-", >* - ~J0 '.'-" --c v. s e

-",•>*•-•

~J0 '

.'-"

%

M

• --c v

•

•

s e

ČESKOSLOVENSKÁ KOMISE PRO ATOMOVOU ENERGII

DOZIMETRICKÉ RADIAČNÍ HAVARIJNÍ

(Metodiky a postup)

Ústřední informační středisko pro jaderný program 1961

Doznenia*

VYHODNOCENI RADIAČNÍ HAVARIJNÍ SITUACE

/Metodiky a postup/ Material vznikl z iniciativy koaplexni radionalizaEní brigády při Ústavu doziaetrie záření ČSAV na základě doporučení ČSKAE a požadavku Es. jaderné energetiky. Na jeho připraví se podíleli: Ústav doziaetrie záření ČSAV, Praha: ing. F. Spurný, CSc. /vedouc! KRB/, ing. K. Turek Centru* hygieny zářeni IHE, Praha: ing. I. Bučina Ústav biofyziky a nukleární Medicíny FVL OK, Praha, ve spo• lupráci s katedrou doziaetrie a aplikace ion. zářeni FJFI ČVUT, Praha: ing. J. Heřmanská, C S c , ing. Z. Prouza, CSc. Ústav hygieny práce UP, Příbram: ing. H. Solnička Ústav pro výzkua a využití radioizotopu, Praha: ing. J. Singer, C S c , SHDr. J. Trousil, CSc. Vojenský lékařský výzkuaný a dolkolovaci ústav JEP, Hradec Králová: ing. 0. Neruda, CSc. Výskuaný ústav preventívneho lekárstva, Bratislava: int. *• Qálía, C S c , RTOr. A. Hrabovcová, RNDr. D. Nikodeaová, CSc. Editoři: ing. Z. Prouza, C S c , ing. F. Spurný, CSc. Pro Československou koaisi pro atoaovou energii připravilo Ústřední informa£ní středisko pro jaderný prograa 255 45 Praha 5 - Zbraslav, 1981 Vedoucí vydavatelského úseku ÚISJP ing. Oldřich Suchánek Náklad 500 ks Neprodejná úEelová publikace 092 86 57-801/81

>

OBSAH I.

Úvod I. 1

»

5 €

Literatura

II.

Typická spektra záření při nožných havarijních situacích II. 1 Štěpné zdroje neutronů II. 2 Radionuklidové zdroje, generátory

7 7 15

III.

Absorpcia energie neutrónov v ludskom tele III. 1 Interakcie neutrónov s tkanivom III. 2 Vztah fluencie neutrónov a distribúcie dávky v ludskon objekte III. 3 Analýza výpočtu neutrónových dávok III. 4 Absorpce energie záření gama v lidském těle III. 5 Shrnutí III. 6 Literatura

2O 2O 23 26 34 39 39

Rozhodovací schéma pro odhad dávky od neutronů a fotonů a pro třídění osob při radiační nehodě --

41

IV.

IV. 1 IV. 2 IV. IV. IV. IV. V.

3 4 5 6

Detektory pro vyhodnocení havarijní situace V. 1 Detektory záření gama V. 2 Detektory neutronů V. 3 Literatura Přílohy Příloha Příloha Příloha Příloha Příloha

VT.

Vztah monitorování a zdravotních opatření při nehodě Koncepce rozhodovacího schématu pro odhad dávky a třídění osob Rizika spojená s rozhodovanie: Vývojový diagram pro rozhodovací schéma Vysvětlivky k vývojovému diagramu -• Literatura :

ke V. V. V. V. V.

41 43 44 45 52 64 65 67 69 83

kapitole V 87 I Další charakteristiky aktivačních detektorů 88 II Metody výpočtu spekter neutronů 91 III Reakce 3 2 S/n,p/ 3 2 P 95 IV Reakce 2 3 Na/n,/-/ 2 4 Na 1O1 V Postup vyhodnocení osobního dozimetru neutronů na bázi stopového polymerního detektoru se štepitelnýn materiálem 108

Interpretace údajů havarijního dozimetrického systému VI. 1 Modelové situace VI. 2 i. etapa hodnocení VI. 3 II. etapa hodnocení VI. 4 III. etapa hodnocení . VI. 5 Literatura

111 111 115 117 127 128

Přílohy ke kapitole ví

129

Příloha VI. I Příloha ví. II

13O 135

V

Maxwellova metoda Interpretace odezvy detektorů tepelných neutronů

I. Ú V O D Současná etapa rozvoje společnosti je charakterizována krone jiných faktorii stále rostoucím využíváním zdrojů ionizujícího záření v národním hospodářství a výzkumu. Největší význam mezi nimi nabývají energetická jaderná zařízení, při jejichž provozu vznikají neutrony, a dalSí neutronové zdroje, jako jsou výzkumné reaktory a kritické soubory, urychlovače částic produkující neutrony a radionuklidové zdroje neutronů. Při současné technické úrovni a zachování všech nezbytných bezpečnostních opatření lze za normálních provozních podmínek zajistit, aby ozáření pracovníků u těchto zařízení nepřesáhlo povolené hodnoty. Zkušenost však ukazuje, že ani vysoká technická úroveň zařízení, ani vysoká kvalifikace pracovníků a ani vysoká úroveň dozoru nemohou s naprostou spolehlivostí zabránit radiačním nehodám. Následkem selhání lidských nebo technických faktorů může pak dojít ke ztrátě kontroly nad zdrojem záření a v důsledku toho k ozáření pracovníků vedoucím k překročení, někdy i značnému, stanovených limitů. Existence radiačních nehod si vyžádala vypracování metod pro jejich dozimetrické hodnocení /CEA, 1975, Delafield aj., 1973, IAEA, 1969, Poston a Haywood, 1972, NIIAB, 1974, Krajtor, 1979/. Rovněž v ČSSR bylo vyvinuto úsilí zavést a zdokonalit dozimetrické Metody pro zhodnocení radiačních nehod a soustředit informace potřebné pro zhodnocení nejvážnějších a dozimetrický nejsložitějších typů nehod. Úlohy vypracovat příručku pro dozimetrické hodnocení radiačních nehod, při nichž dochází k zevnímu ozáření snesným polem neutronů a záření gama, se iniciativně ujali pracovníci některých československých pracovišť, která uvádíme v abecedním pořádku s Centrum hygieny práce a chorob z povolání VÚPL, Bratislava; Centrum hygieny záření IHE, Praha; Ústav biofyziky a nukleární medicíny FVL OK, Praha; Ústav hygieny práce UP Příbram; Ústav dozimetrie záření ffSAV, Praha; Ústav pro výzkum, výrobu a využití radioizotopů, Praha; Vojenský lékařský výzkumný a doškolovací ústav JEP, Hradec Králové. Pro splnění úkolu byla v ÚDZ ČSAV založena komplexní racionalizační brigáda vedená ing. Pr. Spurným, CSc. a výsledkem její činnosti je tato příručka zpracovaná kolektivem autorů. V průběhu práce se na úkolu podíleli také pracovníci katedry dozimetrie a aplikací ionizujícího záření FJFI ČVUT Praha. Obsah příručky byl zaměřen na případ zevního ozáření polem neutronů a záření gama, avšak některé její části mají platnost i pro případ ozářeni pouze fotony záření gama; vnitřní ani zevní kontaminací se příručka nezabývá. Tato práce spolu s nedávno u nás vydanou publikaci týkající se lékařské první pomoci při radiačních nehodách /IAEA, 1978/ jistě pomůže československým pracovištím při zpracování havarijních plánů /Standardní metoda, 1977/ a v případě potřeby i při jejich uskutečnění. Autoři si nekladli za cíl vytvořit závaznou normu pro dozimetrické hodnocení radiační nehody, jsou však přesvědčeni, že v příručce uváděné poznatky a výsledky jejich práce významně přispějí k odborně správnému řešení dozimetrických problémů při radiačních nehodách.

I.I. LITERATURA CEA /1975/s "Reconsaandations concernant la dosimétrie en cas d'accident de criticité". Rapport CEA-R-4669 Delafield, H.J., tennis, J.A., Gibson, J.A.B. /1973/s "Nuclear Accident Dosimatry", part 1 to 3, AERE-R-7485-7, Harwell IAEA /1969/s "Nuclear Accident DosiMtry System", IAEA, Vienna ICRP /1978/: Publication No. 28, "The Principles and General Procedures for Handling Emergency and Accidental Exposures of workers". Annals of the ICRP 2,1. Kraitor, S.M. /l979/:#"Dori»etrija pri radioacionnych avarijach", Atomizdat, Hoskva NIIAR /1974/: "Sborník rabot po nSkotoryra voprosam dozinetriji ionizirujusfiich izlufienij", vyp. 5, Dimitrovgrad Poston, J.H., Haywood, F.F. /1972/: ORNL-TM-4387, Oak Ridge "Standardní metoda pro postup hygienické služby v případě radiační nehody" /1977/ Acta hyg. epid. microbiol.. Příloha c. 28.

6

II. Typická spektra záření při možných havarijních situacích Dávka absorbovaná v lidském těle závisí významně na spektru externě dopadajícího záření; tento vliv je zvláště důleSitý v případě neutronů. Správné dozimetrické vyhodnocení radiační havarijní situace bude tedy kriticky závislé na znalosti aktuálního spektra, zejména neutronů. V tomto odstavci budou uvedeny příklady některých typických možností.

II.1. ŠTČPNČ ZDROJE N E U T R O N B Jsou čtyři typické možnosti štěpných zdrojů neutronů, u kterých může dojít k radiační havarijní situaci /Cross et el.(l971)/: - kompaktní kovové soubory s U či Pu jako štěpným materiálem, t j . experimentální rychlé reaktory; - roztok či směs štěpného materiálu v prostředí bohatém na vodík; - samoštěpné zdroje, zejména Cf; - kterýkoliv z předcházejících zdrojů obklopený relativně tenkou stínící vrstvou nějakého materiálu . Okamžitá, tzv. panenská spektra neutronů vznikajících štěpením U, Pu 252 a samoštěpením Cf jsou uvedena na obrázku II. 1. S dostatečnou přesností je lze aproximovat Maxwellovským rozdělením, t j . distribuční funkcí tvaru

0 ( E ) ~ E 1 / 2 e" E / T

/II. 1/

kde T je tzv. Maxwellovská teplota. Její hodnoty se pohybují kolem 1,3 MeV v případě D, kolem resp. o málo výše než 1,4 MeV pro Pu, resp. Cf; průměrné energie pak kolem 1,9 MeV resp. 2,05 až 2,15 MeV pro 2 3 5 U , resp. 2 3 9 Pu a 2 5 2 C f /Cross et al. (1971); IAEA (1972)/.

I v případě relativně malých kovových souborů se však reálné spektrum i bez stínění liší od panenského v důsledku příspěvku nepružného rozptylu. Podle Crosse a Inga lze spektrum vznikající nepružným rozptylem vyjádřit opět Maxwellovskou distribucí:

0 ( E ) ~ E 1 / 2 e-E/T2

/ n . 2/

kde T 2 má hodnoty mezi O,2 a O,4 MeV /Cross et al.(1971)/. Relativní podíl obou spekter závisí na velikosti štěpného souboru, u O také na stupni obohacení. Vliv posledního faktoru je zřejmý z obrázku II. 2j je patrné, že s poklesem stupně obohacení klesá podíl panenského spektra.

+/

Tlusté stínění není uvažováno, nebot dávka v takovém případě jen velice nepravděpodobně mfiže dosáhnout havarijních hodnot.

,. 1 0

Pi

20%" s U

/

S 0,01

- ^

Obr. II. Is spektra štepení 2 3 5 U , /IAEA (1972)/

239

Pu a

252

Cf

s

"u

/

111

0,001

0,01

8

10

E.,MiV

Obr. II. 2: Vliv obohaceni uranu na relativní podíl nepružně rozptýlených neutronů ve spektru /Cross et al. (1971)/

0,001

10

E., M. V Obr. II. 3: Spektrum neutronů emitovaných z vodného roztoku nádobě o průměru 50 cm /Cross et el.(1973)/

0.001

0,1 ln.Mt¥

235, U ve válcové

10

Obr. II. 4: Spektrum reaktoru s D^O moderátorem /Cross eť al. (1971)/

9

If*

1

itf

-

1

•

10*

I—

\Ů

K B

+10

+20

lí

^ _

—1

r-T-j

+50

ió'

-•-200

10*

+400

1

1Ô

rř*r

5§« ,-J

1—-i

,,

1

H

J

— -Ť200

/ - \

10'

li?

1

1

1

io'

1

10

1

1

W

2

10

1 3

10

W3

ER.CV

10

1J

10*

4

10

10

W5

s

J

1 107

10*

10* 10

7

Obr. II. 5: Spektrum štěpných neutronů emitovaných bodovým zdrojem 2 u po liniku z kulové nádoby různého poloměru naplněného H 2 O /Ing et al. (1974 b ) /

Obr. II.6s Obdobně jako obr. II. 5, pro D O /Ing. et al., (1974 b ) /

1

10'

102

103

10*

10s

10* 107

Obr. II. 7: Obdobně jako pro obr. II. 5, pro grafit /Ing et al.C1974 b ) /

10* io7

Obr. II. 8: Obdobně jako obr. II. 5, pro beton /Ing et al.{1974)/

11

Spektrum neutronů kritických souborů a vodíkovým moderátorem lze vyjádřit je dnoduchým vztahem /ffeinberg et al. 1958 /:

0

J

S (E)

S (E*) d E '

/ H . 3/

kde S(E) je panenské Stepné spektrum a £fl je makroskopický dčinný průřez pružného rozptylu na vodíku moderátora. Typické spektrum pro vodný roztok U ve válcové nádobě o průměru 50 cm je uvedeno na obrázku IX. 3 /Y-12 soubor v Oak Ridge/. Vliv jiných moderátorů o nízkém hmotovém čísle se od H-O poněkud liší. Obrázek II. 4 ukazuje spektrum reaktoru ve Vinci, jeho jádro je tvořeno přírodním U a těžkou vodou o zhruba srovnatelných hmotnostech. Je odsud zřejmé, že relativní podíl 1/E spektra je významnější než H-0 moderace, obdobně jako D-0 se chová i grafitový moderátor. Typické vlivy relativně tenkých vrstev různých obvyklých stínění na spektra neutronů různých kritických souborů jsou uvedena na obr. II. 5 - II. 9 /Cross et al.(1973); Ing et al.(I972j 1974 a,b; 1975 a ) / . Je odsud zřejmé, že vliv H 2 O, D 2 O, grafitu a betonu je do jisté míry srovnatelný; tj. stínění vytváří již za relativně tenkou vrstvou materiálu spektrum složené z mírně pozměněného spektra panenského a tzv. 1/E spektra převládajícího zejména pro energie neutronů pod zhruba 10 eV až 1OO keV. Přitom relativní podíl 1/E spektra roste v pořadí H 2 0 , beton, grafit a DjO, u posledního z této řady a větší tloušťky materiálu jsou pozorovány i odchylky od zákona 1/E /viz obr. II. 6/.

I

10'

2

3

4

5

10 10 10 10 10* 10

7

Obr. I I . 9: Obdobně jako obr. I I . 5, pro Fe /Ing e t al.{1974b}/

12

0,3

0,1

1

2

3

5

10' 10 10 10* 10

7

10* 10

Obr. II. 10: Spektrum reaktoru ve Vinče (1)/Vinca(1973)/ a reaktoru CRAC(2) /Valduc(197O)/

Obr. II. 11: Spektrum reaktoru VIPER (1) /Delafied et al.(1973)/a reaktoru HPRR(2),

13

V případě radiační havarijní situace bude skutečné spektrum neutronů ovlivněno samozřejmě nejen typem zdroje, materiálem a tloušťkou stínění, bude záviset také na zcela konkrétních místních podmínkách /rozměry místnosti a tloušíka stěn, další zařízení v místnosti - jejich rozměry a umístění vzhledem ke zdroji apod./. Obecně řeSeno, vždy bude jeStě poněkud silněji degradováno než v modelových situacích předpokládaných v dosud uváděných výpočtech. Příklady některých konkrétních spekter jsou uvedeny na obr. II. 1O a II. 11 /Boot (1972); Valduc {197O} ; Vinca (1973) /. Neutrony jsou prakticky vždy doprovázeny zářením gama. V případě štěpných zdrojů neutronů vzniká doprovodné záření gama jednak při samotném Štěpení, je ale také 252 emitováno štěpnými produkty /spektrum gama záření Cf je uvedeno v tabulce II. 1 /Hall et al. (1974) / a k jeho emisi vede i záchyt, příp. jiné interakce neutronů. Spektrum záření gama v konkrétních situacích, kdy je nutno uvážit rozptyly a degradaci energií v konstrukčních resp. stínících materiárech, je velmi komplexní. Obsahuje fotony o energii až k 10 MeV, typický příklad pro reaktor 5 R O je uveden na obr. II. 12 /Holaan (1976)/.

Obr. II. 12: spektrum záření gama na výstupu z kanálu reaktoru S R O /Holman et al.(1975)/

Pokud jde o relativní podíl záření gama a neutronů, záleží především na typu štěpného zdroje.U 2 5 2 Cf tvoří kerma v tkáni od záření gama kolem 0,36 až 0,41 kermy celkové /Hall et al.(1974)j Spurný et al.(1975)/. Obecně je tento podíl nízký u kompaktních kovových souborů, záření gama naopak převládá u kapalných systémů s vodlkatým moderátorem a stíněním. Podle Delafielda aj. /Delafield et al. (1973)/se poměr obou složek v konkrétních případech může měnit od 1:10 až k 1O:1.

14

Tabulka II. 1: Hustota toku fotonů v 1 n od zdroje Interval energie /MeV/ 0 - 0,5 0,5 - 1,0 1/0 1,5 2,0 2,5 3,O 3,5 4,O 4,5 5,O 5,5 6,0

-

1,5 2,0 2,5 3,0 3,5 4,0 4,5 5,0 5,5 6,0 6,5

0 - 6,5

Cf o hmotnosti 1Lpg Hustota toku /»- 2 3,7 4,5 1,4 6,1 1,8 8,8 4,5 2,4 1,4 6,5 4 1 1

. s' 1 / . 105 . 105 . 105 - 1O 4 . 1O 4 . 103 . 1O 3 . 1O 3 . 1O 3 . 102 . 102 . 102 . 102

l,O57 . 1 O 6

II.2. RADIONUKLIDOVE" ZDROJE, GENERÁTORY Dalšími zdroji neutronů, u kterých může dojít k radiační havarijní situaci, jsou radionuklidové zdroje a generátory neutronů. Omezíme-li se na situaci typickou pro CSSR, je třeba se v této souvislosti zmínit v podstatě o dvou základních skupinách: - radionuklidových zdrojích / OC,n/ s Be jako terčovým jádrem, - generátorech neutronů využívajících reakce T/d,N/ He. Teoretické spektrum PuBe zdroje je uvedeno na obr. II. 13, i teoretická spektra ostatních /oc,n/ zdrojů jsou obdobná /Burger et al.(1971)/. Reálná spektra zdrojů však závisí i na jejich rozměrech, s rostoucími rozměry se zvyšuje podíl neutronů s energiemi pod ~ 2 MeV. Typický příklad je uveden také na obr. II. 13, kde je zakresleno reálně naměřené spektrum 37O GBq PuBe zdroje /Kluge et al.{1973)/. Generátory neutronů založené na reakci T /d,n/ He produkují neutrony, jejichž energie závisí na energii dopadajících deuteronů a úhlu emise neutronů /Beckurts et al. (1969)/. Pro dostatečně dzký interval úhlu jsou tedy neutrony prakticky monoenergetické, pro nejběžnější urychlovací napětí deuteronů - 120 kV - mají energii mezi 14,2 a 14,8 MeV. Vliv stfeicích' materiálů je i na spektra zdrojů uváděných v této kapitole principiálně obdobný vlivu uváděnému u štěpných zdrojů. Na obrázcích II. 14 a II. 15 je uveden vliv průchodu tkáně-ekvivalentním materiálem na spektrum neutronů ze zdroje PoBe, resp. neutronů o primární energii 14,7 MeV. Je zde patrné, že tento vliv je obdobný vlivu stínění u štěpných zdrojů /viz obr. II. 16/ /Ing et al.(1975 b ) / . Stejně jako u štěpných zdrojů bude i pro zde diskutované zdroje reálné spektrum také ovlivněno konkrétními geometrickými podmínkami uvedenými výše.

15

10 Obr. II. 13: Spektrum zdroje PuBe 1 - vypofiítané /Burger et al.(l971}/ 2 - změřená pro 370 GBq PuBe zdroj /Kluge et al. (1973)/

Obr. II. 14t Spektrum neutronů o energii 14,7 MeV po průchodu různě tlustými vrstvami tkáně /Ing et al.(1975 b ) /

16

10

Obr. II. 15: Spektrum neutronů ze zdroje PoBe po průchodu různě tlustými vrstvami tkáně /Ing et al.(1975 b ) /

10

Obr. II. 16: Spektrum Štěpných neutronů tkáně /Ing et al.(1975 b}/

235

U po průchodu různé tlustými vrstvami

17

Pokud jde o záření gama, je situace pro obě skupiny zdrojů odlišná. V případě radionuklidových zdrojů / Ot,n/ s Be jako terčovým jádrem je záření gama emitováno: - zpravidla v průběhu CC - rozpadu užívaného radionuklidu / Pu, Am/; 9 14 14 - v průběhu reakce Be / CC ,n/ C* *• C + y a - záchytem 51 nepružným rozptylem neutronů v zářiči resp. jeho okolí. V obvyklých situacích je nejvýznamnější složkou záření gama emitované v průběhu / OC,n/ reakce vedoucí k excitovanému jádru C*. Toto jádro emituje fotony o energii 4,43 MeV, přičemž na každý vznikající neutron je emitováno v průměru 0,7 fotonů uvedené energie /Venkataraman et al.(1970)/. Kerma v tkáni od tohoto záření tvoří kolem 20 % kermy celkové /Spurný et al.(1975 c)/, vzhledem k energii fotonů je však kalibrace vždy poněkud komplikovaná /Spurný et al.(1975 a ) / . A

V průběhu reakce T/d,n/ He žádné fotony primárně emitovány nejsou. V ozařovacích polích jsou však vSdy přítomny v důsledku nepružného rozptylu a záchytu neutronů v konstrukčních materiálech a v ozařovacích zařízeních. Spektrum fotonu je zpravidla typickým spektrem odpovídajícím mnohonásobnému rozptylu fotonů vyšších energií, jejich průměrná energie se pohybuje kolem 1 MeV /Spurný et al.(1975 b ) / . Pokud jde o jejich relativní podíl, kerma v tkáni díky tomuto zářeni gama tvoří u zařízení se stěnami místností dostatečně vzdálenými od terčíku zpravidla jen několik málo procent /Spurný et al.(1975 b ) , Goodman at al.(1975)/.

II.3. LITERATURA Beckurts, K.H., Nirtz, K. (1964): "Neutron Physics", Springer Verlag, Berlin, s. 38 Boot, J.J.(1972): AERE-R-7294, Harwell Burger, G., Eckl, W., Gredel, H.(1971): v "Advances Phys. Biol. Had. Detectors", IAEA Vienna, s. 467 Cross, W.G., Ing, H. (1971): Health Physics Society Meeting, New York, July 12-16 Cross, W.G., Ing, H.(1973): v "Neutron Monitoring for Radiat. Prot. Purposes", IAEA Vienna, vol. I., s. 73 Delafield, H.J., Dennis, J.A., Gibson, J.A.B.(1973): AERE-R-7485, Harwell Goodman, L.J., Colvett, R.D., Caswell, R.S. (1975): v "Proc. 2nd Symp. on Neutron Dos. Biol. Med.", Neuherberg 1974, EUR 5273 d-e-f; vol. II., s. 627, EURATOM Hall, E.J., Rossi, H.H., (1974): "Californium 252 in Teaching and Research", IAEA Vienna, Techn. Rep. Ser. 159 Holman, M. (1976) : soukromá sdělení IAEA (1972):"Prompt Fission Neutron Spectra", IAEA, Vienna Ing, H., Cross, W G (1972): Health Physics 23, s. 404 Ing, H., Cross, W.G. (1974 a ) : 19th Annual Meeting of Health Phys. Society, Houston, Texas, July 1974 Ing, H. (1974 b ) : 11th Doaimetry Intercomparison at ORNL, Oak Ridge, July 29August 9 Ing, H., Cross, W.G.(1975 a ) : Health Physics 29, s. 839 Ing, H., Cross, W.G. (1975 b ) : Phys. Med. Biol. 2O, s. 906 Kluge, H., Weise, K., Zill, H.W.(1973): v "Neutron Monitoring for Radiat. Prot. Purposes, IAEA Vienna, vol. I., s. 13

18

Spurný, F., Harsault, T., Médioni, R., Portal, G.(1975 a}: Rapport CEA-R-4683 Spurný, F., Médioni, R., Portal, G.(1975 b ) : Rapport CEA-R-4687 Spurný, F., Médioni, R., Portal, G. (1975 c ) : v "Proč. 2nd Symp. Neutron Dos. Biol. Med.", Neuherberg 1974, EUR 5273, d-e-f, vol. Z., s. 495, EURATOM Valduc (1970): "1st IAEA. Heassurement Interconarison", Final Report Vinea (1973): "3rd IAEA Nucl. Accident Interconparison Experiment", Final Report, ISK-1275, Beograd 1974 Venkataraman, G., Daya Shankar, Jayakar J.S. (1970): Nucl. Instr. Math. 82, s. 49 Weinberg, A.M., Higner, E.P. (1958) : "The Physical Theory of Neutron Chain Reactions", University Chicago Press, Chicago, s. 292

19

6

III. Absorpcia energie neutrónov v ľudskom tele III.1. INTERAKCIE MEUTRdŇOV S TKANIVOM Pri ättídiu interakčných procesov neutrónov s látkou je potrebné vychádzal predovšetkým z jaj chemického zloženia, pretože ono určuje podiel jednotlivých interakčných procesov na celkovom množstve energie odovzdanej ožiarenému objektu neutrónmi danej energie. Veíkost objektu je potom daliim faktorom, ktorý určuje podiel jednotlivých interakcií neutrónov na dávke. Ak vychádzame z prípadu ožiarenia človeka neutrónovým žiarením, predstavuje obsah vodíka, uhlíka, dusíka a kyslíka 96 % celkového obsahu prvkov, v prípade mäkkého tkaniva dokonce 99 %. /tab. III. 1/. Vzhľadom k tomuto faktu, je najpravdepodobnejším interakčným procesom /v oblasti energií neutrónov E - 1 eV až 1 MeV/ p r u ž n ý r o- z p t y 1 na jadrách vodíka H/n, n'/H, kedy odrazené protóny odnášajú zhruba polovicu energie dopadajúcich neutrónov. Účinný prierez tejto interakcie klesá s energiou neutrónov E ako vidieť na cbr. III. 1.

T.N. Obr. III. 1.

10*

1Ô5

1Ô4

1Ô2

10

10

TO1

Účinné prierezy na]významnejších reakcií neutrónov s jadrami prvkov tkaniva. Číslovanie kriviek zodpovedá poradiu reakcií v tabuíke III. 2 /Zolotuchin a kol. 1972/.

kern*

1,0 D

1Ô3

:

I. M ľ

0,5-

"MC.,p) l 4 C/

0,1 5

1Ô

10*

3

1Ô

2

1Ô

1Ô1

10"

1

101

10"

E.EMtVj Obr. III. 2.

20

Príspevok reakcií *H/n, y / 2 H , H/n, n"/H a 1 4 H/n,p/ 1 4 C na celkovej absorbovanej dávke a kerme, v závislosti od energie neutrónov /Jones, 1974/.

Tab. III. 1: Chemické zastúpenie jednotlivých prvkov v tkanive človeka /Zolotuchin a kol. 1972/ Štandardný človek Prvok

[hmot. %]

H C N O Na Mg P S

5,980 0,902 0,129 2,450 -

-

O,O22 -

1 -

K Ca Ostatní Celkom

22

[10 at/g] [hmot. %]

10 18 3 65 -

1,5 1,5

0,22

100,0

9,50

-

Kostné tkanivo

Mäkké tkanivo

[lO 22 at/g] [hmot. %]

[lO 22 at/g]

10,2

6,150

6,4

3,860

12,3 3,5 72,9 0,08 O,O2

0,617 0,150 2,75O 0,002

27,8 2,7 41,O -

l,4OO O,116 1,540 -

0,001 0,004 0,009 0,005 O,001 -

O,2 7,O O,2

0,005 0,136 O, 004 -

0,20 O,5O O,3O O,O7 100,0

14,7 -

0,969

100,O

O,22O 7,30

Z híadiska absorbovanej dávky v íudskom tele sa tento interakčný proces významne podiela /Jones, 1974/ na celkovej neutrónovej dávke od energií neutrónov 1OO keV /Obr. III. 2/. Pre nízke energie neutrónov má z híadiska dávky význammi rolu interakcia H /n, IT / H, tzv. r a d i a č n ý z á c h y t . Energia emitovaných gama kvánt je rovná 2,2 MeV a jej stredná volná dráha v biologickom tkanive je cca 0,2 m. Radiačný záchyt na jadrách vodíka do energií neutrónov 100 keV se podiela /Jones, 1974/ na totálnej dávke od neutrónov v fudskom tele viac než 85 % /obr. III. 2, III. 3/. V oblasti energií neutrónov do 100 keV je Šalej nutné uvažovať jaderní! reakciu na jadrách dusíka N /n,p/C , kedy sií emitované tóny s energiou 0,5855 + E /MeV/,

En(k*V) 7.DY/DT 1 2,5.1Ô5

92

1

92

2 1,0. lO

1,0

0,5

1,0.10

2

86

5,0.10

2

64

1,0 .10

3

48

2,5.10

3

25

<M 2 Obr. I I I . 3.

6 10 14 18 22 26 30 x [cm]

Podiel Ľ y /D„ na hĺbke v tkanive pre rožné energie neutrónov /Jones 1974/.

21

8

Pre rýchle neutróny s energiou nad 5 MeV sa začínajú významnejšie uplatňovat pružné rozptyly neutrónov na jadrách kyslíka, uhlíka a dusíka. Pre energie neutrónov do 5 - 7 MeV sa uplatní rozptyl na týchto jadrách 3 - 15 % na celkovej dávke od neutrónov. Účinný prierez týchto interakcií klesá s energiou, v oblasti nad 0,1 MeV však vykazuje radu rezonančných maxím /obr. III. I/. Do energií neutrónov 10 MeV uvedených 6 interakcií neutrónov s biologickým tkanivom predstavuje prakticky veškerú energiu, ktortí odovzdajú neutróny biologickému objektu, ako vidiet z tab. III. 2, kde sú uvedené dávky od neutrónov vztiahnuté na jednotkovú fluenciu pre niekolko energií neutrónov. Pre energie nad 10 MeV se začne uplatňovat nepružný rozptyl, predovšetkým na jadrách dusíka, kyslíka a uhlíka a jaderné reakcie, zvlášt typu /n, alfa/ na jadrách kyslíka. Ak je počítaná dávka od neutrónov, je z tabuíky III. 2. zrejmé, že hlavný podiel na dávke bude mat energia odovzdaná objektu protónmi /či z prvej alebo tretej reakcie/ a energia odovzdaná elektrónmi, vzniklými interakčnými procesmi žiarenia gama z druhej reakcie a atómami biologického tkaniva. Pre oblast rýchlych neutrónov je treba uvážit vplyv energie odovzdanej biologickému objektu odrazenými jadrami z reakcií 4 - 6 .

Tab. III. 2.: Podiel jednotlivých jaderných interakcií neutrónov s atómami biologického tkaniva na stredné celotělové dávke od neutrôv /pripadajúcich na jednotkovú fluenciu neutrónov/ pre rôzne energie neutrónov. Hodnoty v tabulke su uvedené v rozmere [lO Gy.m J /Zolotuchin a kol. 1972/. Reakcie 1. H/n,n'/H

2. H/n, T/D 3. 4. 5. 6.

N/n,p/ C 0/n,n*/0 C/n,n'/C N/n,n'/N

7. O/n, oo.TVC 8. O/n,oc,7"7c Celková dávka pripadajúca na j ednot.fluenciu

Spektrum HPRR reaktora 6,92 1,73 0,15 O,42 0,18 0,01 0,03 0,01

9,48

Energie neutrónov 5 MeV

7 MeV'

1O MeV

14 MeV

22 ,44 1 ,64

28,26 1,41 0,22 1,97 O,59 0,06 0,69 O,14

33 ,58 1 .21 0 ,22 1 ,50 0 ,63 0 ,06 1 ,06 1 r66

34,1O O,89 0,18 1,44 O,6O 0,06 5,60 4,27

26 ,95

33,69

4O 91

5O,42

0 ,19 1 ,36 0 ,57 0 ,06 0 ,55

Podiel prvej reakcie /v %/ na celkovej dávke

73

83

84

82

68

Podiel prvých 6 reakcií /v %/ na celkovej dávke

99,5

97, 5

96,5

91,0

69,0

22

III. 2. VZŤAH FLUENCIE HEOTR(5NOV A DISTRIBÚCIE DÁVKY V CUDSKOM OBJEKTE Výpočet distribiície neutrónových dávok v fudskom tele je velmi zložitým problémom, riešenie ktorého je závislé jednak na rozvoji matematického aparátu teorie interakcií neutrónov s látkou, znalosť ich fyzikálnych charakteristik a konečne i úrovne výpočtovej techniky. Presná formulácia problému prechodu neutrónov makroskopickým objektom je daná neutrónovou transportnou rovnicou, v špeciálnom prípade možno za určitých zjednodušujúcich predpokladov previesť analytické riešenie /Hammesley, Handscomb, 1964/. Existuje dnes rada prác, uvádzajúcich výpočty dávok od neutrónov v ľudskom tele. Významného pokroku v tejto oblasti však bolo dosiahnuté až aplikáciou štatistickej metódy Monte Carlo. Fyzikálny problém /napr. stanovenie dávky absorbovanej v danom mieste objektu/ je modelovaný - sleduje sa "história" jednotlivého neutrónu dopadajúceho na objekt. Každá "história" neutrónu predstavuje reťaz následných interakcii s atómami prostredia, kedy je prihliadané k pravdepodobnosti ich vzniku /účinnému prierezu/. Pre dostatočný súbor "histórií" možno aplikáciou štatistických testov odhadnúť velkost sledovanej náhodnej veličiny. Prvé a dodnes používané výpočty boli prevedené Snyderom a Neufeldom /1955/ pre široký zväzok neutrónov kolmo dopadajúci na tkanivuekvivalentnú nekonečne veíkú dosku o hrúbke 30 cm /NEB - 69/.

30 cm-

Obr. III. 4.

Válcový model fantómu podfa Auxiera a jeho rozdelenie /Auxier et al. 1968/. čísla uvedené v jednotlivých segmentoch sú čísla segmentov vo vrstvách I a V, čísla segmentov vo vrstvách II a IV dostaneme ak pripočítame číslo 20, vo vrstve III pripočíteme číslo 40.

23

10

\v Obr. III. 5.

Válcový fantóm rozdelený na rovnako velké segmenty /NCEP No. 38/, vyznačené sú smery, v ktorých sa počítajú dávky.

78

U 15 1« 13 12 U !0 0* M «7 M 03 M 03*2 M Obr. III. 6.

24

Rozdelenie eliptického modelu fantómu na segmenty a Ich označenie /Zolotuchin a kol. 1972/. šipky označujú smery ožiarenia.

11

Zloženie tkaniva bolo aproximované vodíkom a jedným tažkým prvkom, ktorého účinný prierez pre rozptyl neutrónov bol vyjadrený ako suma účinných prierezov pre rozptyl kyslíka, uhlíka a dusíka s uvážením percentuálneho zastúpenia týchto prvkov v tkáni. Výpočty boli nejprv prevedené pre 10 MeV neutróny /.vyšetrované bolo 2000 "histórií"/ a spektrálne skupiny neutrónov so strednou energiou 5 MeV /3,6 6,1 MeV/, 2,5 MeV /1,7 - 3,4 MeV/, 0,5 MeV /O,33 - 0,67 MeV/, 5 keV /3,2 - 6,8 keV/ a tepelné neutróny. Spektrálne skupiny zahrňovali maximálne 1OOO "histórií". Neskoršie /NCPR No.20/ boli vyšetrované monoenergetické neutróny s energiami 1O; 7,5; 5 Í 2,5; 1 MeV; 500; 100; 20; 5 KeV a 100 eV a tepelné neutróny.Pre každú energiu bolo počítané 4000 "histórií" neutrónov. Uvažované boli reakcie /n, "jT / a /n,n'/ na jadrách vodíka a zvolenom čažkom prvku a clalej /n,p/ reakcie na dusíku za predpokladu, že vzniklý protón je absorbovaný v mieste vzniku. Nepružné rozptyly boli zanedbatelná. S rozvojom výpočtovej techniky boli prevedené Auxierom, Snyderom a Jonesom /1968/ nové výpočty. Autori počítali distribúciu hĺbkových dávok pre hoijogenný fantóm - tkanivuekvivalentný rotačný valec o priemere O,3 m a výške 0,6 m. Valec bol vodorovnými rovinami rozdelený na 5 častí, každá o výške 0,12 m /obr. III. 4/. Ďalšími vertikálnymi rezmi bol valec delený celkove na 15O segmentov štyrmi sústrednými kružnicami a polomermi 0,03; 0,06; O,O9 a 0,12 m a tromi zvislými rovinami prechádzajúcimi osou valca a zvierajúcimi 60°. Pre každý segment bola vypočítaná dávka vztiahnutá na jednotkovú fluenciu neutrónov s energiami od tepelných neutrónoc do 14 MeV. Široký rovnobežný zväzok dopadal kolmo na os valca. Chemické zloženie fantómu odpovedalo zloženiu tkaniva štandardného človeka /merná hmotnost 1O kg/m /. Boli uvažované všetky reakcie /celkove 35 reakcií/ neutrónov s jadrami vodíka, kyslíka, dusíka a uhlíka. Pre každú energiu bolo vyšetrované 10 "histórií". Každá "história" bola sledovaná až do záchytu neutrónu, prípadne jeho úniku z fantómu, alebo termalizácie. Vypočítané dávky se pozdĺž osi rotačného valca pre 3 stredné časti významne nelíšili, preto autori zmenili rozdelenie fantómu na segmenty o rovnakej veíkosti /obr. III. 5/. Doporučenie NCRP No. 38 obsahuje výpočty distribúcie dávok v takto rozdelenom valcovom tkanivu-ekvivalentnom fantóme pre široký zväzok neutrónov. Zolotuchin a kol. /1972/ počítali distribúciu dávok intermediálnych a rýchlych neutrónov pre tkanivu-ekvivalentný fantóm vo tvare nekonečného eliptického valca /poloosy elipsy boli O,12 a 0,18 m/. Fantóm má jemnejšie delenie ako vyššie spomínané fantómy, čo má význam zvláší v blízkosti povrchu /obr. III. 6/. Autori sledovali distribúciu dávok pre 8.rôznych smerov dopadu neutrónov na fantóm a 9 energií neutrónov /1OO eV, 5 keV, 2O keV, 100 keV, 5OO keV, 1 MeV, 5 MeV a 10 MeV/. V tabuíke III. 3 sú uvedené smery dopadu neutrónov, keä "& je uhol medzi Tab. III. 3.:

Smery dopadu neutrónov na eliptický valcový fantóm použitý pri výpočte distribúcie dávok Zolotuchinom a kol. /1972/ s m ii r

Uhol. /stupeň/

Ý

i

2

3

4

5

6

7

8

90

9O

55

20

55

20

90

70

90

•0

90

90

0

0

45

45

25

12

vyšetrovaným smerom a vertikálnou osou fantómu a ^ je uhol v rovine kolmej k ose fantómu / *p = 9O° zodpovedá dopadu neutrónov v smere kratšej osy eliptického fantómu/. Výpočty boli prevedené za podobných predpokladov ako v prípade prác Auxiera et al. /1968/. Bola uvažovaná i anizotropia pružného rozptylu. Nehladiac na určité rozdiely vo vstupných dátach, ako stí počet použitých interakcií neutrónov s biologickým tkanivom, účinné prierezy jednotlivých interakcií, zloženie biologického tkaniva, metóda výpočtu dávok a konečne tvar fantómu, sú výsledky výpočtu distribúcie dávok jednotlivými autormi v zásade zhodné. Pritom sme sa zmienili len o základných prácach v tejto oblasti, výsledky ktorých budeme využívať, i keď ich je dnes už publikovaná celá rada a možno ich hodnotiť ako významné z rôznych aspektov. Súborný prehľad je uvedený napríklad v prácach sovietskych autorov Zolotuchina a kol. /1972/ a Obaturova a kol /1973/.

III. 3. ANALÝZA VÝPOČTU NEUTRÓNOVÝCH DŽVOK Pri vzájomnom zrovnávaní prevedených výpočtov dávok a ich analýza je potrebné vychádzať z nasledujúcich závislostí: A)závislosti na energii neutrónov v danej hĺbke objektu, B) závislosti na hĺbke v objekte pri danej energii neutrónov, C)závislosti na orientácii neutrónového zväzku vzhľadom k ozařovanému objektu. Pritom je dôležité si uvedomiť, že uvedené výpočty predpokladajú homogénne zloženie ozařovaného objektu /fantómu/. Existujú spôsoby opravy /Isajev, Bregadze, 1967/ distribúcie dávok v dôsledku heterogénnosti objektu; ide "však o značnú idealizáciu skutočného stavu.

A. Závislosť dávky na energii neutrónov Na obr. III. 7 - III. 9 sú uvedené distribúcie dávok pripadajúce na jednotkovú fluenciu neutrónov podľa výpočtov Auxiera a kol. /1968/, resp. NCPR No. 38 a Zolotuchina a kol. /1972/ na povrchu objektu pre celkovú dávku od neutrónov D_ a dávku od sekundárneho žiarenia gama D-y a sekundárnych nabitých častíc D . Na obr. III. 10 je potvrdený už uvedený fakt, že dávka od sekundárneho gama ľtyje rovná prakticky celkovej neutrónovej dávke do energií až 100 keV. V tejto oblasti energií neutrónov sa hodnoty dávok /pripadajúce na jednotkovú fluenciu/ výrazne nemenia. V oblasti energií nad 100 keV dochádza k výraznému zvýšeniu hodnôt dávok od neutrónov, keä táto je od energií tvorená prakticky dávkou od sekundárne nabitých častíc /zvlášť protónmi vzniklými rozptylom neutrónov na jadrách vodíka/.

B. Závislosť dávky na orientácii neutrónov vzhľadom k objektu Zmena hodnôt neutrónových dávok na povrchu objektu je významne závislá na orientácii objektu vo zväzku; hlavne v oblasti rýchlych neutrónov. Závislosti V kapitolách IV.-VI. bude dávka od sekundárních nabitých částic označována D a divka od záření gama /primárního i sekundárního/ označena Dg.

26

TO* TO7 Obr. III. 7.

TO*

»*

10

TO

id1

10*

10

Porovnanie závislosti celkových absorbovaných dávok D T na povrchu fantómu od energie neutrónov. I. - z výpočtov Zolotuchina a kol. /1972/, II. - Auxiera a kol. /1968/ a III. - NCRP No. 38.

16* ítf' »*

Obr. i n . 8.

W5

»*

»*

Porovnanie závislostí absorbovaných dávok D p na povrchu fantómu od energie neutrónov. I., n . , m . ako obr. III. 7.

27

I**

10

Obr. III. 9.

Tfi1

\6' 10* TO* Id* 16' 1Ó1 Id1

101

Porovnanie závislostí absorbovaných dávok D y- na povrchu fantómu od energie neutrónov. I., II., III. ako v obr. III. 7.

D [Gym'j

M>T

10* W*

»•

10*

w'

io* •»'

MM.V] Obr. III. 10.

28

Závislosti absorbovaných dávok D p , D y- a D T od energie E R pre válcový fantóm /Auxier a kol. 1968/.

totálnej absorbovanej dávky D_ v štyroch povrchových segmentoch Snyderovho fantóau /57, 58, 59 a 60/ od energie E n sú na obr. III. 11 /Auxier et al. 1968/. Tieto segmenty stí vo vrstve III fantómu /obr. III. 4/. Závislost D T na G R /obr. III. 11/ je vynesená v % dávky v 57. segmente. Je vidiet, že neznalost orientácie objektu môže spôsobit podhodnotenie skutočnoj absorbovanej dávky, ktoré v najnepriaznivej£om prípade môže byt značné.

100

Dri'AJ 10

1-

10*

M7

TO*

1ÔS

10*

»3

1Ô2

iď

1O°

101

E„[M«V] Obr. III. 11.

Závislosť celkovej dávky D T od energie neutrónov E ky v 57. segmente fantomu /Auxier a kol. 1968/.

C. Závislost dávky na hĺbke v objekte

vynesená v % dáv-

•

Distribúcie celkových neutrónových dávok a dávok od nabitých častíc vnútri ozařovaného objektu pri ožiarení širokým zväzkom neutrónov pre vybrané energie sú uvedené na dalších obrázkoch. Na obr. III. 12 - III. 15 sú uvedené vypočítané dávky pre prípad rotačného 30 x 60 cm valca /Auxier a kol. 1968/ pre energiu 100 eV, 1OO keV, 1 MeV a 10 MeV. Z obrázkov je zrejmé, že s rastom energie neutrónov dochádza k menšiemu poklesu dávky s hĺbkou v objekte. Pokles D y vnútri objektu je výrazne nižší než v prípade D klesá prakticky nezávisle na energii o 1,5 rádu, zatiaí čo D D klesá smerom od povrchu až o 3 rády a absolútne hodnota D B —17 2 —15 2 na povrchu rastie s energiou od rádu cca 5.10 Gy m pre 1 eV do 5.10 Gy m pre 10 MeV. Pri ožiarení spojitým spektrom neutrónov je distribúcia neutrónových dávok závislá hlavne na podiele neutrónov s energiou nad 1OO keV v spektre. Na obr. III. 16 sú uvedené 3 spektrá a síce : panenské štiepne spektrum /krivka a/, štiepne spektrum moderované vrstvou 1O cm vody /krivka b/ a spektrum dE /krivka c/. Vypočítané rozdelenie hĺbkových dávok od nabitých častíc, D , pre tieto spektrá je na obr. III. 17. Uvažuje sa prípad ožiarenia kolmo k ose fantómu Širokým zväzkom. Pre úplnost uvádzame prípad ožiarenia objektu úzkym zväzkom neutrónov. Jones a kol. /1971/ previedli výpočet pre špeciálne delený valcový fantóm /obr. III. 18/. Tento prípad má význam pre lokálne ožiarenie objektu. Podobné výpočty urobili Ivanov a kol. /1975/ pričom uvažovali neutrónové zväzky s rôznym polomerom zväzku r a rôzne energie E R , dopadajúce kolmo na 30 cm hrubú vrstvu tkaniva. Počítali sa

29

16

!•»•*!

Obr. III. 12.

Rozdelenie absorbovaných dávok vo valcovom fantóme /Auxier et al. 1968/, v závislosti na hĺbke pre E n = 1O0 eV pro totálnu absorbovanú dávku D T , dávku od nabitých častíc D p a dávku od sekundárního gama žiarenia D-*..

-a K-

i s

«

n

n

n

n

•M Obr. III. 13.

30

Hĺbkové rozdelenie absorbovaných dávok pre valcový fantóm pri energii neutrónov 100 keV /viz obr. III. 12./.

E IHlV

1

Obr. I I I . 14. '

5

K

)

21

M

31

Hĺbkové rozdelenie absorbovaných dávok vo valcovom fantóme pri E = 1 MeV /viz obr. I I I . 12/. n

16i*2!

EMWrt

i s Obr. I I I . 15.

N

K

a

s

a

Hĺbkové rozdelenie absorbovaných dávok vo valcovom fantóme pri En = 1O MeV /viz obr. I I I . 12/.

31

4-í*1

M1

•afN*V) Obr. III. 16.

»'

w'

Vybrané spektrá neutrónov: krivka a - panenské štiepne spektrum krivka b - štiepne spektrum moderované vrstvou 10 cm vody krivka c - spektrum dE/E

1

1Ô

10

1Ô1*-

10"-

—j—

10 Obr. III. 17.

32

—i—

20

—i

30

Rozdelenie hĺbkových dávok od nabitých častíc D p pre spektrá z obr. III. 16.

Obr.

III.

18.

D, [Gym']

Delenie valcového fantómu pre výpočet absorbovaných dávok v prípade čelného ožiarenia úzkym zväzkom /Jones et al. 1971/.

""•»^ÍI««T SfMil

\ inwŕ svitu

ló*-

10"

1Ô"-

id*

Obr. III. 19.

10 IS X (cm)

lô"-

W

IS

Distribúcia hĺbkových dávok D p a Dy pre úzky zväzok neutrónov /r=0,5 on/ dopadajúci na 30 cm vrstvu tkaniva s energiou 1 HeV. R je vzdialenosť od osi zväzku /Jones et al. 1971/.

33

20

stredné absorbované dávky v rozličnej hĺbke a pre rôzny polomer R od osi zväzku. Na obr. III. 19 je priebeh hĺbkovej dávky od Eažkých nabitých častíc D p a sekundárneho žiarenia gama D y pre E n • 1 HeV a polomer zväzku neutrónov r = o,5 cm. Z obrázku je vidieí, že dávky D p v objekte klesajú rýchlejšie ako v prípade ožiarenia širokým zväzkom neutrónov. Dávky D-y jsou o viac ak 2 rády nižší než v prípade širokého zväzku /vetší rozptyl žiarenia/. Výsledky výpočtov zoradené vo forme atlasu absorbovaných dávok normovaných na jednotkoví! fluenciu môžu slúžiť ako podklad pre klinickú dozimetriu, pre neutrónovú terapiu, resp. v prípade havarijnej dozimetrie.

III. 4. ABSORPCE ENERGIE ZjQJBWf GAMA V LIPSKEM TĚLE V předchozích odstavcích této kapitoly je rozebrána problematika absorpce energie neutronů. Jak je' ukázáno v kapitole II, všechny neutronové zdroje jsou současně zdroji záření gama, a proto v tomto odstavci budou uvedeny některé poznatky týkající se absorpce energie záření gama. Z hlediska absorpčních procesů záření gama s biologickým objektem- jsou pro výpočet konverzních faktorů mezi fluenci a dávkou významné interakční procesy záření gama s elektronovým obalem, tzn. fotoelektrický jev, Comptonův rozptyl a tvorba elektron-positronových párů. Pro energie záření gama,doprovázející zde zmíněné neutronové zdroje, je podíl jaderných interakcí zanedbatelný. Z uvedených tří Interakčních procesů je zejména u štěpných zdrojů dominantní Comptonův rozptyl. Vliv tvorby elektron-positronových párů pod energie záření gama nižší než 3 MeV je nevýznamný. Pro ilustraci jsou v tabulce III. 4 uvedena efektivní protonová čísla pro jednotlivé procesy, fotoelektrický jev je funkcí Z , Comptonův rozptyl funkcí Z a tvorba elektron-positronových párů Z . Z tabulky III. 4 je vidět, že relativní změny v koeficientech zeslabení jsou prakticky nezávislé na energii záření gama. Existence kerma /expozice/- ekvivalentních gama dozimetrů způsobila, že výpočtům konverzních koeficientů - fluence dávka pro záření gama nebyla věnována taková pozornost jako u neutronů. Tento stav byl celkem vzato logický, vycházel ze zkušeností terapeutických a z radiobiologických výzkumů, ďčinek záření byl priřaTab. III. 4.: Efektivní protonová čísla Z e f + ' pro interakce fotonů s biologickou tkání /Jones et al. 1973/. i Tkáň

Fotoelektrický jev Z z ef i efi Z ef 1

Comptonův rozptyl Z ef i Z ef i Z ef 1

Tvorba elektron-positronových párů Z

ef i

Z z

ef i ef 1

Měkká tkáň

1

6,41

1,00

3,34

1,00

4,58

1,00

Plíce

2

6,59

1,03

3,44

1,03

4,75

l,O4

Kost

3

7,58

1,18

3,88

1.1

5,21

1,14

Z _ . je váženo vzhledem k elementárnímu zastoupení v dané tkáni a koeficientu zeslabení dané interakce pro dané medium.

34

zován hodnotě expozice naměřené v geometrii volného prostoru v místě ozařování objektu a dozimetrická veličina byla spíše symbolem stupně než mírou poškození. Dávka na daný orgán, hloubková distribuce apod. byly vyjadřovány zpravidla relativně na základě měřeni /příp. výpočtů/ změny expozice v daném místě objektu /Hine, BrowneXI, 1956/. První komplexnejSi výpočty konverzních koeficientu -fluence dávka záření gama v závislosti na energii a hloubce v objektu provedli Claiborne a Trubey /1969/. Počítali distribuci hloubkových dávek pro případ ozáření tkáni ekvivalentní desky o tloušíce 3O cm. Předpokládali standardní složení biologické tkáně a ozářeni jednak širokým svazkem kolno k povrchu desky a jednak izotropní ozáření. Výpočet byl proveden metodou Monte Carlo a na základě multigrupové teorie. Ha obr. III. 20 jsou uvedeny energetické závislosti dávky záření gama na povrchu fantomu vypočtené Claibornem a Trubeyem /1969/ v porovnání s kennou v biologické tkáni vypočtenou Hendersonem /1959/. Je zřejmé, že rozdíl mezi maximální dávkou záření gama v objektu a kermou je významný zejména v oblasti nízkých energií /maxima dosahuje v oblasti 7O KeV/, od energií 2 MeV je rozdíl nevýznamný. Výpočty hloubkových dávek provedené těmito autory ukázaly, že pro energie E y větší než 2 MeV se dávka uvnitř objektu snižuje méně než faktorem 2, pro energii 0,5 MeV však dochází k poklesu dávky až faktorem 6.

10

1Ô"1*

Obr. III. 20.

Energetická závislost dávky záření gama na povrchu fantomu v porovnání s kermou v biologické tkáni /Claiborne, Trubey, 1969/.

3 dalších prací jsou zajímavé studie Enze a Murphye /1973/, kteří pro Snyderuv fantom /viz obr. III. 4/ vypočítali metodou Monte Carlo konverzní koeficienty fluence - dávka pro monoenergetické záření gama s energiemi v intervalu /O,1-10/ MeV. Tato práce tvoří vlastně ekvivalent práce Auxiera a kol./1969/, o které jsme podrobně hovořili v souvislosti s konverzními koeficienty pro neutrony. Skupina pracovníků v Oak Ridge /Jones et al. 1973/, která se zabývá již delší dobu výpočty dávek při interní aplikaci zářičů gama, v posledních letech provedla výpočty hloubkových dávek od zářičů gama i v případě externího ozáření. Výpočty

35

22

Obr. III. 21. Celkový pohled na heterogenní fantom standardního člověka /Jones et al. 1973/ a uložení některých orgánů ve fantomu. Rozměry jsou uvedeny v cm.

5 10 cm

Obr. III. 21a.

16 36

II

Uložení orgánů v heterogenním fantomu standardního člověka /Jones et al. 1973/: 1 - mozek, 2 - lebka, 3 - páteř, 4,5 - plíce, 6 - srdce, 7,8 - ledviny, 9,10,15 - zažívací trakt /žaludek, tanké" a tlusté střevo/, 11 - pánev, 12 - kost paže, 13 - žebra, 14 - játra, 16 - močový měchýř.

byly provedeny metodou Monte Carlo pro heterogenní fantom standardního muže /viz tab- III. I/. Heterogenní fantom obsahuje 21 orgánů. Celkový pohled s rozměry a uložení některých orgánů je znázorněn na obr. III. 21 a III. 21a /kromě uvedených cřgánů obsahuje fantom nadledvinky, štítnou žlázu, vaječníky, varlata, slezinu, hosti nohou apod./. Trup o výšce 70 cm byl vodorovnými rovinaisi rozdělen na 5 vrstev /výška vrstvy 14 cm/ a pro každou vrstvu byly provedeny výpočty hloubkových dávek. Bylo uvažováno předo-zadní a zado-přední ozáření objektu polem 40 x 70 cm a boční ozáření polem 20 x 70 cm pro energie záření gama 50, 1OO, 250 a 66O k«V a l,25» 3j 6 a 10 MeV. Současně byla stanovena dávka od záření gama daných energií pro všech 21 orgánů. Pro ilustraci jsou na obr. III. 22 uvedeny hloubkové dávky pro jednotlivé energie záření gama v případě předo-zadního ozáření heterogenního fantomu ve vrstvě odpovídající oblasti umístění osobního dozimetru /14 - 28 cm od horního okraje trupu/. Podobně jako v práci výše uvedených autorů Claiborne a Trubeye /1969/ bylo zjištěno, že s výjimkou nízkých energií záření gama /pod 1OO keV/ je závislost na orientaci objektu v poli záření menší než v případě ozáření neutrony. V tab. III. 5 je tento f akt demonstrován na základě poměru dávek v případě předo-zadního ozáření na hrudi a zádech heterogenního fantomu /kdy hodnoty dávek jsou normalizovány k odezvě filmového dozimetru v referenčním místě/. Nad energie 250 keV představuje neznalost orientace chybu ve stanovení dávky maximálně faktorem 2.

1Ó 1 4 H

1 -10

2 - 6 3 - 3 4 - 1,25

iô

16

5 - 0,66 6 - 0,25

1Ó17-

7 - 0,10

5 10 15 20

8 -

0,05

x lem] Obr. III. 22. Distribuce hloubkových dávek záření gama různých energií pro heterogenní fantom /Jones et al. 1973/ při zado-zadním, ozáření.

Komplexní pohled na problematiku konverzních koeficientů pro záření gama přinesla nová souborná práce sovětských autorů /Gozenbuk a kol. 1978/. Pro eliptický fantom /řez viz. obr. III. 6/ konečných rozměrů /výSka 60, poloosy 12 a 18 cm/ počítali hloubkové distribuce dávky /v relativních jednotkách - dávka na povrchu je rovna 1/ v závislosti na energii záření gama /9 monoenergetických zdrojů - 14, 30, 67, 140, 3OO, 67O keV, 1,4,3, 6.7 MeV/ a dhlu dopadu širokého svazku na objekt /8 základních směrů viz tab. III. 3/.

37

24

Tab. III. 5.i Poměr dávky záření gama na hrudi a zádech heterogenního fantomu při předo-zadním ozáření /Jones et al. 1973/.

H

E

D /D

38 60 75 100 125 240 400 660 1250

15,8 ll,O 6,O 3,6 3,4 2,9 1,8 1,8 1,7

[kev]

Z

Pro energie záření gama 1.4, 3 a 6.7 MeV a 8 uvedených směru jsou hloubkové distribuce konverzních faktorů z práce Gozenbuk a kol. /1978/ uvedeny na obr. lil. 23.

0*1!

s

Ty

——"i N

tŕ

1.4MeV IT*

38

——

24S6101214V1Í20

s 22 »

Obr. III. 23. Distribuce hloubkových dávek záření gama pro různé směry dopadu a energie 1.4, 3 a 6.7 MeV v eliptickém fantomu /Gozenbuk et al. 1978/.

III.5. SHHNOTf A. Neutrony: . - nejnovější práce sovětských /Zolotuchin a kol. 1972, Gozenbuk a kol. 1978/ a amerických /Jones, Poston, 1978/ autorů podávají potrebné závislosti konverzních koeficientu dávka-fluence z hlediska energetické distribuce neutronů, z hlediska geometrie ozařování a konečně i z hlediska hloubkových distribucí dávek v objektu, - informace o konverzních faktorech s ohledem na antropomorfii objektu a jeho heterogenitu /dávka na kritické orgány/ jsou neúplné /nejvíce je informací o dávce na kostní dřeň - Jones, 1977/, - nejsou prakticky k dispozici informace o konverzních koeficientech v případě reálně distribuovaných fluencí neutronů /jsou výpočty pro široké rovnoběžné svazky a 2 F a 4 H izotropní ozáření/. V případě řešeni podobné situace je třeba provést aproximativní výpočet,vycházejíce z dostupných údajů pro různé úhly dopadu širokých svazků, - v důsledku neúplných znalostí vztahu dávka - účinek je prakticky neřešena problematika vlivu částic s vysokými hodnotami LPE z hlediska celkové dávky s ohledem na reálné postiradiační poškození /problematika RBÚ/. Odhadnuté jakostní faktory jsou značně zjednodušující aproximací /Gozenbuk a koľ. 1978/. B. Gama záření: - hodnoty hloubkových a orgánových distribucí konverzních koeficientů dávka fluence jsou vypočteny pro postačující rozsah energií i geometrií ozařování; - jsou dostatečné informace o konverzních koeficientech z hlediska antropomorfie i heterogenity objektu; - v případě záření gama nejsou významné problémy z hlediska stanovení celková dávky s ohledem na reálné postiradiační poškození.

III.6. LITERATURA Auxier, J.A., Snyder, W.S., Jones T.D. /1968/: "Radiation Dosimetry", Vol. I., Pergamon Press, New York Claiborne, H.C., Trubey, D.K. /1969/: ORNL - TM - 2574, Oak Ridge Enz, R.W., Murphy, H.M. /1973/: Health Physics, 24, 53 Gozenbuk, V.L., Keirim-Markus, I_B. et al. /1978/: "Dozovaja nagruzka na čeloveka v poljach gamma-nějtronogo izlučenija", Atomizdat, Moskva Hammesley, J.M., Handscomb, D.C. /1964/: "Methuen's monographs on applied probability and statistics", Vol. 7, Willey, New York Henderson, B.J. /1959/: XDC 59 - 8 - 1979, General Electric Co. Hine, G.J., Browne 11, G.L. /1956/: "Radiation dosimetry". Academic Press, New York Isajev, B.M. Bregadze, J.J. /1967/: "Nejtrony v radiobiologičeskom experimente". Nauka, Moskva Ivanov, V.N., Ivanova, L.F. et al. /1975/: Atomnaja Energija 39, 360 Jones, T.D. /1974/: Health Physics 27, 87 Jones, T.D., Snyder, W.S., Auxier, J.A. /1971/: Health Physics 20, 253 Jones; T.D. Auxier, J.A., Snyder, H.S., Warner, G.G. /1973/: Helath Physics 24, 241 Jones, T.D. /1977/: Radiation Research, 71, 269

39

26

Jones, T.D-, Poston, J.W. /1978/: Health Physics, 34, 83 HCRP Report Ho. 20 /1957/: "Protectiop against neutron radiation up to 30-milion eV", NBS Handbook 63 WCRP Report No. 25 /1961/: "Measurement of absorbed dose of neutrons and of Mixtures of neutrons and ganma rays" - NBS Handbook 75 NCRP No. 38 /1971/: "Protection against neutřen radiation" NRB-69 /197O/:"Noraty radiacionnoj bezopasnostl", Hoskva Obaturov, G.M., Salin, V.A. et al. /1973/: "Neutron monitoring for radiation protection purposes". Vol. I, IAEA, Vienna, 141 Ritts, Y., Solomito, H., Stevens, P. /1971/: Nucl. Technology 11, No.2, 246 Snyder, W., Neufeld, S. /1955/: British J. Radiol. 28, 342 Zolotuchin, V.G., Keirint-Markus, I.B. et al. /1972/s "Tkanevyje dozy nej trónov v těle čeloveka", Atoaizdat, Moskva

40

IV. Rozhodovací schéma pro odhad dávky od neutronů a fotonů a pro třídění osob při radiační nehodě IV. 1. VZTAH MONITOROVANÍ A ZDRAVOTNÍCH OPATRENÍ Pftl NEHODE Cíle a metody monitorování jsou do značné míry odlišné v havarijních situacích a v situacích, kdy je zdroj záření pod kontrolou. Při běžném monitorování zevního ozáření pracovníků jde zpravidla jen o odhad nejvyšší reálné možné hodnoty dávkového ekvivalentu. Odhad se zakládá na předem jednotně zvoleném konzervativním modelu pro vztah údaje dozimetrii k veličině, v níž jsou udány základní limity. Ve většině případů postačí model natolik jednoduchý, že hledaným odhadem je dávkový ekvivalent v místě dozimetru, což je údaj dozimetru vyjádřený v odpovídajících jednotkách. Cíle monitorování při havarijních situacích jsou naproti tomu mnohem náročnější, protože při nich může dojít k bezprostřednímu ohrožení zdraví a života ozářených osob. V prvních fázích dozimetrického hodnocení po havárii slouží výsledky hlavně k pouhému třídění ozářených osob podle možného stupně biologického poškození. Pro závažně ozářené osoby je však v konečné fázi třeba získat celý soubor hodnot vyjadřujících nejlepší odhad skutečné dávky a její distribuce v ozářeném organismu. Získaná dozimetrická data mají nakonec posloužit jako podklad pro volbu vhodného způsobu terapie a současně i jako základ pro využití zkušeností z havarijního ozáření k obohacení poznatků o vztahu dávky a účinků záření u člověka. Dosažení těchto cílů předpokládá využít celého systému dozimetrických metod a odpovídajícího způsobu interpretace výsledků. Smyslem třídění osob při nehodě s větším počtem-postizených je vyřadit ty, u nichž jsou dávky tak malé, že je možno předem spolehlivě vyloučit projevy časných účinků ozáření. Dozimetrické hodnocení vyřazených osob a interpretace získaných výsledků pokračuje metodami běžného monitorování a hygienického šetření s ohledem na pozdní účinky ozáření. Dalším smyslem třídění je brzo po zjištění nehody označit osoby, u nichž je naopak oprávněné podezření na dávky tak vysoké, že lze očekávat zvláště závažné projevy časných účinků ozáření. tfplné dozimetrické hodnocení postižených je ovšem velmi náročné a jeho možnosti týkající se počtu hodnocených osob mohou být značně omezené, stejně jako možnosti specializované lékařské pomoci. Je proto žádoucí během dozimetrického hodnocení co nejrychleji omezovat počet osob, u nichž projevy časných účinků nelze vyloučit,a naopak podezření na zvláště závažné ozáření vyjádřit teprve, až se stane oprávněným. Cenné podklady o fyzikálních a lékařských aspektech plánování a realizace akcí v případě havarijního ozáření pracovníků poskytuje doporučení ICRP č. 28 /1978/ a Příručka lékařské první pomoci při radiačních nehodách IAEA /1978/. Ohled na přiměřenost rozsahu i zaměření této kapitoly nedovolil převzít všechna užitečná stanoviska, informace a pokyny obsažené v doporučení ICRP /1978/ a v příručce IAEA /1978/ a nebylo to ani nutné, protože příručka je snadno dostupná v českém překladu a překlad doporučení se také připravuje. Očekáváme, že čtenář této i ostatních kapitol a zejména uživatel rozhodovacích schémat se v příručce a případně i v doporučení seznámí se všemi částmi majícími vztcii k zevnímu ozáření.

41

Doporučení ICRP /1978/ 1 příručka IAEA /1978/vidí základ pro zhodnocení ozáření při nehodě ve fyzikálně dozimetrických informacích a v informacích získaných od skutečně nebo potenciálně ozářených osob stejně jako v klinických projevech u ozářených a ve výsledcích jejich biologických a biochemických vyšetření. Přitom doporučení ICRP /1978/ konstatuje, že žádný člen týmu odborníků zabývajících se řešením havarijního ozáření nemusí sice mít podrobné znalosti o všech uvedených aspektech hodnocení, avšak všeobecné znalosti o všech těchto aspektech musí mít všichni členové týmu. Ti musí těsně spolupracovat, byt jejich zodpovědnost má rozdílné zaměření. Výstižný souhrn zdravotnických požadavků na havarijní dozimetrii nedávno zpracovali u nás Neruda aj. /1977/. Z tohoto souhrnu stejně jako z doporučení ICRP /1978/ a příručky IAEA /198O/vyplývá, že v důsledku biologické variability a v důsledku neúplné znalosti vztahu mezi dávkou a účinkem a také s ohledem na složitost energetické a prostorové, distribuce dávky v ozářeném organismu mají výsledky dozimetrického hodnocení zásadní význam pro rychlé předběžné třídění osob podle závažnosti ozáření. Pro lékařské prognózy v průběhu terapie jsou však jen jedním z podkladů. Lékař bude zpravidla vždy předpokládat těžší průběh nemoci z ozáření s možností smrti postiženého, avšak vždy jen s nějakou pravděpodobností, kterou bude odhadovat na základě klinického obrazu tvořeného klinickým stavem pacienta, výsledky laboratorních vyšetřeni a výsledky dozimetrického hodnocení. Terapie, zejména při celotělovém ozáření, bude nepochybně vycházet z klinického obrazu jako celku, protože ten je v těsnějším vztahu ke skutečnému stupni poškození organismu, než jsou pouhé dozimetrické údaje. Na to, zda jsou pro lékaře dozimetrické informace důležitější při celotělovén nebo částečném či místním ozáření, nejsou názory zcela jednotné. Je však nesporné, že od dozimetrických údajů očekává lékař kromě informace o velikosti dávky v referenčním místě hlavně informaci o distribuci dávky; tedy odpověď na. otázku, zda šlo o ozáření celotělové rovnoměrné, celotělové nerovnoměrné, částečné nebo místní. Informace o dávce a charakteru ozáření jsou vždy potřebné, ale nelze-li je získat, musí si lékař nakonec poradit i bez nich. "Korelace výsledků dozimetrického hodnocení s ostatními složkami klinického obrazu představuje vždy. jedinečný zdroj informací o vztahu dávky a účinku záření u člověka. Aby tyto informace mohly být plně využity, požadujeme o větších dávkách, při kterých očekáváme závažné projevy časných účinků, údaje co nejúplnější, nejsprávnější a nejpřesnější. Souhrn informací o příznacích, terapii a prognóze při akutní nemoci z celotělového ozáření je obsažen v doporučení ICRP /1978/. Na základě zkušeností získaných při nehodách provázených ozářením neutrony a zářením gama a po diskusích na řadě vědeckých setkání ustálila se ve světě praxe rozdělovat s ohledem na lékařské požadavky a na možnosti dozimetrických systémů časový průběh dozimetrického hodnocení radiační nehody do tří etap, jejichž trvání a cíle je možno charakterizovat takto: I. etapa - Do šesti hodin po nehodě uskutečnit hrubé třídění osob a pro ozářené poskytnout odhad nejvyšší reálně možné hodnoty dávky udané zpravidla na povrchu těla. II. etapa - Do 48 hodin, spíše 72 hodin, po nehodě uskutečnit úplné roztřídění osob a pro závažně ozářené poskytnout s nejistotou nepřekračující příliš + 50 % odhad nejpravděpodobnější střední dávky v těle a doplnit jej alespoň základními

42

informacemi o distribuci dávky jednotlivých druhů záření umožňujícími posoudit, zda lze ozáření pokládat za celotělové a pro tento případ odhadnout faktor neuniformity distribuce dávky v organismu. III. etapa - Na základě všech dostupných infornací a s pomocí případné rekonstrukce nehody poskytnout pro závažně ozářené, pokud atoSno do jednoho týdne po nehodě, údaje o prostorové distribuci dávky v těle, umožňující s nejistotou pokud nozno menší než i 25 % odhadnout nejpraděpodobnějíí hodnotu střední dávky jednotlivých druhů záření v organismu jako celku, v jeho Částech i v jednotlivých orgánech a v tkáních, a to zejména v těch, kde je dávka největší a jejichž požkození má největší vliv na rozvoj klinického obrazu akutní nemoci z ozáření popř. na zvýšení pravděpodobnosti pozdních stochastických účinků. Souběžně s těmito etapami probíhá šetření o příčinách radiační nehody a pro osoby, které obdržely menší dávky a byly z dalšího havarijního dozimetrického hodnocení vyrašeny, pokračuje dozimetrické hodnocení v jednotkách dávkového ekvivalentu. Tímto hygienickým hodnocením se zde nezabýváme. Vychází se však při něm ze stejných zdrojů informací a používá se stejných dozimetrických systémů jako u závažně ozářených osob, ovšem jen v přiměřené míře a s přiměřeně odlišným způsobem interpretace výsledků.

IV. 2. KQBCEECE ROZHODOVACÍHO S.CHJĚMATU PRO ODHAD DÁVKY A TftfDČNf OSOB Radiační nehoda je v podstatě vždy neočekávanou událostí a řešení jejích následků probíhá zejméně zpočátku v časové tísni, a to bez ohledu na to, zda je havarijní dozimetrické vybavení úplné a nakolik je dozimetrický systém dokonale připravený. Rozhodování v Časové tísni po nehodě je tak nezbytně spojeno s velkým rizikem hrubých chyb, pokud ovšem nejsou rozhodnutí ve vhodné formě připravena předem. Domnívali jsme se proto, že pro I. a li. etapu dozimetrického hodnocení bude účelné předem vypracovat logické schéma pro rozhodování o dalším postupu dozimetrického hodnocení a třídění osob. Aby logické schéma plnilo svůj účel, musí vést k rozhodnutím kvalifikovaným a současně i jednoznačným a direktivním a musí zahrnovat řešení pro všechny v úvahu přicházející stupně vybavení postižené osoby dozimetry a pro všechny reálně možné způsoby ozáření. Pro III. etapu by logické schéma účelné nebylo. Hodnocení se v této etapě týká již jen menšího počtu osob, časová tíseň postupně pomíjí a těžiště činnosti je ve zpřesňování údajů, které vyžaduje rozhodování na základě odborné diskuse kolektivu odborníků,beroucího ohled na nepředvídatelné podrobnosti dané situace. Rozhodovací schéma jsme navrhli tak, aby mělo obecnou platnost a na rozdíl od většiny ostatních kapitol se nezabývá jen rozhodováním při ozáření směsným polem neutronů a záření gama, ale také při ozáření samotnými fotony. Obecná použitelnost rozhodovacího schématu není dána tím, že schéma zvažuje nejrůznější situace při ozáření, ale především tím, že zabezpečuje rozhodování bez hrubých chyb, at je stupeň vybavení postižených osob dozimetry jakýkoli. Schéma je použitelné i v případě, že postižený neměl dožimetr vůbec, nebo že všechny dozimetry byly znehodnoceny. Konkrétní postupy odečítání jednotlivých dozimetrů a kombinací jejich údajů za účelem získání požadovaných dat se schéma nezabývá. Předpokládá se, že toto vyhodnocování je kvalifikovaně zabezpečeno provozovateli jednotlivých složek dozimetrického systému a v pozdější fázi hodnocení nehody též skupinou přivolaných

43

30

odborníků. Podrobnosti jsou obsaženy v příslušných kapitolách a popisech metodik užívaných provozovateli jednotlivých složek dozimetrického systému. Rozhodovací schéma samozřejmě nenahrazuje havarijní plán pracoviště ani jeho plán monitorování za mimořádných a havarijních situací. Tyto plány musí obsahovat všechny zvláštnosti a potřebné podrobnosti, které obecné schéma obsahovat nemůže. Schéma naproti tomu může být součástí těchto plánů v podstatě beze změny. Pokud má být schéma modifikováno s ohledem na konkrétní podmínky pracoviště, mělo by být prokonzultováno s jeho autory. Ani podrobný komentář nemůže totiž vysvětlit všechna hlediska, z nichž schéma vychází, a nezasvěcený je může snadno přehlédnout. Rozhodovací schéma počítá s možnostmi, které poskytují složky havarijního dozimetrického systému podrobněji popsaného v ostatních kapitolách manuálu. Při jednodušším vybavení pracovníka je to filmový dožimetr /FD/ a dozimetr s termoluminiscenčním sklem /TLD/ a při práci s neutrony též dozimetr s detektorem stop v pevné fázi /OSPF/ a dozimetrická křemíková dioda /SiD/. Náročnější vybavení předpokládá, že pracovník bude mít navíc sadu aktivačních detektorů /AD/ umožňující stanovení spektra neutronů a soubor vhodně rozmístěných dozimetrů umožňujících určit orientaci pracovníka ve vztahu k poli záření při nehodě, např. opasek se čtyřmi TLD případně SiD. Součástí náročnějšího vybavení je i sada dozimetrů instalovaných na pracovišti s rizikem nehody. Je to fantom s vodným roztokem NaCl, osazený stejnými doziroetry, jako užívají pracovníci a ve volném prostoru umístěná sada aktivačních detektorů, umožňující podrobné určení spektra neutronů spolu s doziroetry termoluminiscenčními a doziroetry s detektory stop v pevné fázi. Rozhodovací schéma dále počítá s tím, že jsou k dispozici metody pro stanovení 2 4 H a vzniklého aktivací neutrony, a to orientačním měřením na povrchu těla a dále měřením celého těla. Počítá se také s měřením 3 2 P vzniklého ve vlasech, chlupech a nehtech a měřením předmětů, které mši pracovník při nehodě u sebe a v nichž byla indukována radioaktivita popř. terrooluminiscehce. Konečně se počítá s vyhodnocením chromozomálního obrazu lymfocytů periferní krve jako s biologickým dozimetrem.

IV.3. RIZIKA SPOJENA* S ROZHODOVÁNÍM Informace potřebné pro dozimetrické hodnocení a třídění osob jsou po zjištění nehody získávány, zpřesňovány a hodnoceny ve vzájemné souvislosti postupně. Rozhodování v počátečních fázích hodnocení a třídění je proto nezbytně založeno na informacích, které obsahují riziko falešného rozhodnutí, jež může být někdy i dosti značné. Nelze se však přesto vyhnout jednoznačnému rozhodování mezi dvěma alternativami . Celkové riziko falešného rozhodnutí je sice objektivně dáno charakterem rozhodované otázky a dostupných informací, ale můžeme je nicméně účelně rozdělit mezi riziko falešně pozitivního závěru /RFP/ a riziko falešně negativního závěru /RFN/. Záleží na účelu a možných následcích daného rozhodování, zda dáme přednost volbě velkého rizika falešně pozitivního rozhodnutí /VRFP/, abychom dosáhli malého rizika (falešně negativního rozhodnutí /HRFN/, nebo naopak, zda dáme přednost volbě velkého rizika falešně negativního rozhodnutí /VRFN/, abychom zachovali malé riziko falešně pozitivního rozhodnutí /MRFP/.

44

Rozhodnutí ve schématu jsou nejčastěji založena na otázce, zda odhad dávky překračuje předem zvolenou referenční úroveň. Zpravidla se požaduje MRFN, a to s ohledem na zdraví osob, nebot nechceme připustit, aby z havarijního hodnocení byl někdo vyřazen jen proto, že model pro odhad dávky byl zvolen málo konzervativní. Někdy se MRFN požaduje také s ohledem na skutečnost, že možnost získání informace se po čase ztratí nebo informace se znehodnotí, například radioaktivním rozpadem v těle indukovaného Na. Pozaduje-li se v některých případech naopak MRFP, je to zpravidla s ohledem na možné přetížení personálních a technických kapacit, které jsou pro hodnocení dávky k dispozici. Rozhodovací schéma pak ovšem počítá s tím, aby informace, která nebyla s ohledem na personální a technické kapacity požadována v časné fázi hodnocení, byla pokud je ještě potřebná, získána později. Volba mezi RFP a RFN závisí tedy též na počtu postižených osob.Rozhodovací schéma ve své základní formě předpokládá složitou situaci, v níž je právě nejvíce potřebné, a fakt, že počet postižených je tak velký, že je nutné brát ohled na personální a technické kapacity dozimetrického systému. Pokud tomu tak není a jde jen o jednu nebo několik málo postižených osob, je možno volit větši RFP a naopak dochází-li k přetížení kapacit nadměrným počtem postižených, je možno volit menSí RFP. Modifikace volby velikosti rizika je ovšem možná jen v určitých, mezích, nemá-li být potlačena obecná použitelnost rozhodovacího schématu. Nelze totiž nikdy volit ani RFP ani RFN extrémně vysoké, protože třídící a hodnotící schopnost rozhodování by tím byla zcela potlačena. Podrobnosti o tom, jakému typu a jaké velikosti rizika se dává přednost a podle jakých hledisek, jsou uvedeny ve vysvětlivkách ke každému rozhodnutí zvlášč.

IV. 4. ygVQJOVf DIAGRAM PRO ROZHODOVACf SCHEMA Rozhodovací schéma je zpracováno formou vývojového diagramu podle ČSN 36 9030 /1974/. Na obr. IV. 1 je uvedena počáteční část I. etapy hodnocení a třídění, na obr. IV. 2 konečná část I. etapy pro případ ozáření fotony bez neutronů a na obr. IV. 3 konečná část I. etapy pro případ ozáření směsným polem neutronů a fotonů. Na obr. IV. 4 je počáteční část II. etapy, na obr. IV. 5 střední část II. etapy a na obr. IV. 6 konečná část II. etapy. Význam značek ve vývojových diagramech na obrázcích je tento: Obdélníky značí sběr a zpracování informací nebo jinou předem definovanou činnost, jak je uvedeno v názvu obdélníku a jak vyplývá z vysvětlivek, jejichž čísla jsou uvedena vždy vpravo v části obdélníka oddělené svislou čarou. Pořadí obdélníků, zejména když následují bezprostředně jeden po druhém, nestanoví závažné pořadí činnosti tam, kde je možné a účelné, aby činnosti probíhaly souběžně např. vyhodnocení instalovaných a osobních dozimetrů, povrchové měření aktivity a dotaz na podmínky ozáření a zdravotní stav na začátku I. etapy. Kosočtverce značí rozhodování na základě otázky uvedené v kosočtverci, a to způsobem vyplývajícím z vysvětlivek, jejichž čísla jsou uvedena vždy vpravo v části kosočtverce oddělené svislou čarou.

45

32

vjhodnoorai instalovaných 2 dotiMtrS

t

povrchové •ěřrai aktivity * • » „

3

dotaz n* podainky

4

t

osáHnl

t

dotaz aa idraTOtni •tav

5

přwdaoatni lék. a dox. hodnoceni T I. etapě

Obr. IV. Is Počáteční část I. etapy rozhodovacího schématu pro odhad dávky a třídění osob při nehodě

46

Ml oc do*. *yhodnotitrtitf v I.at

Obr. IV. 2: Konečná east I. etapy rozhodovacího schématu pro odhad dávky a třídění osob při nehodě - případ ozáření fotony bez neutronů

47

34

aktivity 2<Jfc &

t

•ěfral indukovaná aktivity

Obr. IV. 3: Konečná část I. etapy rozhodovacího schématu pro odhad dávky a třídění osob při nehodě - případ ozáření směsným polem neutronů a fotonů

48

••třeni o podmínkách 22 ozářeni

t

šetřeni o zdravotní* 23 stavu

i

/ 4 snaae

v . % z I.et.

>

ne »

předbtiný konzervativní 26 odhad *^Dg 'ano

r ano bylo po I.et. Gy

ano

přednostní lík. a doi. hodnoceni v II. *tapS

řne

vjrgetření chroaozoBŮ

30

ne

udě

< ^ zniaa

>

>^

1

ano

i

předběiny odhad

31

Obr. IV. 4: Počáteční c a s t I I . etapy rozhodovacího schématu pro odhad dávky a t,ř£dění osob p ř i nehodě

49

36

došlo ^ k ozářeni I 35 neutrony aktivity

24

Ik 20

Obr. IV. 5: Střední část II. etapy rozhodovacího schématu pro odhad dávky a třídění osob při nehodě

50

vyhodnoceni prostorové a energetické distribuce

odhad

Obr.

41

42

IV. 6: Konečná část II. etapy rozhodovacího schématu pro odhad dávky a třídění osob při nehodě

Spojnice mezi značkami ukazují postup hodnocení a třídění, a to přednostně ve směru od shora dolů nebo zleva doprava, pokud není šipkami naznačeno jinak. Spojnice setkávající se mezi značkami znamenají společné pokračování ve směru určeném podle výše uvedených zásad. K rozvětvení a křížení spojnic nedochází. Postup po rozhodování o otázce uvedené v kosočtverci plyne z odpovědi ano-ne uvedené na spojnici vycházející z kosočtverce. Kruhy značí přechod na následující část vývojového diagramu, kde hodnocení a třídění pokračuje od kruhu se shodným symbolem. V I. etapě značí g prechod z obr. IV. 1 na obr. IV. 2 n přechod z obr. IV. 1 na obr. IV. 3. Přechod z I. etapy na obr. IV. 2 nebo obr. IV. 3 do II. etapy na obr. IV. 4 je označen II. Ve II. etapě značí b přechod z obr. IV. 4 na obr. IV. 5, c přechod z obr. IV. 5 na obr. IV.6.

51

38

Ovaly značí začátek a konec hodnocení a třídění podle rozhodovacího schématu. Vývojový diagram začíná v jediném vstupním místě na obr. IV. 1 oválem označeným: Zjištiní nehody. Hodnocení a třídění podle vývojového diagramu může skončit pro jednotlivé postižené osoby dvojím způsobem. Prokáže-li hodnocení spolehlivě, Se dávka je nízká a Se akutní projevy celotělového ozáření jsou vyloučeny, vyřadí se osoba z dalšího havarijního hodnocení dávky s tím, Se pokračuje běžné hygienické šetření a hodnocení dávky v jednotkách dávkového ekvivalentu. V takovém případě končí na některém výstupním místě I. nebo II. etapy vývojový diagram oválem označeným : B. Hodnocení osob, u nichž akutní projevy celotělového ozáření vyloučit nelze, pokračuje III. etapou. Jejich hodnocení podle vývojového diagramu končí na konci II. etapy. Vývojový diagram v takovém případě končí na jednom ze tří výstupních míst oválem označeným: III. - S, III. - ti, III. - A. S znamená doporučení specializované nemocniční péče, pokud možno ne* sterilním lůžku /life island/. A' znamená doporučení specializované nemocniční péče. A znamená, že postačí ambulantní péče. S ohledem na klinické projevy, ozáření, neradiační následky nehody, povrchovou a vnitřní kontaminaci jakož i s ohledem na vědecké účely, psychologická hlediska a kapacitní možnosti specializované lékařské pomoci však může dojít k individuálnímu rozhodnutí o jiném zařazení ozářené osoby do lékařské péče. Při větším počtu postižených je nutné stanovit pořadí naléhavosti sběru dozimetrických informací ještě během I. a II. etapy, a to s ohledem na velikost a spolehlivost odhadu dávky pro danou osobu. V některých případech se vývojový diagram větví, aby tuto přednost zabezpečil, jinde jsme se s ohledem na složitost problematiky museli omezit na zařazení obdélníku, kterým se hodnocení dané osoby dává přiměřená přednost.

IV.5. VySVĚTLIVKY K VÝVOJOVÉMU DIAGRAMU Vysvětlivky k vývojovému diagramu obsahují hlavní informace potřebné ke správnému pochopení a použití vývojového diagramu při plánování monitorovacího systému a opatření pro případ nehody i při praktickém rozhodování, když k nehodě skutečně dojde. Vysvětlivky jsou řazeny tak, ják se postupně ve vývojovém diagramu jejich potřeba projeví a bez ohledu na to, zda se týkají činnosti uvedené v obdélníku nebo rozhodování uvedeného v kosočtverci. 1. Referenční tíroveň 250 mSv je převzata ze Standardní metody pro postup hygienické služby v případě radiační nehody /Standardní metoda, 1977 a/. Podle ní orgán hygienické služby, který byl uvědomen o ztrátě kontroly nad zdrojem záření, kromě jiných nezbytných opatření neprodleně telefonicky hlásí Centru hygieny záření IHE, Praha /CHZ/ popř. odboru radiační hygieny VÔPL, Bratislava /ORH/ - za účelem dohody o dalším postupu a o vhodnosti hospitalizace ve specializovaném středisku pro radiační nehody - každý případ, u něhož se předpokládá, že došlo bucl při zevním ozáření k překročení pětinásobku ročního limitu /tj. při celotělovém ozáření

52

250 mSv/ /ICRP, 1977/, anebo k vnitřní kontaminaci radioaktivní látkou o aktivitě vyšší než 1/10 ročního limitu. Podle ustanovení vyhlášky 59/1972 Sb. a 65/1972 Sb. je organizace povinna uvědomit nejbližší zdravotnické zařízení /lékaře územního nebo závodního obvodu/ o překročení dvojnásobku ročního limitu. Lékař prvního styku si však podle připravovaného metodického opatření /Klener, 1979/ múze ponechat účastníka nehody ve vlastní péči jen za podmínky, že lze spolehlivě vyloučit zevní ozáření překračující výše uvedené hodnoty /při zevním ozáření pětinásobek a při vnitřní kontaminaci 1/10 ročního limitu/. Při jejich překročení začne působit CHZ popř. ORH a mimo jiné spolupracuje se zdravotnickými zařízeními poskytujícími první lékařskou pomoc při odhadu velikosti a distribuce absorbované dávky /dávkového ekvivalentu, příjmu radionuklidů/ a tím i při rozhodování o odsunu postižených ke specializovanému odbornému lékařskému ošetření, jehož indikace se opírá o posouzení závažnosti nehody v CHZ popř. ORH. Ke splnění těchto úkolů si CHZ popř. ORH vyžádá neprodleně spolupráci a pomoc příslušných odborníků a organizací resp. využije těch, které si již mezitím vyžádal orgán hygienické služby nebo organizace na základě schváleného plánu opatření pro případ nehody. Vzhledem k ustanovení standardní metody /1977 a/, že se má telefonicky vyžádat spolupráce CHZ popř. ORH, i když je pouze obtížné odhadnout, zda došlo k překročení stanovené referenční úrovně, uplatňuje se při rozhodování VRFP. 2. Instalované dozimetrické systémy /viz kap. V./, se vyhodnocují ihned po zjištění nehody. Poskytují doplňující informace o podmínkách ozáření v daném místě a jeho okolí, zejména o spektru neutronů. Výsledky se používají postupně v í . , II. a III. etapě. Výsledky osobní dozimetrie se korigují s ohledem na výsledky získané z instalovaných systémů,a to zpravidla s použitím předpokladu o shodě nebo alespoň podobnosti energetické a prostorové distribuce dávky u osob nacházejících se v blízkosti instalovaného systému. Výsledek zjištěný osobním dozimetrem pak slouží hlavně k nalezení faktoru pro přepočet údajů instalovaního systému na osobní dávku /ICRP, 1968/. 3. Prvním dozimetrickým úkolem po zjištění nehody se zdrojem neutronů podobně jako při zjištění nehody spojené s možností kontaminace osob radioaktivními látkami je povrchové měření aktivity pracovníka. Zvýšená hodnota signalizuje bud ozáření neutrony, anebo zevní kontaminaci pracovníka a s ní spojené riziko jeho vnitřní kontaminace popř. přímo vnitřní kontaminaci. Problematikou kontaminace se zde blíže nezabýváme. V případě ozáření neutrony /viz kap. Ví./ dává povrchové měření aktivity pracovníka na základě odezvy částic beta a gama emitovaných Na a příp. i Cl rychlou, spolehlivou, avšak jen hrubou informaci o střední celotělové dávce od neutronů. Zaznamená-li se hodnota převyšující významně pozadí, je třeba rozlišit, zda se jedná o aktivitu indukovanou neutrony nebo o kontaminaci radioaktivními látkami případně uvolněnými při nehodě. Prvním krokem k rozlišení indukované aktivity a kontaminace bude oddělené měření sejmutého oděvu a opakované měření pracovníka po dekontaminaci pod sprchou. Ještě před tím však je potřeba změřit povrch obličeje pracovníka, nechat ho vysmrkat a případně provést výtěr nosu. Obojí vzorky z nosu je třeba označené uchovat a co nejdříve změřit, protože spolu s měřením obličeje poskytují rychlou, spolehlivou a ovšem také jen hrubou informaci o případné vnitřní kotaminaci a umožňují identifikaci inhalací přijatých radionuklidů i odhad jejich aktivity. Opakovaně po dekontaminaci zjištěná aktivita nesvědčí jednoznačně o ozáření neutrony, ale může být způsobena nedokonalou dekontaminací popř. vnitřní kontami-

53

nací. Dokonalé rozlišení kontaminace jinými radionuklidy od je možné jen spektrometrickým měřením.

24

N a vzniklého aktivací,

Pro povrchové měření aktivity se hodí nejrůznější přístroje. Každé pracoviště s rizikem havarijního ozáření neutrony misí mít proto v plánu monitorování při nehodě předem stanoveno, které přístroje se pro povrchové měření aktivity použijí. Pro tyto přístroje musí provést nebo pro daný typ odjinud převzít kalibrace, umožňující vyjádřit výsledek měření v maximální hodnotě neutronové dávky od těžkých nabitých částic D R . Nejmenší detekovatelná hodnota při tomto měření by neměla být podle typu přístroje větfií, nezodpovídá D n rovné asi 0,1 až 0,25 Gy, aby bylo možno statisticky nevýznamný výsledek interpretovat jako nulu - viz 17., 25., 27. a 32.. Neutronová dávka zjištěná povrchovým měřením aktivity má v rozhodovacím schématu stejný smysl jako neutronová dávka od těžkých nabitých částic D n , zjištěná SiD nebo DSPF na straně těla obrácené ke zdroji neutronů. 4. Co nejdříve je třeba kromě údajů o zdroji ozáření zjistit údaje o poloze a orientaci jednotlivých pracovníků v poli záření v době nehody a o možnosti, že ozáření bylo jen částečné nebo dokonce jen místní. Tyto lidaje slouží k přepočtení hodnot zjištěných na osobních dozimetrech a na instalovaných dozimetrech na hodnoty veličin standardně používaných v rozhodovacím schém&tu, což je maximální dávka na povrchu těla a střední dávka v těle. Uvedené lidaje slouží dále k posouzení závažnosti střední dávky, jejíž význam je z hlediska aktuálních účinků ozáření tím menší, čím je ozáření těla nerovnoměrnější. Při velké neuniforroitě půjde spíše o poškození kůže /projevy typu radiodermatitidy/ než o poškození celotělové povahy, /akutní postiradiační syndrom/. Údaje na začátku I. etapy budou pravděpodobně zjišťovat pracovníci organizace, v níž došlo k ozáření, tedy většinou nespecialisté. 5. Kromě zjištění zdravotního stavu s ohledem na neradiační následky nehody je třeba zjistit možné subjektivní a objektivní časné příznaky akutní nemoci z ozáření '/prodromální reakce/, zejména nevolnost a zvracení, jakož i další změny /zarudnutí kůže a spojivek/. Podrobnosti o časných i pozdějších projevech, terapii a prognóze akutní nemoci z ozáření a dalších nestochastických účinků je možno nalézt např. v doporučení ICRP /1978/ a v příručce IAEA /1978/ a ve stručném přehledu v tab. IV.1. Pracovníci musí být při dotazu na zdravotní stav poučeni, aby během I. a II. etapy dále sledovali a ihned hlásili případné projevy prodromální reakce příp. radiodermatitidy. Současně s dotazem na zdravotní stav se zabezpečí patřičné odběry. Odběr krve a moči co nejdříve po ozáření umožní získat výchozí hodnoty v podstatě ještě neovlivnitelné biologickými následky ozáření. Hematologické a biochemické zpracování těchto vzorků se provede až se vzorky odebranými později v intervalech zvolených tak, aby bylo možnc zachytit i změny, které se objevují jako odezva na ozáření v průběhu prvního až třetího dne. Podobný význam má típlný sběr moči a stolice pro hodnocení případné vnitřní kontaminace. Je také účelné dokumentovat projevy časného erytému barevnou fotografií příslušných částí pokožky. Ve vhodné míře je třeba dát před sledováním radiačních následků nehody přednost ošetření následků neradiačního typu /úrazy/ a zdravotnickým opatřením nutným z hlediska povrchové a vnitřní kontaminace. ťfdaje na začátku I. etapy pravděpodobně nebudou zjišťovat lékaři, nebo je budou zjišťovat lékaři, kteří nejsou specialisty z hlediska radiačních následků nehody.

54

Tabulka IV. 1.

Souhrn příznaku, léčby a prognózy akutní nemoci z celotSlového ozáření

Rozmezí účinné léčby /I aS 10 Gy/ pod 1 Gy

Rozmezí smrtelných následků /nad 10 Gy/

1 až 2 Gy

2 až 6 Gy

6 až 10 Gy

10 až 15 Gy

nad 50 Gy

léčba možná

tišení příznaků

tišení příznaku

Potřeby,a možnosti léčby:

Žádné

klinické pozorování

léčba účinná

Výskyt zvracení:

žádné

1 Gy : 5 Z 2 Gy : 50 X

3 Gy : 100 X

za 3 h

za 2 h

za 1 h

za 30 min

za 30 min

krvetvorná tkáň

krvetvorná tkáň

krvetvorná tkáň

zažívací trakt

centrální nervový systém

mírný pokles bílých krvinek

výrazný úbytek bílých krvinek

výrazný úbytek bílých krvinek

príjem; horečka;

křeče; třes; porucha pohybové koordinace

krvácení vnitřní,do kůže a j . ;

krvácení vnitřní, do

porušeni rovnováhy elektrolytu

psychický útlun

5 až 14 dnu

1 aí 48 hodin

Nástup nevolnosti a zvraceni: Hlavní postižený orgán:

žádný

Typické příznaky:

100 X

kfiže a j . ;

100 X

100 X

infekce; infekce; ztráta vlasů ztráta vlase a ochlupení a ochlupení /nad 3 Gy/ Kritické období po ozáření: Léčba:

psychoterapie

Prognóza:

dobrá

Doba zotavení:

-

Smrtnost:

0

Nástup smrti:

-

Příčina smrti:

Ol Ol

-

psychoterapie, sledování krevních 'změn

4 až 6 týdnu

4 až 6 týdnu

krevní transfúze; antibiotika

transplantace . úprava rovnováhy kostní dřeně, elektrolytu bílých krvinek a destiček

podle příznaku

beznadějná

dobrá

zdrženiivá

zdrženlivá

několik týdnu

1 až 12 měsíců

dlouhá

0

0 až 80 7.

80 aŽ 100 %

90 až 100 Z

-

2 měsíce

2 měsíce

2 týdny

2 dny

krvácení; infekce

krvácení; infekce

zánětlivá onemoc není zažívacího traktu

nevratné oběhové selháni:, otok mozku

+ / podle 1CRP /1978/; podobnou tabulku uvádí Glasstone a Dolan /1977 /

spatná

-

100 X

6. Podezřeni bude založeno na odhadu,který provedou na začátku Z.etapy nespecialisté, vycházející z údajů samoodečítacích Cozimetrů nebo rychle vyhodnotitelných TLD, z údajů na pracovišti instalovaných hlásiču apod., jakož i z vlastností zdroje, charakteru nehody a údajů zjištěných u jiných osob nacházejících se v blízkosti /viz 2. až 5./. Referenční úroveň je zvolena 1 Gy; nad ní se akutní účinky ozáření určitě projeví. S referenční úrovní se porovnává totální dávka D, což je zde hrubý odhad maximální celkové dávky od neutronů a záření gama na povrchu těla. Protože jde pouze o rozhodnutí o přednostním lékařském a dožimetričkem hodnocení, dáváme při odhadu přednost VRFN, tedy připouštíme, že by dávka mohla být ve skutečnosti i větší, než jsme odhadli. 7. Přednost při lékařském a dozimetrickém hodnocení je omezena do konce I. etapy, do kdy se nejpozději předpokládá získání lepšího odhadu dávky. Přiměřeně odhadnuté dávce a počtu postižených s předností bude dána přednost vyhodnocení jejich dozimetru a interpretaci získaných výsledků. Přednostně bude také zabezpečeno odebírání vzorků krve ve vhodných intervalech pro pozdější hematologické hodnocení a moči pro biochemické hodnocení. Při malém počtu postižených může být přednost chápána jako předběžné rozhodnutí o hospitalizaci. Z hlediska účinků zevního ozáření však v době I. etapy není hospitalizace vůbec naléhavá /IAEA, 1978/ a spěch s její realizací by v žádném případě neměl vést k opominutí nebo odložení odběrů, které se mají v této fázi provést. To se týká m j . odběru vzorků a předmětů pro měření indukované aktivity /viz 21./ 24 a zejména celotělového měření Na /viz 20./, které je žádoucí provést ještě před umístěním postiženého v nemocnici nebo dokonce na sterilním lůžku. Tyto požadavky jsou v plném souladu s návrhem metodického opatření /Klener, 1979/, které předpokládá odeslání postiženého s akutním celotělovým ozářením nad 1 Gy na specializovanou kliniku teprve k definitivnímu ošetření. 8. Rozhodnutí se opírá o zjištěnou hodnotu D R /viz 3./, o měření nebo o jiné informace z prostředí. Rozhodnutí slouží pouze k tomu, aby nedošlo v I. etapě ke 24 zbytečnému přetížení kapacity pro stanovení Na měřením krve nebo celého těla. 24 Pozitivní rozhodnutí vede pouze k přednostnímu stanovení Ha, ke kterému v případě falešně negativního rozhodnutí dovede vývojový diagram znovu ve II. etapě /viz 35./. Při malém počtu postižených se tedy volí VRPP. 9. Nemá-li pracovník dozimetr, nebo nebyl-li dozimetr znehodnocen, je rozhodnutí jednoznačné. Když však pracovník hodnotitelný dozimetr má, je možno při prognóze jeho hodnotitelnosti volit VRFP, je-li vyhodnocení jen otázkou času a výsledek je možno očekávat počátkem II. etapy. Vychází se při tom z faktu, že I. etapa v délce 6 hodin neznamená závažné zdržení a při větším počtu postižených osob, u nichž je podezření na ozáření větší dávkou, lze očekávat, že se jejich počet tříděním brzy

zredukuje.

Při ozáření neutrony znamená záporná odpověď rychlé doplnění informací o dávce měřením Na. Citlivost tohoto měření s časem od ozáření klesá. Chybí-li údaje osobních dozimetrů, musí být neutronová dávka stanovena s co největší citlivostí. Ve větvi I. etapy pro ozáření samotnými fotony se může zdát rozhodnutí formální. Ve skutečnosti v obou větvích otvírá cestu k urychlenému zahájení II. etapy, čímž se dává hodnocené osobě přednost při konzervativním odhadu dávky záření gama /viz 26./. 10. Předpokládá se, že pokud jde o záření gama, dojde k vyhodnocení samoodečítacích dozimetrů, TLD a podle možnosti i FD a pokud jde o neutrony SiD, a podle mož-

56

nosti i DSPF. Dále se předpokládá předběžné vyhodnocení některých AD, a to zlata a případně i síry. Cílem je získat odhad maximální dávky na povrchu těla od záření, gama D a od těžkých nabitých částic uvolnených v tkáni neutrony D n < K tomuto odhadu, vycházejícímu z ridajů dozimetrů, je znalost orientace u záření gama- žádoucí a u neutronů nezbytná. 0 neutronů je při neznalosti orientace jedinou možností měřit indukovanou aktivitu v těle postiženého. U záření gama je možný konzervativní odhad násobením předem zvoleným faktorem - /viz 13. a 14/. Pro rychlé neutrony by takový faktor musel být alespoň 1O a pro intermediální neutrony ještě řádově vyšší,což by vedlo k extrémně vysokému KFP, a proto se dává přednost měření indukované aktivity Na. Orientace se nejlépe zjistí vyhodnocením údajů alespoň dvou SiD nebo TLD popř. vyhodnocením FD. Je také účelné využít informaci o reakcí kůže a očí na ozáření /časné zarudnutí pokožky a spojivek/. 11.. Není-li D známa, není možno spolehlivě vyloučit- akutní nemoc z ozáření a připustit propuštění z havarijního hodnocení již v í . etapě. Při nejasnostech se proto dává přednost negativní odpovědi. 12. Není-li známa orientace, není možno odhadnout skutečnou časticovou dávku od neutronů a vyžaduje se měření indukovaných aktivit - /viz. 1O/. Aby nedošlo v I. etapě k neodůvodněnému propouštění z havarijního hodnocení, dává se při nejasnostech přednost negativní odpovědi. 13. Předpokládá se možnost ozáření z opačné strany, než na které byl na těle dozimetr. D je v tomto případě dávka v místě dozimetru nebo prostě odezva dozimetru ve tkáňové kermě a 3 D je odhad dávky na obrácené straně těla. Faktor 3 vyjadřuje s ohledem na neznámou orientaci krajní hodnotu poměru dávek od záření gama na přivrácené a odvrácené straně povrchu těla vzhledem ke zdroji, a to při ozáření širokým rovnoběžným svazkem fotonů s energií nad 25O keV. Podle konkrétních podmínek je možno zvolit i faktor jiný, avšak volba příliš velkého faktoru při ozáření fotony velmi nízkých energií by vedla k tak velkému RFP, že by třídící schopnost rozhodovacího schématu byla potlačena. Z hlediska třídící schopnosti je faktor 3 zcela přijatelný a přitom fotony s energií pod 250 keV nehrají z hlediska dávky ve spektru záření gama doprovázejícího neutronové zdroje závažnou roli. Informaci o orientaci při havarijním ozáření je možno vyhodnocením filmového dozimetru získat i při energiích nižších. Jedná-li se však o energie velmi nízké a nelze-li vyloučit havarijní ozáření ani zezadu ani zepředu, je třeba vybavit pracovníka dvěma nebo více dozimetry. Jedná-li se o ozáření ze zdroje vzdáleného méně než asi 2 m, je nezbytné vzít v úvahu ještě divergenci svazku, a to jak u bodového, tak objemového zdroje. Vlivem čtverce vzdálenosti může být faktor 3 příliš malý i pro fotony s energií hodně nad 250 keV. Větší faktor neuniformity ovšem znamená, že při stejné střední dávce lze očekávat menší účinky a ozáření z velmi blízkého zdroje ztrácí celotělový charakter a stává se ozářením částečným až místním. To ve svých důsledcích kompenzuje podcenění dávky vzniklé zanedbáním vlivu divergence svazku záření. 14. D je maximální dávka od záření gama na povrchu těla. Byl-li dozimetr na odvrácené straně těla, je D rovno tídaji dozimetru násobenému faktorem 3 popř. jiným faktorem podle energie záření gama a s ohledem na divergenci svazku /viz 13./. Byl-li dozimetr na jiné straně než na odvrácené, je D rovno přímo údaji dozimetru.

57

44

15. Referenční iíroveň 1 Gy je zde volena s ohledem na přesnost měření povrchové dávky tak, aby při jejím nepřekročení bylo možno s MRFN předpokládat, že ve skutečnosti nebyla překročena střední dávka 0,5 až 0,7 Gy, pod níž nelze očekávat celotělové projevy akutní nemoci z ozářeni s výjimkou malých odchylek od normálních výsledků laboratorních vyšetření, "ýsledek porovnání s touto referenční úrovní není kritický, protože slouží pouze na začátku II. etapy jako základ k rozhodnutí o přednostním lékařském a dozimetrickom hodnocení /viz 25 /. Při tomto rozhodnutí se počítá s VRFP a tedy při větším počtu postižených je možno referenční úroveň 1 Gy zvýšit a naopak při menším počtu snížit. 16. Referenční droveň 10 mGy je s ohledem na všechny nepřesnosti informací zvolena tak, aby s MRFN byli propuštěni jen ti, u nichž bylo spolehlivě prokázáno, že další havarijní hodnocení je zbytečné. Jedná se vlastně o popření původního podezření, že dávkový ekvivalent je větší než 250 mSv /viz 1./. Rozhodování o překročení pětinásobku ročního limitu, tj. 250 mSv, podle referenční úrovně 10 mGy, je v případě celotělového ozáření fotony gama spojeno se značně velkým RFP, které je také ještě dosti veliké pro neutrony, pro něž můžeme počítat se středním jakostním faktorem menším než 5, odpovídajícím jakostnímu faktoru 10 na povrchu těla. V rámci hygienického šetření by se při podezření na překročení ročního limitu a jeho dvojnásobku, tj. 50 a 100 mSv, dělalo podobné šetření jako zde při havarijním hodnocení. Ve vztahu k těmto hodnotám ovšem použití referenční úrovně 1O mGy není již spojeno s tak velkým RFP jako ve vztahu k pětinásobku limitu. Nutno též počítat se zájmem využít k vědeckým a studijním účelům i případy s menšími dávkami, zejména když již byla investována určitá práce do dozimetrického hodnocení. Proto vylučujeme z havarijního hodnocení jen případy, jejichž další šetření téměř jistě nemůže přinést nějaký pozitivní výsledek a volíme VRFP při rozhodnutí o pokračování havarijního hodnocení pracovníka, ovšem bez přednosti, která by bránila využití kapacit pro závažnější případy /viz 15./. Má-li mít referenční úroveň 10 mGy obecnou platnost, musí zaručit MRFN i pro případ částečného nebo dokonce místního ozáření, při němž se dozimetr nalézal mimo svazek primárního záření a byl zasažen jen zářením rozptýleným v těle a jeho okolí. Při ozáření smíšeným svazkem neutronů a záření gama můžeme při zasažení poloviny těla počítat, že údaj nezasaženého dozimetru bude 5 krát menší než dávka zasažené části těla. Při středním jakostním faktoru menším než 5, bude dávce 1O mGy na dozimetru odpovídat dávkový ekvivalent v zasažené části menší než 250 mSv a efektivní dávkový ekvivalent bude jen zhruba 125 mSv. V případě záření gama bude výsledek ještě příznivější. Při zasažení ještě menších částí bělá můžeme počítat, že na nezasaženém dozimetru bude zjištěna dávka 50 krát menší než na zasaženém povrchu těla. Při středním jakostním faktoru menším než 5 bude 10 mGy na dozimetru odpovídat dávkový ekvivalent na zasaženém povrchu těla menší než 2,5 Sv, což je pětinásobek /desetkrát většího/ limitu pro nestochastické účinky /ICRP, 1977/, který se zde uplatňuje. Při místním ozáření je ovšem odhad méně spolehlivý. Přesto můžeme předpokládat, že dozimetr zaregistruje jednu tisícinu až jednu setinu dávky na zasaženém místě, která pak bude při 10 mGy na dozimetru asi 1 až 10 Gy. U osob propuštěných z havarijního šetření bude tedy jen malá pravděpodobnost, že bude přehlédnuto místní ozáření vedoucí k akutním účinkům na ozářené kůži, oční čočce apod. 17. D je maximální dávka na povrchu těla od těžkých nabitých částic uvolněných neutrony zjištěná z osobního dozimetru na jiné než odvrácené straně těla

58

/viz 18./. Byl-li osobní doziroetr neutronů na odvrácené straně těla, nebo nebyl-li vyhodnocen, je D

odhad maximální dávky založený na povrchovém měření aktivity

/viz 3./. 18. Rozhodnutí slouží k tomu, aby nikdo nebyl vyřazen z havarijního hodnocení dříve, než bude vyhodnocen jeho osobní doziroetr neutronů a není-li vyhodnocení dozimetru možné pak dříve, než bude ve II. etapě, po zvládnutí naléhavějších případů v I. etapě /viz 19./, podroben měření Na a případně dalších indukovaných aktivit. Povrchové měření aktivity nedává dostatečně spolehlivé informace o rychlých neutronech a nemusí být ani dost citlivé /viz 3./. Proto požadujeme informaci z osobního dozimetru. Je-li tídaj osobního dozimetru nespolehlivý, dáváme přednost negativní odpovědi, s cílem zabránit předčasnému vyřazení. 19. Faktor 2 je zvolen jednak s ohledem na případně nezjištěnou D /viz 9. a 11./, a to za předpokladu, že poměr D_ a D je zhruba 1 /viz 15./, jednak s ohledem na naléhavost měření indukované aktivity Na /viz 20./ a vhodnost měření P i jiných radionuklidů /viz 21./ a na citlivost příslušných měřících metod. 20. Podle počtu ozářených a technického vybavení dosažitelného v í . etapě se dává přednost celotělovému měření /viz kap. V./, které lze případně nahradit měřením vzorků krve. 21. Předpokládá-li se D větší než 0,5 Gy, je vhodné /viz 15./ přikročit k odběru vzorků vlasů, ochlupení, nehtů a vlněných částí oděvu pro měření Pak měření indukované aktivity ve zlatých nebo jiných vhodných předmětech /viz kap. V/. Cílem je získat informace o povrchové distribuci dávky umožňující posoudit orientaci v poli záření a rozsah případného částečného či místního ozáření. Vzorky se volí s ohledem na velikost D , předpokládané spektrum neutronů a předpokládané rozdělení dávky po povrchu těla /viz kap. III./. 22. šetření má podobné cíle a zaměření jako v í . etapě /viz 4./, je však podrobnější a bere již ohled na výsledky měření a ostatní poznatky získané v I. etapě, aí již se týkají ozářeného či ostatních osob. Setření vedou přivolaní specialisté /viz 1./, kteří současně analyzují výsledky I. etapy dozimetrického hodnocení. 23. Setření má podobné cíle a zaměření jako v I. etapě /viz 5./, je však podrobnější, zpřesňuje informace o dosavadních projevech a získává další informace 0 nových projevech ozáření. Setření vedou přivolaní lékaři specialisté /viz 1./, kteří úzce spolupracují se specialisty zabývajícími se dozimetrickými otázkami /viz 22./. 24. V nejistých případech, pokud to počet postižených dovolí, zvolí specialisté při podezření na vyšší dávku negativní odpověa a dají přednost konzervativnímu odhadu před výsledkem měření /viz též 9. a 11./. 25. Rozhodnutí vychází ze zhodnocení výsledků získaných na konci I. etapy /viz 15./. Podle toho, kterou větví rozhodovacího schématu ozářený prošel, je D rovno D g či 3 D g nebo D g + D n či 3D + D n /viz 13., 14. a 17./. Cílem rozhodnutí je s ohledem na počet postižených s velkou dávkou dát při dalším lékařském a dozimetrickém hodnocení přednost nejzávažnějším případům, takže místo 1 Gy lze zvolit 1 hodnotu jinou /viz 15./. 26. Jedním z prvních úkolů přivolaných specialistů je předběžný konzervativní odhad maximální dávky D na povrchu těla, což nemusí být vždy dávka v místě dozimetru. Pro postup specialistů při odhadu nelze dát předem žádný návod.

59

46

Hledá se hodnota D /viz 14./, nad níž lze skutečnou dávku předpokládat jen s malou pravděpodobností. Odhad je určen pouze pro počáteční část II. etapy a jeho cíl je zřejmý z dalšího postupu rozhodování v této části. Konzervativní odhad D R přichází v úvahu jen zcela výjimečně. Uskuteční-li se skutečně v í . etapě s požadovanou citlivostí povrchové měření aktivity /viz 3./, poskytne dostatečnou informaci pro odhad D n . 27. Cílem rozhodnutí je s ohledem na počet postižených s velkou dávkou dát při dalším lékařském a dozimetrickém hodnocení přednost nejzávažnějším případům /viz 27./, a proto místo 1 Gy lze zvolit hodnotu jinou /viz 15./. Rozhodnutí je určeno pro ozářené, kteří neprošli v I. etapě zhodnocením velikosti dávky, protože nebyla známa D /viz 9., 11. a 24./. 28. Přednost při lékařském a dozimetrickém hodnocení je omezena do konce II. etapy, kdy se nejpozději předpokládá získání lepšího odhadu dávky. Přednost se týká časového sledu i rozsahu hodnocení. Přednost je třeba odvolat, ukáže-li se, že rozhodnutí o ní /viz 25. a 27./ vycházelo z konzervativních odhadů, které již nelze ve světle nových poznatků získaných během II. etapy pokládat za oprávněné. S ohledem na skutečnost, že ve II. etapě se předpokládá účast lékařů specialistů na hodnocení, není zde třeba blíže uvádět zaměření lékařského hodnocení, které pokračuje podle obdobných zásad jako v í . etapě /viz 7./, Doporučení k hospitalizaci z přednosti nevyplývá a mělo by se o něm rozhodnout až na základě odhadu středních dávek v těle /viz 31., 32., 33./. Na začátku II. etapy není ostatně toto rozhodnutí ještě naléhavé /IAEA, 1978/. 29. Nebude-li známa D do konce II. etapy, je třeba zabezpečit odběr krve pro stanovení celkové dávky vyšetřením chromozomů. Přednostně je to třeba udělat, nelzeli očekávat, že dávka záření gama bude známa alespoň brzo po skončení II. etapy a očekává-li se dávka velká a není-li předpoklad, že bude zjištěna orientace a rozsah ozářeni při ozáření částečném /viz 30./. 30. Požadavky na odběr krve pro hodnocení chromozomů stanoví Standardní metoda odběru a odeslání vzorků krve k cytogenetickému vyšetření lymfocýtů při stanovení radiační zátěže osob /1977 b/. K hodnocení je možno využít i krve z dřívějších odběrů v í . etapě /viz 7./, výhovují-li požadavkům standardní metody. Hodnocení je dosti pracné a kapacita pro ně je velmi omezená. Při větším počtu postižených /viz 29./ bude hodnocení méně naléhavých případů odloženo na později, avšak odběry je vhodné uskutečnit do 6 hodin po ozáření, nepozději však do 1 až 2 dnů, a to zejména u dávek vyšších než 1 Gy. Výsledek vyšetření je možno očekávat nejdříve koncem II. etapy.Nejmenší detekovatelná hodnota odpovídající střední celotělové dávce se udává pro záření gama 0,4 Gy a pro štěpné neutrony 0,05 Gy; nad 4 Gy je přesnost stanovení snížena /Standardní metoda, 1977 b/. 31. Předběžný odhad středních dávek od neutronů 5ľ a záření gama D v těle je spolu s konzervativním odhadem D /viz 26./ hlavním úkolem specialistů v prvním dnu po nehodě. Pro převod naměřených hodnot na střední dávky by měly být připraveny konverzní faktory beroucí v úvahu možné situace a spektra na pracovišti /viz kap. 11./, jakož i použité dozimetrické detektory a přístroje. S ohledem na poměr dávky na přivráceném a odvráceném povrchu těla se získá odhad střední dávky z údaje dozimetru v závislosti na zjištěné orientaci bu3 násobením, nebo dělením faktorem, jehož hodnotu zvolí specialisté. Jako první aproximaci /viz 13. a 14./ lze pro fotony nad 250 keV brát faktor 3 ' , pro fotony doprovázející neutrony ve směsných polích faktor T.1^2 a pro rychlé neutrony /viz 1O./

60

47

1

faktor 1 0 ' . Při částečném ozáření se výsledek ještě násobí hodnotou rovnou zlomku zasažené hmotnosti těla. Pro povrchové měření aktivity, pro měření aktivity v 24 krvi a pro celotělove měření aktivity Na jsou konverzní faktory součástí měřících metodik /viz 39. a 4O./. 32. Cílem je předběžné rozhodnutí o hospitalizaci ozářeného, které je třeba uskutečnit v rozmezí 6 až 18 hodin po nehodě, a to dříve než bude ozářenému povoleno opustit pracoviště. Referenční úroveň 2 Gy je zvolena stejně jako při rozhodování na konci II. etapy o doporučení hospitalizace na sterilním lůžku /viz 47./. S ohledem na skutečnost, že ve středních dávkách jsou zahrnuty konzervativní odhady, je rozhodnutí spojeno s VRFP a doporučení bude dáno ve všech skutečně vážných případech. Z toho vyplývá MRFN pro rozhodnutí nedoporučit hospitalizaci jako nepotřebnou. Při velkém počtu postižených bude ovšem s ohledem na možnosti specializované nemocniční péče možno referenční úroveň zvýšit a při velmi malém počtu postižených rozhodnout individuálně při zachování opatření nezbytných k úspěšnému dovedení havarijního hodnocení do konce /viz 33./. Při ozáření s faktorem neuniformity větším než 5 ztrácí údaje o střední dávce na informační hodnotě a je třeba spíše vycházet z dávek v jednotlivých orgánech a tkáních, a to zejména těch, jejichž poškození má největší vliv na rozvoj akutní nemoci z ozáření. S ohledem na poškození kůže lze hospitalizaci na oddělení pro léčbu popálenin možno pokládat za nezbytnou např. při střední dávce O,l Gy, když 0,07 povrchu kůže obdrželo dávku vyšší než 100 Gy. 33. Hospitalizaci je možno pokládat z dozimetrického hlediska za podmíněnou do konce II. etapy, kdy lze již na základě lepších odhadů středních dávek doporučení přezkoumat. Před převozem do nemocniční péče je třeba přednostně zajistit veškerá měření, odběry a dozimetrická šetření, pro něž by v nemocnici nebyly vhodné podmínky /viz 7./. Tam,kde je hospitalizace indikována z jiných důvodů než ohledem na zevní ozáření, platí zhruba tytéž požadavky. V žádném případě by nemělo být zmařeno získání důležitých informací o orientaci nepřiměřeným spěchem a opomenutím zaznamenat polohu a předat ke změření všechny předměty, které měl ozářený při nehodě u sebe. 34. Zahrnuje kompletní vyhodnocení všech dozimetrických systémů /viz kap. V,/. Výjimkou může být vyhodnocení některých sad aktivačních detektorů, vyžadujících složité matematické zpracování, a to zejména při větším počtu ozářených. 35. Na základě šetření v I. etapě a na začátku II. etapy, jakož i vyhodnocení dozimetrů,lze předpokládat, že rozhodnutí bude spolehlivé. V nejistých případech se volí VRFP, aby nedošlo k neoprávněnému propuštění z havarijního hodnocení do hygienického šetření /viz 8./. Není-li známa D ve II. etapě, nebyla známa ani v í . eta24 * pě a o měření Na a dalších indukovaných aktivit již bylo rozhodnuto v í . etapě /viz 11. a 19./. Proto jsou zde zahrnuti jen ti ozáření, jejichž D je známo. 36. Referenční úroveň 1 Gy a faktor 2 jsou voleny s ohledem na potřebnost mě24 3** ření indukované aktivity Na a případnou vhodnost měření indukované aktivity P a dalších radionuklidů /viz 15., 19., 37. a 38./. 37. Měření Na je potřebné k doplnění informace o orientaci tam, kde orientace není dosud spolehlivě známa, a pro doplnění informace o dávce od neutronů tam, kde je tato dávka větší. S ohledem na technické kapacity se dá přednost závažným případům. Není-li k dispozici celotělové měření, změří se alespoň vzorek krve /viz 20./.

61

48

38. Referenční úroveň 1 Gy a faktor 2 jsou zvoleny s ohledem na vhodnost měření indukovaných aktivit 32P i jiných radionuklidů, a to již s ohledem na výsledek měření Na, na jehož základě je hodnota D n zpřesněna /viz 15., 19. a 36./. 39. Faktor 3 je dán neznámou orientací /viz 13./. D R je maximální dávka na povrchu těla od těžkých nabitých částic uvolněných neutrony, zjištěná měřením Na. S ohledem na zatím neznámé spektrum a z toho vyplývající nadhodnocení příspěvku od tepelných a intermediálních neutronů je použití D spojeno s VRFP /viz kap. Ví./. 40. Na základě výsledků poskytnutých do konce II. etapy dozimetrickými systémy a s pomocí dalších informací získá skupina specialistů ve druhém a třetím dnu po nehodě data o prostorovém a energetickém rozdělení ozáření v prostředí na místě nehody a v tělech závažně ozářených osob, jak je ukázáno na modelových příkladech /viz kap. Ví./. 41. S využitím dat o prostorovém a energetickém rozdělení /viz 40./ pracuje skupina specialistů ve druhém a třetím dnu po nehodě na interpretaci výsledků s cílem získat pro závažně ozářené osoby odhad středních dávek D a D /viz 20., 21., 34. a 40./. Přitom může již v II. etapě být účelné přistoupit k rekonstrukci nehody. 42. Vyhodnocení a odhad se týká jen osob, které nebyly vyřazeny z dalšího havarijního hodnocení a u nevyřazených jen těch, u nichž je práce s interpretací přiměřená velikosti a významu dávky. Nebudou zpravidla interpretovány výsledky u osob, u nichž předchozí konzervativní odhady nevedou k překročení dvojnásobku až pětinásobku limitu. 43. V dřívějších částech rozhodovacího schématu bránilo toto rozhodnutí neoprávněnému propuštění z havarijního hodnocení /viz 11./. Zde má zabránit tomu, aby nebyla doporučena rozhodnutí o doporučení hospitalizace na sterilním lůžku /viz 47./ pouze na základě konzervativního odhadu D . Při rozhodování o sterilním lůžku je totiž nežádoucí VRFP s ohledem na malou kapacitu tohoto vysoce specializovaného oddělení. Při malém počtu postižených může být ovšem rozhodnutí motivováno jinými hledisky a lékaři mohou rozhodnout individuálně o uložení na sterilní lůžko třeba i ze studijních důvodů, avšak vždy jen na základě kladného výsledku laboratorních vyšetření. 44. Ď~ a Ď~ jsou střední celotělové dávky /viz 41./. Jsou to nejlepší odhady, které z dozimetrického hlediska mohou mít v sobě jen malý prvek konzervativnosti, takže z havarijního hodnocení budou propuštěny rovněž další osoby, které při dřívějším rozhodování propuštěny nebyly, ačkoliv referenční úroveň činila též 10 mGy /viz 16./, protože se počítalo s konzervativně odhadnutými dávkami. 45. Opakuje se konzervativní odhad D takže RFP je sníženo při zachování MRFN.

/viz 26./, avšak s lepšími podklady,

46. Ď~ a 5^ jsou střední celotělové dávky /viz 41./. Střední dávka od těžkých nabitých částic uvolněných neutrony může být podle úvahy specialistů modifikována radiobiologickou účinností. Z hlediska akutní nemoci z ozáření se pro ni uvádějí hodnoty podstatně nižší, než má jakostní faktor zvolený s ohledem na pozdní účinky. Gozenbuk aj. /1978/ uvádějí pro maximální dávku na povrchu těla hodnotu 3, Glasstone a Dolan /1977/ doporučují hodnoty blízké 1, zatímco Kuchtěvič aj. /197O/ počítají s hodnotou 2. S ohledem na nejnovější poznatky a dáváme-li přednost ne příliš

62

49

velkému RFP, lze doporučit hodnotu ležící v rozmezí 1,5 až 2 /Keirim-Marku«, 1978/ /viz 47., 48. a 49./. I když se bude jednat o nejlepší odhady, které z dozimetrického hlediska v sobě nemají prvek konzervativnosti, je zde z hlediska korelace s klinickými projevy akutní nemoci z ozářeni přece jenom určitá konzervativnost zachována. Při nehodě půjde zpravidla o ozáření přicházející převážně z jediného směru, protože zdroj je blízko a příspěvek rozptýleného záření je poměrně menší než při ozáření ze vzdáleného zdroje, jako je tomu v případě jaderného výbuchu, (Jčinky budou proto menší s ohledem na větší neuniformitu ozáření, než by se očekávaly při ozáření z jaderného výbuchu při stejné střední dávce, ale menší neuniformitě. Faktor neuniformity vezmou proto specialisté podle okolností v úvahu /viz 47., 48. a 49./. Vliv velkého faktoru neuniformity může vést při celotělovém ozáření z jednoho směru ke snížení výsledného odhadu až na 1/3 /Gozenbuk aj., 1978/ nebo dokonce na 1/5 /Keirim - Markus, 1980/. 47. Referenční úroveň 2 Gy je volena s ohledem na zachování MRFP, protože odeslání na sterilní lůžko by mělo být učiněno s ohledem na malou kapacitu, tohoto vysoce specializovaného oddělení /viz 43./. Přímé odeslání na sterilní lůžko není ostatně nutné a postačí jiná specializovaná nemocniční péče, přičemž pozdější převod na sterilní lůžko zůstává vždy možný, zvláště ukáže-li se s ohledem na klinické projevy jako potřebný. Jelikož cílem II. etapy je odhad středních dávek s přesností + 50 %, odpovídá celkové střední dávce 2 Gy rozmezí 1 až 3 Gy. Přitom lze 3 Gy pokládat za mez, nad níž teprve jde o případy velmi závažné /ICRP, 1978./,/Gozenbuk aj., 1978/. Předpokládá se však, že se přiměřeně bere ohled na radiobiologickou účinnost a faktor neuniformity /viz 40./, které se ovšem při ozáření neutrony do jisté míry kompenzují. 48. Referenční úroveň 0,4 Gy je volena s ohledem na zachování MRFN, protože propuštění do ambulantní péče před uzavřením III. etapy dozimetrického a lékařského hodnocení není žádoucí u případů, kde mohou nastat klinické projevy akutní nemoci z ozáření. Volba MRFN je umožněna tím, že specializovaná lékařská péče je poměrně snadno dostupná. Vyznačuje se specializovaným lékařským dohledem, avšak pro uložení postižených postačí jakékoli dobré nemocniční lůžkové oddělení s vyloučením možnosti infekce. Propuštění do ambulantní péče zůstává kdykoli možné s ohledem na další vývoj klinického stavu ozářeného. Jelikož cílem II. etapy je odhad středních dávek s přesností + 50 %, odpovídá celkové střední dávce 0,4 Gy rozmezí 0,2 až 0,6 Gy. Přitom případy s méně než 0,25 Gy stojí sotva za klinické sledování a případy s méně než 0,7 Gy mohou být sotva spojeny s klinickými projevy akutní nemoci z ozáření. 49. Rozhodování v této části schématu je míněno pouze jako doporučení usnadňující skutečné rozhodnutí při větším počtu postižených a též jako určité sjednocující vodítko. Na konci druhé etapy jsou již přítomní lékaři specialisté seznámeni s výsledky hodnocení, takže rozhodnutí bude ovlivněno v prvé řadě jejich analýzou uskutečněnou na základě klinických příznaků, výsledků dozimetrického hodnocení i dalších okolností. Při aplikaci středních dávek získaných na konci II. etapy dozimetrického hodnocení je třeba vzít v úvahu, že nejde již o hodnoty hrubé, a tedy vždy s určitou konzervativností /viz 6./ odhadované brzy po nehodě. Rovněž nejsou přímo porovnatelné s hodnotou 1 Gy, která je uvedena v návrhu metodického opatření upravujícího lékařskou péči o ozářené /Klener, 1979/.

63

50

Konečné rozhodování nebere ohled na případné místní poškození kůže apod. /viz 32./, jehož dozimetrické hodnocení však bude vycházet ze stejných informací jako hodnocení z hlediska následků celotělového ozáření.

IV.6. LITERATURA Bučina I., Prouza Z., Neruda O., Fiilop M., Galan P., Brabovcová A., Kubečková I., Nikodémova D., Singer J., Solnička H., Spurný F., Trousil J., Turek K., Organizacija dozimetričeskoj ocenki v slučaje avarijnogo oblučenija smešannym nejtronnym i gamma-izlučeniem, v:"řfovyje metody individualnoj dozimetrii", Sbornik dokl. simp. SEV, Gradec Králové, str. 242, ČSKAE, Praha, 1977 ČSN 36 9030,"Značky vývojových diagramů pro systémy zpracování informací", ÚNM, Praha, 1974 Glasstone S., Dolan P.J., "5he Effects of Nuclear Weapons", 3rd ed. US Dep. Defense and US Dep. Energy, Washington, 1977 Gozenbuk V.L., Keirim-Markus I.B., Savinskij A.K., Cernov E.N.,"Dozovaja nagruzka na čeloveka v poljach gamma-nejtronnogo izlučenija", Atomizdat, Moskva, 1978 IAEA "Manual on Early Medical Treatment of Possible Radiation Injury", Safety Series No. 47, IAEA, Vienna, 1978 /český překlad: Příručka lékařské první pomoci při radiačních nehodách, OlSJP, Praha, 1980/ ICRP Publication No. 12, "General Principles of Monitoring for Radiation Protection of Workers", Pergamon Press, Oxford, 1968 ICRP Publication No.26, "Recommendation of the International Commission on Radiological Protection", Annals of the ICRP 1, 3, 1977 /český překlad: Doporučení mezinárodni komise pro radiologickou ochranu, ÚISJP, 1979/ , ICRP Publication No.28, "The Principles and General Procedures for Handling Emergency and Accidental Exposures of Workers", Annals of the ICRP 2_,1, 1978 /český překlad : ÚISJP, připravuje se/ Keirim-Markus I.B., osobní sdělení, 1978 Keirim-Markus I.B.,"Ekvidozimetrija", Atomizdat, Moskva, 1980 Klener V.,"Metodické opatření pro organizaci léčebně preventivní péče u osob postižených při radiační nehodě". Návrh, 2. verze, IHE, Praha, 1979 Kuchtěvič V.I., Gorjačev I.V., Trykov L.A., "Zaščita ot pronikajuščej radiaci! jaděrnogovzryva", Atomizdat, Moskva, 1970 Neruda O., Dostál M., Petýrek P., Severa J., Prouza Z., Zdravotnické požadavky na havarijní dozimetrii, v s Sborník prací v oblasti jaderné vědy a techniky /Konopiště, 1976/ 6-1977, CSKAE - Ú V W R , Praha, 1977 "Standardní metoda pro postup hygienické služby v případě radiační nehody". Acta hyg. epid. microbiol.. Příloha č. 28, 1977 a "Standardní metoda odběru a odeslání vzorků k cytogenetickému vyšetření lymfocytů při stanovení radiační zátěže osob", Acta Hyg. epid. microbiol.. Příloha C. 29, 1977 b

64

51

V. Detektory pro vyhodnocení * havarijní situace Dozimetrické hodnocení radiační nehody spojené s externím ozářením směsným polem neutronů a záření gama má, jak je uvedeno v předchozí kapitole, poskytnout ddaje o velikosti absorbované dávky a její distribuci v ozářeném objektu a umožnit případnou konfrontaci s lékařskými nálezy. V této kapitole budou zhodnoceny vlastnosti a popsáno použití dozimetrických systémů, se kterými se počítá v ČSSR při dozimetrickém hodnocení radiační nehody /tab. V.I/. Jde o osobní dozimetry záření gama /filmový dozirr.etr, TLD - sklo/ a neutronů /detektory stop v pevné fázi - D . , U t + Th/, které se používají v běžném monitorování. Předpokládá se, že v některých případech bude osobní dozimetr neutronů doplněn Si-diodou a že vybrané osoby budou vybaveny havarijním osobním dozixnetrem neutronů obsahujícím sadu aktivačních detektorů /Au, Au + Cd, In, S/. Vzhledem k tomu, že stanovení dávky zejména od neutronů je významně závislé na orientaci osoby v poli záření, je možné osoby vybavit po obvodu těla dvěma až čtyřmi TL-skly /příp. Si-diodami či aktivačními detektory Au, Au+Cd, In, S/f nejlépe umístěnými na opasku.

Obr. V. 1 Fantom typu BOMAB na lůžku celotělového detektoru CD-2

65

52

V* vybraných místech lze instalovat jednoduché* fantomy /z polyetylénu n«bo plexiskla o tlouščce stSn 5 mm/ naplněné fyziologickým roztokem /O,15 hmotnostních procent Na/. Fantomy budou buď typu BOMAB /obr. V.l/, nebo rotační válec o výšce 60 cm a průměru 30 cm. Na fantomech- budou umístěny po obvodu a výšce /navrhuje se osm lokalit, čtyři po obvodu a tři po výšce na hrudi a zádech/ TL-skla a Si-diody. V referenčním místě na fantomu bude umístěn osobní havarijní dozimetr neutronů /Au, Au+Cd, In, S/ a TLD-sklo. Je předpokládáno, že v geometrii volného prostoru budou ve vytypovaných místech uloženy spektrometrické sady aktivačních detektoru, detektorů stop v pevné fázi /Np, Th/. Vzhledem k tomu, že nelze vždy předpokládat plné vybavení ozářené osoby uvedenými dozimetrickými systémy, je uvažováno, podobně jako u instalovaných fantomů, měření indukovaných aktivit v ozářených osobách /"^Na - celotělová aktivita, 3 2 P vlasy, nehty, ochlupení/. Kromě toho je možno využívat dalších dozimetrických informací /biologické dozimetry - chromozomální aberace, indukované aktivity v osobních předmětech - mince, samoodečítací detektory, hlásiče úrovně radiace apod./, které doplní výše uvedené systémy. Podle typu zdroje neutronů a charakteru pracoviště se volí optimální dozimetrický systém. Zde uvedené systémy /tab. V.I/ splňují požadavky kladené na dozimetrické hodnocení radiační nehody, jsou dostupné a u různých typů zdrojů neutronů ověřené. Sestavu dozimetrů si však volí uživatel. Smyslem tohoto manuálu je poukázat na možnosti, nikoliv navrhnout systém pro konkrétní podmínky.

Tab. V. 1: Návrh sestavy detektorů pro dozimetrické hodnocení radiační nehody při externím ozáření směsným polem neutronů a záření gama Záření gama Osobní dozimetr

Fotografický film Termoluminiscenční sklo

Havarijní osobní dozimetr neutronů

Měření orientace Instalované dozimetry na fantomu

Instalované dozimetry v geometrii volného prostoru

66

Termoluminiscenční sklo /4 ks po obvodu těla/ Termoluminiscenční sklo /8 ks — 4 ks po obvodu těla, 4 ks po vertikální ose - 2 ks na hrudi, 2 ks na zádech/ Termoluminiscenční sklo

Neutrony Detektory stop v pevné fázi /"ob.' U n a t + T h ' Si-dioda Aktivační detektory /Au, Au+Cd, In, S/ Měření indukovaných aktivit /24Na, 3 2 P / Si-dioda /4 ks po obvodu těla/ Si-dioda /8 ks - podobně jako TLD/ Měření Na ve fantomu

Spektrometrická sada aktivačních detektorů /Au, Au+Cd, In, AI, S, Cu/, detektory stop v pevné fázi /Np, Th/.

53

V.l DETEKTORY ZA~RENf GAMA V.1.1 Filmový dožimetr Filmový dozimetr se skládá z dozimetrické kazety a z vlastního filmového detektoru tvořeného filmy ORWO RD 3 /oboustranně polévaný, vysoce citlivý/ a ORWO D 4. Zatímco první film lze využívat v rozsahu dávek záření gama řádově 0,1 mGy až 150 mGy, druhý navazuje na uvedený rozsah v oblasti okolo 100 ir
J50 mg/cm 2 PLASTIC Obr. V. 2

0,05mm Cu

Dozimetrická kazeta s filmovým dozimetrem a kompenzačními filtry

Měření optických hustot vyvolaných filmových detektorů se provádí na speciálně upraveném denzitometru /Trousil, 1965/ umožňujícím měření v uvedeném rozsahu dávek. Měření se provádí za těmi filtry, které dané záření charakterizují, případně za všemi filtry. Výpočet dávek v rozsahu do 100 mGy je prováděn počítačem /Trousil, Hošpes, 1970/, u vyšších dávek pak graficky. Při měření pomocí filmového dozimetru ve směsném poli záření gama s tepelnými či rychlými neutrony je někde nutno získávané ddaje korigovat na vlastní citlivost k těmto neutronům. Hodnoty těchto citlivostí k neutronům některých typických zdrojů jsou uvedeny v tabulce V. 2 /Bárta et al., 1977/.

67

54

Tab. V. 2: Odezvy některých detektorů pevné fáze k neutronům /Bárta a j . , 1977/ Neutrony

/4,8±O,3/.1O~16

tepelné 252cf

Fotografický film

++/

Termoluminiscenční sklo /5,7*O,6/1O~17

7

LiF

/6 až 15/.1O" 1 7

0,07*0,02

0,02*0,Ol

0,02*0,01

'

O,O9*O,O2

0,055*0,015

O,O5*O,O2

1A,1 M e V + + /

0,08*0,02

0,10*0,01

0,11*0,02

AmBe

+/ odezva je vyjádřená jako kerma v tkáni od zářeni gama 6 0 C o [Cy] po ozáření fluencí tepelných neutronu 1 m ; ++/ odezva je vyjádřená relativně, jako zdánlivá kerma v tkáni od záření gama Co po ozáření takovou fluencí rychlých neutronů, od kterých keraa v tkáni je 1 Gy; +++/ v závislosti na obsahu Li. Je nutno zdůraznit, že pro dozimetrii lze používat pouze takové filmy, u kterých rozptyl pozadí nepřesahuje ekvivalent dávky 100 fUGy /2 O /. Dále je třeba, aby strmost závislosti optické hustoty na dávce byla minimálně O,8 v oblasti 5 mGy, 0,2 v oblasti 1OO mGy; energetická závislost nesmí přesahovat faktor 20. Výhodou filmu je možnost ocenění energie a druhu záření, kontaminace, případně směru a časového rozložení ozáření. Nevýhodou je nutnost časově náročného zpracování, poměrně vysokého fadingu /za měsíc 15 %, po kompenzaci do - 5 %/ a v neposlední řadě i citlivost na teplotu, světlo a prach. Reprodukovatelnost výsledků závisí poněkud na měřené dávce a spektru záření. Není vsak nikdy horší než - 25 %, obvykle lepši než + 1O %.

V.1.2 Termoluminiscenční dozimetr Jako základní termoluminiscenční dozimetr se v navrhovaném systému předpokládá použití aluminofosfátového skla vyvinutého v ČSSR /Fajtek, Trousil, 1974/. Používá se ve tvaru disku s průměrem 8 mm a tloušfcce 1 mm, poskytuje možnost měření dávek záření gama v rozsahu 0,1 mGy až 15 Gy. Vzhledem ke svému složení je tento detektor energeticky závislý, v oblasti kolem 50 keV přeceňuje až sedmkrát. Energetickou kompenzaci lze provést filtrem z Pb o tlouštce O,3 mm, pak je měřeno /s maximální chybou + 20 %/ fotonové záření s energií- vyšší než 60 keV. Fotony nižších energií a záření beta jsou filtrem plně absorbovány. Tato filtrace je již zavedena v prstových dozimetrech /Fejtek, Trousil, 1975/, bude použita i v nově konstruované dozimetrické kazetě. Zde bude doplněna filtrací plastickým materiálem, což umožní hrubý odhad spektra fotonového záření. K vyhodnocování lze využít obvyklých termoluminiscenčních zařízení. V Ústavu pro výzkum, výrobu a využití radioizotopů Praha bylo vyvinuto poloautomatické zařízení pracující při konstantní teplotě 33O °C v dusíkové atmosféře. Při zvoleném nastaveném Sase ohřevu se vysvítí kolem 60 % celkové akumulované emise, její velikost je automaticky digitálně vyhodnocována. Díky vyvinuté automatizaci odečtu lze měřit dávky záření gama ve výše zmíněném rozsahu bez změny citlivosti přístroje a s chybou menší než + 15 % při rutinní obsluze, + 5 * při laboratorním zpracování.

68

55

Závislost odezvy na dávce je lineární až do 1 Gy, u vyšších dávek se objevuje superlinear!ta. U 10 Gy tvoří převýšení kolem 15 t u prvého měření, kolem 25 % pro možné následné vyhodnocení. Je nutno zdůraznit, že u nových skel je nutno provést stabilizaci citlivosti ozářením cca 0,5 Gy záření gama a následným annealingem při 5OO °C po dobu 3O min. Tento tepelný annealing zcela odstraní předchozí odezvu beze změny citlivosti do dávek cca 0,5 Gy. Fading radiotermoluminiscenčních skel dosahuje 15 t za 3 měsíce u prvého měření, kolem 1O % u následného vyhodnocení /tzv. druhé odezvy/. Vzhledem k jeho známému průběhu lze provádět jeho kompenzaci tak, že chyba při průměrném časovém průběhu ozáření nepřevýší + 3 %. Pokud jde o odezvu skel k neutronům, jsou její hodnoty uvedeny v tabulce V. 2. K tepelným neutronům je tato odezva podstatně nižší než u filmu, srovnatelná s 7LiF-TLD 700 /Bárta aj., 1977/. Odezva k rychlým neutronům roste s jejich energií, pro obvyklá moderovaná štěpná spektra bude rozsah korekcí na tuto odezvu minimální. K některým speciálním úkolům /např. pro měření při rekonstrukci havárie apod./, bude možno použít i detektory LiF /Teledyne Isotopes/. Jsou používány ve forně teflonových disků o průměru 12,4 mm a tloušEce 0,4 mm, obsah 6 Li je menši než 0,01 %. Jejich výhodou je zejména malá energetická závislost pro fotonové záření. Detektory je nutno nejprve annealovat, a to při 300 °C po dobu 30 min. a poté při 80 °C po dobu 24 hod. Pak lze měřit dávky v rozsahu /O,2 až 10/ Gy s chybou do + 20 %. Také zde se projevuje supralinearita za zvolených podmínek vyhodnocování v intervalu /0,l - 1/ Gy. Fading je při normální teplotě nižší než 1O % za 3 měsíce, maximální převýšení citlivosti tvoří u energie fotonů 20 keV kolem 30 %. K vyhodnocování lze použít obvyklých termoluminiscenčních zařízení, u přístroje Teledyne se osvědčilo měření při asi 240 °C v dusíkové atmosféře. I zde lze realizovat automatický zápis výsledků. Obecnou nevýhodou LiF, z nichž nejznámější jsou vyráběny fy. Teledyne a Harshaw, je nutnost tepelného annealingu po každém vyhodnoceni. Tam, kde by bylo třeba měřit opakovaně odezvu, lze využít i fotoluminiscenčni detektory, jejichž výhodou je nízký fading.i při teplotách až do 1OO°C. S litiumfosfátovými skly Yokota typ FD 3 lze měřit dávky v rozsahu 1 mGy až 15 Gy, po filtraci Sn o tloušEce 0,5 mm s energií od 60 keV výše /Kodl, Trousil, 1975/.

V.2 DETEKTORY M E U T R O N B

V.2.1 Aktivační detektory V důsledku ozáření daného prvku či sloučeniny neutronovým zářením mohou z něho jadernými nebo štěpnými reakcemi vznikat radioaktivní prvky. Bylo prokázáno. Se aktivita vzniklého radioaktivního prvku je úměrná hustotě toku neutronů dopadlých na terčový prvek. Analytickým vyjádřením tohoto faktu je tzv. aktivační rovnice: oo a = N . F (t) í*Cp(E) . (T (E) . dE /A/ kde

a je indukovaná aktivita [Bq], N je počet jader tečového prvku v detektoru, W [g] je hmotnost prvku, L je Avogadrovo číslo, R je relativní

69

56

izotopové zastoupení terčového nuklidu v prvku, t

A r je relativní atomová hmotnost t

terčového prvku/, funkce F I«•/>= (l-e~* l)i»~* H. fo"6"^ c) j e časová korekce na doba ÁXc ozařováni detektoru /t^/, dobu od skončení ozařování do začátku měření aktivity a dobu měření detektoru /t c /,Aje rozpadová konstanta [s J, ^ P ( E ) je hustota toku neutronů o energii E [m~ 2 .s" 1 .MeV" 1 ] a O (E) [m 2 ] je účinný průřez dané aktivační /jaderné/ reakce pro nutrony o energii E. Při volbě aktivačního detektoru je třeba zejména uvažovat: - fyzikální a chemické vlastnosti terčového prvku /mechanická a tepelná odolnost, možnost opracování, získání požadované čistoty, zastoupení vybraného nuklidu v přírodní směsi apod./ - velikost a energetickou závislost účinného průřezu zvolené aktivační reakce /prahové reakce, rezonanční maxima/ - fyzikální charakteristiky vzniklého radioaktivního prvku /poločas rozpadu, energie a druh emitovaného záření/ a vliv interferenčních reakci na stanovení jeho aktivity. Vyhodnocováni aktivačních detektorů je založeno na stanovení absolutní indukované aktivity měřením emitovaného gama, popř. beta záření. Při aktivaci většiny námi navrhovaných detektorů /tab. V.3; V.4/ vznikaji gama - zářiče, jedině v případě 32 fosforu a síry vzniká čistý beta-zářič P. Měření gama-spekter indukovaných aktivit je nejvýhodnější provádět pomocí spektrometrického zařízení s velkoobjemovými polovodičovými Ge-Li detektory, které v důsledku vysoké rozlišovací schopnosti umožňuji měřit vzorky hned po ozáření bez ohledu na aktivity vzniklé při interferenčních reakcích. Scintilační detektory gama-záření doporučujeme používat jen v případě extrémně nízkých aktivit a v případech, kdy měřené spektrum gama-záření neni příliš složité. 32 Pro měření beta-aktivity P doporučujeme používat nlzkopozadové zařízení s GM-trubicemi, plastickými scintilátory či využít k detekci čerenkovova záření /Solnička a kol., 1977/. Při stanovování absolutní aktivity daného radionuklidu je třeba provést komplexní hodnocení procesu aktivace a měření vzhledem k charakteristikám aktivačního detektoru a měřícího zařízeni: - korekci ' na samoabsorpci neutronů v detektoru případně ve filtru, je-li prováděna aktivace např. v Cd-obaluj - korekci na depresi toku v blízkosti vzorku; - korekci na geometrii měření /velikost aktivačního dozimetru a kalibračních standardů a jejich poloha a vzdálenost vzhledem k detektoru gama, příp. /3 zářeni/; - stanovit účinnost detekce daného druhu a energie záření a s ní souvisejíc! samoabsorpci indukovaného záření v detektoru . V oblasti dozimetrie tepelných a intermediálních neutronů se používají aktivační detektory, v kterých zpravidla probíhá /n, gama/ reakce. Hustotu neutronového +/ Korekce na samoabsorpci je zavedena pro detektory Au a Cu, kde se tento efekt nejvíce projevuje, podle metody vypracované Zijpem /1975/. Při tomto postupu se 1 nekorigují naměřené aktivity detektoru, nýbrž modifikují účinné prařezy na vliv absorpce neutronů v detektoru. Takto modifikované účinné průřezy se používají i při stanovení spektra neutronu iteraíní metodou SAND. 32 ++/ V případě nedestruktivního měřeni aktivity P v tabletě «íry je třeba provádět korekci na samoabsorpci j3 záření v detektoru /Solnička a kol.,1973/.

70

Tab. V. 3: Parametry aktivačních detektorů pro tepelné a Intermediální neutrony Číslo reakce

Izotop

Zastoupení v přírodní směsi

Reakce

T

E+/

l/2

[Mev]

[%] 1

197

A«

2

63

Cu

3

55

Mn

100

55

Mn(n, T)

Mn

4

23

Na

100

23

Na(n, T ) 2 4 Na

4a

31p

100 69,09

100

197

Au(n, r) 1 9 8 Au

63

31

Cu(n,T) 6 4 Cu

P

56

(«, r )

3 2

P

Počet částic o energii E na rozpad

N, [počet jad^g]

0,411

0,96

3,O57.1O21

0,511

0,36

6.6O5.1O21

2,58 h

0,846

0,99

1.O95.1O22

14,97 h

1,368 2,754

1

2.619.1O22

1,708

1

2,697 d 12,84

14,3

h

d

1 l,913.1O22

01 00

to

Tab.

V. 4: Paranaetry aktivačních a štěpných detektorů pro rychlé neutrony

číslo reakce

Izotop

Zastoupení v přfr.smě-

si 5

137

Np

6

232

Th

7

115

ln

8

32

S

9

27

A1

10

65

CU

Reakce

Tl/2

E+/

Počet fiástlc

[MeV]

o energie na rozpad

[%]

100 95,77

32

11

[%]

12,8 d

1,596 + + /

0,96

2,542.lO21

5

232

Th(n,f) l 4 O Ba

12,8 d

1,596 + + /

0,96

2,596.1O21

7,64

115

ln(n,n') 1 1 5 m In

4,48h

0,336

1

5,OO2.1O21

-

S (n, P ) 3 2 P

14,3 d

1,708

1

1.79O.1O22

-

Al(n,Ot)24Na

14,97h

1,368 2,754

1

2,232.1O22

-

0,511

0,36

2,864.1O21

-

65

30,91

Výtěžek štěpení

N P (n,f) l 4 °Ba

27

100

l

237

32

95,06

N

[Počet jad./g]

Cu(n,2n) 6 4 Cu

32

12,84h

1

+/ S výjimkou reakce na S a p / P je čistý zářič beta/ jsou uvedeny energie záření gama používaní ke stanovení aktivity /Zijp, Baard, 1979/. ++/ Energie gama kvant emitovaná °ta /v rovnováze s

59

toku je možné separovat na tepelnou a intermediální složku současným ozářením detektoru bez a v kadmiovém filtru. Pro dozimetrii rychlých neutronů je zpravidla využíváno reakci,které jsouprahové a lze jimi pokrýt požadovanou část energetické distribuce neutronů. Odezvy vhodně zvolené sady prahových detektorů lze využit ke stanovení neutronového spektra a dávky od neutronů. Parametry aktivačních detektorů pro tepelné, intermediální a rychlé neutrony jsou shrnuty /Zijp, Baard, 1979/ y tabulkách V. 3 a V. 4. Kromě údajů uvedených v tabulkách je třeba přihlížet i k možným aktivitám, které vznikají v interferenčních reakcích. 65

64

55

56

V případě mědi a manganu vznikají v reakcích C u /n,2n/ Cu a Mn/n,2n/ Mn interferenční aktivity, jejichž příspěvek je v případě štěpného zdroje neutronů zanedbatelný v důsledku nízkého účinného průřezu uvedených reakcí. Při ozáření india štěpnými neutrony vzniká v reakci zitní aktivita s T. , 2 » 54 min., která překrývá aktivitu čuje ozařovat In-detektor v Cd-obalu. V případě síry vznikají dlouhodobé aktivity v reakcích 25 dní a 3 4 S/n,gama/ 3 5 S s T 1 / 2 * 87 dní.

In/n,gama/ ""in para"'in; proto se doporu33

S/n,p/ 3 3 P s

Některé další důležité charakteristiky aktivačních reakcí jsou uvedeny v příloze V.I. Sada aktivačních detektorů uvedená v tabulkách V. 3 a V. 4 bude sloužit zejména ke stanovení spektra neutronů v místě, kde došlo k ozáření osob. V kapitole VI. jsou popsány postupy vyhodnocení dávky od neutronů jednak na základě měření aktivačních detektorů z osobního neutronového dozimetru /který poskytne pouze informativní údaje o spektru/, jednak na základě měření instalovaného systému aktivačních detektorů v místě rizika ozáření neutrony, kdy bude získána kompletní informace o spektru. Spektrum neutronů bude stanoveno dvěma metodami: - interačni metodou v kódu SAND /Me Elroy a kol.,1967/ - metodou RDMM /relative deviation minimisation method/ /Di Cola, Rota, 1965/. Druhá metoda je zejména vhodná pro spektra neutronových generátorů /Hrabovcová a kol., 1974/. Popis výpočetních metod je uveden v příloze V.II.

V.2.1.1 Aktivity indukované neutrony v biologickém objektu Zvláštní skupinu aktivačních dozimetrických metod tvoří stanovení dávky od neutronů na základě měření aktivit indukovaných v biologickém objektu. V důsledku fyzikálních charakteristik /poločas rozpadu, energie a typ emitovaného záření/ nejsou reakce na jádrech nejvíce zastoupených prvků /H, C, N, 0/ vhodné. Ukázalo se však, že lze využít indukovanou aktivitu některých prvků obsažených v biologické tkáni ve stopovém množství. Nejvhodnějšími se ukázaly reakce 4 a 8 /tab.V. 3 a V. 4/. Přednosti a nedostatky dozimetrického použití těchto reakcí jsou shrnuty v tabulce V. 5.

73

60

Tab. V. 5: Vlastnosti aktivačních reakci

23

32

32

S (n,p) P

Reakce

Charakteristika 23

Detekční vlastnosti reakce

24

N a ín,T) Na a

24

Na(n, r ; Na

Gama-záření vhodných energií možnost celotělové detekce. 24 V případě měření Na v krvi /séru/ náročnější odběr vzorků. Bezprahová reakce. Vhodný 24 poločas Na.

32

32

S(n,p> l>

Tvrdé beta-záření, snadno detekovatelné. Snadný odběr vzorku v dané anatomické lokalitě. Prahová reakce /efektivní prahová energie pro štěpné spektrum 2,5 MeV/. Vhodný poločas pro stanovení dávky.

Metoda stanovení dávky

Rychlé nedestruktivní stanovení aktivity 2 4 N a . Přímá 24 úměrnost aktivity Na a pravděpodobnosti záchytu neutronů.

Zpravidla chemické separace 32 P . Vztah dávky a aktivity je stejný jako u jiných aktivačních detektorů.

Dozimetrické

Rovnoměrná distribuce sodíku v objektu /O,15 hmot. %/. Problém stanovení dávky při parciálním nehomogenním ozáření. 24 Rychlé distribuce Na v organismu. Vliv nežádoucích biologických procesů /změna distribuce v čase nejen v důsledku ozáření/.

Možnosti stanovení lokálních dávek, dávkové distribuce. Problém s kontaminací /vlasy, nehty/.

vlastnosti

Vliv biologických procesů

Koncentrace síry v nehtech a vlasech prakticky nezávislá na čase a na biologických procesech.

V literatuře /ADAMS, 1970/ je navrhováno dále použití reakce 3 7 Cl(n,r) 3 8 c 1 ' /Delafield, 1973/,/Shibata, 197O/ navrhuj/ dále použíti reakcí 2 a 3 /tab. V. 3/. Přehled aktivačních reakcí vznikajících v lidském těle po ozáření neutrony je uveden v příloze V.IV. tabulce V.IV.l.

32

S(n,p) 3 2 P

Ke stanovení dávky od rychlých neutronů se uvažuje měření indukované aktivity 32P v odebraných vzorcích vlasů, ochlupení a nehtů. Měření P v oděvech ozářených osob ve většině případů nepřichází v úvahu, neboř pracovní obleky v našich zařízeních jsou zhotoveny převážně z bavlněných tkanin s nízkým obsahem síry. Množství síry v mytých vlasech bylo stanoveno vážkovou metodou. /Příloha V. III. 1/ Výsledek stanovení /47,3±O,2/ mg S v 1 g vlasů /Solnička, 1973/ souhlasí s lidaji Petersena /1965/ a Trajkoviče /1971/. Vzhledem k malé variabilitě obsahu síry ve vlasech není nutné provádět její stanovení v individuálních vzorcích vlasů.

74

61

Jestliže jsou z vlasů odstraněny vnější nečistoty, obsahují méně nai O.O25 % fosforu. Příspěvek 3 2 P z konkurenční raakca 3 1 P/n,gama/ 3 2 P lze zanedbat, pokud poměr toků tepelných a rychlých neutronů není větší než 10:1 /Trajkovic,1971/. Obsah fosforu ve vlasech a nehtech byl stanoven spektrofotometrickou metodou /Příloha V. H I . 2/. Zjištěné množství síry a fosforu ve vzorcích vlasů a nehtů je uvedeno v přílo32 35 ze V. III. 3. Za zanedbatelný je rovněž považován příspěvek P z reakce Cl/n, 32 alfa/ P /Ohta 1967/. Vzorky vlasů, nehtů a ochlupení je vhodné měřit po uplynutí několika hodin po ozáření, během kterých se rozpadnou indukované radionuklidy s krátkým poločasem radioaktivní přeměny. Při přímém měření beta aktivity ozářených vlasů, ochlupení a nehtů od druhého dne po aktivaci nebyla zjištěna přítomnost jiných indukovaných radionuklidů námi /Solnička,1973/ ani jinými autory /Hankins,1969, Shibata, 1970/. Pro rychlý odhad dávky od neutronů lne použít přímého měření P ve vlasech, k dalšímu zpřesnění údajů a zvýšení citlivosti metody je vhodné provést chemickou separaci 3 2 P . Citlivost metody je závislá na hmotnosti odebraných vzorků, parametrech měřícího zařízení a měřicích časech. Při přímém měření aktivity ozářených vzorků vlasů na počítači bez spektrométrického vyhodnocení je třeba vzít v úvahu vlastní "přirozenou" beta aktivitu umytých vlastů /Bischop, 1974/. Aktivita významná nad "přirozenou" beta aktivitou vlasů, nehtů a ochlupení je 82,3.1O~3 Bq při měření na počítači Intertechnigue RA 15 po dobu 1800 s. U nižších aktivit nelze s dostatečnou spolehlivostí říci, že přísluší indukovanému P. Stanovená mez detekce pro dávku od neutronů štěpného spektra na základě přímého měření beta aktivity vlasů, nehtů a ochlupení je uvedena v příloze V.III.4. Při chemické separaci P lze jednak zpracovat mineralizací objemnější vzorky vlasů /resp. nehtů, ochlupení/, jednak není měření omezeno jejich vlastní "přiroze32 nou" beta aktivitou. Při měření separovaného P trvajícím 1800 s je aktivita významná nad pozadí počítače Intertechnique RA 15 23,3.1O~3 Bq. Postup chemické separace P je uveden v příloze V. III. 5. Stanovená mez detekce pro dávku neutronů štěpného spektra na základě měření P separovaného z ozářených vzorků vlasů, nehtů a ochlupení je uvedena v příloze V. m . 6.

23

Na/n, Metoda stanovení dávky od neutronů na základě měření celotělové indukované o A

MI

aktivity Na je založena na existenci závislosti mezi aktivitou Na a pravděpodobností záchytu neutronů £ v lidském těle. Při dozimetrickom využití indukované aktivity Na je nutno vzít v úvahu i vliv biologických procesů. Bylo prokázáno, že v případě, kdy extrakce sodíku z organismu je fyziologická ', lze s chybou menší než 5 % považovat stanovenou indukovanou aktivitu Na za nezávislou na biologických procesech, probíhajících v organismu, do 24 - 27 hodin po ozáření /Sanders, Auxier, 1962; Prouza et al., 1973, 1974/.

+ / Za fyziologickou lze považovat exkreci jeitč v případě celotilovťho ozáření dávkou {2-0,5f Gy /Rakovič,1965/.

75

62

Biologický poloSaa 2 4 N a ja 11 dní /Dalafiald,1973/iafaletivní poločas j« tady 14,2 hod. - tato hodnota byla ovařana axparimantálni /Prouza a kol.,1974/. Doporučeni postup měření calotělové indukované aktivity loze V.IV.l.

Na je uvaden v pří-

Meze detekce aktivity a minimální měřitelné dávky pro neporušené štěpné spektrum jsou pro námi vypracovanou metodu /Prouza a kol., 1977a, 1977b, viz též příloha V.IV.l /.

V.2.2 Detektory stop v pevné fázi Průchodem dostatečně těžké nabité částice látkou dochází v blízkosti její dráhy k depozici značného množství energie, vytváří se oblasti s významně rozrušenou strukturou. Ty jsou pozorovatelné elektronovým mikroskopem, bylo ale také zjištěno, že v některých dielektrikách dochází v těchto oblastech k preferentnímu chemickému rozpouštění. Stopy lze tímto tzv. chemickým leptáním zviditelnit tak, že mohou být. vyhodnocovány obvyklým optickým mikroskopem, lze je snadno vyhodnocovat i dalšími způsoby. O takto používaných materiálech se mluví jako o tzv. detektorech stop v pevné fázi /Price, Walker, 1962; Fleischer aj.,1965; Blanc, 1970/. Podle složení je lze dělit na - látky anorganické - př£rodn£ i syntetické minerály, skla aj.j - látky organické - deriváty celulózy, polykarbonáty, polyestery, aj. Zatímco v prvých nelze detekovat nabité částice s nižším atomovým číslem než 10, některé organické detektory stop v pevné fázi dovolují detekci částic alfa, ba i protonů /Becker, 1972; Luck, 1974/. To má velký význam i pro jejich využití v dozimetrii neutronů. Neutrony samotné totiž leptáte lne" stopy nezanechávají. K jejich registraci a detekci je třeba, aby bu3 v samotném detektoru stop, nebo v materiálu k němu přiloženém /tzv.radiátoru/ docházelo ke vzniku dostatečně těžké nabité částice. V současné době se prakticky používají v dozimetrii neutronů detektory stop v zásadě dvojím způsobem /Becker, 1972; Spurný, 1976/: - detekují se štěpné trosky, vlétající do detektoru z přiložených fólií štěpitelných materiálů; - detekují se odražená jádra a částice alfa, vznikající interakcemi rychlých neutronů buä v samotných polymernfch fóliích, nebo v přiložených radiátorech. V ČSSR byly v posledních letách vyvinuty v zásadě tři různé druhy dozimetrů neutronů využívajících detektorů stop v pevné fázi: 232 1. Detektor neutronů tvořený tenkou polymernf fólií v kontaktu s Th či obohaceným U. ' . 232 2. Detektor neutronů tvořený mikroskopickými sklíčky v kontaktu s Th resp. s jiným štěpitelným materiálem. 3. Detektor neutronů založený na interakcích rychlých neutronů v samotném polymerním materiálu.

76

63

V.2.2.1. Tenká polymerní fólie v kontaktu s 2 3 2 T h či obohaceným u /Singer aj., 1973a, 1975a-b, 1976, 1977; Trousil, 1973b, 1978/. Dožimetr vyvinutý na tomto principu pro účely rutinní osobní dozimetrie se skládá ze tří částí /obr. V.3/: - detektoru, tvořeným velmi tenkou /do 10 /am/ polymer.ní fólií, např. polyesterovou /Melinex, Mylar/ či polykarbonátovou /Makrofol KG/; ta je privarená za tepla na rámeček z PVC tloušťky 0,4 mm, na němž je uveden číselný kód, umožňující identifikaci nositele dozimetru a kontrolního období? - z dvou párů radiátorů: slitiny /99,5 % Th + 0,5 % U f i r / tloušťky 20 /um a uranu obohaceného na 6,5 % u tloušťky 50 /um; oba jsou pokoveny tenkou vrstvou hliníku a přilepeny na Pb-filtr o tloušťce 0,5 mm. Detektor se vkládá mezi radiátory tak, aby vždy dva stejné radiátory byly proti sobě a pak se celý systém zataví do polyetylénu; - dozimetrické kazety s Cd filtrem o tloušťce 0,5 mm.

Obr. V. 3 Dozimetrická kazeta s radiátory a detektorem stop v pevné fázi pro dozimetrii neutronů Pro hromadné leptání bylo vyvinuto leptací zařízení /obr. V.4/ popsané v příloze V.V, pro leptání stop štěpných trosek a vyhodnocování pomocí jiskrového počítače byly jako optimální nalezeny leptací podmínky uvedené v tabulce V. 6. Jiskrový počítač,používaný k vyhodnocování v Ú V W R V.V , umožňuje počítat stopy do hustot 3 až 6.10 m~ , hustotě stop je lineární do hustot kolem 1 až 3.10 m" tloušťky detektoru apod./. Vlastní pozadí je řádově 10

/obr. V. 5/, popsaný v příloze závislost počtu impulsů na /podle velikosti stop, m~ .

U dozimetru neutronů založených na detekci štěpných trosek z přiložených radiátorů o tloušťce přesahující jejich dosah je energetická závislost dozimetru dána závislosti účinného průřezu příslušné štěpné reakce /Becker, 1972; Spurný, 1976a/. Při optimálních leptacích podmínkách lze ve zvoleném experimentálním uspořádání dosáhnout účinností K vztažené na jeden kolmo dopadající neutron a jednotkový účinný průřez štěpení uvedených v tab. V. 6. Odpovídající minimální a maximální absorbova-

77

64

Obr. V. 4

Zařízení pro leptání stop v detektorech neutronů

né dávky pro neutrony některých energií a zdrojů jsou uvedeny v tabulce V. 7. Je zřejmé, že při optimálním zpracování uvedeném pro běžnou dozimetrickou praxi je dozimetr dostatečně citlivý. V případě havárie je však třeba volit jiné podmínky leptání, lze takto dosáhnout až dvacetinásobného snížení citlivosti /viz tab. V. 6/ a tedy dvacetinásobného zvýšení maximální detekovatelné dávky /viz tab. V. 7/. Vyhodnocení dávek se provádí podle metodiky uvedené v příloze V.V. Odezva tohoto a stejně i v následujícím odstavci diskutovaných detektorů stop v pevné fázi není závislá na ozáření fotony až do dávek kolem 10 4 Gy. Také fading je za obvyklých teplot a vlhkostí velmi nízký /méně než 10 % za 1 rok - Piesch, Sayed, 1979/. Tab. V. 6: Optimální leptací a měřící podmínky pro počítání stop štěpných trosek v tenkých polymerních fóliích typu polyetyléntereftalát /Melinex, Mylar/ a polykarbonát /Makrofol/. Konstanta účinnosti leptání a měření K pro běžnou dozimetrickou praxi /A/ a havarijní dávky /B/ je definovaná jako hustota stop na jednotku fluence neutronů a jednotkový iSčinný průřez štěpení Folie

Tlouštka

A

Melinex S Mylar C Makrofol KG

9 8 10

B

Mylar C

8

Leptací podmínky pro 6N KOH

Měřící podmínky

60°C, 105 min 50°C, 11O min 60°C, 170 min

6OO V+S

1O23

30°C,

900 V + + /

5.1O 2 1

90 rain

+/ Po dvojnásobném působení napětí 1000 V z důvodů formovaní stop. ++/ Po dvojnásobném působení napětí 1500 V.

78

[V23

65

Tab. V. 7: Energetická závislost dozimetru neutronů založeného na počítání stop štěpných trosek jiskrovým počítačem v tenkém polymerním detektoru Neutrony

Účinný průřez štěpení 28

Efektivní průřez + + /

2

d[lO- m 3 U

tepelné

oboh

38,1

ď* [lO-^Gy-1] Th+U

nat

0,021

1/E

1,38

0,00077

235

Cd / » , £ /

0,350

0,0698

^Cf/spont./

0,376

Am - Be 14,7 MeV

U

Th+tJ

oboh

5,6.104 l,26.1O

r.at

30,7 3

Detekovatelná dávka + y ř [mGy] min

max

7,2.10~ 5

78

3

3500

0,69

3,2.1O~

11,0

2,2

0,36

1100

0,0771

11,5

2,35

0,34

1000

0,567

0,147

13,1

3,39

0,30

700

1,29

0,404

16,6

5,21

0,24

46O

+/ Od nabitých částic v 57. elementu Snyderova fantomu /Auxier aj., 1968/ při K = 5.10 2 1 m~ 2 pro interval 5 /pod Th+U / až 3000 /pod U , ,/ • n rise ooon stop na ploše elektrody /2,49.10~ m /. ++/ Viz příloha V.V. V důsledku spontánního štěpení se při optimálním leptání započítá na 1 cm plochy detektoru pod U . . 110 stop, pod Th + U D j i r 1,1 stopy. Jsou-li v poli směsného záření přítomny ve větší míře i fotony s energií nad 6 MeV, je nutné získané údaje korigovat na fotoštěpení, v maximu účinného průřezu proE^-^14 MeV je d pro 232 Th, 2 3 8 U a 2 3 5 U ~ 1 O - 2 V . Vlastní záření gama dozimetru v důsledku přítomnosti štěpného materiálu lu je díky užitému Pb event, ještě cd stínění potlačeno na zanedbatelnou hodnotuj expozice na povrchu kazety odpovídá za jeden pracovní ..měsíc tkáňové kermě kolem 60 /uGy.

Obr. V. 5 Jiskrový počítač k vyhodnocování stopových detektorů neutronů

79

66

V.2.2.2.

MAKROFOL E, KODAK LR 115, sklo s

232

Th

Základní vlastnosti všech tří detektorů jsou uvedeny v tabulkách V. 8 a V. 9 a na obr. V. 6. /Spurný aj. , 1974a-b; 1976 a-cj Turek aj., 1974, 1975/.

Tab. V. 8:

Základní vlastnosti některých detektorů stop v pevné fázi

Vlastnost

Sklo s

tloušCka

232

MAKROFOL E

Th

~ 1 , 3 mm

KODAK LR 115

nejlépe kolem 100 /um

cca 1O pm nitrátu celulózy na 1 0 0 ^ podložce

optimální leptací podmínky

39 % HP; 25° C f 20 sec

15 g KOH + 40 g C 2 H 5 OH + 45 g H 2 0 ; 70 °Cs 20 min

2,5N NaOHj 40°C; 8 hod

vyhodnocování

opticky; zvětšení 24Ox

opticky; zvětšení 48Ox

opticky; zelený filtr; zvětšení 24Ox

~ 1 0 3 cm" 2

~ 1 0 cm

vlastní pozadí /řádově/

~1 cm"

'

+/ Pro čerstvý materiál; při skladování delším než 1 rok, muže být hustota stop proleptanych intenzívně rudou vrstvou nitrátu celulózy i v neozářeném -2 materiálu až 100 cm .

Tab. V. 9: Energetické závislosti některých detektorů neutronů založených na detekci stop nabitých částic Zdroj neutronů

Energie

[Mev]

Hustota stop Lem" J pro dávku 1 Gy v elementu 57 Snyderova fantomu /Auxier aj., 1968/ Sklo +

Reaktor IBR 30

232

Th

/7,4±O,7/.1O3

AmF 252

MAKROFOL E

KODAK LR 115

/3,1±O,3/.1O5

/7,1ÍO,7/.1O3

/2,6*O,3/.1O5

Cf

/7,4±O,5/.1O3

/3,3±O,4/.lO5

/3,1±O,5/.1O3

D/d,n/3He

3,3

/1,2±O,2/.1O4

/4,1±O,7/.1O5

/5,5ÍO,8/.1O3

AmBe T/d,n/4He

474

/1,4±O,1/.1O4 /1,95±O,O4/.1O4

/4,4±O,4/.1O5 /5,2±O,5/.1O5

/2,2±O,4/.1O4 /1,O6±O,12/.1O5

80

14,7

67

O sklo + 2 3 2 T h Q MAKROFOl E ň

90 Obr. V. 6

KODAK LR 115

60 30 O úh*l neutronů oO

Úhlová závislosti některých detektorů stop. Plné značky - ozářeni! štěpným spektrem neutronů jaderného reaktoru IBR 30, prázdné značky - neutrony 14,7 MeV neutronového generátoru NA-2

Z uvedeného je zřejmé, že každý z detektorů má některé výhody a některé nevýhody. Z hlediska praktického je kromě uvedených vlastností důležitá ještě pracnost vyhodnocování. Z tohoto hlediska jsou významně výhodnější sklo v kontaktu s 232Th a KODAK LR 115. Z hodnot vlastního pozadí a energetické závislosti se dají ocenit nejnižší stanovitelné dávky pro každý z těchto detektorů a různá spektra neutronů: 1. Pro MAKROFOLE je práh detekovatelnosti prakticky málo závislý na energii neutronů a pohybuje se kolem 10 mGyj 2. Pomocí KODAKu LR 115 lze stanovit dávku kolem 1O mGy pro štěpné zdroje, kolem 1 mGy pro neutrony ze zdrojů typu AmBe, až 0,1 mGy od neutronů o energii 14,7 MeV. 3. Sklo s Th je použitelné pro dávky kolem 10 mGy v případě štěpných neutronů, až 1 mGy pro neutrony o energii 14,7 MeV. V závěru je třeba podotknout, že mikroskopické sklo je použitelné s libovol—28 2 ným štěpitelným materiálem; studie ukázaly, že při účinném průřezu štěpeni 10 m se v něm na jeden dopadající neutron vytváří 3,9.1O~ /+6 %/ stop nezávisle na štěpitelném materiálu. V kontaktu s U resp. U přírodním či obohaceným lze tento detektor využít k detekci intermediálních a tepelných neutronů; využití * Np výrazně /o 1 řád/ zvýší citlivost k rychlým neutronům a zlepší energetickou závislost. V každém případě vlastnosti všech tří typů detektorů jsou vhodné pro dozimetrické vyhodnocení radiační havarijní situace, volba některého z nich bude záviset na konkrétních podmínkách, zejména na typu zdroje. Pokud se týče dalších vlastností /citlivost k záření gama, fading aj./, platí i zde vlastnosti uvedené u tenkých polymerhích fólií. V.2.3 Si-dioda Ozáření Si-diody /Prank aj., 1974, 1975, 1977/ typu PIN s dlouhou bází rychlými neutrony vede ve svém důsledku ke změně doby života minoritních nosičů

81

náboje. To se projeví jako změna napětí na diodě v propustném sněru při konstantním proudu? měření lze provádět velmi jednoduše a rychle obvyklými milivoltmetry. S ohledem na mechanismus dozimetrické funkce diody závisí její odezva na: - parametrech diody, tj. na Šířce báze, počáteční době života minoritních nosičů náboje apod; - hodnotě proudu užitého při měření; - dávce od neutronů a jejich energii. Při proudu 25 mA a typických parametrech Si-diod vyvinutých v CSSR je závislost změny napětí na fluenci neutronů o energii 14,7 MeV lineární až do fluence 15 —2 10 m /což odpovídá kermě v tkáni kolem 7 Gy/, bere-li se v úvahu korekce na nelinearitu, i o řád výše. Práh detekovatelnosti je pro tyto neutrony kolem 501OO mGy dávky absorbované od nabitých částic v 57. elementu Snyderova fantomu /Auxier aj., 1968/. Pokud jde o energetickou závislost, zatím provedená měření ukazují na její poměrně "malý vliv pro E ~/200 - 3OO/keV /viz kompilace v Frank aj., 1974/; tyto výsledky však vyžadují ještě dalšího ověřování. Fading čs. křemíkových diod je menší než" 15 % za 14 dní, resp. 2O % za dva měsíce; lze ho odstranit předehřátjm při 100°C po dobu pěti minut za současného snížení citlivosti o 2O %. Toto předehřátí lze přitom provést kdykoliv mezi ozářením a měřením, odezva zůstává poté dva měsíce prakticky konstantní. Detektor není citlivý na záření gama až do ozáření odpovídající kermě v tkáni 10 Gyj ozářenou diodu lze znovu použít po annealingu při teplotě cca 4OO°C po dobu pěti dnů. Nepříjemnou vlastností je teplotní závislost měřené odezvy diody, která je navíc také funkcí napětí na diodě. Teplotní koeficient může dosáhnout až 1O mV na 1 K, je proto nutno udržovat teplotu při měření konstantní /teplotní diference méně než 1 K/.

V.2.4 Filmový dozlreetr jako detektor tepelných neutronů Je-li dozimetrická kazeta doplněna filtrem z Cd tloušťky 0,5 mm, lze filmovým dozintetrem stanovit dávku tepelných neutronů z rozdílu optických hustot pod filtry z Cd a z Pb. Filmy se zpracovávají metodikou uvedenou v kapitole V.1.1. Rozsah měřitelných dávek tepelných neutronů je 0,4 mGy až cca 5 Gy. V.2.5

Termoluminiscenční doziaiet,: jako aktivační detektor tepelných neutronů

Termolurr.iniscenčního dozimetru, navrženého pro měření dávek fotonového záření /kap. V. 1.2/, lze navíc využít k určení dávek od tepelných neutronů. Při ozáření RTL aluninofosfátového skla, které obsahuje mimo jiné složky 83 % kysličníku fosforečného /tzn. 36,2 hmotnostních % fosforu v RTL skle/, dochází k aktivaci fosforu tepelnými neutrony. Hustota neutronového toku resp. fluence se stanoví na základě měření indukované, aktivity P, vyhodnocení se provede metodou popsanou v kapitole V.2.1. Charakteristiky dozimetrických vlastností RTL aluninofosfátového skla jako aktivačního detektoru tepelných neutronů jsou uvedeny v tabulce V. 3. Citlivost detekce tepelných neutronů na základě měření indukované aktivity T> v RTL aluninofosfátovéni skie umožňuje stanovit 0,7 mGy dávky od nabitých částic, vztažené na 57. element Snyderova fantomu /Solnička, Trousil, 1979/, což odpovídá fluenci tepelných neutronň dopadajících na povrch objektu cca 1013 m —2/.

82

V.3. LITERATURA Adams N. /197O/: v "Nuclear Accident Dosimetry Systems". IAEA, Vienna, s. 79. Auxier J.A., Snyder W.S., Jones T.D. /1968/: v "Radiation Dosimetry", red.: Attix F.H., aj., Vol. I., 2nd edition. Academic Press, New York, s. 275. Bárta K., Spurný F., Singer J., Trousil J. /1977/: Citlivost některých detektorů pevné fáze k rychlým neutronům; ref. na VIII. radiohygienických dnech, Medlov Battye C.K., Tomlinson R.W.G., Anderson J., aj. /1967/: v "Nuclear Activation n

Techniques Sci. , IAEA, Vienna, s. 573 Bauer P.K., Telfer N. /1973/: v "In vivo Neutron Activation Analysis", s. 1 Becker K. /1972/: v "Topics in Radiation Dosimetry", red.: Attix, F.H., aj., Academic Press, New York, s. 79 Bischof R. /1974/: Možnosti zjištění příjmu krátkodobých rozpadových produktů radonu u pracovníků v podzemí uranového průmyslu analýzou vlasů. Výzkumná zpráva. ÚHP ZÚNZ UP, Příbram Blanc D. /197O/: Radioprotection 5, s. 37, 115, 201 Bučina I., Garba A. /1976/ : Kritéria citlivosti monitorovacích metod a jejich postavení v monitorovacím systému; referát IV. celostání sympozium dozimetrie ionizujícího záření, Mariánské Lázně. Cohn S.H., Dombrówski C.S. /1971/: J. Nucl. Med., 12, s. 499 Delafield H.J., Dennis J.A., Gibson J.A.B. /1973/: Report AERE-R 7485, AERE-R 7486, AERE-R 7487, Harwell Dennis J., Boot S.J. /1965/: Report AERE-MI 641, Harwell Di Cola, Rota /1965/: Nucl. Sci., Eng., 23, s. 344 Dostál M., Kuna O., Knajfl J., aj. /1975/: Učební texty, svazek 128, VLVDU JEP, Hradec Králové, s. 210 Erdtman G., Soyka W. /1973/: Report Jul-1 003-AC, Jiilich Fejtek J., Trousil J. /1974/: v "Proc. 4th Inter. Conf. Lum. Dosim.", Krakow, vol. II., s. 449 Fejtek J., Trousil J. /1975/: Radioizotopy 16, s. 811, Fleischer R.C., Price P.B., Walker R.M. /1965/: Ann. Rev. Nucl. Sci. 15, s. 1. Frank H., šedá J., Trousil J. /1975/: v "Biomedical Dosimetry", IAEA, Vienna,s. 19 Frank H., šedá J., škubal A. /1977/: v "Proc. 3rd Symp. Neutr. Dosim.Biol.Medicine", Neuherberg/Miinchen, EUR 5848 DE/EN/FR, s. 769 Frank H., šedá J., Trousil J. /1975/: Jaderná energie 2O, s. 258 Hankins D.E. /1968/: Report LA-391O, Los Alamos, N.M. Hankins D.E. /1969/: Health Phys., 17, s. 740 Hrabovcová A., Nikodémova A., Minárik F. /1976a/: Jaderná energie 20, s. 1 Hrabovcová A,,Nikodémova D. /1976b/t Neutrónová spektrometria pri použití aktivačných detektorov a kódu SAND II. Referát,IV. celostátní sympozium dozim. ion. záření, Mariánské Lázně Hurst G.S., Ritchie R.H,,Sanders F.W., aj. /1961/: Health Phys., 5, s. 179 Hurst G.S., Ritchie R.H„, Emerson L.C. /1959/: Health Phys., 2, s. 121 Kódl O., Trousil J. /1974/: Jaderná energie 20, s. 272 Kubečková J., Prouza 2. /1978/: Radioizotopy 19, s. 651 Kubečková J., Prouza Z. /1979/: Radioizotopy 20, s. 1 Lederer C M . , Hollander J.M., Perlman I. /1967/: Table of Isotopes. 6th Edition John Willey and Sons, Inc. New York - London - Sydney Liick H.B. /1974/: Nucl. Instr. Methods 116, s. 613 Me Elroy W.N., Berg S., Crockett T., Hawkins R.G. /1967/: Report AFWL-TR-67-41, Air Force Weapons Laboratory

83

He Guire S.A. /1967/z Report IA-3721, Los Alamos, N. M. Morawek T. /1967/: v "Neutron Monitoring", IAEA, Vienna, s. 6O1 Obaturov G.H. /1974/: "Sbornik rabot po někotorym voprosam dozimetrii i radiometrii ionizirujuščich izlučenij". Vyp. 5. NIIAR, Dimitrovgrad, s. 15 Ohta Y. /1967/: J. Atomic Energy Soc. Japan, 9, s. 192 Palmer H.E., Help W.B., Murano R., a j . /1968/: Phys. Hed. Biol., 13, s. 269 Petersen D.F. /1965/: v "Personnel Dosimetry for Radiation Accidents". IAEA, Vienna, s. 217 Piesch E., Sayed A.M. /1974/: Nucl. Insti-- Methods 119, s. 367 Price P., Walker R.M. /1962/: Phys. Rev. Letters 3, s. 113 Prouza Z., Rakovič M., Heřmanská J., aj. /1973/: Radioizotopy 14, s. 467 Prouza Z., Heřmanská J., Rakovič M. /1974/: Isotopenpraxis, 10, s. 156 Prouza Z., Solnička H., Heřmanská J., Hanák V. /1977/: Isotopenpraxis, 13, s. 97 Prouza Z., Solnička H., Heřmanská J., Hanák V. /1977/: Isotopenpraxis, 13, s. 281 Prouza Z., Kubecková J., škubal A. /198O/: Stanovení neutronových dávek výpočtem a měřením na humánním fantomu. Výzkumná zpráva KDAIZ FJFI ČVUT, Praha Rakovič M., Dienstbier Z., Gregora V. /1965/: Metabolismus iontů po ozáření. Výzkumná zpráva BFÚ" FVL UK, Praha Rakovič M., Prouza Z. /1973/: Radioizotopy, 14, s. 801 Rakovič M., Prouza Z., Heřmanská J. aj. /1974/: Celotělová detekce 2 4 N a jako neutronový dozimetr. Výzkumná zpráva. BFÚ" FVL OK, Praha Report ICRP No. 23 /1975/: Measurement of Absorbed Dose in a Man Phantom Irradiated by a single Beam of X and Gamma Rays Sanders F.W., Auxier J.A. /1962/: Health Phys., 8, s. 371 Shibata Z. /197O/: v "Nuclear Accident Dosimetry Systems", IAEA, Vienna, s. 61 Singer J., Trousil J. /1973a/: v "Proc. IV. Symp. Person. Dos." r Potsdam, s. 154 Singer J., Trousil J., špačkova M. /1975a/: Dozimetr rychlých a intermediálních neutronů. Výzkumná zpráva iJvWR, Praha Singer J., Trousil J., Rezek V. /1975b/: Přihláška vynálezu PV 1829-75 Singer J., Trousil J., Prouza Z. /1976/: Radioizotopy 17, s. 371 Singer J., Trousil J., Prouza Z. /1977/: Jaderná energie 23, s. 137 Slezák V., Nováková O. /198O/: ve Sborníku přednášek DNT 80, díl I , Praha, s. 151 Smith J.W. /1962/: Phys. Med. Biol., 7, s. 341 Smith J.W„, Boot S.J., Dennis J.A. /1965/: v "Personel Dosimetry for Radiation Accidents", IAEA, Vienna, s. 369 Solnička H., Hahnová V., Havejová, L., aj. /1973/: Možnosti reprodukovatelného určení expozice neutronům měřením indukované aktivity v biologických materiálech. Výzkumná zpráva, ÚHP ZÚNZ UP, Příbram Solnička H., Mertl F., Nikodémova D. /1977/: Měření aktivity indukovaného 3 2 P v havarijní dozimetrii neutronů pomocí čevenkovova záření. Referát. VII. radiohygienické dny. Medlov Solnička H., Trousil J. /1979/: Využití aktivace v TL alurainofosfátových sklech k určení dávky od tepelných neutronu. Referát, V. Celostátní sympozium dozim. ion. záření, Mariánské Lázně Spurný F., Lochmanová J. /1974 a/: Jaderná energie 20, s. 233, 306 Spurný F., Lochmanová J., Turek K. /1974b/: Radioprotection 9, s. 3O7 Spurný F. /1976a/: Jaderná energie 22, s. 19, 49 Spurný F., Turek K. /1976b/: v "Proc. 9th Inter. Conf. Sol. State Nucl. Track Det.", Neuherberg, Nucl. Instrum. Meth. 147, s. 143 Spurný F., Turek K. /1976c/: Výzkumná zpráva LRD ČSAV 16/76, Praha

84

äilar J. /1969/: Detekce velkoobjeraových vzorků se zářiči gama scintilačnini detektory. Studijní zpráva. BPtJ FVL OK, Praha Silar J., Bouček J. /1972/: Radioizotopy, 13, s. 1213 Trajkovifi M., Mirie I., Ubovic 2. /1971/: v "Advances in Physical and Biological Radiation Detectors". IAEA, Vienna, s. 697 Trousil J. /1965/; Czech J. Phys. B 15, s. 340 Trousil J., Bučina I. /1965/: v "Personnel Dosimetry for Radiation Accidents", IAEA, Vienna, s. 85 Trousil J., Bučina I. /1967/: Jaderná energie 13, s. 321, 370, 454 Trousil J., Hošpes M. /197O/: Jaderná energie 16, s. 158 Trousil J., Singer J., Maršál J. /1973b/: v "Neutron Monit, Radiat. Prot. Purposes", IAEA, Vienna, vol. II, s. 139 Turek K., Simůnková H., Spurný P. /1974/: Výzkumná zpráva LRD ČSAV 9/74, Praha Turek K., Spurný F. /1975/: Výzkumná zpráva LRD ČSAV 15/75, Praha Zijp W.L. /1975/s Report RCN-231 Zijp W.L., Baard J.H. /1979/: Report RCN-70

85

Přílohy ke kapitole V.

74

Příloha V.I. DalSÍ charakteristiky aktivačních detektorů

Tab. V. I. 1: Odezva některých aktivačních detektorů k neutronům Poř. číslo

Reakce

Izotop

Rychlost rozpadu [Bq.g~ .Gy~ J

1

1

tepelné" ^ neutrony 197

1

197

2

63

Cu

63

3

23

Na

23

4

55

Mn

55

5

237

NP

237

6

232

Th

232

7

115

ln

115

Au

8

32

9

27

Rychlost štěpení

Au/n, 77

1,5.106 5

intermediální' neutrony 3,4.1O5 3

+++/

rychlé neutrony

[g"

. Gy" 1 ]

rychle neutrony

_

Cu/n,77

7,6.1O

9,8.1O

-

-

Na/n, 7 7

2,6.1O5

l,2.1O4

2,4

-

l,7.1O

2,3.1O

-

Np/n,f/

-

-

-

l,03.1O8

Th/n,f/

-

-

-

1,01.106

-

-

S /n,p/

-

-

Al/nO6/

-

-

Mn/n, 77

In/n,n7

S

32

A1

27

7

5

l,24.1O3 19,9 5,41

-

+/ Spektrum aproximováno Maxwellovou distribucí tepelných neutronu /E <0,4 eV/ + + / Spektrum aproximováno Fermiho distribucí /E n é <0,4 eV, 0,1 MeV >/ ++!•/ Spektrum aproximováno Maxwellovou distribucí štěpného spektra /E n >0,l MeV/

00 (O

c

76

Tab. V. I . 2: Reakce

198 63

Au/n,r/ + /

Efektivní a průměrné dčinnéprůřezy a efektivní energie pro některé aktivační reakce Ô [lO • 2 8 m 2 ] 98,8 - 0,3

(Jeff

Eeff [Mev]

-

-

-

-

[l0" 2 8 m 2 ]

Cu/n, r / + /

4,51± 0,23

237

NP/n,f /

1,28

l,62±o,O8

0,6

115

In/n,n7

0,183

0,985-0,01

1,15

32

S/n,p/

0,063

O,232±O,O37

2,6

27

Al/n, OL/

0,006

0,075^0,003

7,4

+/ Účinné prfiřezy pro tepelné neutrony, další údaje jsou pro neutrony Štěpného spektra

IS

!• [Mt»]

Obr. V. I. 1 - 3 : Energetická závislost Účinných průřezů jaderných reakcí uvedených v tab. V. X. 1.

90

77

Příloha V.II.

Metody výpočtu spekter neutronů

78

STANOVENIE ENERGETICKÉHO ROZDELENIA NEUTRÓNOV Z AKTIVAČNÍCH DETEKTOROV 1. Iteračná metóda /kód SAND, Me Elroy a kol 1967/ Pre n štiepnych a aktiva&ných detektorov dostávame n-integrálov typu /A/, /viz odst. V.2.1/. V iteračnej metóde SAND sa zvolí isté nulté priblíženie hľadaného spektra Cff^0^ /E/ a pac .Cta sa aktivita i-teho detektora:

=

T ^

C ij

C

rJ°l / T C?* // T jTl

a

W

a

ij

/i-1 1 2 2 '''

tíÍ

ktorá sa vyjadrí ako súčet parciálnych aktivít /a
v/ 0 '

-

b/ podiel nameranej /a./ a vypočítanej aktivity /a£ '/ detektora: R/O/

_

K.

=

a

"

i

/i -

•r

1 2

c/ pomocou týchto veličín sa pre každý interval j / j = 1,2 ...k/ veličina:

Cj

„/

/i = i/Z,...n/

počíta'

i-1

Táto posledná veličina sa používa na vylepšenie hladanej funkcie a síce:

CP 1

/I/ j

/O/

= Cf>

'j

C.

e3

h - 1,2,...k/

S takto získaným novým odhadom hladanej funkcie hustoty neutrónového toku opakujme celý výpočet. Iteračný postup sa zakončí vtedy v r-tém kroku, ak pre všetky detektory platí:

-i—=

—


A -1,2. ..n/

kde oc. je relatívna chyba, s ktorou je saturovaná aktivita i-teho detektora udaná, resp. iteračný počet končí, ak počet iterácií dosiahol volený maximálny počet. Pri kóde SAND sa volí nulté priblíženie í určitej vopred pripravenej "knižnice" spektier /Hrabovcová, et al. 1976a/. Ak označíme y /E/ určité spektrum

92

I

z knižnice a a*

vypočítanú aktivitu i-teho detektora pre spektrum <jp /E/, potom

podiel: -^í— a i

= kí,

i = 1,2,...n

1

bude v prípade dobre vybratého spektra
a

i

resp. ich priemer: K

- n

1=1

K

i

a smerodatnú odchýlku:

a spektrum Q? + /E/ sa vyberie za nulté priblíženie, pre ktoré je směrodatná odchýlka najmenšia, resp. pre ktoré je najmenší koeficient variácie v.K J L . 100 [%]. * k" Knižnica spekter prvých priblížení zahrnuje analytické funkcie vyjadrujúce viac menej deformované štiepne spektrum. Niektoré z týchto funkcií sii definované tak, že v oblasti intermediálnych neutrónov majú tvar závislosti " b " a v oblasti rýchlych neutrónov majú tvar niektorej z formúl štiepneho spektra. 2. Metóda RDMN /relative deviation minisation method/ /Di Cola, 1965/ Neznáma funkcia hustoty toku neutrónov sa aproximuje rozvojom:


£

^ / E / je neznáma funkcia hustoty toku 7

/E/ w/E/ YJ/E/ ci t

vypočítané riešenie používajúce t členov rozvoja vhodne volená váhová funkcia systém lineárne nezávislých funkcií rozvoja koeficienty rozvoja, ktoré treba stanoviť počet členov rozvoja

Hladá sa riešenie v tvare uvedené rovnice, pre ktoré veličina:

££ Q/t,, Cl ,c 2 ,...,c t /= Z

a

/ a iiiJ -ftro / II- i

f/s/
dE 2

\

i

má minimum, kde: n a,

je počet uvažovaných detektorov /reakcií/ saturovaná aktivita i-teho detektora.

93

80

t podmienok minima veličiny Q/t/ dostávame pre neznáme c^,... ,c. lineárny systém: T T R1 R C » R1 kde R je matica:

C

2t

c

L

nl

nt

s prvkami r, X .=

a R

3

a

S

E

lnax pmax

ij

Jo

kde re.

je matica transponovaná ku matici R

w/e/ y j/E/ d i/E/ <3E,

je priebeh Účinného prierezu reakcie prebiehajúcej na i-tom detekto-

Medzi riešeniami c p / 1 / /E/ , < f / 2 / /E/,..., < f / n / / E / ktoré nadobúda Q minimálnu hodnotu.

s a

vyhladá to t, pre

Pre stanovenie spektier u neutrónového generátora bola preskúšaná táto metóda pri volbeLegendre-ovýchpolynómov ako systému

J!

i*l

a váhová funkcia bola volená: w/x/ pričom x

=

E

-4 k . e"

' k d e Emax ~ u'6

MeV

-

max

94

J

Příloha V.IIX.

Reakce

32

S/n,p/ 3 2 P

Příloha V.IIZ.l Stanoveni airy ve vzorcích vlasů a nehtů Vzorek se mineralizuje směsi kyseliny dusičné a chloristé. Sira se sráží ve formě síranu roztokem chloridu barnatého. Vzniklý síran barnatý se vyžihá a váží. Použité chemikálie a roztoky: 1. Kyselina dusičná koncentrovaná 2. Kyselina chloristá koncentrovaná 3. Methylalkohol Á. Hydroxid amonný zřea. 1:3 5. Methyloranž 0,1 % vodný roztok 6. Kyselina chlorovodíková koncentrovaná 7. Chlorid barnatý 10 % vodný roztok Všechny použité cheaikálie jsou p.a. Pracovní postup 1. Vzorek vlasů /nehtů, ochlupení/ o hmotnosti přibližně 1 g promýváme v Erlenmeyerově baňce roztokem detergentu/Jar, Sapon/ v teplé vodě. Poté vzorek převedeme do Buchnerovy nálevky, kde jej pefilivě promýváme destilovanou vodou. Nakonec vzorek promyjeme methylalkoholem, převedeme na filtrační papír a v sušárně sušíme při 60°C. 2. Vysušený, vychladlý vzorek vlasů /resp. nehtů, ochlupení/ přesně odvážíme do 250 ml Erlenmeyerovy baňky, přidáme 10 ml koncentrované kyseliny dusičné /+5 ml na každý další gram vzorku/ a vaříme pod hodinovým sklíčkem. 3. Když je většina organických látek zoxidovaná /uniká již malé množství kysličnikfl dusíku/, přidáme 15 ml koncentrované kyseliny chloristé /+1O ml na každý další gram vzorku/ a vaříme vzorek až do vzniku bílých dýmů kyseliny chloristé. 4. Po ochlazení převedeme kvantitativně roztok do 4OO ml vysoké kádinky a zradíme destilovanou vodou na 2O0 ml. Přidáme 2 až 3 kapky methyloranže, zneutralizujeme zředěným roztokem amoniaku do oranžového zbarvení. Přidáme 1 ml koncentrované kyseliny chlorovodíkové. 5. Kádinku přikryjeme sklíčkem a roztok přivedeme do varu. Odstavíme z vařiče a za stálého míchání přilijeme najednou vroucí roztok chloridu barnatého, zředíroe na 100 ml a zahřejeme k varu. 6. Reakční směs s vyloučeným síranem barnatým necháme stát na vodní lázni po dobu 1 - 2 hodin. Občas promícháme tyčinkou, abychom získali hrubozrnnou sraženinu. 7. K filtraci použijeme hustého filtru /s modrou páskou/, přes který nejprve přelijeme téměř všechnu čirou tekutinu nad sraženlnou. Potom dekantujeme sraženinu čtyřikrát 2O - 30 ml vroucí vody: sraženinu rozvíříme, necháme ustát a pak slijeme čirý roztok nad ní. Po dekantaci vpravíme sraženinu kvantitativně na filtr pomocí horké vody. Na filtru pranýváme horkou vodou do vymizení reakce na chloridy. 8. Sraženinu síranu barnatého s filtrem vložíme do předem vyžíhaného a zváženého porcelánového kelímku. Zuhelníme papír při nižší teplotě /na vařiči/ a pak žíháme v elektrické peci při 900°C po dobu 20 minut. Po vychladnutí v exikátoru vážíme síran barnatý. 9. Vypočteme obsah síry ve vzorku. Přepočítávaci faktor ze síranu barnatého na síru je 0,1374.

96

Příloha V.III.2 Stanoveni fosforu ve vzorcích vlasů a nehtů kolorimetricky Vzorek se mineralizuje směsí kyseliny dusičné a chloristé.Pro stanovení vzniklého fosforečnanu se využívá kolorimetrického stanovení Sluté komplexní kyseliny fosfovanadomolybdenové ve vodném prostředí. Rušivý vliv ostatních heteropolykyselin se uplatňuje velmi málo. Použité chemikálie a roztoky 1. Kyselina dusičná koncentrovaná 2.. Kyselina chloristá koncentrovaná. 3.. Methylalkohol 4.. Vanadičnan amonný, roztok: 2,5 g NH.VO- se rozpustí v 500 ml vroucí vody. Po ochlazení se přidá 2O ml HN0 3 k q n c , ochladí se a doplní vodou na 1 litr. Uchovává se v polyethylenové láhvi. s e

roz

5.. Molybdenan amonný, roztok: 100 g /NH^/gMo^Oj^. 4 H 2 ° P u s t í asi v 5OO ml vody při 50°C, po ochlazení se přidá 100 ml H 2 S O 4 k o n c , ochladí se a doplní vodou na 1 litr. 6. Reagenční směs: 1 díl roztoku vanadičnanu amonného se smísí s 1 dílem roztoku /NH4/6Mo7024. 7. Základní roztok fosforečnanu: 0,1470 g K 2 HPO 4 .3H 2 O se rozpustí v destilované vodě a doplní na 1 litr v odměrné baňce destilovanou vodou. 1 ml takto připraveného roztoku obsahuje 20 /ug fosforu. Všechny použité chemikálie jsou p.a. Pracovní postup Kroky 1., 2., 3. jako při stanovení síry ve vzorcích vlasů a nehtů. 4. Po vychladnutí /objem 3-4 ml/ převedeme vzorek malým množstvím destilované vody do odměrné baňky, přidá se 10 ml reagenční směsi a doplní destilovanou vodou po značku. Po protřepánf roztoku necháme stát 30 minut. 5. Odlijeme vzorek do 2 cm kyvet a na spektrometru měříme extinkci proti slepé zkoušce při 460 run. 6. Koncentraci fosforu odečteme z kalibrační přímky, jejíchž několik bodů kontrolujeme před každým měřením. Kalibrační křivka 1. 3,5 ml koncentrované kyseliny chloristé se zředí v 50 ml odměrné baňce na přibližně 10 ml destilovanou vodou. Dále se přidává základní fosforečnanov^ roztok od 2 do 20 ml, což odpovídá 40 - 400 ,ug fosforu. Po přidání 1O ml reagenční směsi se odměrrá baňka doplní destilovanou vodou. Po důkladném protřepání se nechá stát 30 minut. 2. Odlijeme do 2 cm kyvet a měříme extinkci proti slepé zkoušce při 46O nm. 3. Z naměřených hodnot sestavíme kalibrační křivku. Slepá zkouška 3,5 ml koncentrované kyseliny chloristé se doplní v 5O ml odměrné baňce na při-

97

bližně 10 ni destilovanou vodou, přidá se 1O ml reagencní směsi a po doplněni na 5O ml se roztok protřepá.

Příloha V.III.3 Obsah siry a fosforu ve směsných vzorcích vlasfl a nehtů Materiál

Obsah S v 1 g vzorku

Obsah P v 1 g vzorku prflměr - s.o. /mg/

průměr - s.o. /mg/ vlasy

47,3±O,2

0,145-0,007

nehty

31,1±3,1

0.410^0,044

Příloha V.III.4

Stanoveni meze detekce pro dávku od neutronů neporušeného štěpného spektra na základě přímého měření

Vzorek

Hmotnost /g/

beta aktivity vlasů , nehtů a ochlupení

Mez detekce aktivity /Bg/

vlasy ochlupení nehty

1 0,5 O,l

82,3.1O~3 82,3.1O~3 82,3.1O~3

Měrná aktivita /Bg.g" 1 / 82,3.1O~3 164,6.1O~3 823,O.1O~3

Hinim. detekov. dávka /Gy/ + /

O,O92 0,184 O,92O

Relativní chyba odhadu dávky v o b l a s t i uvedených hodnot j e 4O - 50 %. +/ Časticová dávka v 57. elementu Snydexova fantonu /Auxieraj, 1968/. Příloha V.III.5 Radiometrické stanoveni 32.P ve vzorcích vlasů a nehtů Vzorek se mineralizuje směsí kyseliny dusičné a chloristé. Spolu s fosforecnar:Jvym nosičem se vysráží P jako fosfomolybdenan amonný. Po opakovaném sráženi se sraženina rozpustí v hydroxidu amonném a fosfor se vysráží ve formě podvojného fosforečnanu hořecnatoamonného. Sraženina se filtvuje, suši,váži a měří se jeji beta aktivita.

98

Použité chemikálie a roztoky 1. Kyselina dusičná koncentrovaná 2. KyseJUna dusičná zředěná, 25 % vodný roztok 3. Kyselina chloristá koncentrovaná 4. Methylalkohol p.a. 5. Fosforečnanový nosič: 8,5271 g /NH 4 / 2 HPO 4 se rozpustí v destilované vodě a doplní v odmerné baňce na 1 litr. Roztok obsahuje 2 mg fosforu v 1 ni. 6. Hydroxid amonný 4M:3OO ml hydroxidu amonného /h • 0,91/ doplníme destilovanou vodou na 1 litr. 7. Hydroxid amonný 5M:375 ml hydroxidu amonného /h • 0,91/ doplníme destilovanou vodou na 1 litr. 8. Hydroxid amonný 8H:6OO ml hydroxidu amonného /h * 0,91/ doplníme destilovanou vodou na 1 litr. 9. Molybdenan amonný, roztok: 3O g NH.NO, rozpustíme v destilované vodě a doplníme na 1 litr. 10. Dusičnan amonný, roztok: 340 g NH^NO- rozpustíme v destilované vodě a doplníme na 1 litr. 11. Horečnatá směs: rozpustíme 50 g MgCl 2 .6H 2 O a 100 g NH 4 C1 v 500 ml destilované vody. Roztok okyselíme kyselinou chlorovodíkovou na pH 4,5 á doplníme destilovanou vodou na 1 litr. 12. Fromývací roztok I: 50 g NH.NO 3 a 40 ml konc. kyseliny chlorovodíkové rozpustíme v destilované vodě a doplníme na 1 litr. 13. Promývací roztok II: smícháme 5 ml 8M hydroxidu amonného, 5 ml horečnaté směsi a 10 ml destilované vody. Před použitím je třeba připravit Čerstvý roztok. 14. Methylčerveň, indikátor: 0,1 % vodný roztok. Všechny použité chemikálie jsou p.a.

Pracovní postup 1. Jako při stanovení síry ve vzorcích vlasů a nehtů. 2. vysušený, vychladlý vzorek vlasů /resp. nehtů, ochlupení/ přesně odvážíme do 4OO ml vysoké kádinky, přidáme 10 ml koncentrované kyseliny dusičné /+ 5 ml na každý další gram vzorku/, 2 ml fosforečnanového nosiče a vaříme pod hodinovým sklíčkem. 3. Když je většina organických látek zoxidovaná /uniká již malé množství kysličníků dusíku/, přidáme 15 ml koncentrované kyseliny cřiloristé /+ 10 ml na každý další gram vzorku/ a vzorek vaříme až do vzniku bílých dýmů kyseliny chloristé. 4. Po vychladnutí zředíme 30 ml destilované vody, přidáme 2O ml 25 % kyseliny dusičné a 30 ml roztoku dusičnanu amonného. Roztok se zahřeje k varu. K roztoku přidáme slabým proudem za stálého míchání 120 ml roztoku molybdenanu amonného. 5. Sraženinu vyloučeného fosfomolybdenanu po 15 minutách stání 2filtrujeme a na filtru promyjeme 5O ml horkého promývacího roztoku I. 6. Sraženinu rozpustíme v co nejmenším množství 4 M hydroxidu amonného. Objem roztoku doplníme destilovanou vodou na 100 ml a ihned přidáme 20 ml roztoku dusičnanu amonného a 1 ml roztoku molybdenanu amonného. Vzorek zahřejeme k varu a přidáním 20 ml roztoku horké 25 % kyseliny dusičné vyloučíme fosfomolybdenan amonný. 7. Opakujeme krok 5. 8. Sraženinu na filtru rozpustíme v co nejmenším množství 5N hydroxidu amonného.

99

Objem doplníme destilovanou vodou na SO ml. Roztok okyselíme kyselinou chlorovodíkovou na pH 3 - 4, přidáme 50 ml horečnaté směsi a nadbytek 8M hydroxidu amonného. 9. Po usazení filtrujeme speciálním zařízením z plexiskla. Sraíeninu na filtru promyjeme promývacím roztokem II. 10. SraXeninu na filtru vyjmeme, vysušíme při 60°C a zvážíme.

Příloha V.III.6 Stanovená mez detekce pro dávku od neutronů Štěpného spektra na zžkladě měřeni P separovaného z ozářených vzorku vlasu, nehtu a ochlupení Vzorek

vlasy ochlupení nehty

Hmotnost /g/

i 0,5 O,l

+/ Viz příloha V.III.4.

100

Mez detekce aktivity /Bq/

Měrná aktivita /Bq.g"1/

23,3.10~3 23,3.1O"3 23,3.1O"3

23.3.1O"3 46,6.10"3 233,O.1O~3

Hinim.detekov dávka /Gy/ + /

O,O26 O,O52 O,26O

Příloha V. IV. Reakce

23

24

Na/n, 7? Na

Příloha V.IV.l Měření celotělové aktivity

24

Na

24 Vypracovaná metodika měření indukované aktivity Na vychází ze série experimentů s fantómy typu REMAB a BOMAB, provedených Prouzou a kol. /Prouza et al., 1974, 1977, 198O; Kubečková et al., 1978, 1979/. Z výsledků těchto experimentů vyplynulo, že je oprávněné zařadit metodu stanovení dávky od neutronů na základě měření índu24 kované aktivity Na do systému havarijní dozimetrie jako: - metodu třídící /odhad dávky v případě nutnosti rychlého hromadného třídění osob/; - metodu podpůrnou a ověřovací /selhání osobního dožimetru, nevěrohodnost odečteného údaje, nutnost ověření orientace osoby apod./; - metodu doplňující /v kombinaci s dožimetrém záření gama; fantómová měření jak v průběhu I. a II. etapy hodnocení, tak ve III. etapě při případné rekonstrukci nehody/. S přihlédnutím ke schématu uvedeném v kapitole IV. byly navrženy v podstatě tři postupy měření indukované aktivity Na použitelné v různých fázích hodnocení radiační nehody: A. Metoda povrchového měření /viz. kap. IV., pozn. 3/ B. Metoda celotělového měření a/ měření postižených osob - viz kap. IV., pozn. 20., 37., b/ fantómová měření - tento postup je navržen zejména pro použití ve III. etapě hodnocení nehody. Citlivost měřicích postupů je charakterizována pomocí nejmenší měřitelné hodnoty indukované aktivity 2 4 N a /resp. nejmenší měřitelné hodnoty expozičního příkonu odpovídajícího aktivitě 2 4 N a / , jíž byla přiřazena nejmenší měřitelná hodnota dávky od neutronů. Tyto veličiny /Bučina, Garba, 1976/ byly stanoveny pro konkrétní typy přístrojů a danou geometrii měření za předpokladu ozáření objektu širokým rovnoběžným svazkem neutronů štěpného spektra. Dále popsané metody a uvedené výsledky mají. proto pouze význam návodu, nikoliv jednoznačně platného postupu. A. Povrchové měření aktivity 24 Metoda povrchového měření aktivity Na je určena pro ranou fázi dozimetrického hodnocení radiační nehody, kdy nejscu kladeny extrémně vysoké požadavky na přesnost; předpokládá se proto použití jednoduchých přenosných přístrojů, měřících zpravidla expoziční /kermový/ příkon. Byla testována řada v Československu dostupných přístrojů, u nichž detektorem záření gama byly ionizační komora, GM trubice a scintilační detektor. Detekční prvky přístrojů- byly přikládány na povrch fantomu REMAB /obsahující roztok NaCl o různé aktivitě 2 4 N a / v oblasti mecíkovitého výběžku hrudní kosti, t j . zhruba ve výšce 1,2 m nad zemských povrchem. Ve stejné výšce bylo provedeno měření pozadí v nepřítomnosti objektu; vzhledem k energetické závislosti některých přístrojů bylo simulováno pozadí odpovídající směsi štěpných produktů se střední energií ~ O . 7 MeV. Při těchto měřeních se jako optimální ukázal univerzální přenosný radiometr VtfPJT Tesla Přemyšlení /Slezák, Nováková, 198O/, skládající se z detekční jednotky NKG 302 a vyhodnocovací jednotky NZZ 302. Detekční prvek je tvořen scintilačním detektorem Nal/Tl/ válcového tvaru ve výšce 45 mm a průměru 45 mm. U přístroje lze provést amplitudovou diskriminaci měřených impulsů. Pro tento přístroj lze uvést /Prouza et al., 198O/: 1. Účinnost měření aktivity v popsaném měřicím uspořádání je /5,4435*0,2722/.10~7 (v rozporu s SI je použito jednotek mRh~ , v nichž je doposud většina přenosných přístrojů ještě kalibrovaná).

102

2. Dávce*' 1 Gy od neutronů neporušeného štěpného spektra odpovídá expoziční příkon vyvolaný zářením gama Na X • 201 ^uR.h" ^8 t. 3. Z hlediska detekce gama kvant emitovaných v procesu radioaktivní přeměny Na se ukázalo optimálním takové nastavení diskriminační hladiny, kdy jsou-eliminovány impulsy odpovídající energiím záření gama nižším než 1,1 MeV. Provedeme-li měření dané hodnoty aktivity v daném pozadí při této diskriminační hladině, pak odezva odpovídající aktivitě Na se oproti odezvě měřené při spodní diskriminační hladině /50 keV/ sníží l,9krát, odezva odpovídající pozadí se však sníží 20krát. 4. Při stejné přesnosti měření expozičního příkonu odpovídajícího aktivitě 2 4 N a /X/ a expozičního příkonu vyvolaného pozadím /B/ lze při správné kalibraci přístroje považovat za detekční limity hodnoty nejmenší měřitelné expoziční rychlosti X m dané vztahem: X_ • 1,4.B. Zvolíme-li relativní směrodatnou odchylku měření expozičního příkonu - 20 %, pak v pozadí představujícím desetinásobek přirozeného pozadí v ČSSR lze při diskriminační hladině 1,1 MeV stanovit neutronové dávky již od hodnot 0,1 Gy, při spodní diskriminační hladině /50 keV/ od hodnot 0,7 Gy. 5. V případě, že nelze vyloučit kontaminaci osob, je třeba provést měření jak při nejnižší diskriminační hladině,tak přiídiskriminační hladině nastavené optimálně z hlediska detekce Na. Příspěvek aktivity kontaminantu lze potom posuzovat na základě 24 rozdílného poměru odezev přístroje na pozadí /kontaminant/ a' aktivitu Na při těchto dvou hladinách /viz bod 3./. 6. Za nejvhodnější dobu měření aktivity z hlediska vlivu interferenčních interakcí probíhajících v lidském těle ;?viz tabulka V.IV.l/ považujeme, pokud jde o kvantitativní stanovení neutronové dávky, dobu od 4 do 20 hodin po skončení ozáření, kdy příspěvek těchto interakcí představuje méně než 10 % aktivity Na v daném čase. Kvalitativní měření je možno samozřejmě provést i v časech kratších /2 hodiny po skončení ozáření činí příspěvek interferenčních interakcí zhruba 50 % aktivity 2 4 Na/.

B. Celotělové měření aktivity Experimentální celotělová měření byla prováděna na celotř.lovém detektoru CD-2 ÚBNM FVL UK Praha ve spojení s mnohokanálovým amplitudovým analyzátorem Didac 4 000 fy. Intertechnique. Celotělový detektor CD-2 je typu rshadow-shield", tj. lůžko s měřeným objektem projíždí pod kolimovaným systémem čtyř detektorů /velkoobjemové Nal/Tl/ scintilační detektory/, z nichž dva jsou umístěny nad a dva pod lůžkem CD-2 /Silar, 1969; šilar, Bouček, 1972/. Lůžko je možno posunout maximálně o 2,9 mj tuto dráhu urazí průměrně za /742 - 3,S/s. Mnohokanálový analyzátor byl využit v 1 000 - kanálovém režimu v energetickém intervalu O - 3,5 MeV. Hodnocení 1. fotopíku Na bylo prováděno v energetickém rozmezí /I,22 - 1,56/ MeV, hodnocení 2. fotopíku v energetickém rozmezí /2,5O - 2,98/ MeV. Fantomy byly měřeny ve dvojím geometrickém uspořádání: - na pohybujícím se lůžku CD-2 po dobu jednoho průjezdu lůžka pod detekčním systémem /metoda Ba/ - tímto způsobem stanovíme celkovou hodnotu aktivity indukované v objektu; + / Pojmem"dávka" je i v tomto odstavci označována dávka od sekundárních nabitých částic v 57. elementu Snyderova fantomu za předpokladu ozáření fantómu širokým rovnoběžným svazkem neutronu dopadajícím kolmo na jeho vertikální osu.

103

Tab. V. IV. 1: Přehled nejdůležitějších reakcí probíhajících v lidském těle při ozáření neutrony /Battye a kol. 1967, Lederer a kol. 1967/.

lev]

reakce

1.

14

2.

23

N /n,2n/ 1 3 N

Na/n, ?~/24Na

12 -

T

t y p a energie emitovaného

l/2

záření

1O,O8 min

17

[ifev]

T • O,511 1,20

15 hod

.

T

1,369 1,389

3

Z ''

2,754

Mg/n,p/ 2 4 Na

4 ,7

Mg/n, 7V 2 7 Mg

-

9,48 min

O,84; 1,013 /?": 1,75

Si/n,p/28Al

4 ,5

2,31 min

y -

31

P/n,Ot/ 2 8 Al

2 ,o

7.

31

P/n,2n/ 3 O p

12 ,4

2,5 min

y :

0,511 ' 3,24

8.

31

P/n,P/31Si

0 ,7

2,62 hod

y-

1,26 1,471

9.

31

p/n, y /

10.

32

Z3"'

1,710

32

y •

O„146; 0,511; 1,177? 2,129; 3,305 2,48, e O,142

3.

24

4.

26

5.

28

6.

3 2

S/n,p/ P Cl/n,d/32P

1 ,0

viz 9

12.

35

13.

37

Cl/nřp/ S

3 5

14.

37

ci/n,r/ 3 8 ci

-

15.

39

16.

41

17.

41

K/n,p/ 4 1 Ar

1, 7

18.

41

K/n,r/ 4 2 K

-

19.

44

Ca/n,p/ 4 4 K

2, 9

Cl

14,3 d viz

35

12 7

9 i

32,O min

/T: 37

5,06 min

y • 3,102 1,6; 4 ,7

y: 3 Z '''

37,3 min

K/n,2n/3%

13, 1

K/n,OC/ 38 Cl

0, 1

0,95 s

O,511 5,0

y* Z3'' y•

1,294 1,198

3

v i z 14 1,83 hod 12,36 hod

44

Ca/n,(X / 4 1 Ar

z *'-

8

z "-

21.

48

Ca/n,p/ 4 9 Ca

-

1,525 1,97; .ä,52

y - 1,024í 1,127í 1,15??

22,0 min

Z "'-

2, 8

1,642; 2,168 4,91

y ••

3

20.

1,780 2,85

vis ! 5

1 ,5

11.

Cl/n,2n/

y:

/J":

P

34m

viz 2

1,498; 2,150í 2,519 1,5; 4, 9

v i z 17 8,70 min

y - 3,084 ZS'* O,9; 1, 95 Pokračování

104

Pokračování tabulky

reakce 55

y/56ttn

-

Cu/n, y~/ Cu

-

Mn/n,

22. 23.

E

E MeV

T

l/2

2,576 hod 12,8 hod

typ a energie emitovaného

zářen£ +/

[řtev]

y i O,847; 1,811; 2,113 f}-: O,72; l,O3; 2,85 f i 0,O08; O,511 j3~i 0,573 fi+i O,656

- prahová energie reakce, T. ._ ~ poločas rozpadu vzniklého radionuklide. Pokud radionuklid emituje záření daného typu s více energiemi, jsou ve 4. sloupci tabulky uvedeny pouze ty energie, jejichž zastoupení v rozpadovém schématu je větší než 10 X. V případě záření (S jsou uvedeny maximální energie.

Ill

Obr. V. IV. 1 Schematické znázornění měření objektu ve třech statických polohách. II - měřena hlava, III - měřen trup, IV IV - měřeny nohy. DP - detekční pole systému detektorů /SD/.

- ve třech statických polohách A,B,C /viz obr. V.IV.l./, kdy v detekčním poli CD-2 se postupně nacházel střed hlavy /poloha A/, střed trupu /poloha B/ a střed nohou /poloha C/ fantomu - metoda Bb. Z těchto měření lze stanovit aktivitu uvedených částí fantomu a získat tak informace o rozložení dávky v objektu. Lze konstatovat: 1. Detekční účinnost pro případ měřeni objektu na pohybujícím se lůžku je /4,5678 - 0,2258/.1O~4 f s" 1 1 v oblasti 1. fotopíku 2 4 N a , /2,56O2 i - O,1743/.1O~4

v oblasti 2. fotopíku ^

105

Tabulka V. IV. 2 Obsah sodíku v lidském těle, krvi a krevním séru Obsah Na v těle "standard- Střední obsah Obsah Na v Obsah Na Na v celém těle krvi ního" člověka v krevním 3 Ag.rn" / /kg.m"3/ séru Ar/ /kg.nf3/ 105

1,5

1,91

3,17

74-80 ""

1,06-1,14 —

l,9O6

-

75

1,06

1.9

3,2

75±5

l,O7±0,O7

—

-

—

1.91

3,17

—

Citace

Smith /19ťi2/ ICRP 23 /1975/ Adams /197O/ Hurst, Ritchie /1959/ Dennis, Boot /1965/ Smith a kol. /1965/ Obaturov /1974/

Za doporučené se považují hodnoty uvedené v 1. řádku tabulky. Rozdíly v hodnotách uvedených v 1. sloupci souvisejí s fyziologickou distribucí sodíku /směnitelný a nesměnitelný sodík/ v lidském těle. 2. Při použití metody celotělového měření jsou již kladeny vyšší požadavky na přesnost stanovení aktivity - za detekční limit byla proto zvolena hodnota nejmenší měřitelné aktivity a m s relativní směrodatnou odchylkou - 5 % a jí odpovídající hodnota dávky od neutronů neporušeného štěpného spektra D . Uvedené veličiny byly stanoveny za předpokladu, že detekce aktivity je prováděna v přirozeném pozadí. Výsledky, shrnuté v tabulce V.IV.3, se vztahují k metodě měření objektu na pohybujícím se lůžku. Hodnoty a pro jednotlivé části fantomu při statických měřeních se od těchto detekčních limitů liší, což je způsobeno rozdílnosti měřicích geometrií. Tlapř. v případě fantomu REMAB pro trup v poloze B je nejmenší měřitelná aktivita /při době měření 600 s/ s relativní směrodatnou odchylkou i 5 % 1,8O.1O3 Bq pro 1. fotopík 2 4 N a , 9,76.1O2 Bg pro 2. fotopík 2 4 Naj citlivost v tomto geometrickém uspořádání je tedy oproti měření na pohybujícím se lůžku zhruba 4krát vyšší. 3. Diferenciální měření indukované aktivity umožňuje jednak eliminaci aktivit vzniklých připadnou kontaminací objektu, jednak stanovení podílu interferen. čních reakcí, zejména reakcí 3 7 Cl/n, 7 7 3 8 C 1 a 4 8 Ca/n, 7O' 4 9 Ca /tuto informaci lze naopak využit k přibližnému odhadu doby ozáření/ Battye et al., 1967; Rakovič, Prouza, 1973/. Je však třeba podotknout, že spektra záření gama stanovená při měření ozářeného člověka se budou od spekter stanovených při fantomových měřeních vždy lišit zejména o příspěvek draslíku 4OK, který je obsažen v lidském těle. Gama záření tohoto nukliáu o energii 1,46 MeV přispívá k signálu v oblasti 1. fotopíku* 24 Na /viz tab. V.IV.3. - rozdílnost detekčních limitů pro člověka a fantom/. Pro člověka o hmotnosti 70 kg představuje tento příspěvek 2 1 aktivitu /8,2O - 0;i4/.lO Bg v závislosti na věku a pohlaví osoby.* ' 4. Veškeré provedené dvahy se vztahují ke standardnímu člověku. V případě, Se ozářená osoba se od standardního člověka významně odlišuje, je třeba vzít tuto odliš+/ 0 přenosných přístroji! není nutno příspěvek aktivity K uvažovat, neboř před1 stavuje hodnotu expozičního příkonu zhruba 5.10~* niR.h" .

106

nost v lívahu. Např. aktivita Na indukovaná v Člověku o hmotnosti 9O kg je při stejné hodnotě dávky od neutronů neporušeného Štěpného spektra l,55krát vySSÍ než aktivita indukovaná v člověku o hmotnosti 6O kg /Bankins, 1968/.

Tabulka V. IV. 3: Detekční limity pro případ měření objektu na pohybujícím se lůžku fantom

člověk

T i 6, 75,10

a

m

D

m

[mGy]

18, 3

3

3, 61.1O 9, 8

3

8 ,47.1O 3 23 , 0

3 ,61.1O

3

9 ,8

Ve sloupci Ey, /E y-./ jsou hodnoty jednotlivých veličin pro 1. /2./ fotopík na. V dalSích etapách hodnocení radiační nehody, popř. její rekonstrukci, se na základě informací o spektru neutronů v daném místě stanovují hodnoty středních celotělových dávek /viz kap. IV., Ví./.

107

Příloha V.V.

Postup vyhodnoceni osobního dozimetrii neutronů na bázi stopového polymerního detektoru se Štěpitelným materiálem

Vyhodnocení osobního dožimetru neutronů na bázi stopového detektoru /proleptání stop/ je prováděno v zařízení vyvinutém v ťfVWR /Singer 1975/- Skládá se z rámečku, do něhož se vkládají leptané detektory, a z leptací nádoby se zařízením pro pohyb rámečku v leptacím roztoku a zařízením pro termoregulaci leptacího roztoku. K počítání stop štěpných fragmentu se používá jiskrový počítač stop /dále jen jps/ vyvinutý v ťfVWR /Singer 1976/ /obr. V.5/, který se skládá ze čtyř elektrod, z nichž 2 jsou mosazné /každá o ploše 2,49.1O~ m / a slouží k uložení detektoru a další dvě, přikládající se z druhé strany detektoru, jsou tvořeny tenkou fólií z plastického materiálu pokovaného hliníkem. Dvojnásobný počet elektrod umožňuje počítat stopy pod oběma radiátory současně. Počítač je zhášecím obvodem spojen se zdrojem vysokého napětí a čítačem impulsů. Nejvhodnější tloušťka detektoru po proleptání stop je 4 až 7 fxm a měřicí napětí na elektrodách 5OO až 700 v. Je účelné několikrát před vlastním počítáním stop vložit na detektor napětí 7

7

—'2

1OOO V. Tyto podmínky umožňují počítat stopy do hustot 3.1O resp. 6.10 m , přičemž závislost počtu impulsů na hustotě stop je lineární do 1O resp. 3.JLO m~ /podle velikosti stop, tloušfcky detektoru atd./. Z hustot stop naměřených jiskrovým počítačem lze vyhodnotit fluence, dávky a dávkové ekvivalenty neutronů s energií od 0,4 eV do cca 2O MeV. Metodika vyhodnocení se řídí podle toho, zda se jedná o ozáření známým spektrem /metoda a/, neznámým nemoderovaným /metoda b/ nebo neznámým moderovaným /Singer 1976, Singer 1977/. ad a/ Na základě známého spektra se vypočítají efektivní účinné průřezy G . podle vztahů: (D}=

fij(£j<j)(E)dE

kde d./E/, (b /E/ jsou účinné průřezy štěpení obou radiátorů /j • U . , Th+tJ j

•*

i

OD

,/ nst

a fluence pro energie neutronů E v rozmezí E^ a E_, d/E/ je konverzní faktor fluence - dávka D od sekundárních nabitých částic vzniklých v 57. elementu fantomu pro neutrony o energii E. Dále se vypočítají 0 a D podle vztahů:

kde K je konstanta účinnosti leptání, A je plocha elektrody jiskrového počítače stop a Q . je hustota stop pod daným radiátorem, z nichž se použije ten, u něhož je menší chyba počítání stop, nebo oba a vypočítají se průměrné hodnoty 0 a D. ad b/ Neznámému spektru se přiřadí nejvhodnější cejchovní spektrum z řady 252 zdrojů Cf, Am-Be a 14,7 MeV-generátor, eventuálně další podle tabulky. Vhodnost cejchovního spektra se stanoví srovnáním z poměru hustot stop

Su o b

neznámého spektra a ooměru efektiv, účinných průřezů d

pb ((j>; T

U

h+ nat

resp.

^ob řitD) T

cejchovního spektra. Pak se

U

h+ nat

efektivní průřezy cejchovního spektra dosadí dle vztahů na výpočet 0 a O.

109

96

ad c/ O neznámého moderovaného spektra se použije kombinace / ^ - A - pro intermediální spektrum dE/B /od 0,4 eV do 0,1 HeV/ a / d ./_r pro odpovídající cejchovní spektrum /od 0,1 HeV do E 2 /. Vyhodnocované dávky pro rychlou oblast /nad 0,1 HeV/ D r a intermediální oblast /O,A eV až o,l HeV/ D i n se pak stanoví podle vztahů

D

in

=

"

%

0Qb

I

kde B - K.A — (A) Fluence se stanoví stejně po dosazení O -

110

5 Th + U n a t

y/

VI. Interpretace údajů havarijního dozimetrického systému VI.1

MODELOVĚ SITUACE

V předchozích kapitolách byly poskytnuty základní informace o vlastnostech neutronových zdrojů a polí, o charakteristikách navrhovaného dozimetrického systému a bylo doporučeno schéma dozimetrického hodnocení radiační nehody. V této kapitole budou na modelových gama-neutronových polích demonstrovány postupy vyhodnocování dozimetrů obsažených v systému navrženém v kap. V. tab. V. 1. Interpretace údajů jednotlivých dozimetru budou vycházet z popsaných metodik a budou se řídit rozhodovacím schématem uvedeným v kap. IV. Bude také demonstrován vliv různého stupně vybavenosti dané osoby dozimetry. Aby výklad byl názorný,budeme vycházet z platnosti následujících předpokladů: - je znám čas, ve kterém došlo k ozáření osob ve směsném poli záření gama a neutronů /splnění tohoto předpokladu umožňuje korektní hodnocení aktivačních detektorů/; - byla již vyloučena vnitřní a povrchová kontaminace osob /kap. IV., pozn. V ; - jsou splněny všechny podmínky umožňující hodnocení dozimetru,"na nichž bude dozimetrické hodnocení demonstrováno /kap.IV., pozn. 9., 24./; - nebude rozebírána ani otázka dozimetrického hodnocení na úrovni hygienického šetření, ani problematika zdravotnické péče a činnosti při hospitalizaci doporučené na základě výsledků z dozimetrického šetření /kap. IV., pozn. 5., 22-, 23., 49./. Z předchozích kapitol je zřejmé, že nelze navrhnout univerzální a současně zcela vyčerpávající postup hodnocení radiačních nehod; každá radiační nehoda má svá specifika. Zvolené modelové situace definované v tab. VI. 1 "odpovídají třem typickým případům možné radiační nehody. K ozáření při nich dochází ve směsném poli neutronů a záření gama s různou střední energií neutronů a různým příspěvkem neutronů a záření gama. Pole záření je charakterizováno tkáňovou kermou měřenou volně ve vzduchu v místě nehody /je prakticky rovna dávce v malém elementu tkáně, měřené volně ve vzduchu v místě nehody a za podmínek rovnováhy sekundárních nabitých částic/. Ostatní udané dávky se týkají ozářeného objektu. Jsou to dávky D a D , což i jsou střední hodnoty v 57. elementu Snyderova fantomu ozářeném kolmo k ose fantomu širokým rovnoběžným svazkem neutronů a záření gama, které lze považovat za maximální dávky na povrchu těla ve smyslu pozn. 4. v kap. IV.5. Dále jsou to střední celotělové dávky 5^ a 5", což jsou střední hodnoty v celém Snyderově fantomu za stejných ozařovacích podmínek /viz pozn. 41. , 44., a 46. v kap. IV.5./ Modelová situace 1 ilustruje případ, kdy tkáňová kerma od neutronů je významně vyšší než tkáňová kerma od záření gama. Pole záření je podobné jako u experimentálního reaktoru IBR 30 v SťÍJV Dubna při stínění vrstvou asi 4O cm vody. Modelová situace 2 ilustruje případ, kdy tkáňové kermy od neutronů a od záření gama mají srovnatelnou hodnotu. Pole záření odpovídá stejnému experimentálnímu reaktoru avšak při dokonalejším stínění /ještě přidána vrstva 20 cm vody/. Doba ozáření byla zvolena delší než v situaci 1, a to taR, aby kerma od záření gama byla stejná.

111

98

Modelová situace 3 ilustruje případ, kdy tkáňová kerma od neutronů je zcela dominantní. Pole zářeni odpovídá nestíněnému generátoru 14 HeV neutronů z reakce /D,T/. Doba ozáření byla zvolena tak, aby výsledná střední časticová dávka od neutronů byla stejná jako v situaci 1. Volba modelových situací samozrejme nevyčerpáva všechny možnosti a vychází z toho, že podle dosavadních zkušeností z provozu neutronových zdrojů /Krajtor, 1979/ došlo k významnému celotělovému ozáření za přítomnosti neutronů prakticky pouze v případě výzkumných reaktorů a kritických souborů. Ozáření u radionuklidových zdrojů Am+Be apod. má zpravidla charakter místního nebo částečného ozáření, a přitom ve střední celotělove dávce je významný příspěvek záření gama /Prouza, Bučina, Neruda, 1977/. Ostatně i modelová situace 3 je poněkud netypická a má spíše didaktický význam pro výklad interpretace údajů dozimetrického systému. V souvislosti s dozimetrickými charakteristikami modelových situaci uvedenými v tab. VI. 1 je třeba se zmínit o kalibraci dozimetrů. Jak je uvedeno v kap. III., většina výpočtů distribucí dávek v objektu vychází z předpokladu, že došlo k ozáření širokým rovnoběžným svazkem záření kolmým k vertikální ose objektu. V reálném případě je situace zpravidla jiná. Ve většině případů je svazek rychlých neutronů, příp. vnějšího záření gama, spíše divergentní než rovnoběžný a pole tepelných a intermediálních neutronů má spíše izotropní než jednosměrný charakter. Kdybychom měli k dispozici neutronové dozimetry, jejichž odezva závisí na energii neutronů stejně jako tkáňová kerma, bylo by optimální je kalibrovat ve tkáňové kermě měřené v geometrii volného prostoru a dozimetr by správně měřil tkáňovou kermu, a při rovnováze sekundárních nabitých částic, i dávku od sekundárních nabitých částic na tom místě povrchu těla, kde je nošen. Tento postup je možný u dozimetrů záření gama, které jsou bu3 tkáňově ekvivalentní, nebo mají snadno korigovatelnou závislost. U většiny neutronových dozimetrů však tento postup použitelný není, protože to nejsou tzv. kerma-ekvivalentními dozimetry. Neutronové dozimetry se kalibrují většinou v polích se známou energetickou a úhlovou distribucí záření, a to pro účely havarijní dozimetrie tak, že jejich odezvě se přiřazuje hodnota časticové dávky v 57. elementu Snyderova fantomu /tj. povrchové dávce na přivráceném ke zdroji povrchu objektu/ odpovídající danému spektru neutronů. /Pro účely běžného monitorování se kalibrují dozimetry ve veličině dávkový ekvivalent, tato problematika má však jiné zvláštnosti a není zde rozebírána/. Pro úplnost je třeba uvést, že zcela korektní je v tomto případě kalibrace dozimetrů na fantomu /Prouza, Kubečková,1977/. Kalibrací získaný vztah mezi údajem dozimetrů a dávkou umožní pak správnou interpretaci daného dozimetrů při nehodě, byl-li dozimetr v době ozáření na povrchu objektu přivráceném ke zdroji. Je-li tato podmínka splněna, odezva neutronového dozimetrů odpovídá dohadu maximální dávky na povrchu těla od sekundárních nabitých částic D n /57/ - viz pozn. 17. v kap. IV.5. Přitom je ovšem třeba analyzovat, zda reálné ozáření odpovídá podmínkám kalibrace, nebo je-li nutno zavést příslušnou opravu či překalibrovat dodatečně dozimetr v podmínkách odpovídajících skutečné situaci při radiační nehodě. V případě, že se dozimetr neutronů při nehodě nenacházel na straně těla přivrácené ke zdroji, ale spíše na straně odvrácené, lze jeho údaji při uvedeném způsobu kalibrace přiřadit spíše dávku v 60. elementu,tj. podíl D n /60/ • - Dn/57//f /E /, kde f/En/ je tzv. faktor neuniformity rovný podílu časticové dávky v 57. a v 60. elementu Snyderova fantomu pro dané spektrum neutronů. Protože faktor neuniformity závisí na energii dopadajících neutronů, není možno jeho pomocí zjistit z údaje dozimetrů umístěného na odvrácené straně těla maximal-

112

ní dávku na povrchu těla O n /57/ bez přiměřených údaju o spektru neutronů. Tyto údaje jsou potřebné též s ohledem na to, Se odezva neutronových dozimetrii zpravidla závisí na energii neutronů a dále proto, že spektrum neutronů na odvrácené straně objektu je jiné než na přivrácené. Je zde jiný též vztah mezi údajem dozimetru a dávkou. V praxi se východisko nachází v použití více dozimetrů po obvodu těla nebo v analýze tSdajů neutronového dozimetru a dalších dozimetrických informací /pozn. 1O., 12. , 13- , 17. , 21. , 22- , 37. a 41. v kap. IV. 5/. Tak je možno pro dané podmínky ozáření odvodit faktor neunifoxmity a vliv energetické závislosti dozimetru nebo se bez těchto údajů obejít a získat přímo odhady maximální dávky na povrchu těla. I v tomto případě ovšem platí, že je nutno analyzovat, jak je splněna podmínka ozáření širokým rovnoběžným svazkem ve vztahu k odezvě daného dozimetru. Poněkud jiná než u ostatních dozimetru je situace v případě Si-diody. Vzhledem k tomu, že její energetická závislost je pro energie neutronů zhruba nad 200 keV prakticky kerma-ekvivalentní, získáme měřením její odezvy rozumný odhad tkáňové kermy a tedy dávky od sekundárních nabitých částic v místě detektoru. Pro odhad maximální dávky na povrchu těla pak ovšem platí podobné postupy jako pro ostatní dožimetry. Tento odhad není ani zde možný bez informace o orientaci osoby v poli záření a o úhlové distribuci záření a byl-li jediný dožimetr na odvrácené straně objektu, pak není ani možný bez přiměřené znalosti spektra neutronů. Z výše uvedených důvodů se v tab. VI. 1 uvádí pro neutrony vedle tkáňové kermy a střední energie též časticové dávky v 57. elementu Snyderova fantomu pro tři energetické grupy neutronů a faktor neuniformity příslušející spektru neutronů v dané modelové situaci. Pro zářeni gama se uvádí kromě tkáňové kermy /kterou lze pro podstatnou část spektra fotonů doprovázejících zářeni neutronových zdrojů a za uvažovaných podmínek ozáření ztotožnit se střední dávkou v 57. elementu Snyderova fantomu /Enz a Murphy, 1973/ ještě dávka vnitřního záření gama, vznikajícího interakcemi neutronů v objektu a faktor neuniformity záření gama. Uvádí se také celková maximální dávka na povrchu těla od obou druhů záření gama. Vzhledem k tomu, že hlediska posuzování možných projevů akutních účinků ozáření by konečným výsledkem dozimetrického hodnocení měly být odhady středních dávek v těle s uvedením jejich distribuce /pozn. 4., 31., 41., 44., a 46. v kap. IV.5/, jsou v tab. VI. 1 uvedeny i tyto hodnoty, a to opět pro případ ozáření širokým rovnoběžným svazkem záření. Hodnoty uváděné v tab. VI. 1 budou pro další úvahy sloužit jako referenční. K nim jsou vztahovány údaje jednotlivých dozimetrii a z nich interpretované dozimetrické veličiny, přičemž se vychází z experimentálních a teoretických výsledků autorů této příručky získaných na spektrech podobných referenčním při výše uvedeném způsobu kalibrace. Z tohoto hlediska je třeba následující tabulky chápat jako ilustrativní, charakterizující danou situaci, nikoliv jako obecně platné. Pro demonstraci postupů dozimetrického hodnocení ve třech zvolených modelových situacích budeme v každém modelu analyzovat 3 typy vybavenosti osob dozimetry: Typ A: osobní dozimetr záření gama umístěný na referenčním místě a zahrnující filmový a termoluminiscenčni dozimetr /aluminofosfátové sklo/. Typ B: osobní dozimetr záření gama /viz typ A/ a osobní dozimetr neutronů umístěný na referenčním místě a zahrnující detektor stop v pevné fázi /U , , Th/ a Si-diodu. OD. Typ C: komplexní vybavení dozimetry podle tab. V.1 včetně instalovaných systémů v blízkosti ozářených osob.

113

100

Tab. VI. 1: Dozimetrické charakteristiky modelových situací Veličina

Modelová situace

1

2

3

Tkáňová kerma záření gama K

g M

O, 50

O,5O

0,05

0,62

0,17

0,19

1,12

0,67

O,24

2,4

2,5

1,7

O,80

0,55

2,90

0,49

Dávka vnitřního záření

gama D n g [Gy] Celková dávka záření gama D

G

g [ y]

Faktor neuniformity záření

gama

f g [l]

Střední energie neutronů

l n [Gy]

ll,O

Tkáňová kerma neutronů

K

n M

1,61

Dávka tepelných neutronů

Dn/TN/ [Gy] /E n < 0,5 eV/

0,02


<0,01

O,O6

O,O3


3,05

0,47

2,0

3,13

0,50

2,00

Dávka intermediálních neutronů

Dn/IN/ [by]/0,5 eV<E n <0,l MeV/ Dávka rychlých neutronů

Dn/FN/ [Gy]/O,l MeV < E n / Celková dávka neutronů

D„ ľGy] n Ľ J Faktor neuniformity neutronů f

nM

31,3

34,2

5,1

Celková dávka neutronů

a záření gama D t ľpy]

4,25

1,17

2,24

0,96

0,58

O,21

0,97

0,14

0,96

Střední dávka záření gama

D„ g rGyl L -u Střední dávka neutronů

°n W

Typ A představuje minimalistický' požadavek na vybavenost osob pracujících u neutronových zdrojů. J« akceptovatelný pouze tam, kde je prověřeno. Se za normálních provozních podmínek nemůže k ozáření neutrony vůbec dojit /přitom v místech, kde je havarijní ozáření neutrony zcela výjimečně možné, lze instalovat havarijní dozimetrické systémy zahrnující téz neutronové dozimetry/ Si-diodu, aktivační systémy/. Je dále akceptovatelný tam, kde charakter radiačních polí je takový. Se tkáňová kerma od neutronů je zanedbatelná ve srovnání s tkáňovou kermou od záření gama nebo tkáňová kerma od neutronů je dána v podstatě jen příspěvkem od tepelných, příp. intermediálních neutronů. První případ může nastat v některých provozech na

114

jaderných elektrárnách, případ druhý při činnosti u silně stíněných laboratorních zdrojů s definovaným režimem práce. Typ B by měl být standardním vybavením osob pracujících u experimentálních i technologických laboratorních zdrojů neutronů /kalibrační čí karotážní zdroje, experimentální pracoviště/, při většině běžných pracovních líkonů u experimentálních reaktorů /kdy je malá pravděpodobnost ozáření přímým svazkem neutronů a navíc jsou zpravidla známa či oceněna spektra a úhlové distribuce záření v uvažovaných prostorech/, jakož i při nutné práci za stíněním u neutronových generátorů, kde platí totéž, co bylo řečeno v případě experimentálních reaktorů. Také v těchto případech by na vhodných místech měly být umístěny havarijní dozimetrické systémy a pracovní vybavení osobními nebo instalovanými hlásiči překročení dávkového příkonu /dávky/, které mohou sloužit alespoň jako signál k zahájení šetření, příp. k dalším opatřením - pozn. 2. a 6. v kap. IV.5. Typ c je maximalistický a pro větší počet osob těžko v celém komplexu realizovatelný systém dozimetrů. Uvádíme jeho analýzu pouze pro ilustraci vzájemného porovnání odezev jednotlivých dozimětrů. Podle daného typu neutronového zdroje a charakteru práce je třeba zvážit, jaké vybavení se zvolí pro jednotlivé pracovníky. V případech, kdy je možné nenadálé ozáření přímým svazkem zdroje o velkém dávkovém příkonu neutronů je ovšem vybavení větším počtem dozimětrů po obvodě těla zcela nezbytné vzhledem k výše zmíněné závislosti mezi odezvou dozimětrů a orientací osoby v poli záření při nehodě.

VI. 2

I. ETAPA HODNOCENÍ

Cílem I. etapy hodnocení je získat odhady maximální dávky na povrchu těla /dále MD/ od záření gama 0 a od sekundárních nabitých částic uvolněných v tkáni neutrony D n /kap. IV.5, pozn., 10/. Pro pochopení celého postupu je třeba, aby čtenář vycházel ze schématu popsaného v kap. IV, kdy budeme sledovat v I. etapě větev n, obr. IV.3, Vybavenost typu A: Jelikož osoby nemají osobní dožimetry neutronů, bude D odhadnuta pomocí n +/ 24 měření indukované aktivity ' Na. Jelikož nejsou informace o reálném spektru neutronů ba ani o podílu tepelných a intermediálních neutronů, ztotožníme naměře24 nou aktivitu Na s aktivitou, která by odpovídala rychlým neutronům spektra, kterým provedeme v prvním přiblížení aproximací reálního spektra - příloha VI.1, rov. /7,8,11/. Tento postup je možný za předpokladu, že známe alespoň typ zdroje, u něhož došlo k ozáření. D bude odhadnuta z odezvy termoluminiscencního dozimětrů /v dané etapě nekorigované na citlivost k neutronům - tab. V.2/. Odhad MD od neutronů a záření gama bude vycházet ze vztahu Dfc = Dft + 3D /viz kap. IV.,5, pozn.13., 17./.

+/ Všechny aktivity budou nadále vztaženy na jedno jádro daného terEového nuklidu.

115

102

Výsledky hodnocení jsou shrnuty v tab. VI. 2: Tab. VI. 2: Modelová situace

D

g

W

D

t H V »t(«)

lť "N. 10

1

i.45

1,08

8,08

12,43

2,92

2

o.73 o.15

0 ,25

1,29

3,48

2,97

°,11

4,53

4,98

2,22

3

Správnost odhadu jednotlivých veličin bude /pokud neuvedeme jinak/ posuzována na základě referenčních hodnot těchto veličin uvedených v tab. VI. 1,a to pomocí poměrů odhadnuté veličiny a referenční hodnoty, v daném případě pomocí poměru D t / D t (R). Údaje uvedené v tab. VI. 2 a dalších jsou zatíženy experimentálními chybami odpovídajícími dané metodě, které také přispívají k uvedeným poměrům. V souladu s pozn. 21. v Kap. IV.5. se provede odběr a měření biologických a jiných vzorků, u nichž měření indukovaných aktivit poskytne informace o orientaci osob v poli záření a o geometrii ozáření. Lze podle hodnot D t /D t /R/soudit, že odhady MD D t jsou rozumné. Vybavenost typu B; Vyhodnocení termoluminiscenčního dozimetru /TLD/ a Si-diody jící odhady dávek;

poskytne následu-

Tab. VI. 3: Modelová situace

D

g[ G y ]

Dn

D

t

D t /D t (R)

1

1,45

2 ,80

7, 15

1,68

2

0,73

0 ,54

2,73

2,33

3

0,15

0 ,39

4,98

2,22

Hodnoty neutronových dávek pro situaci 3 se v případě měření aktivity Na a pro Si diodou /tab. VI. 2 a VI. 3/ liší natolik, že z uvedeného lze usoudit, že v daném případě byl osobní dožimetr na odvrácené straně těla. V souladu s pozn. 3. a 17. v kap. IV.5 bude pro modelovou situaci 3 použito odhadu D n na základě měření indukovaných aktivit, a proto odhad MD pro tuto situaci bude stejný jako v případě vybavenosti typu A /tab.VI.2/. Pro situace 1 a 2 je odhad D t = 3 D + D n proveden z hodnot tab. VI-. 3. I pro tento typ vybavenosti dozimetry platí nutnost odběru dalších vzorků pro upřesnění geometrie ozáření. Porovnání hodnot D t /D t (R)z tab. VI. 2 a VI. 3 ukazuje, že odhad MD je při možnosti použití neutronového dozimetru lepší. Vybavenost typu C: U tohoto typu vybavenosti je možno již v první etapě usuzovat na orientaci na základě vyhodnocení TLD a Si-diod umístěných po obvodu těla:

116

Tab. VI. 4: Modelová situace

1

Lokalita D /TLD/

! Dn/SiD/

D /TLD/ •? n

D n /SiD/

D /TLD

3 D n /SiD/

Hrucl

1,45

2,80

0,73

0,54

0,15

0,39

Břicho

1,49

2,64

0,69

0,61

0,17

0,37

Levý bok

1,17

0,47

0,55

0,1

0,29

0,91

Pravý bok

1,19

0,51

0,52

0,1

0,32

0,97

Záda

0,46

0,11

0,27

0,1

0,41

l,8O

Z tab. VI. 4 je zřejmé, že osoby v situaci 1 a 2 byly ozářeny širokým rovnoběžným svazkem záření ve směru hrucl-záda, v případě č. 3 pak ve směru zádahruä. Odhad MDfc bude proveden podle vztahu Dfc = D

+ D n u.

Tab. VI. 5: Modelová situace 1 2 3

Dt[6y] 4,19 1,29 2,21

Dfc/Dt(R) 0,99 1,10 0,98

Mírné podcenění D t v situaci 3 a 1 je dáno jinou kalibrací Si diody /v kermě/ a její praktickou necitlivostí k tepelným a intermediálním neutronům. Jinak je zřejmé, že vybavenost typu C dáví již v I. etapě výborné odhady MD. Závěrem I. etapy jsou pro všechny typy VÍ .avenosti známy odhady MD. Je zcela zřejmé, že v případě typu C nejlépe, díky znalosti orientace osob v poli záření. Nicméně i odhady MD provedené s vybaveností typu A a B jsou postačující z hlediska cíle této etapy.

VI. 3

II. ETAPA HODNOCENÍ

Obecně platí, že se zde vyhodnocují systémy náročnější na čas potřebný k získání požadované dozimetrické informace příp. systémy, jejichž vyhodnocení vyžaduje přítomnost specialistů, ťídaje získané v I. etapě se postupně opravují s ohledem na nově získané informace /oprava na příspěvek neutronů k odezvě dozimetrů záření gama, opravy na spektrum neutronového záření, na albedo apod./. Vybavenost typu A: Vyhodnocením filmového dozimetrů získáme odhad D vaný na citlivost k neutronům/:

v místě detektoru /nekorigo-

117

Tab. VI. 6: D

g W

Modelová situace

1,6? O,77 0,16

1 2 3

Tyto hodnoty nám potvrdí odhad D provedený v í . etapě pomoci TLD /tab. VI. 2/, současně však na základě zobrazení olověného a ostatních filtrů /Trousil a kol., 1979/ lze usuzovat na orientaci osob v poli záření. Lze očekávat, že bude potvrzeno, že v případě situace 3 došlo k ozáření ve směru záda-hručl. Potvrzení této skutečnosti lze očekávat rovněž na základě měření indukované aktivity P ve vzorcích vlasů /čelo, týl/, ochlupení, nehtů, příp. dalších vzorků /kap. IV., pozn. 21./ odebraných v I. etapě. Pro ilustraci uvádíme aktivity z podbřišku:

P naměřené ve vzorcích vlasů z čela, týlu a

Tab. VI. 7: Modelová situace čelo 1 2 3

1,80 0,32 0,81

týl 0,22 0,05 3,57

M

podbřišek 1,65 0,41 0,88

Jestliže posuzujeme rozdíly v aktivitách vzorků z čela a podbřišku jako experimentrálnf chyby, můžeme přijmout zjednodušující předpoklad, že došlo k ozáření širokým rovnoběžným svazkem, a to v případě 1 a 2 ve směru hruä - záda, v případě situace 3 ve směru záda - hruď. 24 Jelikož aktivita Na indukovaná v lidském těle není závislá na orientaci objektu ve směru hruä - záda a naopak, můžeme využít hodnoty aktivity Na /tab. 32 VI. 2/ a hodnot aktivity P /tab. VI. 7/ na straně objektu přivrácené ke zdroji k přesnějšímu odhadu MD od neutronů pomocí Maxwellovy metody /příloha VI.1/ ovšem s tou výhradou, že nemůžeme korigovat a^ na tepelné a intermediální neutrony, nebo? nejsou k dispozici informace, které by tuto korekci umožnily. V tab. VI. 8 jsou pak uvedeny hodnoty dávek od neutronů stanovené pomocí aktivity P D n /S/ na přivrácené straně objektu a hodnoty odhadu MD D stanovené Maxwellovou metodou pomocí sodíku a síry /tab. VI. 2,7/. U neutronového generátoru /situace 3/ nemůžeme použít přímo Maxwellovy metody, D proto vyjádříme vztahem D = D Na + D S / 0 5 v i z ř í l o n a " / i/ / i/ ^ ' ' " P VI., rov./10, 11/. Důvod spočívá v tom, že pro 14 MeV generátor nelze jednoduše aproximovat reálné spektrum, jehož proměnným parametrem je pouze střední energie Ě, jak tc lze u štěpných zdrojů. Odhad MD totální /Dfc/ je v případě situací 1 a 2 stanoven ze vztahu D t • D + D n /detektory záření gama byly na straně přivrácené ke zdroji objektu/, po situaci 3 je D. « 3D + D . Jako D byla vzata střední hodnota stanovení pomoci TLD a filmového dožimetru:

118

Tab. VI. 8: Modelová situace

1 2 3

D

n /S/

Dt

w

1 ,55 0 ,33 2 ,32

5,58 0,94 3,43

ÍR)

7 ,12 1,69 3 ,90

i. 68 i.44 i,73

V průběhu II. etapy je třeba dále provést odhad středních dávek /dále SD/ od neutronů D R a záření gama D Informace získané z dozimetrň při tomto typu vybavení umožňují provést pouze odhad těchto hodnot /viz kap. IV. 5., pozn. 31/ pomocí aproximativních vztahů mezi HD a SD 5 « D„/\2 a 5 n - D n / y i Ô . V případě situac 3 bude odhad MD D roven opět trojnásobku hodnot stanovených TLD a filmovým dozimetrem. Odhad MD pro neutrony / D n / byla vzat z tab. VT. 8. Nalezené hodnoty 5n a 5 jsou uvedeny v tab. VT. 9: g Tab. VI. 9: Modelová situace

1 2 3

°n 1,76 0,30 1,08

w

1,09 0,53 0,33

D n /D n (R)

1,81 2,14 1,13

VV R ) 1,13 0,91 1,57

Pro vybavenost typu A již nelze provést ve II. etapě další analýzy-. Proto přítomní specialisté rozhodnou, jakým způsobem bude přesněji hodnocena prostorová a energetická distribuce dávek, tzn. zda bude provedena rekonstrukce nehody /kap. IV. 5, pozn. 41., 44., 46., 49./, či zda lze očekávat, že v dalším průběhu hodnocení budou získány nové informace ./příp. z instalovaných systémů, od osob s lepším stupněm vybavenosti dožimetry apod./. Vybavenost typu B: Vedle filmového dozimetru /podobně jako u typu A/ se bude v tomto případě vyhodnocovat osobní dozimetr stop v pevné fázi /DSPF/. Vzhledem k tomu, že I. etapa hodnocení prokázala ozáření vysokými dávkami od neutronů, bylo vyhodnocení tenkých polyesterových fólií v oboustranném kontaktu se štěpitelnými materiály /Uo- a Th + + U p ř í r / provedeno havarijní metodikou leptání /s 2Ox zmenšenou citlivostí oproti rutinnímu hodnocení v osobní dozimetrii, viz kap. V, příloha V.V.^ Bylo zjištěno, že hustoty stop ve fóliích v kontaktu s U Q b jsou příliš vysoké / >3.1O7 m / a není možno je hodnotit jiskrovým počítačem. Vyhodnocení SSTD bylo tedy provedeno optickou metodou /Trousil a kol., 1979/. V tab. VI. 10 jsou uvedeny hustoty stop pod oběma radiátory

119

Metodou vycházející z pooSrfi hustot stop pod radiátory pri znalosti typu zdroje záření byly pak odhadnuty dávky od intermediálních /Dn/IN// a rychlých neutronů /D /FN// Hodnoty dávky od rychlých neutronů uvedené v tab. VI. 1O jsou ve shodě s hodnotami D n získanými pomocí Si-diod /tab. VI. 3/. Hodnoty D n /IN/ jsou zatíženy, v pří pádě že detektor byl na straně objektu přivrácené ke zdroji, chybou způsobenou neutrony albeda. Tab. VI. 1 0 :

1 2 3

gTh

é

Modelová s i t u a c e

t-']

Dn/IN/ 2

fm" !

4,9. 109 8 , 2 . 10® 5 r*. 1 0 8

5,3.10® 7,9.1O 7 1,3.10®

Dn/FN/

w

w

0,13 0,03 O,O1

3,06 0,46 0,31

Podobně jako u osob s vybavením typu A, i zde odhad orientace pomocí filmového dozimetru a měřením indukovaných aktivit P prokáže, že u situace 3, jde o ozáření širokým svazkem záření ve směru záda - hrud. Z tohoto důvodu se bude při odhadu MD D v případě situace 3 vycházet z údajů nalezených měřením indukovaných aktivit Na a P /pozn. 17., 27., v kap. IV.5., podobně jako při vybavení typu A /tab. VI. 8/. Rovněž odhad středních dávek Ď a D bude proveden podobným způsobem, kdy pro hodnocení situací 1 a 2 budou využity hodnoty nelezené, osobními dozimetry a u situace 3 hodnoty stanovené měřením indukovaných aktivit a konzervativní odhad D • Výsledky tohoto šetření jsou uvedeny v tab. VI. 11: Tab. VI. 11: Modelová situace

1

2 3

D

g

[oy] 1,54 0,75 0,47

D

n

5

g

[oy] 3,19 0,49 3,43

5

n

[oy]

l ,09

1,O1

0 ,53

0,15 1,08

0

,33

D

t

D t /D t (R)

[oy] 4,73 1,24 3,90

1,11 1,06 1,73

D

g

/ĎgfR)

V r 04

1 ,13

1

O,94

,11 1 ,13

1 ,57

1

Poznámka: Pro úplnost uvádíme výsledky získané /Spurný a kol. 1978/ pomocí jiných typů /t)SPF/.V tomto případě se nevychází z poměrů hustot stop u různých detektorů, ale každý detektor je hodnocen samostatně a odhady dávek jsou prezentovány jako spodJsou uvedeny hustoty stop ní meze D podle prahové energie daného systému a dávky D na straně přivrácené ke zdroji!

120

I

10

Tab. VI. 12:

2

e D-- ]

Detektor

Modelová situace 1

sklo+Th Hakrofol E Kodak 115 sklo+Th MakrofoJ E Kodak 115 sklo+Th Hakrofol E Kodak 115

2

3

D

/2,2±O,2/1O8 /9,8Í1,O/1O9 /9,2ÍO,9/1O7 /3,O±0,3/lO7 /l,7Í0,2/lO9 /1,6±O,2/1O7 /3,1±O,2/1O8 /7,5±O,8/1O9 /1,5±O,2/1O9

n [«*] 2,9 3,1 2,9 O,39 O,48 O,46 1,52 1,43 1,25

Z tab. VI. 12 je vidět, že kterýkoliv z uvedených detektorů nuže sloužit pro spolehlivý odhad maximální dávky D n v případě, že dozimetr je na straně přivrácené ke zdroji /podobně jako Si-dioda/. Je třeba pouze posoudit technickou a časovou náročnost vyhodnovacího postupu a možnosti pracoviště. Závěrem, pro vybavenost typu B platí podobně jako u typu A, že zpřesnění odhadů uvedených v tab. VI. 11, není možné bez získání dalších informací /rekonstrukce nehody, analýza situace,údaje o dalších osobách, instalované systémy apod./. Týká se to zejména situace 3, kde osobni dozimetry byly na straně odvrácené od zdroje. Vybavenost typu C: II. etapa dozimetrického hodnocení zahrnuje postupy prováděné v případě vybavení typu B /příp. A/, tzn. vyhodnocení dávky od záření gama /filmový dozimetr/, neutronové dávky /DSPF, indukované aktivity v objektu Na, 3 P/. Tyto odhady dávek zde nebudou opakovány. Současně však při vybavenosti typu C budou mí t .pracovníci osobní havarijní dozinetr neutronů /alespoň dva kusy na opasku; jeden na břichu, jeden na zádech/, které obsahují aktivační detektory Au, Au+Cd, In, S. Aktivity těchto detektorů v kombinaci s indukovanou aktivitou Ha budou využity ke stanovení dávky od rychlých neutronů na základě Maxwellovy metody /příloha VT.I/ a dávky od tepelných a intermediálních neutronů /pomocí Au, Au+Cd - viz příloha VI.11/. Jelikož je již známa z první etapy orientace osob /tab. VI. 4/, uvádíme hodnoty aktivit a A u , a_

a a_ jen na straně těla přivrácené Ice zdroji /tzn. u situace 3 na zádech/.

X21

5

Hodnoty aktivit zlatých fólií a A u , » A u + c d v tab. VI. 13 zahrnují příspěvek neutronů albeda. Výpočet dávek od tepelných /D n (TN)/ a intermediálních /D n (IN)/ neutronů byl proveden s použitím numerické korekce odezvy Au-detektorů na příspěvek albeda /viz příloha VI.II , rov. /I,2//. Tab. VI. 13.-1: Modelová situace 1 2 3

a

a

Au

xlO4,60 1,28 0,99

i7

Au+Cd

xlo" 2,76 0,77 O,75

17

a

a

in

M

19

X105,68 0,88 O,37

S

"Na 21

xlO" 1,80 0,32 3,57

XlO- 1 9 5,39 1,18 O,22

121

Tab. VI- 13.-2: Modelová situace

1 2 3

D n

/TN/

0 ,O2 0 ,01 0 ,O1

D n /IN/

D n

/In/

O,04 0,01 0,01

2,4O 0 .37 0 ,95

M

n /s/

D n /Na/

D

4,03 0,88 0,86

1,61 0,29 2, 32

•r «i 2,76 0,39 2,32

•/

3,11 0,64

2, 32

+/ Vis příloha VI.I Existuje také možnost stanovit příspěvek neutronů albeda experimentálně; havarijní dozimetr neutronů je pak složitějSi.Tuto alternativu pro 3 modelové situace popisujeme rovněž v příloze VI.II. Jak již bylo uvedeno, nelze pro jiné než štěpné zdroje přímo aplikovat Maxwellovu metodu. V příloze VI.I uvádíme postup výpočtu D R pro spektrum neutronového generátoru s použitím detektorů In, S a Ha. Jak je vidět z tabulky VI. 13, v případě Štěpných zdrojů dvojice In, S podhodnocuje skutečnou dávku /O / a naopak dvojice Na, S ji nadhodnocuje / D n A V případě neutronového generátoru /situace 3/ však D /In/, ale i D /Na/ skutečnost podhodnocují. Zde je třeba upozornit čtenáře, 24 že aktivity Na a ^ a tedy i dávky D n /Na/ jsou nižší,než byly uvedeny dříve /tab. VI. 2/, neboř v důsledku znalosti hodnot fluence tepelných a intermediálních neutronů bylo možno vyjádřit podíl aktivity a„ odpovídající pouze rychlým neutronům, jak vyžaduje Haxwellova metoda /příloha VI.I/. Pokud tedy nejsou k dispozici další údaje o spektru neutronů,je lépe se vyhnout možnému podcenění a ztotožnit v tomto případě odhad neutronové dávky s D n /S/ - tzn. odhadem provedeným pomocí síry /viz D* a D u modelové situace 3 v tab. VI.13/. Hodnoty D n /In/ a D n /Na/ pak slouží pouze pro kontrolu a mají význam spodního odhadu D . V případě vybavení typu C lze očekávat, že v průběhu II. etapy hodnocení poskytne informaci o spektrech neutronů měření sady instalovaných aktivačních detektorů. Aktivity těchto detektorů vztažené na 1 jádro jsou pro ilustraci uvedeny v tab. VI. 14: Tab. VI. 14: Modelová situace 2 3

Detektor

1 197Au/n, -T/ 63

Cu/n, TI

23 N a /n, IT/ 115

In/n,n'/

32s/n,p/ 58

Ni/n,p/ 24Hg/nřP/

2665,05

786,29

590, 61

137,23 15,66

40,49 4,62

-

47,38 0,18

12,64 0,03

3, 73 0, 36

-

-

io.14

0,01 -

2, 37 39, 89

27

Al/n,oc/

0,05

63

Cu/n,2n/

-

+/ Hodnoty aktivity jaou zvitieny faktorem 1020

122

o.18

Na základě aktivit uvedených v tab. VI. 14 byla výpočetními postupy podle přílohy V.II určena-neutronová spektra a pomocí těchto modelových spekter /obr. VI.lažVI.5/ proveden výpočet příslušných dozimetrických charakteristik. Výsledky těchto výpočtů jsou shrnuty v tab. VI. 15.

4\ E) E

10 Obr. VI. 1

10

10'

ll)S

I0

E [ eV] '

Spektrum neutronů modelové situace 1 . a - referenční spektrum, b - vypočtené spektrum

•'•

106-

101 Obr. VI. 2

107 E [eV]

Spektrum neutronů modelové situace 2. a - referenční spektrum, b - vypočtené spektrum

123

I IV

IB1

m'10'-

I5

E[eV] 10'

Obr. VI. 3 Spektrum neutronů modelové situace 3. a- referenční spektrum, b - vypočtené spektrum

100-

Dn

ra Ml

5

124

M

»5

20

25 X [cm!

30

Obr. VI. 4 Hloubková distribuce časticové dávky od neutronu O Q v* fantomu pro modelové situace 1 až 3.

1 I I

On, g [V.]

Modelová situace:

_ ,Obr.

VI. 5

5

«

15

20

25 X [em]

M

Hloubková distribuce dávky od sekundárního záření gama Dn, g ve fantomu pro modelové situace 1 až 3.

D byla získána z údajů detektorů záření gama /tab. VI. 4 a VI. 6/ po opravě na příspěvek od neutronů /viz tab. V. 2/. Tento příspěvek představoval u modelové situace 1 25 až 30 % u situace 2 10 až 15 % a u situace 3 asi 4O % naměřené hodnoty

V

Hodnoty dávek uvedené v tab. VI. 15 /vyjma 5 n a 5 / se vztahuji k povrchu přivráceném ke zdroji a mají tedy význam MD. Procenta uvedená u jednotlivých veličin v tab. VI. 15 jsou relativní chyby vztažené k referenčním hodnotám /viz tab. VI. 1/. Spektra neutronů vypočtená na základě údajů sady aktivačních detektorů /tab. VI. 14/ byla použita i při výpočtu dávky od neutronů na základě indukované aktivity Na v instalovaném fantomu obsahujícím NaCl /tab. VI. 2/. Pro vypočtená spektra byla určena střední pravděpodobnost záchytu neutronů £ , stanoveny konverzní faktory D o a 5 o t j * Povrchová resp. střední časticová dávka vztažená na jednotku fluence. Na základě vztahů:

4,086.10 32 D^ - 4,O86.1O 32

*Na

pak byla určena maximální povrchová dávka D_ a střední dávka 5 /tab. VI. 16/. n n

125

Tab. V I . 1 5 : Veličina

Modelová situace

1

2

3

1,10-1,8 t

0,64-4,5 %

0,25+4,2 %

3,1+29,2 t

2,1-16,O t

2,l+2O,6 %

O,80+0,3 %

0,63+14,5%

11,3+2,7 %

2,81-3,1 %

0,43-12,2 %

1,30-19,2 %

0,02+11,1 %

0,01+60,2 %

0,01+49,2 %

0,05-21,9 %

0,02-28,6 %

0,01-38,3 %

Dn/FN/ [by] /0,l MeV < E n /

2,94-3,6 %

0,45-4,2 %

1,60-20,0 %

Celková dávka neutronů D_ |Gy| n L. J Faktor neuniformity neutronů

3,07-1,9 %

0,48-4,0 %

1,60-20,0 %

fn (YJ

33,3+6,5 %

33,4-2,4 %

4,5-11,8 %

gama D fc p3y]

4,17-1,9 %

1,12-4,3 %

1,87-16,5 %

0,99+3,1 %

0,49-15,5 %

0,25+19,0 %

0,93-4,1 %

0,13-7,9 %

0,91-5,6 %

Celková dávka záření

gama D \pYj Faktor neuniformity

záření gama f (Y] Střední energie neutronů

E"n |Gyl L. J Tkáňová kerma neutronů

K n LfGyl J Dávka tepelných neutronů

D„/TN/ [by] / E n < 0 , 5 eV/ Dávka intermediálních neutronů

Dn/IN [by] /0,5 e V < E R < 0,1 MeV/ Dávka rychlých neutronů

Celková dávka neutronů a zářeni Střední dávka záření gama

°g C6ý] Střední dávka neutronů 5

n M

Tab. VI. 16: fi. situace

1 2 3

126

Doxl015

k

[Gym?]

O,22 O,21 0,18

1,55 1,07 7,08

B- o xio 1 6 2

[cym ] 4,81 3,O0 42,92

D

w n

3,10 0,52 2,04

D

n

W 0,96 0,15 1,07

D /D (R) n n

O,99 0,96 0,98

V*n í» 0,99 0,93 0,88

V případě vybavení typu C jsou v závěru druhé etapy hodnocení k dispozici nejen velmi přesné odhady maximálních a středních dávek získané na základě osobních dozimetrii /TU), filmový dožimetr, Si-dioda, DSW , havarijní neutronový dozimetr/, instalovaných systémů /sada aktivačních detektorů, fantom/, nýbrž i ťídaje o distribuci dávky v objektu, /Tab. VI. 11, 13, 15, 16/. V tomto případě mohou dozimetričti specialisté ze získaných informací přijímat potřebná rozhodnutí a ve spolupráci s lékaři - specialisty dospět k potřebným závěrům ve smyslu třídícího schématu /kap. IV.5., pozn. 44., 47., 48., 49./. Závěrem ke II. etapě hodnocení lze říci, že i při minimálním vybavení dozimetr y /typ A/ lze získat odhady střední dávky Ď n /5 / s chybou charakterizovanou faktorem max. 2. Je však nutno zvážic, jak již jsme zdůraznili v úvodu této kapitoly, reálnou i reálně možnou situaci při radiační nehodě. Vybavení osobními dozimetry by nemělo být samoúčelné, je třeba vycházet z možností jednotlivých systémů, na druhé straně však je třeba zajistit takové vybavení praeovišt /nemusí jít jen o osobní dožimetry, na řadě míst může hrát významnou roli instalovaný systém/, aby se v případě radiační nehody k požadované informaci včas a v potřebné míře komplexně dospělo. Tam, kde existuje riziko ozáření přímým svazkem zdroje, klademe důraz na požadavek alespoň 2 dozimetrů na obvodu těla. Z tohoto hlediska se nám jeví systém dvojice TLD+Si dioda na prsou /břichu/ a zádech jako plně vyhovující. Toto vybavení však nebudeme požadovat tam, kde by např. Si-dioda s prahovou citlivostí kolem 0,1 Gy nikdy dávky neregistrovala,jako např. při běžné práci s radionuklidovými zdroji neutronů. Rovněž aktivační detektory lze v důsledku nízké citlivosti a velké závislosti na časovém faktoru /délka a čas ozáření, poločas radioaktivní přeměny/ ťičelně využít pouze u silných zdrojů,jako jsou experimentální reaktory a kritické soubory. Na řadě pracovišt by se mohly uplatnit albedo - dozimetry, které jsou v CSSR ve stadiu výzkumu. Výhodou tohoto typu dozimetrů je menší závislost úctaje na orientaci osoby. Relativní nevýhodou je velká závislost na tvaru neutronového spektra. Albedo-dozimetr lze použít i tam, kde jsou neutronová spektra málo proměnná a předem známá. Vybavení typu B, s nímž se počítá v celostátní dozimetrické službě,jak bylo ukázáno,poskytuje v kombinaci s měřením indukovaných aktivit uspokojující odhady maximálních a středních dávek. Pro analýzu distribucí dávek však je jej třeba v případě radiační nehody doplnit informací o spektru neutronů,získanou z instalovaného systému nebo rekonstrukce nehody.

VI. 4

III. ETAPA HODNOCENÍ

Podobně jako při přípravě rozhodovacího schématu, dospěli jsme k závěru, že průběh této etapy je natolik speciální záležitostí, že nelze provést demonstraci postupu specialistů, která by měla obecnější platnost, činnost v této etapě bude zaměřena na analýzu informací získaných v I. a II. etapě ve smyslu zpřesňování odhadů a na rozhodování, pokud jde o geometrii ozáření objektu , podíl jednotlivých složek záření a z toho vyplývající radiobiologické důsledky. Bude prováděna konfrontace dozimetrických analýz s klinickým stavem postižených apod. K rozboru řady těchto otázek se necítíme kompetentními. Hlavním smyslem VI. kapitoly byla demonstrace stavu čs. dozimetrie ve vztahu k potřebám vznikajícím při reálně předpokládatelných radiačních nehodách se zdroji neutronů.

127

VI. 5.

LITERATURA

Adams N., Dennis J.A. /1969/: Report AERE-R 6OO8, Harwell Alsmiller R.G., Barish J. /1974/: Health Phys., 26, s. 13 Delafield H.J., Dennis J.A., Gibson J.A.B /1973/: Report AERE-R 7485, AERE-S 7486, AERE-R 7487, Harwell Dennis J.A., Smith J.W., Boot S.J. /1967/: V "Neutron Monitoring", IAEA, Vienna, s. 537 Enz R.W., Murphy L.H. /1973/s Health Phys., 24, s. 53 Kraj tor S.N. /1979/: "Dozimetrl ja pri radioeionnych avari jach". Atomizdat, Moskva Kubečková J. /1978/: Stanovení dávky od neutronů na základě měření celotělové indukované aktivity sodíku. Kandidátská disertační práce FJFI ČVUT, Praha Kubečková J., Prouza Z. /1977/: Referát, VIII. radiohygienické dny, Medlov Kubečková J., Prouza Z. /1978/: Radioizotopy, 19, s. 651 Kubečková J., Prouza Z. /1979/: Radioizotopy, 20, s. 1. Prouza Z., Bučina I., Neruda O. /1977/: Referát c. 50. Symp. "Nové metody individuální dozimetrie", Hradec Králové Prouza Z., Kubečková J., škubal A. /198O/: Stanovení neutronových dávek výpočtem a měřením na humánním fantomu. Výzkumná zpráva, FJFI ČVUT, Praha Prouza Z., Nikodémova D., aj. /1978/: Jaderná energie 24, s. 213 Prouza Z., Spurný F., aj. /1979/: Výzkumná zpráva (Jbz ČSAV 5O/79, Praha Spurný F. /1976/: Jaderná energie 22, s. 19. a 49 Spurný F., Turek K., aj. /1977/: Referát, VIII. radiohygienické dny, Medlov Trousil J., Singer J., aj. /1979/: v "Advances in Radiation Protection Monitoring", IAEA, Vienna, s. 21

128

Přílohy ke kapitole VI.

I ID

Příloha VI.I.

Maxwellova metoda

V případě radiační nehody u štěpných 'zdrojů neutronů lze s úspěchem využít k odhadu maximální dávky od rychlých neutronů na povrchu těla tzv. expresní nebo Maxwellovu metodu /Adams, Dennis, 1969/. Její princip je následující: - reálné spektrum rychlých neutronů se aproximuje Maxwellovým rozdělením energií. Např. neporušeni štěpné spektrum uranu 0 má v tomto rozdělení střední energii Ě - 1,96 MeV; - vezmou se dva aktivační nebo štěpné detektory s rozdílnou energetickou závislostí účinných průřezů dané reakce v oblasti rychlých neutronů; - z naměřené aktivity se pro oba detektory vypočte fluence neutronů /Prouza a kol., 1979/:

(J) |_m J

kde a je aktivita příslušného detektoru ľBqlna 1 jádro odpovídající fluenci <£, Ó L m J je efektivní účinný průřez dané reakce pro aproximované spektrum /neporušené štěpné spektrum s Ě : 1,96 MeV/ a A [_s~ J je konstanta radioaktivní přeměny radionuklidu vzniklého danou reakcí; - pomocí <|> se odhadne dávka D : D

kde D

n

"

D

o ' #

—15 2 = 3,168.10 Gym je konverzní faktor, tj. časticová dávka v 57. elementu

Snyderova fantomu vztažená na jednotkovou fluenci, pro spektrum s E • 1,96 MeV. Výpočet je proveden za předpokladu, že detektor je na straně přivrácené ke zdroji neutronů, tzn. v případě známé a příznivé orientace osoby; v jiném případě je třeba postupovat obdobně, jako je uvedeno v kap. VI.l.,tj. získat informace o orientaci a pomocí dalších systémů ocenit faktor neuniformity ozáření; - v důsledku rozdílné závislosti Ô/E/ obou použitých detektorů lze z poměru dávek 1 2 D n a D n stanovených jednotlivými detektory usuzovat na střední energii reálného spektra neutronů Ě" a pomocí ní korigovat odhadnuté dávky. Stanovení těchto hodnot se provádí interpolací z předem vypočtených funkcí /viz obr. VI.I.1., VI.I.2./: D n —5-

D

-

f /E/

n

a

n

- f /E/ ;

«£

- nejčastěji užívanou kombinací detektorů jsou dvojice: síra a indium, síran a sodík. První dvojice pro štěpná spektra poněkud podhodnocuje interpolovanou hodnotu D n a naopak dvoj ice síra - sodík tuto hodnotu nadhodnocuje. Pro indium /reakce 1X In/n,n'/ 1 1 5 m In/ a síru /reakce indukovanou aktivitou / 11 1 55I n , 3322P / a dávkou dán vztahy:

32

S/n,p/ 3 2 P je vztah mezi

D n /In/ - 4,224.1O18 D n /S/

. 9,421.10 20

a

S

[Gy]

kdy a I n a a g jsou aktivity/vztažené v těchto i dalších vztazích na jedno jádro/odpovídá jící příslušné fluenci neutronů fBqi

131

V případě sodíku je situace poněkud komplikovanější. Reakce Na/n, 7 V Na není prahová a při odhadu dávky je třeba od naměřené celotělové aktivity Na odečíst příspěvek neutronů s energií pod 10 keV. Další komplikací je, že detektorem je zde celé tělo /viz kap. V.2.1/. Pro a ^ platí obecně vztah: a

Na=

kde K je konstanta charakterizující rozměry a tvar objektu, koncentraci sodíku v objektu a podíl makroskopického účinného průřezu reakce Na/n, y I Na k totálnímu makroskopickému účinnému průřezu, c, je funkce pravděpodobnosti záchytu neutronů energie E v objektu, A konstanta radioaktivní přeměny/ A.N a - 1,2836.1O~ s/f0(E) je fluence neutronů energie E dopadajících na objekt. Principiálně je možné odhadnout dávku od neutronů i na základě měření indukované 24 aktivity Na v krvi nebo v krevním séru. Převod mezi aktivitou stanovenou celotělovým měřením a aktivitou naměřenou ve vzorcích krve / zpravidla se měří 5 ml krve ve studnových scibtilačních detektorech/ je dán poměrem hmotnostních zlomků sodíku: /1,5 g Na na 1 kg hmotnosti člověka/ : /1,91 g Na na 1 kg krve/, tj. 1:1,27. V úvahu je třeba vzít poměr citlivosti použitých studnových detektorů a citlivosti celotělového detektoru /Kubečková, Prouza, 1978, 1979/. Experimentálně nebyla tato metoda v ČSSR ověřena, není zde proto interpretována a další úvahy se týkají celotělového měření aktivity. Pro fantom typu BOMRB a frontální ozáření tohoto fantomu širokým sva;:kem neutronů platí /Kubečková, Prouza, 1978, 1979/ K = 1,906.10

m /vztaženo na 1 jádro/rov.5//.

Experimenty a teoretickými výpočty /Prouza a kol., 1979, 1980, Kubečková, Prouza, 1978, 1979/ bylo ukázáno, že pro štěpné zdroje lze pro a- jBg] napsat aproximativní vztah: a13a « 2,4471.1O~33 /0,243

0

m

+ 0,272 0 ^

+ 0,173 0 ^ /

/6/

kde 0 T N , 0 I N a 0 F N jsou fluence tepelných neutronů /E.f<0;0,4 >eV/ aproximovaná Maxwelovým rozdělením energií neutronů, intermediálních / E £ < 0 , 1 2 eV, 1O keV>/aproximovaná Fermiho rozdělením a rychlých neutronů /E >10 keV/ aproximovaná Maxellovým rozdělením /střední energie Ě=l,96 198 Jestliže jsou k dospozici např. aktivity Au stanovené pomocí Au a Au+Cd detektoru /viz příloha VI.11/, můžeme z rovnice /6/ odečíst podíl tepelných a intermediálních neutronů na celotělové aktivitě Na a určit aktivitu a dávku odpovídající rychlým neutronům ' : afJa / kde

> 1 0 keV/ = 4,233.1O"34 0

[BgJ

0 je příslušná fluence neutronů /viz rov. 1/: D n / N a / = 7,483.1O18

ajja/ > 10 keV/ [cy]

V případě jiných typů primárních zdrojů než jsou štěpné 2droje, nelze Maxwellovu metodu přímo použít, nicméně lze odhady dávek provést pomocí charakteristik primárního zdroje.

+/ Pochopitelně, že veli£inu a N a / > 1 0 keV/ mfiíeoe získat pomocí odezev jakéhokoliv detektoru tepelných a intermediálních neutronO.

132

Rov. /3/, /4/ a /8/ pro 14 MeV - neutronový generátor lze např. přepsat ve tvaru:

D n /S/

2O

- 6,5O3.1O 2Oaa s 1

Dn/Na - 4,O12.1O \ a pro

/»/

M

D n /In/

[Gy]

/10/

[Čy]

/li/ - 0,077,

7,589.1O"15 Gym 2 ,

- 6,94.1O~ 3O m 2 ,

MeV/ - 2,O8.1O~29nt2.

0.1 Ě [MeV]

Obr. VI. I. 1: Závislost poměru dávek stanovených na D /Na základě měření sodíku a síry ^ igi a poměru reálné dávky D n k dávce D /Na/ na střední energii neutronového spektra

133

0.1

0.1 I [MeV]

Obr. VI. I. 2: Závislost poměru dávek stanovených na D /In/ základě měření india a síry D y s y a poměru reálné dávky D n k dávce D n /In/ na střední energii neutronového spektra K

134

Příloha VI.II.

Interpretace odezvy detektorů tepelných neutronů

122

V důsledku pružného rozptylu neutronů, zejména na jádrech vodíku, obsaženého v biologické tkáni, dochází k jejich zpětnému úniku z ozařovaného lidského těla. Tyto zpětně rozptýlené neutrony, tzv. neutrony albeda, zvyšují odezvu detektoru umístěného na povrchu těla přivráceném ke zdroji. Interpretace odezvy pak zvláště v případě tepelných a intermediálních neutronů, může být chybná, nevezme-li vliv albeda v dváhu. Při ozařování lidského těla íirokým rovnoběžným svazkem tepelných neutronů se vrací zpět 80 % dopadajících neutronů;s růstem energie dopadajících neutronů se hodnota albeda snižuje. Detektor tepelných neutronů však neregistruje jen zpětně rozptýlené tepelné neutrony, nýbrž všechny neutrony moderované v lidském těle a pak z něho zpět rozptýlené jako tepelné. Podobně detektor tepelných neutronů na odvrácené straně těla registruje nejen tepelné neutrony, které .vystupují z těla /v těle moderované neutrony dopadající na přivrácený ke zdroji povrch těla jako rychlé nebo intermediální, případně tělem prošlé tepelné neutrony/, nýbrž i tepelné neutrony dopadající na odvrácený povrch těla v důsledku rozptylu neutronů zdroje v okolním prostředí. V řadě případů /nestíněný štěpný zdroj, 14 MeV generátor/ má pole tepelných popř. i intermediálních neutronů uvnitř malých ozařoven víceméně izotropní charakter. Např. pro spektrum uvažované v modelové situaci 1 tvoří v těle zpětně rozptýlené neutrony detekované na přivráceném povrchu objektu jako tepelné více než 150 % hodnoty fluence na tělo dopadajících tepelných neutronů; podobně je detekováno v tomto případě o 40 % více intermediálních neutronů. . Čím méně je v primárním spektru tepelných neutronů, tím vyšší bude podíl neutronů albeda na odezvu detektoru tepelných neutronů. Např. v modelové situaci 3 jsou z celkové fluence neutronů ve volném prostoru v místě objektu asi 4 % tepelných neutronů pocházejících z rozptylu primárních neutronů v okolí. Detektor tepelných neutronů na povrchu objektu přivráceném ke zdroji však vykáže odezvu, na níž se budou ze jména podílettepelné neutrony pocházející z jnoderace rychlých neutronů v objektu a ze zpětného rozptylu těchto zpomalených neutronů. Hodnota jejich fluence se bude pohybovat kolem 20 % fluence dopadajících primárních neutronů. Existují různé výpočetní postupy /Alsmiller, Barish, 1974, Dennis a kol., 1967/ pro stanovení spektra neutronů albeda, jejich aplikace však vyžaduje informaci o spektru dopadajících neutronů / Xubecková, 1978/. Analýzou experimentálních výsledků a teoretických výpočtů však lze ukázat /Prouza a kol., 1978, Spurný a kol.. 1978/, že v případě ozáření objektu širokým rovnoběžným svazkem lze na přivráceném povrchu pro odhad podílu neutronů albeda na odezvě detektoru tepelných a intermediálních neutronů v prvním přiblížení /bez znalosti detailní spektrální informace/ použít vztahů: 0^,/P/ * 1,80 0^/FS/ + O,250 IN /FS/ + 0,08 fl 0 I N /P/ * 1,30 0 I N /FS/ + O,O5 0PU/FS/ Fluence označené "FS" se vztahují k ozáření ve volném prostoru, fluence označené "F" k ozáření na objektu. Pro úplnost uvádíme, že pro rychlé neutrony platí vztah 0 ™ / F / * 1,1 0__./FS/, což znamená, že v případě rychlých neutronů není třeba korekci na albedo provádět.

136

Jestliže z odezev detektorů mane k dispozici hodnoty 0 T N /F/ . můžeme počítat ze vztahů /I/ a /2/ 0 T O /PS/ a 0^,/^/ za předpokladu, 2e dosadíte 0ou/F/ = 0_,/FS/. Tímto způsobem lze korigovat např. údaje získané Au a Au+Cd detektory, kdy 0™,/*"/ bylo stanoveno pomocí síry, Si-diody apod., pokud ovšem je prokázáno, že detektory byly na přivrácené straně objektu. Experimentálně je nejjednodušší postup ocenění podílu neutronů albeda založen na samoabsorpci neutronů v zlaté fólii. V Harwellu /Delafied a kol., 1973/ používají dvou 50 um Au-fólií oddělených Cd-filtrem. Pomocí GM-detektoru měří četnost emito198 vaných Částic beta A u samostatně na každé straně obou fólií. Získají se čtyři rovnice pro čtyři neznámé fluence tepelných /0^-dopadající, 0^-zpětně rozptýlenou/ a intermediálních /í-,, 0 j N / neutronů, z nichž mohou hodnoty fluence zpětně rozptýlených a dopadajících neutronů být přímo vypočteny. Metoda však předpokládá umístění alespoň dvou sad detektorů na těle /stanovení orientace osoby v poli záření/. Modifikovali jsme tuto metodu pro čtyři fólie Au /tlouštku 35 ^um/ v jednom detektoru vždy dvě oddělené Cd filtrem /O,6 mm/. Tímto způsobem lze měřit aktivitu indukovanou ve zlatě i pomocí detektoru záření gama. V každé fólii dochází k samoabsorpci na ni dopadajících tepelných neutronů /rovnoběžný široký svazek/ s faktorem 0,99 a k samoabsorpci intermediálních neutronů /do 1 MeV/ s faktorem 0,52. Hodnoty výše uvedených čtyř fluencí se pak získají na základě měření četností impulsů čtyř zlatých fólií. Aktivita čtyř zlatých fólií a A u , číslovaných ve směru od povrchu těla, pro jednotlivá spektra jsou na straně přivrácené ke zdroji rovny: Tabulka VI. II. 1: Fólie

Modelová situace 1

2
3

xl 17

Au ° INI

1 2 3 4

1,64 1,52 1,27 1,74

O,42 0,40 0,35 0,50

0,33 0,31 0,21 O,34

Při srovnání hodnot aktivit v tabulce VI. II. 1 s hodnotami v tab. VI. 13. je třeba si uvědomit, že zde se neprovádí korekce na samoabsorpci neutronů v Aufólií ch, nýbrž tohoto efektu se právě k výpočtu fluence využívá. Z aktivit jednotlivých fólií se vypočtou fluence dopadajících a zpětně rozptýlených tepelných (0/TN/, 0R/TN/) a intermediálních(0/IN/ a 0 R / m ) neutronů a povrchové časticové dávky /pro 57. element Snyderova fantomu/ za předpokladu, že v tepelné oblasti se distribuce neutronů řídí Maxwellovým a v intermediální oblasti /do 1 MeV/ Fermiho rozdělením. Výsledky výpočtu jsou uvedeny v tab. VT. II. 2.

137

124

Tabulka VI. IX. 2: Modelová s i t u a c e i

0/TN/ R

0 /TN/

0/IN/ R

0 /IN/

0/IN/

Dn/TN/ D n /IN/

2

[m' ] 2

I?" ] 2

[m- ] 2

&" J M M

2

3

2,01. 10 1 4

4.62.1O

13

1.10.10

13

4,4O. 10 1 4

l,O9.1O

14

7.46.1O

13

S, 15. 10 1 4

2,02.1O

14

1,57.10

14

2,33. 1O 1 4

6,23.1O

13

5.88.1O

13

0,01



0,05

O,O1

O,O1

Z tab. VI. II. 2 je vidět, že hodnoty 0/TN/ i 0/IN/ získané tímto způsobem /byl Časově a materiálně náročnějším/ jsou ve velmi dobré shodě se zadanými hodnotami /tab. VI. 1/. Uvedený systém 4 fólií lze souSasně použít jako albedD dozimetr, tzn. z hodnoty 0/TN/ a 0 /TN/ lze odhadnout dávku od rychlých neutronů /Prouza a kol., 1978/. V případě moderovaných zdrojů v modelové situaci 1 a 2 tvoří 0 R /íN/ 4O až 50 % fluence rychlých neutronů ve spektru, v případě nemoderovaných spekter /spektrum v modelové situaci 3/ je 0 R /TN/ zhruba 15 až 25 % fluence rychlých neutronů. Jelikož konverzní faktory pro totální povrchovou /pro 57. element Snyděrova fantomu/ dávku rychlých neutronů jsou 5 až 20 krát vyšší než konverzní koeficient totální dávky pro tepelné neutrony /5,5 krát u spektra 1, 4,6 krát u spektra 2 a až 15,1 krát u spektra 3/, lze totální dávku od tepelných neutronů vynásobenou faktorem 10 u moderovaných spekter a faktorem 50 u nemoderovaných spekter považovat za rozumný odhad dávky od rychlých neutronů, který je v prvním přiblížení nezbytný pro třídění ozářených osob. Přitom spektrum 3 je extrémním případem; např. již pro neporušené štěpné spektrum je poměr konverzních koeficientů povrchová dávka - fluence menší než 7. Provederoe-li odhad dávky od rychlých neutronů uvedeným způsobem pro hodnoty 0/TN/ a 0 R /TN/ z tabulky VI. II. 2 a konverzní faktor D Q = 4,68.1O~16 Gym 2 , získáme hodnoty uvedené v tabulce VI. II. 3. Tabulka VI. I I .

3: Modelová s i t u a c e 1

2

3

Dn/FN/ /Gy/

3,OO

O,73

2,OO

D„/FN/ /D„/FN-R/ n n

0,98

1,55

1,OO

Velmi dobře souhlasí se zadanými hodnotami. /Dn/FN-R/ jsou referenční hodnoty dávky od rychlých neutronů z tab. VI. 1/. V praxi je tedy možné se rozhodnout pro jednu ze tří zde demonstrovaných alternativ:

138

125

- Čtyři, popř. dvě Au fólie oddělené Cd-filtrem, které umožní získat hodnoty dopadajících a zpětně rozptýlených tepelných a intermediálních neutronů; současně lze systému využít i jako albedo-dozimetru k odhadu dávky od rychlých neutronů. Tento postup je demonstrován v tabulkách VI. II. 2 a VI. II. 3. - Dvojice Au, Au+Cd, kdy se pomocí detektoru rychlých neutronů /Síra, Si-dioda, DSPF/ ocení podle vztahů /I/ a /2/ podíl neutronů albeda a získají se hodnoty 0/TN/, 0/IN/, /Dn/TN/, Dn/IN//j postup je demonstrován v tabulce VÍ. 13. - Jakýkoliv dozimetr tepelných neutronů /např. dvojice termolurainiscencních detektorů s různou citlivostí k tepelným neutronům/; podle typu zdroje se aplikuje postup odhadu dávky od rychlých neutronů na základě neutronů albeda /viz tab. VI. II. 3./. Ve všech případech je třeba při předpokládané neznámé orientace osoby v poli záření použít alespoň dvou systémů uložených na opačných stranách těla /břicho, hruS - záda/. Poslední postup je nejjednodušší, ale nejméně přesný, první postup je Sašově /i materiálově/ náročný, ale poskytuje nejvíce informací.

139