Einführung

Die Neutronenphysik umspannt einen großen Bogen von der Teilchenphysik über die Grundlagenforschung in Festkörperphysik, Chemie, Biologie und Medizin bis hin zu praktischen Anwendungen in der Technik. Neutronen treffen dabei Aussagen über Quarks, Leptonen oder Eichbosonen genauso wie über die innere Struktur von Festkörpern, Molekülen, Proteinen und neuen Werkstoffen. Die Nutzung von Neutronenstrahlen niedriger kinetischer Energie, sogenannte thermische Neutronen, stellt somit eine wichtige Methode in Wissenschaft (physikalische, chemische, biologische und medizinische Anwendungen) und Technik (z. B. Neutronentomographie) dar. Grundlegend für sämtliche Anwendungsgebiete ist die Verfügbarkeit und der Nachweis, d. h. die Detektion, solcher Neutronen.

Im Gegensatz zu Röntgen- bzw. Synchrotronstrahlen stehen Neutronenstrahlen jedoch nur in verhältnismäßig geringer Intensität zur Verfügung. Die Produktion von Neutronen in Forschungsreaktoren (wie z. B. am ILL in Grenoble oder am FRM II in München) oder an den sogenannten Spallationsquellen (wie z. B. an ISIS in England, am PSI in der Schweiz oder an der neuen geplanten ESS) ist aufwendig und kostspielig, so daß die bestehenden Intensitäten so effektiv wie möglich genutzt werden müssen. Aus diesem Grund werden Neutronen von ihrem Entstehungsort aus (z. B. aus der Reaktor-Quelle) durch sogenannte Neutronenleiter zu den Experimentierplätzen geführt. Neutronenleiter sind mit Metall beschichtete Glaskanäle, die Neutronen mittels Totalreflexion, analog zur Lichtleitung in Glasfasern, leiten können. Sogenannte Supermirror-Neutronenleiter, die aufgrund einer ganz speziellen Abfolge von verschiedenen Metallschichten eine noch bessere Neutronenleitung ermöglichen, wurden in unserer Arbeitsgruppe entwickelt und werden nun von der S-DH GmbH hergestellt.

In der Forschung mit Neutronen vollzieht sich zur Zeit weltweit ein bedeutungsvoller Strukturwandel. Getragen durch den Bau neuartiger und leistungsfähigerer Neutronenquellen (wie z. B. die amerikanische SNS, die japanische JSNS und der deutsche FRM II) sowie die Modernisierung der bisher weltweit besten Quellen (nämlich das ILL in Frankreich und ISIS in Großbritannien) werden die weltweit zur Verfügung stehenden Neutronenintensitäten in Quantität und Qualität bis 2006 enorm zunehmen. Um den Neutronenfluss optimal nutzen zu können, werden gleichzeitig die apparativen Eigenschaften der bestehenden bzw. neu im Bau befindlichen Messinstrumente an ihre technischen Grenzen getrieben.

Durch die Entwicklung neuer Mess-Methoden, Technologien und Konzepte soll eine möglichst hohe Performance dieser Mess-Instrumente für die Community der Neutronennutzer (Festkörperphysik, Materialwissenschaften, Chemie, Biologie, Pharmazie und Medizin) erreicht werden. Ein Schwerpunkt liegt dabei in der Entwicklung neuer Detektorkonzepte für den effizienten Nachweis der um bis zu 3 Größenordnungen gestiegenen Neutronen-Zählraten (DETNI). Gleichzeitig bedeudet dies aber extrem gestiegene Anforderungen an die auslesende Frontend-Elektronik sowie an die datenverabeitende Backend-Elektronik, was auch hier Weiter- und Neuentwicklungen notwendig macht.

Die zum Nachweis von Neutronen verwendeten Detektoren können nun durch eine Vielzahl von Parametern charakterisiert werden. Eine entscheidende Rolle spielt dabei die Größe des detektierten Raumwinkels und die am Experiment genutzte Gesamtintensität. Die erreichbare Informationsdichte ist dagegen durch die Anzahl der Kanäle pro Raumwinkel gegeben. Es werden also effiziente Detektoren mit entsprechender Ortsauflösung und Flächenabdeckung benötigt. Die für eine gewünschte statistische Genauigkeit erforderliche Meßzeit ergibt sich aus der zur Verfügung stehenden Intensität und der maximalen Ratenakzeptanz des Detektors. Die Zeitauflösung des Detektors bestimmt bei der Untersuchung dynamischer Prozesse, wie gut Energieänderungen mit Hilfe von Flugzeitmessungen aufgelöst werden können.

Grundlagen

Der Nachweis von Neutronen wird grundsätzlich über eine Kernwechselwirkung mit einem sogenannten Neutronenkonverter realisiert. Dabei wird das Neutron von einem Atomkern eingefangen, der daraufhin spontan zerfällt. Die entstehenden schnellen, elektrisch geladenen Fragmente können dann durch ihre ionisierende Wirkung nachgewiesen werden. Als geeignete Konvertermaterialien stehen nur wenige Isotope zur Verfügung, die einen vergleichsweise hohen Einfangsquerschnitt für Neutronen aufweisen. Von technischer Bedeutung sind hier ³He, ⁶Li, ¹⁰B, ¹⁵⁵Gd, ¹⁵⁷Gd und ²³⁵U.

Aufgrund der chemischen Eigenschaften der eingesetzten Neutronenkonverter sowie je nach Art und Energie der Konvertierungsprodukte ergeben sich sehr unterschiedliche Detektoreigenschaften. Grundsätzlich wird zwischen gasförmigen und festen Konvertern unterschieden. Weiterhin kann der Nachweis der geladenen Teilchen entweder über im Detektor freigesetzte Elektronen oder Photonen erfolgen. Im folgenden wird ein kurzer Überblick über die am häufigsten eingesetzten Detektorkonzepte zum Nachweis thermischer Neutronen gegeben. Für detaillierte Beschreibungen von Teilchendetektoren ([Kn79], [Le94], [Kl92]) und speziell von Neutronendetektoren [Co83] sei auf die Literatur verwiesen. Neue Entwicklungen auf dem Gebiet der Detektion von thermischen Neutronen auf der Basis von Festkörperkonvertern finden sich in den Arbeiten von G. Bruckner [Br98] [Br99] und Ch. Schulz [Sc99]. Beide Arbeiten geben einen sehr guten und ausführlichen Überblick über aktuelle Neutronendetektoren, auf die sich diese Einführung auch teilweise stützt.

Gasdetektoren

 

Schematischer Aufbau eines ³He-Proportionalzählrohres

Im Detektorbau kommt bisher überwiegend das Gas ³He zum Einsatz, da in einem solchen Gasdetektor die entstehenden Ladungen einfach aufgesammelt und nachgewiesen werden können. Mit einem Gasdruck zwischen 8 und 10 bar und typischen Zählrohrdurchmessern von 2-5 cm werden Effizienzen von über 95% erreicht. Aufgrund der niedrigen Kernladungszahl Z=2 für ³He ist die Gammaempfindlichkeit gering.

 

Typisches Pulshöhenspektrum

Die Energie der geladenen Reaktionsprodukte, bei ³He ist das ein Proton und ein Triton, dargestellt in einem Pulshöhenspektrum, zeigt die nebenstehnde Abbildung. Der Verlauf des Pulshöhenspektrums ermöglicht eine einfache Diskriminierung des verbleibenden Gammauntergrundes in den Kanälen niedriger Energie. Ein Nachteil stellt die schlechte Ortsauflösung von etwa 2 cm x 10 cm (Durchmesser x Länge) dar. Zudem ist die Zeitauflösung beschränkt, da thermische Neutronen irgendwo in der Tiefe des Gasvolumens absorbiert werden können, so daß sich die Zeitauflösung aufgrund der Flugzeit durch den Detektor ergibt. Schließlich verursacht die große Driftstrecke zwischen Anode und Kathode lange Sammlungszeiten für die Ionen und damit eine niedrige Ratenakzeptanz von etwa 10 kHz/cm².

Um die schlechte Ortsauflösung von Proportionalzählrohren zu verbessern, wurde in den sechziger Jahren von G. Charpak die Vieldrahtkammer (MWPC = Multi Wire Proportional Chamber) entwickelt [Ch68]. Im einfachsten Fall besteht eine Vieldrahtkammer aus einer Reihe parallel gespannter Anodendrähte in einem Gasvolumen zwischen zwei ebenen Kathodenplatten. Die Ortsinformation in einer Koordinate ergibt sich aus der Position des angesprochenen Drahtes. Die zweite Koordinate kann entweder über zusätzliche Kathodendrähte oder durch die verschiedenen Methoden der Ladungsteilung bzw. Messung der Laufzeit der Signale an den Anodendrähten direkt bestimmt werden.

Schematischer Aufbau einer MWPC

Die Ortsauflösung ist durch den Drahtabstand und durch die Länge der Ionisationsspur der Konvertierungsprodukte begrenzt und beträgt wenige Millimeter. Der Abstand zwischen den Anodendrähten kann nicht beliebig verringert werden, da die Coulombabstoßung zwischen den Drähten zu mechanischen Verschiebungen und damit zu einem inhomogenen Ansprechverhalten der MWPC durch Feldverzerrungen führen würde. Die minimalen Drahtabstände liegen im Millimeterbereich. Die Ratenakzeptanz ist aufgrund der immer noch großen Abstände zwischen Anoden und Kathode auch hier in der Größenordnung von 10 kHz/cm². Aufgrund des hohen Fülldrucks für einen effizienten Neutronennachweis lassen sich keine großflächigen Detektoren bauen, ohne die Neutronenintensität durch massive Eintrittsfenster bereits abzuschwächen. Deshalb bestehen bis heute großflächige Detektoranordnungen in den meisten Experimenten aus ganzen Arrays von Hunderten von ³He-Proportionalzählrohren (siehe zum Beispiel den Experimentierplatz IN5 am ILL).

Die Verringerung des Anoden-Kathoden-Abstandes gelang A. Oed 1988 am ILL mit der Entwicklung des Mikrostreifendetektors (MSGC = Micro strip gas counter) [Oe88]. Damit verbunden ist eine deutliche Verbesserung der Ortsauflösung und der maximalen Ratenakzeptanz, was eine völlig neue Generation von Gasdetektoren ins Leben gerufen hat.

Schematischer Aufbau einer MSGC

Das Herzstück der MSGC besteht aus einem Glassubstrat (Wafer), auf dem mit Hilfe der Photolithographie eine periodische Abfolge von elektrisch leitenden Streifen aufgebracht ist. Da die Elektroden räumlich fixiert sind, können sie mit sehr geringem Abstand nebeneinander angeordnet werden. So beträgt die Distanz zwischen zwei benachbarten Anoden bzw. Kathoden (Pitch) je nach MSGC-Typ zwischen 130 mm und 1 mm. Die Zusammensetzung des Wafers mit einer Driftelektrode zu einem abgeschlossenen, mit Zählgas gefüllten Volumen bildet die MSGC. Die eng benachbarte Lage zwischen Anoden und Kathoden verkürzt die Driftwege und damit die Ladungssammelzeiten bis zu einem Faktor 1000 im Vergleich zur MWPC. Das erhöht die Ratenakzeptanz des MSGC-Detektors auf über 1 MHz/mm² [Sa94].

Die bisher ausführlich untersuchten und am ILL eingesetzten MSGC-Neutronendetektoren arbeiten mit ³He als Neutronenkonverter. Mit 3 bar ³He, 1.5 bar CF₄ und einem Abstand von 15 mm zwischen Wafer und Driftelektrode (Gap) wurde eine Effizienz von 46% für thermische Neutronen bei einer Ortsauflösung von 1.3 mm (FWHM) erreicht [Vel97]. Die aktive Detektorfläche betrug 80 x 80 mm². Um dem hohen Fülldruck standzuhalten, war ein massives Metallgehäuse mit dicken Aluminium-Eintrittsfenstern notwendig. Somit sind auch mit diesem Konzept keine großflächigen Detektoren einfach zu realisieren. Zudem ist die Zeitauflösung aufgrund des Gaps von ca. 15 mm zwischen MSGC und Eintrittsfenster mit der eines Zählrohres vergleichbar.

Seit der Erfindung der MSGC wurde in den letzten 12 Jahren ein weites Anwendungsfeld für diese Art von Detektoren erschlossen. Große Anstrengungen und Entwicklungsarbeiten wurden für den Einsatz der MSGC als Spurdetektor in Experimenten der Hochenergiephysik wie z. B. HERA-B unternommen. Sowohl in der medizinischen Anwendung als auch im Bereich von Ring-Cherenkov-Detektoren sind sie interessant zum Nachweis einzelner Elektronen oder in Kombination mit einem Elektronenemitter für einzelne Photonen. In der Neutronenphysik wurden mit ³He betriebene MSGC-Detektoren im Experiment D20 des ILL bereits erfolgreich zur höchstauflösenden Neutronendiffraktometrie eingesetzt. Gleichzeitig hat ihre große Empfindlichkeit gegenüber Verunreinigungen und anderen Ageing-Effekten aber auch gerade in den letzten Jahren dazu geführt, daß intensiv an neuen Detektorkonzepten mit robusteren Mikrostrukturen geforscht wird.

Szintillatoren und Image Plates

Ein Szintillator wandelt die durch ionisierende Strahlung in ihm deponierte Energie in Licht um. Dabei sollte der Wirkungsgrad der Umwandlung möglichst hoch sowie die Lichtausbeute proportional zur deponierten Energie sein. Weiterhin muß der Szintillator transparent sein für sein eigenes Licht. Wird dem Szintillator ein Neutronenkonverter beigemischt, so erzeugen die nach einem Neutroneneinfang freiwerdenden Konvertierungsprodukte Szintillationslicht.

Schematischer Aufbau eines CCD-Kamera-Systems für Neutronen

Die einfachste Methode, die in einem Szintillator erzeugten Photonen ortsaufgelöst nachzuweisen, ist die sogenannte Neutronenkamera. Hier wird ein handelsüblicher Polaroidfilm direkt vor einer für Neutronen empfindlichen Szintillatorschicht (wie z. B. ⁶LiF-ZnS(Ag)) montiert. Die entstehenden Photonen schwärzen den Film. Somit lassen sich auf einfachste Weise größere Flächen mit einer sehr guten Ortsauflösung abbilden. Eine weitere Möglichkeit, das Szintillatorlicht ortsaufgelöst zu registrieren, besteht in der Verwendung von CCD-Elementen. Mit Hilfe von CCD-Kameras sind jedoch nur integrierende Detektoren möglich, da sie keinen Einzel-Neutronennachweis erlauben und keine präzise Zeitinformation liefern können. Selbst bei den besten High-Speed Kameras werden im Moment noch immer mindestens 2 ms benötigt, um ein Bild auszulesen [Sa99]. Anwendung finden solche Systeme deshalb vor allem in der Neutronen-Radiographie und Tomographie [Sch99]. Da die CCD-Chips nicht strahlungsbeständig sind, müssen sie sich außerhalb des Neutronenstrahls befinden.

Eine Alternative zu den bereits oben erwähnten Filmen stellen die sogenannten Image Plates dar. Ursprünglich für den ortsaufgelösten Nachweis von Röntgenstrahlung entwickelt [So83], wurde diese Art von Detektoren seit Beginn der 90er Jahre durch Beimischungen von Konvertermaterialien wie ⁶Li oder Gd₂O₃ auch für den Nachweis von Neutronen nutzbar gemacht [Ok90]. Bei den Image Plates handelt es sich um phosphoreszierende Materialien (hauptsächlich BaFBr:Eu²⁺), die als Bildspeicher dienen. Sie zeichnen den lokalen Verlauf von Ionisationsspuren durch die Bildung von Gitterfehlern im Kristall auf. Dabei ist die Dichte der Defekte direkt proportional zur absorbierten Energie. Durch Abtasten mit einem He-Ne-Laser werden die gebildeten Farbzentren zur Phosphoreszens angeregt, so daß die Orts- und Energieinformation ausgelesen werden kann. Anschließendes Durchfluten der Platte mit Licht zerstört die Störstellen und überführt den Kristall wieder in seinen Ausgangszustand, so daß die Bildplatte erneut eingesetzt werden kann.

Halbleiterdetektoren

Die Vielzahl an Halbleiterstrukturen, die in den letzten Jahren auf der Basis von Silizium entwickelt worden sind, ergeben in Kombination mit einem Konverter einen Neutronendetektor mit sehr guter Ortsauflösung. Dabei befindet sich die Konverterfolie entweder direkt auf dem Halbleiter [Br99] oder einige Millimeter davon entfernt [Pe96]. Die vom Konverter (meist ¹⁵⁷Gd oder ⁶Li) emittierten geladenen Teilchen deponieren ihre kinetische Energie in der Verarmungszone des Halbleiters durch Bildung von Elektron-Loch-Paaren. Diese driften im elektrischen Feld zu den jeweils entgegengesetzt liegenden Elektroden, werden dort aufgesammelt und über Vorverstärker ausgelesen.

Die Nachweiseffizienz und die Gammaempfindlichkeit hängen stark vom verwendeten Neutronenkonverter ab. Diese Art von Detektoren findet vorwiegend für Anwendungen in der Neutronen-Radiographie und -Tomographie Anwendung, wenn hohe Anforderungen an die Ortsauflösung gestellt werden.

weitere Detektorkonzepte mit festen Neutronenkonvertern

Alle bisher zum Nachweis von Neutronen diskutierten Gasdetektoren benutzen das Gas ³He sowohl als Neutronenkonverter als auch als Zählgas. Um eine ausreichende bis hohe Nachweiseffizienz von 40-95 % für thermische Neutronen zu erreichen, müssen diese Detektoren unter hohem Druck von bis zu 10 bar betrieben werden. Dies erfordert bei großen Flächen massive und unhandliche Gehäuse. Um Ageing-Effekte zu verhindern, müssen sehr hohe Anforderungen an die Sauberkeit bei der Herstellung der Detektoren als auch an die verwendeten Zählgase gestellt werden. So ist nach wie vor das ³He-Zählrohr trotz seiner schlechten Orts- und Zeitauflösung der am meisten eingesetzte Neutronendetektor (siehe z. B. die Instrumentierung am ILL).

Schematischer Aufbau eines Gasdetektors mit einer Schicht eines festen Neutronenkonverters

Bei einem festen Neutronenkonverter wird dieser dagegen als feste Schicht auf einem Substrat in geringem Abstand parallel zu einer Auslesestruktur z. B. zu einer MSGC oder MWPC eingebaut. Die entstandenen Konvertierungsprodukte verlassen die dünne Schicht und erzeugen Primärladungen im Zählgas, die aufgrund der Gasverstärkung an den Anoden nachgewiesen werden. Dies hat den Vorteil, daß der Absorptionsort sehr gut lokalisiert ist und auch bei schrägem Neutroneneinfall keine Parallaxe auftritt. Durch den Einsatz eines festen Konverters können billige Zählgase im Spülmodus eingesetzt werden, wodurch Alterungseffekte im Detektor verhindert werden. Ein weiterer Vorteil ist die Verbesserung der Zeitauflösung des Detektors, die sich aus der Trennung von Zählgas und Neutronenkonverter ergibt. Die Zeitunschärfe ist nicht mehr durch die Dimension des Gasvolumens bestimmt, sondern durch die Dicke der Konverterschicht. Für den Nachweis von thermischen Neutronen wurden 1994 einige Mehrschichtkonverter aus 300 mm dicken ^nat.Gd-Folien mit CsI-Beschichtung in einem Niederdruck-Gasdetektor untersucht [Da94]. Dabei konnte für natürliches Gadolinium eine Ortsauflösung von 0.65 mm und eine Nachweiseffizienz von etwa 7% gemessen werden.

Auf diesem Konzept basierend laufen nun seit einiger Zeit am Hahn-Meitner-Institut (HMI) in Berlin im Hinblick auf die geplante europäische Spallationsquelle (ESS) die Entwicklungsarbeiten an einem neuen Neutronendetektor mit einem ¹⁵⁷Gd/CsI-Zweischichtenkonverter von optimierter Dicke [Ge97]. Weitere Informationen dazu finden sich in [Sc99] und am HMI.

Literaturverzeichnis

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• [Ch68] G. CHARPAK ET AL., Nucl. Instr. and Meth. {A 62} (1968) 235
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• [Vel97] N. VELLETAZ ET AL., "Two-dimensional gaseous microstrip detector for thermal neutrons", Nucl. Instr. and Meth. {A 392} (1997) 73