- \ZSO
F=EISIIK ABSTRAKT PŘIHLÁŠENÝCH REFERÁTŮ lil. CELOSTÁTNÍ SYMPOSiUM RADIOLOGICKÉ DOZIMETRIE
ABSTRAKT PŘIHLÁŠENÝCH REFERÁTŮ III. CELOSTÁTNÍ SYMPOSIUM RADIOLOGICKÉ DOZIMETRIE
10.-14. PROSINCE 1973
ď.
Akademik František Běhounek 27. 10. 1898
t 1. 1. 1973
Z A H A J O V A L I
P Ř E J A V
M.Rusáák; nanestnik federálneho miristra paliv a energetiky
V referáte sa poukazuje na rozvoj jádrovéj energetiky vo světe a v CSSR a dokumentuje sa pokrok d*. siahnutý při výrobe energie najraS vo vztahu k zaisteniu vyááej čistoty okoíia a minimálněj devaatáeie krajiny. Vedl'ajSim pť>duk",om výroby je velké rwiožstvo rádioaktívnych zdrojov ionizu júe n>ho žiarenia. Sú ukázané hlavné bezpečnostně prvky budovaných a projektovaných jádrových elektrární a jádrových teplirní v ČSSR, ktoré znížujú pravděpodobnost* rizika z úniku a vplyvu rádioaktívnych látok na okolí jádrových elektrární a jádrových teplárnl. Očakávaná najbližsia výstavba jádrových alektrárnl a jádrových teplárnl je dokusentovaná předpokládaným rozložením na území CSSR a zaradením týchto energetických zdrojcv do elektrizačněj sústavy. Množstvo rádioaktlvnych látok cirkulujúcich v týchto zariadeniach vyvolává potřebu perfektného kontrolného a bezpečnostného systému. ilvádzajú sa niektoré skutočnosti, kedy s postupujúcou výstavbou jádrových elektrární bude sektor Federálně ministerstvo paliv a energetiky jedným z oborov a najvSčšir počtom pracovníkov pracujúcich v prostřed! s ionizujúcim iiarenim a najvirc kontrolovaným sektorom potenciálně ohrozujúcim životné prostredio. Preto Federálně ministerstvo paliv a energetiky věnuje m&xiaálnu pozorncsť otázkám bezpečnosti jádrových elektrárni a rozvojů včetkýcb aeracích a kontrolných netód ionizujuceho žiarenia, ako i prístrojovej technike.
- 1 -
NĚKTERÉ ASPEKTY PROVOZU NEUTRONOVÝCH GENERÁTORŮ" K.Bárta; Katedra dozimetrie a aplikace ionizujícího záření PJPI ČVUT, Praha
Při provozu neutronového generátoru je jeho obsluha vystavena určitému zdravotnímu riziku jak externího ozářeuí, tak interní kontaminace. Hlavní potenciální nebezpečí představují neutrony, vznikající jadernou reakci urychlených nabitých částic s materiálem terčíku, záření X, provázející svazek urychlených Částic a tritium, uvolňované v terčíkové* prostoru generátoru. Při správném pracovnim režimu a konstrukci stínění představuji prvé dvě složky běžně přijatelnou míru rizika. Významným činitelem u generátorů otevřeného typu, vyžadujících občasnou výměnu terčíků, je možnost interní kontaminace personálu tritiem ve formě pevných radioaktivních částeček, uvolňovaných z povrchu terčíků, ťro posouzeni velikosti rizika z hlediska distribuče a lokalizace částic v dýchacích cestách je významným faktorem - kromě jiných parametrů, např. hustoty, měrné aktivity, rozpustnosti a celkové aktivity částic - jejich vtlikost a celkový počet. Bylo studováno uvolňování "horkých" částeček z povrchu tritium-titanových terčíků generátoru NA-2 v závislosti na manipulaci, době a způsobu jejich použití. Pomocí autoradiografické metody a přímým optickým měřením je zjišlováno celkové množství uvolňovaných částic a relativní zastoupení jednotlivých velikostí. Jsou diskutovány příčiny časového poklesu neutronového výtěžku, snižování mechanické odolnosti aktivní vrstvy terčíku a metodika uložení terčíků v obalech a manipulace s nimi. Na základě výpočtu byla odhadnuta průměrná hodnota aktivity připadající na jednu částici; dosazené výsledky potvrzuji odpadávání "horkých" částeček z povrchu jak použitých, tak doposud nepoužitých terčíků, přičemž výrazně převládají částice nejmenších, mikronových roaměrů.
-
2-
:' j :: •': j ] i i j .',*. =1 '1 \ \Á •) ! ') ;, '-\
RADÍOLfZA PLYNNÝCH SUfiSl METANU S JÓDEM B.Bartoníček,. J.fiednáf, Z.Schweiner; Ostav jaderného výzkumu, ftež E.Hladký; Výzkumný ústav energetický, Jaslovské Bohunice
Při systematickém studiu chování radiojódu v jaderných elektrárnách se zjistilOp že jednou z hlavních chemických forem radiojódu je metyljodid. Záchyt metyljodidu na používaných filtračních materiálech je neúplný, zejména při vysokých vlhkostech, což M n í problém metyljodidu zvláště závažným z hlediska radiační bezpečnosti. Osilí řady pracovníků je zaměřeno na vypracování matematického modelu, popisujícího s dostatečnou přesnosti proces vzniku metyljodidu v nejrůznějších provozních a havarijních situacích. Aby takový aodel umožňoval co nejpřesněji teoreticky předvídat množství metyljodidu vytvořeného za daných podmínek, musí vycházet z experimentálních poznatků o mechanismu vzniku metyljodidu a uvážit všechny faktory, které mohou jeho tvorbu ovlivnit. Tato práce poskytuje některé výsledky o radiační a pyrolytické tvorbě metyljodidu v systému metan - jód. Hlavními produkty rozkladu této směsi jsou metyljodid, jodovodík, vodík a etylón. Byla studována závislost hodnot G těchto produktů na poměru obou složek, dávkové rychlosti a teplotě v oboru £5 - 350°C. Současně byla zkoumána pyrolýza směsi metanu s jódem při tep.lotácu 150 - 450°C a sledována tvorba metyljodidu a jodovodíku. Na základě nalezených hodnot je navržen mechanismus radiolytického a pyrolytického vzniku hlavních produktů rozkladu.
CITLIVOST DOZIMETR8 A JEJICH ZESÍLENÍ J.Bednář; Ostav jaderného výzkumu, fiež
Velikost signálu X, vycházejícího z dozimetnckého systému. je dána rovnicí
G(X) = £ gi(J± (X), kde g- je normovaným výtěžkem primárních dějů a (ó . je faktorem vnitřního zesílení primárního signálu (výtěžku). Signál X, vycházející z dozimetrického systému, může být dále zesilován, takže platí G'(X) = # G ( X ) , kde X je faktor vnějšího zesílení signálu. V práci se diskutuje teorie primárního signálu g± a na několika případech se ukazuje charakter faktorů y> a 3C vnitřního a vnějáího zesílení.
PftlROZENÉ SORBENTY PRO RADIOjOD V 2IVOTN&1 PROSYftEDl
J.Beneš; Laboratoř radiologické dozimetrie ČSAV, Praha
Koloběh radioaktivních látek v biosféře lze pozorovat ve všech stupních ekologické pyramidy a u véech radioaktivních litek. Jejich polryb jči různě rychlý, což závisí na interakci mezi nimi a prostředím, kterým prostupují. Pohyb se zbrzdí zejména při styku se sorbenty, které mají pro daný radionuklid specifické účinky. Tato práce se zabývá problematikou přirozených sorbentů pro radiojód, vyskytujících se v biosféře. Jsou uvedeny dosavadní znalosti o sorpci radiojódu v různých stavech hmoty a v reho různých chemických formách na přirozených sorbentech, se zaměřením na podmínky ovlivňující sorpci a na mechanismy záchytu* Pozornost se věnuje i možnostem praktického využití přirozených sorbentů pro čištění vzduchu od radiojódu a při dekontaminačních procesech u kapalných odpadů a přirozených vod. S ohledem na šíření radiojódu v životním prostředí jsou shrnuty experimentální výsledky, týkající se chování a pohybu radioaktivních izotopů jódu v půdách. Pozornost je zaměřena hlavně na faktory ovlivňující sorpci jódu, na určení složek, působících jako přirozené sorbenty pro radiojód v tomto prostředí a na mechanismy probíhajících procesů.
CHOVAMIE PRODUKTOV ST IE PĚNI A V XVAPALfíOM Na A Ar A MOŽNOSTI
ICH DETEKCIE NA RYCHLOU REAKTORE J.Blažek* J.Kopec; Výskuaaý ústav energetický, Jaslovské Bohunice
V referáte sú diskutované problémy radiačnej bezpečnosti rychlých reaktorov, najma s ohfadom na aktivně štiepenie a korózne produkty. Je podaný přehled súčasného stavu znalostí o nožných zdrojoch aktivity, ich chemických formách a transportnoot chovaní v sodíku privárneho okruhu a v okruhoch inertného plynu. V d&láej časti sú rozobrané možnosti detekcie příměsi v sodíku z hl'adiska potrieb technologickéj kontroly. Na závěr je načrtnutý přístup EGG k riešeniu problematiky chovania a transportu aktivity v systéme Na-Ar.
- 6 -
PfiEFODNÍK MALÝCH STEJNOSMĚRNÝCH PROUD0 NA ČETNOST IMPULSŮ S VELKÝM DYNAMICKÝM ROZSAHEM J.Brabenec; Tesla, Výzkumný ústav přístrojů jaderné techniky, Přt myšlení
Přístroj je určen k převodu vstupního kladného proudu v rozsahu 10* A až 10" A na četnost uniformovaných impulsů. Převodní koeficient je 10 irap.s~~.A . Výstupní četnost impulsů může být opracována libovolným číslicovým zařízením. Převodník je vhodný zejména tam, kde je nutné raěřený proud ve velkém rozsahu vyhodnocovat současně nékolika způsoby (např. absolutní hodnota, rychlost změn, poměrná odchylka apod.), případně tam, kde je nutné přenášet údaje na větší vzdálenost. Základ přístroje tvoří integrační zesilovač a transistorem MuS PET na vstupu. Velikost náboje, přiváděného vstupním proudem na integrační kapacitu, je kontrolována hladinovým obvodem. Dosáhne-li přivedený náboj určité hodnoty, je odveden rychlým vybíjecím obvodem. Posloupnosti vybíjejících impulsů je současně určena výstupní četnost.. Výstupní impulsy o délce cca 80 ns mají napětové úrovně odpovídající negativní TTL logice.
- 7 -
K PROBLEMATICE ENERGETICKÉ ZiV.ISI.OSTI OSOBNÍCH DOZIMETRU I.Bučina; Katedra.lékařské fyziky a nukleární medicíny LFH UK, Praha
Problematika energetické závislosti osobních dozimetrů pro zářeni gama nebo záření rentgenové při práci se zdroji ionizujícího záření bývá většinou ztotožňována s problematikou energetické závislosti dozimetrů, určených pro velké skupiny obyvatelstva, ohrožené nekontrolovanou jadernou reakcí při havárii nebo výbuchu. Splněni požadavku na úplnou energetickou nezávislost osobních dozimetrů v klasickém pojetí je u nových typů dozimetrů nemožné anebo pro složitost kompenzace jejich závislosti příliš technicky i ekonomicky náročné. Vznikají proto pochybnosti, jakým způsobem energetickou závislost definovat a jaké odchylky od nezávislosti u dozitsetrů. pro jednotlivé ^způsoby použití připouštět. Bylo proto navrženo nové pojetí energetické závislosti pro záření gama, ve kterém se v prvé řadě neklade požadavek, aby pro fotony různých energii byl stejný poměr odezvy dozimetru k expozici, působené těmito fotony, jako při klasickém pojetí, ale požaduje se, aby byl co možná konstantní poměr odezvy dozimetru k dávce, případně dávkovému ekvivalentu, působené v celém těle nebo v kritických orgánech osob, vystavených zářeni za podmínek, pro které je doziaetr určen. Fro jednotlivé veličiny, charakterizující pole a účinky fotonů, jsou zavedena jejich spektrální rozděleni a uvažují se typické situace, které z hlediska spektrálního rozděleni nohou nastat: známé v čase neproměnné spektrum, neznámé neproměnné spektrum, neznámé proměnné spektrum a kombinace několika známých spekter v neznámém poměru. První dva případy mohou nastat při některých pracích s ionizujícím zářením a jsou z hlediska řešení dozimetru jednoduché. Třetí případ je typický pro centralizovanou dozimetrickóu službu pro pracující s ionizujícím zářením a jeho řeáení je technicky nejnáročnější . Poslední případ, jak je ukázáno, je typickým pro osobní dozi-
- 8 -
metrii velkých skupin obyratelštva, ohrožených nekontrolovanou jadernou reakcí. Se zvláštním ohledem na tento případ byly odvozeny vztahy, které obecné vyjadřují odchylky od energetické závislosti při jednotlivých typech spektrálního složení dávky a pro jednotlivé nezní případy definice dávky, jako je dávka na povrchu těla, dávka pod povrchem a aproximovaná celotšlová dávka v případě jedné interakce fotonu a v případe úplného pohlcení jeho energie. Dávky odpovídající jednotkové expozici byly vypočteny pro fotony s energiemi od 10 keV do 10 lleV. frčelnost nového pojetí je demonstrována aa případě osobních dozimetrů pro nekontrolovanou jadernou reakci. Energetická spektra, pro kt
1 'Ú
- 8-
ZHODNOCENI TOMOGRAFICKfCH VLASTNOSTI SCINTILA&il KAMERY I.Bučina, U.Mikušová, J.Zimák; Katedra lékařské fyziky a nukleární medicíny LFH UK, Praha
Použití scintilační kamery v nukleární medicíně otevřelo nové možnosti ve statické i dynamické scintigrafii. Snaha o nahrazení obrazu, který by nebyl pouhým, průmětem distribuce radioaktivní látky v organizmu, ale zobrazoval přednostně určitou vrstvu, ležící v jisté vzdálenosti od zobrazovacího detektoru, vedla ke konstrukci tomografickó scintilační kamery s pozitronovou kolimací a tomografické scintilační kamery s rotujícím koliraátorem 6 lůžkem. Základní vlastnosti scintilaČních kamer, zejména jejich rozlišovací schopnost a metody jejího stanovení, jsou dobře popsány. Objektivní hodnocení tomografických vlastností kamer je však zatím v počátcích a existují pochybnosti o jejich praktickém významu. Byl proto učiněn pokus navrhnout metody hodnocení tomografické rozlišovací schopnosti scintilační kamery a vyzkoušet k tomu klasické způsoby i vyjádření pomocí modulační přenosové funkce. Navržené metody jsou použity ke zhodnocení tomografické rozlišovací schopnosti scintilaČních kamer. Současně jsou popsány i jejich další vlastnosti, které byly experimentálně stanoveny.
- 1 0-
i í
j I
í 'i
ii
VYUŽITI BODOVÝCH EXPOZIČNÍHO PfiÍKONU
G K VYTVOflENl POll S MALÝMI VARIACEMI
I.Bučina, F.NiČek; Katedra lékařské fyziky a nukleární medicíny LFH UK, Praha
Vytvoření polí s malými variacemi expozičního příkonu má zásadní význam v metrologii ionizujícího záření při ověřování Uozimetrických přístrojů a detektorů, v r&ciiobiologii při ozařování experimentálních souborů laboratorních zvířat a jinde, kde se požaduje malá změna expozičního příkonu - působeného zářiči gama se vzdáleností. Podobné problémy jsou při vytváření pele elektronového 'nebo neutronového záření s malou závislosti na poloze. Vytvoření pole s malými variacemi pomocí jediného zářiče je možné jen ve velké vzdálenosti od zdroje záření a klade proto velké nároky na aktivitu zářiče, na prostor i na stínění. Realizace homogeního pole pomocí tyčových zářičů je ekonomicky výhodná jen u polí poměrně malých rozměrů. Proto bylo navrženo realizovat pole s malými variacemi pomoci určitého počtu bodových zářičů, rozmístěných symetricky okolo středu nebo osy pole. Odhad vzdáleností, v nichž mají být zářiče rozmístěny, aby variace uvnitř pole zadaných rozměrů nepřekročily zadané maximální odchylky, je obtížný a proto byly vypočteny průběhy polí pro ředu symetrických konfigurací, u kterých je počet použitých zářičů snížen na minimum n které usnadní návrhy zařízení pro metrologii ionizujícího záření, radiobiologii i jiné účely.
il -
MOŽNOSTI A MEZE POUŽITÍ DETEKTORU tíe(Li) SE 400-KAWÍLOVfM AMLYŽlTORSH PRO SPEKTROMETRII ZÁftENÍ GAMA
^ ;
M.Burianová; Státní výzkumný ústav atateri4iu, Praha
Radioizotopová laboratoř SVOM řeší již po řadu let různé otázky opotřebeni součástí a materiálů v oboru strojírenství a využívá k tomu matod radioaktivních indikátorů; v poslední době je rozvíjena spektrometrie záření gasaa s polovodičovými detektory Ge(Li). Vysoká rozlišovací schopnost detektoru Ge(Li) dovoluje vyhodnocení radianuklidů s blízkými energiemi emitovaného záření gama, v materiálech strojních součásti aktivovaných v jaderném reaktoru (nepr. 59 F e a 6 0 Co, ^ Z n a 5 8 F e , 1 1 3 S n a 5 l Cr>, mé však za následek požadavek, eby spektrum bylo měřeno s použitím mnohakanálového analyzátoru při dostatečném počtu kanálů na každý sledovaný pík. PracoviStě SVÚM má k dispozici 400-kanáiový analyzátor s posut?em nuly až o 100 %, takže spektrum lze rozložit na 800 kanálů. Zesílením je možno upravit měřený rozsah energií tak, že se docílí až 1 keV/kanál, avéak pouze pro 0 - 800 keV. Zvýšením horního prahu energii stoupá počet keV na kanál a úměrné klesá počet bodů měřených v píku - až na cca 5 bodů pro energii Co. Je zřejmé, že vyhodnoceni píku o tak omezeném počtu bodů je zatíženo vyáéi statistickou chybou. Oba protichůdné požadavky - vysokou rozlišovací schopnost a dostatečný počet kanálů na měřený pík - lze splnit při použití 400-feanálového analyzátoru s předpělovým zesilovačem, který poskytuje několikanásobné rozšíření rozsahu energií výběrem určitého pásma z měřené oblasti. Je možno dosáhnout vyhovující hodnoty keV/kanál, omezené pouze maximálním zesílením, jehož výše je dána zesilovacími obvody zařazenými v měřicí soustavě. V praxi bylo ověřeno, že toto řešení je dobře použitelné v případech, kdy lze předem zvolit vybrané rozsahy energií používaných v průběhu celého dalšího řešení výzkumné práce. Při kvalitativním hodnocení celého spektra energii je však postup založený na přepí-
- 12 -
'* ;
r u
tel
náni nastavené základní hladiny pomalý a zdlouhavý. V toato saAru je onobakanálový analyzátor (např. o 4000 kanálech) nenahraditelný.
H
NEJVYŠŠÍ PfllPUSTNS RYCHLOSTI EMISE NĚKTERÝCH IZOTOPŮ KRYPTONU A XENONU Z JADERNÝCH ZAftlZENÍ F.Cejnar; Laboratoř radiologické dozimetrie ČSAV, Praha
Přípustné koncentrace izotopů plynných štěpných produktů v exhalátech jaderných zařízení úzce souvisí s hodnotou celkové expozice obyvatelstva ionizujícím zářením v okolí jaderných zařízení. Pro některé izotopy kryptonu a xenonu, které jsou hodnoceny jako zdroje vnějšího, případně i vnitrního ozáření organismu, jsou určujícím kriteriem pro stanovení jejich nejvyšších přípustných rychlostí emise z komína jaderných zařízení jejich objemové koncentrace v přízemních vrstvách atmosféry. V této práci je kvantitativně hodnocen vztah mezi těmito dvěma veličinami pro r&zné typy úniků za odlišných meteorologických situací, při proměnné vzdálenosti od místa jaderného zařízení a výšce jeho komína.
- 14 -
IT*
137
90
SÚVIS liEOZI PODIELdi C a / S r V RÁDIOAKTÍV1WHI SPADE A PODE ZA OBDQBIE 1964 - 1970 S.Ceupka, M.PetráSová; Krajská hygienická stanica, Bratislava
V důsledku pokusov s jádrovými zbraňami vzniká v atmosféře pri átiepeni uranových jadier velké množstvo rádionuklidov. Tieto rádionuklidy sa dostali nadzemnými vybuchni do stratosféry, odkial' sa vo forme rádioaktivneho spadu dostávájú do bioaféry. Zo vzniknutých rádiovuklidov majú najvačál význam 9 0 S r a 1 3 7 C s pre svoj dlhý fyzikálny polčas rozpadu a pre svoju rádiotoxicitu. 13? ' 90 Poměr Cs k Sr.je daný už pri ich vzniku v stratosféře. Tento poměr by mal byť zachovaný aj v rádioaktívnom spade a darej v p6de, kde sa tieto rádionuklidy kumuluju. Priemercé hodnoty obsahu Sr a i a i C s v rádioaktívnom spade a p6dc v rokoch 1963 až 1970 spad
Rok 90
Sr
[n.Ci.nr
2
137
13T
Cs
]
pdda Cs/90Sr
Sr
1963
20,89
28,24
1,3
-
1964
16,53
15,47
0,9
1 37
Cs
137
Cs/9OSr
-
-
188
241
1,3
1965
5,28
7,75
1,5
173
330
1.9
19S6
2,36
4,09
1.7
189
335
1,8
1SÚ7
0,45
0,71
1,6
171
422
2,5
196<3
1,44
2,10
1.5
324
325
1.0
1969
0,93
2,20
2,4
307
518
1.7
1970
1.12
2,43
2.2
203 +
392
1.9
+ do hltoky 5 cm
- 15 «
•A
90
1
fpci •kg" ]
f\ 147
nn
Poser A Cs k Sr • spade sa pohybuje v intervale 0,9 až 2,4 a v pdd« od 1,0 až do 2,5, Z tabulky vidieff, že je úzký súvís uedzx poserou Ca k Sr r spade a pode, hoc i icSi obsah v jednotliTých rokoch je rozdielny, £o zárisí hlavně od toho, že ich obsah • spade za uredene obdobie neustále klssá a v pdďe zasa následkon kuHulicie nierne stupa.
MfiRENl SPEKTRA RYCHLÝCH NEUTROn* SCINT1LAČNÍH SPEKTROMETREM í
»t-
F.Cvachovecj VA AZ, Brno
lí-
'A \\
• • i
Měření energetických spekter rychlých neutronů patři k obtížným úkolům jaderné spektrocetrie, nebol neutrony lze detekovat jsR prostřednictvím jaderných reakcí. V posledním desetiletí se značně rozšířilo měřeni pomocí organických scintilátorů, protože se podařilo potlačit vysokou citlivost neutronových detektorů s organickými sciatilátory k zářeni gama. Diskriminační obvod spektrometru, s nimž se měřilo, rozlišuje napělove impulsy podle jejich tvaru. Protože impulsy z fotonásobice odpovídujlcťscintilacím od záření gama mají kratší časovou konstantu než impulsy od neutronů, je možno tvarový diskrininátor nastavit tak, že neutronům odpovídají kladné výstupní impulsy a záření gama impulsy záporné. Kladnými impulsy se po ztvarování hradluje spektroraetrický vstup 400-kanélového amplitudového anályzetoru, do něhož jsou přivedeny analyzované impulsy z lineárního výstupu fotonásobiče. Účinnost diskriminace závisí při určitéa napětí na fotonásobiči na četnosti impulsů od záření gama a energetickém prahu. Při prahu 1 MeV a zatížení 10 -10 imp.s činil relativní průnik impulsu gama 10 -10 • Vyhodnocení apar&turního spektra se provádí na samočinném počítači. Spektrometrem byla měřena spektra Am-Be, ťu-Be a svazku jdoucího z kanálu jaderného reaktoru (výkon 1,5 kW).
- 17 -
SMĚROVÍ ZÁVISLOST DETEKČNÍ ÚČINNOSTI A DETEKČNÍHO PROftEZU
SCIMTIUCNlHO DETEKTORU U.Doložílek; VÁ AZ, Brno
Při některých dozimetrických měřeních s plošným zdrojem záření gama velkých rozměrů realizujeme plošný zdroj záření postupným systematickým přemisťováním jednoho bodového zdroje do různých bodů plochy, která odpovídá plošnému zdroji. Záření detekujeme nestíněným scintilačním detektorem, umístěným stabilně v dané výši nad daným místem plochy zdroje. Pro vyhodnocení naměřených hodnot četností impulsů je proto nutno znát směrovou závislost detekční účinnosti scintilačního detektoru v poli záření bodového zdroje. V případě, že mezi bodovým zdrojem záření a detektorem je silná absorpční vrstva, je třeba znát také směrovou závislost detekční účinnosti scintilačního detektoru v poli rozptýleného záření gama. Vedle úplné detekční účinnosti scintilačního detektoru £*(E) je vhodné znát pro vyhodnocení naměřeného impulsního spektra také detekční průřez scintilačního detektoru £(£). Byl sestaven program pro výpočet £-(E) a £(E) pro válcový scintilační detektor umístěný v polí bodového zářiče, v rovnoběžném svazku záření gama, v poli záření gama s izotropním směrovým rozdělením a v poli rozptýleného záření gama s Gaussovým směrovým rozdělením rozptýleného záření. Ve všech případech může být válcový scintilátor v poli záření libovolně nasměrován. Výpočty směrové závislosti £~(E, 6) a ě»(Ee 6) byly provedeny pro detektor Nal(Tl), ^ 40x25 mm a e* 40x40 ram. Přesnost výpočtu při dané hodnotě lineárního součinitele zeslabení £>(E) byla lepší než + 0,2%. To znamená, že chyba určeni £.-j-(E, e) a &ÍE, 9) je úínr- v podstatě chybou hodnoty
- IS -
PftENOS JEDNOTKY RENTGEN
A.Drábek; čs. netroiogický ústav, výzkumný odbor 25 v Praze Referát se zabývá problematikou stanovení a přenosu Jednotky rentgen zářeni gama v rozsahu expozičních rychlostí přibližné 1 mR.h až 1000 R.h . PřednáSÍ technické požadavky na potřebné etalony a otalonovó zařízení a rovněž metodiku přenosu Jednotky rentgen ze základních etalonů na etalony nižšího stupně. Jsou zde shrnuty zkušenosti a výsledky ze zavádění měrové návaznosti v oblasti etalonáže záření gama, ze vzájemného (mezinárodního) navazováni základních etalonů i z etalonáže 1. stupně. Hlavně Jsou diskutovány problémy, vznikající použitím různých metod měření nebo vyhodnocováni, přičemž podstata rozdílů ve výsledcích tkvi ve fyzikálních základech metod, dalším výzkumem upřesňovaných. Jsou uváděny příklady měření s různými detektory, v polích záření gama o různých spektrech a různé názory na vyčíslení některých opravných koeficientů. Jsou komentovány zkuSenosti se zaváděním některých mezinárodních předpisů (RVHP) v této oblasti. Dále referát komentuje zkuSenosti se zaváděním čs. instrukce pro ověřování eta1 trnových dozimetrů gama 2. stupně, která u nás odstraňuje mnohé nepřesnosti v měření Jednotky rentgen uplatněním jednotné metodiky navazování.
STANOVENI EXPOZIC ZÁftENÍ GAMA POMOCÍ DUTINOVÍCH IONIZAČNÍCH KOMOR
A.Drábek; Čs. aetrologický ústav, výzkumný odbor 25 v Praze
Referát obsahuje zhodnocení 3 velkých cyklů měření v letech 1971, 1972 a 1973 na expozičním zařízení se svazky záření gama do 10 R.h . Měření expozic bylo uskutečněno pomocí grafitových dutinových ionizačních komor v proudovém zapojení a zařízení k Townsendovu kompenzačnímu měření ionizačních proudů. E vytvoření svazků byly použity sady zářičů Co a Cs stejné konstrukce ítypu Harwell). Teoreticky se metoda stanovení expozic záření gansa pomocí dutinových ionizačních komor opírá především o Burlinovu obecnou teorii ionizace v dutině, která zejména umožňuje odvozeni vhodné korekce na poaér hmotnostních brzdných schopností vzduchu a grafitu. V referátu se odvozuje celkový vzorec pro výpočet expoziční rychlosti, který pro praktickou potřebu má tvar
kde
X I p.V &
je expoziční rychlost v anpérech na kilogram je naměřený ionizační proud v ampérech je hmotnost vzduchu o hustotě 0 ve vnitřním objemu komory v kilogramech* je sumární opravný koeficient
kde je Kj poaěc hmotnostních brzdných schopností grafitu a vzduchu K„ poměr hmotnostních součinitelů absorpce energie vzduchu a grafitu Kg oprava na absorpci záření gama stěnou komůrky K 4 opravný koeficient na rekombinaci iontů Kg opravný koeficient n& rozptyl záření držákem komůrky
- 20 -
I určeni expoziční rychlosti re svazku záření gama je tedy předevsla třeba v definovaném místě (reprodukovatelně nastavitelné vzdálenosti) naměřit ionizační proud a současně určit hmotnost suchého vzduchu uvnitř dutiny ionizační komory» Neméně náročným úkolem je určení všech potřebných opravných koeficientů. 7 současné době je celková nepřesnost měřeni v jednom referenčním bodě Cnapř. ve vzdáleností 1 a od středu zářiče) lepil ne£ - 2%. Zatímco nepřesnost experimentu uiky jednoduchosti měření a v neposlední řadě použitím automatického měření ionizačních proudů Townsendevou metodou klesla na přibližné - 0,5$, opravné koeficienty zatěiují absolutní měřeni větáí nepřesností. Stručně je podán i výsledek dlouhodobého sledování reprodukovatelnosti & přesnosti metody. Pro stručnost je předváděn především rozbor výsledků měřesí ex60 pozic záření gama Co v referenčním bodě 1 m, za předpokladu stabilniho spektra svazku, kontrolovaného jednokanálovým spektrometrem s krystalem NaJ(Tl) o rozměru 40 x 40 mm.
. - 21 -
ZAftíZENl S DEFINOVANOU HUSTOTOU TOKU TEPELNÝCH NEUTRONŮ
f
;
IM
J.Seda;
JTí
P.Dryák; Ústav pro výzkum, výrobu a využití radioisotopů, Praha Katedra dozimetrie a aplikace ionizujícího záření FJFI ČVUT, Praha
'
Pro účely kalibrace dozimetrů tepelných neutronů bylo v O V W R zkonstruováno zařízeni, založené na moderaci rychlých neutronů z Am-Be zdroje v moderátoru, tvořeném kombinací grafitu a polyetylénu. Jsou uvedeny základní parametry konstrukce a popis zařízení, ve kterém byla stanovena jak hustota toku tepelných neutronů, tak expoziční příkon, způsobený přítomným zářením gama. Hustota toku tepelných neutronů byla stanovena pomocí aktivace zlatých folií, expoziční příkon gama byl stanovován pomocí ionizačních komůrek, pro néž byla stanovována citlivost k tepelným neutronům. Je uvedeno porovnání kalibrace dozimetrů popsaným zařízením a kalibrace jiným zařízením s parafinovým moderátorem, a udána systematická chyba, ke které může docházet při kalibraci dozimetrů silně pohlcujících tepelné neutrony.
,, •* ; 8 :: ° •::ri i* ;, -"j c
' :„=' fj ) ]
i? -3
h
- 22 .-
li£gSHl OBJEMOVÉ AKTIVIT! DUSLÍCH RADIOAKTIVNÍCH AEROSOLŮ ZlfiBNÍ ALFA A BETA V.Dvořák;
Tesla* Výzkuaný ústav přístrojů jaderné techniky, PřeaySlení Praha
OWVR íů z tyléní, tak oku ek, vedece ká obl-
; Je provedeno porovnání znáaých typů radicaetrfi, určených k udřeni objemoré aktivity undlých radioaktivních aerosolů zářičů 'alfa a beta. Z hlediska tohoto porovnání a se zřetelem na optiaální technickou koncepci byl navržen a vyroben laboratorní vzorek radioaetru. Výsledky otářeni a základní parametry tohoto přístroje jsou v'referátu diskutovány.
ODHAD VLASTNI CHYBY PftíSTROJE Z MfifiENÍ STABILITY RADIOMETRff
T.Dvořák, O.Nováková; Tesla, Týzkumný ústav přístrojů Jaderné techniky. Přemyšlení Je provedena diskuse chyby měření dané statistickou fluktuaci a vlastni chybou přistroj®. Jsou porovnány různé testy, uvažované v praxi pro ovéření stability radioestru a navržen způsob dovolující přibližné stanoveni velikosti vlastní chyby přístroje. Je ukázána možnost omezeni 6i eliminace vlastni chyby přístroje volbou vhodných pracovních podmínek měřícího zařízení. Obecná diskuse bude doplněna několika praktickými případy.
HUSTOTY NEUTRONOVÉHO TOKU SPtf-DETEKTORY O.Erben, Ustav jaderného výzkumu, ftež Referát pojednává o měřeni hustoty neutronového toku SPH-detektory. Tyto detektory umožňují dlouhodobé kontinuální měření hustoty neutronového toku v aktivní zóně jaderného reaktoru. SPN-detektor pracuje jako konvertor neutron-olektron. Má obvykle tvar dvou koaxiálních elektrod, mezi nimiž je izolátor* Vnitřní elektroda-emitor, je-li čidlo umístěno v neutronovém to* ku - emituje elektrony, které jsou zachycovány na vnější elektrodě kolektoru. Vlastni čidlo je pak spojeno koaxiálním kabelem s měřicím přístrojem, který měří výsledný elektrický proud. Emise elektronu je bud způsobena fi -emisními jádry emitoru, která vzniknou absorpcí neutronů, nebo se využívá ^-záření z reakce (n, f ) na jádrech eraitoru, a interakce tohoto záření - fotoefekt a Cerapto* nův efekt - způsobují vznik elektronů, schopných uniknout z emitoru. Principu interakce vnějšího /ř-zářertí s atomy esítoru a ku elektronů, schopných opustit emitor, lze využít pro měření polí v jaderném reaktoru. V referátu jsou dále uvedeny základní charakteristiky používaných SPN-detektorů a rozbor podmínek pro jejich použití Cd r. 1869 se na reaktoru W R - S v OjV-ftei provádějí experimenty s těmito čidly, V referátu jsou popsány některé experimenty, rozbor podmínek měření a diskuse naměřených hodnot* V závěru referátu je zmínka o některých dalších nožných použitích tohoto čidla v experimentální reaktorové fyzice a v systému řízení a ochrany jaderného reaktoru.
- 25 -
TSRMOLUMIÍÍISCENCNÍ
DOZBiETR V CKLOSTÍTRI
OSOBNI OOZIHEŤRIS J.Féjtek, J.Trousil; Ostav pro výzkum, výrobu a využití radioisotopů, Praha Jsou uvedeny výsledky vývoje- teraoluainiscenčniho dozimetru pro celostátní službu osobní doziaetrie. V první části příspěvku předkládáme výsledky udřeni fyzikálních parametrů odečífcaclho zařízení Teledyne Isotopes 3 příslušenstvím, u něhož předpokládáme použiti v celostátní službě. Na základe statisticky zpracovaných výsledků měření je uveden zp&sob měření odezvy aluminofosfátových skel, který zajišluje dostatečnou přesnost a produktivitu měřeni. V druhé části práce jsou uvedeny dozimetrické charakteristiky aluninofosfátového skla„.změřené výše uvedenou metodou, jako je závislost odezvy na expozici, fading, možnost opakovaného použití a aazání odezvy. Zvláátní pozornost je věnována metodice kompenzace energetické závislosti. Zhodnocení uvedených rýsledků a$řé&í unožnilo navrhnout dozimetr, jehož popis předkládáae v závěru prá-
í 'i )
VYUŽITÍ SfiEMlKOVÉ DIODY V OSOBNÍ NEUTRONOVÉ DOZIKSTR1I
• Jr - i
ru álien-
inou iky ti za-
H.Frank; Katedra inženýrství pevných látek PJPI CVDT, Praha J.Šeda, J.Kusnok; Katedra dozimetrie a aplikace ionizujícího zářeni FJPI ČVUT, Praha J. Trousil; Ostav pro výzkum, výrobu a využití radioisotopu, Praha
V první části referátu je na základě provedené literami reSeráe podán stručný přehled současného stavu vývoje PIH křemíkových diod se širokou bází, vhodných pro maření dávek rychlých neutronu*. Vedle fyzikálních základů působení neutronů na křemíkovou diodu jsou uvedeny principy měření odezvy na rychlé neutriny a základní dozimetrickó charakteristiky vybraných typů diod, vyráběných v některých státech (Švédsko, NSR, USA, Anglie)* Je diskutována závislost odezvy diody na dávce rychlých neutronů* citlivost o-iody na záření gama, energetická závislost, fading a aožnost jeho blíženi, teplotní závislost a noinost opakovaného použití. T druhé části referátu Jsou uvedeny výsledky vývoje československá křemíkové diody, citlivé k rychlým neutronů*. Byla saěřona citlivost některých vyráběných a upravených diod k neutrOBŮB S energií 14 MeV a k zářeni gama a stanoven fading těchto diod. 7 závěru je provedeno porovnání eitlivoati aeiich diod a diodami zahraničními a Jsou zhodnoceny možnosti jejich využiti v osobní neutronové dozimetrii.
- 2T-
ií£Ř£5l FLUORESCENČNÍHO RENTGENOVÉHO ZÍftENÍ TÉ2KÍCH PRVKŮ DETEKTOREM Ge(Li) Z.Frynta; Státní výzkumný ústav materiálu.
Pro analýzu kovových slitin a měření tiouátěk kovových povlaků jsou s výhodou využívány metody nedispersní rentgenové fluorescenční analýzy s vy užití ta radionuklidů. Tato metoda dosahuje vysokého rozlišení díky rozvoji polovodičových detektorů. Pro analýzu těžkých prvků se používá detektorů Si(Li), jimiž je měřeno zářeni L sledovaného prvku. Teprve v posledních letccb byly vyvinuty v zahraničí planární detektory Ge(Li), které dosahují vysokého roziiéeni v oblasti energií 2keV + 100 ke V, takže umožňují měřit i záření K těžkých prvků, pro něž už je účinnost detaktori Si(Li) nevyhovující. V ČSSR jsou zatím běžné používány tuzemské koasiální detektory Ge(Li) pro jadernou spek&ruatetrii pro oblast od 100 keV. Takový detektor byl v ŠVŮM použit i pro měřeni rentgenového fluorescenčního zářeni téŽkých prvků od wolframu pu uran. Díky velmi dobrému rozlišení použitého detektoru bylo nožnu rozlišit ve spektru záření .• KtfCg* Připadne K/3 i. K /#2 těchto prvku. Jako zdruje primárního záření bylo použito radionuklidu Co o aktivitě 1. mCi. Metoda byla aplikována pro analýzu olova ve slitinách olova, pro měření tlouátěk olověných vrstev a pro analýzu wolframu v legovaných ocelích. Již po několikaminutovém měřeni byla získána spektra rentgenového fluoretscenčnífc© zářeni, z nichž bylo vyhodnocováno zastoupení sledovaného prvku. Metoda uriožňuje širší využití soupravy pro spektrometrii zářeni gaoa s polovodičovým detektorem Ge(Li). Je zvláši vhodná pro rychlou kontrolu materiálA.
-28-
ROZTEČÍ A HLOUBKY ULO2ENÍ OCSLOVfCH KORDŮ Y DOPRAVCÍCH PÁSECH J.Gregor; Tesla, Výzkumný ústev přístrojů jaderné techniky, Přemyšleni Cílen referátu je inforaace o způsobu měření ro£tečí a hloubky uložení ocelových kordů v dopravních pásech. Vzhledem k tosu, že se dopravní pásy používají v těžkých provozalcfc podnínkách a že Jvgjiclh výroba je náročná, je kladen značný důraz na preventivní kontrolu vyrobených pásů, která je v současné době prováděna několika způsoby (např. pomocí rtg záření, ultrazvuken apoů.í. Výsledky těchto netod nejsou vždy uspokojivé. Z těchto důvodů byla problenatika měření jakosti dopravních pásů zadána do Tesly, VÚPJT, Přenyálení. Navržená netodika něřenl je založena na využiti rozptýleného fotonového záření. Měřici aparatura je sestavena z, typizovaných částí, vyráběných v Tssle, V0PJT, Preayfilesi. Pro b&žná něření byl použit radionuklirt *%íim o aktivitě cca 10 «Ci. Navržená nehoda a aparatura unožňuji věřit oba sledované pnranetry, tj. rosteče a hloubku uloženi ocelových kordů v dopravních pásech současně*
- 29 -
TELEDOZDÍETRIE i
J. Hájek; Institut hygieny a epidemiologie - Centrum hygieny záření, Praha
Toledozimetrie Je způsob dálkového měřeni ionizujícího záření; v už£lm smyslu je v tomto případě myšlen radiorý bezdrátový přenos elektrických veličin, odpovídajících nebo úměrných okamžité hodnotě dozimetrických veličin ionizujícího záření. Možnost taková okamžité indikace při práci s radioaktivními zářiči je obz?iá£tě výhodná při hodnoceni pracovního rizika. Dálkové měření umožňuje navíc trvalé sledování pracovníka, aniž by byl vystaven sářeni pracovník, který aiéření provádí, a zasahuje tak mnohem méně do pracovního procesu. Princip dálkového měřeni a bezdrátového přenosu elektrických veličin je znáš a v hojné aíře používán např. v biotelenét?ii k přenosu tepové Či dechové frekvence apod. Teledozimetrieké zařízeni se skládá ze dírou hlavních částí: vysílací a přijinací, které jsou navzájem vázaný bezdrátové pomocí radiových vln. Vysílací Cast obsahuje vlastni detektor ionizujícího záření (GM trubice), zdroj vysokého napětí pro napájeni detektoru, iapulsní zesilovač, generátor pomocné a hlavní cosnO viny, vysílací obvod a zdroj napěti. Pro větfií odolnost proti poruchám je použito dvojnásobné frekvenční modulace. Přijímací Část obsahuje přijímat frekvenčně modulované nosné vlny v superhe&erodynnia seapojeni a vyhodnocovací obvody, které tvoři zesilovací a tvarovací obvody, filtr, integrátor m měřidlem, případně se zapisovacím. Ve sděleni je provedena diskuae k možným způsobům telemetrického přenosu dozimetrických* údajů a zdůvodněno použité řečení a dále jsou uvedeny podrobnosti funkce a konstrukce soupravy teledozimetrického zařízení. Prvá m£řenl s prototypem teledozimetrického zařízení prováděl Ing.J. Kudrna z odděleni radiační hygieny Hygienické stanice v Praze.
v
„
HOMOGENITY ODEZVY Ge(Li) DETEKTORU V.Hanák; Katedra dozimetrie a aplikace ionizujícího záření PJFI ČVUT, Praha Iře-
Vzhledeta k vysokému energetickému rozlišení se pro spektrometrii záření gama stále častěji používají driftované polovodičové ůetekiory, a to bua planarní (pro nižší energie) nebo koaxiální. Celkové rozlišení a tvar píku totální absorpce závisejí na kvalitě a homogenitě výchozího materiálu a driftované vrstvy. Homogenitu i-e posoudit použitím kolidovaného svazku - mapováním detektoru ("scanning technique"). V referátu jsou diskutovány možnosti použití techniky kol linovaného svazku pro zjiáEevání některých charakteristik detektoru a uvedeny výsledky měření homogenity odezvy pro planáraí a koaxiální detektory.
- 311 -
POUŽITI DIELEKTRICKÝCH STOPOVÝCH BET3KTOR0 Plil SLEDOVANÍ MIKRODISTRIEUCE OSTEOTROPNlCH NUKLIDÚ V KOSTI J.Hanzlík, J.llachek; Institut hygieny a epidemiologie * Centrum hygieny záření, Praha
Metody vhodné pro tento účel mají dosahovat topografického rozlišení, umožňujícího sledovat rozložení auklidů alespoň na úrovni jednotlivých tkání. Dalším požadavkem je, aby výsledky bylo možno kvantitativně vyjádřit a konečně velký počet autoradiogramů nutných k úplnému vyhodnocení vyžaduje, aby bylo použito metody rychlé a spolehlivé. 226 Pro sledování nsikrodistribuce Ra v kostních tkáních mySi jsme proto použili dielektrických stopových detektorů. Běžně používané laboratorní postupy jsme pro naše potřeby modifikovali zejména v těchto podrobnostech: Bylo použito acetátové** celulózy s poměrně vysokou a jednotnou hodnotou polymeračního čísla a stejnorodou korozní odolnosti. Kostní preparáty byly zamontovány do slitiny. Některé z použitých fólii byly pomocnou povrchovou vrstvou chráněny před mechanickými artefakty a před nerovnoměrným účinkee? leptadla. Vyvolané autoradiogramy byly zajištěny proti rozměrovým změnám, vznikajícím při jejich vysycháni. Volba optimálního hodnotícího pole byla provedena s přihlédnutím ke struktuře preparátu a ke konfiguracím stopových seskupená. Podařilo ae dosáhnout podstatného snížení pozadí autoradiogramů a docílit topografického zobrazeni kostní mikrostruktury s přesnosti lepcí než - 5 pm při četnosti stop reprodukovatelné s přesností větál než 10%. Byla ověřena způsobilost těchto autoradiogramů pro automatizované vyhodnocováni. Byly stanoveny podmínky, při kterých Četnost stop je úměrná aktivitě preparátu a na 228 toa podkladě byly sestrojeny mapy, vyjadřující rozloženi Ra v kostních tkáních mysl.
- 32 «•
OOZD1£TRICKÍ SYSTÉM PRO OOZIMETSII SU&SNŽHO POLE ZAftENÍ GAMA A TEPELNÝCH NEUTRONŮ J.formanská, J.Novotný; Katedra dozimetrie a aplikace ionizujícího záření ČVUT, Praha Z.Prcuza, M.Rakovič; BiofysikólBÍ ústav FVL UK, Praha P.Pittermann, Z.Hrdlička; Ostav jaderného výzkumu, Řei
Pro stanovení dávky od tepelných neutronů a záření gama pro účely radiobiologickfeh experimentů na jaderném reaktoru 0JV ČSAV flež byl vypracován dozioetrický systém, sestávající z aktivačních dozimetrů (Au, Ha) a tennoluiainiscenčních dozimetrů (LiP, LiP). Pro čtyři absorpční prostředí (vzduch, voda, plexisklo, grafit) byla sledována distribuce hustoty toku tepelných neutronů v ozařovací schránce v tepelné koloně TK 11 jaderného reaktoru, kde se počítá s ozařováním malých experimentálních zvířat. Ha obr. 1 je uvedena distribuce hustoty toku tepelných neutronů (ů/ttsT . s / po'obvode azařovací schránky pro uvedená čtyři absorpční prostředí. Podíl záření garaa v ozařovací poloze byl sledován pro uvedená absorpční prostředí systémem dvou nezávislých TLD. Sa obr. 2 jsou uvedeny hodnoty dávky (v "rad" - relativní jednotky vycházející z různé citlivosti TLD k tepelným neutronům a záření g&ma% Dalšími údaji pro stanovení dávky od tepelných neutronů byly výsledky určení celotělove indukované aktivity Na v ozařovaných objektech (rayái, fantomy) a neutronografie prázdné ozařovací schránky a schránky s oijektom« Popsaný deí,iuetrifcký systém umožnil stanovit dávku od tepelnýcb neutronů v dané ozařované polozo a podíl záření gama.
- 33 -
Obr.t: Au - dozimetry
7
f
fxiO n.cm 2 .f 1 ] 4 3 2
plexisklo
1
0
Obr. 2 : LiF - dozémetry
I
•
600
vzduch
500 400
grafit plexisklo
voda
PROFESIONÁLNÍ EXPOZICE Pftl NĚKTERÝCH SLO2lt£jSlCH RENTGENOLOGICKÍCH TOSETílENlCII M.Heřt;
Vojenský ústav hygieny, epidemiologie a mikrobiologie, Praha .KChyský; Institut hygieny a epidemiologie, Praha J.Trousil; Ostav pro výzkum, výrobu a využití radioisotopů, Praha
Metodou filmové doziaetrie byly měřeny expozice rentgenologů na referenčním místa filmového dozimetru a na 10 dalších částech těla za účelem porovnáni výsledků uzanční astody se skutečnou expozicí. Měřením byly 3ledov&ny především vyšetřovací metody, při nichž je zaváděna kontrastní látka do těla při skiaskopické kontrole a při nichž je lékař, event* další osoby, profesionálně exponován během snímkování (irrigoskopie, angiokardiografie, koronarografie, splenoportografie a vertebrálnl angiografie). Výsledky jsou diskutovány s ohledem na frekvenci těchto vyšetření jako podíl na celkové profesionální expozici pracovníků rentgenologických oddělení.
- 36* -
SLEDOVANÍ RADIOAKTIVITY V OSTRAVfi V POSLEDNÍCH ČTYftECH LETECH J.Hillová; Krajská hygienická stanice, Ostrava Radioaktivitu ovzduší tvoří radioaktivní aerosoly, které vznikají záchytem přirozených a umělých radioaktivních prvků a produktu jejich přeměny na neaktivních aerosolech. Do atmosféry se tyto látky dostávají různými cestami z půdy, exhalací jaderných zařízení a jaderných výbuchu. Největší jednorázové množství radioaktivních částic se do vzduchu dostává následkem jaderných výbuchů a udržuje se po delší dobu, přičemž jeho množství postupně klesá. Soustavným sledováním aktivity vzdušných aerosolů je možno jednak zaregistrovat případné zvýšeni koncentrace štěpných zplodin po nukleární explozi a za druhé posoudit, nakolik je ovlivňováno životní prostředí radioaktivně znečištěným ovzduším. Sděleni předkládá výsledky denního měření radioaktivity aerosolů z ovzduší v Ostravě od roku 1969.
SLOŽENÍ IZOTOPICKÝCH SMĚSÍ V PRIUÍRNÍCH OKRUZÍCH JADERNÝCH ELEKTRÁREN á VÝBÉR REFERENČNÍCH IZOTOPĎ PRO KONTROLU TECHNO. LOGICKÝCH A RADIOLOGICKÝCH CHARAKTERISTIK E.Hladký, I.Kubík, O.Jančik, J.Kopec; Výzkumný ústav energetický, Jaslovské Bohunice
Radioaktivita chladivá má primární význan pro celkovou radiační bezpečnost jaderných elektráren. Z údajů o velikosti a složeni aktivity chladivá, resp. primárního okruhu, je třeba vycházet nejen při řešení a zajištění dozimetrických kontrol, ale také při všech úvahách spojených 9 hodnocením radiační bezpečnosti jaderné elektrárny a jejího vlivu na okolí. Při stanovení velikosti a složení aktivity primárního okruhu je třeba uvažovat všechny hlavní procesy, které tuto veličinu ovlivňují (sechánisrnus vzniku radioaktivních produktů, jejich depozice ne povrchu primárního okruhu, čištění chladivá apod.). V referátu se uvádí matematický model pro popis chování aktivních produktů v primárním okruhu, který umožňuje stanovit vli? provozních parametrů jaderné elektrárny na velikost a složení aktivity priaárního okruhu. Pro hlavní typy jaderných elektráren je diskutován způsob aplikace modelu a použití získaných výsledků při výběru referenčních izotopů pro doziaetrické kontroly primárního okruhu.
- 38 -
KOSTROU ONIKU RADIOAKTIVNÍCH PRODUXT0 Z JADERNÉ ELEKTRÁRNY 00 OKOLl £.Hladký, J.Moravek, I.Pietrik; Výzkumný ústav energetický, Jaslovské Bohunice
Převážná část radioaktivních produktů uniká z jaderné elektrárny do okolí komínem. V referátu jsou shrnuty hlavní faktory, které ovlivňují pri normálním provozu a havárii jaderné elektrárny velikost a složení aktivity v komíně jaderné elektrárny. Stručně jsou shrnuty dosavadní zkušenosti z provozu jaderných elektráren a provedeno zhodnocení metod používaných ke kontrole úniku radioaktivních produktu komínem jaderné elektrárny. Z hlediska zajištění radiační bezpečnosti okolí jaderné elektrárny jsou specifikovány nároky na způsob řešení kontroly aktivity radioaktivních produktů v komíně. Zvláště závažuou kontrolou je detekce radiojódu* Autoři uvádějí v referátu některé praktické zkušenosti z vývoje metodiky pro kontrolu aktivity radiojódu v komíně jaderné elektrárny.
STUDIUM TEffiOLlWINISCENeNlCH VLASTNOSTÍ BeO L.Hobzová; Katedra dozimetrie a aplikace ionizujícího záření FJFI ČVUT, Praha
Výběr materiálů vhodných pro teraoluminíscenční (dále TL) dozimetrii je složitou a zdaleka na ukončenou záležitostí. Stále se hledáji nové látky, které by co nejlépe splňovaly všechny požadavky kladené na TL dozimetr. Téměř vždy je třeba mezi těmito požadavky volit kompromis podle druhu a způsobu aplikace takového TL dozimetru. V oborech, v nichž se v současné době metody TL nejvíce využívá, tj. v osobní dozimetrii, radiobiologii a radioterapii, vystupují do popředí především dva požadavky: vysoká citlivost a tkáňová ekvivalence dozimetru. Dnes nejpoužívanějším TL dozimetrem, který celkem dobře vyhovuje těmto požadavkům, je LiF. Jeho velkou nevýhodou je však např. nutnost annealingu před každým použitím. Jednou z nových nadějných TL látek je BeO. Dosavadní výzkumy v oblasti dozimetrie pomocí BeO se více zabývaly studiem použití BeO jako exo emisní hotíoziaietru.Avšak některé jeho TL vlastnosti - především vysoká citlivost srovnatelná s citlivostí LiF (při použiti fotonásobiče citlivého na UV světlo je i větší), téměř nulová vlnová závislost a necitlivost vůči neutronům, které by mohlo být velmi 4obře využito ve směsných polích n +2" - naznačují, že BeO by se mohl stát velmi dobrým TL dozimetrém. Velkou nevýhodou práškového BeO je značná toxicita, která však je zcels zanedbatelná při práci se sintrovanými tabletami. V této prácip která je u nás jednou z úvodních do celé problematiky využití BeO jako TL doziaetru, jsme se zaměřili na studitua vlivu ultrafialového záření na TL vlastnosti BeO. Používali jsme sintrovaných tablet Thermalox 995, vyráběných v USA. Bylo zjištěno, že BeO vyhřátý v pícce při vyšší teplotě (~1000°G) a neozářený ionizujícím zářením není citlivý na UT světlo. Jestliže je však ozářen ionizujícím zářením a vyhřát do 350°C (tj. vyhodnocení TL) a dále ozářen UV světlem, následuje měřitelná TL
- 40 -
odezva. Tato je nižší než TL měřená ihned po ozáření ionizujícím zářením a je ovlivněna některými faktory. Byla studována řada závislosti, a to: • závislost velikosti vybuzené TL na předchozí dávce ionizujícího záření; - závislost vybuzené TL v jednotlivých maximech vyhřívací křivky na předchozí dávce; - velikost vybuzené TL v závislosti na době ozařování UV světlem; - závislost velikosti vybuzené TL na spektrálním složení a výkonu zdrojů UV záření; - vliv UV světla na velikost TL u vzorků ozářených ionizujícím zářením . Některé tyto závislosti, podrobně rozebrané v samotné práci, mohou mít praktické důsledky např. pro dozimetrii UV záření nebo pro možnost znovuvytveření odpovídajícího signálu ve vyhodnoceném TL dozimetru, tj. vícenásobného čtení. Mohou také pomoci lépe pochopit proces TL a s ním spojené problémy fadingu a supralinearity.
- 41 -
ZKUŠENOSTI S PROVOZNÍM NASAZENÍM TEHMOlUMINISCENČNlGi DOZIMETR& NA PRACOVIŠTÍCH CS. URANOVÉHO PRÍhlYSLU Z.Hofman, J.Sáda; Československý uranový průmysl. Přítram
Sledování osobních dávek záření gama u pracovníků, zaměstnaných v riziku ionizujícího záření na pracovištích Cs, an nového průmyslu, je zavedeno již od r. I960, kdy byla poprvé hroaiadně aplikována metoda osobní filmové dozimetrie. Pro ověření správnosti výsledků, získávaných osobními filmovými dozimetry bylo vyzkoušeno již několik metod, jejichž použiti bylo uvažováno jako paralelní metoda. Poslední dobou byly provedeny nejprve laboratorní, později provozní zkoušky s teraoliusinisscenčními doziaetry. Tato "Tne t ode se ukázala jako nejpřijatelnější; proto byly TL dozimetry z& jištěny v množství několika set kusů a vybaveni jimi pracovníci rizikových pracovišC na povrchových závodsch ČSUP. Metoda TL dozimetrie byla vybrána mimo jiné i proto, že v ČSSR se tento typ dozimetrů rovnéž vyvíjí a předpokládá se jeho funkční spojení s doziroetrea rozpadových produktů.radonu pro podzemní pracoviStft uranových dolů. Pro uvedený účel byly zavedeny belgické miniaturní doziaetry typu PRP-281 s měřicím rozsahem od 2 sS do 1000 R, pro energie okclo 30 keV. Dle údajů výrobce je linearita výsledků zajiétěna v csléa aěřicÍB rozsahu. Jako luminoforu je použito aktivovaného fluoridu vápenatého. Vyhodnocováni těchto doziaetrů se provádí na vyhodnocovacím zařízení typu PRH-755-B, dodávaném rovněž výrobcem dozimetrů fou MBL£-Manufacture Belg® de lampas et ds aateriel electroaique Brusel. Toto zařízeni je konstruováno jako přenosné s napájením ze šité nebo z akuRulátorcvóho zdroje, takže je možno jej použít i v terénu. Hrooadnéau provodnímu nasazeni těchtc «£«ai«etrů předcházelo provedeni laboratorních i poloprovozních zkoušek, jejichž úSelea
bylo zodpovědět tyto otázky: a) Jaký je rozptyl výsledků měření v různých dávkových intervalech. b) Jaká je reprodukovatelnost a rozptyl výsledků v oblasti spodního prahu citlivosti. c) Jaký je vliv délky přerušeni expozice na reprodukovatelnost výsledků. d) Zda a v jaké míře dochází k samovolným změnám hodnot dávek s časem. e) Jaká je reprodukovatelnost výsledků, získaných TL dozimetry v porovnání s filmovými doziraetry v oblasti dávek, obvyklých na pracovištích ČSUP. Ne mnohé z těchto otázek daly odpověď již laboratorní zkoušky, provedené v prvním pololetí 1972. Ukázalo se, že rozptyl výsledků je malý a výsledky odpovídají překvapivě přesně naexponovaným dávkám, Reprodukovatelnost a rozptyl výsledků v oblasti .spodního prahu citlivosti metody je lepší než u metody filmové dozimetrie. Prozatím nebylo zjištěno, že by docházelo k samovolným změnám hodnot naexponovaných dávek v závislosti na čase. Rovněž při jednorázovém naesponování určité dávky a v několika časově oddělených intervalech neprojevil se vliv přerušení expozice. Na ostatní otázky odpoví právě probíhající provozní ověřování této metody* Z předběžných výsledků je možno usuzovat, že tato ověřovaná metoda je při nejmenším rovnocenná metodě osobní filmové dozimetrie a v. mnoha saěrech ji předčí.
- 43 -
PODÍL ENERGETICKÉHO Vf ZKUMU NA RADIOLOGICKfCH PROBLÉMECH P.Homola; Výzkumný ústav energetický, Praha
V CSSR, ve všech hospodářsky rozvinutých zemích i těch, které teprve rozvíjejí svoje hospodářství, neustále roste spotřeba energie všeho druhu a především energie elektrické. Výhody snadného přenosu, snadná přeměna elektřiny v jiné druhy energie bezprostředné užívané - energii světelnou, tepelnou, mechanickou aj. - v poměrně jednoduchých technických zařízeních, činí z ní universální druh energie. V některých výrobních a pracovních procesech, jako elektrochemických, eiektrometalurgických, spojových a dalších, je pak vůbec nepostradutelnou. Zatímco ve světovém průměru se roční růst spotřeby přírodních energetických zdrojů ve víceletých průřezech pohybuje mezi 2-4%, růst spotřeby elektrické energie činí 6-8%. To svědčí o nepřetržitém zvyšování podílu spotřeby elektrické energie v souhrnné energetické bilanci, tj. o její trvalé elektrizjaci. Tento proces elektrizace energetické bilance bude pokračovat i v budoucnu, ftada prací o perspektivním rozvoji energetiky jednotlivých zemí, jejich seskupení i světových energetických organizací svědčí o tom, že v dohledné budoucnosti nelze očekávat stagnační tendence rozvoje z důvodů "nasycenosti" společnosti elektrickou energií. V některých zemích nebo částech světa by však mohlo dojit ke zpomalení tempa růstu z nedostatku energetických zdrojů, které by však bylo provázeno, jak to nazvali někteří autoři, "energetickým hladem". Do jaké míry by mohlo k takovým situacím dojít, bude odvislé od tempa rozvoje výstavby jaderných elektráren a jejich technické a ekonomické úrovně. V řadě zemí s ekonomickou strukturou podobnou naší republice & podobnou strukturou přírodních energetických zdrojů se očekává, že přibližně koncem tohoto století bude rozhodující přírůstek spotřeby elektrické energie kryt z nových jadernách elektráren. Stejný vývoj se předpokládá i v ČSSR. Důvody však nespočívají pouze v energetické bilanci, nýbrž i
v jiných přednostech jaderných elektráren ve srovnání s klasickými zdroji elektrické energie, z nichž zvláště významným je yliv na životní prostředí. Elektrická energie sama o sobě je naprosto "čistá" - její užívání není spojeno s žádnými odpady do okolí, škodlivými vlivy na zdraví lidí a okolní přírodu. Výroba energie v jaderných elektrárnách nepoškozuje okolí, jsou-li zajištěny vhodné technické podmínky, měřící a kontrolní systémy i organizační předpoklady, z nichž většina je předmětem jednání tohoto zasedání. Velmi mnoho těchto otázek se týká bezprostředně energetiky, která jako provozovatel jaderných elektráren ponese obrovskou hospodářskou a společenskou odpovědnost nejen za jejich funkci jako spolehlivého výrobního zařízení, nýbrž také za všechny otázky, technické a radiační bezpečnosti pracovníků elektráren i okolního obyvatelstva. Proto Výzkumný ústav energetický se již řadu let zabývá sice v početně nevelkém, ale odborně dobře kvalifikovaném kolektivu souborem problémů, mezi něž patří zejména: - bezpečnostní zařízení a bezpečnostní opatření pro různé potenciální možnosti úniku radioaktivních látek do okolí jak při normálních, tak při abnormálních, poruchových nebo havarijních stavech. - měřicí metody a technika měření radioaktivních látek. Celá problematika představuje nedílný komplex výzkumu vzájemně na sebe navazujících otázek, z nichž - jak bude v referátech uvedeno zejména v oblasti radiometrických měření byle dosaženo dobrých výsledků, fiada metod, vyvinutých ve Výzkumném ústavu energetickém, byla použita v prvé atomové elektrárně v Bohunicích a počítá se s nimi i pro elektrárny s reaktory typu W E R . Tato problematika úzce souvisí s druhou oblastí výzkumu, kterou se ústav zabývá - řízením jaderných elektráren. Jde o to, že v jaderných elektrárnách, zejména v oblasti primárních okruhů, musí být řízení plně automatizováno a v některých částech délkově ovládáno. K tomu je zapotřebí jednak spolehlivá autom&tizační a měřici technika, jednak v těch funkcích, které zastává člověk, dostatek informací ke správnému rozhodování .á spolehlivé pracovní návody a instrukce, zejmé-
na pro abnormální a poruchové stavy, které automatika a ochranná technika nezvládly. V této souvislosti se ústav spolu s Karlovou universitou začal zabývat i psychologickým výzkumem spolehlivosti lidského činitele pro psychicky exponovaná pracoviště v energetice, zejména v jadernj'ch elektrárnách. Na podkladě získaných výsledků bude třeba stanovit hlediska pro výběr pracovníků a jejich výchovu, zejména pro výcvik k osvojení příslušných návyků. Cíl těchto výzkumů ústav vidí v tom, ie postupnč bude možné, bó nutné, dospět ke komplexu zdůvodněných opatření a předpokladu, které umožní čs. energetice a pracovníkům jaderných elektráren na všech stupních jejich řízení vzít níi sebe vysokou hospodářskou, společenskou i morální odpovědnost. Chtěl bych při této příiežitosti poukázat na jeden nedostatek v této oblasti, a to nedostatek závazných právních, společenských a sociálních norem pro obor jaderné energetiky, v němž budou za t 20-30 let prócovat desítky ti^íc pracovníků všech kvalifikací. Bylo by k tomu potřeba základních zákonných ustanovení, formulujících sice obecně, ale dostatečně zřetelně práva a povinnosti všech zain- ; teresovaných státních a hospodářských orgánů i organizaci a jejich pracovníků, zejména v otázkách technické a radiační bezpečnosti. '< Tento výzkum vyžaduje nový přístup, nové metody práce a novou , výzkumnoi: techniku, kterou zatím nemáme. Důvod spočívá v tom,.že procesy u retiny různého druhu jsou velmi složité a v konkrétním " číselném vyjádření je pro ně potřebná náročná výpočetní technika. . .„•$ Výsledky mohou být ověřovány na skutečných zařízeních pouze v roz.. • sáhu normálních režimů. Abnormální a havarijní režimy lze zkoušet :' pouze na modeí.ech, k nimž je nutná speciální výpočetní technika ,' : hybriduího charakteru s použitím analogových i číslicových prvků. 1 Počítáme s vybavením ústavu touto technikou. Je jasné, že v ! takováu komplexním pojetí výzkumu v oblasti technické a rediační \:: bezpečnosti m si ústav v širákem měřítku spolupracovat se všemi in•\ stituseui výzkumnými, 9 provozovateli, výrobci a projektanty jader114 nýcta elektráren. \\-\ Tato spolupráce existuje, je velmi plodná a v,.ájemně výhodná --: jak v národním, tak v mezinárodním měřítku. |>^
ZÁVISLOST' VYPOClTANEJ ABSORBOVANEJ DÁVKY OD TVARU SPEKTRA RYCHLÍCH NEOTRÓMOV A.Hrabovcová, D.Nikodémova, F.Minárik; Yýskuaný ústav hygieny práce a chordo z povolania, Bratislav*
Předkládaný referát vychádza z toho, is ak je ltidský organizmus ožiarený neutrónni dopadájúcimi jedným smerom, výsledná dávka obecné značné kolíše čo do velkosti, v řezných hrbkách pod povrchoa. Každá interpretácia dávky z neutrimov v reláciach biologického efektu nie je možná při udaní iba jednej hodnoty dávky, napr. maximálněj dávky alebo dávky v střede těla, ale si vyžeduje celkový obraz rozloženia dávky v CSIOBB tele. Snyder & spolupracovníci určili poaocou metody Monte Carlo dávky v jednotlivých segmentoch tkáneekvivalentného fantomu, prihliadajúc k pružnénu a nepružnéau rozptylu, absorpcii neutrónov v jednotlivých prvkoch átandardného člověka, ako aj k závislosti na LET a to prt neutrony rozličných energií dopadájáce v určitom směre e v širokou: zvazku na fantom. Referát pojednává o použití týchto rozdělení dávok, vypočítaných pře monoenergetické neutrony, pre odhad distribúcie hřbkových dávok vo fantome pre určité neutronové spektra.
t PROBLÉMU MÉftENl AKTIVITY ZÍSlCO GAMA NA ODDĚLENÍCH NUKLEÁRNÍ MEDICÍNY Y.Hušák, K.Kleinbauer, J.Havlík; Oddělení nukleární medicíny LP a FN, Olomouc I.Bučina, Oddělení nukleární medicíny LFH UK, Praha V.škrobal; Oddělení nukleární mediciny OONZ, Gottwaldov
:
v
:
°
Měření aktivity radiofarmak na odděleních nukleární medicíny je na současném stupni rozvoje radioizotopových vyšetřovacích postupů zcela nezbytnou součásti přípravy radioaktivních látek před J aplikaci pacientům. K měření aktivit lze v podstatě využít jakého- ^; koliv detektoru ocejchovaného etalony o známé aktivitě. Ukazuje se však, že připadají v úvahif pouze dvu druhy detektorů: ionizační komory a scintilační detektory. Ve světě vyráběné měřiče aktivit vy- i ' užívají jako detektoru výhradně studnové ionizační komory, což je dáno dobrou stabilitou ionizační komory a možnosti snadno pokrýt i rozsah měřených .aktivit od giCx do stovek mCi. í: Skutečnost, že zahraniční firmy nabízejí řadu různých typů : J měřičů, aktivit vyžaduje zabývat se hodnocením parametrů těchto j'-"r přístrojů a na základě výsledků posuzovat, kterému typu přístroje j^j! dát při dovozu přednost. V naáem sdělení uvádíme výsledky porovná* íJ\ ní tři typů měřičů, které se v r.1973 nacházely v CSSR: [ví Mediae Dose Calibrator firmy Nuclear Chicago, přistroj firmy Picker' ,j a přístroj CRC-2K firmy Capintee. Přístroje byly hodnoceny podle |j následujících parametrů: energetická závislost, závislost údaje na í i objemu vzorku, přesnost měření, správnost cejchování, stabilita a | r | reprodukovatelnost. Byly porovnávány rovněž i z hlediska měření ['"] 1 2 5
1 3 3
aktivit 1 2 5 J a 1 3 3 l e , jež vyžaduji zachovávat postup měřeni, odlifiující se od běžného. Dále jsou diskutovány problémy kontroly správnosti cejchování pomocí etalonů dodávaných flWVR.
ř A V
VÍPOCET ADSORBOVANÉ DÁVKY V BLÍZKOSTI PLOŠNÝCH A OBJEMOVfCH ZDROJŮ ZAltENÍ BETA METODOU UIRD v.Hušák, M.Wiederaann;
Oddáleni nukleární medicíny -
v LF UP, Olomouc
Ji.Král;
Laboratpr výpočetní technik;
UP, Olomouc
Referát se zabývá výpočtem absorbované dávky podle nového postupu navrženého Bergerem v rámci činnosti amerického UIRD Committee. Podnět k této práci poskytla léčba některých kloubních afekcí pomocí radioaktivních koloidů 1 9 8 A u a 9 0 Y , při níž je užitečné znát absorbovanou dávku v blízkosti tenkého plošného zářiče, který je vytvářen radioaktivními koloidními částicemi rozprostřenými na povrchu synoviální membrány. Nová metoda výpočtu absorbované dávky záření beta vychází z tzv. specifické absorbované části (angl. specific absorbed fraction), tj. části emitované energie záření oeta, absorbované v jednotce hmotnosti tkáně v určité vzdálenosti od bodového zdroje. Je počítána závislost absorbované dávky záření beta na vzdálenosti od nekonečné tenkého plošného zdroje záření s rovnoměrné 198 90 rozloženou aktivitou Au a Y. V grafu jsou uvedeny výsledky výpočtu jednak pudle Bergerovy metody, jednak podle starších postupů Loevingera a spol. (1956) A Crosse (1967)-. Skutečné rozloženi radioaktivních koloidů na synoviální menbránd ukazuje, zo model nekonečné tenkého plošného zdroje, často užívaný v literatuře pro výpočet absorbované dávky při radiační synovektomii, není zcele vyhovující. Skutečnost lépe vystihuje model plošného zářičs o určité tlouštce. Na připojeném obrázku je znázorněna závislost absorbované dávky na vzdálenosti od zdro198 90 jů Au a Y o tlouštce 0,02 mm. Tečkované je znázorněna absor168 bovaná dávka od nekonečně tenkého zdroje Au. Při výpočtu se předpokládalo, že zářič o aktivitě 1 mCi se rovnoněrně rozptýlí na synoviální membráně p ploše 250 cm . Je zřejiné, že model nekonečně tenkého plošného zdroje je vyhovující pouze ve vzdálenostech větších než 0,04 s».
i „^ i
i p
'•'.'
f
oocc
2000
002
004
103
008
VZDÍUISfiQSS OD ZDBOJE
0.4
/on/ •a*
- 50 -
JáKRODISTRIBĎCIA ABSORBOVANEJ DÁVKY V BIOLOG ICKOM TKÁN IVE A SPÓSOB JEJ STANOVENIA D.Chorvát, U.Beno;
Výekunný ústav hygieny práce a chordb z povolania, Bratislava O.Neruda; Vojenský lékařský výzkumný a doákolovaei ústav JEP, Hradec Králové V práci sá hodnotia doterajšie teoretické a experimentálně poznatky o dozinetrii beta v kosti a hlavná pozornost' sa věnuje autorádiografii hrubých rezov tkaníva, ktorá v spojeni s oikrodenzitonetrxckys vyhodnotenln získaných údajov je vhodnou netódou, umoiňujiicou stanovit' distribúeiu (absorbovanéj) dávky v ětudovanoa tkanive. Ha příklade určenia distribúcie (absorbovanéj> dávky od rádiocéru v kostře potkana sú podrobné diskutované fyzikálně aspekty problému, a to hlavně nároky na autorádiogram a spfisob výpočtu alebo experiaentálne stanuvenie nevyhnutných korekclí. Pozornost' je věnovaná aj Standartizácii kalibračněJ křivky, určujúcej dávku v závislosti na fotografickej hustotě zčernania eutorádiograau. V závěre je daný obraz distribucie absorbovanej dávky v definovaných •iestach kostry potkana.
- 51 -
soví" TYP PROPORCIONALKEHO POCITACA PRE MERANIE
VĚCMI NlZKYCH AKTIVÍT
li.Chudý, P.Povinec; Katedra jadrovej fyziky PF UK, Bratislava
Jednou z netód stanovenia veřni nízkých koncentrací trícia a uhlfka 14 je metoda použivajúca interny proporcionálny počítač s nápinou uhlovodíka připraveného z analyzovanej vzorky. Zníienie pozadia sa dosahuje použitím tieniaceho počítače, zapojeného do antikoincidencie. Ukazuje sa, že minimálnu merateřnú aktivitu takéboto počítača možno znižiť, ak vnútorný počítač nahradíme viacerýni samostatnými počítačmi a použijeme vhodnú elektroniku. Upisuje sa konštrukcia multielementného proporcionálneho počítača, určeného pre meranie ve tmi nízkých aktivit trlcia a elektronika umožňujúcu realizovat' potřebné logické vzttehy medzi impulzami z jednotlivých elementov počítača. (Ivádzajú sa charakteristiky počítača a porovnávájú sa jeho parametre, významné z hlediska merania nízkých aktivit, s parametrami tradičného proporcionálneho počit&ča.
, 'ffi
DOZIMETRIE V CIRKULAČNÍCH KAPALINOVÝCH SYSTÉMECH B.Chutný, J.Vocílka; Ostav jaderného výzkumu, ňež
Ve dvou kapalinových cirkulačních systémech, sloužících pro radiační syntézu organických látek v prvém případě s nízkou dávkofíO
vou rychlostí záření gama Co a v druhém případe s vysokou dávkovou rychlostí rtg. záření 80 kV/200 tnA, bylo nutno stanovit dávku ionizujícího záření absorbovanou v kapalině. Oba cirkulační systémy mají jako konstrukční materiál kovy (nerez, mosaz ap.), nebylo tedy možno použít Frickeho dozimetru, protože bylo možno očekávat negativní chyby v důsledku redukce že2+ lezitých iontů kovem nebo v důsledku změny mechanismu oxidace Pe iontů v přítomnosti Cu * iontů. Také limitní integrální dávka, do které je možno Frickeho dozimetr použít, byla příliš nízká. Použili jsme tedy jako dozimetrický systém vodný roztok mravenčanu sodného ve spojení s manganometrickou titrací. Je diskutován mechanismus, probíhající v roztoku při ozařování, výsledky měření v obou smyčkách v závislosti na čase v jednom cyklu a v závislosti na počtu cyklů. Zajímavé jsou též vztahy dávkové rychlosti záření a rychlosti cirkulace kapaliny k naměřeným dávkám v různých místech smyčky.
K METODICE MÉfiENÍ OSOBNÍCH EXPOZIC NA PRACOVIŠTÍCH SE ZQROJI ZAfiENÍ J.Chyský; Institut hygieny a epidemiologie, Praha JeTrousil; Ďstav pro výzkum, výrobu a využiti radioisotopů, Praha
i
!>
Centrálně prováděná osobní dozimetrie je významnou součástí ! | systému monitorování na pracovištích se zdroji ionizujícího záře- i ní. V současné dobr j« měřeno filmovými dozimetry laboratoře O V W R '4 více než 9000 osob. 2 kapacitních důvodů nelze dosavadní metodou r ; měření zajistit kontrolu zbývajících asi 3000 pracovníků se zdroji j ] zářeni. \ výsledky měřeni jsou příznivé. U výrazné většiny kontrolovaných jsou dokonce zjišlovány expozice nižší než 1/10 nejvyšší přípustné dávky. Je to dokladem dobrého standardu ochrany na pracovištích, zároveň však i důsledkem toho, že Jsou systematicky centrálně sledovány i oseby na pracovištích, kde je riziko ozářeni velmi malé. Mnohde jsou měřeni i pracovníci vně kontrolovaných pásem. Do- ( \ poručuje se zefektivnění stávajícího způsobu měřeni, které by. se R; současně přiblížilo reálné potřebě kontroly. Ne pracovištích s ma- ; ] lou pravděpodobnosti vyšších jednorázových expozic, kde jsou obvyk- t le expozice velmi nízké a není proto nutná průběžná regulace nárů- i'4 stu dávky, je možno prodloužit dosavadní měsíční měřící období na j ; tříměsíční. Pro tento způsob měření bude účelné nahradit filmový dozimetr úozimetrem termoluminiscenčním. Na pracovištích, kde lze očekávat expozice vyšší a tudíž i větší frekvenci vyšších pozic, se doporučuje zachovat měsíční měřící období s použitím stávajících filmových dozimetíů. Navíc se na těchto pracovištích doporučuje paralelní měření teraoluminiscencnimi dozimetry, které umožni spolehlivý odečet i případných vysokých, havarijních expozic. Tyto ; dozimetry budou vyhodnocovány jen pri podezření, že došlo k nehodě nebo při odečtu vysoké dávky z filmového dozimetru. r•
ii L_áS
- 54 -
' -1
Doporučuje se, aby v první etapě bylo zavedeno delší měřicí období na těch pracovištích, která nejsou ve smyslu našich předpisů, považována za kontrolovaná pásma, ale která přesto trvají na zachování již dříve zavedeného systematického měření. Uvolněné ka/ípacity laboratoře osobní dozimetrie bude možno využít ve zdůvodněných případech k zavedení měření na dosud nekontrolovaná pracovišti V potřebné míra bude možno zavést i pracovně poměrné náročné měřen; íexpozic rychlými neutrony.
\é\
- 55 -
!
PROFESIONÁLNÍ EXPOZICE IONIZUJÍCÍMU ZAftENÍ V CSSR J.Chyský; Institut hygieny a epidemiologie, Praha J.Trousil; Ostav pro výzkum, výrobu a využití radioisotopů, Praha
\ .]J |H t II ! .]
Měření profesionálních expozic ionizujícímu záření na zdravotnických, průmyslových a výzkumných pracovištích s různými zdroji ionizujícího záření v ČSSR - kroaě pracoviši jaderného centra v fteži a pracovišC uranových dolů a úpraven - provádí laboratoř osobní dozinetrie O V W R v Praze* Expozice jsou měřeny filmovými dozimetry v měsíčních intervalech. Počet kontrolovaných osob p o stupně narůstá. V roce 1961 bylo kontrolováno 6 8 0 osob, v roce 1966 3968 osob a v současné době již více n e ž 9000 osob. Lze předpokládat, že je měřeno asi 8 0 % všech pracovníků se zdroji ionizujícího záření. Výsledky měření jsou od roku 1964 - ve spolupráci s pracovníky oddělení hygieny záření krajských hygienických stanic - statisticky zpracovávány a hygienicky hodnoceny. ZjišEované expozice jsou velmi nízké* Porovnáním údajů, uvedených v tabulkách 1 a 2 , lze zjistit, že se expozice postupně snižují. Rok od roku roste počet osob, u kterých jsou zjišiovány expozice nejnižší. V roce 1964 byly u 82,04 % kontrolovaných osob naměřeny expozice nižší než jedna desetina nejvyéší přípustné roční dávky. V roce 1970
[0 í •'*§ °j i- r j] !J !i j :*i I\ M
byly tyto nejnižší expozice již u 92,83 % kontrolovaných. Statistickou analýzou měřených výsledků lze přesto odkrýt skupiny pracovníků, u kterých jsou expozice poněkud vyšéí. Zejmena jcSe o osoby exponované na gataadefektoskopických pracovištích 22 Q v průmyslu a při Manipulaci s Ra na onkologických pracovištích ve zdravotnictví. 'ťoíet osob,, u ktsvfoh roční expozice převyšuje 0,5 R dosakuje v současné áobé necelých 10 %. Počet osob, u kterých opakované roli od roku tíoehézí k překročeni jedné desetiny nejvyšší přípustné dávky, je ještě podstatně nažži- Analýzou nashromáždě-
i ! °; j
ip >•;
P;.:| >'\ '<( i5 i 'i\ L| | j| f |
i
' ;
ných dat byla zjištěna velmi malá pravděpodobnost překročení dlouhodobé, například dvacetileté nebo čtyřicetileté, integrální expozice 10 R nebo 20 R. Toto zjištění je příznivé především z hlediska úvah o možném výskytu nepříznivých pozdních účinků záření u profesionálně exponovaných osob. Tabulka 1 Sledovaní (v procentech) podle velikosti roční expozice v letech 1964-66
Expozico [li]
1964
1965
1966
- 0.5 - 1.0 - 3,0 -5.0 5,01 -
82,04 10,69 6.30 0,75 0.22
84.05 8.97 6,03 0.69 0.26
84,16 7,92 3,40 0,80 0,72
vnítiTabulka 2 Sledovaní (v procentech) podle velikosti roční expozice v letech 1966-70
Expozice [R]
1966
1967
1968
1969
1970
84,16 10,87 4B25 0.32 0.40
84.72 11.0 4,02 0,22 0,04
88,71 7,71 3,24 0,31 0,03
90,32 6,90 2.44 0,18 0,16
92.83 5.69 1.42 0.03 0,03
I .1
- 0,5 - 1,5 - 5.0 - 10,0 10,01»»-
- 57 -
PfiESNl A RYCHLÍ METODA MÉftENÍ EXPOZICE RTL SKEL P.Jasanovský, J.Maršál, H.Simečková, J.Volný; Ostav pro výzkum, výrobu a využití radioisotopů, Praha
J& popsána aparatura a uvedeny principy, jejichž uplatněním lze dosáhnout přesnosti méření^ - 2,5 % nebo v oblasti nízkých expozic - 5 mřt při frekvenci měření dozinetrických elementů 2 ks za 1 minutu.
i
I ,I
N
!i íá !
i,i
5Q
i P002ITÍ SCINTlLACřítCH DETEKČNÍCH JEDNOTEK Pfil VYŠŠÍCH • PRACOVNÍCH TEPLOTÁCH ! L.Jursová, B.Nejedlá, O.Nováková, O.Richter; '! Tesla, Výzkumný ústav přístrojů jaderné techniky, Přemyšlení Je diskutována možnost použití scintilačních detekčních jednotek při vyááich pracovních teplotách. Je uvedena teplotní závislost výšky impulsu různých používaných scintilátorů a fotonásobičň samostatně i pro detekční jednotky jako celek* Pro různé teplotní intervaly je provedeno hodnocení parametrů z hlediska radiometrického a spektronetrického způsobu použiti.
ETALOKOVá ZAfilZENl LRD ČSAV PRO STANDARDIZACI EXPOZIC ZiftENl GAMA DO 3 UeV J.Klumpar, P.Jirouéek; Laboratoř radiologické dozlnetríe ČSAV, Praha
Hlavní součástí popsaného etalonovéha zařízeni je standardní vzduchová ionizační komora s deskovými elektrodami vzdálenými od sebe 40 cm, umožňující při napětích do 26 kV a tlacích až do 20 ata v souladu s definicí jednotky rentgen absolutní měření expozic záření gama až do energie 3 ke V. Pomocí ní se průběžně proměřuji dva svazky zdroje Co a jeden 137 svazek zdroje C s (o aktivitách 321, 12.4 a 190 C i ) , které slouží jako primární ctalonové svazky. Jimi lze buď kalibrovat přenosné přístroje pro měření expozic, anebo relativním navázáním cejchovat další svazky pro sekundární kalibraci provozních měřicích přístrojů. V referátu jsou popsány některé podrobnosti konstrukce celého komplexu, způsob měření ionizačních proudů zpola automatizovanou kompenzační metodou* charakteristická data jednotlivých svazků, závěry o jejich spektrálním složení, vyplývající z absorpčních měření pomocí ionizačních komor s rozdílnou tlouáikou stěny, a izodozní mapy pro různé geometrie ozáření, ukazující, za jakých okolností je běhsa expozice přípustná přítomnost osob v ozařovně*
:; i; i i r°l i\ |' j) J j 'j ji ; r |»H Li Lv; r^
u i .."-;
-60--
Í l
-JÍ
URČENÍ NASYCENÉHO IONIZAČNÍHO PROUDU V TLAKOVÉ KOMOftE J.Klumpar, P.Jirouéek; Laboratoř radiologické dozi.uetrie ČSAV, Praha
Je podán přehled rovnic, vyjadřujících závislosti ionizačního proudu na vloženém napěti, odvozených při různých matematických zjednodušeních a za různých předpokladů o prostorovém rozložení iontů vytvořených z4řenía. Na základě výsledků některých vlastních měření je diskutována jejich vhodnost pro extrapolační určení experimentálně nedosažitelné limitní hodnoty proudu nasyceného. Ukazuje se, že současný stav teorie je neuspokojivý. Vžitá praxe vychází sice z teorie Jafféovy, avšak žádané linearizace extrapolační rovnice dosáhneme jen za cenu toho, že do ní za konstantu charakterizující ozářený plyn (vzduch) dosazujeme hodnotu lišící se o několik řádů od hodnoty teoretické. Nelze tedy použité rovnici přisoudit hlubší význam než metodě empirické, založené např. na zkusmo nalezené závislosti s vhodně voleným exponentem x pro napětí U. Pro zjednodušení početní práce byla provedena určitá modifikace postupu podle Jaffeho, spočívající hlavně v normalizaci napěti vzatých do počtu. Zjednodušený postup lze aplikovat i za předpokladu jiného tvaru extrapolační rovnice.
Sní od D ata zajeden Louži tié
uvat trojů. Lého ou , zatření íí
ti í c: ! •• i
i .. '.
1 POROVNÁN! VLASTNOSTÍ FOTOLWINISCEÍICNIHO DOZBJETRU A FOTOVODIVOSTNÍHO KRYSTALOVÉHO DOZDIETRU M.Knittl, F.Zdarsa, R,Súlovská; Monokrystaly, Turnov
V práci jsou porovnávány některé základní dozimetrické charakteristiky fotolumittiscenčního dozimetru fy CEC MONTROUGE, jako přesnost dozimetru, vlnová závislost, Časová stabilita, přesnost při opakovaném vyhodnocování, možnost regenerace, aditivita dávek apod., a dozimetru fotovodivostního. Dozimetrické charakteristiky, měřené na ozářených monokrystalech NaCl, jsou obdobné jako u zmíněných fotolurainiscenčních skel. Nabízí se zde proto podrobnější srovnání fotoluminiscenční a fotovodivostní dozimetrické metody.
co\ nis
odí
I, 'i 2 i 1 P°
• :'\ n
P. i fc
- 62 -
r*?*
; POUŽITÍ FOTOLUMINISCENCNÍCH SKEL PRO iíSfiENÍ EXPOZIC IONIZUJÍCÍHO ZkŘEht i
O.Kodl;
Institut hygieny a epidemiologie - Centrum hygier.' záření, Praha ;J.Trousil; Ostav pro výzkum, výrobu a využití radioisotopů, Praha
i V příspěvku jsou uvedeny dozimetrické vlastnosti fotoluminiecenčnícn sk<;l Toshiba typu FD 3, měřených na vyhodnocovacím zařízení Toshiba PGD - 6Na základě studia vlivu čištění skel před měřením byla vypracována metodika, zajištující dobrou reprodukovatelnost měření luminiscenční odezvy. Dále byl sledován vliv nárůstu fotoluminiscenční odezvy s časem po ozáření a fading a linearita odezvy v rozsahu expozic 50 mR až 1000 R. Energetická závislost skel byla stanovena pro rozsah energií 15 keV - 1,25 keV jednak pro samotná skla a jednak pro dozimetrické pouzdra s měděným kompenzačním filtrem. Výsledky jsou statisticky zpracovány a je udána celková chyba měření expozice ionizujícího záření.
- 63 -
t- í NĚKTERÉ PRAKTICKÉ ASPEKTY AUTOMATICKÉ SPEKTROMETRIE GAMA S Ge(Li) DETEKTORY
[
L.Eokta, M.HoSpes, P.Novotná; Ostav pro výzkum, výrobu a využiti radioisotopů, Praha J.Vlček; Krajská hygienická stanice, odd.radiační hygieny, Hradec Králové
Jsou uvedeny poznatky, získané dlouhodobým používáním polovodičové spektrometrie v CfVWR. Po diskusi o optimálním vybaveni spektrometrické laboratoře a použití počítače Varian 620-L jsou podrobně probírány nejdůležitější aspekty:
i i
a) stanovení detekční účinnosti (vliv rozložení citlivého objemu, uspořádáni kryostatu, vliv rozměru vzorku apod.); b.^ stanoveni ploctíy plku totální absorpce (aproximace píku, vliv četnosti impulsů, subtrakce pozadí pod pikem apod.); c) automatická analýza naměřených spekter (souhrn programů pro analýzu, praktické výsledky). 1»
Mj:
1-1,
fs - 64 -
PRŮMYSLOVĚ VYUŽITÍ OTEVftENYCH ZAftlCŮ K STANOVENt DOBY PRŮCHODU MATERIÁLU ROTAČNÍMI PECEMI i A.Komínek;
i Výzkumný ústav stavebních hmot, Brno
Doba průchodu materiálu rotační pecí závisí na režimu práce pece, stavu vyzdívky a nálepků. Přímé stanovení doby průchodu jinými metodami, aiao značení materiálu otevřeným zářičem, není možné a odhady technologů se od uvedené exaktní metody liší často i o 100 %. Metoda byla použita k stanovení doby průchodu cementářské suroviny při suchém způsobu výroby slínku a k stanovení doby průchodu práškového vápmi. Připravuje se i aplikace na štěrkové vápno a na surovinu k výrobe slínku mokrým způsobem. Pohyb materiálu se sleduje nejen na konci rotační pece, ai r i v některých technologicky důležitých ( 5-6 ) místech podél celé pece. Podle naměřených výsledků se stanovuje několik dob pro průchod jednotlivými částmi pece i celou její délkou. Je to především stanoveni doby nejkratšího pobytu značené suroviny v peci, určované podle pohybu čela radioaktivní složky, dále stanovení doby průchodu maximální koncentrace podle maxima naměřené radioaktivity, pak stanovení doby průchodu jednotlivých procentuálních částí materiálu (např. 10 %, 20 %, 30 %, 50 % a 90 %) a konečně stanovení tzv. strtdní doby pobytu materiálu v peci. 24 Júko zářič byl použit radionuklid Na, připravený aktivací hlinitokřemičitanu sodného v řežském reaktoru. Tato sloučenina sodíku, připravená několikanásobným přetavením a lisováním kysličníku hlinitého, křemičitého a sody v platinovém kelímku je při vyšších teplotách málo těkavá, narozdíl od jiných běžných solí. Před aktivací byla upravena na zrnitost odpovídající značkované surovině, tj. u cementářské suroviny na zrnitost 90 - 200 mikrometrů a u práškového vápence 0 - 3 mm. K pokusům byl použit 2 *Na o aktivitě 50 - 100 mCi, zředěný při vhozu na vstup pece v jednom kilogramu sledovaného materiálu.
- 65 -
LABORATORNÍ KONTROLA A POLOVODIČOVÁ SPEKTROMETRIE GAMA V JADERNÝCH ELEKTRÁRNÁCH J.Kopec, V.Kapišovský, I.Kubík; Výzkumný ústav energetický, Jaslovské Bohunice Pro účely laboratorní dozioaetrické kontroly a pro studium procesů v primární* okruhu reaktoru byl rozpracován systém poloautomatické analýzy na základě kombinace radiochemické separace směsi radiomíklidů do skupin a jejich měření gama spektrometrickou metodou s použitím Ge(Li) detektoru a vyhodnocením na počítači, V práci je proveden rozbor procesů ovlivňujících vznik, formy a chování radionuklidů v technologických okruzích a jsou diskutovány možnosti různých variant postupu analýzy. Jsou uvedeny některé dílčí výsledky analýzy modelových vzo;'sůo
- 66 -
r •,! % ,i
H
fit
PŘENOSNÍ KALORIMETR PRO STALONÁ2 SVAZKŮ ZÁŘENÍ X A GAMA JeKovařík, Z.Kovář; Laboratoř radiologické dozimetrie ČSAV, Praha
Výsledky měřeni, dosažené T LRD ČSAV S citlivou kalorimetrickou soupravou laboratorního typu při standardizaci svazků rentgefio nového zářeni, zářeni gama zdroje Co a zářeni X betatronů, byly podklade* k realizaci přenosné kalorimetrické soupravy, určené k oěřeaí a objektivnímu srovnávání základních dozimetrických charakteristik svazků záření X. a gama v Širokém rozsahu energii od 100 keV do 50 MeV. V referátu se stručné popisují jednotlivé části této přenosné kalorimetrické souprav;: - vlastní kalorimetr s výměnnými absorbitory; - kalibrační jednotka, umožňující nahřáti absorbátorů přesné známým elektrickým výkonem; * měřící jednotka, sloužící k převodu teplotní změny absorbátoru na elektrickou veličinu; - záznamová jednotka, převádějící výstupní signál měřící jednotky do formy požadované pro početní zpracování výsledků měřeni. Vedle numerického zpracováni výsledků dovoluje přenosný kalorimetr - pomocí zápisu naměřených hodnot na děrnou pásku - i úplné zpracování výslodkí na samočinném počítači* Funkce a citlivost prototypu přenosného kaiorinnetru byly ově! Lřeny měřením ve svazcích rentgenového záření a zářeni X betatrcmu s maximální energií spektra 42 He?. V referátu se uvádějí výsledky těchto měřeni, které potvrzují schopnost kalorimetrii měřit hustotu toku energie uvedených svazku záření od hodnoty 50 £iY.cm s přesností lepal než 2% a možnost jeht rutinního použití bez speciálních podmínek experimentu na lékařských a defektoskopických pracovištích i v běžné laboratorní praxi, kde se pracuje se svazky záření X a gama v širokém energetickém intervalu. Pro své fyzikální parametry i vzhledem k dosažitelným malým
- 67 -
roznčrŮH a ráze i nízké pořizovací ceně je popisovaný přenosný kalorimetr vhodný jako etalonový přístroj, který může být zařazen do československého Btetrologického systému v oblasti etalo- \ náže ionizujícího záření.
-J
i
- 68 -
! A
KALORIMETRICKÁ, IONIZAČNÍ A TERMOLUMINISCBNČNÍ MfifiENÍ SVAZK& VYSOKOEMERGETICKgHO ZÁfiENÍ X J.Kovařík; Laboratoř r a d i o l o g i c k é dozimetrie ČSAV, Praha J.Novotný; Katedra dozimetrie a aplikace ionizujícího záření FJFI ČVUT, Praha | i H.2áčková; \ -; Institut pro další vzděláváni lékařů a farmaceutů, Praha
.V současné době se začínají, zejména v lékařských aplikacích, zavádět do rutinního provozu vysokoenergetické ozařovače. Jedná se především o betatrony Siemens s maximální energií spektra záření X 42 MeV a o betatrony čs. výroby se svazky brzdného záření i se svazky elektronů. Je proto nutné se zabývat na jedné straně stanovením základních fyzikálních parametrů těchto svazků, na straně druhé pak stanovením absorbovaných dávek, zejména v měkké tkáni. Abychom zí| skali všechny požadované informace o měřeném svazku, je obvykle nuť | rié použit několika metod. j Referát uvádí výsledky naměřené pomocí kalorimetrické, ioni| začni a termolumiaiscenční metody ve svazcích vysokoenergetického jzáření X betatronů. Byl stanoven celkový zářivý výkon svazků, hu| íJtota toku energie, korelační faktor, křivka procentuální hloubkové ídávky v měkké tkáni a dávka v radech, absorbovaná v dávkovém maximu í této křivky. :\ Ke stanovení celkového zářivého výkonu byla použita přenosná kalorimetrická souprava, vyvinutá a vyrobená v Laboratoři radiolo|gické dozimetrie ČSAV v Praze. Z hodnoty celkového zářivého výkonu, | stanovené s přesnosti větší než 2 %, byla odvozena hustota toku energie svazků a ve spojení s ionizačním měřením stanoven korelační faktor, udávající podíl fluence energie a expozice. Pro měření dávek byla za zcela shodných podmínek použita meto;da ionizační a termelmniniscenční. Měřeni bylo provedeno jednak ve fantomu z plexiskla, jednak ve fantomu z Vestyronu. Výsledky obdrže-
- 69 ~
ii né ionizační a termoluminiscenčni metodou jsou pro oba fantomy v j dobrána souhlasu, odchylka činí pouze několik procent. Absorbovaná dávka byla měřena dozimetrem s práškovým LiF, proměřování hloubko-i j výcfa dávek bylo provedeno pomocí teflonových LiF disků* K vyhodno- N ceni byl použit přístroj V A M - 3 0 . Závěrem referát uvádí stanovené základní fyzikální parametry svazků záření X a srovnává výsledky měření dávek, určené různými metodami.
LJJ
r-í ' v!
é<
3 ^1
"i
4*
i
-i i
- 70
I, '
STANDARDIZAČNÍ DOZMETRIE SVAZKŮ VYSCXOENERGETICXÉHO ZÁfiENÍ X A ELEKTRONŮ I Z.Kovář; ] Laboratoř radiologické dozimetrie ČSAV, Praha
V referátu se diskutuje problematika standardizační dozimetrie svazká vysokoenergetických elektronů a svazků brzdného záření X s maximální energií spektra do 50 MeV. Jsou přehledně uvedeny některé zkušenosti československých a zahraničních dozimetrických pracovišf v této oblasti i nejzávažnější mezinárodní doporučení pro metrologii základních dozimetrii. •"! ckých charakteristik, především hustoty toku energie a absorbované dávky, uvedených svazků ionizujícího záření. Uvažuji se nejvhodnější dozimetrické metody a systémy pro priH mární a navazující sekundární etalonáž základních dozimetrických veličin a analyzuje se vhodnost a přesnost zejména kalorimetrických, ionizačních a chemických dozimetrických metod pro tyto účely. V závěru referátu je předložen návrh vybraných metod pro československý systém etalonáže svazku vysokoenergetických elektronů a brzdného záření, se zaměřením na potřeby betatronovýcb pracovišť lékařských, defektoskopických i výzkumných.
11
!J
- 71 -
íqí
ABSOLUTNÍ STANOVENÍ EMISE NEUTRONŮ Z fUDIONUKLIDGVÍCH ZDROJŮ POMOCÍ MANGANOVÉ LÁZNÉ
| j I'] t
M.Králik; Laboratoř radiologické dozimetrie ČSAV, Prafcs
| |b ij ••• i
i\ V
Účinnost detekce neutronů závis.í na jejich energetickém spektru. Jslikož je obtížná tuto závislost přesně stanovit, je snaha u~ žívat pro absolutní stanovení emise metody prakticky nezávislé na energetickém spektru neutronů. Jednou z nich je metoda manganové lázně. Neutronový zdroj je vložen do středu nádoby s rodným roztokem MnSO 4 , což je v podstatě moderující prostředí, v němž j« homogenně rozptýlen prvek, sloužící k počítání neutronů, tj. mangan. Rychlé ! j neutrony jsou zpomaleny hlavně při srážkách s vodíkovými jádry a ' j H 55 převážně jako tepelné jsou absorbovány komponentami lázně. Un, : • přítomný v lázni, přejde pří. absorb:i neutronu v Mn, který se přeměňuje s poločasem 2,576 h> Po určité době, kdy se téměř dosáhne nasycené aktivity Tin, je neutronový zdroj % iázně vyjmut a lázeň [i míchaníis zhoatogenizována. Potom je do lázně vsunut KaJ(Tl) detekI ; tor, který registruje záření gama z radioaktivní přeměny Tán. De- fi tektor je kalibrován tak, že se dc neaktivní lázně přidá odvážené • -i množství standardizovaného roztoku Mn s vysokou měrnou aktivitou. | j Lázeň je opět zhomogenizovéna a jejím proměřením se zjistí faktor | | pro přepočet počtu impulsů z detektoru na absolutaí počet radioaktivních přeměn ^fai. Z absolutního počtu přeměn ntn se určí četnost absorpce neutronů manganem. Z této a z makroskopických účinných průřezů pro absorpci neutronů všech komponent lázně se určí celková četnost absorpce neutronů v lázni, která zhruba představuje emisi neutronového zdroje. Takto získanou emisi je ještě nutno korigovat na únik neutronů z lázně, na absorpci tepelných neutronů v materiálu zdroje, na ztráty rychlých neutronů v důsledku reakcí ^Stn.p) 3 2 ?, ^ S t n , * ) 2 9 Si. 1 6 0(n,*) 1 3 C a na absorpci epitermálK nich neutronů manganem. j,
ti i
V referátu bude detailně popsáno zařízení, vyvinuté v LRD ČSAV tj. dvě manganové láAftft - kulová a válcová s různými koncentracemi MnS04 a a speciálně jpravená elektronická aparatura, umožňující průběžně sledovat radioaktivní přeměnu Tín. Bude rozebrán postup měření a z něho vyplývající nepřesnosti. Zvláštní pozornost bude věnována vyčíslení výše uvedených korekcí a podílu jejich chyb na celkové chybě emise neutronů.
1
i !
- 73 -
ITEBAČNl METODA VfPOCTU NEUTRONOVÉHO SPEKTRA ZE SPEKTRA NAlififiENĚHO STILBENOVfM SPEKTROMETREM
! !
Z.Kudělásek; TA AZ B r n o
•
K měření spektra a hustoty roku rychlých neutronů se v mnoha případech s výhodou užívá spektrometrů s organickými scintilátory, detekujícími odražené protony. V případech slabých neutronových toků, vyžadujících vysokou účinnost detekce, je vhodné použit spektrometru s jedním organickým scintilátorem a některou z metod diskriminace pulsu, vzniklých od záření gama, Yýoočet účinnosti organického scintilátoru, jakož i výpočet spektra neutronů z naměřeného pulsního spektra, je dosti obtížný. Je to způsobeno možností vícenásobného rozptylu neutronů na jadrt.cn scintilátoru a okrajovým efektem. .„ Nejčastěji užívaná metoda výpočtu neutronového spektra ze spektra pulsniho nejprve zanedbává vícenásobný rozptyl i okrajový efekt, čímž se výpočet velmi zjednoduší. Pro odstranění systematické chyby výsledku, která souvisí s tímto zjednodušením se j užívá různých'postupu, někdy velmi složitých. Volba postupu při j 1 odstraňování zmíněné chyby metody pak určuje větší Či menší správ! nost výsledku. Statistická přesnost výsledku je u této metody dobrá* Druhá metoda výpočtu neutronového spektra, tzv. metoda registračních účinnosti, vychází ze správných hodnot účinnosti scinti látoru, vypočítaných pro různé energie neutronů metodou Monte Ca lo, která dovoluje respektovat vícenásobný rozptyl i okrajový efekt. Podrobnější analýza této metody však ukázala, že vypočítané neutronové spektrum má malou statistickou přesnost. Navržená iterační metoda výpočtu neutronového spektra odstra jiuje nevýhody a spojuje výhody uvedené u obou předchozích metod, j ij° js dostatečně správná i přesná. L csstematického hlediska jde j o notou aetodu řešení integrální rovnice prvního druhu, jejíž jádí rs -iMsá v konečné® počtu bodů derivace. Z fyzikálního hlediska !
•I
- 74 -
nečiní navrhovaný postup žádných zjednodušujících předpokladů a nezatěžuje výsledek systematickou chybou. Nová výpočetní metoda byla ověřena při zpracování údajů, získaných aěrením neutronového spektra Am - Be zdroje na jednokrystolovém stilbenovérc spektrometru. Získaný výsledek se velmi dobře shoduje s výsledky, uváděnými jinými autory.
APLIKACE DOZIMETRICKÉ TELLMETRIE V RADIAČNÍ KYGI2KÉ
J.Kudrna; Oddělení radiační hygieny HS-NVP, Praha
Analýza časového průběhu expozice pracovníků se zdroji ionizujícího záření při jednotlivých pracovních postupech je jedním z východisek k hodnocení dávek ve smyslu vyhlášky 59/72 Sb. s cílem dále je snižovat. Ve sdělení je uvedena terénní zkušenost s aplikací přenosné dozimetrické telemetrické soustavy, která je popsána v jiném referátu na tomto symposiu a jejímž autorem je ing. Hájek (IHE Praha). Vhodnost soustavy k registraci časového průběhu expozice byla ověřována na vybraných pracovištích, na nichž se provádějí náročné výkony s použitím poměrně silných zdrojů ionizujícího záření. Podrobné šetření bylo provedeno na onkologickém pracovišti, na němž se při terapii gynekologických procesů provádějí aplikace Re, uloženého v tubách či jehlách s obsahem 10 - 15 mg Ra. Aparatura byla kulibrována s použitím zdroje * Ra pro dané expoziční příkony. Průběh expozice byl registrován při aplikaci radioford u jednotlivých pracovníků, zúčastněných při aplikaci (aplikujícího lékaře, sálové sestry, anestesiologa a pomocného personálu)* a jeho vyhodnocením bylo možno stanovit expozici během celého výkonu i posoudit účinnost radiologické ochrany v jednotlivých fázích pracovního postupu. Ve sdělení jsou diskutovány omezující faktory metody a možnosti jejího širšího využití v praxi radiační ochrany.
- 76--
EXPOZIC RUKOU PRACOVNÍKŮ V NUKLEÁRNÍ MEDICINE R, Kukačka; Krajská hygienická stanice, Ostrava ¥.Husák, O.Charamza; Gdděisaí nukleární medicíny LF a FN, Olomouc JoTrousil; Ústav pro výskům, výrobu a využití radioisotopů, Praha
Měření radiačního zatížení rukou v radioizotopových laboratose zatím jeátě zdaleka nestalo rutinní metodou jako r.apř. sladovásaí osobních calotělových expozic. Předběžné námi získané výsledky a údaje z literatury ukazují, že při některých pracech, zviáSté ii krátkodobých radionuklidů získávaných z generátorů a jejich aplikaci nemocným, je měření expozic rukou přinejmenším tak důležité jako měřeni axpozie celotělových. Předkládané sdělení přináší výsledky sledováni expozic rukou a prstů laborantů a lékařů při zpracováni a aplikaci radiofarmak značkovaných JTC a delšísi zářiči, které byly dosaženy v průběhu r.1973 na Oddělení nukleární medicíny v Olomouci. Bylo použito tersncluminiscenčnlch dozimetrů ( LIP, CaF2 v teflonu) vyhodnocovaných na aparatuře firmy Teledyne Isotope (USA)» Změřené hodnoty byly porovnánj s výsledky získanými v průběhu r. 1972 pomocí filmových doziaetrůo Jsou diskutovány výhody a nevýhody zoinéných typů dozimetrů 3 hlediska rutinního měření.
- 77 -
NAŠE SKOSSNOSTI S MERANtlI ROZLOŽENU DÁVKY PRI OZAŘOVANÍ LYMFATICKÉHQ SYSTÉMU IPRI LYMFOGRANULOME V.Laginová, I.Simko, G.Králik; Onkologický ústav pře Slovensko, Bratislava
Liečba lymfogranulóau iouizujúcim žiarenín zaznamenává určitý vývoj. Po období, kedy sa ozařovala len postihnutá oblast' preélo sa na ožarovame aj susedných, ešte intaktných oblasti lyrafetického systému. Často sa ozařuje celý lymfatický systém pomocou mnohých poli, pričom sa neožarujú všetky polia sutasne, ale v určitéj časovej následnosti. Ďalšim vylepáením ožarovacej techniky je súčasné ožarovaníe celej nadbráničnej alebo podbráničnej oblasti lymfatického systému velkým ožarovacím pofom, 3 vefkým OK, za súčasnóho krytia olovora orgánov alebo oblastí, ktoré třeba chránit' před žiarením - pltica, obiičky, hlava apod. V naSom příspěvku k dozitaetrii ožarovacej techniky vefkými pofami lymfatickóho systému referujeme o meraní prevádzanon na celotelovom fantome Aldersonovom, tj. fantome so zabudovanými kosfami, přúcnou tkanou a vzduchovými dutinami a o meraní prevádzanom na homogennom celotelovom fantome z parafinu. Taktiež hodnotíme výsledky meraní dosiahnutých dutinovými komorami dvoch rozdielnych dozimetrov, a to Siemens-Universalom a Victore enom.
- 78 -
. ;k ! ::„ r | ';d ' r' > Vl
TERMOLUMINISCENCNICH DOZDÍETRU PRO SLEDOVÁNI RADIAČNÍHO ZATÍŽENÍ NEMOCNÝCH PŘI RENTGENOVÝCH VYSETFTENLCH L.Lidová, J.Doubravský; Ostav lékařské fyziky UP, Olomouc V.Husák; Odděleni nukleární medicíny FN, Olomouc
Známé přednosti termoluminiscenCnIch dozimetrů ve srovnání s klasickými dozieietrickými metodami, je předurčují k Širokému využívání v lékařství, zvláště při měření in vivo v rentgenologii a radioterapii, při sledování radiačního zatíženi pacientů a personálu íitd. V našem sdělení se zabýváme sledováním radiačního zatížení krajní malé pánve a zvláště gonád při speciálním gynekologickém rentgenovém výkonu, hysterosalpingografii, prováděné jednak >ra~ diční skiaskopií, jednak s použitím zesilovače štítového obrazu a rentgenové televize. Použili jsme fluoridu lithného a vyhodnocovací aparatury fir. Vakutronik. Je porovnáno radiační zatížení pacientek při obou zmíněných vyšetřováních postupech, a jsou diskutovány problémy po 'žití LiF v rentgenologii.
'I
- 79 -
NOVÉ MOŽNOSTI PftlPRAVY
99m
T Č PRO OCELY NUKLEÁRNÍ MEDICÍNY
i i
V.Macháň, J.Vlček, J.Roháček; Krajská hygienická stanice, Hradec Králové V.Rusek, Z.Smejkal; Vysoká škola cheraickotechnologická, Pardubice L.Kokta; Ostav pro výzkum, výrobu a využití radioisotopů, Praha
Předložená práce se zabývá problematikou přípravy Tc. 99m Jsou uvedeny některé výsledky, dosažené dělení ta Tc od mateřského molybdenu z pohledu možné aplikace získaného produktu v nukleární medicíně. Účinnost separace a radionuklidová čistota techneeia jsou srovnávány s možností ^ T c - generátorů, používaných v ČSSR. 99m Tato konfrontace vyznívá ve prospěch nové přípravy Tc, především z hlediska zisku vysokých objemových aktivit a snížení obsahu radionuklidových nečistot, a rovněž ekonomická stránka není zanedbatelná.
-i í "j íř'„
I1 i !i í -í
I^
I,i
í ¥A
- 80 -
J
STANDARDIZOVÁNI RADIOGHEHICKl ANALtZA VODY. J E J Í APLIKACE A PERSPEKTIVY DALŠÍHO VÝVOJE A.Mansfeld; Výzkumný ústav vodohospodářský, Praha
Možnost použití vhodných radioanalytických metod s odpovídající citlivostí a přesností odření je často limitujícím faktorem rozsahu a kvality prací, zaměřených na sledování radioaktivního znečištění vodního pnstředí. Požadavky na metody jsou, s ohledem na ča»té rutxnní využití postupů, vysoké a jejich vypracování je proto ve všech vyspělých státech věnována značná pozornost. Náročnost problematiky dozimetrické kontroly vodního prostředí, kdy je třeba brát v úvahu velkou řadu faktorů, podněcuje snahy o přiměřenou unifikaci těchto metod a to jak na úrovni jednotlivých států, tak i mezinárodních organizací či státních seskupení. V referátu jsou hodnoceny redioanalytické metody, sjednocené v jednotlivých státech a porovnány se stavem řešeni této problematiky u nás. Jsou uvedeny metody radiochemického rozboru vod, sjednocené v rámci RVHP a diskutován další trend vývoje. ! i, 1
!iťii-
- 81 -
JISKROVÝ POClTAC STOP
! j
J.Maršál; fatav pro výzkum, výrobu • v y u ž i t i r a d i o i s o t o p ů , Praha
j °'1 :: I
Pro automatizaci počítání stop při vyhodnocování stopových detektorů pevné fáze lze s výhodou použit metody jiskrového počítače stop. Je popsán princip*metody a uvedeny základní charakteristiky jiskrového počítače stop a jejich souvislost s parametry elektronických obvodů. Jsou diskutovány podmínky pro dosažení dobré reprodukovatelnosti měření, vysoké rozlišovací schopnosti a rychlosti počítáni.
ij M
•13
\ A r J i
:
\í
MOŽNOSTI VYU2ITIA VYSSEJ VÍPOCTOVEJ TECHNIKY V KLINICKEJ RADIOLOGII
U!
P.Matula, E.Putaš; Radiologická klinika FN, Košice
Na pracovisku autorov sa od roku 1971 používajú kotnputorové programy pre výpočet distribúcie dávok v pacientovi a ďalSích doležitých radiologických faktorov (calková a tuaorová integrálna dávka, účinný integrálny faktor apod.). Súbor programov umožňuje výpočet dávky pri statickéj, monoa viac-axiálnej kyvadlovej terapii - centrickej i excentrickéj« Osobitné programy sú vytvořené pre céziové oiarov&če CESIO-THERAX 2 a 3. PresnoW matematických modelov bola ověřená experimentálně na rázných druhoch fontcíaov (odchylky na centráinom lúči - 1%, paraaxiálne - 2X). Vplyv defornácie izodóz na zakřivenou povrchu a v dSsledku tkáňovej nehomogenity bol ověřený na heterogénnom Alderson-Reado fantome* Možnost' simultánně j dozírné lne je zaistená vačšíns počtom ionizačných membránových komfirok, ktoré sú vkládané do otvorov tvoriacich átandardnú geometrickú mrieiku. Kosparačné ětúdie sú ilustrované na diapozitivoch.
! TO
I
;
-•&•
PROBLÉMY RADIAČNÍ KONTROLY JADERNÝCH ELEKTRÁREN Z.Melichar;
Výzkumný ústav energetický, Jaslovské Bohunice
I.fis.atomovou elektrárnou započala etapa průmyslové výstavby velkých energetických jednotek, elektráren a tepláren, v ČSSR. Tato etapa s sebou přináší také cirkulaci neobvyklého množství radioaktivních látek, což vyvolává nutnost jejich kontroly. Pro tři typy elektráren - chlazené plynem, vodou a kapalným sodíkem - s je- ! ip jichž budováním se počítá v ČSSR, jsou uvedeny hlavní problémy s j cirkulací, únikem a kontrolou radioaktivních látek při normálním pro- j ^ vozu. Uvádí se také odlišnosti ve složení aktivit při pravděpodobÍi ných havarijních stavech. •] Pro uvedené tři hlavní typy jsou diskutovány problémy radiač\- in ní kontroly na jaderné elektrárně i v jejím okolí. \':\ Jsou uvedeny výsledky řešení této problematiky na obdobných \ .. typech jaderných zařízení ve světě a tendence řešení v rámci zemí RVHP. \\\
i
- 84 -
f
i
íi
METODY DETEKCE NA PRIMÁRNÍM (KRUHU JADERNÝCH ELEKTRÁREN Z.Melichar, J.Moravek, S.Sandrik, I.Pietrik, J.Gravec; Výzkumný ústav energetický.. Jaslovské Bohunice
Jsou diskutovány případy, které mobou nastat při normálním provozu nebo za tzv. havarijních situací a pro něž je třeba mít adekvátní metody kontroly. tia základe rozboru směsi produktů štěpení, směsi aktivních produktů koroze a směsi indukovaných aktivit nečistot chladivá jsou probírány referenční izotopy, které mohou sloužit ke kontrole úrovně aktivity těchto směsí a ke kontrole dynamických pochodů na technologickém zařízení. Je uvedeno řešeni radiační kontroly primárníJr- okruhu jaderné elektrárny typu WER-1000. Pro jednotlivé metody detekce jsou ukázány dílčí výsledky řešení.
I I \ ]
\1
,1
rí I i
• 85 *
1 DETEKCE NÉKTERÍCH Z/.ftlGfi BETA VE VODNÝCH VZORCÍCH POMOCÍ CERENKOVOVA ZÁŘENt F.Mertl; Fyzikální ústav lékařské fakulty UK, Plzeň
V úvodu referátu jsou stručně shrnuty základní poznatky o vzniku čerenkovova záření a možnostech jeho detekce. Jsou uvedeny hodnoty prahové energie, nutné pro vznik tohoto záření v různých kapalinách a podrobné je rozebírána metodika jeho detekce ve vodných vzorcích pomocí kapalného scintilačního spektrometru Tri40. 32 carb firmy PavkTd. Na příkladu detekce K a P jsou uvedeny faktory, ovlivňující účinnost detekce a udány parametry optimálních hodnot zesílení a rozsahu analyzátoru. Pro tyto radioauklidy jsou udány hodnoty pozadí a minimálně měřitelné koncentrace při použití různých typů měřicích nádobek. Jsou předloženy výsledky měřeni P v různých kapalinách, na jejichž základě je prokázána možnost měření v silně kyselých i zásaditých prostředích, organickýcn rozpouštědlech apod. až do .obsahu vzorku 20 ml, a to bez nutnosti korekce nK zhášení, přičemž dtilší výhodou je to, že není nutná úprava vzorku před měřením a že je možno vzorky po měření dále zpracovat. Účinnost této metody je pak porovnávána s metodami měření Glá trubicemi, plastickými a kapalnými semtiiátory a na NaJ(Tl) detektory. Na základě vlastních výsledků i prací jiných autorů je diskutována možnost zvýšeni detekční účinnosti pomocí posunovačů spektra a jejich použití v rutinním měření. Rěkteré metody, používané pro korekci zhášení v kapalných scintilátorech, byly aplikovány na určeni vlivu barevného zhášení; jsou diskutovány jejich výhody a nevýhody a porovnány hodnoty, těmito metodami získané. Pozornost je věnována též možnostem rozlišení obsahu jednoho radionuklidu ve směsi s jiným a navrženy některé metody pro toto rozlišení. Závěrem je uveden výčet radionuklidu, dosud touto metodou měřených a ukázány možnosti dalšího rozšíření této metodiky na měření radionuklidu dalších.
- 86 -
NIEKTORÉ VÍSLEDKY MERAKIA MSOTRĎNOVtCH SPEKTIBR JÁDROVÝCH REAKTORŮV F.Minářik, A.Hrabovcová, D.Nikodémova; Výskunmý ústar hygieny práee a chordb z povolania, Bratislava
V práci sa popisuje aietodika merania spektier rychlých m e utťónov poaocou prahových detektore? a uvádzajú sa výsledky, z í skané vo vertikálnou a h<$rizontálnoa kanáli reaktora VVR-S ÚJV v fieži a v uranovou konvertore, uloženou vo vertikálnoa kanáli reaktora TR-0 OJV V fieži. V metodickej časti referátu je popisáný výběr terčíkových aateriálov a použité prahové detektory. Oalej je popisaná netóda merania indukovaných a štiepnych aktivit detektorov a ich ^alšiebQ aateaatického spracovania. ? druhej časti sa referuje o získaných výsledkoch zo spomenutých ožiarovacích experiaientov. Uvádzajú sa obdrzané diferenciálně spektra rychlých neutronov a diskutuje sa o ich tvare. Z |idražitných reakcií (n,gaasa> při meraniaeh s uranovým konvsrtoi-oa sa robí hrubý odhad o stupni kontaminácie spektra Stiepenia tepelnými nsutronai. Záveroa referátu je poukázané na konečné zameranie týchto préc a sú spomenuté nisktoré metodické £ažkosti» ktoré a6žu V O ?ýznamnej nsiere ovpiyvniť získané výsledky.
vin, s? p
- 87 -
I o. i
METODY KVANTITATIVNÍ AUTORADIOGRAFIE V METALOGRAFII F.Myěák; Statni výzkumný ústftr materiálu, Praha
Metalografie je jednou z oblasti, v nichž autoradiogrefie
i i
nachází uplatnění. Je schopna zaznamenat a zobrazit velmi malé i množství prvko., takže se uplatňuje*napr. při studiu nerovnoměri nocti chemického složeni slitin, pro sledování změn struktury při tepelném zpracování a tváření a při studiu vlivu legujících prvku a nežádoucích příměsí na strukturu kovových materiálů. j Otázky důkazu o přítomnosti radionuklidu a jeho lokalizaci ! jsou však problematikou pouze kvalitativní. Autoradiografie ovšem ; může podat informace i o koncentraci sledovaného prvku ve struktúře. Základní pddmínkou pro kvantitativní autoradiografii je nale- \ zení a vyjádření závislosti mezi zčernáním autoradiogramu a obsa- í hem sledovaného prvku v daném tnístd vzorku. Galšlm předpokladem je jednak jednoduché zhotovování homogenních srovnávacích etalonů, \ jednak práce v lineární oblasti křivky zčernáni, tj. tam, kde pla- i ti přímá úměrnost mezi zčernáním filmového materiálu & dávkou zá- | řenl. Z hlediska reprodukovutelnosti je nutné ustálit všechny vli- \ vy jež působí na zčernáni emulze. | Na našem pracovišti jsme se pokoušeli využít pro semikvtnti- | ; tativnl vyhodnocováni autoradiogramů přístroj Quantimet. Tento přistroj dovede rozlišit různé fáze struktury kovů buď podle rozdílu v odstínu šedé barvy, nebo podle odlišnosti tvaru. Počet stup- i ň& šedosti je však malý; požadavek na kvantitativní vyhodnocováni | autoradiogremů převyšuje možnosti přístroje* Je však velmi vhodný ! pro registraci a vyčíslení stop částic alfa, zvláště na dielektri- : ckých fóliích. Daléí metodou kvantitativního vyhodnocování autoradiogramů je využití filmu Agfaeontour Professional. Tento kopírovací černobílý | materiál zobrazuje při stupňované expozici čáry nebo plochy téhož zčernání předlohy - ekvidenzity. Počet ekvidenzit je dán rozsahem i| hustot zčernání předlohy. Mázornost vyhodnocení stoupne, když jsou . i'I
jednotlivé ekvidenzity zobrazeny v různých barvách a překopírovány | do jednoho obrazu. - 88 ě
n»
MÉflENl DISTRIBUCE DÍVKY Z VNITftNlCH ZiftlCft BETA V KOSTECH 1
° !
: O.Neruda; \\ Vojenský lékařský výzkumný a doškolovací ústav JEP, Hradec Králové ^1 D.Chorvát; i Výskuruný ústav hygieny práce a chorob z povolania, Bratislava
i Vyžnou a obtížnost určováni distribuce dávky v kostech z vnitřeních zářičů beta jsou dé*»y QMtow
mickou topografii dozigramů, atd.
M
- 89 -
I
XS3
(O
Dozignua podélného řezu fenuren krysy, odebraného 14.den po nitrožilni aplikaci 100 ffid 8 9 S r . Syaboly s posloupnosti *, +. i, o, x, n, a, V 1, 2, 3 odporídají intervalů* dávkových příkonů (Rj, R i + 1 > v rad/d«n, kde « i + 1 = 1.33 K^ Hodnota R i pro syábol » čini 10 rad/den, i symbolu 1 např. patří interval 100-133 rad/den.
HAVARIJNÍ DOZMETRIA RYCHLÝCH NEUTRONOV
D.Nikodémova, /.. Hrabové ové, F.Minárik; Výskumný ústav hygieny práce a chorčb z povolania, Bratislava Pre účoly havarijnej dozinetrie rychlých neutronov bol vyšetřovaný zjednodušený spektroneter, pozostávajúci z troch prahových detektorov - In, S a AI, obalených kadniom. Pre tento spektrometer boli prispdsobené výpočtové netódy, dovorujúce poměrné rýchly a spolahlivý přechod od nameraných indukovaných aktivit k stanoveniu spektrálného rozdelenia neutronov (netóda RD1OÍ, Kohlerova, lleixnerova). Spektrometer bol ověřený v primárnyeh zva'zkoch vybraných neutronových práčovisk ako aj na polyetylénovou fantome tvaru Pudského těla. Bol sledovaný vplyv orientaci® ožierenej osoby na získané výsledky.
- 91 -
M02H0ST SNÍ2EN1 VLIVU CHEMICKÉHO SLOŽEN1 MATERIÁLU Pftl STANOVENÍ OBJEMOVÉ HMOTNOSTI ROZPTYLOVOU METODOU 0.Nováková; Tesla, Výzkumný ústav přístrojů jaderné techniky, Přemyšlení P.Votava; Výzkumný ústav stavebních hmot, Brno
Při měření objemové hmotnosti na principu rozptylu záření gama se nepříznivé projevuje chemické složení měřených vzorků* Hledají se proto takové konfigurace detekční jednotky nebo měříčího postupu, které dovolují omezeni vlivu chemického složení při měření objemové hmotnosti. Mezi tyto patří metoda se vzduchovou vrstvou a metoda "dual-trace". Jsou uvedeny výsledky experimentálních prací, jejichž cílem bylo stanovení optimální geometrie zářič - Čidlo- měřený vzorek a to jak pro GM-počítaóe tak scintilační detektory. Je provedena diskuse výsledků.
| \ i jí j °.' i\ i ||
\4 \|
VfSLBDKY MĚŘENÍ ROZPADOVÝCH CHARAKTERISTIK RADIONUKLIDU ROZPADAJÍCÍCH SE ZÍCHYTEM ELEKTRON3 J.Plch, J.Zdertidički, L.Kokta; Ostav pro výzkum, výrobu a využiti radioisotopů, Praha Správnost stanovení aktivity radi«tnuklidů, rozpadajících se zachytán elektronik, je do značné airy ovlivněna znalostí jejich rozpadových charakteristik. V riaci výzkumného úkolu CVVVR "Metrologie radionuklidů" byly v posledních letech studovány w 5 1 vlastnosti x19? *Hg, 1 2125 J , 15Se a 1 3 131 C s , Jsou popsány výsledky uéření veličin PuOTi. *(&*** poločasu přeměny atd. u Se, J a 131 Cs.
! &
.!!
•-••"
.
..P.!
VYUŽITI MNOHOANODOVÉHO POČÍTAČE V 4Iý3-f KOINCIDENCI J.Plch, J.Zderadička. L.KokU; Ústfav pro výzkum, výrobu a využiti radioisotopů, Praha
Zvýéení přesnosti 41T/& -% koincidenční aparatury je do značné míry limitováno časovými vlastnostmi obvyklých AT proporcionálních počítačů. Podstatného zlepšeni lze dosáhnout, když je jednoanodový počítač nahrazen mnohoanodovýa. Jsou popsány vlastnosti mnohoanodového počítače vyvinutého v OWVR a výsledky srovnávacích testů se vzorky o vysoké aktivitě.
- 94 -
!. 1 ZtVISLQ&S ODEZVY TgBMOLHíIIIXSCBKCHÍCU DETEKTORŮ Z METATOSFiTOVÍHO SKLÍ Vk EXPOZICI 4. Plichta; ?0CO, Praha
i ,1
II
Podle výsledků dosavadních prací, zabývajících se závislosti odezvy temoluainiscenčnlch detektorů záření z aetafosfátovébo skla aktivovaného aanganesi na expozici, je tato závislost supralineárni. t těato aéřenla byl používán fotonásobie T B S U VCVET 66 Ft 511, jehož spektrální charakteristika, vzhledest k vlnové délce emitovaného termoluainiscenčniho světla, je značně nevhodná. V referátu jsou shrnuty výsledky sAfenl závislosti odozvy ter•oluainiscenčnich skleněných detektorft zářeni na expozici s různými typy fotoná&običů, které aajl pro tento účel vhodnfijií spektrální charakteristiky. Byly použity fotonisobiie NDR typli M 10 PS 29, U 10 PS 29 fy, P 12 PS 52 A a pro porovnání dosažených výsledkft fotonásobiě TESLA Y O Y E Í 66 FK 511. Temoluainisconřní detektory záře137
I
ni byly exponovány * Ca (expoziční rychlost 350 R.h * ) . Závislost byla sledována v rozvezl expozic 1 - 2000 R. ? závěra jsou dosažené výsledky diskutovány.
hi
- 95 -
VYUZlTl MEZINÁRODNÍHO SYSTÉMU NUKLEÁRNÍCH INFORMACÍ V OBORU RADIOLOGICKÉ DOZIMETRIE V.Podvín; Ústřední informační středisko pro jaderný program, Zbraslav uad Vltavou
Mezinárodní systém nukleárních informací (INIS-International Nuclear Information System), který byl vybudován z iniciativy Mezinárodní agentury pro atomovou energii ve Vídni a 2a spolupráce členských zemí, má zpřístupnit literaturu z jaderných oborů produkovanou na celém světě a umožnit její další zpracování a distribuci moderní výpočtovou technikou. Tématický rozsah INIS zahrnuje jadernou fyziku a fyziku plazcssatu, jadernou a radiační checaii, výrobu a přepracování jaderného paliva, chemii a výrobu jaderných materiálů, vliv záření a radionuklidů na živé organismy a na člověka, využití a výrobu radioizotopů, bezpečnost jaderných zařízení, výpočty, konstrukci, výrobu a využití jaderných reaktorů, přístroje používané v jaderné fyzice a technice, manipulace s odpady, ekonomiku jaderné energetiky a využití radioizotopů, atomové právo a jadernou problematiku okrajových oborů. Státy, které jsou členy INIS shromažďují svoji národní litsrární produkci a podle závazných předpisů připravují vstupní data pro systém; MAA£ vytváří z těchto dat celosvětové soubory a poskytuje členským zemí ca tyto výstupní materiály: INIS Atomindex - čtrnáctidenním, který obsahuje bibliografické popisy dokumentů a deskriptory, charakterizující jejich cbsah. INIS Atoknindex - na magnetické-pásce - obsahuje stejné údaje jako tištěná verze. INIS Abstracts na mikrofiších - obsahuje abstrakty všech dokumentů uvedených v INIS Atomindexu v jednom z jazyků hlAAE (angličtina, francouzštině, ruština, španělština) a někdy i v jazyce originálu. 1
- 96 -
,.?',
H Testy nekonvenční literatury na mikrofiších - výzkumné zprávy apod. Ostřední informační středisko pro jaderný program odebírá všechny uvedené publikace a postupně je zpřístupňuje zájemcům v ČSSR. Protože počet informací z jaderných oborů stále roste, nelze provádět distribuci informací klasickými metodami. OlSJP proto v rámci řešení úkolu P-IS státní informační politiky experimentálně zavádí průběžné adresné informování (SDI-Selective Disseminution of Information}, pro které bere za základ magnetickou pásku INIS Atomindex. Popis obsahu dokumentu pomocí deskriptorů (klíčových slov) umožňuje, aby z téchto záznamů byly na samočinném počítači zpracovávány tématicky přesně vymezené rešerše. V naší přednášce se budeme zabývat způsobem zpracování těchto průběžných strojových rešerší, výhodami a omezeními používané metody SDI a celkovými možnostmi celého systému, včetně zajišťování potřebných publikací a způsobem jejich rozšiřování odběratelům. Diskutovány budou rovněž modifikace dodáváni informací pro různé způsoby práce ve výzkumu, vývoji i v provozu.
j h~ \ '' í nV 1
- 97 -
CAMAC - UODDLlRNt SYSTÉM Pftl STROJ ft PRO SSfiR A ZPRACOVÁNI BA7 T.Polívka;
Tesla* Výzkumný úst&T přístrojů jaderné techniky, Přemyšleni CAMAC je stavebnicový systém přístrojů orientovaných na sbftr a zpracování dat a na řízeni procesů v reálném čase* Je to multipl exnl systém a možnosti přímé spolupráce s počítačem. Systém CAMAC má podrobně specifikovány vlastnosti f:inkčních jednotek vzhledem k návaznosti na informační kanál. Toto zejiáCuje jak slučitelnost funkčních jednotek různých výrobců, tak i nezávislost na počítačiy nebol žádná ze specifikací nezávisí na přítomnosti počítače v sestavě. Je popsána funkční struktura systému CAUAC a uveden přehled základních konfigurací systému. Je popsán informační kanál* způsob adresování jednotek, soubor operací (funkci) a způsob zpracování požadavkových signálů. f/
- 88 -
VLASTNOSTI ČÍSLICOVÉHO káftlCE ČETNOSTI DIPULS& S 3YCHL0U ODEZYOU Í i V.Pollrka;
Tesla, Výzkumný ústav přístrojů jaderné techniky. Přemyšlení Je popsán číslicový způsob měření střední četnosti impulsů statisticky rozložených, který splňuje tyto požadavky: - "plynulé" a rychlé sledováni zm5n měřené veličiny - rychlost odezvy je omezena pouze charakterem měřené veličiny (diskontinuálnl representace - statistické rozloženi) - vysoká přesnost měřeni v ustáleném stavu. Popisovaný způsob měření střední Četnosti impulsů je založen na zpětnovazebním principu, kde výstupní veličina je řízena sumou odchylek. K opravě hodnoty výstupní veličiny Kg se užívá veličina Dg proporcionální odchylce mezi Hn * okamžitou střední hodnotou rstupu Nj^t). Tento způsob měřeni četnosti zajiíEuje rychlou odezvu na změny měřené veličiny a též zajiiiuje vysokou přeanost měřeaí stacionárních jevů. Výstupní veličina *g(t n ) je dána vztahem i i=n
kde pro korekci Dgtt^) platí
I Rychlost a tvar odezvy závisí na přesnosti určení korekce D« * •tím též na hodnotě K.. . j Popsaný způsob měření střední četnosti impulsů může být modifikován pro měření poměru četností, příp. poměrné odchylky cetnoísti nebo pro měření derivace nebo poměrné derivace vstupní četnosti.
b
DETEKCIA IOKIZIUCCEHO ZlAHENIA MVtU TKPOM POCÍTACA S KVAPALINOVOU P.Povinec, J.Staníček; Katedra jádrovéj fyziky PF OK, Bratislava
Detekcia ionizujúceho žiarenia kva pal i novými detektormi, pra-|; cujúcimi v impulznom režime, nebola dosial' predmetom dokladného výskumu. Niektoré výsledky sa dosiahli s ionizačnými komorami, v ktorých ako plynovú náplň použili kvapalný hexan, heptán apod. Tieto komory však pracovali len v integrálnom režime. Výsledky dosiahnuté na nažom pracovisku však úkazujú, že v i kryogénnych kvapalinách, tj. takých, ktoré vzniknu ochládáním a- f lebo stlačením plynov, možno dosiahnuC jednoznačný efekt detekci* | ionizujúceho žiarenia. V referáte sa rozebere já základné charakteristiky takýchto počítačov, ako sú relativná účinnost', zosilnenie, amplitudové a napSCové charakteristiky, atď.
, ^í elel
"\nehť %! vek °juměl v ob
- 100 -
í
VLIV NEHOMOGENIT V PROSTftEDl OZAftoVANÉM VYSOKOENERGETICKÝM ELEKTRONOVÍM SVAZKEM NA ROZLOŽENÍ ABSORBOVANÉ DÁVKY K.Rytina; ústav f y z i k y p l a z m a t u ČSÁV,
Praha
Neboaiogemty prostředí ozařovaného rychlými elektrony poměrně značně deformují rozložení dávky v jejich okolí. Hlavni roli zde hraje rozptyl elektronů. V nehomogsnitáeh samotných i v jejich blízkosti vznikají oblasti s relativně vysokým gradientem dávky. Pro jejich určení je třeba použít detektoru s dostatečnou rozlišovací schopnosti (samozřejmě s lineární a energeticky nezávislou charakteristikou).Při měření relativně rozmarnými ionizačními komor&mi jsou rychlé změny dávky "rozmazány". Jsou uvedeny některé z fyzikálních měření rtrovedených na elektronovém svazku betatronu 22 MeV a ukázán vliv různých nehomogenií ve fantomu z plexiskla. Pro dosaženi co největšího počtu informací o efektech v heterogenním prostředí bylo použito filmové metody, které je schopná dát rychlou představu o vzniku razných ohraničených oblastí s odlišnou absorbovanou dávkou. Pro experimenty je používán film Agfa Gevaert Structurix D 2, vyvolávaný ve vývojce Supervidox T 11. Provedená měření pří různých energiích ukazují, že jeho charakteristika je^v rozsahu dávek 1 : 5 prakticky lineární (s chybou 5%) a pro účely dozsmetne na elektronových svazcích vyhovující. Použitelnost této metody byla ověřena na případu jednoduché nehomogenity měřením s ionizační mikrokomůrkou. Pro ilustraci je na přiloženém obrázku uvedena deformace kři\Mvek hloubkových dávek ve směru určitých nehoraogenit, vytvořených uměle ve fantomu z plexiskla. Měření ukazují, že ke změně dávky a jejího rozložení dochází v oblastech před i za homogenitou a též i po jejích obou stranách (vzhledem ke směru dopadajících elektronů).
- 101 -
1
*
\
pote 12*15 cm OK 65 cm film Agfa 0 2
9 10 x [cmjptext
*
STABILIZACE SClNIIL&CNlCH UOZIMETKiCKÍCH SYSTÉMŮ
j.Sabol, J.Seda; Kateara dozimetne a aplikace ionizujícího zářeni PJPI ČVUT, Praha V řade dozimetnckých měřeni se požaduje spektrMetrické vyhodnocení určitých paranetrA ionizujícího záření. K tomuto účelu se nejčastěji používají scintilačni detekční systémy (SDS), které réak ve standardním provedeni pro náročná použití • zejména v aplikacích, kde je potřebné zajistit vysokou spolehlivost, stabilitu a reprodukovatelnost měření - zcela nevyhovují. Proto je nutné v takových případech detekční zařízení stabilizovat, čímž se podstatně potlačí nežádoucí fluktuace zisku celého systému. Z analýzy jednotlivých částí SDS plyne, že jeho nejméně stabilní složkou je vlastní detekční čidlo, tvořené scintilátorem a fotonásobičem, u nichž se dlouhodobá a teplotní nestabilita pohybuje v rozmezí 0,1 - 1 % (na 24 hodin, resp. na 1°C). Stabilita elektronické části - předzesilovač, zesilovač, analyzátor, napájecí zdroje - je v průměru o dva řády vyšší. Předkládaná metoda stabilizace SDS využívá vysoce stabilního radionuklidového referenčního zdroje, nového typu fotonásobiče s mřížkou a zlepšeného zapojení analogovi stabilizační jednotky. Blokové schéma stabilizovaného SDS J.> uvedeno na obr. 1. Mezi hlavním krystalem NaJ(Tl) a fotokatódou fotonásobiče (FřO je umístěn krystal CsJ(Tl) o rozměrech ů 10 mm x 3 mm s inkorporo241
~*
Taným zářičem alfa Am. Prostor okolo tohoto referenčního zdroje (RZ) je vyplněn světlovodičem (S). Účinkem světelných impulsů RZ se vytváří referenční pik, jehož střed, vzhledem ke spektru záření gama, leží v oblasti 1,9 MeV. Energetická rozlišovací schopnost použitého RZ (typ NE 180 1 ) se pohybuje kolem 6 - 8 % v závislosti na fotonásobiči a na poloze RZ vzhledem k fotokatodě. Impulsy z fotonásobiče se po zpracování v předzesilovači (PZ) a zesilovači ÍZ) vedou na amplitudový analyzátor ÍAA), kde se vyhodnocují. Příkladem takového vyhodnocení je spektrum zářičů Cs a Co spolu s RZ, znázorněné na obr. 2. Z výstupu Z jsou pomocí - 103 -
diskriminátorů D D > D g a D H (obr. 1 ) , vyčleněny impulsy, jejichž amplituda převyšuje prahové úrovné Up, U«, a O H (obr. 2 ) . Ve vyhodnocovacím obvodu (V9) získáme impulsní sledy N . a Ng, jejichž četnost se kontinuálně porovnává nejdříve ve vyrovnávací paměti (VP) a pak ve vratném čítači (VC). Obvod VP slouží k potlačení vlivu fluktuace rozdílu Ng " N i 2 » daného statistickým rozložením impulsů RZ, na výsledný korekční signál, který dostaneme na výstupu digitálně - analogového převodníku (D/A P ) . Korekčním signálem, přiváděným*na řídící mřížku (M) fotonásobiče, jsou kompenzovány vzniklé změny zisku SOS 3 . Byly vyzkoušeny fotonásobiče TESLA VOVET typu 61 PK 501 spec a 65 PK 413 spec, které se pro stabilizaci SDS velmi dobře osvědčily. Tyto fotonásobiče jsou opatřeny mřížkou, umístěnou ve vzdálenosti asi 2 mm od fotokatody. Signálem o úrovni - 50 mV, přivedeným na mřížku, lze měnit £isk příslušného fotonásobiče o - 5 až - 15 %„ v závislosti na nastaveném předpěti. Činnost stabilizační jednotky byla ověřována několika způsoby. Jeden-z nich je patrný z obr. 2. Vysokým napětím simulované změny £isku o - 10 % byly analogovým stabilizátorem úplně vykompenzovány; posunuté spektrum se po připojení stabilizační jednotky vrátilo do původní polohy, tj. zisk se ze 110 resp. 90 % vrátil opět na 100 % své základní hodnoty.
Literatura: 1 2 3
Nuclear Enterprises Limited Catalogue 1972 J.Sabol, J.Seda: PV 7622-72 J.Seda, J.Sabol: PV 4026-72
- 104 -
ra< w> i
i
ANALOGOVÝ STABILIZÁTOR
Obr. I
v C9«
I
I
I
90%zisk
137
referenční zdroj
Cs 60,
Co
LU
A
.—••v
3N /
líO%zisk .v...
3Ni .-1 •.
I
zisk
:*«
i
N,-N 2
3N?i„T 0.662
1.17
Obr. 2
- 106 -
1.33
E [MeV]
DOZIHETRIE PUM
V hADIACNÍ CHEMII
l,Santar; OstaT jaderného výzkumu, ftež
Na ro&líl od dozimetrie kondanzc^ených systémů není doposud úplně vyj&snéna problematika přesného stanoveni dávek při ozařování plynň, zvláště ve sdrojiíA záření gama o špatné geometrii a s velkým podílem rozptýleného záření. Srovnávací experimenty provedené v odd. radiační chemie ĎJV s použitím Frickeho dozimetru a plynných doziiiaetrů na bázi kysličaíku dusnéhy a etylénu vykazuji systeaatifctté diskrepance při stanoveni dávek přepočtem,na základě podílu elekiironovýcíí hustot* Jsou diskutovány tři nožné příčiny těchto dist.repancí - vliv o&jeg^ & tlouálhy steny nádoby, vliv rozptýleného záfoní gama, zacadtíní význaamé korekce na poměr brzdných sil elektronu v různých prostředích - a závěry jsou konfrontovány s pokusnfx aaierliAem.
- 10? -
VÝPOČET DISTRIBUČNÍ FUNKCE SPECIFICKÉ ABSORBOVANÉ ENERGIE PRO ČÁSTICE S VYSOKÝU KONSTANTNÍM LET A.Sedlák; Institut hygieny a epidemiologie - Centrum hygieny záření, Praha
Uikrodoziraetrická veličina specifická absorbovaná energie (krátce specifická energie z), zavedená Rossira, je definována poměřeni z - E/ai, kde E je energie odevzdaná ionizujícími částicemi do vymezené oblasti, jejíž hmotnost je m. Thematem sdělení je výpočet spekter specifické energie pro záření s vysokým konstantním LET a sférickým tvarem vymezené oblasti (terče). Jedná ne o nalezení distribuční funkce P(z,D), která vyjadřuje pravděpodobnost výskytu specifické energie o velikosti nejvýše z v terči o průměru d. po obdržení dávky D. Hustota pravděpodobnosti výskytu specifické energie z při průchodu jedné nabité částice terčem (tj. při jedné absorpční události) je za těchto podmínek dána trojúhelníkovou distribucí, jejíž maximální hodnota r je funkci d a LET. Hledaná distribuční funkce P(z,D) je dána složenou Poissonovou distribucí se středem D. Výpočet konvolučních integrálů, jimiž se v tomto vztahu vyjadřuje pravděpodobnost výskytu specifické energie nejvýše z po n absorpčních událostech, byl proveden metodou Laplaceovy transformace a vede k integrálu Perronova typu. Výslednou distribuční funkci P(z,D) lze pro z ú. r vyjádřit pomocí zobecněné hypergeometrické funkce s parametry z, D a r. V konkrétních případech ji lze vyjádřit jednoduššími vztahy. Funkce P(z,U) má velký význaa v radiobiologii, nebol, jak vyplývá z její definice, je možné ji za určitých okolností ztotožnit s křivkou přežiti.
- 108 <•
OSOBNI D02IMETRIE KRÁTKODOBÝCH DCEŘINNÝCH P R O D U K T O RADONU J.Singer, J.Trousil; Ostav pro výzkum, výrobu a využití radioisotopů, Praha
V referátu jsou na základě provedené literární rešerše uvedeny výhody a nevýhody tří metod - filmoví, termoluminiscenční a metody stopového detektoru, vhodných pro osobní dozimetrii krátkodobých dceřinných produktů radonu. U metody stopového detektoru, kterou jsme pro praktickou realizaci vybrali, uvádíme experimentální výsledky, dosažené v naší laboratoři. Je popsán dozimetr, složený z pouzdře, v némž je umístěna zařízení pro definované prosávání důlní atmosféry, o z ?ičtstnífco detektoru, jímž je triacetát celulózy (Triafol), případně polykarbonát typu Uakrofol. Dále jsou uvedeny podmínky pro chemické zpracování (leptáni) uvedených detektorů, ozařovaných částicemi alfa z Am-standardu, u něhož byla změřena v definované geometrii emise a energetické spektrum částic alfa. Jsou uvedeny některé charakteristiky detektorů, jako účinnost detekce částic alfa pro počítání stop mikroskopem a jiskrovým počítačem při optimálních leptaclch podmínkách, a možnosti úpravy detektorů pro sníženi vlivu pozadí. V závěru jsou diskutovány výsledky měření na funkčním vzorku dozimetru, získané v důlní atmosféře se známou hodnotou WL.
- 109 -
NIBKTORÉ MOŽNOSTI STANOVENIA NÍZKÝCH KONCENTRACI! RÁDIA 226 VO VODÁCH U.Sládková, J.Ivan, E.Abel; Výskuaný ústav hygieny, Bratislava J.Chrápán, J.uravec, K.Holý; Katedra jadrovej fyziky PF UK, Bratislava
Ovodnú £asť referátu představuje přehrad metodik, používaných na stanovenie rádia v róznych vzorkách životného prostredia, ako sú uvádzané v domácej i zahraničněj literature* Úalej je poplsaný postup, ktorý bol připravený na stanovenie rádia v pitných vodách. Ako separačný postup béla vybraná metoda spoluzrážanía rádia so slranom hornatým a olovnatým. Aktivita vzoriek sa merala nu nízkopozaflovon prietokovom počítači firmy Nuclear Chicago, pričom ako meracia oblast* bola vybraná oblast' proporcionálna, ktora umožňuje oddělené meranie častíc alfa a betě. Je uvedený stručný popis použitého prístroja s vyznačením jeho výhodných vlastností, hodnoty pozadia a účinnosti merania niektorých rádionuklidov. Výsledky meraní niekořkých sérii vzoriek vody s rSznymi přidanými aktivitami (10 Ci - 10 Ci) úkazujú, že pri dodržaní určitých podmienok tnerania možno tým to spdsobac: spofahlivo detekokovať aktivity rádu 10* l 3 Ci. ťri přípravě statistického vyhodnotenia naměřených hodnot sa použila metoda, kto rej základom je předpoklad Poissonovho rozdelenia výsledkov meraní vzoriek s nízkou aktivitou. Tabelárně sú uvedené hodnoty relativnéJ chyby, s akou sa stanovuje aktivita vzorky, pre rdzne dob> merania pre vybrané případy aktivity. Ueranie Ra prostredníctvon dcérsHycb produktov možno, okrem už vyšSie spomenutých metod, uskutočráť tiež použitím verkoobjemového mnohovláknového kořenového počít&da pl&nparalelného typu. Prednosťou kořenového poňí&ača spornínaného typu je jeho vysoká účinnost'vzhťadom na registr Ac iu žiarema alfa. Ďčinnosť, aera241 ná s plošným zdrojom Am, jo 92%.
- 110
H&lsou přednostou koronového počítače je nizka hodnota pozadia. Pozadie, merané bez krytu a tienema, má hodnotu O,OS i m p . m m . čo představuje přibližné 0,03 imp.min." lT Va vzorke rody vznikne v uzavřeton priestore rádioaktívna rovgofi 222 medzi Ra a jeho dcérsky* produkton přibližné za 4 0 dní. Prefukovaním aeranej vzorky plniacim plynomRn počítače možno radon pretranspertovať do účinnébct objemu počlteča, kde sa tento ďalej rozpadá. Při ustavení rovnováhy medzi radónom a jeho pevnými alfa - aktívnymi prodeaktami rozpadu, RaA a R a C , sa tieto usadzujú na povrchu katody, takte ich rozpady sú registrované v geometrii Aktivita radonu, resp. rádia, možno potom vyjadriťi N
Tla ~ ir
z
Rn
kde N je početnost9 iapulzov od radonu a jeho rozpadových produktov, "Vin* " J e integrálny koeficient účinnosti celého zariadsnia, ktorý aožno experimentálně určit" použitím rádiového standardu.
- 111 -
4
PftfiNOSNf SPEKTROMETR A JEHO MO2N0STI Pftl VYUŽITI
RENTGESFLUGRESCENCNÍ ANALÝZY VI.Slezák, P.Jursa; Tesla, Výzkumný ústav přístrojů jaderné techniky, Přeayilení J.Havránek; Laboratóriua nukleárněj farmacie PF OK, Bratislava
Je popsána funkční sestava přenosného spektrometru a uvedeny vlastnosti některých obvodů. Diskutován je zejnéna vliv teploty na jednotlivé paraaetry a Možnosti jejich kompensaee. Jsou uvedeny experimentální výsledky při a&ření záření gaaa a X. Je dán přehled výsledků dosažených pro laboratorní vsorek rentgeitfluorescenč&ího analyzátoru a diskutovány aožnosti jeho použití.
- 112 -
ENERGETICKÁ ZlVISLOST DETEKTORŮ STOP JAKO DOZH1ETR0 RÍCHLÝGH NEOTBOMÍi e
F.Spurný, J.Lochaanová; Laboratoř radiologické dozimetrie ČSAV. Praha Detektory stop těžkých nabitých částic v pevné fázi nalezly nyní široké uplatnění v jaderných vědách. Lze je použit i v doziaetríi neutronů. Neutrony samy nevytvářejí v detektorech stopy, využívá se proto takových jaderných reakcí, kter.é vedou k vzniku dostatečně tážItýcfc nabitých částic* Existují v současné době tři přístupy. Prvý, nejraašířeaějSÍ* jé založen na použití Stěpitelných materiálů. Štěpné trosky vznikající jadernou reakci jsou registrovány detektory stop přiloženými ke št&piteinému materiálu. Energetická závislost těchto dozimetrů je určena závislostí účinného průřezu příslušná jaderné reakce; pro nejčastěji užívané Th se registruji rychlé neutrony a energiemi nad 1,5 MeV /l/. Pro dcziaetrii intermediárnlch neutronů se doporučuje druhý přístup, kombinace detektorů stop s látkami s vysokými účinnými průřezy reakcí (n,alfa) (obsahujícími tedy např. B, Li). V tomto uspořádání se dosahuje dttbré energetické závislosti pro neutrony s energiemi do 0,3 MeV Mezi nejčistěji používané detektory step v perné fázi v po•leéni době patři foli* polyneraich materiálů. Lze je použít 7 obou předcházejících kombinacích. Interakcemi rychlých neutronů s jádry atomů v těchto aatvriálech riak dochází.také ke vzniku těžkých nabitých částic, • maieriáiech samotných registrovatelných. Různými interakcemi v nich totiž vznikají částice alfa a odražená jádra Bi, B, C, 0 1 lí. Bylo by tedy možno použit těchto detektorů t U p v pevné fázi v doattaetrii neutronů i bez výie uvedených radiaUrů nabitých Částic. Experimentálně to také bylo potvrzeno /3/. lato práce je teoretickou i experimentální studií energetické závieloeti polymernleh fólií jako detektorů stop v pevné f&zi pro liezimetrii rychlých neutronů*
- 113 -
V prvé Části práce jsou z hodnot účinných průřezů a energetiky jaderných reakcí neutronů oceněny teoretické energetické závislosti, tj. závislosti počtu stop těžkých nabitých částic, vznikajících ve fólii na 1 neutron, na energii tohoto neutronu. Tyto závislosti jsou srovnány s energetickými závislostmi dávky a dávkového ekvivalentu od neutronů v lidské tkáni. Experimentálně byla energetická závislost studována při ozařování štěpným spektrem reaktoru VVR-S, neutřeny izotopických zdro041 241 jů Am-F, Am-Be a neutrony z reakcí D(d,n) a T(d,n). Byl studován vliv leptacích podmínek, zvoleného materiálu a metodik vyhodnocování na zjištěné hustoty stop. Získané experimentální energetické závislosti jsou srovnány s teoretickou předpovědí, je diskutován jejich vzájemný vztah. Literatura: /I/ Přetře S.B.: "Radiation Effects" 5, 103 (1970) /2/ Nagarajan P.S., Krishnan D.: "Health Physics" 19, 104 (1970) /3/ Becker K.: "Health Physics" 16, 113 (19G9)
114 1 '?
XERilOL UMÍM SCÉN ČNÍ DOZIUETRIE NÍZKÝCH DÁVEK
Z. Spurný; Laboratoř radiologické dozimetne ČSAV, Praha
Termoluminiscenční dozimetrie dosáhla velkého rozmachu, a to jak v produkci vlastních dozimetrů, tak i v rozmanitosti jejich praktického použití. I když bylo již dříve všeobecně známo, že tyto dozimetry mají značný dávkový rozsah, byly dosud převážně užívány pro oblast dávek vyšších než 0.1 rad. Sada případů v osobni dozimetrii, v dozimetrii okolí, radiobiolcgii aj.„ však vyžaduje často měření dávek nižších. Proto jsme se v naší laboratoři zaměřili na problémy spojené s termoluminiscenční dozimetrii dávek řádu 10 rad. Pomocí komerčně dostupných fosforů LiF a CaSO.(Dy), připravených ve formě teflonových disků (Fa Harshaw, USA) a nejmodernějšího termoluminiscenčniho přístroje anglické výroby (Fa Pitmann), byla sledována dolní mez detekce, linearita a přesnost dozimetrů. Zvláštní pozornost byla věnována anwalíngové proceduře a ultrazvukovému čištění dozimetrů, jež mají při měření nízkých dávek mimořádný význam. Na vybraných příkladech bylo potom sledováno aplikační využití jeho vlastností: byla studována možncs-t rutinní dozimetrie osob, prováděna celotělová doziaietrie při některých rutinních procedurách a studováno (lávková pozadí různých teritorií. •7
Pomocí tabletek LiF bylo možné v dusíkové atmosféře pohodlně měřit dávky od 0.005 rad výše a za použití tabletek z CaSQ4(Dy) bylo možno (při znalosti druhu a energie záření, nebol tyto dozimetry jsou vlnově silně závislé) měřit dávky asi 20JE nižší, tj. od 250^urad (250 úřad/den je již zhruba dávková rychlost přirozeného zářivého ?ozaiií v našich podmínkách nadmořské výšky a zeměpisné šířky},. Při "<.rlf;.ení všech předepsaných podmínek byla i přesnost stanoveni vel«i; ti obra; oú 1 arad výše byl rozptyl, hodnot asi ~ 5% a pod 1 mrad to bylo nejvýše — 10?á. V přednesené práci budou zmíněné výsledky podrobně eiipkuto -ferařicky doloženy.
- 115 -
POUŽITÍ FOroVODIVOSTNl METODY PRO STAROVENl EXPOZIC GA1ÍA 7 OBLASTI oR R.Sulovská, F.Zdarsa, K Knitti; , Turnov Ionizující záření vytváří v alkalických halogenidech barevná centra, Jejichž koncentrace je úměrná absorbované dávce. U monokrystalů alkalických halogenidů, doposud považovaných za modelové látky, byla teorie barevných center nejvíce propracována. Lze tedy právem monokrystaly alkalických halogenidů zařadit do velké skupiny detektorů ionizujícího záření v oblasti pevné fáze. Optická netoda vyhodnocení ktmcentr&ce vytvořených center je použitelná pouze v případe„ že jde o koncentrace řádové 10 cm & vyšší, což odpovídá expozicím řádově 1CHR a více při objemu krystalu cca 1 cm . Použití fotovodivostní metody vyhodnoceni dovolilo měřit koncentrftte vytvořených barevných center řádově 10 cn , což odpovídá v oblasti několika «R. V práci jsou diskutovány výhody fotovadivo8tní vyhodnocovací metody. Vedle vysoké citlivostí., jednoduchosti néření a možnosti několikanásobného vyhodnocení, které metoda umožňuje, je dále diskutován i vliv kvality použitého detektoru na jeho detekční schopnosti, vliv přinesl, způsob snadné regenerace apod. Metoda mařeni fotov©divosti ozářených monokrystalů alkalických halogemd&, připrarených specielní technologii, umožňuj* nejen staaovwil erposic v oblcsti mR, ale nabízí se rovněž jako tíalií možn«st podrobnějilno studia chováni extreoné nízkých koncentrací vytvořenýeh barevných center^ které nebylo možné doposud žádnou metodou earegistrovat*
- 116 -
NIEKTORS PROBLÉMY A VÝSLEDKY SLEDOVANIA HLADINY TRÍCIA V 2IVOTNOM PROSTŘEDÍ š.šáró, A.Duka-Zólyomi; Katedra jádrovéj fyziky PP UK, Bratislava
Súčasná technika merania velmi nízkých aktivit tritia neunožňuje nerat* prirodzené aktivity bez predchádsajúcej úpravy rzoriek vad. Kyapslná scintilainá technika nerania sa však stále zdokonaluje, miiiimálna aeratefná aktivita aa blíži k súiasnej hladině tríci* v životnoa prostředí* V referáte budu uvedené výsledky porovnania róznych driibov scintilačných roztokov a gelov z hradiska ieb> použitia na meranie veťai nízkých aktivit trícia. Prednetaa refer&tu budu aj problémy reprodukovateltaosti me raní, vplyv teplotj, aapuliek a niektorých dbliích faktorov 0a výsledky meraní. 7 druhéj časti referátu sa uvodú výsledky sledovttnia hladiny trícia v zrážkach, v riefinej vod* (Dunaj, Ván) a vo vybrané j sieti studní a prevedie sa analýza nameraných údajov.
- 117 -
PfliSPÉVEK K METODICE KONCENTROVÁNI RADIA ZA GCELEU JEHO STANOVENÍ V POVRCHOVÝCH VODÁCH F.Sebesta; . ' Katedru jaderné chemie PJFI ČVUT, Praha B. Havlík; Institut hygieny a epidemiologie - Centru* hygieny obecné a komunální, Praha
Pro hygienickou a vodohospodářskou praxi zůstává stále nevyřešený* problémem vypracování rychlé, citlivé a jednoduché metody stanovení nízkých koncentrací radia v životním prostředí, přederšíns ve vzorcích povrchových a podzemních vod. V popsaných metodách je třeba radium ze vzorku vhodně separovat a zkoncentrovat. Koncentrování, které je obvykle Časově nejnáročnější operací, se nejčastěji provádí odpařováním, spolusrážením s BaSO., sorpcí na ptaných luminofořech a želatinové emulzi se síranem barnatým. K vlastnímu radiometrickému stanovení radia se potom užívá metod emanačních nebo scintilačních. Použití modernějších extrakčních a extrakčně chrometografických metod k separaci a koncentrování radia ze vzorků povrchových a odpadních vod «je dosud omezeno nedostatečným množstvím údajů o extra^čním chování radia. Proto byl podrobněji studován synergismus při extrakci radia roztoky 2-thenoyltrifluoracetonu a tnbutylfosfátu (TBP) nebo trioktylfosfinoxidu (TOPO) v hexanu a cyklohexanu. V těchto systémech byly stanoveny extrakční konstanty a maximální dosažitelnéehoúnoty rozdělovačích poměrů. Na základě těchto údajů byly určeny nejoptimálnější podmínky a systémy k extrakčnímu koncentrováni radia. Dále byla také studována možnost extrakčně chroma tografického koncentrování radia s použitím di-(2-ethylhexyl)fosforečné kyseliny (HDEHP), zakotvené na inertním nosiči. V obou přípádech byla pracovní metodika upravována tak, aby k následujícímu radiometrickému stanovení radia bylo možné použít kapalných scintilátorů, případně ostatních běžně používaných způsobů.
- 118 -
MOŽNOSTI POSTGRADUÁLNÍHO STUDIA V OBORU DOZIkETRIE IONIZUJÍCÍHO ZAftENÍ J.Šeda;
Katedra dozimetrie a aplikace ionizujícího záření PJFI ČVUT, Praha
Vycházejíc z potřeb odborných pracoviší s ionizujícím zářením rozhodla se katedra dozimetrie a aplikace ionizujícího záření Fakulty jaderné a fyzikálně inženýrské ČVUT v Praze ve spolupráci s významnými specialisty z externích pracoviší periodicky pořádat postgraduální kursy z "Dozimetrie ionizujícího zářeni". Cílem kursu je seznámit širší okruh pracovníků s ionizujícím zářením s novými, progresivními metodami měření aktivity, expozic, dávek, dozimetrickými aspekty spektrometrie ionizujícího záření, zásadami bezpečného provozu jaderně energetických zařízení a zřizování nových pracoviší. Postgraduální kursy jsou určeny pro pracovníky z nejrůznějších oblastí výzkumu i aplikace ionizujícího záření, kteří mají základní znalosti z atomové a jaderné fyziky. Posluchači se seznámí s nejnovějšími poznatky z dozimetrie osobní, radiační bezpečnosti provozu pracovišř s ionizujícím zářením a vyslechnou i přednášky z dozimetrie životního prostředí obyvatelstva. Významnou část kursu tvoří laboratorní cvičení. Kursy jsou třísemestrové, zakončené závěrečnou prací. Po úspěšném absolvování kursu obdrží posluchač vysvědčeni. účastnický poplatek za kurs hradí vysílající organizace, s níž fakulta uzavírá smlouvu. Odbornou náplň kursu je možno upravit podle požadavků organizace, která kurs hradí. Počet posluchačů v jednom běhu kursu je omezen možnostmi používání laboratoří.
- 119 -
DQZDÍSTRICKÉ ASPEKTY Pfil ICgflENl SILNÝCH VRSTEV MATERIÁLU PROZAftOVANlM SlROKtH SVAZKEM ZiftENÍ GAMA
J.Seda, L.Musilek; Katedra dozimetri* a aplikace ionizujícího zářeni FJPI CVOT,Praha V různých defektoskopickýcb metodách, při měření tlouátěk meteriálů i v Jiných aplikacích prozařovací metody, využívající svazků záření gama, vzniká, vlivem rozptylu v okolí měřeného materiálu zářiré pole. Znalost tohoto pole J5« nezbytným předpokladem, má-li být radionuklidové méřicí zařízeni pro příslušnou aplikaci navrženo tak, aby vyhovovalo poiadavkům hygienické nezaradnoati. Problematika se poněkud liší pro obě Části prostoru, oddělené naYzájea rovinou měřené Trstrj materiálu. V té části prostoru, T níž je detektor zářeni^, se uplatní dárka od záření re svazku, které prošlo Hdrenya materiálen bez interakce, a dále dávka od fotonů jednou nebo vícekrát rozptýlených v měřené vrstvě tak, že výsledný úhel rozptylu je menSÍ než 90°. V části prostoru, v níž je zdroj záření a kolimafiní kryt, se přímé záření ve svazku uplatňuje jen nepatrně mezi zdrojem a měřeným materiálem, v ostatních mlatech se T celkové dávce projeví jednak zářeni profile stěnami krytu, jednak záření rozptýlené v měřeném materiálu o úhly věfcáí než 90°. Pro toto rozptýlené záření vsak zároveň představuje tlouáika stěny krytu zdroje v některých směrech velmi účinné stínění. Froblesatika rozložení dávek v této druhé části prostoru bývá poměrně méně často sledována, třebaže je z hygienického hlediska závažnější, nebo£ právě zde se většinou pohybuje pracovník obsluhující přístroj. Ha svém významu nabývají tyto otázky z těch důvodů, že je použito zdroje zářeni gama o energii řádu několika set ke? a větčí, neboi v iéto energetické oblasti se nejvíce uplatňuje interakce fotonů s látkou ComptonovýK jevem, takže je tok rozptýleného záření v prostoru největší. Typickými reprezentanty této skupiny zá60 137 řičů v technických aplikacích jsou C o a Cs. Experimentální práce jsou zaměřeny na datailnl prozkcum#ai pole záření v celém prostoru kolem konkrétního »ěřičíha uspořádá-
- 120 -
137 ní se zdroje* záření Cs, kolimatnia krytea PKG Tesle a ocelovou prozařovanou deskou. Různými typy dozimetrů je proměřena závislost dárkové rychlosti na nistě v prostoru. Zjiáiuje se, že mimo vlastni svazek záření hrozí vážaéjáí nebezpečí ozářeni pouze v bezprostřední blízkosti měřeného materiálu nebo krajů svazku. Za nejlépe stinéný prostor je aožna považovat prostor za krytea zdroje, nikoliv však v jeho ose, ve které se projevuje u dané konstrukce menší stínící účinek vůči primárnímu záření zdroje. Výsledky jsou dokumentovány přehlednými grafy. Doplňující měření spekter záření v různých bodech prostoru dokumentuje zněny spektrálního složení fotonového záření s měnícím se úhlem polohy vůči ose svazku. Jako-detektoru je použito scintiicčniho spektrometru s krystalem KaJ/Tl/. Výsledky tohoto kvalitativního měření jsou v dobré shodě s předpoklady, jež lze vyslovit na základě znalosti probihajícíeh procesů.
- 121 -
POSOUZENÍ SPOLEHLIVOSTI ODHADU KUMULOVANÉ EXPOZICE DCEňlNÍM PRODUKT Cli RADONU J.Sevc, .!.Thomas, Z.Roth, V.Plaček; Institut hygieny a epidemiologie - Centrum hygieny záření, Praha
Pro vyjádření vztahu dávky a pozdních účinků ionizujícího záření v epidemiologické studii, popř. pro účely hygienického posudku a expertizy, je třeba znát meze statistické spolehlivosti jak u četnosti pozorovaných účinků, tak u jednotlivých i kumulovaných údajů dozimetrických. Ve sdělení je uveden přistup k posouzeni spolehlivosti odhadu kumulované expozice dceřiným produktům radonu u velkého souboru dlouhodobé exponovaných osob. Kumulovaná expozice byla vyjádřena v obvykle užívané jednotce**WLM (= expozice po dobu 170 hodin při "objemové aktivitě" 1.3.105 UeV/l, vyjádřené potenciální energií záření alfa dceřiných produktů radonu) na základě výsledků mnohatisícových stanovení objemových aktivit radonu v pracovním ovzduší. Na základě analýzy možných náhodných a systematických chyb nebo vlivů byl z výchozích základních údajů zjištěn koeficient relativní přesnosti ročních aritmetických průměrů objemových aktivit na jednotlivých pracovištích (závodech) a koeficient relativní přesnosti přepočtu objemové aktivity na jednotky WLM při různém narušení radio222 aktivní rovnováhy mezi Rn a jeho krátkodobými dceřinými produkty. S použitím těchto dílčích koeficientů byly pak vyjádřeny kumulované variační koeficienty individuální radiační expozice (c?30-40%) a variační koeficienty průměrů expozičních intervalů u různě exponovaných skupin sledovaného souboru (csil-556). Ve sdělení jsou diskutovány výsledky použitého přístupu a důvody pro vyjadřování kumulované expozice zatím pomocnou jednotkou "VI.TJ na niísto absorbované dávky ve sliznici prňdušek.
H02HOSTI VYUŽITI CELOTÉLOVÉHO DETEKTORU CD-2 KE STANOVENÍ
VNITftNl KONTAMINACE OSOB ZASlCl GAMA J.Siiar; Oddělení nukleární medicíny LFH UK, Praha Z tuzemských součástí a dílů byl realizován prototyp celotělového klinického detektoru, který umožňuje provádět celotělová klinická vyšetření se zářiči gama v energetickém oboru 150 keV až 2 MeV s vyhovující statistickou přnsností při aplikaci aktivit zářičů gama kolem desetiny jiCi.
it-
Detekční systém přístroje tvoří dvé dvojice velkoobjemových detektorů s NaJ/_,v krystaly o průměru 100 mm x 120 mm a fotonásobiči 65 PK 423, umístěných v olověném koli-iačnlm a stínícím tunelu, kterým je protahován - od ztracena do ztracena - pacient ležící na lůžku po dobu 12,5, resp. 25 minut. Při použiti vyhodnocovací soupravy TESLA NZG 312 T je dynamický rozsah měřitelných četností signálních Impulsů dva až tři řády, podle volby pracovního režimu a způsobu tvarování impulsů. Detekční systém přístroje je řešen universálně a umožňuje vedle ceJ.otělových vyšetření provádět měření velkoobjemových vzorků nebo profilografická měřeni. Přístroj pracuje od dubna 1971 na izotopové ambulanci K O N Z v Praze v nepřerušovaném provozu bez pozorovatelného zhoršení kvality detektorů. Je vhodný i pro hodnocení stupně zamoření osob zářiči gama v havarijních případech.
SKLENÉNČ DOZDÍETRY ČESKOSLOVENSKÉ VÝROBY
J.Surán, J.Neruda, J.Plichta; VOCO, Praha Referát podává přehled o současném stavu ve výrobě skleněných termoluffliniscenčních dozimetrů v ČSSR. Jsou popsány jednotlivé typy dozimetrů, které jsou běžně k dispozici, jakož i typy dodávané pro jednoúčelová použití. Stručně jsou popsány i metody vyhodnocování termoluminiscenčních dozimetrů s některé aparatury používané k tomuto účelu.
- 124. -
VtPOCET ABSORBOVANÝCH DAVOK 2IARENIA V ORGANIZME METODOU MIRD PPI DIAGNOSTICKÝCH APLKlCIACH R.Textoris,
67
Ga
I.Pokorná;
Oddelenie n u k l e á i n e j medicíny FN, Košice v.Husák; Odděleni nukleární e e d i c i n y Fří, Olomouc
Z hladiska radiačnej ochrany pacientov je u každého nového rádiofarmaka d61ežitý čo nejpřesnější odhad (výpočet) radiačnej záCaže organizmu. Predpokladom výpočtu absorbovaných dávok pre jednotlivé orgány je znalost' distribúcie a kinetiky rádiofarmaka v organizme a fyzikálnych charakteristik rádionuklidu. Ráž referát si kladie za úkol ukázat' postup při výpočte radiačnej záťsže z rádiofarmak podPa najnovšich metod MIRD na příklade 6TGa-citrátu a osvětlit' problémy, ktoré sú so stanovením dávky spojené. Ga-citrát sme volili z toho d6vodu, že z rádiofarmak, používaných na gamagrafické zisťovanie naíigných ložisk v rudskom organizme, sa v posledněj době najlepáie osvědčuje (pre jeho vysokú kumuláciu v ložisku vzhladom na zdravu tkán a pre výhodné fyzikálne charakteristiky rádionuklidu <5a: tyt = 78 h; Er * 83 keV, 134 ke7, 296 keV) a údajov e jeho dozimetrii je v literature pomeroesálo.
- 125 -
FAKTORY OVLIVŇUJÍCÍ STANOVENI INTERVALU PERIODICKÉHO HODNOCENÍ VNITRNÍ KONTAMINACE J.Thomas; Institut hygieny a epidemiologie - Centrum hygieny zářeni, Praha
Depo radioaktivní látky, inkorporovenó do organismu, se snižuje T organismu rozpadem (a tím organismus ozařuje) a vylučováním (stolici, moči, potem, exhalaci epod.). Vyloučenou aktivitu, neboli aktivitu exkretú, je možné po radiochemickťm zpracování měřit, což dovoluje určit zpětně depo (tzv. exkreční analýza) a tím i dávkový úvazek, podle kterého lze stupeň vnitřní kontaminace jednoduše zhodnotit porovnáním s nejvyšší přípustnou roční dávkou (NPD) pro kritický orgán. Tento způsob hodnocení vnitřní kontaminace vyžaduje znalost kinetiky nuklidu v organismu Ctj* cestu vstupu radionuklidu do organismu, časový průběh retence i frakce pro jednotlivé cesty exkrece), a vyžaduje stanovit celodenní průměr exkreční rychlosti E(t)[Ci/denJ. Nejzávažnějším požadavkem je však znalost Časového průběhu rychlosti příjmu p(t) [Ci/ůenj radioaktivních látek. Neznalost okamžiku jednotlivého příjmu nebo příjmů opakovaných, i neznalost časového průběhu rychlosti přijmu při kontinuální inkorporaci lze nejlépe překlenout periodickým odběrem exkret v takových intervalech* aby nepřesnost stanovení dávkového úvazku byla ještě přijatelná, a na druhé straně, aby frekvence měření nebyly nepřiměřeně vysoké. Faktor nepřesnosti lze vymezit homla a dolním odhadem pro dávkový úvazek, odpovídající stanovené exkretní rychlosti. Lépe však je hodnotit vnitřní kontaminaci na základě předpokladu o časovém průběhu přijmu radioaktivních látek, který nejlépe odpovídá konkrétním podmínkám expozice pracovníka. Fro jednotlivý kontrolní interval je sice odhadnutý dávkový úvaze& satížený jistým faktorem nejistoty, při systematickém monitorováni se však budou odchylky odhadů od skutečných dávkových úvazků vzájemně kompensovat, a to tím spíše, bude-li stupen vnitřní kontaminace prakticky ustálený. Sledováni vnitřní kontaminace dle exkrece musí mít však definovaný vztah i vůči přijatým limitům pro dávkový úvazek. ICRP pro- 126 -
to doporučila, aí>y pro každý systém individuálního monitorováni byla stanovena i odvozena signální úroveň (v případě exkrečnl analýzy bude odvozená signální úroveň mít vyznán určité exkreční rychlosti E ), jejíž překročení by mohlo ziuunenat překročení signální úrovně vztažené na NPD a vyžadovalo by podrobnější analýzu, kdežto naopak nedosažení odvozené signální úrovně by dovolilo výsledek měření zanedbat nebo hodnotit přibližně* Pro periodický systém monitorování vnitřní kentaainac© podle eskreee je možno za signální úroveň volit příjem odpovídající části 0,3 NPP, vymezené délkou intervalu T (ve dnech) mezi odběry exkret, tj. 0,3 NPP . T/365, kde NPP je nejvyšší přijatelný roční příjem v Ci.rok"~. Pak např. při jsdnokoupartmentovém modelu kinetiky bude 1 = 0,3/t^ f NPP/365 T.e" odvozenou signální úrovní, kde í je retlnovaná frakce příjmu a A (resp.A-j.) j« efektivní (resp. biologická) vylučovací konstanta. Je zřejmé, že je nutno zvolit délku intervalu tak* aby bylo E saěřitélné, tj. aby odvozená signální úroveň nebyla pod mezí citlivosti E min m é ř e n í vzorku. Podle konkrétních hodnot NPP, E ffiin a biologických parametrů je větěinou možné určit pro periodický systím monitorování délku intervalu T, která není ani příliš krátká, aby byla provozně nevýhodná as;?o vedla k S < E m i n t a která není ani p ř i i ^ dlouhá, aby vedla Of^t k É < E g l i n nebo k nepřijatelně velkému faktoru nejistoty pro hodnocení dávkového úvazku od jednotlivých příjmů. V případě, že tento interval neexistuje, je autno přikročit ke kontrole vnitřní kontaminace jinou metodou. Podobnou interpretaci je nutno použít i při stanovení dávkového úvazku na základě depa radioaktivní látky, určeného přímým celotělovým měřením.
- 127 «
POUŽITÍ SPEKTROMETRIE ALFA TLUSTÝCH VZORKŮ K DOZIMETRII
ZiftBNÍ ALFA J.Thoaas, T.Ijůger, J.Hanzlík, A.Sedlák; Institut hygieny a epidemiologie - Centrun hygieny záření, Praha
N&Sim úkolem je stanovit v kostní dřeni a v periostální a endostáloí výstelce kost/ ayáí mikródistribuci dávky záření alfa od radia a jeho rozpadových produktů, inkorpórovaných v kostním minerálu. Jedinou schůdnou cestou k získání mikrodistribuce dávky je autoradiografie, avšak spektrometrie záření alfa poskytuje důležité a nezbytné informace pro kvantitativní vyhodnocení autoradiogramu. Spektra záření alfa, zjištěná polovodičovým detektorem ve vakuu a v dobré měřicí geometrii pro příčné řezy myších kostí s imkorporovanýř* Ra, jsou podrobřna teoretické analýze. Tvar spektra pro model poloprostoru je dán vztahem n (E)dE - a.dE/4S(E), íáe a je objemová aktivita, S(E) je brzdná schopnost zářeni alfa při energii E, takže hustota částic alfa je n = aR/4, kde R je dosah záření alfa. Omezená platnost teorie pro S(£) je překlenuta experimentálními dat?. Je ukázán vliv rozlišovací schopnosti, omezeného prostorového úhlu & absorpční vrstvy na tvar ideálního spektr* a výsledky jsou porovnány s experimentem. Pomocí teoretických vztahů pro tvar spektra jsou odvozeny dvS metody k vyhodnocení stupně poručeni rovnováhy mezi Ra a Rn pro kostní řezy, tj. pro stav in vitro. ttetoda maximální věrohodnosti umožňuje testovat navíc přítomnost kontaminace kosti RaF (pocházející od kontaminace aplikačního roztoku radiem B ) ; druhé metoda používá průměrnou energii spektra. Porušení rovnováhy je překvapivě vysoké (70 -r 90%), je rozdílné v různých částech kostí a ukazuje se být nezávislé na stupni vakua při měření. Ke stanoveni dávky v kostní dřeni a v endostální či periostální výstelce kosti, tj. v určité vzdálenosti od povrchu kosti, je možno aplikovat definici dávky bud lokálně ("bodově") nebo pro ekvidistantní plochu. Spektrum n (E,h)dE pro eh.vidi stan tni plochu je
- 128 -
experimentálně přístupné, kdežto bodové spektrun n. (E,h)dE lze stanovit pouze teoreticky. Lze však ukázat, že pro dávkové rychlosti v libovolné vzdálenosti h od povrchu plati ekvivalence
Ď(h) = £ j nb(E,b)S(E)dE = j J h C n (E,h)EdE, která dovoluje průměrnou dávkovou rychlost, stanovenou teoreticky na základě autoradiograficky získané oikrodistribuce ověřit experiaentální cestou.
- 129 -
ZiCHYT JUDU NA AKTIVNÍM UHLÍ ČESKOSLOVENSKÉ VÝROBY M,Tomášek; Laboratoř radiologické dozimetrie ČSAV, Praha
Po zkušenostech'z prvních havárií jaderných reaktorů a vzhledem k tékavosti a biologické úloze jódu se za nejnebezpečnější štěpný produkt tepelných reaktoři považuje 3 «J. Proto jsou pro záchyt izotopů jódu v plynných výpustích jaderných zařízení konstruovány filtrační systémy, v nichž se jako sorbent často používá aktivní uhlí. Původně předpokládaná vysoká účinnost záchytu jódu na filtrech s aktivním uhlím nebyla v praxi dosažena. Je to způsobeno mimo jiné dalšími chemickými formami jódu (CHgJ), vlivem vlhkosti a nižáí koncentrace jódu ve srovnáni s modelovými pokusy. V této práci byl sledován záchyt elementárního judu v dynamických podmínkách na vzorcích aktivního uhlí, vyráběného v ČSSR. Byl zjiátován vliv změny podmínek, zejména koncentrace jódu v nosném plynu, na účinnost záchytu jódu na aktivním uhlí.
- 130 -
NEUTRONOVÝ GENERATOR A JEHO U2lTÍ V LRD ČSAV L.Tomáěková, S.Hendlinger; Laboratoř radiologické dozimetrie ČSAV, Praha
Vysoké hustoty toků neutronů jsou požadovány v mnoha aplikacích, zvláště v radiační terapii rakovinných nádorů, aktivační analýze i při základním fyzikálním výzkumu. Neutrony o energii 14 MeV, vzniklé reakci Tf(d,n) He v malém neutronovém generátoru NA-2, jsou zvláši vhodné pro tyto účely. Při dlouhých ozařovacích dobách vznikají velké potíže vzhledem ke krátké životnosti tritiových terčíků. Zlepšení se dosahuje v jednotlivých laboratořích moderními vakuovými agregáty - systémem iontových pump apod.„ a v poslední dobé užitím nových neutronových vakuových trubic. V naší laboratoři však řešíme tento problém se stávajícím zařízením na pracovišti. Východiskem byly naáe práce s neutronovým generátorem, týkající se měření životnosti a poločasu terčíku (rotační T-Ti-Mo-terčík). Relativní hustotu toku rychlých neutronů měříme pomoci neutronové sondy, spojené s laboratorní měřici soupravou, výrobce Tesla Přemyšlení. Pomoci regulačních prvků generátoru udržujeme hustotu toku rychlých neutronů prakticky konstantní. Tak můžeme s naším generátorem na základě dřívějších měření (která byla prováděna jako základ pro ozařovacl možnosti) ozařovat přibližně konstantní hustotou toku neutronů po dobu několika hodin i poměrně rozměrné vzorky. Reiferát bude zároveň zprávou o možnostech užití neutronového generátoru v LRD ČSAV.
- 131 •-
STANOVENÍ ZAftlCÚ BETA KŘEMÍKOVÝMI DETEKTORY A JEHO APLIKACE
R.Tykva; Ostav organické chemie a biochemie ČSAV, Praha
Jseu analyzovány podmínky relativního stanovení zářičů beta křemíkovými detektory, a to jak u zářičů nizkoenergetických ( H, 14 C , ^ S ) , tak s vyšším energetickým spektrem Uapř. ^ P ) . Měřeni jsou provedena jednak s obchodně dostupným, bariérovými nebo difundovanými detektory (Ortec, Princeton, General Electric), jednak 8 detektory vyrobenými na vlastním pracovišti. Je provedeno srovnání dosažitelných parametrů detekce při užiti křemíkových detektorů a jiných metod (kapalný scintilačni spektrometr, 2£~bezokénkový průtokový počítač, autoradiografie). Široká použitelnost a přednosti stanovení vypracovaných postupů s křemíkovými detektory je ukázána, jednak na příkladech stopovacích prací, provedených se značenými látkami v metalurgii, elektrochemii, radiochesnii, biochemii a lékařství, jednak při kontrole etalonů beta. Část práce byla provedena v ráací kontraktu MAAE číslo RC/1O19/RB.
- 132 -
CHEMICKÉ DOZIMETRY PRO PROVOZNÍ OZAfiOVNY J.Urban, M.Skrčený; Ostav jaderného výzkumu, ftež
Chemické dozimetry pro provozní ozařovny musí být praeovné rychlé a jednoduché, používaná činidla musí být co nejstálejší. Z těchto hledisek bylo vybráno nakolik nejvhodnějších dozimetrů použitelných v nejvíce požadované oblasti dárek 10 - 10 rad* Jsou konfrontovány navzájem dozimetry etanol-chiorbenzenový, mravenčanový a modifikovaný Frickeho a stručně popsána pracovní metodika.
- 193 -
UĚĚEHl TUKU NEUTRONŮ HA ZÍKLADfi STATISTICKÝCH FLUKTUACI SIGNÁLU DETEKTORU
J.Vedral; Teala, Výzkumný ústav přístrojů jaderné techniky. Přemyšlení
Tato m&rící metoda je založena na Campbellově teorému, který vychází z aplikace teorie náhodných procesu a statistické analýzy. V referátu je popsána měřicí trasa pro měřeni neutronového toku, pracující na uvedeném principu. Je použit vstupní širokopásmový zesilovač, umožňující připojení impulsního měřícího kanálu a fluktuačního měřícího kanálu k jednomu neutronovému detektoru. K vymezení vhodného frekvenčního pásma zpracovávaného šumového signálu je použit pásmový zesilovač. Jeho výstupní napětí je dále zpracováno usměrňovačem, který budí jednak logaritmický zesilovač, příp. přes kvadrátoř lineární zesilovač. Kombinací impulsní a fluktuační měřici metody lze měřit tok v rozmezí.až deseti dekád. Tento způsob měření nachází uplatnění zejména v systémech kontroly a řízení reaktoru.
- 134- -
PŘEDPOKLADY DALŠÍHO SMÉRU ROZVOJE OBORU PRÍSTROJĎ JADERNĚ TECHNIKY B.Vodička; Tesla, Výzkumný ústav přístrojů jaderné techniky, Přemyšlení
Je podáno stručné zhodnocení současného stavu československé přístrojové techniky a naznačena perspektiva řešeného konstrukčního a technologického systému pro třetí generaci přístrojů. Dále je
B-
diskutována orientace technického rozvoje oboru přístrojů pro období VI. pětiletky. Všeobecně požadovaný sortiment přístrojů pro zajištění všech oborů jaderné techniky je velmi široký, jsou proto vymezeny dílčí obory a z toho vyplývající sortiment Československých přístrojů a
S
L5-
zařízení, volený s ohledem na mezinárodní dělbu práce a specializaci. V závěru budou uvedeny předpoklady dalšího rozvoje výrobní základny a zkvalitňování služeb odběratelům.
- 135
RETENCE A SEPARACE PLYNNÝCH ŠTĚPNÝCH PRODUKTŮ NA PECNÍCH ADSORBENTECH L.Wilhelmová, F.Cejnar; Laboratoř radiologické dozimetrie ČSAV, Praha
Jednou z možností záchytu a rozdélení plynných štěpných produktů před jejich radiometrickým stanovením v kontaminované atmosféře je využiti jejich rozdílné rychlosti při průniku adsorpčnim ložen, která je charakterizována dynamickým adsorpčním koeficientem. Byly spočítány hodnoty tohoto koeficientu pro dynamickou adsorpci kryptonu a xenonu na vybraných adsorbentech při různých experimentálních podmínkách. Získané výsledky jsou hodnoceny i z hlediska jejich možného použití pro výpočet zpoždovacích linek.
- 136.-
PftlSPÉVEK K VYSVĚTLENI POEXPOZlClíÍHO CHOVANÍ OZÍfiENtCH MONOKRYSTALŮ HaCl F.Zdarsa, R.Súlovská, M.Knittl; Monokrystaly, Turnov Monokrystaly alkalických halogenidů vykazují po ozáření ionizujícía zářením absorpční pasy, lokalizované převážné ve viditelné části spektra elektromagnetického záření. Plocha těchto pásů, daná koncentrací vytvořených barevných center, je úměrná absorbované dávce, což umožňuje použití takovýchto krystalů jako detektorů ionizujícího záření. Pro vyhodnocení koncentrace vytvořených barevných center bylo místo obvyklého optického m&řenl použito fotovodivostní metody. Uspořádání metody a některé základní výsledky byly již před časem publikovány. Použitá metoda dovolila vzhledem ke své citlivosti detailně sledovat řadu závislostí, mino jiné i poexpoziční chováni fotovodivostní odezvy. V práci je diskutován obecný průbéh fotovodivostní odezvy v závislosti na době po ozářeni, vliv expozičního příkonu, kvality použitého detektoru, vliv teploty skladování apod. Současná teorie barevných center a zbarvování monokrystalů alkalických halogenidů předpokládá existenci v zásadě dvou druhů barevných center, sumárně opticky indikovaných jako jeden absorpční pis. Rozdělení barevných center na statisticky rozmístěná a centra nakupená v okolí mřížkových nehomogenit, provedené na základě; matematické analýzy zbarvovaclch křivek a poprvé identifikované právě pomoci fotovodivosti, dává i možnost vysvětlení měřeného poexpozičniho chování, a to jak tzv. build up efektu, tak i fadingu.
- 13T »
ETALONOVA ZAftlZENl CVWR REpRODUKUJÍCl JEDNOTKU Ci J.Zderadička, J.Flch, L.Kokta; Ositav pro výzkum, výrobu a využití radioisotopů, Praha V referátu jsou krátce shrnuty výsledky více nei desetileté práce, vedoucí k vytvoření soustavy metodik a zařízení, která umožňují reprodukovat a předávat jednotku aktivity radionuklidů s vysokou přesnosti a správností*
Í38
-
AKTIVAČNĚJ ANALÝZY POUŽITÍM NEUTRONOVÉHO GENERáTORA VO VŮZ LABORATORIUIÍ
B.Žitňanský; Výskumný ústav zváračský, Bratislava
Príspevok pojednává o novšej koncepcii budovania laboratórií s neutronovým generáteroou Prináša poznatky získané vo Výskumnom ústave zváračskont v Bratislavě při budovaní neutrónoaktivačného laboratória použitím špeciálnych tzv. neutrostopcvých tvárnic. Laboratórium je umiestnené v systéme běžných laboratoři!. Potrebnú biologickú ochranu obstarává neutrostop. Pre umiestnenie neutronového generátora a biologickej ochrany bol vzhl^dom na nosnost' podlahy vyhotovený ocel'ovy roSt. Sa rošte je zbudovaný hlavný tieniaci blok terčíkovej komory, Okolo urýchlovača generátora sú tri jednoduchým mechanizmoa presúvatelné, neutroatopcvé steny. Budu uvedené niektoré výsledky dozinetrických meraní - neutronových príkonov meracími prístrojoi a aktivačnjhii indikátormi.
- 139 -
Přehled aekcí III. celostátního symposia radiologické dozimetrie
Přihlášené referáty symposia byly rozděleny do těchto sekci: I. Dozinetrieké probleny jaderné energetiky II. Dozimetrie neutronového záření III. Jtozimetrícké aplikace IV. Základní a metrologické otázky V. Osobní dozimetrie VI. Detektory a přístroje VII. Vnitřní kontaminace VIII. Dozimetrie praccvišl a okolí
- 141 -
O b s a h
Abstrakta přihlášených referátů jsou seřazena podle abecedního pořadí prvních autorů. Každý referát je v souladu s programem symposia označen číslem sekce a vlastním pořadovým číslem. Rusňák U.
- Zahajovací přejav
1
Bárta K. U/29
- Nékteré aspekty provozu neutronových generátorů
2
Bartoníček B., Bednář J., Schweiaar Z., Hladký E. I/ll - Radiolýza plynných aaěsl metanu s jódem
3
Bednář J. IV/56
4
Beneé J« 1/12
- Základní citlivost dozimetrů a jejich zesíleni 0
- Přirozené sorbenty pro radiojód v životním prostředí
5
Blažek J., Kopec J. 1/8 - Chovanie produktov stiepenia v kvapalaom Na a v Ar a možnosti ich detekcie na rýchlom reaktore
6
Brabenec J. TI/91 - Převodník malých stejnosměrných proudů na četnost impulsů s velkým dynamickým rozsahem
7
Bučina I. IV/57
8
- K problematice energetické závislosti osobních dozimetrů
Bučina I., Mikuáová M., Zisák J. 111/42 - Zhodnocení tomografických vlastností scintilační kamery
10
Bučina I., Nicek F. 111/40 - Využití bodových zářičů k vytvoření polí s malými variacemi expozičního příkonu
11
Burianová U. VI/81 - Možnosti a meze použiti detektoru Ge(Li) se 400-kanálovým analyzátorem pro spektrometrii záření gama
12
Cejnar F. 1/14
14
- Nejvyšší přípustné rychlosti emise některých izotopů kryptonu a xenonu z jaderných zařízení - 14* -
Csupke 5 . , Petrášová M. .,, Q i<íí s wf t V1II/105 - Sú7is medzi podielom C s / S r v rádioaktívnoa spade a pfcde za obdobie 1964 - 1970
15
Cvachovec F. 11/17 - Měřeni spektra rychlých neutronů scintilačním spektrometrem
17
Doložílok U. 18 VI/83 - Saěrová závislost detekční účinnosti a detekčn£« ho průřezu seintilačního detektoru Drábek A. IV/63 - Přenos jednotky rentgen
19
Drábek A. IV/61 - Stanovení expozic zářeni gama pomoci dutinových ionizačních komor
20
Dryák P., Šeda Jk 11/22 - Zařízeni s definovanou hustotou toku tepelných neutronů
22
Dvořák V. VI/92 - Měření objemové aktivity umělých radioaktivních aerosolů záření alfa a beta
23
Dvořák V., Nováková 0. VI/88 - Odhad vlastni chyby přístroje z měření stability radiometru
24
Erben 0. 11/20 '
25 - Měření hustoty neutronového toku SPK-detektory
Fejtek J., Trousil J. V/69 - Teraoluniniscenční dozimetr v celostátní službě osobní doziatetrie
26
Frank H., Šeda J., Trousil J., Rusnok J. 11/23 - Využití křemíkové diody v osobni neutronové dozimetrii
27
Frynta Z. VI/82 - Měřeni fluorescenčního rentgenového zářeni těžkých prvků detektorem Ge(Li)
28
Gregor J. 111/37
29 - Měření roztečí, a hloubky uložení ocelových kordů v dopravních pásech
Hájek J. 111/45
- Teledozimetrie
30
Hanák V. VI/80
- Měření homogenity odezvy Ge(Li) detektoru
31
- 143 -
Hanzlík J., Hachek J. VII/101 - Použití dieiektrických stopových detektorů při sledování mikrodistribuce osteotropních nuklidů • kosti
32
fteřaanská J., Prouza Z., Rakovič SI., Novotný J., Pittersnann P. Hrdlička Z. 33 211/39 - Dozimetrický ayatéa pro dozimetrii směsného pole zářeni gama a tepelných neutronů Heřt M., Chyský J., Trousil J. . XIZ/44 - Profesionální expozice při některých složitějších r^ntgenologických vyšetřeních
36
Hillevá J. VIII/104 - Sledování radioaktivity v Ostravě v posledních Čtyřech letech
37
Hladký E. ( Kubík I., Jančík 0.. Kopec J. 38 X/7 - Složení izotopických smésí v primárních okruzích jaderných elektráren a výběr referenčních izotopů pro kontrolu technologických a radiologických charakteristik Hladký £., Moravek J., Pietrik I. X/10 - Kontrola úniku radioaktivních produktů z jaderné elektrárny do okolí
39
Hobzová L. f/72 - Studiucs teraoluminiscenčních vlastnosti BeC
4G
Hofman Z., Sada J. F/?l - ZkuSenosti s provozní* nasazením termoluainiscenčních dozimetrů na pracovištích Čs. uranového průayslu
42
HonoJLa P. 1/1
44
- Podíl energetického výzkuau na radiologických problémech
Hrabovcová A., Nikodémova O., Minárik F. 11/29 - Závislost vypočítanej absorbovanpj dávky od tvaru spektra rychlých neutrónov
47
Huiák V.. Bučina I., Kleinbauer K.s Havlík J., Škrob*1 Y. 111/51 - K problému měření aktivity zářičů gama na odděleních nukleární medicíny
48
Huáák V., ffiedermann M., Král U. . 4 9 111/53 - Výpočet absorbované dávky v blízkosti plofiných a objemových zdrojů zářeni beta metodou MIRD Chorvát D., Berao M., Neruda O. ¥11/98 - Uikrodistribúcia absorboranej dávky v biologiekom tkanive a sp&sob jej stanovenia - 144 -
51
T Chudý If.. Povinec P. VT/93 - Nový typ proporcionálneho počitaca pre neranie velmi nízkých aktivit
52
Chutný B., Vuuij.*& -j.
53
111/32
- Dozírnétrie v cirkulačních kapalinových systémech
Chyský J., Trousil J* V/67 - K metodice m&řeni osobních expozic na pracovištích se zdroji záření
5€
Chyský J., Trousil «í. VIII/110 - Profesionální expozice ionizujícímu zárostí v CSSR
56
Jasanovský P., Maršál J., Simečková H., Volný J. V/74 - Přesná a rychlá metoda měření expozice RTL skel
56
Jursová L., 'Nejedlá B,, Nováková 0., Richter 0. VI/3T - Pružiti scintilacních detekčních jednotek při vyšších pracovních teplotách
59
Slumpar J.r Jiroušek P. IV/60 - Etalonové zařízení LRD ČSAV pro standardizaci expozic záření gama do 3 MeV
60
Klumpar J., Jiroušek P. IV/62 - Určeni nasyceného ionizačního proudu v Makové komoře
61
Knitti U., Zdarsa P.. Súlovská R. V/7S - Porovnání vlastností fotoluniniscencního dozioetru a fotovodivostního krystalového dozimetru
62
Kodl 0., Trousil J. V/T3 - Použití fotoluniniscenčních skel pro aěřeni expozic ionizujícího záření -
63
ttokta L., Hošpes M., Vlček J.t Novotná P. VI/79 - Některé praktické aspekty automatické spektronetríe gama s Ge(Li) detektory
64
Kolínek A. I11/35 - Průmyslové využiti otevřených zářičů k stanovení doby- průchodu materiálu rotačními pecemi
65
Kopec J., Kapiáovský V. Kubík I. 1/9 - Laboratorní kontrola a polovodičová spektrometrie gama v jaderných elektrárnách
66
Kovařík J., Kovář Z. IV/64 - Přenosný kaloriraetr pro etalonáž svazků záření X a gama
67
- 145 -
T Kovařík J., Novotný J., Žáčkova H. IV/66 - Kalorimetrická, ionizační a teraoluminiscendní •dření srazků vysokoenergetického zářeni X
69
Kovář Z. IV/65
71
Králík M. 11/19
- Standardizační dozimetrie svazků vysokoenergetického zářeni X a elektronů - Absolutní stanoveni emise neutronů z radionuklidových zdrojů pomoci manganové lázně
72
Kudélásek Z. 11/18 - IteraCni metoda výpočtu neutronového spektra ze spektra naměřeného stilbenovým spektroaetrea
74
Kudrna J. II1/46
76
- Aplikace dozimetrické telenétrie v radiační hygiena *
Kukačka R., Husák V., Trousil J., Charaoza 0. 111/47 - llěření expozic rukou pracovníků v nukleární medicine^
77
Laginová V., Simko I., Králik G. I11/49 - KaSe skúsenosti s meraním rozloženia dávky pri ozařovaní lymfatického systému pri lymfogranulóme
78
Lidová L.,*Ooubrayský J., Hufiák V. II1/48 - Použití termoluminiseenSních dozimetrů pro sledováni radiačního zatížení nemocných při rentgenových vyšetřeních
79
liacháň V., Rusek V., Vlček J., Smejkal Z., Roháček J., 8 0 Kokta L. on111/50 - Kovo možnosti přípravy ^ ^ T c pro účely nukleární aediciny liasisfeld A. 81 VIII/107 - Standardizovaná radiochemická analýza vody, její aplikace a perspektivy dalšího vývoje Uaráél J. VI/95
82 - Jiskrový počitač stop
Matula P., Futaá E. II1/54 - Možnosti využitia vyěěoj výpočtsvej techniky v klinickéj radiologii
83
Melichar Z. 1/4 - Problémy radiační kontroly jaderných elektráren
84
- 146 -
i
Melichar Z., Moravek J., Sandrik 5., Pietrik I., Oravěc J. 1/6 - Metody detekce na primárním okruhu jaderných elektráren
35
Mertl F. VI/84
8«
- Detekce některých zářičů beta ve vodných vzorcích pomoci Cerenkovova zářeni
Minárik P., Hrabovcová A., Nikodémova D. 11/16 - Niektoré výsledky merania neutronových spektier jádrových reaktorov
87
MySák P. I11/38
88
- Metody kvantitativní autoradiografie v metalo* grafii
Neruda 0., Chorvát D. VII/100 - Měření distribuce dávky z vnitřních zářičů beta v kostech
89
Nikodémova D., Hraboveová A., Minárik F. , 11/26 - Havarijná dozimetria rychlých neutrónov
91
Nováková 0., Votava P» II1/36 - Možnost snížení vlivu chemického složení materiálu při stanovení objemové hmotnosti rozptylovou aetodou
62
Plch J., Zderadička J., Kokta L. IV/59 - Výsledky měření rozpadových charakteristik radionuklidú rozpadajících se záchytem elektronů
93
Plch J., Zderadička J.t Kokta L. VI/94 - Využití mnohoanodového počítače v
94
Plichta J. V/70 - Závislost odezvy termoluminiscenčních detektorů z metafosfátového skla na expozici
95
Podvín V. 1/5
96
- Využití mezinárodního systému nukleárních informaci v oboru radiologické dozimetrie
Polívka V. VI/96 - CAMAC - modulární systém přístrojů pro sběr a zpracováni dat
98
Polívka V. VI/90 - Vlastnosti číslicového měřiče četnosti Impulsů s rychlou odezvou
99
Povinec P., Staniček J. 100 V1/85 - Detekcia ionizujúceho žiarenia novým typem počítača s kvapalínovou neplnou
- 147 -
Rytina K. i01 XXI/41 - Vliv nehomogenit • prostředí ozařovaném vysoko™ energetickým elektronorým svazkem na rozložení absorbované dárky Sabol J., Šeda J. 103 VI/89 - Stabilizace scintilačních dozimetrických systémů Santar I. 107 II1/34 - Doziaetrie plynů v radiační chemii Sedlák A. 108 IV/55 - Výpočet distribuční funkce specifické absorbované energie pro částice s vysokým konstantním LET Singer J., Trousil J. 109 VII/102 - Osobní dozimetrie krátkodobých dceřiných produkt A radonu Sládková M., Chrápán J., Oravec J., Koly K«, Ivan J., Abel C. 110 VIII/108 - Niektoré možnosti stanovenia nízkých končentrácií rádia 226 vo vodách Slezák VI., Havránek J., Jursa P. 112 111/31 - Přenosný spektrometr a jeho možnosti při využiti rentgenfluorescenéní analýzy Spurný F., Lochmanová J. 113 11/24 - Energetická závislost detektorů stop jako dozimetrů rychlých neutronů Spurný Z. V/TO - Termoluminiscenční dozimetrie nízkých dávek Súlovská R., Zdarsa F., Knittl li. V/76 - Použití fotovodivostní metody pro stanovení expozic gama v oblasti mR
115 116
Sáro 5., Duka-Zólyomi A. VIII/106 - Niektoré problémy a výsledky sledováni* hladiny trícia v životnom prostředí
117
sebesta F., Havlík B. VIII/108 - Příspěvek k metodice koncentrováni radia za účelem jeho stanovení v povrchových vodách
118
Šeda J. 1/3
119
- Možnosti postgraduálního studia v oboru dozimetrie ionizujícího zářeni
Šeda J.. Musílek L. 111/30 - Doziasetrické aspekty při měření silných vrstev materiálu prozařováním Širokým svazkem záření gama - WS -
120
Sevc J., Thomas J., Roth Z., Plaček T. VI1/103 - Posouzeni spolehlivosti odhadu kumulované expozice dceřiným produktům radonu
122
Šilar Jf. VII/99
123
- Možnosti využití celotělového detektoru CD-2 ke stanovení stupne vnitřní kontaminace osob zářiči gama
šuráá J., Neruda J., Plichta J. V/68 - Skleněné dozimetry československé výroby Tostoria R., Husák V., Pokorná I. 111/52 - Výpočet absorbovaných dávok žiarenia v organizme metodou MIRD pri diagnostických aplikaci ach 67-Ga
124
Thoaa* J. ^11/97
126
- Faktory ovlivňující stanovení intervalu periodického hodnocení vnitřní kontaminace
125
Thomas J., Lenger V., Hanzlík J., Sedlák i, 111/43 - Použití spektrometrie alfa tlustých vzorků k dozimetrii záření alfa
128
Tomášek M. 1/13 - Záchyt jódu na aktivním uhlí československé výroby
130
Toaáfiková L.» Hendlinger E. 11/2? - Neutronový generátor a jeho užití v LRD ČSAV Tykva R. YI/86 - Stanovení zářičů beta křemíkovými detektory a jeho aplikace
131
Urban J., Skrčený li. II1/33 " Chemické dozimetry pro provozní ozařovny
133
?tdral J. 11/21
134
- Měřeni toku neutronů na základe statistických fluktuací signálu detektoru
132
Vodička B. 1/2 - Předpoklady dalšího sméru rozvoje oboru přístrojů jaderné techniky
135
Vilhelmová L., Cejnar F. 1/15 - Retence a separace plynných Štěpných produktů na pevných adsorbentech
136
Zdarsa P., Sulovská R., Knittl li. /T7 - Příspěvek k vysvětlení poexpozičního chování ozářených monokrystalů NaCl
137
V
- 149 -
ZderadiSka J.. Plch J., Kokta LIf/58. stalonová zařízení OWVR reprodukujíci jednotku Ci 2itňanský B. 11/28 - Laborstóriun aktivačněj analfzy použitía neutronového generátora vo VOZ Přehled sekcí III. celostátního syaposia radiologické doziaetrie
- 150 -
138 139
141
Tento sborník, obsahující abstrakta přihlášených referá&ft, byi vydán jako studijní aateriál pro účastníky III. celostátního syaposia radiologické dozinetrie. Odbornou recensi, jazykovou korekturu a redakci sborníku provedli členové organizačního výboru symposia K. Bárta, J. Hruáka, Z. Kovář.
Praha, květen 1313
- 152 -
