Es wird ein Rechenprogramm beschrieben, das mit Hilfe bekannter Daten fuer Wirkungsquerschnitte und Bremsvermoegen unter Beruecksichtigung der Reaktionskinematik und der raeumlichen Ausdehnung des Targets die Berechnung des Neutronenfeldes auf der Strahlachse erlaubt. Fuer verschiedene Einschussenergien und Targetdrucke werden die spektrale Flussdichte und integrale Groessen, wie energieintegrierte Flussdichte, Kermadosis, mittlere Energie und mittlere Wirkungsquerschnitte fuer einige Neutronennachweisreaktionen, berechnet. Fuer die vorgegebene Deuteronenenergie 11 MeV ist z.B. bei 100 μA Strahlstrom 11 m Abstand vom Ionenstrahlfenster die Neutronenflussdichte 2.10⁸ 1/ cm²s und die Kermarate 60 rad/ min, wenn der Druck im 30 cm langen Target 13 atm betraegt. Die Messung der spektralen Flussdichte auf der Strahlachse erfolgt mit Hilfe eines Rueckstossprotonenteleskops mit duennem Radiator und Halbleiterdetektoren. Zur teilweisen Abschattung der Detektoren gegen den direkten Neutronenstrahl wird eine gewinkelte Anordnung gewaehlt. (orig./RW)

 Diese Arbeit bildet bezueglich der Neutronenerzeugung die physikalisch-technische Grundlage fuer die strahlentherapeutische Anwendung schneller Neutronen im Deutschen Krebsforschungszentrum in Heidelberg. Der zur Verfuegung stehende Beschleuniger ist ein Kompaktzyklotron mit vergleichsweise niedriger Teilchenendenergie, so dass die bei groesseren Geraeten uebliche d → Be-Reaktion zur Erzeugung der Neutronen hinsichtlich Dosisleistung und Tiefendosisverlauf im Gewebe keine zufriedenstellenden Ergebnisse liefern wuerde. Es wird ein Deuterium-Gas-Target gewaehlt, bei dem durch Beschuss mit Deuteronen neben der exothermen Compoundreaktion nur ein einziger konkurrierender endothermer Prozess moeglich ist. Das Gastarget besteht im wesentlichen aus einer mit Deuterium gefuellten Druckkammer, deren Eintrittsfenster fuer den Ionenstrahl durch Umwaelzen des Targetgases in einem geschlossenen Kreislauf direkt gekuehlt wird. Es wird ein Rechenprogramm beschrieben, das mit Hilfe bekannter Daten fuer Wirkungsquerschnitte und Bremsvermoegen unter Beruecksichtigung der Reaktionskinematik und der raeumlichen Ausdehnung des Targets die Berechnung des Neutronenfeldes auf der Strahlachse erlaubt. Fuer verschiedene Einschussenergien und Targetdrucke werden die spektrale Flussdichte und integrale Groessen, wie energieintegrierte Flussdichte, Kermadosis, mittlere Energie und mittlere Wirkungsquerschnitte fuer einige Neutronennachweisreaktionen, berechnet. Fuer die vorgegebene Deuteronenenergie 11 MeV ist z.B. bei 100 μA Strahlstrom in 1 m Abstand von Ionenstrahlfenster die Neutronenflussdichte 2,10⁸ 1/cm²s und die Kermarate 60 rad/min, wenn der Druck im 30 cm langen Target 13 atm betraegt. Die Messung der spektralen Flussdichte auf der Strahlachse erfolgt mit Hilfe eines Rueckstossprotonenteleskops mit duennem Radiator und Halbleiterdetektoren. (orig.)

 In der Strahlentherapie werden Neutronenquellen benoetigt, die moeglichst hohe Dosisleistung und moeglichst energiereiche Neutronen liefern. Beim Beschluss von Tritiumtargets mit Deuteronen von einigen 100 KeV entstehen Neutronen von etwa 15 MeV, jedoch ist die Ausbeute wegen der starken Abbremsung im Target, das aus Schwermetall besteht, zu gering. Bei Verwendung von Berylliumtargets ist die Neutronenausbeute bei Deuteronenenergie unter 15 MeV zu gering, ebenso ist der hohe Anteil niederenergetischer Neutronen unerwuenscht. Basierend auf der guenstigen Ausbeute der D(d,n)He³ Reaktion fuer Deuteronen von etwa 10 MeV wird eine Gastargetkammer entworfen. Die Druckkammer ist fuer einen Deuteriumdruck bis 11 atm ausgelegt und mit Kuehlvorrichtungen versehen. Die Flussdichte in Strahlrichtung in 1 m Abstand vom Target erreicht 10⁸/cm², die Maximalenergie der Neutronen liegt bei 12 MeV bie Deuteronenenergien von 9 MeV, der Neutronenanteil unterhalb 2 MeV ist gering. Die maximale Dosisleistung in einem gewebeaequivalenten Phantom liegt bei 40 rad/min. (ORU)

 Der erste Schritt der Neutronen-Personendosimetrie ist die reine Ortsdosimetrie und Abschaetzung der Koerperaequivalentdosen aus der Aufenthaltsdauer beruflich mit Neutronenstrahlung exponierter Personen in bestimmten Kontrollbereichszonen. Will man sich damit nicht zufrieden geben, wird man einen einfachen, billigen und moeglichst in derselben Weise wie das Gammadosimeter abzulesenden Indikator-Detektor einfuehren. Dfuer bietet sich das Albedo-ILD-System an. Fuer einen begrenzten 'high-risk'-Personenkreis ist ein den Kernspurfilm ersetzendes, besseres Dosimeter fuer schnelle und intermediaere Neutronen zu verwenden. Dafuer bietet sich das Np-Spaltspurdosimeter besonders in Verbindung mit dem Albedo-System an. Zur Unfalldosimetrie am geeignetsten ist die einfache Ergaenzung des gewaehlten Systems (Albedo oder Albedo un Spaltspur) durch einen Au/Au(Cd), S-Aktivierungssondensatz in Verbindung mit der Moeglichkeit zur Bestimmung der Na-Aktivierung im Koerper. (orig.)