SZAKDOLGOZAT. Neutrongenerátorok és gyakorlati alkalmazásaik. Dósa Gergely. egyetemi docens BME Nukleáris Technika Tanszék

Átírás

1 SZAKDOLGOZAT Neutrongenerátorok és gyakorlati alkalmazásaik Dósa Gergely Témavezető: Dr. Dóczi Rita egyetemi docens BME Nukleáris Technika Tanszék Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Nukleáris Technika Tanszék 2011

2 Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Nukleáris Technika Tanszék Fizika BSC szakdolgozat-feladat Dósa Gergely alkalmazott fizika szakirányú hallgatónak Neutrongenerátorok és gyakorlati alkalmazásaik Kidolgozandó feladat részletezése: Várhatóan a BME Nukleáris Technikai Intézetében hamarosan beüzemelésre kerül egy neutrongenerátor oktatási és kutatási célokra. A jelen szakdolgozat a neutrongenerátorok felépítéséről, típusairól, működéséről szóljon, mely jó kézikönyvvé is válhat a jövőbeli hallgatók számára. A dolgozatnak a hagyományos generátorokon túlmenően a modern, hordozható sealed tube típust is be kell mutatnia, valamint ki kell térnie a neutrongenerátorok gyakorlati felhasználásának legfontosabb területeire. A diplomamunka készítésének helye: Nukleáris Technika Tanszék Témavezető: Dr. Dóczi Rita Beosztása: egyetemi docens Záróvizsga tételei: Alkalmazott fizika szakirány tételsora (1 12) és N1 N6 A feladat kiadásának időpontja: szeptember 24. Beadási határidő: június 3. A szakdolgozat témakiírását jóváhagyom: 2... Dr. Sükösd Csaba tanszékvezető

3 Önállósági nyilatkozat Kijelentem, hogy jelen szakdolgozatot önállóan, meg nem engedett segédeszközök nélkül készítettem. A szakdolgozatban csak a megadott forrásokat használtam fel. Minden olyan részt, melyet szó szerint, vagy azonos értelemben, de átfogalmazva más forrásból vettem, egyértelműen a forrás megadásával jelöltem. Budapest, június Dósa Gergely 3

4 Tartalomjegyzék 1. Bevezető Előszó Neutron Neutron története Neutron felépítése, bomlása Atommag stabilitása Fúzió, bomlás, hasadás Neutron reakciója az atommaggal 9 2. Neutrongenerátor Általában a neutrongenerátorokról Fúziós reakciók a neutrongenerátorokban Neutrongenerátor felépítése Általános felépítés Ionforrás Penning-típusú ionforrás Gyorsító-cső Target Tápegység Lencsék és ellenőrző berendezések Társult részecske módszer Vákuumrendszerek Neutrongenerátor fajták Kereskedelmi neutrongenerátorok Sealed tube neutrongenerátorok Nagy intenzitású neutrongenerátorok Mai gyártók 31 4

5 5. Gyakorlati alkalmazások Sugárbiológia gyorsneutronokkal Bór neutron befogásos terápia (BNCT) Geofizikai alkalmazás Ipari alkalmazás Neutronos radiográfia Laboratóriumi alkalmazás Neutron aktivációs analízis Prompt gamma aktivációs analízis Reaktorfizikai alkalmazás Pulzált neutronforrás módszere Végszó Irodalom 43 5

6 Bevezető 1.1. Előszó Jelen szakdolgozatom a neutrongenerátorokról szól. Azonban felmerül a kérdés: miért olyan fontos a neutron, hogy készülékeket kell építenünk az előállítására? Ennek megválaszolásához először tisztában kell lennünk a neutron saját és atommaggal kapcsolatos tulajdonságaival, történetével. A bevezető további részében erről lesz szó, rövid magfizikai emlékeztetők formájában. Miután minden szükséges dolgot átvettünk, elkezdődik a téma tényleges tárgyalása, többek között a működési elv, felépítés, fajták és gyakorlati alkalmazások bemutatása. Az utóbbi esetében kiragadtam pár fontosabbat (s ezek közül is az utolsóról kicsit részletesebben írtam), ugyanis mára már nagyon szerteágazó a neutrongenerátor alkalmazási területe és nem hogy egy egész szakdolgozatot, de egy könyvet is tele lehetne írni velük. Természetesen a többi alkalmazásra mindig utalni fogok a megfelelő helyeken Neutron A neutron az atommag egyik összetevője, jele n. Neve a latin neutral (semleges) szóból ered. Feles spinű részecske, tömege ( 1, kg) majdnem megegyezik a proton tömegével. Nagy jelentőséggel bír a magfizikában, ahogy majd azt később látni fogjuk. A neutront és a protont, mint atommagot alkotó részecskét, összefoglaló néven nukleonnak nevezzük [1] Neutron története 1930-ban Walther Bothe és H. Becker (Németország) azt találták, hogy ha nagy energiájú alfa-részecskékkel bizonyos könnyű elemeket (berillium, bór, lítium) bombáznak, akkor egy rendkívüli áthatolóképességű sugárzás keletkezik. Először ezt röntgen-, vagy gamma-sugárzásnak gondolták, bár annál is nagyobb volt az áthatolóképessége, és az eredményeket nagyon nehéz volt ily módon értelmezni. A következő eredményt 1932-ben Irène Joliot-Curie és Frédéric Joliot-Curie publikálták. Ha a kijövő sugárzást paraffinra, vagy más hidrogéntartalmú anyagra bocsátották, akkor abból nagy energiájú protonok lökődtek ki. Ezt még nehezebb volt az eddigi elméletekkel magyarázni. 6

7 A neutront eme több furcsa eredményt hozó kísérletek után végül James Chadwick fedezte fel 1932-ben, aki ezért Nobel-díjat kapott. Kísérleteinek sorozatával, hosszas kutatást követően kizárta a röntgen-sugárzást (vagy gamma-sugárzást), mint lehetséges magyarázatot. Feltételezte, hogy az alfa-részecskékkel (hélium-atommag) bombázott berillium mintából egy proton tömegével megegyező, semleges részecske lökődik ki. A kísérlet reakcióegyenlete: A neutron antirészecskéjét, az antineutront, Bruce Cork fedezte fel 1956-ban, egy évvel az antiproton felfedezése után. Tömege megegyezik a neutronéval és töltéssel szintén nem rendelkezik. A különbség, hogy antikvarkokból épül fel, két anti-d kvarkból és egy anti-u kvarkból [1] Neutron felépítése, bomlása Felfedezése után a neutron intenzív kutatások tárgyát képezte. Rájöttek, hogy szabad (atommagon kívüli) állapotában nem stabil, 10,8 perces felezési idővel elbomlik protonra, elektronra és anti-neutrínóra (negatív β bomlás): Bomlása a gyenge kölcsönhatással magyarázható, mely során a neutront alkotó 1 fel-kvark (u - up) és 2 le-kvark (d - down) közül az egyik le-kvark egy W - bozon létrejövetele mellett átalakul fel-kvarkká (és így az egész részecske protonná). A W - bozon később elbomlik elektronra és anti-neutrínóra (1. ábra). 1. ábra A neutron bomlás Feynman-gráfja 7

8 A neutron kvarkjait a kis hatótávolságú és töltésfüggetlen erős kölcsönhatás tartja egyben, melynek közvetítő részecskéje a gluon (angol szó, jelentése: enyv/ragasztó). Az atommagot összetartó magerő is ennek a kölcsönhatásnak a gyengébb maradványa. Az összetett mag tömege mindig kisebb, mint az őt alkotó részecskék tömege különkülön és a tömeghiánynak (tömegdefektusnak) megfelelő kötési energia tartja össze az atommagot (Einstein: E=m*c 2, tömeg-energia ekvivalencia képlete alapján), aminek egy része különböző magreakciók folytán (maghasadás, fúzió) hő formájában visszanyerhető [1] Atommag stabilitása Az eddig elmondottakból még nem magyarázhatóak az atomokkal kapcsolatos megfigyeléseink. A periódusos rendszerben található kémiai elemeknek több eltérő tömegszámú ún. izotópja is van. Ezek egy része stabil, a többi pedig gyakran radioaktív. A kötési energia különböző atommagoknál látott viselkedését sokféle modellel próbálták leírni, ezek közül is az egyik legrégebbi és legegyszerűbb a Weizsäcker-féle töltött folyadékcsepp modell. Az ötlet alapján az atommag egy állandó sűrűségű töltött folyadékra hasonlít, melyet 5 energiatag (térfogati, felületi, Coulomb taszítási, Pauli /aszimmetria/ és anti- Hund /spinhatás/ energia) befolyásol a stabilitás szempontjából. Azonban néhány mágikus tömegszámú elemet (pl. hélium, oxigén) a modell nem képes megmagyarázni, mivel a lezárt nukleonhéjakat nem veszi figyelembe. Ezt a modellt gyakran hívják félempirikusnak is, mert állandóit a mérési eredményekre való illesztéssel határozták meg. A többi, újabb modell (héjmodell, egyesített magmodell) már a kvantummechanikát komolyabban is felhasználta, így a cseppmodell hiányosságai megmagyarázhatóvá váltak [1] Fúzió, bomlás és hasadás Ismert tény, hogy az egyik legstabilabb atommaggal a vas ( 56 Fe) rendelkezik, ezt az ideális állapotot próbálja elérni az összes többi atommag, alacsonyabb tömegszám esetén fúzióval, magasabb tömegszám esetén bomlással (α, β -, β + ), drasztikusabb módon pedig hasadással. Az átalakulás során felszabadul a két állapot kötési energiája közötti különbség, ezt használják ki az atomerőművekben és próbálják kihasználni a fúziós kutatásokban az energia termelésére [1]. 8

9 1.7. Neutron reakciója az atommaggal A neutron, semlegessége miatt az atommagot Coulomb-taszítás nélkül megközelítheti, ami jelentős előny, mivel a fúziós energiatermelésnél ezt a taszítást iszonyúan nagy hőmérsékletekkel kell legyőzni (a megvalósítás ezért is nehézkes). A következőkben kitérek a fő neutron-atommag reakciókra [23]: i. Rugalmas szóródás: A neutron, atommagokon történő rugalmas szóródáskor az atommag tömegétől és a szóródás szögétől függő mértékben átadja mozgási energiája egy részét a szóró atommagnak. A neutron így a szóródás során elveszíti valamennyi kinetikus energiáját; lelassul és haladási irányát megváltoztatja. Az ütközés során elvesztett energia annál nagyobb, minél kisebb a szóró mag atomtömege (protonnal történő ütközésnél ez maximális). Jelölése: (n,n) ii. Rugalmatlan szóródás: Ha a neutron energiája elég nagy (kb. 1 MeV fölötti) az atommag gerjesztéséhez, rugalmatlan szóródás következhet be. A szóródás során átadott kinetikus energiának csak egy része alakul át a meglökött mag kinetikus energiájává, a másik része a gerjesztésre fordítódik. Ezen reakciótípus után így a meglökött mag gyakran gerjesztett állapotban marad, és ebből γ- vagy más szekunder sugárzás kibocsátásával kerül alapállapotba. A rugalmatlan szóródás nehezebb elemek magjain nagyobb valószínűséggel következik be. Jelölése: (n,n ) iii. Neutron indukált magreakciók: A neutron ennél a reakciótípusnál olyan kölcsönhatásba lép az atommaggal, ami végül a mag szerkezetének átalakulásával jár. A kölcsönhatás valószínűsége, és az, hogy ekkor milyen magreakció jön létre, függ a neutron energiájától és a magfajtától (lassú neutronok befogási valószínűsége általában nagyobb): 1) (n,p), (n,α), (n,2n) reakciók rendszerint gyors neutronok (0,5 MeV<E<10 MeV) hatására, könnyű magokkal jönnek létre. 9

10 2) (n,f) maghasadási folyamat általában termikus neutronok (0,025 ev<e<0,44 ev) hatására, nehéz magokkal ( 233 U, 235 U, 239 Pu, 241 Pu) jön létre. Ekkor a nehéz mag többnyire két, közepes tömegszámú maggá hasad szét. Fontos megjegyezni, hogy nagy energiájú neutronok (100 MeV) esetén a mag igen nagyszámú termékre eshet szét, ez az ún. magszétesés vagy spalláció. 3) (n,γ) neutronbefogásos reakció lassú neutronok hatására a legtöbb magfajtánál felléphet, de azt itt hozzá kell tenni, hogy az eddig említett reakciókat is néha γ sugárzás szokta kísérni. 2. Neutrongenerátor 2.1. Általában a neutrongenerátorokról A neutrongenerátorok kicsi gyorsítók, melyek tartalmaznak vákuumos, mágneses, elektromos és mechanikus komponenseket, sugárforrásokat, hűtőköröket és pneumatikus rendszereket. Ezek lehetnek különböző típusú ionforrások, nyalábgyorsító és szállító rendszerek, targetek (célpontok), magasfeszültségű és egyéb tápegységek, neutron és trícium ellenőrző (monitorozó) berendezések. Főbb feladatuk, hogy jó alternatívát kínáljanak az elsődleges neutronforrásként használt kutató reaktorokhoz, és egy rendkívül jól ellenőrizhető és befolyásolható neutronnyalábot hozzanak létre. Előbbi azért fontos, mert így mobilis és olcsó neutrongenerátorok lehetnek a kutatóintézetekben, míg az utóbbi a reaktorokban fellépő bonyolult reaktorfizikai számításokat és fluktuációkat küszöböli ki. Gyakorlati alkalmazásuk ipari, orvosi, laboratóriumi és reaktorfizikai jellegűek, ilyen például a neutronos képalkotás, geológiai felmérések, sugárterápia (pl. BNCT bór neutron befogásos terápia), izotópgyártás, robbanóanyag detektálás, reaktori mérések, prompt gamma aktivációs analízis (PGAA) és neutron aktivációs analízis (NAA). Bár az utóbbi évtizedekben rengeteget fejlődtek, működésük mindvégig a következő két (fúziós) reakción alapul: a D-D és D-T reakciókon*. Mindkét esetben ionizált deutériumot gyorsítanak deutériumot és/vagy tríciumot tartalmazó fém-hidrid targetnek [3]. Erről lesz szó a következő fejezetben. *D=deutérium, T=trícium 10

11 2.2. Fúziós reakciók a neutrongenerátorokban A neutrongenerátorok (főként az alacsony feszültségűek ~100kV) deutérium és trícium segítségével az alábbi reakciókban állítják elő a neutronokat: 2 H(d,n) 3 He, azaz D + D n + 3 He Q=3,268 MeV E n =2,5 MeV (1) 3 H(d,n) 4 He, azaz D + T n + 4 He Q=17,588 MeV E n =14,2 MeV (2) A Q a reakció során felszabadult összes energia, az E n pedig a keletkezett neutron mozgási energiája. 0 -nál a szög szerinti differenciális hatáskeresztmetszete (1)-nek 2,6 mb/sr és (2)- nek 400 mb/sr. A D-T reakciónak alacsony deutérium energián (E d = kev) a másikkal szemben nagy a hatáskeresztmetszete, ami magas gyorsneutron hozamot eredményez. Pontosabban a D-T reakció totális hatáskeresztmetszetének széles rezonanciája van ezen az energián, ami maximálisan 5 barn E d =107 kev-nél. A D-Dnek itt ez csak 20 mb, vagyis szinte elhanyagolható (2. ábra). 2. ábra (D-T) és (D-D) reakció totális hatáskeresztmetszete különböző deutérium energiákon 11

12 A D-D reakciót ezért főleg magas feszültségű elektrosztatikus gyorsítókban és ciklotronokban használják. Ráadásként a neutron energiáját változtathatják a bombázó deutérium energiájának állításával (bár monoenergetikus neutronokat csak E d < 4,45 MeV energiákon lehet előállítani). Természetesen a termelődő neutronok energiáját nem csak a reakció típusa, és a bombázó deutérium energiája befolyásolja, hanem a D + nyalábhoz viszonyított kilépés szöge is. Ennek a szög (és energia) szerinti eloszlásnak a meghatározására rengeteg mérést és Monte Carlo szimulációt végeztek el. Az eljárás a következő lépésekből állt: 1) A szög (Y) és energia (E d ) szerinti eloszlás közelítése a következő kifejezésekkel laboratóriumi rendszerben: n i Yn ( Ed, ) Y0 ( Ed ) Yi ( Ed ) cos (3) i 1 n i En ( Ed, ) E0 ( Ed ) Ei ( Ed ) cos (4) i 1 D-D reakciónál elég Y 5 és E 3, míg D-T-nél Y 3 és E 2 tagokig elmenni a sorfejtésnél. 2) Mérés és Monte Carlo szimulációk elvégzése, majd legkisebb-négyzetes illesztés a szerzett adatokra. 3) Y i és E i együtthatók meghatározása (lásd: [3], táblázat). A mérésekhez szóródásmentes elrendezést és a Zr/Nb, Zr/Au, Zr/Ta aktivitás arány módszereket használták [11,12,13]. További mérési elrendezések és módszerek találhatóak a [3] forrásban. A következő ábrákon az eredményeket láthatjuk. Személyesen vontam le az alábbi megállapításokat: a) A D-D reakciónál a D + nyalábbal egy irányban vannak a legnagyobb energiájú neutronok, melyek a D + nyaláb irányától való eltérési szög (emissziós szög) növelésekor egyre kisebb energiájúak (3. ábra) b) A D-D reakció neutronhozama a nyaláb irányában a legnagyobb, egy kicsi hozam pedig a visszaszórás miatt ellentétes irányú (4. ábra) c) A D-T reakciónál a neutronok energiájának szög szerinti eloszlása hasonlít a D-D reakcióéhoz (5. ábra) d) A D-T reakció neutronhozama meglepő módon a következő emissziós szögeknél a legnagyobb: 142.5, 92.5, 62.5 és 7.5. Ezekhez a szögekhez nem csak nagy hozam, hanem egyedi neutron energia is tartozik (6. ábra). 12

13 3. ábra (D-D) reakció neutronjainak energiája a deutérium nyalábtól való eltérés szögének függvényében E d =200 kev-nél vastag és vékony target esetén 4. ábra (D-D) reakció neutronhozama a deutérium nyalábtól való eltérés szögének függvényében 13

14 5. ábra (D-T) reakció neutronjainak energiája a deutérium nyalábtól való eltérés szögének függvényében E d =150 kev-nél vastag TiT target esetén [6] 6. ábra Monte Carlo szimulációval számított energia-hozam eloszlási profilok a (D-T) reakcióhoz és a mérési elrendezés [9] 14

15 3. Neutrongenerátor felépítése 3.1. Általános felépítés Egy neutrongenerátor általános blokk-diagramját és egy működő, Debrecenben házilag készített neutrongenerátor sematikus felépítését tekinthetjük meg a következő két ábrán (7-8. ábra); ezekből jó képet kaphatunk a készülék általános felépítéséről. A továbbiakban sorba veszem a benne található eszközöket és rendeltetésüket, ezek sorrendben: ionforrás, gyorsító-cső, target, tápegység, lencsék, ellenőrző berendezések (monitorok), vákuumrendszerek. Az ionforrás esetében a leggyakrabban használt típust is bemutatom (külön alfejezetben). Mint látni fogjuk, egy neutrongenerátorhoz sok tudományterület együttes tudására van szükség; itt kiemelném a vákuumtechnikát, az elektronikát és a mágneses optikát. A fejlesztéshez, az építéshez és a karbantartáshoz tehát több szakember koordinált munkája is kell, vagy a meglévő személyzetnek kell rendelkeznie szerteágazó ismeretekkel (ellenkező esetben a fenntartási költség és a meghibásodások száma növekedni fog) [3]. 7. ábra Neutrongenerátor általános blokk-diagramja 15

16 3.2. Ionforrás 8. ábra A debreceni neutrongenerátor sematikus felépítése Az ionforrás nagy áram és hűtésigénye miatt a magasfeszültségű (HV) terminálban helyezkedik el, a gáz-fókuszáló és adagoló rendszerrel együtt. Főleg három típust használnak: rádió-frekvenciásat (RF), Penning-típusút (PIG Philips Ion Gauge) és nagy áramoknál duoplasmatront (DP - duopigatron). Az ionforrásnak neutrongenerátorok esetén az alábbi követelményeknek kell megfelelnie: 1. hatékony működés alacsony gáznyomásnál 2. nagy ionáram létrehozása 3. gáz nagyfokú hasznosítása 4. atomi ionok nagyobb aránya 5. kis energiaigény 6. megbízhatóság folyamatos használat esetén 7. hosszú élettartam 8. egyszerű és robosztus felépítés 9. egyszerű karbantartás 16

17 Penning-típusú ionforrás és megfelelő tartozékok alkalmazásával majdnem mindegyik követelmény teljesíthető. Az egyetlen, ami ennél nem teljesül, az a negyedik kitétel: az ionoknak átlagosan csupán 5%-a atomi ion, az előnyeihez képest ez viszont elhanyagolható. Alkalmassága miatt előszeretettel használják neutrongenerátorokban ezt a típust (az RF mellett). Az ionforrásba nyíló deutériumgáz-sugarat egy tű, egy termomechanikus vagy egy palládium szelep szabályozza. Az ionforrás pulzálása (oszcillátor segítségével) lehetővé teszi pulzáló nyaláb létrehozását, például 14 MeV-es neutron-csomagokat µs-os időintervallummal. Akár ns nagyságrendű pulzálást is el lehet érni a gyorsító előtt és után bekötött speciális egységek segítségével [3,10] Penning-típusú ionforrás Ezt a hideg katódos ívkisüléses ionforrást, ami mágneses mezőben oszcilláló elektront használ, PIG-típusú forrásként is ismerik. Működésének elvét megérthetjük a következő ábrából (9. ábra): 9. ábra A Penning-típusú ionforrás működési elve 17

18 A K 1 és K 2 sík elektródák ugyanazon a negatív potenciálon vannak az R sugarú, gyűrű alakú A anódhoz képest. Az így létrejövő elektromos mező az elektronokat az anód felé vonzza. Ha az ábrán bejelölt irányú, B mágneses mező is jelen van, az elektronok táguló spirális pálya mentén fognak mozogni. Az elektronpálya maximális sugara (r e,max ) adott geometriánál E, B értékétől és az elektronsebesség mágneses térhez viszonyított irányától függ. Elegendően nagy B érték esetén, az r e,max < R követelmény teljesíthető, így a K 2 elektródából származó elektronok továbbmennek a K 1 elektróda felé. A K 1 elektróda negatív potenciálja meggátolja az elektronokat (amik energiájuk egy részét rugalmas és rugalmatlan szóródásokban már úgyis elvesztették) a K 1 elektróda felületének elérésében, tehát elindulnak vissza a K 2 elektróda felé. Ezt a K 1 és K 2 elektródáknál ismételgetve, az elektronok intenzív gáz-plazmát hozhatnak létre a további ütközésekkel. Ha az elektronok energiája egy kritikus érték alá esik, becsapódhatnak az anódba. A primer elektronok oszcillációjának n száma kiszámolható az x szabad úthosszból (amit az elektronok járnak be az oszcilláció során) [14]: x n (5) 2d ahol d a katód felülete és az anódgyűrű közötti távolság. Az x érték függ a p nyomástól, az ω ie rugalmatlan és az ω e rugalmas szóródások valószínűségeitől: x 1 ie e Az x szabad úthossz változhat különböző gázokban: 100 ev energiájú elektronokra H 2 gázban x 500 cm (n 20), He gázban x 800 cm (n 32) és N 2 gázban x 140 cm (n 6). Penning-típusú forrás esetén a létrehozott nyalábban speciális körülmények között is csak maximálisan % lehet az atomi ionok aránya. Ennek ellenére, mint már említettem, gyakran alkalmazzák neutrongenerátorokban (E d < 200 kev esetén is), mert egyszerű a felépítése, a hűtése, a tápellátása és hosszú az élettartama. Az ionforrást rendszerint permanens mágnesekkel szerelik fel, így ideális a sealed tube neutrongenerátorokhoz [3]. p (6) 18

19 3.3. Gyorsító-cső A gyorsító-cső rendszerint homogén elektromos mezőt hoz létre, amivel az ionokat nagy sebességre képes gyorsítani. A neutrongenerátorokban lévő gyorsító-csöveknek több feladatuk is van: kinyert D + ionok gyorsítása D + ionnyaláb összetartása vagy fókuszálása vákuum megőrzése a neutrongenerátorban A neutrongenerátorok gyorsító-csöve gyűrű alakú elektródákból áll, amiket üreges, henger alakú, üveg vagy kerámia szigetelő rétegek választanak el. A szigetelőket és a fém elektródákat epoxigyantával vagy polivinil alkohol (PVA) ragasztóval kötik egymáshoz, így biztosítva a vákuum megőrzését a csőben. Alacsony feszültségű neutrongenerátorokhoz sok egyszerű konstrukciót is kitaláltak, ezek két csoportra oszthatóak: homogén és inhomogén mezős gyorsító-csövekre. A homogén mezős gyorsító-csövek, azaz a többrészes csövek, több gyorsító szakaszt is tartalmaznak. Ezek diafragmákból, hengerekből, üreges kúpokból álló elektródák, melyekre egy feszültségosztó lánc adja a feszültséget (10. ábra). Az inhomogén mezős vagy az egy-, két-, háromrészes gyorsító-csövek hengeres vagy kúp alakú immerziós lencsékből állnak. Ez a fajta igen elterjedt a rögzített (gyorsító) feszültségű berendezéseknél, amilyen a sealed tube neutrongenerátor is. Kétrészes gyorsító-csöveket használnak például a TMC A-111 és a KAMAN A-1254 modellekben; az első rész itt a fókuszálást végzi, míg a második felelős a gyorsításért. A nagy intenzitású neutrongenerátorok (10 ma feletti nyalábáram) erősen fókuszáló egy-, két- vagy háromrészes csöveket használnak, amiknél már figyelembe kell venni a nyaláb egységes töltése miatti széthúzás hatását [3]. 10. ábra Homogén mezős gyorsító-cső felépítése 19

20 3.4. Target A neutrongenerátoroknál használt targetek vékony fémrétegek (filmek), amelyeket ezüst, réz vagy molibdén hordozóra (szubsztrátumra) visznek fel. Ezek a fémrétegek ún. fém-hidridekből állnak; titánium, szkandium vagy cirkónium hidrogénnel (főleg izotópjaival: deutériummal és tríciummal) vett stabil vegyületei. Mivel a fém-hidridekben általában minden fématomra jut két hidrogénatom, rendkívül nagy hidrogén-sűrűséget kapunk; ez a maximális neutronhozam eléréséhez létfontosságú. A hordozó általában egy 2 mm vastag korong, a titánium film pedig 1 µm-es, amit rendszerint párologtatással visznek fel és deutérium/trícium bombázással telítenek. A target ilyen felépítése tudatos tervezés eredménye: a kis hidrogéndiffuzivitással rendelkező hordozóra (pl. ezüst) felvitt nagy sűrűségű és abszorpciós képességű titánium film következménye, hogy a hidrogén (és két izotópja) a filmben fog koncentrálódni és nem diffundál a hordozóba (ami így olyan mintha elveszne). Deutérium-trícium gázkeveréket használva újratöltődő D-T targetet hozhatuk létre, ezt a sealed tube változatoknál előszeretettel alkalmazzák. Hátránya a tiszta trícium targeteknél alacsonyabb neutronhozam, előnye a hosszabb élettartam és az állandó szintű neutrontermelés. Az újratöltődő targetek jobban bírják a kifűtést is, ugyanis utána a használat során a trícium pótlódik. A targeteknél a titániumot jobban szeretik a cirkóniumnál, mivel magasabb hőmérsékletet bír ki (200 C) és a neutronhozama is magasabb: jobban elnyeli a deutériumot, mint a cirkónium. A megengedett legnagyobb target hőmérsékletet az szabja meg, hogy a hidrogén deszorpciója milyen hőmérsékleten éri el a kritikus értéket. Épp ezért az ionáram felületegységre vett nagyságát korlátozni kell, vagy a hűtést kell jól megoldani [10] Tápegység A fizikában (és az iparban) rendkívül gyakran használnak nagy feszültségeket elektromechanikus felszereléseknél. Neutrongenerátorok esetén ez a nagy feszültség például a gyorsításhoz, a fókuszáláshoz és az ionok kinyeréséhez kell. A magasfeszültségű tápegységek általában Cockroft-Walton feszültségsokszorozók, Felici-típusú elektrosztatikus szerkezetek, közepes frekvenciás Allibonetípusú feszültség-sokszorozók, hűtött magú transzformátorok vagy parallel táplált Dynamitron feszültség-sokszorozók. Ezek rendszerint arra valók, hogy ellássák (és szabályozzák) a magasfeszültségű terminált, ami a többi alkatrészt is táplálja [3]. 20

21 3.6. Lencsék és ellenőrző berendezések A legtöbb neutrongenerátornak van ionnyaláb kezelő rendszere: mágneses vagy elektrosztatikus quadropol lencsék, nyalábprofil ellenőrző és analizáló (egyszerű elektromágnes vagy Wien-szűrő) berendezések. A méret és a technikai megoldás függ a neutrongenerátor céljától. A lencsék és rések a targetre fókuszálást végzik, míg az ellenőrző berendezések a tényleges neutronhozamot hivatottak meghatározni. A neutrongenerátorok neutronhozamának folyamatos figyelése (monitorozása) nagy jelentőséggel bír a hatáskeresztmetszetek meghatározásában vagy az aktivációs analízisben. Ez négy módszerrel történhet: a) Alfa részecske detektálással, azaz társult részecske módszerrel (lásd később) b) Proton visszalökődéses detektorral (pl. hidrogénnel töltött proporcionális detektor, vagy szerves szcintillátor) c) Hosszú számlálóval ( Long counter ) d) Hasadási kamrával Az a) módszert kimondottan kedvelik, ugyanis a működéssel egyidejű és viszonylag pontos eredményt ad [3]. 11. ábra Társult alfa részecskés target fej vékony műanyag szcintillációs detektorral 21

22 Társult részecske módszer A társult részecske módszert (APM Associated Particle Method) széles körben alkalmazzák a tényleges neutron-emissziós értékek meghatározására (például Time-of-Flight és egyéb koincidenciás méréseknél). Az eljárás főleg a D-D és D-T reakciók során termelődött 3 He és 4 He részecskék detektálásán alapul, amik a neutronokkal ~180 -os szöget bezárva repülnek ki a targetből. Általában felszín-gátas (SB surface barrier) Si detektort használnak az alfa részecskék detektálásához. A következőkben egy tipikus APM target fejet amit kereskedelmi neutrongenerátoroknál használnak fogunk megvizsgálni (11. ábra). A deuteron nyaláb kollimációja és targetre fókuszálása után az alfa részecskéket itt egy szcintillációs detektor érzékeli; a detektor fólia (0,05 mm vastag NE 102A) a target kamrában helyezkedik el, a fotoelektron-sokszorozó pedig egy Perspex műanyag laphoz van optikailag hozzácsatolva. Az a térszög, amiben a koincidenciás 14 MeV-es neutronokat detektálhatjuk, szintén fel van tüntetve [21]. Az SB detektoroknak (a szcintillátorokhoz képest) kiváló energiafelbontása van, ami lehetővé teszi a deuteron vagy hélium tartalom mérését a trícium target belsejében. A trícium radioaktív, és β bomlással 3 He-ra bomlik; egy éven belül a trícium 6%-a 3 He lesz, ez pedig a 3 He(d,p) 4 He reakció miatt a detektorban háttérsugárzást okoz. Mivel a 3 H(d,n) 4 He és 3 He(d,p) 4 He reakciókból származó alfa részecskék energiája szinte azonos, csak nagy felbontású detektorokkal lehet elkülöníteni őket. Szerencsére a 3 Heas reakciónak 440 kev-nél van a rezonanciája, míg a tríciumosnak 110 kev-nél. Másrészről a hőmérséklettől függően kiszökhetnek 3 He részecskék a targetből; 400 kev-es deuteron nyaláb esetén (ami nem ritka a neutrongenerátoroknál) ez a 3 He kiszökés elhanyagolásakor a neutronhozam meghatározásában nagy hibákat okozhat, mert a 3 He és 4 He hatáskeresztmetszetei szinte megegyeznek [22]. Alacsonyabb deuteron energiáknál az effektus kisebb, de 200 kev-nél és viszonylag új target használva is 0,5% körüli hibát eredményezhet [3]. 22

23 3.7. Vákuumrendszerek A vákuumrendszerek név magába foglalja az elővákuum (mechanikus, cryo) szivattyúkat, a végvákuum (diffúziós, ion getter, turbomolekuláris) szivattyúkat és a vákuummérőket. A gyorsító és fókuszáló részekben ezek vákuumot ( mbar) tartanak fenn, mely a nyaláb, a target és a berendezések tisztaságát biztosítja. A diffúziós szivattyúk előnyei és hátrányai: alacsony költség nagy szívási sebesség egyszerű karbantartás hosszú élettartam nincs mozgó alkatrész vákuum olajjal való szennyezése (ez csökkenthető FLOMBIN és SANTOVAC olajokkal és folyékony nitrogén csapdákkal) A titánium (ion) getter szivattyúk előnyei és hátrányai: tiszta vákuum nagy szívási sebesség targetből kikerülő és elnyelődő trícium miatt a használt szivattyú-elemek sugároznak, kezelésük nehézségekbe ütközik A turbomolekuláris szivattyúk előnyei és hátrányai: legtisztább vákuum relatíve magas költség lehetséges mechanikus károsodás Természetesen a vákuum szintjét folyamatosan ellenőrizni kell, ezeket a vákuummérőkkel tehetjük meg. Az elővákuumnál Pirani típusút és termoelemet, míg végvákuumnál Dushman és Penning típusút használunk (ez utóbbi felépítése hasonló a vele megegyező nevű ionforráséval). A szivattyú- és mérőrendszerek összekötése megteremti a lehetőségét az automatikus szabályozásnak. Napjainkban gumi vagy Viton O-gyűrűk helyett fémgyűrűket (pl. réz) használnak és a mai neutrongenerátorok kifűthető komponenseket is tartalmaznak [3,4]. 23

24 4. Neutrongenerátor fajták 4.1. Kereskedelmi neutrongenerátorok A kereskedelmi neutrongenerátorok viszonylag egyszerű gépek, D-T és D-D reakcióból származó n/s és 10 9 n/s körüli neutronhozammal. Alap nukleáris kutatásokban, oktatásban, technológiai fejlesztésekben használják a nukleáris adatok mérésére és laboratóriumi gyakorlatokra, amik a neutronok különböző interakcióit tanulmányozzák. Szintén használják aktivációs analízisre (NAA), prompt gamma aktivációs analízisre (PGAA), gyors neutron besugárzásra, neutron dozimetriára, stb. Gyakorlatilag nem volt technológiai fejlődés a kereskedelmi neutrongenerátorok területén az 1990-es évek óta, és ma már szinte alig gyártja néhány cég ezeket a közepes teljesítményű ( kv, 1-2 ma) gépeket. A legfőbb gyártók voltak az IRELEC (régebben AID és SAMES) Franciaországban, a KFKI Magyarországon, az EFREMOV Intézmény Oroszországban és a MULTIVOLT az Egyesült Királyságban. Az ilyen típusú neutrongenerátorok sok országban még mindig üzemelnek. Sajnos ezen generátorok közül néhány már nem működik, így a javításaik miatt is javasolt a megfelelő (továbbfejlesztett) alkatrészekkel való ellátás. Például a neutronhatáskeresztmetszetek meghatározása már µs-os vagy ns-os pulzáló egységeket követel. Ezeket a rendszereket szinte kizárólag azokban a laboratóriumokban készítik, ahol kifejlesztik őket, és kereskedelmileg nem állnak rendelkezésre. Éppen emiatt erős együttműködés kell a kutató és fejlesztő laboratóriumok között, hogy a kereskedelmi neutrongenerátorokat pulzáló egységekkel és egyéb komponensekkel (analizáló mágnes, kvadrupol lencsék, stb.) bővíthessék. Kiváló példa erre az FNRF (Fast Neutron Research Facility) a Chiang Mai Egyetemen, Thaiföldön, ahol a kereskedelemre gyártott SAMES J-25 neutrongenerátor egy gyorsító-utáni ns-os pulzáló rendszerrel és egy AP (associated particle társult részecske) target fejjel lett tökéletesítve. Ez az erőfeszítés egy közepes kereskedelmi neutrongenerátoron alapuló, jó repülési idő (TOF Time-of-Flight) spektrometriás labort eredményezett. 24

25 Ahogy az utóbbi két-három évtizedben néhány gyártó bezárt, pár second hand neutrongenerátor értékesítő cég (POTENTIAL az USA-ban vagy MULTIVOLT az Egyesült Királyságban) elkezdett használt készülékeket venni, és visszaállítani azokat eredeti állapotukba. A POTENTIAL cég a TEXAS NUCLEAR által gyártott neutrongenerátorokra specializálódott, míg a MULTIVOLT azokra, amiket a SAMES gyártott. A pótalkatrészek hiánya miatt sok problémájuk van a vásárlóknak főleg az iparilag fejletlen országokban az üzemeltetés és karbantartás terén. A second hand cégekkel való üzlet így különösen fontos a fejlesztő országoknak [3]. Az érdeklődők kedvéért megemlítem, hogy a [3] forrás táblázatában összehasonlító táblázatok vannak a különböző régi gyártók termékeire vonatkozóan Sealed tube neutrongenerátorok A sealed tube neutrongenerátorok vagy neutroncsövek (12. ábra) 14 MeV-es neutronforrások, melyeket in-situ geológiai felméréseknél (mélyfúrási geofizika - karotázs), kórházakban és kémiai, biológiai, üzemi laboratóriumokban használnak. A legtöbb neutroncső Penning ionforrással, egy- vagy kétrészes gyorsító-csővel, trícium targettel és deutérium-trícium gázkeverék-töltettel rendelkezik. A gáz nyomását a beépített ion getter szivattyú és/vagy a gázújratöltő szabályozza. A targetből működés során kilökődött trícium a gázelnyelő elemekbe kerül, ahonnan később visszagyorsul a targetbe, így növekszik a készülék élettartama [16]. Az első sealed tube neutrongenerátort a PHILIPS [17] fejlesztette ki és az eredeti alacsony neutronhozamot akár n/s-ig is tudták emelni. A legfőbb előnyük kis méretük, amivel rendkívül alkalmasak karotázsra a geológiában vagy izocentrikus rákterápiára a kórházakban. A hátrányuk a rövid élettartam és a relatíve magas neutron előállítási költség. 25

26 12. ábra Tipikus Sealed tube neutrongenerátor sematikus felépítése 13. ábra SODERN sealed tube neutrongenerátor sematikus felépítése (mélyfúrási geofizikához) 26

27 A deutérium ionok amik bombázzák a trícium targetet egy Penning ionforrásban állítódnak elő. Az ionforrást egy 0-10 kv-os magasfeszültségű tápegység látja el, ami tartalmaz egy hűtött magasfeszültségű transzformátort és egy egyenirányítót. Az ionforrás kisülési áramát (I S ) egy árammérővel lehet figyelemmel kísérni. Tekintettel a gázkisülés során fellépő negatív ellenállásra, egy csillapító ellenállás védi az ionforrás tápegységét. Ez a tápegység tartja szinten a gyorsító (U a ) és az extrakciós (U e ) feszültségek összegét. Az ionforrás (U i ) feszültségét lehet külön is szabályozni. A kevert D + és T + ionokat az extrakciós (U e ) feszültség viszi az első gyorsító-részbe, innen pedig a gyorsító (U a ) feszültség gyorsítja (a második gyorsító-részen keresztül) a TiT targetbe. A sealed tube neutrongenerátoroknak szükségük van egy meghatározott gáznyomásra a működéshez. Ezt a nyomást a gázújratöltő (főleg cirkónium vagy titánium) hevítésével állíthatjuk be és a Penning-típusú vákuummérővel ellenőrizhetjük. Néhány készülék fel van szerelve a neutronfigyelő és gázújratöltő berendezések közötti visszacsatolt vezérléssel, az állandó neutronhozam elérése érdekében. Kén-hexafluorid (KAMAN 711), olaj (néhány PHILIPS termék) vagy szilárd műanyag (SODERN) használatos az eszköz fejének hűtésére [18]. A KAMAN 711 készülék egy nyomástartályban helyezkedik el, sűrített kénhexafluorid hűtőgáz alatt. Az ionforrás hőmérsékletét elektromosan hűtött, folyékony FREON 113, míg a targetét a nyomástartályon kívül áramoltatott víz tartja kordában. Az elrendezés lehetővé teszi, hogy a kis ún. gyorsító fejet amihez csak két pár hűtőcső és kábel csatlakozik könnyen eltávolítsák, és a mérési körülményeknek megfelelően cseréljék. Ez a berendezés n/s-os neutronhozamot tud produkálni a garantált 200 órás élettartam alatt. A PHILIPS készülék (13. ábra) egy beépített Dushman-típusú ionizációs vákuumérőt, egy nyomásszabályozó gázújratöltőt és egy magasfeszültségű csillapító ellenállást tartalmaz a maga 737 mm hosszú, 70 mm átmérőjű, rendszerint olajjal töltött fémcsövében. Tipikusan karotázsra használják és 5 ill µs közötti pulzusokat tud előállítani. A MARCONI-ELLIOTT és a HAEFELY (KARIN vagy KORONA) készülékek megfelelnek a magas neutronhozam és a relatíve hosszú élettartam kritériumának. A MARCONI-nak kevert D + és T + nyalábja, újratölthető csöve, tipikusan magas frekvenciájú ionforrása és homogén mezős gyorsítója van. A target anyaga erbium (Er), hogy nagy termikus stabilitása legyen. A gyártó meg tudja újítani a rendszert, ez pedig kedvező azokban a szituációkban, ahol a használt berendezések rendszeres cseréjére van szükség. Például rákterápiánál a kollimátorban lévő neutroncsövet minden héten cserélik. 27

28 A KARIN készüléket a HAEFELY gyártja Bázelben. Ennek a generátornak gyűrű alakú PIG (Philips Ion Gauge) ionforrása van, mégpedig földpotenciálon, míg henger vagy kúp alakú targetjén nagy a potenciál. A target ráadásul az ionforrás és a gömbszerű kollimátor belsejében található. A henger formájú pneumatikus mintaszállító rendszer be tudja juttatni egy szigetelő polietilén csőben a mintát a target közepére annak tengelye mentén. Ez a minta homogén besugárzása miatt hasznos, amin még a minta forgatásával is segíthetünk. A kúp alakú targeteket szkandiumból (és tríciumból) készítik és szinte kizárólag neutron-terápiára használják. Magának a berendezésnek n/s feletti neutronhozama és 400 óra garantált élettartama van. Úgy tűnik, hogy a hosszú élettartam kritériumát a SODERN (Franciaország) újgenerációs neutrongenerátorai fogják teljesíteni. A [3] forrás 11. táblázatában a fontosabb paramétereiket megtalálhatjuk. Az APM-mel kombinált sealed tube generátorok nagymennyiségű ásványi minta analízisére, kémiai és nukleáris fegyverek verifikációjára [19,20], kiterjedt minták háromdimenziós analízisére is használhatóak Nagy intenzitású neutrongenerátorok A 14 MeV-es neutrongenerátorok közül a n/s neutronhozam fellettieket erős vagy intenzív neutrongenerátoroknak nevezik. Főleg fúzióhoz kapcsolódó kutatásokra, neutron hatáskeresztmetszetek mérésére, hosszú felezési idejű izotópok előállítására, sugárzási effektusok vizsgálatára, rákterápiára és kis minták analízisére használják őket. Az eredeti állandó nyalábú berendezéseket már mind felszerelték pulzáló rendszerekkel, hogy a másodlagos és szivárgási neutron spektrumot is mérhessék. Ezek a kísérletek igényelhetik akár a jelenlegi hozamok százszorosát is, ilyen például a fúziós reaktorok tervezéséhez szükséges megfelelő pontosságú adatok mérése: nukleáris melegedés, árnyékolás térfogata, másodlagos reakciók valószínűségei, gáztermelődés. Az első sikeres D-T fúziós tesztek óta (Egyesült Európai Tórusz, Abington, Egyesült Királyság, 1991) egyre fontosabbá válnak a fejlesztési törekvések. A fúziós reaktorban keletkező sugárzás paramétereinek számításához egyre pontosabb aktivációs hatáskeresztmetszetek szükségesek, és nem csak a főbb alkatrészek anyagára, hanem szennyezőikre vonatkozóan is. Precíz aktivációs adatok kellenek továbbá a dozimetriához és a fúziós reaktor különböző egységeiben lévő neutrontér feltérképezéséhez. 28

29 A korai nagy intenzitású neutrongenerátor periódus alatt (a 70 -es évek második fele), amikor ezek a berendezések főleg fúzió-orientált kutatásokra és neutron terápiára készültek, világossá vált, hogy az állandó nyalábnál sokkal alkalmasabb a pulzáló nyaláb. Az első generátort, az RTNS-I-et gyorsan fel is szerelték ns-os pulzáló egységgel, mint ahogy az Osaka OCTAVIAN és a JAERI FNS generátort is. A tíz évvel ezelőtti generátorok rendelkeztek néhány korláttal a fúziós reaktorokhoz szükséges adatok meghatározásában (alacsony hozam, kis sugárzó térfogat, nagy gradiensű neutron fluencia a mintában), éppen ezért az újak akkor már fejlesztés vagy építés alatt álltak, ilyenek voltak például a koncepcionálisan új Osaka generátor és a Los Alamos szuperszonikus gáz target rendszer. Vizsgálódásaim alapján ezek a generátorok napjainkban már nem üzemelnek (a kevés és régi talált adatokból következtetve), habár hasonló kutatásokkal az említett intézmények (Osaka egyetem és Los Alamos Kutatóintézet) máig foglalkoznak. Kimérték, hogy a 200 kv-os gyorsító feszültség és az 50 ma-es áram a targetet 10 kw-os terhelés alatt tartja, ami így n/s körüli hozamot eredményezhet, ha a nyaláb csak D + -ból áll. Mivel a tríciumos targetek hőmérsékleti stabilitása függ a fém-trícium rendszer adott hőmérsékleten fellépő egyensúlyi nyomásától, a TiT-nál stabilabb vegyületek használata sok előnnyel jár. Csak hogy az Olvasó tisztában legyen a körülményekkel, 100 Pa-os egyensúlyi nyomáshoz tartozó hőmérsékletek a TiH, ZrH, ScH, ErH és YH targetnél rendre 390, 590, 700, 790 és 860 C. A target hűtése visszatérő probléma ennél a fajtánál, ezért a technikailag tökéletesen összeállított hűtés elengedhetetlen a neutrongenerátorok hozamának növeléséhez. A legtöbb ilyen neutrongenerátor szilárd, forgó targetet és minél kisebb nyalábméretet alkalmaz a lehető legnagyobb neutronhozam eléréséhez. Természetesen vannak egyedi esetek is: kevert (DT) nyalábot csak a LANCELOT és a LOTUS használ (a target élettartamának meghosszabbítására), míg gáz targetet csak a Wisconsin Egyetemen alkalmaznak. A target problémái, a trícium kezelése és a sugárvédelem itt speciális épületeket, védőfal kialakításokat igényel. Az RTNS-II, az OCTAVIAN, és az FNS a saját épületében készült, együtt a támogató elektronikával és a mechanikus műhelyekkel. A generátortermen belüli és kívüli összeszerelt berendezések relatív számát jól meg lehet becsülni a Tokai-murában található FNS épületének alaprajzából (14. ábra): 29

30 14. ábra A JAERI-nél lévő FNS épület alaprajza (Tokai-mura, Japán) 30

31 4.4. Mai gyártók Az eddig említett készülékek és gyártók nem mindegyike lelhető ma már fel; a neutrongenerátor-gyártás is egy ipar, és mint olyan, folyamatosan változik és átalakul. Utánanéztem ezért a mai gyártóknak, ezeket egy listában felsorolom, és a két legismertebbet készülékeivel együtt megvizsgálom: Adelphi Technology (USA): Több mint 20 éves tapasztalata van és a piacon fellelhető legnagyobb neutronhozamú generátorokat gyártja. Rendelkezik egyaránt DD (2,5 MeV) és DT (14,1 MeV) generátorokkal is, ráadásul ezek üzemelhetnek folyamatos vagy pulzáló módban. A generátoroknak szabályozható neutronhozamuk van, ami a feltüntetett maximumig állítható. A gyártó készülékeit egy táblázatban összefoglaltam, ezeket főként laboratóriumi vizsgálatokhoz használják [29]: Típus Reakció típusa Neutronhozam (n/sec) Alkalmazás 8 DD108 DD 3 10 PGAA 9 DD109 DD 2 10 PGAA és NAA 9 DD110 (új) DD 4 10 NAA 11 DT111 (új) DT 10 BNCT és képalkotás EADS SODERN (Franciaország): 40 éves tapasztalatával a neutrongenerátorok tervezésében és gyártásában az EADS SODERN a világ legjobbjai között van. Sealed tube típusú készülékeit széles körben használják, többek között kutatásra és ipari mintaelemzésre [30]: Típus Reakció típusa Neutronhozam 31 (n/sec) 8 GENIE 16 GT DD GENIE 16 C DD GENIE 35 DT 10 Egyéb jellemzők - laboratóriumi használatra órás élettartam - pulzáló (10Hz-10kHz) mód - biztonságvédelmi használatra órás élettartam - folyamatos és pulzáló mód - legoptimálisabb (élettartam alatt az effektív használati időt értem) hozam-költség arány

32 További gyártók: Halliburton (USA) Hotwell GmbH (Ausztria) Lawrence Berkeley National Laboratory (USA) NSD-Fusion (Németország) Sandia National Laboratories (USA) Schlumberger (USA) Thermo Fisher Scientific (USA) Baker Hughes (USA) VNIIA All Russia Research Institute of Automatics (Oroszország) Del Mar Photonics (USA) Még ide tartozhat az is, hogy információkat kaptam az NTI által vélhetően a közeljövőben beszerzésre kerülő neutrongenerátorról: Típus: ING-03 Egyéb adatok: 9 Neutronhozam: 1 10 n/s Pulzusszélesség: 0,8 µs Frekvencia: Élettartam: Energiafogyasztás: Neutron emissziós egység adatai - átmérő: - hossz: 1-15 Hz 200 óra max. 90 W 130 mm 950 mm sealed tube fajtájú pulzáló módú tartalmazza a neutron emissziós, kapcsoló, vezérlő egységet, tápegységet (és egy 50m hosszú kábelt) is főleg aktivációs analízisre (NAA) tervezték Az ING-03 adatai alapján végeztem némi összehasonlítást a fentebb részletezett gyártók készülékeivel, vagyis pontosabban alternatívákat szeretnék javasolni: A neutronhozam szempontjából jól megfelelhetnek még az Adelphi Technology DD109 - DD110 és az EADS SODERN GENIE 16 GT GENIE 35 készülékei is. Előbbiek hátránya a nagy méretük, ugyanis ezek nem sealed tube típusúak, viszont előnyük a karbantarthatóság és az alkatrészcsere lehetősége (élettartamukról a gyártó csak annyit írt, hogy hosszú ). A SODERN készülékei ezzel szemben sealed tube típusúak, mégpedig jelentősen hosszabb élettartammal, mint az ING-03, sőt, a SODERN-hez még felhasználóbarát szoftver is tartozik. A DT reakciós készülékekkel trícium-kezeléses gondok adódhatnak: a trícium sugárzása és a vele kapcsolatos sugárvédelmi engedélyek megszerzése. Így összességében alternatívaként a GENIE 16 GT típust ajánlanám. Sajnos az árakról és az üzemeltetési költségekről nem sikerült információkat szereznem. 32

33 5. Gyakorlati alkalmazások 5.1. Sugárbiológia gyorsneutronokkal A neutronok érdeklődés tárgyát képezik a rákterápiában, mert protonokat és egyéb erősen ionizáló (alfa vagy visszalökődött) részecskéket hoznak létre a szövetben, amik jelentős roncsoló hatással bírnak. A gyorsneutronok használatát a rákterápiában három sugárbiológiai felfedezés ösztönzi: az oxigén-fokozó arány (OER), a sejtek érzékenysége a sejtciklus különböző szakaszaiban és a nem halálos kár hozzájárulása a sejt osztódó képességének megszüntetéséhez. A neutronok sok előnnyel rendelkeznek a tumorsejtek oxigénhiányos fajtája ellen, például a sejtek sugárérzékenységingadozása (a sejtciklus fázisaiban) sokkal kisebb, mint röntgensugarak esetén. A relatív biológiai hatásosság (RBE) pedig sokkal nagyobb neutronokra tumorsejteknél, mint normális szöveteknél. Számításba kell venni a következő tényt is: 14 MeV-es neutronokra nagyok a hatáskeresztmetszetek magas H, C, N és O tartalomnál (az elnyelt dózis kb. 65%-os), a neutron és proton rugalmas szóródása miatt. Éppen ezért az elnyelt dózis függ a tumor helyétől; zsírszövetekben nagyobb, míg csontszövetekben kisebb. A gyakorlatban a sugárterápia a neutronforrástól nagy dózis arányt, jó mélységi dózist, változtatható nyalábméretet (~20 20cm) és jól elhelyezett, horizontálisan/vertikálisan mozgatható nyalábokat követel (utóbbi a páciens körüli forgatáshoz kell). További kitételek: n/s-os átlagos hozam, 125 cm-re méretezett forrás-ernyő távolság (SSD), maximálisan 2 cm-es forrás átmérő. Egy tipikus sugárterápiás rend rosszindulatú daganat esetén heti két kezelés, 1,2-1,3 Gy-es dózissal (a teljes dózis Gy). Azért, hogy az indukált aktivitást, a neutron dózist és a zavaró reakciók hatását kiszámíthassák, a termikus, epitermikus és gyorsneutronok eloszlását ismerni kell; erre nagy tömegű eszközöket, vagy ún. fantomokat használnak. A fantomok esetén aktivációs detektorok és fizikai integráló módszerek kombinációját alkalmazzák, hogy a tömeggel arányos átlagos dózist és a teljes elnyelt dózist egy szervre meghatározhassák [5]. Következőnek egy speciális neutronos terápiát mutatok be. 33

34 Bór neutron befogásos terápia (BNCT) A bór neutron befogásán alapuló terápiát (BNCT Boron Neutron Capture Therapy) több évtizede alkalmazzák, például agydaganatok kezelésére [25], újabban pedig áttétes szervek kezelésére is. A módszer lényege, hogy 10 B-et juttatnak a szervezetbe olyan formában, hogy a tumorsejtekben az egészséges sejteknél jóval nagyobb 10 B-koncentráció alakuljon ki. Ezt követően a tumort termikus neutronokkal besugarazzák, amelyekre nézve a 10 B(n,α) 7 Li magreakció igen nagy hatáskeresztmetszetű, így a reakció sűrűn ionizáló termékei, az α- és a 7 Li-magok, igen nagy dózist adnak a tumorsejteknek, miközben az egészséges szövetet az alacsonyabb bórkoncentráció miatt csak jóval kisebb dózis éri. A módszert 2001-ben izolált májminta kezelésére alkalmazták [26], melyben diffúz, vastagbél-eredetű áttétek helyezkedtek el. Az ionizáló részecskék hatótávolsága igen fontos a sugárterápia hatékonysága szempontjából: ha az izotópok a szervezeten belül helyezkednek el (mint például a radioimmunoterápiánál [27]), amellett, hogy a tumornak elegendően nagy dózist kell elszenvednie, az egészséges szövetek terhelését minimalizálni kell. A 10 B(n,α) 7 Li magreakció termékeinek hatótávolsága összesen körülbelül 10 μm, emiatt a reakció termékeiből származó energia valóban igen kis térrészben nyelődik el. Ha azonban az áttétek nagyon kicsik, azaz csupán néhány sejtből állnak, akkor BNCT esetén is sok ionizáló részecske szökhet ki az elpusztítani kívánt tumorsejtekből, ezáltal növelve azok túlélési esélyeit. Éppen ezért a módszert napjainkban is folyamatosan fejlesztik [24] Geofizikai alkalmazás A geofizikában is nagy szerepet játszanak a neutrongenerátorok, alkalmazásuk itt főleg két szerepkörre koncentrálódik: a kifúrt vagy lefejtett minták laboratóriumi elemzésére (lásd: neutron aktivációs analízis) és mélyfúrási geofizikára (karotázs). Az előbbi esetében sok probléma merülhet fel: a kőzet felszínre hozásának komoly költsége van, a fúrás körülményei miatt (kőzetet átitató fúróiszap, fúrófej által darabokra tört kőzetszemcsék) nem garantálható, hogy a minta hűen visszaadja a valódi kőzetinformációt és szűk a mintavételezési tartomány (2-5 cm-es átmérő) is. Mindezen problémák kiküszöbölése végett találták ki a karotázsnál használt leereszthető szondákat, szondarendszereket. 34

35 Egy mérés a mélyfúrási geofizikában (Well-logging, Borehole-logging) három fő részből áll: fúrólyuk kifúrása és feltöltése fúróiszappal, szonda leeresztése és közben folyamatos mérés, végül adatok kiértékelése. A fúrás menetéről nem szeretnék beszélni, de a szondák felépítése és a módszerek ismertetése már annál fontosabb. Ilyen mérések esetén a leeresztett szondák kompakt berendezések, melyekben sokféle mérőműszert zsúfoltak össze (ún. szondavonatok ), például feszültségmérőt (SP Spontán Potenciál mérés), árammérőt (vezetőképesség mérés), ultrahangos fejet és nukleáris modulokat. Az utóbbi alkalmazásánál nukleáris karotázsról beszélhetünk: a) GR(γ-ray): Természetes γ-sugárzás mérése γ-detektorral. 40 K, 137 Cs, 238 U stb. izotópok γ-vonalait keresik, és következtetnek a mennyiségükre. b) (γ-γ): A szondában egy γ-sugárforrás és egy γ-detektor található, így tulajdonképpen a visszaszórt γ-sugarak spektrumából szereznek információkat a kőzet összetételére vonatkozóan. c) (n-n): A szondában egy neutrongenerátor vagy egyéb neutronforrás (PuBe, AmBe) és egy neutrondetektor található, itt a visszaszórt neutronfluxusból (vagy energiaspektrumból) vonnak le következtetéseket. Kifejezetten víz és szénhidrogének keresésére használható, ugyanis a magas H tartalom jól lassítja a neutronokat. d) (n-γ): Az előző kettő keveréke, a (n,γ) és (n,n )γ reakciókat használja ki. Főleg C/O arányt mérnek vele. A nekünk kiemelten fontos (c) és (d) módszert előszeretettel alkalmazzák, ugyanis kevésbé érzékeny a szonda acél burkolatára és a fúróiszapra. A szonda kis mérete miatt sealed tube típusú neutrongenerátorokat használnak, legtöbbször pulzáló módban. Uránkutatás esetén természetes és hasadási neutron-sugárzást is mérnek [6,7,8] Ipari alkalmazás Neutronos radiográfia A neutronos radiográfia (NR) egy roncsolásmentes eljárás, mely során a röntgenes radiográfiához hasonlóan képet alkothatunk egy test strukturális felépítéséről, viszont a röntgensugárzással ellentétben ennek fémekre is nagy az áthatolóképessége. Az eljárás a következőképpen működik: a neutronokkal megvilágított test mögött elhelyezett detektorokkal mérhető a gyengülés a fluxusban, így integrális információkhoz juthatunk, azaz 2D-s képet alkothatunk a testről. 35