV-range being reduced due to the
[gamma]-contribution in mixed fields. The goal here is a system that has an energy response proportional to
the personnel dose equivalent, i.e. the dose can be determined simply by counting events. An alternative
approach is based on the experimental determination of microdosimetric energy depositions.
Strip- and pixeldetectors have been developed and fabricated based on Silicon p+n- and Schottky-structures
to achieve a reduction of energy depositions due to [gamma]-induced electrons in the small active volumes of
the multi-element systems. A further reduction is possible with the discrimination of coincident energy
depositions in neighbouring elements.
Using a 20 µm-strip detector in combination with polyethylene converters, the detection efficiency
has been measured for keV- and MeV neutrons and thus the neutron dose has been determined. However,
neutron dose values were underestimated in the keV-region and overestimated in the MeV-region. A
comparison with Monte Carlo simulations trace these deviations back to the used not optimised converter,
the influence of concurring reactions at high energies and the high detection threshold (E = 350 keV)
for the reduction of [gamma]-induced events. 10 µm-strip structures show far better [gamma]-reduction properties
leading to a threshold of E = 240 ± 20 keV, which was improved with anticoincident measurements to
E = 240 ± 20 keV. Reducing thedepletion layer from 80 µm to 40 µm leads to a threshold of E = 200 keV.
20 µm pixel-structures show similar thresholds. Therefore the energy range of hydrogenic converters
in combination with semiconductor detectors can be enlarged in the critical range of keV neutrons
because of the low [gamma]-detection threshold compared to large area single diodes (E = 400-600 keV). The
use of the structures for microdosimetric measurements is limited by the size of the elements.
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