Wechselwirkung von Neutronen

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1 Wechselwirkung von Neutronen Inhalt des 8.Kapitels Freie Neutronen Kernreaktionen und Kernspaltung Neutronenenergien Reaktionsarten von Neutronen Neutronenwechselwirkungen im Gewebe Abschirmung von Neutronen Strahlungs-Wichtungsfaktoren für Neutronen Neutronendetektoren Neutronendosimetrie Woher kommen freie Neutronen? Neutronen sind Hadronen und normalerweise in den Kern eingebunden und dort stabil Freie Neutronen sind instabil und zerfallen über den Betazerfall mit einer Halbwertszeit von 10,25 min in ein Proton Freie Neutronen können erzeugt werden über Kernreaktionen Kernspaltung Kapitel 8 1

2 Kernreaktionen Meist werden Neutronen in Neutronenquellen über (α,n)- Reaktionen erzeugt Als Alphaquellen werden meist langlebige Strahler, wie Pu-239 oder Ra-226 verwendet Diese sind mit Elementen vermischt, die durch die Kernreaktion Neutronen abgeben Be-9 (α,n) C-12 Li-7 (α,n) B-10, usw Weitere Möglichkeiten: B-11 (p,n) C-11 Li-7 (d,n) 2α Be-9 (γ,n) 2α, usw Kernspaltung Kettenreaktion Durch den Einfang eines thermischen Neutrons in z.b. U-235 Pu-239 z.b. Pu-239 (n,νn) fission-products U-233 werden der Kern gespalten und 2-3 schnelle Neutronen emittiert Moderator notwendig Kapitel 8 2

3 Energie der Neutronen Neutronen werden über einen großen Energiebereich emittiert, den man folgendermaßen klassifiziert Neutronen Energie E Wechselwirkung thermische Neutronen 25,3 mev Spaltung intermediäre Neutronen < 200 kev Einfang-, Austauschreaktionen schnelle Neutronen 200 kev < E < 10 MeV elastische Stöße relativistische Neutronen > 10 MeV Spallationsprozesse Schnelle und langsame Neutronen haben unterschiedliche Eigenschaften in der Spaltung in ihrer Wirkung auf den Absorber bzw. das Gewebe Energiespektrum einer Pu-Be Quelle Kapitel 8 3

4 Reaktionsarten Neutronen reagieren, abhängig von Energie und Targetkern, über folgende Reaktionsarten mit Materie bzw. Gewebe Absorption: Spaltung (wie beschrieben) Neutroneneinfang (Neutronenaktivierung) Streuung: Elastische Neutronenstreuung Inelastische Neutronenstreuung Neutronen können jedoch NICHT Atome direkt ionisieren, daher werden sie als bezeichnet indirekt ionisierende Strahlung Schwächung von Neutronenstrahlung Da Neutronen, wie Photonen, ebenfalls neutrale Teilchen sind, gilt das Schwächungsgesetz auch für diese Teilchen Nochmals: Im Gegensatz zu Photonen wechselwirken sie jedoch nicht mit der Elektronenhülle, sondern (da sie Hadronen sind) mit dem Kern Für Neutronen werden im Allgemeinen keine Schwächungskoeffizienten, sondern Wirkungsquerschnitte angegeben Bei niedrigen Energien bis zu einigen ev dominiert der Neutroneneinfang, hier gilt 1 v Bei höheren Energien treten oft Resonanzen der Atomkerne oder Nukleonen auf und es dominieren elastische und inelastische Streuung Kapitel 8 4

5 Wirkungsquerschnitte Cadmium hat einen hohen Wirkungsquerschnitt im thermischen Bereich Nuklidkarte!? Verwendung: Bestimmung des Anteils von schnellen Neutronen im Spektrum Abschirmung moderierter und somit thermischer Neutronen Elastische Neutronenstreuung Bei elastischer Streuung wird der Kern nicht angeregt Durch das recht schwere Neutron wird auf den Kern jedoch (im Gegensatz zu elastischer Photonenstreuung) kinetische Energie übertragen Das Neutron verliert daher einen Teil seiner Energie an den Kern Durch eine Reihe von elastischen Streuungen wird das Neutron thermalisiert (Moderation) Wasserstoff ist durch die ungefähr gleiche Masse das effektivste Moderationsmaterial 2MeV Neutronen benötigen 18 Stöße, um thermalisiert zu werden Kapitel 8 5

6 Inelastische Neutronenstreuung Bei inelastischer Streuung wird der Kern angeregt Der Kern emittiert somit zusätzlich zu der aufgenommenen kinetischen Energie hochenergetische Gammastrahlung (MeV) das Neutron wird wieder moderiert Die Gammaenergie wird nicht lokal deponiert, sondern weitertransportiert und in umliegendes Gewebe verteilt (oder es verlässt das Gewebe) Inelastische Streuung im Gewebe findet primär an C-12, N-14 und O-16 statt Bei Abschirmungen einer Neutronenquelle muss beachtet werden, dass zwar die Neutronendosis vermindert, aber die Photonendosis erhöht wird Einfang thermischer Neutronen thermal neutron capture Nach der Moderation wird das thermische Neutron mit hoher Wahrscheinlichkeit (1/v) durch Kerne eingefangen (Neutroneneinfang) Durch die niedrige Neutronengeschwindigkeit wird die Aufenthaltsdauer im Kernfeld größer Diesen Prozess nennt man (Neutronen)aktivierung Die entsprechenden Reaktionen (meist (n,γ)) erzeugen neben Gamma- oder Korpuskelstrahlung auch radioaktive (aktivierte) Kerne, die durch ihren Zerfall zur Dosis (im Gewebe) beitragen -> lokale und nicht lokale Dosis Bei Abschirmungen entsteht wieder eine Photonendosis Kapitel 8 6

7 Einfang schneller Neutronen Durch hohe Neutronenenergien können Spallationsprozesse eingeleitet werden Dabei wird der Atomkern in mehrere Nukleonen(gruppen) gesprengt (häufig Alphateilchen) fast neutrons Weiters können bei normalen Reaktionen schwere Teilchen wie Deuteronen, Tritonen oder Alphateilchen prompt emittiert werden Diese Teilchen sind durch ihre dicht ionisierende Wirkung biologisch sehr wirksam, da sie ihre Energie lokal deponieren Abschirmung von Neutronen Um Neutronen sinnvoll abzuschirmen, sind aufgrund der unterschiedlichen Wechselwirkungen 3 Schichten notwendig: 3 Schritte 1. Reduktion der Neutronenenergie (abbremsen, moderieren, thermalisieren ) Wasserstoffhaltige oder leichte Materialien 2. Einfang der thermischen Neutronen Kernreaktion Materialien mit hohem Einfangsquerschnitt (z.b. B, Cd,...) 3. Abschirmung des sekundären Strahlenfeldes Materialien mit hoher Dichte (Pb,...) Kapitel 8 7

8 Neutronenwechselwirkungen im Gewebe Schnelle Neutronen Schnelle Neutronen Schnelle Neutronen werden an den Protonen der Wassermoleküle gestreut (Moderation wie in einem Kernreaktor) Die Protonen nehmen die kinetische Energie auf und sind als geladene Teilchen direkt ionisierend Diese Rückstoßprotonen liefern den Hauptanteil der Dosis in Weichteilgewebe Die Neutronen sind nach einigen Wechselwirkungen thermisch Neutronenwechselwirkungen im Gewebe Thermische Neutronen Thermische Neutronen Die thermischen Neutronen werden dann ebenfalls meist durch Wasserstoffkerne eingefangen Dadurch entsteht das (stabile) Deuteron über die Reaktion p (n,γ) d Die Energie des Gammaquants beträgt 2,2 MeV und wird nicht lokal absorbiert Ein weiterer Einfangprozess ist z.b. N-14 (n,p) C-14 wobei eine lokal deponierte Energie von 600 kev frei wird C-14 ist weiters ein reiner Betastrahler (und somit auch aktiv) Kapitel 8 8

9 Strahlungs-Wichtungsfaktoren von Neutronen Nach ICRP 60 (International Commission on Radiological Protection) als Stufenfunktion ICRP 60 und 103 als kontinuierliche Funktion Neu: nach ICRP 103 Neutronenenergie E N Strahlungswichtungsfaktor w R < 10 kev 5 10 kev E 100 kev kev < E 2MeV 20 2 MeV < E 20 MeV 10 > 20 MeV 5 E n < 1MeV 1 MeV E n 50 MeV E n > 50 MeV w R, E n w w w 5 17 e R, E n R, E n R, E n 2 ln(2 E) e 5 17 e 2 ln E 6 2 ln 2 E e 2 ln 0.04 E 6 Grafisch Strahlenwichtungsfaktor für Neutronen 25 step- and continous function Wichtungsfaktor wr , , ,0001 0,001 0,01 0, Neutronenenergie (MeV) ICRP 60 step function ICRP 60 continuous function ICRP 103 new continuous function Kapitel 8 9

10 Neutronendetektoren Die meist verwendeten Detektoren für Neutronen sind Reaktionen 10 BF 3 Detektoren über die Reaktion B-10 (n,α)li-7 He-3 Detektoren über die Reaktion He-3 (n,p) H-3 Li-6 Detektoren über die Reaktion Li-6 (n,α)h-3 Die entsprechenden Nuklide haben einen hohen Wirkungsquerschnitt für thermische(!) Neutronen Die Neutronen müssen also über ein den Detektor umschließendes Moderatormaterial entsprechender Dicke moderiert werden Nachgewiesen werden nicht die Neutronen, sondern die direkt ionisierenden Sekundärteilchen Wie kann man Neutronendosen messen? Problem: Man hat ein unbekanntes Neutronenfeld und will eine Dosis messen Die Bestimmung des Neutronenspektrums ist aber zu aufwendig Moderatordetektor Lösung: Moderatordetektor Ein Moderatordetektor besteht aus einem Neutronendetektor für thermische Neutronen (z. B. BF 3 - oder 3 He-Zählrohr), der innerhalb einer kugel- oder zylinderförmigen Schicht aus wasserstoffhaltigem Material (Kunststoff, Paraffin), dem Moderator, angeordnet ist. Funktionsweise: Schnelle Neutronen werden abgebremst und können nachgewiesen werden Langsame Neutronen werden schon in der Hülle teilweise absorbiert Die Detektordimensionen erlauben eine nahezu energieunabhängige Anzeige der Äquivalentdosisleistung im Energiebereich (0,025 ev 10 MeV) Kapitel 8 10

11 Neutronendosimetrie In der Thermolumineszenzdosimetrie werden unter anderem Lithiumfluoriddetektoren (LiF) verwendet, um die (thermische) Neutronendosis bestimmen zu können Über die Reaktion TLD von Neutronen Li-6 (n,α) t (mit Q = 4,78 MeV) wird die Information aus einem kleinen Kristall ausgeheizt Zusammenfassung Kapitel 8 Erzeugung freier Neutronen über Kernreaktionen und Kernspaltung Einteilung der Neutronenenergien Schwächung von Neutronenstrahlung über Wirkungsquerschnitte Elastische, inelastische Neutronenstreuung und Einfang thermischer und schneller Neutronen Abschirmung von Neutronen Neutronenwechselwirkung im Gewebe Neutronendetektoren Kapitel 8 11

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