\ы ^•1г^Ъ1,
KFKI-1986-WK
NÉMETH I, ZOMBORI P. URBAN J. ANDRÁSI A. GERMAN E. KEMENES L.
HORDOZHATÓ FÉLVEZETŐ GAMMA-SPEKTROMÉTER ÜZEMBE ÁLLÍTÁSA, KALIBRÁLÁSA, SZÁMÍTÓGÉPES ADATFELDOLGOZÁSA ÉS TESZTELÉSE IN SITU DÓZISTELJESÍTMÉNY MEGHATÁROZÁS CÉLJÁBÓL OKKFT-A/ll-7.4.12
^Hungarian Ъсаесту of^ckncea CENTRAL RESEARCH INSTITUTE FOR PHYSICS BUDAPEST
KFKT- !4 4f.- i Л ;y. •'«Kf'KlNT
HORDOZHATÓ FÉLVEZETŐ бЛМЙА-SPEKTROnÉTER ÖZEMRE ÁLLÍTÁSA. KALIBRÁLÁSA, SZÁMÍTÓGÉPES ADATEELDOLhOZÁSA к TESZTELÉSE IN SITU DÓZISTELJESÍTMÉNY MEGHAT ARO/ÄS CÉL-i/ OKKFT-A/.11-7.4.12 NÉMETH I., ZOMBORI Р., ПРВЛН .:. , ANDPASI Л , GERMAN E.*, KENlr,NF..S i.,* Központi Fizikaj Kutiifn Int-.c/it 1525 Budapest 114, Pi 4') *Paksi Atomerőmű VíiJ.i.aJ/i!r
c
HU ISSN O'ihg - H O
KIVONAT Reportunkban a környezeti dózisteljesítmény hordozható félvezető gammaspektrométerrel történő helyszíni meghatározását ismertetjük. Beszámolunk a sugárzás helyszíni mérésére szolgáló nagytisztaságú Gedetektor kalibrálásáról, melynek során figyelembe vettük a detektor érzé kenységének energia- és irányfüggését. Megoldottuk a környezeti spektrumok számitógépes kiértékelését. Méréseket végeztünk a paksi atomerőmű környezetében, és részt vettünk nemzetközi összemérésben is. Eredményeinket összevetettük korábbi mérések adataival.
АННОТАЦИЯ В статье описывается определение на месте мощности дозы окружающей сре ды с помощью переносного полупроводникового гамма-спектрометра. Дается отчет о калибровке высокочистого Ge-детектора, служащего для измерения на месте, при этом учитывалась зависимость чувствительности дотиктора от энергии и направления. Оценка спектров окружающей среды выполняется с помощью ЭВМ. Проводились измерения в окружающей среде атомного реактора "Пакт" и было принято участие в международных сравнительных измерениях. Полученные нами результаты были сопоставлены с данными ранее проведенных измерений.
ABSTRACT The in- situ determination of the environmental dose rate by portable semiconductor gamma?spectrometer is discussed in this report. The high purity Ge-detector available for in situ measurements was calibrated. The energy and direction dependence of the sensitivity of the detector was taken into account. A computer code was developed for data transfer to computer for automatic evaluation of the environmental spectra. We carried out measurements in the vicinity of the Paks Nuclear Power Station anr< also participated in international intercomparison. The results were compared to the data of previous measurements.
TARTALOM
1.
BEVEZETÉS
1
2 . A MÉRŐRENDSZER ÉS A MÉRÉSI MÓDSZER
3
3 . A SPEKTRUMOK SZÁMÍTÓGÉPES KIÉRTÉKELÉSE
5
4.
6
KALIBRÁCIÓ
4.1. A detektorok érzékenységmátrixának és a szögkorrekciós tényezők meghatározása .... 6 4.2. A detektorok konverziós faktorai 14 5. HELYSZÍNI MÉRÉSEK A PAKSI ATOMERŐMŰ KÖRNYEZE TÉBEN 23 6. NEMZETKÖZI ÖSSZEMÉRÉS A DUKOVANY ATOMERŐMŰ KÖR NYEZETÉBEN V> 7. KÖVETKEZTETÉSEK 35 HIVATKOZÁSOK 41
1. BEVEZETÉS Több éves kutatási programunk Гб célkitűzése az volt, hogy érzékeny, gyors és megbízható gamma-spektrometriai mérési módszereket dolgozzunk ki a környezeti sugárzási tér minőségi és mennyiségi elemzésére. A munka során, amelynek egyes részeit a Paksi Atomerőmű Vállalat Környezetellenórző Laboratóriumának tnmkatársaíval együtt; végeztük, félvezető spektrométereket helyettünk üzembo, kalibráltuk a detektorokat, rutin ellenőrzési ёз össze hasonlító méréseket végeztünk. Az atomerőműben használt Ge(l..i) detektor kalibráci ójáról és az azzal végzett mérésekről, korábbi OKÍOT .je lentésekben számoltunk be |_1,'?.j. ЛИ alapszint méréseknél használt Nal(Tl) spektrométeri'el történő összemérés során megállapíthattuk, hogy a két módszer jól egyező eredmé nyeket ad a háttérsugárzás nagy részét kitevő természete;' komponensek esetén. A félvezető spcktrometriai módszer (a detektor jobb felbontása következtében) előnye első sorban akkor mutatkozik meg, amikor ki amennyiség-'i, első sorban mesterséges eredetű radioaktiv környezeti szennye ződést kell meghatároznunk. 1984-ben lehetőség nyilt arra, hoery a KFKI ÍJ'.igárvédelmi Főosztálya Í3 beszerezzen cvjy hordozható :félvezetié spektrométert, amelyet a felszerelés alatt álló sugárvé delmi készenléti mozgó laboratórium részeként kivánuni-: üzemeltetni. A Canberra Industries Inc*, által, gyártott, nagytisztaságú Ge—detektort, valamint az ugyancsak hor dozható Series 10 tipusú sokcsatornás analizátort (a hoz zátartozó kazettás adatrögzítővel) 1034 őnzén helyeztük Üzembe. Az üzembeállítás után közvetlenül méréseket vé geztünk a paksi atomerőmű "A* tipusú mérőállomásain. Az eszköz kalibrációját hiteles radioaktiv források hiá nyában ekkor még nem tudtuk elvégezni.
- 2 -
1985 nyarára a csehszlovákiai Dukovany atomerőmű munkatársai nemzetközi összemérési programot szervez tek a környezeti sugárzás helyszini és mintavétellel történő meghatározására. Kiutazásunk előtt két héttel detektorunk előerősitője meghibásodott, helyszini javi— tása nem sikerült és vissza kellett szállittatnunk a gyártó cégnek. A fontos összemérési programon való rész vételi szándékunkra való tekintettel példás gyorsasággal leszállítottak nekünk egy hasonló detektort, igy végül is sikerült részt vennünk az összemérésben. Ezzel a detek torral végeztük el a paksi atomerőmű, környezetében as erőmű birtokában lévő Ge(bi) detektorral való összemé rést is. Ezután került sor a detektor kalibrációjára, hogy értékelni tudjuk a környezeti spektrumokat. Erre a kölcsön kapott detektorra csak a spektrumokban tényl pré sen előfordult izotópok esetében számítottuk ki a kon verziós tényezőket. A hamarosan ki.javitott és visszaka pott eredeti detektor esetében a száraitások kiterjedtek különböző eloszlási', atomerőmüvek környezetében esetbe előforduló mesterséges izotópokra is. A kalibrációs munkával párhuzamosan megoldottuk a főosztályunkon üzemelő ГОР 11/34 számitógéppel történő spektrumkiértékélést. Programot irtunk a spektrumoknak a hordozható analizátorból a számitógépbe történő átvi telére. Jelentésünkben beszámolunk a detektorok kalibráci ójáról, a helyszini mérésekről, a hazai és nemzetközi összemérésekben nyert tapasztalatokról. Ismertetjük az adatátviteli programot. Megállapíthattuk, hogy a több éven, az OKKPT program keretében folytatott tevékeny; '. eredményeképpen létrejött egy olyan eszköz— és módszr-r— bázis, amely lehetővé teszi nukleáris létesítmények kör-nyr:7,ebében a dózisteljesítmény egyps összetevő iiv-k пкт— f-.'lciő pontosságú meghatározását, mind normaluzerni, mi mi baUrr.Pti. körülmények között*
- 3 -
2. A MÉRŐRENDSZER ÉS A MÉRÉSI MÓDSZER A környezeti dózisteljesítmény helyszíni mérésére szolgáló mérőrendszer két fő egységből áll: a félve zető—detektorból és a sokcsatornás analizátorból. A félvezető detektor Canberra gyártmányú, hordoz ható, nagytisztaságú Ge detektor, típusa 7229 P. A de tektor aktiv térfogata 70 cm . Relativ hatásfoka 1333 keV fotonenergián 15 »2 £, a felbontóképesség a specifikáció szerint 1,81 кeV. A kölcsönkapott Ge detektor 7229 N tipusú, aktiv térfogata 86,3 cm , hatásfoka 18,5 % felbontóképessége 1,79 keV. A detektort csak üzemelés közben kell hűteni, ezért a detektorhoz csatlakoztatott 1,6 í térfogatú. Dewar— edény elegendő ahhoz, hogy egyszeri feltöltés után kb. 20 órás üzemidőt biztosítson. Folyamatos utántöltés ese tén tetszés szerinti ideig működhet. A detektor tetsző leges helyzetben üzemeltethető, környezeti méréseknél függőleges helyzetben használttik állványra helyezve, a talaj felszínétől 1 m magasságban. A mérőrendszer másik fő eleme a Canberra gyártmányú Series 10 M 1003 tipusú hordozható sokcsatornás anali zátor. Ez tartalmazza a detektor előerősítőjéhez szük séges tápegységet, a nagyfeszültségű tápegységet és a lineáris jelerősítőt. Az analizátor működtethető háló zatról vagy a beépített akkumulátorról. Az analizátor 4K tárkapacitású, a tár osztható egé szen 1/16 részig. Un. MENU rendszerrel működik, a meg felelő beállítani kívánt paraméterek megjelennek a display-n. Beállítható a kívánt nagyfeszültség (+5000 v ) , a tártartomány, az ADC erősítés, az offset, az erősítés, a mérési idő, a jelalak, a jelpolaritás. Már a mérés fo lyamán energiakalibráció végezhető. A környezeti méréf
- 4 -
seknél a természetes radioizotópok néhány intenzív vo nalára végeztük az energiakalibrációt. A mérőrendszer rel elért félértékszélesség kb. 2,5 keV, 1333 к eV fo tonenergián. A mérések elvégzése után a felvett spektru mok rögzithetők az analizátorhoz csatlakoztatható mag netofonon, amely nemcsak a spektrumot tárolja, hanem az összes lényeges beállitási paramétert is. Gyors helyszini kiértékelést tesz lehetővé az, hogy az analizátor megadja az előzőleg kijelölt csúcsok nettó csúcsterüle tét és ennek statisztikus hibáját. Az analizátorhoz csatlakoztatható egy Brother EP 44 tipusú irógép, amely kinyomtatja a beállitási paraméte reket, a csúcsok helyét, energiáját, a csúcsterületeket vagy akár a csatornatartalmakat is. Az analizátor tartalmaz egy RS 232 interface-t is, amelyen keresztül közvetlenül csatlakoztatható a PDP 11/34 számitógéphez. A spektrumok átolvashatok a számitógépbe és a gamma-spektrumok értékelésére szolgáló SAMPO 30 programmal kiértékelhetők. A környezeti gamma—spektrometriai mérések kiértéke lését a H.L. Beck és munkatársai által kidolgozott ún. "csúcs—módszer" alapján végeztük [3f 4j. A módszert ko rábbi jelentésünkben részletesen ismertettük, itt csak utalunk a lényegére [l]. A spektrumban megjelenő teljes energia csúcsok intenzitása arányos a dózisteljesitménynyel, illetve a forrás radioaktiv koncentrációjával. A kalibrálás során ezeket az arányossági tényezőket ha tároztuk meg mérésekkel és számításokkal. Figyelembe vettük a fotonok szögeloszlását, a detektor teljesenergiacsúcs hatásfokának energia- és szögfüggését, a talaj és a levegő gyengítő hatását néhány tipikus környezeti for ráseloszlás esetén. Számításaink a talaj felszin. felett 1 m magasan elhelyezett detektorra vonatkoznak.
- 5 -
3. A SPEKTRUMOK SZÁMÍTÓGÉPES KIÉRTÉKELÉSE A mért kalibrációs és környezeti spektrumok kiér tékelésére kétféle lehetőség is kinálkozik. Ha a meg határozandó csúcsok száma nem nagy és az eredményekre a mérés alatt vagy közvetlen utána már szükségünk van, kihasználhatjuk a Series 10 analizátorba beépitett szá mítási, kiértékelési opciókat. Ezek segitségével a csú csok alatti terület ill. a csúcshatárok közötti integrál valamint ezen mennyiségek statisztikus hibája meghatá rozható. Nagyszámú, összetett spektrum gyors és automatikus kiértékelésére azonban egy másik űt is kinálkozik. A Series 10 analizátor az RS 232 interface—n keresztül csatlakoztatható a Sugárvédelmi Főosztály Alacsonyhát— terű Laboratóriumában üzemelő PDP 11/34 számi tógéphez. Az analizátorban tárolt (utoljára mért vagy kazettás adatrögzitőről visszaolvasott.) spektrum (ok) п?Лт^ tőp-Avih^ történő átolvasására MACRO és PORTRAN IV. nyelvű progra mokat dolgoztunk ki, amelyek segítségével a mért adatok a SAMPOdO spektrumkiértékelő programrendszer által meg kívánt formátumban állithatók elő valamelyik háttértá roló periférián. Az analizátor és a számitógép közötti adatátvitelt a TRANS.KAC nevű MACRO nyelvű program szer vezi, amelyet a READ.FOR nevű FORTRAN nyelvű program hiv, amely egyben gondoskodik a gépbe átolvasott spektrum kivánt formátumban történő diszkre irásáról. (Az emiitett programok listája a függelékben található.) Az átolvasott spektrum a megadott diszken a SPEC.DAT nevű adatfile-ban helyezkedik el. A spektrum további feldolgozását a korábbi jelentésekben már ismertetett módon [l, 5 a SAMP080 kiértékelő programrendszerrel végezzük [6 • 4
- 6-
4. KALIBRÁCIÓ 4.1. A detektorok érzékenységmátrixának és a szögkorrek ciós tényezők meghatározása A detektorok kalibrációját egy függőleges sikban mozgó távolságtartó rúddal ellátott állványon végeztük. A kalibrációhoz OMH által hitelesitett pontforrásokat használtunk. A 7229 N detektor esetében C o , B a , Cs, A m forrásokat. A 7229 P detektort később hitelesítettük, ekkor már rendelkezésünkre álltak további pontforrások is: 6 C
1 3 3
1 3 7
2 4 l
22
5
Na, V
57
88
109
2
Co, Y , Cd, °3 g. H
A forrásokat a detektor homloklapjának középpontjától számitott 1 m távolságban mértük. A detektort a forrással összekötő egyenes függőlegessel bezárt szögét (&Л) 0 -tői 90 —ig változtattuk 10 —os lépésekben. A mérési időket úgy választottuk meg, hogy az eredmények statisztikus hibája kisebb legyen 3^-aál» Megvizsgáltuk a detektorjelzés hen gerszimmetriáját is v*= 90 esetén •* Cs forrás segitségével. A 4.1. táblázat tartalmazza a detektorérzékenység energia- és szögfüggését a 7229K detektor esetében, а 4.^. táblázat pedig a 7229 P detektor esetében. A 4.1. és 4.2. ábrákon láthatjuk az egyes energiákhoz tartozó detehtorérzékenységek irányfüggését. A kétféle de tektor meglehetősen eltérő irányfüggést mutat. Ennek az ока, hogy a detektorok alakja különböző, a 7229 N detektor oldal irányban nagyobb keresztmetszetű, mint homlokirányból, ч 7229 P detektornál forditva. Ez különösen kis energián okoz jelentős eltérést. A 4.3. ábrán bemutatjuk log-log skálán ábrázolта а l/" = 0 -os szöghöz tartozó N /0 értékek, azaz a teljesenergia-csúcs hatásfok energiaforrásét. Mivel a 7229 N detektor n tipusú,holtrétegvastagsága kisebb, őzért hatás foka 100 keV alatt nem csökken. 300 к eV felett a hatásfok logaritmusa jó közelítéssel lineárisan függ az energia
- 7 -
logaritmusától. A két detektor 1333 к eV-en mért hatásfokának aránya megfelel a specifikált 15 ill. l8?£-os relativ hatásfoknak. Az N-/N szögkorrekciós tényező meghatározásához kiszáraitottuk a szög szerinti differenciális gamma fluxus szögfüggését különböző fotonenergiákon homogén, exponenciális (3 = 3 cm) és sik eloszlás esetén. Ezeket felhasználva numerikus integrálással meghatároztuk a szögkorrekciós tényezőket. Az értékeket a 4.3. ct? 4.4. táblázat tartalmazza.
4.1. táblázat A 7229 N d e t e k t o r h a t á s f o k á n a k e n e r g i a - »•.-.• \ r á n y r ú £ g é « e [cps/vcnT • s~J -•...
•
Energia keV
'
'••-"
-
''
1
3ZÖ£
0°
10°
20°
30
е
40
е
59,5
14,2
15,2
17,С
18,3
19,5
81,0
13,7
14,9
16,2
17,8
18,7
| 1
ho° f " " 20,1 i О *
r.
!
.-.
'
n
•;0" 1 70" j *(!*
f1Я,? i
! |19,9
j 20,4 |2O,0
t>
• > . ' • —
! i
-)0"
! i9,с
ie,j
J4,j
ifi.«
io,?
л0,3
276,4
8,27
8,38
9,02
3,74
9,19
302,9
7,56
7,57
3,04
8,30
8,38
fl,82
"V-?
^,04
356,0
6,47
6,65
6,98
6,95
7,37
7,21
"И5
7,611 7 , 7 6
7,8J
661,7
3,62
3,47
3,46
3,31
3,79
3,99j 4,:-..i
4,081 4,05
4,14
1173,2
2,24
2,24
2,29
2,36
2,34
2 46|
2,л6
-í.'ió
?,4(í
2,45
1332,5
1,99
1,91
2,05
2,09
2,17
2,10
2,03
?,08
>* • 4
,>,?.<]
r
9, -»o|l.O,i
f
i
9,00
••3.37
- 8-
4.2. táblázat A 7229 P detektor hatásfokának energia— és irányfüggése rcps/^cm""^* s~ J Energia keV
Szög
0°
10°
20°
30°
40°
50°
60°
70°
80°
90°
59,5
4,56
4,41
4,04
3,57
3,04
2,73
2,30
2,17
2,26
2,44
81,0
8,95
8,68
8,54
8,31
7,83
7,43
6,87
6,43
6,27
6,23
9,89
9,66
9,01
8,45
7,70
7,34
6,57
88,0
10,5
10,3
10,1
122,1
12,3
12,3
12,1
12,0
11,9
11,7
11,2
10,6
9,73
9,29
136,5
12,4
11,9
12,1
12,3
11,6
11,7
10,5
10,4
9,80
9,88
276,4
7,45
6,75
7,40
7,63
6,87
6,79
6,94
6,92
6,10
6,39
279,2
7,20
7,14
7,14
7,15
7,12
6,88
6,56
6,46
6,25
6,04
302,9
6,45
6,67
6,41
6,45
6,14
6,07
6,07
5,77
5,61
5,65
356,0
5,51
5,53
5,45
5,36
5,33
5,17
5,10
4,93
4,78
4,69
383,9
5,00
4,93
5 20
S13
4,70
4,74
4,76
4,58
4,26
4,49
511,0
3,63
3,72
3,67
3,69
3,62
3,52
3,43
3,39
3,30
3,31
661,7
2,85
2,83
2,81
2,78
2,80
2,73
2,71
2,51
2,56
2,59
834,8
2,21
2,31
2,28
2,27
2,24
2,17
2,13
2,11
2,14
2,04
898,1
2,10
2,13
2,11
2,09
2,10
2,03
1,98
1,98
1,93
1,95
1173,2
1,68
1,66
1,66
1,66
1,61
1,63
1,62
1,59
1,55
1,58
1274,5
1,55
1,51
1,53
1,55
1,52
1,49
1,44
1,46
1,45
1,40
1332,5
1,47
1,45
1,49
2,44
1,42
1,45
1,39
1,37
1,38
1,39
1836,1
1,08
1,05
1,05
1,08
1,04
1,04
1,05
1,02
1,00
1,00
f
- 9 -
N Г cps У Lrcm-Z-s* . 20 1
59,5 keV
10 356,0 keV
661,7 keV —о -o
0°
J 10°
L 20°
1. 30°
X 40°
50°
J L 60° 70°
4.1. ábra A 7229 N detektor hatásfokának energia- 4в irányfüggés
1173,2 keV о
80°
90° f
- 10 -
N Г cps 1 ^
1
[Temps' ]
15 -
122,1 keV 81P keV ——о ь
о
•
О—
356,0 keV — о —о 661,7 keV —• о
—-о--
^
•""•°"59]5keV
1
0°
1
10° 20°
1
30°
1
40°
i
1
50° 60°
... 1
70°
4,2. ábra A 7229 P detektor hatásfokának energia- ев irányfüggése
1836,1 keV
80°
90° i/>
-
C
IL
-
S
Л [ P 1 1
Ф [tern V J
о-*. 10
\7229 N ч
V
7229 P
11
I I I 11
j
i
i
i
i
i i i I
100
1000 Energia [ keV ]
4.3. ábra A teljesenergia-csúcs hatásfok energiafüggése
- 12 4.3« táblázat A 7229 N detektor szögkorrekciós tényezői Eloszlás tipusa
Energi a
[keV]
homogén
expónenciá]is
1,35 1,39 1,17 1,16 1,14
1,35 1,39 1,19 1,17 1,16 1,10 1,09 1,06
59,5 81,0 276,4 302,9 356,ü 661,7 1373,2
1,09 1,08 1,06
1332,5
sik
1,34 1,39 1,21 1,20 1,18 1,12 1,09 1,08
4.4. táblázat A 7229 P detektor szögkorrekciós tényezői Energia
[kev] 59,5 81,0 88,0 12?,1 136,5 276,4 279,2 302,9 356,0 383,9 511,0 661,7 834,8 898,i 1173,2 l?74, ) c
1332,5 1836,1
Eloszlás
tipusa
homogén
exponenciális
0,60 0,80 0,83 0,90 0,90 0,92
0,58 0,78 0,80 0,88 0,88 0,90 0,91 0,92 0,91 0,92 0,95 0,93 0,97 0,95 0,95 0,94 0,9' 0,9''.
0,93 0,93 0,92 0,94 0,97 0,94 0,98 0,96 0,96 0,95 0,96 0,06
sik
0,54 0,73 0,73 0,8? 0,83 0,87 0,88 0,90 0,89 С ,90 0,93 0,91 0,96 0,Q4 0,9* 0,93 0,93 О/.л
- 13 -
A 4.4. ábrán bemutaljuk a pzogkorr-kci '.• t-'nyr-zok energiafüggéset. Megállapíthatjuk, Ъог;у - 7 ?'--'••» N detek tor ecetén а tényezők értéke egynél :;; ;?/>bb, «nip; a f
r
7229 P detektor esetén egynél kisebb, r.-- ?Ья.хи*нг tektorok alakjáról mondóttakks»!. kz
а de
crjeí.via novekcd.^év-
a tényezők értéke az egyhez tart. F.xpop.nnci'ílir; olonzl-ír esetén V* = 3 cm-es értékkul szarna i tunk , de láthat .ju}-, hogy a két szélső eset, a homogén és a ni к fiosiziár kö zött nincs jelentős eltérés, Így m-m követünk e.l na^y hibát, ha ezzel számolunk.
Nf
о homogen eloszlás A
"No" 1,5
—
6
exponenciális о sík eloszlás
eloszlás
4
7229 N detektor
§2 g -
•
,
g
W о О А А
-
$
S* «
П ao
8 88
8
7229 P detektor
00
-
- i 0,5
a i
1 • . 1
„i ,
1
„и
• i, • —
100
L _..l
_L l_ i
1
1000 Energia [keV] 4.4. ábra
A szögkorrekción tényezők energiafüggése különböző eloszlások esetén
1 ., ,
- 14 -
4.2. A detektorok konverziós faktorai A detektorjelzés — dózisteljesítmény ill. radio aktiv koncentráció konverziós faktorok kiszámításához ismernünk kell még az egységnyi talajbeii koncentráció esetén létrejött levegőbeli dózisteljesítményt. A 4.5. táblázatban láthatók különböző izotópok ese tén a koncentráció — dózisteljesítmény konverziós lenyú zok. K , U-Ra és Th sor esetén csak az egyenletes el oszlást tekintettük. A többi, atomerőmüvek környezetében leggyakrabban előforduló izotóp esetén három eioszlástipusra számítottuk ki a tényezőket, felhasználva Беек táb lázatait C^J» Az értékek jól egyeznek egyéb irodalmi ada tokkal [7]iH. a FOKER-CAMP program segítségével nyert 4 0
értékekkel [8]. A 4.1. és 4.2. táblázatokban foglalt hatásfokmátrixok első oszlopa (lí / 0 ) , a 4.3» és 4.4. táblázatokban foglalt szögkorrekciós tényezők (K /N ) , Beck [4] által különböző eloszlásokra kiszámított 0/S„ ill. 0/S. függvények, valamint a 4.5» táblázatban fszereplo x/S ill. x/S. faktorok f
О
íz.
segítségével kiszámítottuk a két detektor detektorjelzés - radioaktiv koncentráció (TL/S ill. N-/S.) és detektor jelzés - dózisteljesítmény (N^/x) konverziós tényezőit. 40 r K U-Ra és Th sor esetén a talajban egyenletes el oszlást tételeztünk fel. A radioaktiv bomlási sorok egyes tagjai között egyensúly áll fenn. A többi izotóp esetében kiszámítottuk a faktorokat mindhárom eloszlástipusra: talajban egyenletes, exponenciális (^ = 3 cm) és talaj felszíni sik eloszlásra. A 4.6. - 4.10. táblázatok tartalmazzák a 7229 P de226 tektor kalibrációs tényezőit. A Ra 186.1 keV energiájú vonalánál levontuk az U bomlásából származó 185,7 koV energiájú foton járulékát. A kalibrációs tényezők hibája mintegy 5$. A táblázatokból megállapítható, hogy mig az f
-
15 -
^gysőgnyi k o r o e n t r ' í c l ' V a «ч;о boUter-Fr-an» erősen v á l t o z i k а mciysépelosr.lási paraméter fügfrvényt'bcn, rtíldur az N_/x é r t é k csak két—hárorcr.zoro:' F a k t o r e n beiül v á l t o z i k . A 7229 N d e t e k t o r er- f t ében a konverzió:- 1.ény»"ökut csak a mért k ö r n y e z e t i •jpoktmniokban e l ő f o r d u l ' ' Legfon t o s a b b csúcsokra s z á m í t o t t u k k i , mivel ezt a d e t e k t o r t oyak cgGHZon r ö v i d i d e i g hasztréltuk és töV>bet rruír nr>m ÍÍÍ mérünk v e l e . A 4.JL5. * 4 . 1 ? . t á b l á z a t t a r t a l m a z z a a kon v e r z i ó s t é n y e z ő k e t . A természetet? r a d i o i z o t ó p o k r a е р у - п l e t e s , Be—гл s i k f ' í o n z l ^ s t v< tVink f i^yolotrib^, ' Cr e s e t é n pedig mindhárom eloi53lái:ra k.;.r.sárpo1 tufc ?» faktorokat;. %
- 16 -
4.5- táblázat Hau Loaktiv koncentráció - d ó z i s t e l je^itmény konv»tényesők Egyenletei eloszlás Izotóp
4G
K
• X
Exp эпепеiáii о eloszlá--
:
^jj-K
>; j. •;
-
• пПу-h"
1
Bq-kg"
1
x 3
i.-'i.
:
"!
1nuy n 3
° [Bq-kg- ;
''A
'"••] •
-•'i|
0,043
ü-Ra зог
0,44*
Th sor
0,655
•7
'Бе
0.0124
0,004 2
*- «
5 4
Mn
0,22
0,0706
• »-
5 8
Co
0,21
0,0691
* Co
0,675
0,203
9
0,188
0,06Я4
31,7
0,198
0,00.53
33, L
0,1.54
0,0437
;
0,716
0,216
0,092
0,0312
l'',5
0,089
0,0323
17,1
0,391
0,129
'•
0,144
0,0483
•vi,-
" Се
0,029
0,0056
'»
^Ce
0,0054
0,00"! 9Л
C
*Zr
1 0 3
Ru
1 1 0 m
12
Ag
5sb
131 1 5 4
I
Cs
«^ce Ш
;
'^ •
i.02
'J , /
i!7
J
п .
L
/.-•;
........~--... —
4.6. táblázat A 7229 P detektor kalibrációs tényezői egyenletes eloszlású * К izotópra ée az U-Ra sorra Energ ia 4C
K
[keV]
N /0 Q
2
1
[ops/|,cm" s~ ]
W
0/S
2
o
1
1
^cm- 3- /Bq-kg- J
N /S f
1
Q
[eps/Bq-kg* ]
N /x f
1
[eps/nOy-h" ]
0,96
9,78-10 -4
1,27*10 - 3
2,95-10 -2
5,51 3,05
0,91 0,92 0,93 0,93 0,96
l,23'10(-4) 2,81'10(-4) 7,73'10(-4) l,62.10(-3) 2,54*10(-3)
2,08'10(-3) 2,25'10{-3J 4,89'10(-3) 8 , 2 0 - 1 0 (-3) 7,44-10(-3)
4 , 7 0 10 ( - 3 ) 5,07- ' Ю ( - З ) 1,10« • 1 0 ( - 2 ) 1,85' 10(-2) 1,68 10 ( - 2 )
665,5 768,4 934,1 1120,3 1238,1
2,81 2,46 2,05 1.73 1,57
0,96 0,96 0,96 0,96 0,96
9,22-10(-5) 3 , 1 6 - 1 0 (-4) 2,25-10(-4) l,15'10(-3) 4 , 7 0 - 1 0 (-4)
2,49-10(-4) 7 , 4 6 - 1 0 (-4) 4,43-10(-4) l,91»10(-3l 7,08-10(-4)
5,61 10Í-4) , 1,68 >10(-3) M 9 , 9 8 •ЮМ) ? 4 , 3 0 10 (-3) 1,59 •: f-3)
1377,7 1401,5 1408,0 1509,2 1729,6
1,42 1,40 1,39 1,31 1,15
0,96 0,96 0,96 0,96 0,96
4,08*10(-4) 1,25*10 (-4) 2,15*10 (-4) 1,95-10(-4) 2,81-10 (-4)
5,56*10(-4) 1,68.10(-4) 2,87-10(-4) 2,45-10(-4) 3,10.10(-4)
1,25- 1 0 ( - 3 ) 3 , 7 8 -10 (-4) 6,46 -10(-4) 5 , 5 2 '10 ( - 4 ) 6 , 9 8 -10 Ы)
1764,5 1847,4 2204,1
1,13 1,08 0,916 .
0,96 0,96 0,96
1 , 4 8 - 1 0 C-3) 2 , 1 7 . 1 0 (-4)
l,61.10(-3) 2,25.10(-4) 4,70.10(-4)
3 , 6 3 10 ( - 3 ) 5,07«.10 ( - 4 ) 1,06 , 1 0 ( - 3 )
1460,8
1,35
(J-Ra зог 2 2 6
Ra ^ Pb *Pb ^ Pb Bi i 4
2 i
i 4
2 U
2 i 4
Bi •»» яи It
It
n n n n n n я n
186,1 242,0 295,2 352,0 609,3
11,2 8,7 6,8
5,35.10(-4)
1
4.7. táblázat A 7229 P detektor kalibrációs tényezői egyenletes eloszlású Th sorra Energia [kev] Th. s o r Ac ?^я ^Ac 212 Ra £ ÖA3 c 2 2 8
129,1
T1
209,4 238,6 241,0 2270,3 77,4
?o Ac Ac Ac
300,1 328,0 338,4 463,0
^ T1 Bi —"-Ac Tl
583,1 727,3 794,8 860,5
р ъ
2 2 4
2 2 8
2 i 2
2 2 8
2 2 S
2 2 8
Ö
2 i 2
t U Ö
Оо а ö
-" Ac " Ac " Ac Ac — -T1 ö
8
2 2 3
Ö
911,1 964,6 968,9 1538,0 2Ы4.5
N /0 o
2
1
0 / S [^cirT W B q . k g
-
1
]
N /S
- 1
[cps/Bq-kg ]
N /x
1
[cps/nGyh" ]
[cps/^cm" s" ]
V o
12,4 10,0 8,7 8,7 7,5
0,90 0,91 0,92 0,92 0,92
7,70.10(-5) 1 , 5 5 . 1 0 (-4) 1 , 7 9 . 1 0 (-3) 1 , 6 0 . 1 0 (-4) 1 , 5 9 . 1 0 (-4)
8,56.10(-4) 1 , 4 1 . 1 0 (-3) 1,43.10(-2) l,28.10(-3) 1 , 1 0 . 1 0 (-3)
l,31.10(-3) 2,15.10(-3) 2,18.10(-2) 1 , 9 5 . 1 0 (-3J 1 , 6 8 . 1 0 (-3)
7,45 6,45 6,1 6,0 4,1
0,92 0,92 0,93 0,93 0,94
1,01,10(-4) 1 , 4 8 . 1 0 (-4) 1 , 4 9 . 1 0 (-4) 5 , 6 2 . 1 0 (-4) 2 , 4 5 . 1 0 (-4)
6, 91Í. 10 (-4) 3,78.10(-4) 0,45.10(-4) 3,H.iO(-3) 9 , 4 4 . 1 0 C-4)
l,06.10(-3) l,34.10(-3) l,29.10(-3) 4,79.10(-3) l,44.10(-3)
3,18 2,59 2,33 2,21 2,10
0,95 0,96 0,96 0,96 0,96
1,73.10(-31 4 , 4 9 . 1 0 (-4) 3 , 2 7 . 1 0 (-4) 3 , 2 7 . 1 0 (-4) 2 , 0 8 . 1 0 (-3)
5 , 2 3 . 1 0 (-3) l,12.10(-3) 7 , 4 7 . 1 0 (-4) 6 , 9 4 . 1 0 (-4) 4 , 1 9 . 1 0 (-3)
7,9b.10(-3) l,71.10<-3) 1,14.10^-3) 1,06.10(-3) 6,40.10(-3)
1.Э9 1,98 1,25 0,730
0,96 0,96 0,96 0,96
4,14.10(-4) i,.54.10(-3) 4,43.10(-4) 4,4ó.l0(-3)
7 , 9 1 . 1 0 (-4) 2,55.10(-5) 5 , 2 9 . 1 0 (-4) 3,34.10(-3)
l,21.10(-3) 3,89.10(-ü) 8 , 0 8 . 1 0 (-4) 5,10.iO(-3)
N
o
f
Q
f
- 19 4.Ь. tábUzat « 7229 P <*tckt«r kulibricií» tínyexíi egyenlet«* «-losslású izotópokra Energia [kcv] 2
1
[cps/i*.- .- ] 7
B*
5
*fa Co "'Со
477,4
8,4.8 810.8 1173 1331 2r 724,2 75Í.7 ^Bb 765.8 "Ъ. 496.9 * « 657,7 884,7 937,5 1384.3 Sb 176,3 428,0 60C .8 «4 364.5 *Cs 604,6 795.8 Cs 661,6 Ce 145.5 C 133,5
58
9 5
1 1 0 в
1 0
13
137
M 1
1 4 4
4,0
2.21 2.34 1,68 1.47 2,60 2.49 2.47 3.70 2,85 2,15 2,04 1.42 11.5 4,4 3.09 5.25 3,0fi 2.38 2.83 12.2 1?,4
Vo 0,94 0.9« 0.96 0,96 0.96 C.95 0.96 0.96 0.94 0,95 0,96 C.96 0.96 0,92 0,94 0,95 0.93 0,95 0.96 0,95 0.91 0,91
_ . . ...
**• [fem" -"" /»«..*" ] [cps/Bq.k«" ! [cpe/rrty.h ] 2
1
1
1
-1
5,67.10 (-4)
2,lJ.10(-j) 1
1,72.10(-1>
6.85.10(-3) 6.71.10Í-3) 8,2 .10(-3) 8.75.10 (-3) 2.75.10Í-3)
1.45.1C(-2) 1 1.51.1C(-2) ! 1,32.10 (-2) 1.23.10Í-2) 6,79.10 (-3) 8.61Л0(-1) 1.55.10C-2) 1.69.10 {-2} l,56.10(-2) 1,06.10 (-?) 4,88.10 (-3) 2.94.10 (-3) ?,34ЛО(-3) 6,12.10 (-3) 3.17ЛО(-3) 1.89ЛО (-2) l,69.10(-2) 1.31Л0(-.) 1,41.10 (-2) 1.75.10 (-2) 3,78.10(-3)
*.61.10(-2> 7.1ЙЛ0(-г> l,96.10(-í) 1.83.10Í-2) 3.61.10(-2) 4.58.l0(-7) 7.82.10(-?) 1. 26.10 f-l) ,>,19Л0(-2) 1,48.10 (-?) 6,8l.l0(-j) 4.11.10(-}) 2,54.10 (-.!) 6,65.10 (-2) 3.45.10 (-2) 2.1?.10(-1) 4,31.10 (-2) 3.34.10Í-2) Ч,Э0.10(-2 i 6.03.10 (-1) 7,00.10(-t)
з.«о.ю(-з) 6.53.10Í-3) 4.86.101-3) 5,78.10(-3) 5,14.1С (-3) 2,49.10(-3) 2.16.10(-3l 2,21.10(-4) l,48.10(-3) 1.08.101-3) 3,ß7.10(-3) 5,76.10 (-3) 5.72Л0С-3] 5.21.10{-3) 1.58.10Í-3) 3,35Л0(-4)
4 . 9 . trthltizat A 7229 P detektor Jralibráciús tényezői exponenciális eloszlású izotópokra Izotóp
Energia
[keVj
%/ff
V\
^ i
[cps/v-TüT^s" j
u fi
i?T. r
.? « n fem •«.: Bq.cra~~
N,/I
t
2
'r»" ^. 3q.cn
[
r
r^}
[3q.k ~G
j
RpE'
ч
[Bq.cm"";
[epa/nOjr.h"']
?
\* ' ti [В,.«" , 3
477,4
4,0
0,93
5,67.10(-2)
1,70.10(-1)
?,72.10(-4l
2,11.10(-1)
6,33.)0(-)
),01.10(-3)
5 4
Ып
Ö34.Ö
2,21
0,95
6,45.101-1)
1,935
3,l0,10(-3)
1,354
4,062
6,50.Ю(-3)
),?i.io(-г)
5 8
Co Со
310,8
0,95 0,95
6, 4 0 . 1 0 (-1) 7,Ű5.10(-1)
1,92 2,12
3,07,10(-3) l,38.1ű(-3)
1,423 1,125
4,269
6,&1.10(-))
9,5>3.10(-?)
1173
2,34 1,63
3,375
5,4c.:o(-j)
2,66.io(-2)
1,47
4,89.10(-J)
?,4l.l0(-2)
l , 23.101-3)
1,0)9 6,5J.10(-1)
3,057
2 , 6 7 . 1 0 (-1)
2,19 8,01.10(-l)
l,50.10(-3)
3,60
0,95 0,94
7 , 3 0 . 1 0 (-1)
3r
1333 724,2
1,96
),-3.10(-J)
756,7
2,49
0,94
3 , 4 4 . 1 0 (-1)
1,032
l,65.10(-3)
8,05.10(-1)
2,42
3,86.10(-3)
*,огло(-?) 6,19.io'-г)
765,8
2,47
0,94
6 , 2 4 . 1 0 (-1)
1,872
3,00,101-3)
0,93 0,94
5,04.10(-1)
1,512
8,32.10(-3)
l,90.10(-l)
5.49.10Í-1)
1,65
2,42.101-3) 2,í.5.10(-3)
1,471
4,35 5,20 4,41
l,07.i0(-l)
3,70
1,449 1,734
fe,9C.10(-3)
4?6,9
7,06.10(-3)
3,2C.10(.-?)
0,95
1,43 6,90.1O(-l)
5,29.101-3]
9,74.10(-1)
2,9?
4,ób,10(-í)
г,1б.ю(-г)
7
Be
в 0
9 5
1 0 3
Ru 110г.,
1 2 5
ЗЪ
657,7
2,85
084,7 937,5
2,15 2,04
0,95
4,77.10(-l) 2,30.10(-1)
1334,3
1,42
0,95
1,79.10(-1)
5,37.10(-l)
0,90
2,71.10(-2)
8 , 1 3 . 1 0 (-?)
1 , 5 7 . 1 0 (-1)
4 , 7 1 . 1 0 (-1)
176,3 428,0 600,3
1
3
1
I ^ Cs 4
137-, K
1
Ce 144„
л
Г-,5 4,4
1 ,104.JO(-3) 4,4
1 ,33fi
?,14.10(-|)
O,8É.10(-J)
7,?3.10(-1)
l,lt,10(-3)
Í,3J.10(-JJ
1,30,101-4) 7,54.10(-4) 5,14.10(-4)
2 , ÖO. 1 0 ( - 1 )
Ч,40Л0(-1]
l,34.i()(-J)
4 , 3 1 . 1 0 (-2)
6,4?.10(-1)
1 ,926
3,oa.io(-i)
9 , 3 7 . 1 0 (-2)
3,11.10(-1)
ч,33.10(-1)
1,49.Ю(-3)
4,77.,U)(-2)
",04.10(-3) .í,74.10(-3)
2,0 > 1,64
(.,15
9,84.10(-J)
3,05.10(-1)
4,92
7,67. lo(-J)
ó,10.10(-2)
3.1.1
5,>Э.Ю(-}) 6,t.?.i0(_1)
4,57.:Ű(-2)
3,09
0,93 0,94
l,07.i0(-l)
3,21.10(-l)
364,5 604,6
5,25
0,92
4 , 2 4 . 1 0 (-1)
1,272
3,08
0,93
5 , 7 1 . 1 0 (-1)
795,8
2,38
5 , 4 2 . 1 0 (-1)
661,6
2,35
0,95 0,94
1,713 1,626
5 , 1 5 . 1 0 (-1)
1,545
2,60.10(-J) .,47.10(-1)
1,23 1,3^0
0,89
1.Э7.101-1)
5,91.10(-1)
9,4f.,10(-4)
С ,83
4,32.10(-Г)
1,30.10^-1)
2,07.10<-4)
?,14 4,71.10(-í)
3 45,5 133,5
12,4
2,41.10<-t)
r
4,i3J -,,Л-,: : ,41 •
V^'-.VA-ií) ^ ,:•-'.. ю(-з;
.,37.1:4-1/ ;,33 1,15
V
«.13. t d t l i i a t я
к
к 7229 P4ttektortaUbr4ei.Se tfayex-U *- vlí*rl bii ;n>í poi;ra Er.^rgl» [ k - v ]
s
V*
[p-.'K'.j.r}
1
[ |"c"~~ s ~ * / P a . crn"" J 7
3e
«?7,4
«,o
c,n
5
**i
ез«.е
2,21
0,93
10,6
2,3«
0,93
?,ы
1X73
í.ta
0,93
1333
I.-57
0,93
2,189 .•',.•.•4
•5.! :•(-:; 9-.:0f-.'
•-.r-í- :
5 Ö
70
6 0
C
c
,.,.'«-
.-..'Г.
* » ' • ' • '
'
•».3
1
у-.. ••
1
«,•-•-
Ъ?,г
;
. . H - Ü
*i..;0(-I; 5
0
Ч-':
724.2
2,60
0,92
С, WW
756,7
2,44
0,92
1.13V.
^ЧЬ
7ó5,8
2,47
0,92
г , о*)
4,0-
-
4.....V-.)
1 0 3
496,9
3,70
0,41
1 ,78;
-:,oc
:
7>..iC(-;)
f,
U
№,
0
l 2 5
1
3
1 3
%
Sb
1
I
*Cs
:
•15 , ; ^ ' ' — ^ ' :
657,7
2,35
0,92
1,94:
5 ,09
334,7
2,15
0,93
1,545
3,09
937,5
2,04
0,93
1334,3
1,42
0,9<
0,731 0,54?
0,7? 3
l?.lC(-3)
1,39
t: •'• . ' 0 (-."') r
l'j.VJ(-.'}
176,3
11,5
0,85
0,113
1,105
s ,6C,i0(-:'')
428,0
4,4
0,91
0,576
2.30?
,l8.l0(-i)
600,8
3,09
0,92
0,170
l,05í
,39.10(-2)
364,5
5,25
0,90
1,578
7/6
4 ,36.10(-l)
6 0 4 , fi
3,08
0,91
1,934
5,56
795,3
2,38
0,93
1,791
3,06
с,оэ.10(-г~]
2,85
0,92
1,724
4,55
L, 8 2 . 1 0 ( - l )
,54.)0(-.?)
1 3 7
2e
661,6
1 4 1
Ce
145,5
12,2
0,84
0,868
8,90
p ,89
1 4 4
Ce
133,5
12,4
0,83
0,139
1,949
2 ,5 3
4.11. táblázat A 7229 К detektor konverziós tényezői természetes radioizctopokra
Energia [keVJ
K /x
S
V o
f
1
4 0
K
1460,8
U-Ra sor 295,2 352,0 609,3 1120,3 1377,7 1764,5
1
[cps/Bq-kg" ]
[cps/nGy'h" ]
1,87.10 -3
4,35.10 -2
6,91.10(-3) 1,23.10 (-2) 1,13.10 (-2) 2,85.10 (-3) 8,30.10(-4) 2,36.10 (-3)
l,56.10(-2) 2,76.10 (-2) 2,54.10(-2) 6,41.10 (-3) l,87.10(-3) 5,32.10 (-3)
4,41.10(-3) 8,01.10 (-3) 1,69.10 (-3) 6,26.10 (-3) 5,01.10 (-3) 4,90.10(-3)
6,73.10(-3) 1,22.10 (-2) 2,58.10 (-3) 9,3C.10(-3) 7,64.10(-3) 7,47.10(-3)
Th sor 338,4 583,1 727,3 911,1 964,6+968,9 2614,5
4.12. táblázat A 7229 N detektor konverziós tényezői 7Be és 137Cs izotópokra
Energia [
k e V
J
S
Г
VA
kjps/Bq'cm 7
Be
1 3 7
Cs
477,4 661,6
1,19
N /x
S
-21
V o
f
1
J [cps/Bq'kg" ] [cps/nGyh" ] 1
-
eloszlás tipu.sa
5,35.10 - 1
sík egyén i é "Ifi s
-
2,12.10(-2)
l,47.10(-l)
-
l,02.10(-2)
2,12.10(-l)
ехропелс i'') 1 i 0
7,24
-
2,91.10 (-1)
.i i.k
- 23 -
5. HELYSZÍNI MÉRÉSEK A PAKSI ATOMERŐMŰ KÖRNYEZETÉBEN 1984. novemberében került sor elsőizben a hordoz ható 7229 P tipusú Ge spektrométer terepen történő ki próbálására. November 22-23-án a paksi atomerőmű két A" tipusú mérőállomásán végestünk méréseket. Minden ponton egy 3600 s-os mérést végeztünk. A berendezéseket hálózatról üzemeltettük, mivel az igen hideg idő nem tette volna lehetővé az akkumulátor ról történő működtetést. l;
A második mérési sorozatot 1985. június 12-13-án végeztük a paksi atomerőmű "A" tipusú mérőállomásain. FbDen a& időszakban a 7229 P detektor javitás alatt állt, igy a méréseket a kölcsönkapott 7229 N detektorral vé geztük. Ezzel párhuzamosan mérések történtek a Paksi Atomerőmű Vállalat birtokában lévő berendezésekkel: a Princeton Gamma Tech gyártmányú Ge(Li) detektorral, amelynek kalibrációjáról és nemzetközi összemérésben való részvételéről korábbi publikációinkban [l, 2] számoltunk be, valamint az árnyékolt és az árnyékolatlan GM detek torral. A gamma-spektrométerek esetében a mérési idő kétszer 2000 s, a GM detektorok esetén négyszer 1000 s volt. A spektrumvonalak csúcsterületeiből a 4. fejezetben foglalt konverziós tényezők segitségével kiszámítottuk az egyes izotópok dózisteljesítmény-járulékát és a teljes dózisteljesítményt. A K-re, U-Ra és Th sorra egyenletes, a globális fall-out-ból származó 'Be-re sik, a ^'Cs-re pedig exponenciális eloszlást tételeztünk fel. Маз izo tópot nem találtunk. Az U-Ra és a Th sor dózisteljesít mény- járulékának meghatározásakor а зогок több (5-6) vo nalát vettük figyelembe és az igy kapott értékeket átla goltuk a csúcsterületek statisztikus hibájának reciprok négyzetével súlyozva. Az 5.1. ábrán bemutatjuk a külön böző vonalakból számitott dózisteljesitmény-járulékokat egy mérési pont esetében. Feltüntettük az ábrán az
- 24 -
átlagértéket (folytonos vonal) és a szórást is (szag gatott vonal). A többi mérési pont esetén is hasonló a helyzet. Megállapíthattuk, hogy a különböző vona lakból számitott járulékok nem függenek az energiától. Az 5.1. - 5.7« táblázatok tartalmazzák a két mé rési sorozat eredményeit. Feltüntettük a GM detektorral mért értékeket, valamint a korábbi nullszint-mérések során Nal(Tl) spektrométerrel kapott dózi^teljesítmé nyeket [9J. A feltüntetett hibák tartalmazzák a sta tisztikus hibát és a kalibrációs hibát, amelyet 5%-nalc vettünk.
- 25 -
»-^»—I
in
со 42 CD О)
ст> с-» О (Л
со
1Л
со с*со •
_о
I
(-
1
О (Л
CNJ
о er I
3
ь-•
го
И I 1 со
см и
[ Ч-^9 З и
(О
CN
AudiujisefiejsizoQ 5.1. ábra
Az U-Ra sor é s a Th sor dózisteljesítmény járulékai a sorok néhány jelentősebb gamma vonala alapján az AI mérőállomáson
5.1« táblázat Az AI mérőállomáson mért dózisteljesítmények nGy.h"" -ban Nal(Tl) Árnyékolatlan GM det. nullszint nullszint
Árnyékolt GM det. nullszint
7229 P Ge-det.
7229 N Ge-det«
PGT Ge(Li)
12,5+0,8
13,1+1,0
10,9+0,9
11,5+0,9
U-Ra sor
5,7+0,4
9,1+0,5
10,6+3,1
9,7+0,9
Th sor
9,1+0,8
11,2+1.9
10,4+1,7
4 0
7
K
Be
0,10+0,03
0,07+0,04
^Cs
0,41+0,06
0,83+0,11
teljes
27,8+1,2
ж
>22,2
32,7+3,7
35,2+5,3
24,8+3,9
a mérőberendezés hibája miatt nem sikerült meghatározni
32,8+4,9
21,6+4,6
32,5+2,1
•н N
•О tí
t
б й о со * о +? н а н N *св 'Л «о н и »ф Л1 «в» а +» см • < см N • 1ГЧ «< EH СП *—' Н
+» СО
N»
<¥
и о ю U о «| и Т я
43,0+6,5
30,2+2,4
41,3+6,2
27,7+3,2
40,2+5,4
0,22+0,06
8,5+1,2
15,6+1,3
с*
7,1+0,8 12,1+1,3
1 а
9,9+1,1
Д* Q)
12,1+5,2
н н
33,8+1,8
0) 0) •П Н Ш
й
ю о т го
teljes
+ > •Н +>
0,12+0,05
$>> й S
0,06+0,02
-ф
9,8+0,9
• >> сэ й
10,3+0,7
w J
12,5+1,0
CM "Ö
10,1+0,6
+> с* ü
•
12,3+0,7
P4
13,7+0,8
н
Árnyékolatlan GM det. Árnyékolt GM det. nullszint nullszint
§
PGT Ge(Li)
0 1
7229 N Ge-det.
- 27 -
00 «к
со см
н
го
5.3. táblázat Az A3 mérőállomáson mért dózisteljesítmények nGy.h" ban 7229 N Ge-det. 40
PGT Ge(Li)
Nal(Tl) nullszint
13,8+1,0 11,9+0,7
15,1+1,5
U-Ra sor
12,8+0,9
12,2+1,8
14,6+.3,1
Th sor
14,2+1,2
15,5+1,5
23,S±3,4
teljes
40,8+.!, 8 39,6+2,4
53,6+4,8
K
Árnyékolatlan GM det nullszint
50,8+7,6
45,0+6,7
Árnyékolt GM det. nullszint
52,4+7,9
44,6+7,4
5.4-. t á b l á s a t As A4 laérőállomásor- mért d ó z i s t e l j e s í t m é n y e k nGy.h" -ban 7229 N Ge det.
PGT Ge(Li)
Nal (Ti) nullszint
20,5+1,2
19,2±1,3
17,6^1,0
15,6il,0
U-Ra sor
14,5+C.S
14,1+0,9
17,6+4,7
14,04-0,7
Th sor
•^ - • *
19,7+2,2
25,9i2,7
13,7+2,5
7
3e
137..,,
teljes
l
z~» £
Árnyékolatlan GM det. nullszint
Árnyékolt GM det. nullszint
0,0710,04
J.C7 4-0,03 0,51+0,06 55,5±i,9
7229 P Ge det.
0, oCiO,08
1*0,10,2 54,0+. 2,7
61,0^5,4
65,04-9,8
52,4±3,7
61»1±9,2
49,4i5,8 44,0^2,8
5.5. táblázat -
Az A5 mérőállomáson mért dózisteljesítmények nGy.h -Ъап
7229 N Ge-det.
PGT Ge(Li)
Nal (Ti) nullszint
11,3±0,7
8,1+0,7
10,4+.0,6
U-Ra sor
6,7+0,5
7,0+0,5
10,3+.?,4
8,8+0,8
Th sor
9,7+0,8
8,9+1,7
13,6+1,5
9,1+1,5
40
7
K
Be
1 3 7
Cs
teljes
Árnyékolatlan GM det, nullszint
Árnyékolt GM det. nullszint
7229 P Ge-det.
10,0+0,7
0,05±0,02 lt2+0,1
1,4+0,1
29,(Hl, 2 25,4+1,9
0,31±0,07 34,3+3,7
38,8+5,8
32,4+2,4
31,4+4,7
29,3+.6,0
28,2_+l,8
5.6. táblázat Az A6 mérőállomáson mért dózisteljesítmények nGy.h"" -ban Árnyékolatlan GM det. nullszint
Árnyékolt GM det. nullszint
7229 N Ge-det.
PGT Ge(Li)
líal (Ti) nullszint
11,7+0,7
S,6i0,6
11,Oil,1
9,3+0,7
(J-Ra sor
6,liO,5
5,5+0,5
8,9iO,5
8,1+1,4
Th sor
8,6l0,8
8,4+1,1
13,111,6
7,1+0,5
40
7
K
Be
1 3 7
Cs
teljes
7229 P Ge-det.
0,0710,02 0,7510,06
0,56l0,08
27,2+1,2
23,111,4
0,4310,07 33,0+2,0
34,9i5,2
25,"3±1,0
31,4+4,7
22,1+3,7
2*4,9+2,7
5.7. táblázat Az A7 mérőállomáson mért dózisteljesítmények nGy.h" -ban Árnyékolatlan GM det. nullszint
Árnyékolt GM det. nullszint
PGT Ge(Li)
Nal (Ti) nullszint
Ю.8,+0,7
9,4+0,5
10,6+0,6
10,3+0,8
U-Ra sor
8,6+0,5
6,1+0,6
11,5+7,1
6,6+p,4
Th sor
7,7+0,6
6,0+0,9
9,8+1,2
6,2+0,9
7229 N Ge-det. 40*
7
Be
teljes
7229 P Ge-det.
0,05+0,01 0,25+0,04
0,28+0,03
27,4±1,0
21,8+1,2
0,24+0,06 31,8+7,3
35,8+5,4
25,2+5,0
33,1+5,0
21,1+5,0
23,3+1,3
- 33 -
6. NEMZETKÖZI ÖSSZEMÉRÉS A DUKOVANY ATOMERŐMŰ KÖRNYEZETÉBEN 1985« június 3-7. között rendezték meg a csehszlová kiai dukovany atomerőmű munkatársai azt a nemzetközi öszszemérést, amelynek egyik célja a különböző résztvevők által a környezeti sugárzás mérésére használt eszközök összemérése volt. A helyszini mérési pontokon talaj és fü mintavétel is történt a különböző mintavételi módsze rek összehasonlítása céljából. A minták radioaktiv kon centrációinak meghatározása lehetőséget adott az in situ mért és a számitott dózisteljesítmények összevetésére is. Az összemérés résztvevői csehszlovák, lengyel és magyar szakemberek voltak. Magyar részről a PAV Környe zetellenőrző Laboratóriumának és a KFKI Sugárvédelmi Fő osztályának munkatársai vettek részt. A használt eszközök: félvezető és szcintillációs spektrométerek, ionizációs kamrák, GM-detektorok. A mé rések a dukovany atomerőmű környezetében történtek három pontont 1. Mohelno határában műveletlen területen, 400 m magas ságban a tengerszint felett; 2. Jamplice határában egy kaszálón, 300 m magasságban; 3. Hrubsice határában a folyó árterében, 200 m magasságban. Az összemérés időpontjában a 7229 P detektor javitás alatt volt (közvetlenül előtte hibásodott meg), igy a mé réseket a kölcsönkapott 7229 N detektorral végeztük. Min den helyen három párhuzamos mérést végeztünk, a mérési idő З-ЗООО s volt. A spektrumok kiértékelésénél az 5. fejezet ben leirt módon jártunk el. A 6.1. táblázat tartalmazza az egyes mérési pontokon mért dózisteljesitmények3t komponensenként. A jelentés Írásakor a többi résztvevő végleges mérési eredményei még nem ismertek.
- 34 -
6.1. táblázat A dukovany atomerőmű környezetében a 7229N detektorra]. m<''rt dúzisteljesitmények nGy.h" -ban
Mérési pont Hrubsioe
Mohelno
Jarnolice
11,8+0,8
10,2+0,6
16,2+0,9
U-Ra sor
8,0+0,6
8,0+0,5
12,9+0,8
Th sor
9,5+0,9
11,6+0,7
27,4+1,5
-
0,04+0,02
0,04+0,02
1,6+0,1
],6+0,1
30,9+1,3
31,4+1,1
40
7
K
Be
г
Щв
teljes
1,08+0,08 57,6+1,9
- 35 -
?. KÖVETKEZTETÉSEK А 7.1. ábra matatja a paksi atomerőmű környezetében 1985« júniusában a különböző detektorokkal meghatározott dózisteljesitményeket. Feltüntettük az ábrán az 1984. novemberében a 7229 P detektorral végzett mérések ered ményét is. Az ábrából jól látszik, hogy a 7229 N és a PGT Ge(bi) detektorral mért dózisteljesítmények jól egyez nek egymással. Képeztük a kétféle spektrometriai módszer rel kapott eredmények hányadosainak átlagát. Az értékek U-Ra sor» Th sor és a teljes dózisteljesitmény esetén rendre« 1,17; 1,09? 1,02 és 1,12. A teljes dózisteljesitmények között korrelációszámítást végeztünk, a korrelá ciós egyenes meredeksége 0,89, •cengelymetszete 6,7 nGy.h" , a korrelációs együttható 0,99« A 7.2. ábra mutatja a kor relációs összefüggést. A kétféle módszerrel kapott eredmények közötti mint egy 10 £-os eltérés kielégítőnek mondható. Meg kivanjuk jegyezni, hogy a paksi atomerőmű mérőrendszerének az M a sokcsatornás analizátor meglehetősen bizonytalan pontja. Sokszor lép fel a spektrumban vonalkiszélesedés, pontki hullás. A GM detektorokkal és a spektrometriai módszerrel nyert dózisteljesítmény adatok összevetése is kedvező képet mutat, ha figyelembe vesszük, hogy a GM detektorok kalibrációs tényezője egy átlagos, egyenletes eloszlású természetes radioizotópokat tartalmazó héttérre' vonatko zik [9]. A 7.1. ábrán feltüntetett 7229 P detektorral kapott eredmények sem térnek el jelentősen. Itt figyelembe kell venni, hogy ezzel a detektorral más időpontban mértünk. Az egyezés azt mutatja, hogy nincs jelentős eltérés az adott mérőállomáson a különböző időpontokban mérhető dó zisteljesítmények között, mint ezt már korábban megálla pítottuk [9].
-
36
-
Ъ
й
Iь
О) -0)
ш
о» £ ТЭ Ф •»-»
J*
Ф •о
ф
О^ £ |
О Ф ф
5 £ *о о о
н=£
"О ф - * -"Х CL
2
о -<ь
Яо
Ф 5s > С С к. и ><-<
2
'la
г- Z -*
•*•»
Ф
-Ф
±F
N О)
>> Г. :о
1
1Л
«о U т
4
С»
см
ф
а о
-р cd
0) см N С-
-н
1Л
см • - см со >}• m
ÖJ
J<
о ю "см <
со
р<
cä Л1
ф
N (Л •о -О
in
ё
2.
J^
"см <
•г-э
нф С»)
Ж
Й
см
ю ы ю -о •и •р о •н
<
1Л
íj
*ш В -р •н га
N О
Vn СП "см <
И 3=г
ад ш 0 н
1Л
^<5
см
-ed -Р cd
<
сб
JW
о о -р ^ Í-I
1Л
г <
•р
си
<м
г
s
о
О
СП
:о О см
-О
Й
:о н
-
60
37 -
7229 N detektor » • ч
50 Je
> 40
О с
с 30
С ? 20 •«5
N -О О
10 PGT Ge(Li) detektor
1
1
10
20
30
40
50
60
1
Dózisteljesítmény [nG-rr ] 7.2. ábra A 7229 N és a PGT Ge(bi) detektorral meghatározott teljes dózisteljesítmények közötti korrelációs összefüggés
Helyszini gamma-spektrometriai mérésekkel meghatároz ható a talaj radioizotópjainak koncentrációja is. A 7.1. táblázatban feltüntettük a paksi atomerőmű **A" tipusú mérőállomásain a mintavétellel, a 7229 N és a PGT Ge(bi)
- 38 -
detektorral meghatározott radioaktiv koncentrációkat. A mintavétel a talaj felső 10 cm—bői történt, a talaj minták mérését 1,5 i-ев Marinelli mérőedényben, Ge(Li) spektrométerrel határozták meg az atomerőmű munkatársai. A helyszini méréseknél a detektorjelzésből számitott radioaktiv koncentrációk természetes radioizotópok ese— tén egyenletes talajbeli eloszlásra, 117Cs izotópra exponenciális eloszlásra vonatkoznak. Képeztük a helyszini mérésekkel és a mintavételes úton nyert koncentrációk hányadosainak átlagait. Az ér tékek K-ra, U-Ra sorra, Th sorra rendre, 7229 N de tektor esetén: 1,12; 1,30; 1,03, H*T Ge(Li) detektor esetén: 0,98; 1,22; 1,04. A hányadosok azt mutatják, hogy jelentős eltérés? csak az U-Ra sor esetében van, ami a sor radioaktiv egyen súlyának hiányára, a levegőben lévő radon leányelemek 137 figyelembe nem vett hatására utal. A Cs izotóp ese tében az értékek jelentősen eltérnek egymástól, ez a forrás eloszlás ismeretlen voltának tulajdonitható első sorban. A dukovany atomerőműnél végzett nemzetközi össze mérés végleges eredményei még nem ismeretesek. Szóbeli tájékoztatás útján kapott információk azt mutatják, hogy a különböző résztvevők szolgáltatta adatok jól egyeznek. Az összemérés eredményeiről későbbi időpontban publikáció fog megjelenni. Adatok hiányában itt csak a saját tapasz talatainkat tudjuk bemutatni. A 7.2. táblázat tartalmazza az egyes mérési pontokon mintavételes módon és helyszini méréssel meghatározott talajbeli radioaktiv koncentrációkat. A talajmintákat 1,5 -v -es Marinelli mérőedényben mértük Ge Li spektro méterrel. Egy mérési pont körül több mintavétel történt, a táblázatban szereplő értékek a több minta méréséből nyert átlagértékek. J
- 39 7.1. táblázat A talaj különböző módszerekkel meghatározott radioaktiv koncentrációja a paksi atomerőmű környezetében Bq.kg"* —ban Mérési pont
Koncent rác ic3
Módszer
40
K
U-Ra sor
Th sor
1 3 7
Cs
Al
mintamérés 7229 N FGT Ge Li
234+12 291+18 306+24
10,5+1,3 12,8+0,9 20,3+1,1
12,8+1,8 13,9+1,1
4,6+0,3 8,5+1,1
A2
mintamérés 7229 N HJT Ge Li
253+14 319+19 287+17
14,9+1,8 23,0+1,5 16,0+1,7
12,6^1,1 15,0+1,3 18,5+1,9
1,4+0,3 2,5+1,0
326+19 322+23 277+17
18,8+1,9 28,9+2,0 25,5+2,0
22,9+2,5 21,7+1,9 23,7+2,3
4,8+0,7
A3
mintamérés 7229 N ГОТ Ge Li
A4
mintamérés 7229 N BGT Ge Li
430+23 476+28 448+30
32,4+3,8 32,7+1,9 31,8+2,1
29,5+1,8 29,2+1,9 30,0+3,1
7,8+0,5 10,6+1,3 20,8+4,2
A5
mintamérés 7229 N PGT Ge Li
263+14 17,9+1,1 263+17 15,0+1,1 189+16 15,8+1,2
17,9+3,7 14,8+1,2 13,6+2,5
8,3+0,6 25,0+2,0 29,2+2,3
A6
mintamérés 7229 N ГОТ Ge Li
223+12 11,1+1,1 272+17 13,8+1,0 202+13 12,2+1,0
11,9+0,9 13,1+1,0 12,8+1,8
7,4+0,5 15,5+1,4 11,2+1,8
A7
mintamérés 7229 N HJT Ge Li
251+14 11,1+1,4 251+16 19,3+1,2 219+14 13,8+1,1
10,8+1,1 11,7+1,0 9,3+1,5
1,7+0,2 5,2+0,8 5,8+0,7
*
a mérőberendezés hibája miatt nem sikerült meghatározni
- 40 -
7.2. táblázat A talaj különböző módszerekkel meghatározott radioaktiv koncentrációja a dukovany atomerőmű környezetében Bq.kg"" —hun
Koncentráció Módszer
Mérési pont Mohelno
Jamolice
Hrubsice
40
K
U-Ra sor
Th sor
l
3V
G K
mintamérés
316+13
24,8+0,9
26,7+1,0
28 8+i,i
helyszíni mérés
275+18
18,0+1,3
14,6+1,4
33,0+i',..
mintamérés
364+13
28,3+3,8
31,2+2,7
47,0+1»:,o
helyszíni mérés
238+14
18,1+1,2
17,7+1,1
П,8+:\.
mintamérés
532+41
45,3+6,8
61,4+11,1 •!3,b+2,S
helyszíni mérés
377+21
29,1+1,7
41,8+2,1
f
:>?,"W1,7
A táblázatból látszik, hogy az adatok jelentősen el térnek egymástól. Ez felhívja a figyelmet néhány olyan té nyezőre, amelyre nem ügyeltunk eléggé. A helyszíni mérések során a résztvevők nagy száma miatt nagymértékű fedettség alakult ki. A gépkocsik nagyon közel álltak a mérési pon tokhoz. Hibaforrás még a talaj összetételének, nedvesség tartalmának figyelembe nem vétele, a radioaktív sorok egyen súlyának hiánya, forráseloszlás nem kielégítő ismerete. A tapasztalatok azt mutatják, hogy ilyen sok résztvevővel szervezett összeméréseknél több figyelmet kell fordítani a körülményekre• Általában elmondhatjuk, hogy a hordozható gammaspektrometriai mérőrendszer üzembeállításával egy olyan mérési módszer birtokába jutottunk, amely lehetővé teszi a környezeti dózisteljesítmény kielégítő - mintegy 10 i> pontossággal való meghatározását; jó felbontóképesség; kö vetkeztében már nagyon kis mennyiségű,nukleáris Ifit.esi.t-
- 41 -
menyből kibocsátott mesterséges radionuklidok minőségi és mennyiségi meghatározását« A kimutatható dózistel jesítmény egy órás mérést alapul véve 0,03 nGy.h" ta lajfelszíni I izotópra, 0,05 nGy.h" C s izotópra. Az eszközök szállitása egyszerű, gyors és az elvégzett mérés után rövid idővel már kielégitő pontosságú adato kat nyerhetünk a mért sugárzási tér összetételéről, igy a rendszer nemcsak normálüzemi helyzetekben alkalmazható jól, hanem emelt szintű vagy baleseti körülmények között is, amikor kritikus lehet az időtényező. Amennyiben ez nem játszik lényeges szerepet, akkor a spektrumok preciz értékelését számitógéppel lehet elvégezni, amire az teremtett lehetőséget, hogy kidolgoztuk az analizátor és a számitógép közötti adatátviteli programot. 1 3 1
3 7
HIVATKOZÁSOK [l] Zombori P., Németh I., Andrási A., Környezeti dózis intenzitás helyszini meghatározása Ge(Li) spektrometriával. A módszer. KPKI-1983-44, Budapest, 1983. [2J Zombori P., Németh I., Andrási A., Germán E., Kemenes L., Környezeti dózisintenzitás meghatározása Ge(Li) spektrometriával. A módszer alkalmazása. KPKI-1984-38, Budapest, 1984. [3] H.L. Beck, W.I. Condon, W.M. Lowder, Spectrometric Techniques for Measuring Environmental Gamma Radiation, HASL-150, 1964. [4 J H.L. Beck, I. Be Campo, C. Gogolak, In situ Ge(Li) and Nal(Tl) Gamma - Ray Spectrometry, HASL-258, 1972.
-
42 -
[ 5 ] Zombori P . , A SAMPO80 szániitógépes s p e k t r u m k i é r t é k e l ő e l j á r á s a d a p t á l á s a PDP 11/34 s z á m i t ó g é p r e é s s p e k t r u m k e z e l ő programok f e j l e s z t é s e , KFKI-I982—44, B u d a p e s t , 1982. [ б ] M . I . K o s k e l o , P.A. A a r n i o , I . T . R o u t t i , SAMK>80: an A c c u r a t e Gamma Spectrum A n a l y s i s Method f o r Minicomputers, Nucl. I n s t , and Meth. l ^ O , 1 9 8 1 .
[7J
S . P . N i e l s e n , In s i t u Measurements of Environmental Gamma R a d i a t i o n Using a Mobile Ge(Li) S p e c t r o m e t e r System, R i s ^ R e p o r t No. 367, 1977.
[ в ] L. K o b l i n g e r : POKER CAMP: a Program f o r C a l c u l a t i n g D e t e c t o r Responses and Pnantom Organ Doses i n E n v i r o n m e n t a l Gamma F i e l d s , KFKI-1981-79, B u d a p e s t , 1 9 8 1 . [_9J Németh I . , Zombori P . , К о b l i n g e r I . . , Andrási A . , German E . , Kemenes L . i A k ö r n y e z e t i d ó z i s t e l j e s í t m é n y ü z e m e l t e t é s e l ő t t i h e l y z e t é n e k v i z s g á l a t a a p a k s i atomerőmű k ö r n y e z e t é b e n , KPKI-1982-93 B u d a p e s t , 1982. f
A. Függelék
A TRANS.MAC program l i s t á j a
.TITLE .GLOBL
TRANS TRANS »ÁTOLVASSA AZ APÁTOKAT A KIS ANALIZATOR&OL »PARAMÉTEREK MEGADÁSA: »FEJLÉC tCSAT.SZ+KEZDOCSAT »ADATBLOKK»PARAMÉTEREK » .EXIT» .PRINT • flLAL L . . V * . ' . . » . N t l RCSR=-175620 ;VE ;VEVO STATUS REG »VE »VEVŐ BUF REG RBUF= 175622 TRANS:
INPUT:
2»: 4«: 6w:
8K:
10K:
AMT:
2*i 4*:
PAR:
,.V2. . .REGDEF MOV MOV MOVB MOV BIT BEQ MOVB DEC BNE MOV BIT BEQ MOV BIT BEQ MOVB BIT BEQ MOVB SUB MOV ADD BIT BEQ MOVB BIT BEQ MOVB
(R5)+»R4
MOV
* MOVB CLRB (R4)4 BIT S200»RCSR BEQ 2* RBUFf(R4)* MOVB BIT *200»RCSR 4* BEQ MOVB RMJF»(R4>* DEC RÍ BNE ADAT MOV »R4 «503.»RÍ MOV BIT «200.RCSR PAR BEQ MOVB RBUF»(R4)* DEC RÍ BNE PAR RTS PC .ENfi rRANS
ÍFEJLEC KEZDŐCÍM
;CSAT.SZAM*KEZDO CSAT
»ilOLVASANDÓ CSATORNÁK SZAMA
;KEZDŐ CSAT.SZAH
JADATBLOKK KEZDŐCÍME
В. Függelék
10
999
100 1000 2000
A READ.POR program l i s t á j a
DIHENSION SPEC(2050) INTEGER SPECH4100) BYTE HEADER(81)»PARAH(550) INTEGER CHAN(3) CALL TRANS(HEADER»CHAN,SPECbPARAH) NCHAN=CHAN<2) 00 10 I=1>NCHAN SPEC(I)=FL0AT<SPEC1(2*1-1))»65536.+FLOAT(SPEC1(2*1)) CONTINUE WRITE(7,999)(HEADER(I),1=1,81) CALL ASSIGN(2,'SPEC.DAT») WRITE(2*999)(HEADER(I),1=1,81) FORMAT(81Л1) NCHAN=NCHAN/B DO 100 I=1,NCHAN WRITE(7,1000) <SPEC<JXI-1)«8),J=1,8) WRITE <2»1000»END=2000»ERR=2000)(SPEC(J+(I-l)*ebJ-bB) CONTINUE FORMAT(8f8.0) CALL CLOSE(2) END
The issues of the KFKI preprint/report series are classified as follows: A.
Particle and Nuclear Physics
B.
General Relativity and Gravitation
C.
Cosmic Rays and Space Research
D.
Fusion and Plasma Physics
E.
Solid State Physics
F.
Semiconductor and Bubble Memory Physics and Technology Nuclear Reactor Physics and Technology
G.
H.
Laboratory, Biomedical and Nuclear Reactor Electronics . Mechanical, Precision Mechanical and Nuclear Engineering
J.
Analytical and Physical Chemistry
K.
Health Physics
L.
Vibration Analysis, CAD, CAM
M.
Hardware and Software Development, Computer Applications, Programming
N.
Computer Design, CAMAC, Computer Controlled Measurements
The complete series or issues discussing one or more of the subjects can be ordered; institutions are kindly requested to contact the KFKI Library, individuals the authors. Title and classification of the issues published this year: KFKI-1986-Ol/E J. Kollár et al.
The Kronig-Penney model on a Fibonacci lattice
KFKI-19Í6-02/C A.J. Somogyi et al.
First results of high energy particle measurements with the TÜNDE-M telescopes on board the S/C VEGA-1 and -2
KFKI-1986-ОЗ/С К. Gringauz et al.
The VEGA PLASMAG-1 experiment: description and first experimental results
KFKI-1986-04/A J. Révai
Half-classical three-body problem
KFKI-1986-05/A I. Lovas
Quark degrees of freedom in nuclei
KFKI-1986-06/E Gy. Szabó et al.
Lattice gas model on tetrahedral sites of bcc lattice: anisotropic diffusion in the intermediate phase
KFKI-1986-07/K Pálfalvi J. et al.
Tapasztalatok egy (neutron-alfa) magreakción alapuló szilárdtest nyomdetektorokból felépített személyi albedo neutron doziméter munkaszintű dozimetriai felhasználásáról
KFKI-1986-08/K Nagy Gy. et al.
összefoglaló értékelés a paksi környezetellenőrző rendszer GM-csöves és jódtávmér6 detektorainak jellemzőiről az 1982-1985-ös mérési adatok feldol gozása alapján. OKKFT-A/11-7.5.9.
KFKI-1986-09/K Nagy Gy. et al.
A paksi atomerőmű hideg- és mslegvizcsatornájában Üzemelő folyamatos "izaktivitás monitorok paramétere inek és mérési adatainak összefoglaló értékelése. ОККГГ-А/11-7.4.13.
KFKI-1986-10/D S. Zoletnik et al.
Determination of the centre of gravity of the current distribution in the ИТ-1 tokamak
KFKI-1986-11/G R. Kozma et ai.
Studies to the stochastic theory of the coupled reactorkinetic-thermohydraulic systems. Part VI. Analysis of low-frequency noise phenomena
KFKI-1986-12/A A. Frenkel
Canonical quantization of the relativistic theory of the Oirac monopolé
KFKI-1986-13/D Gy. Egely
Energy transfer problems of ball lightning
KFKI-1986-14/K Németh I. et al.
Hordozható félvezető gamma-spektrométer üzembe állitása, kalibrálása, számitógépes adatfeldolgozása és tesztelése in situ dózisteljesítmény meghatározás céljából. OKKFT-A/11-7.4.12.
Kiadja a Központi Fizikai Kutató Intézet Felelős kiadd: Gyimesi Zoltán Szakmai lektor: Németh Zsolt Példányszám: ISO Törzsszám: 86-267 Készült a KFKI sokszorosító üzemében Felel5s vezető: Töreki Béláné Budapest, 1986. április hó
