Sugárvédelem II. Fejezetek: 1. Bevezetés: fizikai és biológiai dózisfogalmak, a sugárzás biológiai hatása, sugárvédelmi szabályozás 2. A külsı dózis- és dózisteljesítmény mérési elve és kivitelezése 3. A belsı sugárterhelés számítása. A belsı sugárterhelés meghatározásához szükséges mérési eljárások 4. Környezeti és biológiai minták instrumentális analízise. Igen kis aktivitások mérési sajátosságai. Radonanalízis.
Bomlási módok ∆E = ∑ ( E m +E kin ) p
p: a bomlásban kibocsátott részecskék m: nyugalmi tömeg Ekin: kinetikus (mozgási) energia
Bomlási módok: α, β („közvetlen”),γ („kísérı”), f (maghasadás, „összetett”) •
Az alfa-bomlás során a kezdeti atommag egy hélium atom pozitív elektromos töltéső atommagját bocsátja ki általában 5-10 MeV mozgási energiával. Az alfa-bomlás során az atommag tömegszáma 4-gyel, protonszáma 2-vel csökken, így az atommagon belül a protonok taszításából származó, a nukleonok kötését gyengítı elektrosztatikus energia is jelentısen csökken. Hajtóereje az erıs kölcsönhatás. „Diszkrét” energiaváltozás: Ekin jellemzı az adott radioizotópra, de megoszlik a részecske mozgási energiájára és a visszalökött mag energiájára. Az alfa-bomlás „hajtóereje” a nukleonok közti erıs kölcsönhatás.
Bomlási módok – béta-bomlás A kinetikus energia megoszlik az elektron/pozitron és a neutrínó/antineutrínó között. Az elektron(pozitron) kinetikus energiája nem diszkrét. A bomlás hajtóereje a gyenge kölcsönhatás. 1) β- : elektron és antineutrínó kibocsátása n→ p+ + e- + νa: a rendszám eggyel nı 2) β+: pozitron és neutrínó kibocsátása p+→n + e+ + ν: a rendszám eggyel csökken „antianyag” – annihiláció: megsemmisülés
e+ + e− = 2 f
3) elektronbefogás (EC – electron capture) neutrínó kibocsátása p+ + e- →n + ν: a rendszám eggyel csökken A „hiányzó” pályaelektron pótlódik egy külsı pályáról – kísérı karakterisztikus Röntgen-sugárzás keletkezik
Bomlási módok – gamma-átmenet •
gamma-átmenet: a nukleonok átrendezıdése nyugalmi tömeggel és töltéssel nem rendelkezı foton kibocsátásával jár. A γ-bomlás „hajtóereje” nem határozható meg közvetlenül, mint az α- és β-bomlásé, mert ez a bomlási mód csak más magátalakulások „maradék” energiájának leadása során következik be. A foton energiája diszkrét, azonos a megváltozott belsı részecske által betöltött elızı és következı energiaszint különbségével, ezért jellemzı az adott radioizotópra.
A mag belsı energia-eloszlásának változása egyes esetekben (fıként kisebb energiaváltozásoknál, Εγ<2-300 keV) nem foton kibocsátásával jár, hanem az energia egy, általában belsı, szimmetrikus atompályán rezidens (azaz a magon „belül” is bizonyos tartózkodási valószínőséggel rendelkezı) elektron mozgási energiájává alakul. Ez a belsı konverzió (internal conversion, IC), amit szintén karakterisztikus Röntgen-foton kell, hogy kövessen.
Eγ ⇒ Ee−,kin + Ee−,köt
A belsı konverziós elektron energiája diszkrét!
A sugárzások és az anyagi közeg kölcsönhatása • A közeg kölcsönhatásra képes alkotórészei: elektronok, az atom elektromágneses erıtere, atommag. • A közeg és a sugárzás közötti kölcsönhatás szerint: - Közvetlenül ionizáló sugárzások: α, β, γ, Röntgen – az elektronoknak képesek azok ionizációjához elegendı energiát átadni. - Közvetve ionizáló sugárzás: neutron: atommagokkal való kölcsönhatás során ionizációra képes részecskék jelennek meg. • Az elektronokkal való ütközés nem minden esetben vezet azok ionizációjára. A sugárzás által több lépésben átadott energia egy része (általában 60-70 %-a) nem ionizációt, csak gerjesztést eredményez, azaz összességében a közeg termikus energiáját növeli meg. • A gyorsan mozgó szabad töltéshordozók (α2+, β--részecskék vagy ionizált szekunder elektronok) az atomok elektromágneses terében fékezıdve járulékos fotonsugárzást = folytonos röntgensugárzást kelthetnek.
Alfa- és bétasugárzás elnyelése az anyagban
Lineáris energiaátadási tényezı (LET) alfa- és bétasugárzásra LET = dE/dx
Alfa- és bétasugárzás kölcsönhatása anyagi közeggel α-sugárzás LET-értéke vízben: > 100 keV/µm Energiaátvitel: ionizáció β-sugárzás LET-értéke vízben: 5-10 keV/µm Energiaátvitel: - elektronnal ionizáció/gerjesztés; - atom elektromágneses erıterével: fékezési sugárzás (folytonos röntgensugárzás, energiája a közeg rendszámától is függ), Cserenkov-sugárzás: az adott közegben érvényes fénysebességnél nagyobb sebességő elektron látható fényt is kibocsát. A hatótávolság lényegesen kisebb, mint az energia-átvitelben részt vevı elektronok összes úthossza!
Gamma-sugárzás kölcsönhatása anyagi közeggel Foton energiaátadása részben hullám- részben anyagi természető rendszernek – „ütközés” • Elektronnal (ionizáció – többféle kölcsönhatásban) • Atommaggal (abszorpció – küszöbreakció, csak >5 MeV energiánál) • Atom elektromágneses erıterével (küszöbreakció, csak >1.2 MeV energiánál)) Általános törvényszerőség: sztochasztikus (véletlenszerő) kölcsönhatás: „fázisfüggı” energiaátvitel Az energiát átvett elektronok kinetikus energiája: - További ionizációt okozhat; - Ionizáció nélküli gerjesztést okozhat; - Szekunder fotonsugárzás (folytonos Röntgen-sugárzás) keltését eredményezheti.
Gamma-sugárzás kölcsönhatásai – teljes abszorpció A foton teljes kinetikus energiáját átadja a vele „ütközı” elektronnak. Mivel Ef >> Eion, ezért az elektron nagy sebességgel „távozik” az atompályájáról. A foton megszőnik.
Ef = Ee,kin + Ee,ion (régebbi nevén: fotoeffektus)
Gamma-sugárzás kölcsönhatásai – Compton-szórás A foton kinetikus energiát ad át a vele „ütközı” elektronnak. Mivel ∆Ef >> Eion, ezért az elektron nagy sebességgel „távozik” az atompályájáról. A szórt foton az eredetinél kisebb energiával továbbhalad.
Ef = Ef’ + Ee,kin + Ee,ion
Gamma-sugárzás kölcsönhatásai - párkeltés A foton az atom elektromágneses erıterével lép kölcsönhatásba: átadja teljes energiáját és megszőnik. A bozontól átvett energiából két fermion: e- és e+ keletkezik.
Ef=Ee-,m+Ee-,kin+Ee+,m+Ee+,kin Csak akkor lehetséges, ha Ef > 2×Ee,m, azaz Ef > 1022 keV
Gamma-sugárzás kölcsönhatása anyagi közeggel dI = -I(x) σ N dx
I: részecskeáram [darab/s] σ: kölcsönhatási valószínőség egy „partnerre” [-] N: partnerek száma egységnyi úthosszon [darab/m] µ = σ × N = kölcsönhatási valószínőség [1/m]
I = I 0 × exp( − µx )
Párhuzamos sugárnyaláb!!!
Integrálás után: általános gyengülési egyenlet
Gamma-sugárzás kölcsönhatása anyagi közeggel I = I 0 × exp( − µ x ) µ: összetett lineáris gyengülési együttható Egy kölcsönhatás (energia-átvitel) mindig csak egy formában történhet. A három reális valószínőségő kölcsönhatási forma egymással csak „kizáró vagy” kapcsolatban lehet! µ = µ1 + µ2 + µ3
µ/ρ : egységi tömegre vonatkozó gyengülési együttható
Gamma-sugárzás és az anyag kölcsönhatása – rendszám- és energiafüggés
Gamma-sugárzás és az anyag kölcsönhatása – a kölcsönhatások rendszám- és energiafüggése
Dózismennyiségek dE ∆E J D = ≈ , Gray , Gy dm m kg Elnyelt dózis Fizikai dózis: az anyag tömegegységében elnyelt összes sugárzási energia, csak fizikai kölcsönhatásokat foglal magába. Bármelyik ionizáló sugárzásra értelmezhetı. Csak ionizáló sugárzásra értelmezett, de nem csak ionizációs energiát jelent. Nem tartalmazza az anyagból kilépett (szórt, szekunder) sugárzási energiát. „Egyesíti” a különbözı forrásokból származó energia-beviteleket.
Dózismennyiségek – fotonsugárzás dózisa m2 σ A = Z *σ e atom atom N A mól ρA = VM m3 mól m2 µ = σ A * ρA 3 m
µ= lineáris energiaátadási tényezı = térfogategységre jutó hatásos ütközési/gyengítési keresztmetszet µ/ρ = „tömegabszorpciós” tényezı = tömegegységre jutó h.ü.k. LET = dE/dx = lineáris energiaátadási tényezı
σe= elektron h.ü.k. σA= atomi h.ü.k. ütközés: abszorpció vagy rugalmatlan szórás
µ/ρ [m2/kg] dE dx µ = E inc .
Külsı dózisteljesítmény
dD µ = ΦE × dt ρ
dN × f R×ER dt ΦE = 4 × r 2 ×π
ΦE: energiaáram-sőrőség (fluxus) [J/(m2s)] dN/dt = A: a sugárforrás aktivitása [bomlás/s = Bq] fR: részecske-(foton)gyakoriság [foton/bomlás] ER: fotonenergia [J/foton]
dD A = kγ × 2 dt r
Érvényesség: pontszerő γ-sugárforrásra, gyengítetlen (primer) fotonsugárzásra.
Négyzetes gyengülési törvény – a dózisszámítás alapja Kγ: dózistényezı, szokásos dimenziója: [(µGy/h)/(GBq/m2)]
Több fotonenergiát is kibocsátó γsugárforrás dózistényezıje j = összegzés az egyes energiákra k = közeg
∑ kγ =
j
µ f j *E j * ρ k , j 4 *π
„Mérhetı” és „valódi” dózis KERMA: kinetic energy released in mass absorption
KERMA
E f = ∑ Eel. m + ∑ Eel. m+∆m + E
* f
Ef az „m” tömegbe belépı foton energiája; Ef* a kilépı szórt foton maradék energiája; Szummák: az „m” tömegben maradt elektronok által felvett összes mozgási energia, ill. a tömeg „határain” kívülre jutott elektronok összes mozgási energiája. A két szumma jelenti az úgynevezett „részecske kermát”, a szórt foton kinetikus energiája pedig a „sugárzási kermát”.
Külsı sugárterhelés mérése Dózismérés: „utólagos” kiértékelés – személyi dozimetria • filmdózismérı - kémiai változás • TLD: szilárdtest-dózismérı (termolumineszcencia) • elektronikus dózismérık: elektroszkóp, impulzusüzemő gáztöltéső detektorok Dózisteljesítmény-mérés: azonnali kiértékelés – területi dozimetria • impulzusüzemő gáztöltéső detektorok • szerves szcintillációs detektor
Külsı sugárterhelés mérésének feltétele – Bragg-Gray elv A detektort és a mérendı személyt azonos távolságba helyezve a sugárforrástól mindkettıt azonos energiafluxus éri.
Φ E ,x Dx = Dm Φ E ,m
µ ( )x ρ * = fm µ ( )m ρ
Az abszorpciós együttható energiafüggése legyen azonos a detektorra és a testszövetre -szövetekvivalens detektor -„energiafüggetlenség” = azonos energiafüggés a két közegre
Külsı dózis mérése Dmért/Dszám A Bragg-Gray feltétel teljesülése ± 20 %-on belül „elvárható”.
1.4
1.2
1
0.8
Dmért/Dszám
0.6
0.4
0.2
0 0
500
1000
1500
2000
2500
3000
Eγ [keV]
Külsı dózis mérése Azonnali vagy összegzett válaszjelgyőjtés = Dózisteljesítmény- vagy dózismérés. •
I D = D * ×η D •
D=
1
ηD
× ∑ I (E) = E
ηD: dózisteljesítmény-mérési hatásfok cps nSv / h
1
ηD
× ∑ I 0 ( E ) × exp[− µ BOR. × x BOR . ] E
Külsı dózis mérése Ha a detektorhatásfok energiafüggetlensége nem teljesíthetı, spektrális felbontás alkalmazása is szóba jöhet: •
D =
∑ g
I D ,g
η
D ,g
g: energiacsoportok jele, amelyekre nézve ηD konstansnak tekinthetı.
Dózisteljesítmény-mérés energiaspektrumok alkalmazásával: az egyes energiatartományokhoz azonos intenzitás/dózisteljesítményátszámítási tényezıt (hatásfokot) rendelhetünk.
Egyenérték dózis – az ionizáló sugárzás biológiai hatása
H = D * w [ Sievert , Sv ] R
wR sugárzási tényezı - a LET függvénye wR,α = 20 wR,γ= 1 wR,β= 1 wR,n= 2.5 ÷ 20 a neutron-energia függvényében A sejti mérető élı térfogatba bevitt energia (mikrodózis) dönti el az elnyelt dózis veszélyességét (kártételét). „Antropomorf” dózisfogalom és mértékegység: az emberi szövetek, sejtek viselkedése befolyásolja a dózisértéket. A sejti, szöveti reakció nem egységes – akkor mit jellemez az egyenértékdózis?
Az ionizáló sugárzások biológiai hatásai A biológiai hatások osztályozása: Szomatikus: egy biológiai egyeden jelentkezik Genetikai: egy populáción jelentkezik Determinisztikus: A károsodás súlyossága függ a dózistól, a hatás egy bizonyos küszöbdózis fölött következik be. Sztochasztikus: A károsodás valószínősége függ a dózistól, küszöbdózis nincs.
Az emberi sejt modellje
Az ionizáló sugárzás determinisztikus és sztochasztikus hatása Sejti életciklus: mitózis – interfázis – mitózis vagy apoptózis Sejti rendszerek sérülése: - Azonnali pusztulás: nekrózis - Életképtelenség: apoptózis - DNS-lánchibák: fennmaradás → mutáció DNS lánchibák javítása „repair” enzimekkel
Az ionizáló sugárzás determinisztikus hatása Determinisztikus hatás: - küszöbdózishoz kötött (0.3 – 0.4 Gy) - szövetpusztulást okoz a sugárzás - akut/azonnali hatás - életveszélyes károsodások: központi idegrendszer, emésztırendszer, vérképzı rendszer Ha tá s 100%
Morbiditás: egyedenként Mortalitás: csoportra
0% Kü s z ö b
Dó z is
Az emberi sejtmag modellje • Membrán - burkolat • - félig áteresztı • - elválasztja a sejtmagfolyadékot a citoplazmától • Nucleolus – RNS-t tartalmaz • - fehérje és DNS szintézis • DNS – a genetikus kódot tartalmazó makromolekula
Az ionizáló sugárzás sztochasztikus hatása A „fı célpont” a sejtmag DNS-állománya DNS: cukor- és foszfátcsoportokból felépülı kettıs spirál, amelyekhez szerves bázisok kapcsolódnak. Láncelem: nukleotid. A láncot a bázisok között hidrogénhidak tartják össze. DNS-bıl felépülı örökítı elemek: kromoszómák. A DNS a sejtet felépítı fehérjék összetételét kódolja. Gén: a DNS egy fehérjét kódoló, vagy egy sejti tulajdonságot meghatározó darabja. A gének együtt alkotják az egyed genetikai információit tartalmazó genomot.
Az ionizáló sugárzás egészségkárosító hatásai Sztochasztikus hatás: - nincs küszöbdózis (kis dózisok hatása nem igazolt) - sejtmutációt okoz a sugárzás (javító mechanizmus) - kockázat-dózis-függvény lineáris (?)
Ko c k á z a t
Az egyénre vonatkozó kockázati függvény a szövetek kockázati függvényének összege
m = 5 *1 0 -2 /S v Dó z is
A kockázat – effektív dózis függvény meghatározása Elfogadott forma: LNT (linear – no threshold) Kérdıjelek: A függvény megállapításához „tiszta” adatok (pontos mérések, „minta” és „kontroll csoport” szükségesek) Hormézis: a kis dózisok „immunitást” okoznak ? Szupralinearitás: a kis dózisoknál nincs nekrózis: „javul” a mutáns sejtek túlélési hányada ? A függvény „összes” kockázatra vonatkozik, de a tumor szervekben manifesztálódik. „Primer” tumor vagy metasztázis ? Mennyi idın át adhatók össze a dózisok?
A dózist okozó sugárforrás és a dózist elszenvedı személy kölcsönös pozíciója szerint külsı és belsı sugárterhelés jöhet létre.
H E = ∑ H T w T [Sv] T
∑w
T
Effektív dózis wT szöveti súlyozó tényezı
=1
T
Szöveti súlyozó tényezık: ivarszervek wT=0.08 (genetikus hatás) szomatikus hatások legérzékenyebbek wT=0.12 tüdı, gyomor, belek, vörös csontvelı, emlı érzékenyek wT=0.05 máj, vese, pajzsmirigy stb. kissé érzékeny wT=0.01 bır, csontfelszín
Dózis és dózisteljesítmény mérése és számítása Külsı dózis Dózismérıvel, dózisteljesítmény-mérıvel mérhetı Számítási egyenlet (foton-dózisteljesítményre) kγ dózistényezık: pontforrásra, detektoranyagra határozható meg Belsı dózis közvetlenül nem mérhetı Meghatározás módjai: egésztest-számlálás, vér- és exkrétum-analízis, bejutó anyagok (levegı, víz, ételek) analízise DCF [Sv/Bq] dóziskonverziós tényezı – egységnyi radioaktivitás inkorporációjához köthetı effektív dózis A dózist fıként a radioaktivitást hordozó anyag tartózkodási ideje határozza meg Akut (pillanatszerő) vagy krónikus (folyamatos) bevitel – eltérı effektív dózist eredményeznek
Belsı sugárterhelés dózisa A dózist az egyes szövetek eltérı egyenérték-dózisainak összegzésébıl kapjuk, a dózist a radioaktív anyagot tartalmazó szövetekbıl kiinduló sugárzás (radiation R) okozza: célpont- (target T) és forrás- (source S) szöveteket különböztetünk meg. (S=T is lehetséges)
1 HT = ∑uS ×∑wR × ER × f R × QR (S → T ) × R mT S A HT szöveti egyenértékdózist egy adott radioizotópra határozzuk meg. uS: az egyes forrás-szövetekben bekövetkezı bomlások száma [darab] wR: sugárzási tényezı [Sv/Gy] ER: sugárzási energia [keV/részecske] fR: részecske-gyakoriság [részecske/bomlás] mT: a célpont-szövet tömege [kg] Q az R sugárzásfajtának az S szövetbıl kiinduló és a T szövetben energiát leadó hányada (elnyelési hányad)
Belsı sugárterhelés dózisa A radioaktív anyagot tartalmazó „forrás”-szövetekben végbemenı bomlások száma az inkorporáció óta eltelt t idı alatt: t
u s = ∫ A s ( t ) dt 0
Q R , S →T = p (ϑ ) × p ( abs.) ϑ p(ϑ ) ≈ 4π
Az elnyelési hányad a térszögtıl és a sugárzásnak a szövetek anyagában történı abszorpciójától függ:
p ( abs.)α / β = f ( xS , xT , Rα / β ) p ( abs .) γ / X ≈ 1 − exp( − µ T xT )
Külsı és belsı sugárterhelés számítása Külsı sugárterhelés: a sugárforrás aktivitásának és a detektor-forrás távolságnak ismeretében számítható. (A forrás és a személy közötti közegek sugárzásgyengítı hatását egyelıre elhanyagoljuk.) Belsı sugárterhelés: a forrás- és célpontszövetekre meghatározott számítási egyenlet elemeit modellezzük, és a modellbıl meghatározzuk a dóziskonverziós tényezıt: DCF [Sv/Bq] – egységnyi aktivitás inkorporációjából származó effektív dózis (HE/A)
•
D0
A = kγ × 2 r
H
= DCF × A in
E
Belsı sugárterhelés számítása A dózisszámításhoz a minták analízise szükséges. Az analízis akkor lehetséges, ha • Ismertek a minta összetevıi, vagy azok az analízis eredményeibıl meghatározhatók, • A mennyiségi összetétel számításához hatásfokkalibráció áll rendelkezésre.
Im η = A * fγ
Hatásfok:
megszámolt részecske összes
További dózisfogalmak Lekötött dózis (HC): inkorporálódott, és a szervezetben 1 évnél tovább jelenlévı radioaktív anyag effektív dózisa T
HC =
∫ 0
dH E dt dt
Kollektív dózis: Egy embercsoport tagjainak egy adott sugárforrástól származó effektív dózisának összege.
C =
∑ H E ,i × n i i
[személy×Sv]
Csak az emisszió mértékéül használható!
Sugárvédelmi szabályozás • •
• •
•
A sugárvédelem alapelvei Determinisztikus hatáshoz vezetı dózis legyen lehetetlen Csak az „alkalmazásokhoz” kapcsolható dózis korlátozható, a természetes eredető nem – a korlátozás a többletdózisra vonatkozik Indokoltság: a sugárforrás alkalmazásának több elınye legyen, mint kára Optimálás: az „alkalmazás” a lehetı legnagyobb elınnyel kell, hogy járjon – optimális dózisszint – tervezési alap – ALARA (As Low As Reasonably Achievable) Egyéni korlátozás – immissziós és emissziós korlátok – át nem léphetık, ha a tervezési alap helyes volt.
Sugárvédelmi szabályozás Nemzetközi ajánlások, irányelvek: ICRP #60 (1991) ►► IAEA Safety Series #115 (1996), 96/29 EU Directive Új ajánláscsomag: ICRP#103(2007) ►►?? Magyar jogszabályok: 1996. évi CXVI. tv. (atomtörvény) - Személyi sugárvédelem: EüM, ÁNTSZ - Környezeti sugárvédelem: KvVM, felügyelıségek - Nukleáris biztonság: Országos Atomenergia Hivatal
Sugárvédelmi korlátok „Elhanyagolható dózis” ≤ 10 µSv/év – közvetlenül nem deklarált szabályozó → MENTESSÉG, FELSZABADÍTÁS DL – dóziskorlát - immisszió korlátozása effektív (lekötött) dózis; a külsı és belsı sugárterhelés összege foglalkozási korlát 20 mSv/év (5 év átlagában) lakossági korlát 1 mSv/év normális és baleseti helyzetre külön szabályozás DC - dózismegszorítás - emisszió korlátozása: egy, a kritikus (lakossági vagy foglalkozási) csoporthoz tartozó fiktív személynek az adott sugárforrástól származó effektív dózisa kiemelt létesítményekre DC = 0.1 – 0.03 mSv/év kibocsátási szintek egyes radionuklidokra Egy adott személy által elszenvedett dózisok összegzendık, DE a DC-k NEM ADHATÓK ÖSSZE!
Emissziós sugárvédelmi korlátok Az egy személybe bejutó aktivitás sokkal kisebb, mint a kibocsátható
∑ i
A max, i ≤
∑ i
DC DCF i
Amax: Az adott dózismegszorításnál bevihetı aktivitások összege
Ai,max << Ai,ki A normális üzemelés során kibocsátott aktivitás (Kibocsátási korlát [Bq/év]) nem koncentrálódhat egyetlen személyben.
Az emissziós korlátozás két lényegi eleme, a létesítmény környezetében élı lakosságra vonatkozó dózismegszorítás és a létesítménybıl * levegıbe és * vízi úton kibocsátott aktivitás közötti kapcsolatot a TERJEDÉSI MODELLEK teremtik meg. A terjedés során a szennyezés hígul, de vannak dúsulást okozó részfolyamatok is. A modell és egy valóságos terjedési folyamat összevetése a validálás.
Sugárvédelmi szabályozás Mentesség: Nem tartozik az atomtörvény hatálya alá az a radioaktív anyag, a) amelyben a radionuklid teljes aktivitása, vagy b) amellyel kapcsolatos tevékenység során az anyagban elıforduló radionuklid egységnyi tömegre vonatkoztatott aktivitás koncentrációja nem haladja meg a külön jogszabályban meghatározott mentességi szintet. Mentességi szint: [Bq] és [Bq/g] – a legkedvezıtlenebb forgatókönyv mellett sem okozhat az elhanyagolhatónál nagyobb dózist. Már az alkalmazásnál sem kell védelmi intézkedéseket alkalmazni, mert kicsi a károsítás kockázata.
Sugárvédelmi szabályozás Felszabadítási szint (Clearance level) A hatóság által meghatározott, aktivitáskoncentráció [Bq/g] és/vagy aktivitás [Bq] egységekben kifejezett értékek, amelyeknél, ill. amelyek alatt a sugárforrások kivonhatók a hatósági felügyelet alól. Feltételes és feltétlen felszabadítás: a forgatókönyvtıl függıen vagy függetlenül szabadítható fel az anyag. Korábban, az alkalmazásuk folyamán felügyelt (védelmi intézkedésekkel korlátozott) anyagok = hulladékok – az alkalmazás befejezése, valamint kezelés után lecsökkent a kockázatuk.
Kis aktivitások meghatározása környezeti és biológiai mintákban – detektorok sajátosságai Kis aktivitások mérésére alkalmas nukleáris analitikai mérési eljárások: • Részecske-szelektív alfa-számlálás (ZnS(Ag) szcintillációs detektor, gáztöltéső detektorok) • Alfa-spektrometria (PIPS detektor) • Nyomdetektoros alfa-analízis (CR-39 NTD + maratás) • Részecske-szelektív béta-számlálás (plasztik szcintillációs detektor, folyadékszcintilláció – LSC) • Korlátozott körben energiaszelektív béta-spektrometria (ua.) • Gamma-spektrometria szcintillációs vagy félvezetı detektorokkal (NaI(Tl), CsI(Tl), LaBr3(Ce), HP Ge)
Kis aktivitások meghatározása környezeti és biológiai mintákban – detektorok sajátosságai Analitikai detektorok mérési paramétereinek meghatározása - Kalibrációk A/ Sugárzás- és energiaszelektivitás – minıségi analízis Sugárzás-szelektivitás: jelalak és/vagy jelnagyság alapján Energia-szelektivitás: jelnagyság alapján Detektorrendszer: detektor + analóg eszközök + analizátor (MCA) detektor/analóg kimenıjel: impulzusok – nagyság és gyakoriság jellemzi ıket. Detektorok válaszjeleinek gyakoriság-eloszlása a jelek (impulzusok) nagyságának (=az elnyelt részecske által leadott és egy válaszjelet eredményezı energia mennyiségének) függvényében: SPEKTRUM.
Kis aktivitások meghatározása környezeti és biológiai mintákban – detektorok sajátosságai Regresszió a csatornaszám / energia – függvény meghatározására: 2 n 1 ( c − f ( E )) i i χ r2 = ∑ σ2 n − p i =1 i
n: mérési pontok száma, p: az f(E) függvény együtthatóinak száma, c: spektrum jellemzı pontja [csatornaszám], E: gamma-energia [keV] az izotóptáblázatból, σi az i-edik csúcs centrumának varianciája, azaz leolvasásnak bizonytalansága. Χ2r: redukált maradványnégyzet-összeg (khi-négyzet)
f ( Ei ) = p 2 × Ei + p1 × Ei + p0 2
Kis aktivitások meghatározása környezeti és biológiai mintákban – detektorok sajátosságai B/ Hatásfok – mennyiségi analízis Regresszió a hatásfok / energia – függvény meghatározására Hatásfok:
megszámolt részecske összes
Gammasugárzásra: η: számlálási hatásfok, Im: az adott radioizotóptól származó megszámolt jelek száma idıegység alatt (intenzitás), A: aktivitás, fγ: gamma-gyakoriság
Im η = A * fγ
Kis aktivitások meghatározása környezeti és biológiai mintákban – detektorok sajátosságai k
[ln( ηi ) − ∑ p j * ln( E i ) ]
j 2
χ = 2 r
n
∑ i =1
j= 0
σ
2 ln η i
Kétszer logaritmikus kalibrációs polinom Hatásfok – gammaenergia függvény Tapasztalat szerinti legelınyösebb megoldás: k=3, két „paraméter-sorozat” E<= EC.O. és E>EC.O. esetekre. C.O.: „cross-over” energia, ahol a hatásfok értékét meghatározó domináns fizikai folyamatok „egymásba főzıdnek”.
Kis aktivitások meghatározása környezeti és biológiai mintákban – detektorok sajátosságai C/ Felbontóképesség – a mennyiségi és a minıségi analízis elıfeltétele, hogy az egyes spektrumcsúcsok (gamma, alfa) egymástól kellıen szeparálva legyenek. Félértékszélesség (F) – a csúcs szélessége a csúcsmagasság felénél: az adott abszcisszákhoz tartozó ordináták különbsége. Kifejezhetı csatornaszámban, energiában és relatív számként: F
Frel =
co
Detektorok sajátosságai felbontóképesség A gammacsúcsok szélesedésének oka a detektorban végbemenı bemenıjel – kimenıjel – transzformáció bizonytalansága. (Ennek egyik tényezıje az un. Fano-faktor) Ez az ún. „vízszintes” szórás, amely a spektrum vízszintes tengelye mentén okoz szélesedést. A „vízszintes” szórás (félértékszélesség) függ a gammaenergiától:
Fi ≈ a × Ei + b A nukleáris statisztikus szórás következtében a mért beütésszámok értéke is bizonytalan. A beütésszám a spektrum függıleges tengelyén ábrázolandó, ezért ezt „függıleges” szórásnak nevezhetjük. A két hatás lényegében független egymástól.
Mérési bizonytalanság, hibaterjedés Nukleáris statisztikusság = „Függıleges” szórás a spektrumokban
Var (N ) = σ = N 2 N
„Hibaterjedés” – Propagation of Error közelítés sorfejtés 1. tagjának alkalmazásával:
∂Z Var (Z ) ≈ Var ( X )* ∂X
2
Mérési bizonytalanság, hibaterjedés 1. példa – 1 – 1 minta- és háttérmérés, összes beütésszám N = S − B Var ( N ) = Var ( S ) + Var ( B ) = S + B rN =
σ
N
N
=
S + B S − B
Intenzitás számítása:
I =
N tM
rI = rN
Mérési bizonytalanság, hibaterjedés 2. példa – Több, egymást követı háttérmérés, összes beütésszám 1 B = × n
n
∑B i =1
i
1 Var ( B ) = 2 × n rB =
σ
B
B
=
n
1 Var ( B i ) = 2 × ∑ n i =1
B n = B
1 B ×n
∑
B Bi = n
Mérési bizonytalanság, hibaterjedés 2. példa – Több, egymást követı háttérmérés, összes beütésszám Alternatíva: tapasztalati szórás (B − B ) ∑ s = 2
2 B
s B2
rB
i
n −1 (Bi − B )2 ∑ = n × ( n − 1)
s ≈ B = B
2 ( B − B ) ∑ i B i2 − n × B n × ( n − 1) ∑ = B n × ( n − 1) × B
2 2
Mérési bizonytalanság, hibaterjedés 3. Példa - Szorzat- és hányadosfüggvények varianciája : Z = X ×Y ∂Z ∂Z Var ( Z ) ≈ × Var ( X ) + × Var (Y ) ∂X ∂Y 2
2
Alkalmazás a hatásfok bizonytalanságának számítására:
∂η ∂I m
1 A × f
=
∂η = ∂A
I f
∂η ∂fγ
I
=
m
A
γ
×
1 A 2
×
1
γ m
Behelyettesítve a modellbe, és bevezetve a relatív varianciát:
f
γ
2
rη2 = rI2m + rA2 + r f2γ
Mérési bizonytalanság, hibaterjedés 4. Példa – logaritmikus transzformáció:
1 ∂ ln(x) 2 Var(ln(x)) = ×Var( x) = 2 ×Var( x) = rx x ∂x 2
Alkalmazás: kétszer logaritmikus hatásfok – gammaenergia függvény illesztése
Spektrumanalízis alapjai 1. Csúcsterület • Közelítı terület: a ROI tartományában lévı összes beütésszám, levonva más, nagyobb energiájú csúcsok Compton-tartományát: trapézmódszer
yR + yL N ≈ ∑ yi − * ( R − L + 1) 2 i=L R
N: a csúcs területe (= beütésszámok összege), R, L : határcsatornák sorszáma, y-ok a beütésszámok (csatornatartalmak). Összegzéssel csak a különálló csúcsok területe számítható, az átfedések felbontása csak alakfüggvény-illesztéssel oldható meg.
Spektrumanalízis alapjai Ha a „vízszintes” szórás szimmetrikus torzulást okoz a jelkonverzióban, akkor a teljes energia-abszorpció által létrejövı spektrumcsúcsok alakja Gauss-jellegő lesz:
N G(x) = 2π * σ
− ( x −µ ) 2 2 2 σ *e
= y0
− ( x −µ ) 2 2 2 σ *e
σ a Gauss-görbe szórása (az inflexiós pontok közötti szélessége), µ a görbe (csúcs) centruma, x az egyenlet szerint folytonos, a valóságban nyilvánvalóan diszkrét független változó, azaz a sokcsatornás analizátor csatornaszáma, y0 az amplitúdó, N a Gauss-integrál = csúcsterület
Spektrumanalízis alapjai A tényleges csúcsalakok aszimmetrikusak, elsısorban a csúcs baloldalán. Az „alapvonal” – elegendıen „keskeny” csúcs esetében – a csatornaszám lineáris vagy esetleg parabolikus függvényeként közelíthetı: B(x)=a*x+b a detektor-konverziós folyamatok pontos fizikai leírásával más alakzatok (pl. ugrás- vagy lépésfüggvény) is bevezethetık. Ha a csúcsok átfednek, az átfedı csúcsokat közös ROI-ban foglaljuk össze. A spektrumcsúcso(ka)t és az alapvonalat magában foglaló „válaszfüggvény” (response, R) az átfedı Gauss-profilok és a közös alapvonalfüggvény összege:
R (x ) =
∑ G (x ) + B(x ) p
Spektrumanalízis alapjai Az R függvény paraméterei regresszióval határozhatók meg. A regressziós maradvány-négyzetösszeg elıállításához a ROI-nak legalább n=m +1 pontból kell állnia (csúcsonként 3, lineáris alapvonalnál további 2 paraméter m=3×p+2).
χ
2
=
n
∑
i =1
[ yi − Ri ]
σ
2 yi
2
Spektrumanalízis alapjai 2. Csúcskeresés Az illesztés a Gauss-függvény szórását és centrumát illetıen nem linearizálható, így csak a paraméterek elızetes, pontos becslését feltételezı iterációs regresszióval lenne megoldható. Egyszerősíthetı a feladat, ha a két nemlineáris paramétert külön eljárásban, az ún. csúcskeresés során rögzítjük. Az „együttes illesztés” elvileg is megkérdıjelezhetı.
Spektrumanalízis alapjai A csúcs centrumának megfelelı csatornában a Gaussgörbe elsı deriváltja elıjelet vált pozitívból negatívba, a második derivált centrális tartománya (azaz |x-µ|<σ) negatív, a minimum helye a csúcs centruma. A deriváltakat a mért spektrum beütésszámainak felhasználásával, numerikus konvolúcióval elı lehet állítani. G ′( x ) = −
G ′′( x ) =
x−µ σ
2
− ( x −µ ) 2
* y0 * e
(x − µ )2 − σ 2
σ4
2 σ2
− ( x − µ )2 × y 0 × exp 2 2 σ
Kis aktivitások meghatározása Spektrumok feldolgozása • Közvetlen kiértékelés: csúcsok centrumának és intenzitásának meghatározása • Közvetett kiértékelés: a sugárzási energia meghatározása, izotópazonosítás, aktivitás kiszámítása
Közvetlen spektrumkiértékelés • 1. Csúcsterület A csúcs közelítı területe: a ROI (region of interest) tartományában lévı összes beütésszám, kivéve azokat a beütéseket, amelyeket nem az adott gammavonalhoz rendelhetı csúcs okozott. Mivel a csúcsok alatt elsısorban más, nagyobb energiájú csúcsok Compton-tartománya helyezkedik el, ez rövid szakaszon lineáris függvénnyel közelíthetı = trapéz.
Közvetlen spektrumkiértékelés A különálló csúcs nettó területe trapézmódszerrel:
yR + yL N ≈ ∑ yi − * ( R − L + 1) 2 i=L R
L: bal-; R: jobboldali határoló csatorna y: beütésszám (csatornatartalom) σN a hibaterjedés összefüggéseivel becsülhetı
Közvetlen spektrumkiértékelés A csúcs szimmetrikus alakfüggvénye:
G ( x) =
N 2π * σ
×e
− ( x − µ )2 2σ 2
= y0 × e
− ( x − µ )2 2σ 2
σ a Gauss-görbe szórása (az inflexiós pontok közötti szélesség), µ a csúcs centruma, x az egyenlet szerint folytonos, a valóságban diszkrét független változó y0 a csúcs amplitúdója
Közvetlen spektrumkiértékelés Csúcsterület meghatározása alakfüggvény illesztésével az átfedı csúcsokat (p) közös ROI-ban foglaljuk össze. A spektrumcsúcso(ka)t és az alapvonalat (B(x)=a*x+b ) magában foglaló „válaszfüggvény” (response, R) az átfedı Gauss-profilok és a közös alapvonalfüggvény összege:
R(x) = ∑ G(x) + B(x) p
Közvetlen spektrumkiértékelés Csúcsalakfüggvény illesztése regresszióval:
χ
2
=
n
∑
i =1
( yi − Ri )
σ
2
2 yi
Maradványnégyzet-összeg n-3×p-2 minimális szabadsági fokkal (lineáris háttér esetén) n: a ROI-hoz tartozó csatornák száma, p: átfedı csúcsok száma A paraméterek száma csökkenthetı, ha a centrumokat és a csúcsszélességeket külön határozzuk meg. Ekkor lineáris regresszió végezhetı.
Közvetlen spektrumkiértékelés Csúcsterület meghatározása módosított Gauss-függvénnyel közelített aszimmetrikus csúcsalaknál:
Np ≈
right
right
∑y
i =left
× G (i ) ≈ *
0, p
∫
i =left
y 0, p ×G ( x)dx *
Közvetlen spektrumkiértékelés csúcskeresés Centrum helye: 1. derivált zérushelye G′(x) = −
x −µ σ
2
− ( x −µ )2
*
y0 * e
2σ2
Centrum helye: 2. derivált negatív minimuma (x −µ)2 −σ2 G′ (x) = * y0 * e 4 σ
− ( x −µ )2 2σ2
Közvetlen spektrumkiértékelés csúcskeresés „Simítás” (smoothing) – numerikus konvolúció sk = ∑ c × y i k, j i+ j w Alkalmas - A csatornatartalmak „függıleges szórásának” csökkentésére; - A spektrum numerikus deriváltjainak elıállítására - A simított adatok varianciájának számítására
vs k = ∑ c 2 * y i k, j i + j w
Közvetlen spektrumkiértékelés csúcskeresés Csúcskeresés a simított spektrumokból Ha a c-ket szórással nem terhelt konstansoknak tekintjük, akkor a 0. illetve 2. deriváltra alapozott csúcskeresés az egymást követı alábbi értékek maximumának kiválasztásával oldható meg:
s[i] vs[i]
s[ i ] ∑w i × vs [i ] centr = s[ i ] ∑w vs [i ]
Közvetett spektrumkiértékelés Centrum Csúcsterület
Gammaenergia, Izotópazonosítás (csatornaszám/energia kalibrációval)
Intenzitás, aktivitásszámítás az azonosított izotópokra (hatásfok/energia kalibrációval)
Bizonytalanság számítása KÖTELEZİ!
Szignifikancia - kimutathatóság LC=”critical level” az a nettó beütésszám, aminek elérése esetén igazoltnak tekintjük az adott radionuklid jelenlétét a vizsgált mintában. Az LC-re alapozott vizsgálat utólagos (a posteriori) kritériumvizsgálat. Elsıfajú hiba: a mintában nincs jelen a keresett nuklid, mi mégis igazoltnak véljük jelenlétét. LC értékének megfelelı nettó beütésszám regisztrálása esetén legfeljebb α lehet annak a valószínősége, hogy elsıfajú hibát követünk el. Minden α értékhez tartozik a normalizált normális eloszlásból egy kα-érték, amelynél a normalizált normális eloszlás integrálja éppen (1-α) lesz.
Szignifikancia - kimutathatóság Normalizált normális eloszlás: Gausseloszlás N=1, µ=0 és σ=1 helyettesítéssel G n (x) =
kα
1 2π
− ( x −0)2 *e 2
∫ G n (x) = 1 − α
−∞
Ha 1-α = 95 %, akkor kα= 1.645 „95 %-os megbízhatósági szint”
Szignifikancia - kimutathatóság A nukleáris bomlásból származó detektor-válaszjelek mérésénél - akkor, amikor a keresett radioizotóp valójában nincs jelen a mintában - az alapszint (háttér) eloszlásának egyes kimeneteleit mérjük. A mért jelszám S, az alapszint (háttér) B, különbségük, a nettó jelszám várható értéke µ=0. Mivel S≈B, σS≈(B)½ Az alapszint mérési bizonytalansága σB.
N ( µ = 0) = S − B
Szignifikancia - kimutathatóság A kritikus szint, LC definíció-egyenlete :
L C = k α * σ µ = 0 = k α *σ 0 σ0 = σ +σ 2 S
r LC
=
σ L
0 C
2 B
≅
1 ≡ kα
B +σ
ahol
2 B
LC relatív bizonytalansága
Szignifikancia - kimutathatóság LD=”detection level” az a „valódi” jel = nettó beütésszám, amely, ha jelen lenne a mintában, β-nál nem nagyobb valószínőséggel eredményezne LC-nél kisebb, tehát a jelenlét elutasítását maga után vonó mért nettó jelszámot. Az LD-re alapozott vizsgálat megelızı (a priori) kritériumvizsgálat.
Szignifikancia - kimutathatóság Másodfajú hiba: a mintában jelen van a keresett nuklid, mi mégis elvetjük a jelenlétét elismerı hipotézist. Tehát LD detektálása β-nál nem nagyobb valószínőséggel eredményezne másodfajú hibát. A mért nettó beütésszámok eloszlását ábrázoló függvény ordinátáján a µ=LD várható értékő és σ szórású Gausseloszlás integráljának β hányada lesz LCnél kisebb.
Szignifikancia - kimutathatóság LD definíció-egyenlete:
LD = LC + kβ * σLD = k α * σ0 + kβ * σ LD a mért S bruttó beütésszám és a B alapszint különbsége, tehát S = LD + B, és innen:
Var(LD ) = σ = S + σ = LD + B + σ = LD + σ 2
2 B
2 B
2 0
Szignifikancia - kimutathatóság LD általános esetben:
L D = L C + k β * (L D +
L D = 2L C + k
2
2 LC 2 kα
)
A fenti másodfokú egyenletet kα = kβ = k helyettesítéssel megoldva ezt kapjuk:
Szignifikancia - kimutathatóság Mennyi lehet az LD-nyi intenzitás relatív hibája?
rLD =
1 1 2 2k B(1 + ) + k + B(1 + ) n n 1 2 2k B(1 + ) + k n
(Behelyettesítve α=β-t, valamint „n” számú alapszintmérést feltételezve.) Ha n=1 és α = β =5-5%, az alábbi két jellemzı érték adódik: ha B=1, a relatív szórás 42%, ha B=10000, a relatív szórás 31%.
Szignifikancia - kimutathatóság
Szignifikancia - kimutathatóság
Szignifikancia - kimutathatóság Határozzuk meg egy, a spektrumban nem látható radioizotóp kimutatható aktivitását! 1. A várható csúcs centruma és szélessége 2. LC számítása a mért spektrumból („B”-bıl) 3. LD számítása LC-bıl [beütésszám] 4. Átváltás aktivitásra [Bq]
Ellenırzés: az így definiált csúcs generálása a spektrumban, felismerése a csúcskeresı rutinnal. TERVEZİPROGRAM!
ALD
LD tm = fγ ×η ( E )
Természetes sugárterhelés : átlagosan 2 - 3 mSv/év belsı sugárterhelés 65 – 70 % (radon, toron, 40K, 14C) külsı sugárterhelés 30 – 35 % (kozmikus sugárzás, ısi nuklidok γ-sugárzása a talajból, építıanyagokból) továbbá: orvosi eredető sugárterhelés átlagosan 1 mSv/év
222Rn
(Radon) descendants
Rn-222
T= 3.83 d
α (5.49 MeV)
Po-218
T = 3.11 m
α (6.00 MeV)
Pb-214
T= 26.8 m β (500 keV) γ (295 keV ; 352 KeV)
Bi-214
T= 19.9 m β (1400 keV) γ (609 keV ; 1120 keV ; 1765 keV)
Po-214
T= 164 µs
Pb-210
T= 22.0 y …
α (7.69 MeV)
220Rn
(Thoron) descendants
Rn-220
T= 55.6 s
α (6.3 MeV)
Po-216
T = 0.15 s
α (6.77 MeV)
Pb-212
T= 10.6 h
β (570 keV) γ (239 keV)
Bi-212
T= 61 m
β (240 keV) α (6.05 MeV) γ (727 keV)
Po-212
T= 0.3 µs
α (8.78 MeV)
Tl-208
T= 3.1 m β (700 keV) γ (583 keV ; 2614 keV)
64 % 36 %
Hogyan jut a radon a lakótérbe?
Honnan jut radon a lakótérbe?
Radon - szabályozás Hatályos sugárvédelmi rendeletben (16/2000. EüM.): „a természetes forrásoktól származó munkahelyi sugárterhelést szabályos körülmények mellett tartósan fennálló sugárterhelésnek kell tekinteni, amelyre a beavatkozásokkal szemben támasztott követelmények érvényesek. Az ilyen esetekre vonatkozó cselekvési szint 1000 Bq*m-3 radonkoncentráció a levegıben, éves átlagban.” Készülı építıanyag-rendeletben: Az Európai Bizottság ajánlása szerinti ún. aktivitáskoncentrációindex alapján az építıanyag korlátozás nélkül felhasználható lakóépületek beltéri részleteihez, ha az alábbi összefüggés szerinti radioaktivitás-index értéke 1-nél kisebb.
C Ra−226 CTh−232 C K −40 I= + + ≤1 300 200 3000
Radonkoncentrációk A dózissal közvetlen kapcsolatba hozható mennyiség a potenciális alfa-energia-koncentráció (PAEC):
1 MeV PAEC = (N 1 * 13.71 + N 2 * 7.69 + N 3 * 7.69 ) * 3 V m N1: az 1. leányelem (218Po) nuklidjainak száma, N2: a 2. leányelem (214Pb) nuklidjainak száma, N3: a 3. leányelem (214Bi) nuklidjainak száma, V a vizsgált levegı térfogata. Egy 218Po-nuklidból 6.02 + 7.69, összesen 13.71 MeV alfaenergia, egy 214Pb- illetve egy 214Bi-nuklidból 7.69 MeV alfaenergia juthat a szervezetbe.
Radonkoncentrációk Ha a radon-anyaelem (222Rn, „0” index) és leányelemei szekuláris egyensúlyban vannak, akkor aktivitásuk és aktivitás-koncentrációjuk körülbelül azonos. A0≈A1≈A2≈A3
PAEC eq A N = λ
13 .71 7.69 7.69 = c 0 * + + λ2 λ3 λ1 illetve
A c = V
helyettesítéssel
Radonkoncentrációk Egyensúlyi egyenérték koncentráció (EEC [Bq/m3]) = az adott keverék által a légutaknak okozott egyenérték dózissal arányos összes (potenciális) alfa-energia ugyanakkora, mint egy fiktív egyensúlyi keveréknek tulajdonítható PAECeq
PAEC EEC = × c0 = PAEC eq
c1 ×
13 . 71
λ1
+ c2 ×
13 . 71
λ1
+
7 . 69
λ2
7 . 69
λ2
+
+ c3 × 7 . 69
λ3
7 . 69
λ3
Radonkoncentrációk EEC = c1 × 0.105 + c2 × 0.516 + c3 × 0.379 ∧
EEC f = c0
Effektív egyensúlyi tényezı Tapasztalati értékek: Szabadban 0.8 --- 1 Zárt térben 0.4 --- 0.7
Átszámítás effektív dózisra: 20 --- 60 Bq/m3 ► 1 mSv/év
Radon meghatározása Gázkoncentráció mérése: nyomdetektor, aktív és passzív mérıkamrák detektor: átáramlásos ionkamra, Lucascella (ZnS(Ag) szcintillátor) 222Rn mérése vízben: folyadékszcintilláció/extrakció 222Rn-leányelemek mérése: Tsivoglu-módszer alfa- és gamma-spektrometria
Radon meghatározása Tsivoglu-módszer: elektrosztatikus leválasztás, bomlásgörbe meghatározása összes alfaintenzitás mérésével
dN 1 c1 × V& × η f = − λ1 * N1 λ1 dt •
dN 2 c2 × V ×η f = − λ2 × N 2 + λ1 × N1 dt λ2
Az 1. leányelem (218Po) nuklidjainak száma a szőrı felületén
A 2. leányelem (214Pb) nuklidjainak száma a szőrı felületén
Radon meghatározása Tsivoglu-módszer A „győjtés” diff. egyenleteinek megoldása a mintavétel végpontjára: A1m, A2m, A3m
∑Iα (5) =η × (A × f (t = 5) +A × f (t = 5) + A × f (t = 5)) ∑Iα (15) = η × (A × f (t = 15) +A × f (t = 15) + A × f (t = 15)) ∑Iα (30) =η × (A × f (t = 30) +A × f (t = 30) + A × f (t = 30)) m
1m
1
2m
2
3m
m
1m
1
2m
2
m
1m
1
2m
2
3
3m
3m
3
3
Az intenzitásokat mérjük, az idıfüggések kiszámíthatók – 3 egyenlet 3 ismeretlennel, megoldható. „Modern” megoldás: regresszióanalízis.
n
χ =∑ 2
i =1
(∑ I α ,i − Ri )
σ
2 Iα ,i
2
Radon meghatározása Tsivoglu-módszer hibái: Nem vizsgálja a 220Rn-t; Azonos hatásfokot feltételez az Eα-kra; Nem veszi figyelembe a bomlást a mérési ciklusok alatt. tm
N = η m × ∫ A(t )dt 0
1 − exp( − λ t m ) N I = = η * A0 * = I0 * fm tm λtm
Radon meghatározása Radon EEC mérése aeroszolszőréssel: Környezeti monitorozás részeként is megvalósítható. Mintavétel számítási egyenlete: ld. Tsivoglu Mérés: folyamatos és szakaszos módszerrel Detektálás: alfa- és/vagy gamma-spektrometria 222Rn: 1. és 3. leányelem – 2. és 3. leányelem 220Rn: 1 és 3. leányelem – 2., 3. és 4. leányelem
Környezeti monitorozás Általános és „early warning” módszerek Dózisteljesítmény-mérés ►►EW Levegı radioaktivitásának mérése ►►EW Nedves és száraz kihullás mérése Vízaktivitás-mérés Talaj- és növényminták mérése Állati minták mérése
Dózisteljesítmény-mérés Gamma-dózisteljesítmény szabadtéren
EARLY WARNING SYSTEMS – long-term response of an environmental dose rate monitor dose rate [nSvh]
The long-term record shows three effects on the dose rate at a certain location: • local effects (emission), • rapid environmental effects (migration of contaminants), • slow (seasonal) changes.
EARLY WARNING SYSTEMS – local effects Dose rate [nSvh]
Manipulation with freshly made radiation sources can be observed in the close proximity of a research reactor. In this case 24Na sources were produced and kept at a temporary storage box.
EARLY WARNING SYSTEMS – precipitation peaks Dose rate [nSvh]
Rain or snow regularly washes out the dust (aerosol) content of air onto the ground surface. This „enrichment” of 222Rn and 220Rn-descendants is characterised by the decay rate of these isotopes. However, similar profiles can be obtained from migrating contaminated clouds („puffs”) as well.
EARLY WARNING SYSTEMS – AMS-02
• • • • • •
The evaluation software of the AMS-02 stations performs the following tasks: Data acquisition from the detectors; Evaluation of nuclear spectroscopic data in order to identify radioactivity of artificial origin over a varying natural “baseline”; Regular re-calibration of the detectors (gain setting); Control of the electro-mechanical units of the station (manipulator, air pump, filter fixing unit etc.) ; Data transfer from the additional meteorological equipment and external dose rate meter; Communication with the central computer.
EARLY WARNING SYSTEMS – AMS-02 Measurement program defaults - Sampling cycle: 24 hours - normal mode, 1 hour - offnormal mode - Measurement cycle with evaluation: 5 minutes - Warning/alarm message: after 3/1 consecutive cycles if thresholds for non-natural radioactivity are exceeded. • • • •
Reported analysis results The Equivalent Equilibrium Concentration (EEC) of 222Rn and 220Rn progeny of the sampled atmosphere [Bq/m3]; If threshold is exceeded, quality and concentration of artificial radioactivity - range between minimum and maximum [Bq/m3]; If threshold is exceeded, quality and concentration of molecular and/or organic radioiodine - range between minimum and maximum [Bq/m3]; The latter two data are substituted with the respective “Limit of Detection” values if presence of artificial radioactivity has not been certified.
Aeroszolmintavétel és mérés Kiviteli alak: állószőrı vagy mozgószőrı, 1 vagy több sugárzásdetektorral (α- és β-spektrum, γ-spektrum) Mérési mód: a mintavétellel együtt vagy azt követıen; tagolt vagy folyamatos mérési ciklusban. Kiértékelés: mesterséges eredető szennyezés, radon (toron) EEC - LD vagy cA [Bq/m3] Háttér és alapszint: külsı „gamma-dózistér”, illetve Rn-222 és Rn-220 leányelemek – mindkettı változik a mérés alatt!
Állószőrıs monitorozó berendezés
Állószőrıs monitorozó berendezés AMS-02 számítógéppel vezérelt manipulátor a szőrık rendezéséhez
Mintavétel és mérés számítási egyenletei Az „elsı leányelem” győjtése és fogyása a szőrı felszínén:
dN i ci × V& × η f = − λi × N i λi dt
ci: aktivitáskoncentráció a levegıben ηf: szőrési hatásfok : pumpasebesség [m3/s]
V&
Megoldás: integráló tag bevezetésével
dN i c i * V& ( + λ i N i ) * exp( λ i t ) = * exp( λ i t ) dt λi
Mintavétel és mérés számítási egyenletei Integrálás, peremfeltétel: ha t=0, N=0 t
∫ d (N
i
* exp(λi t )dt =
0
Ni =
c i * V&
λi
2
ci * V&
λi
* [1 − exp( − λ i t )]
t
* ∫ exp(λi t )dt 0
„Pillanatnyi” vagy „átlagos” koncentráció számításához ci változását vagy állandóságát kell feltételezni.
EARLY WARNING SYSTEMS – AMS-02 – detector response to gamma lines Basic equation for activity build-up on filter surface (Im = measured intensity [cps])
Im =
ηγ * fγ tLIVE
tTRUE
*
∫ 0
−
tLIVE *V * (1 − e )dt * λ tTRUE
C
.
−λt
ηγ: efficiency for the gamma line of the given isotope, fγ: gamma abundance of the .
given gamma line, tLIVE: live time, tTRUE: true time, λ: decay constant, V : volume rate of pump. −
After integration and solving for C , mean activity concentration during sampling cycle [Bq/m3] −
Im 1 C= * * ηγ * fγ V
λ * tTRUE
1 − e−λ*tTRUE 1− λ * tTRUE
EARLY WARNING SYSTEMS – PIPS detector response of AMS-02 aerosol filter for 222Rn-descendants (alpha-beta spectrum)
EARLY WARNING SYSTEMS – PIPS detector response of AMS-02 aerosol filter for 220Rn-descendants (alpha-beta spectrum)
Levegımonitorozás – mérés és kiértékelés Gamma- és alfa/béta-spektrum felvétele
Levegımonitorozás – mérés és kiértékelés Folyamatos mérési ciklus –HP Ge detektor
Levegımonitorozás Radon EEC mérési eredmények
Levegımonitorozás Aeroszolgenerátorral kapott pillanatnyi és folyamatos kiértékelés eredményei
Egésztestszámlálás Inkorporált radioaktivitás meghatározása = kiterjedt sugárforrásból származó gammaintenzitás mérése NaI(Tl) szcintillációs detektor Hatásfokkalibráció: „etalon”-sugárforrás = fantom Problémák: egyenetlen eloszlás a szervezetben, sőrőségkülönbségek, háttér (blank) mérése
Dózisszámítás inkorporált aktivitásból Példa: Püspökszilágyi hulladéktároló „átcsomagolási” projektje során megbontott medencék és csomagok tríciumtartalma által okozott dózis becslése számítással, a mérési eredmények alapján.
Munkavégzés tríciumos levegıben • A leltár szerint 1013 Bq nagyságrendő tríciumot temettek el az A11-es medencébe. • A medence levegıjében a pára tríciumaktivitáskoncentrációja 400–900 kBq/l. • Munkavállalónként 40-50 munkanap (krónikus inkorporáció) • A résztvevık tríciumtól származó dózisának meghatározása szükséges.
A vizsgálatok menete • Vizeletminták győjtése (2007. május és december) • A vizeletminták tríciumaktivitáskoncentrációjának meghatározása (azeotróp desztilláció és LSC, OSSKI) • Dózisbecslés (a krónikus-akut konverzió elvégzése egy roppant egyszerő anyagcseremodell segítségével, BME NTI)
Egy egyszerő modell (1) • A trícium HTO, azaz gız vagy víz formájában van jelen • Minden munkanapon ugyanannyi trícium inkorporálódik, az egyszerőség kedvéért az is pillanatszerően • A trícium biológiai felezési ideje 9,7 nap (D. M. Hamby, Health Physics, 77 (1999) 291-297.)
• Vizelettel napi 1500 ml víz ürül ki, ez a teljes vízleadás 40%-a (izzadtsággal egy kicsit kevesebb, kilégzéssel és széklettel a többi)
A modell (2): egyszeri (akut) felvétel
(
Aü = A0 × e
− λ ×t
−e
− λ ×( t +1)
)
• Aü: a vizsgálat napján kiürülı aktivitás • A0: a vizsgálat elıtt t nappal felvett aktivitás
ln 2 λ= TB
A modell (3): „folyamatos” (krónikus) felvétel n
(
Aö = A0 × ∑ e i =0
− λ ×i
−e
− λ ×( i +1)
)= A × s 0
n
• Aö: a vizsgálat napján kiürülı aktivitás • A0: a naponta felvett aktivitás • n: a tríciumfelvételes napok száma
0,40 ⋅ Aö = c ⋅ Q • c: a trícium aktivitáskoncentrációja a vizeletben [ezt tudjuk a mérésbıl] • Q: a vizelet napi mennyisége
munkanap eltelt idı[nap] lebomlás lebomlás +1 nap összes mért hányad 2007. okt. 24. 54 0,0237 0,0221 0,0016 2007. okt. 25. 53 0,0254 0,0237 0,0017 2007. okt. 26. 52 0,0272 0,0254 0,0018 2007. okt. 29. 49 0,0335 0,0313 0,0022 2007. okt. 30. 48 0,0359 0,0335 0,0024 2007. okt. 31. 47 0,0385 0,0359 0,0026 2007. nov. 5. 42 0,0544 0,0508 0,0036 2007. nov. 6. 41 0,0583 0,0544 0,0039 2007. nov. 7. 40 0,0625 0,0583 0,0042 2007. nov. 8. 39 0,0670 0,0625 0,0045 2007. nov. 9. 38 0,0718 0,0670 0,0048 2007. nov. 13. 34 0,0948 0,0884 0,0063 2007. nov. 14. 33 0,1016 0,0948 0,0068 2007. nov. 15. 32 0,1089 0,1016 0,0073 2007. nov. 16. 31 0,1167 0,1089 0,0078 2007. nov. 19. 28 0,1436 0,1340 0,0096 2007. nov. 20. 27 0,1540 0,1436 0,0103 2007. nov. 21. 26 0,1650 0,1540 0,0110 2007. nov. 22. 25 0,1768 0,1650 0,0118 2007. nov. 23. 24 0,1895 0,1768 0,0127 2007. nov. 28. 19 0,2680 0,2501 0,0179 2007. nov. 29. 18 0,2873 0,2680 0,0192 2007. nov. 30. 17 0,3079 0,2873 0,0206 2007. dec. 3. 14 0,3790 0,3536 0,0254 2007. dec. 4. 13 0,4062 0,3790 0,0272 2007. dec. 5. 12 0,4354 0,4062 0,0291 2007. dec. 6. 11 0,4666 0,4354 0,0312 2007. dec. 10. 7 0,6156 0,5744 0,0412 2007. dec. 11. 6 0,6598 0,6156 0,0442 2007. dec. 12. 5 0,7072 0,6598 0,0473 2007. dec. 13. 4 0,7579 0,7072 0,0507 2007. dec. 17. 7,0401 6,5688 0,4714 0,4714 c[Bq/L] Q[L/nap] napok száma bevitt Bq/nap DCF[Sv/Bq] Összes dózis[Sv] 89 1,5 31 283,2 2,20E-11 4,83E-07
Egy konkrét számítás
Eredmények (2007) Vizsgált személy
HE [µSv] 1. mérés 5.2
HE [µSv] 2. mérés 1,30
HE [µSv] összesen 6,5
n.a.
0,832
0,832
0.3
n.a
0.3
0.6
0,656
1.3
n.a
1,80
1,80
n.a.
1,16
1,16
17
0,447
17
7.1
1,44
8,5
n. a.
0,229
0,229
Kiviteli terv: az A11 medence ürítésére 364 µSv, az A12 medence ürítésére 22,6 µSv.
A modell érzékenységének vizsgálata 3 forgatókönyv a tríciumfelvétel idıtartamára:
Vizsgált
3
H konc. 3
személy [Bq/dm ]
Szórás
HE [µSv] HE [µSv] HE [µSv]
[%]
(a) eset
(b) eset
(c) eset
253,3
6,7
0,439
2,09
148
164,1
9,9
0,231
1,1
78
127
n. a.
0,22
1,05
74,3
IX.17.-XII.14.
351,8
6,2
0,61
2,91
206
(c): IX.17-21.
241
n. a.
0,418
1,99
141
89
n. a.
0,154
0,735
52,1
279,9
7,9
0,485
2,31
164
44,5
22,2
0,0627
0,299
21,1
(a): XII.10-14. (b):
A többi paraméterrel (Q, DCF, c) a dózis nyilván egyenesen arányos.
Dózisszámítás inkorporált aktivitásból Bemenı adatok és excel worksheet-en számított eredmények:
