Doktori munka
Solymosi József: NUKLEÁRIS KÖRNYEZETELLENŐRZŐ MÉRŐRENDSZEREK — Alkotás leírása —
Budapest, 1990.
2
KÖSZÖNETNYILVÁNÍTÁS
A doktori munka célja az egyéni eredmény bemutatása. Feltétlenül hangsúlyoznom kell azonban, hogy eredményeim csakis egy alkotó kollektíva részeredményeként kezelhetők. Egyedül nem lettem volna képes az ötlettől az ipari alkalmazásig végigvinni a leírásban bemutatott alkotásokat. Eredményeimben osztozom mindazokkal, akik részt vállaltak a megvalósításban. Köszönetemet fejezem ki a Budapesti Műszaki Egyetem Fizikai Kémiai Tanszék, közelebbről a radiokémiai laboratórium munkatársainak, továbbá a GAMMA Művek fejlesztő gárdájának — kollégáimnak, barátaimnak. Ám a névszerinti hosszú felsorolástól most el kell tekintenem. Őszinte köszönetemet fejezem ki a munkámhoz nyújtott segítségért és baráti támogatásért tanszékvezetőmnek, Nagy Lajos György professzor úrnak, a kémiai tudomány doktorának és Erdős József mérnök ezredes bajtársnak. Köszönöm családom megértő türelmét.
3
TARTALOMJEGYZÉK Oldal
BEVEZETÉS
4
1.
KORMEGHATÁROZÁS
6
1.1. Előzmények 1.2. Eredmények
6 7
1.2.1. Kormeghatározás a belső sugárterhelés értékeléséhez 1.2.2. Kormeghatározás a külső sugárterhelés értékeléséhez 2.
3.
8 9
A FELÜLETI SZENNYEZETTSÉG ÉS A RADIOAKTIV KONCENTRÁCIÓ MÉRÉSE 13 2.1. Előzmények 2.2. Eredmények
13 13
ENERGIAKOMPENZÁCIÓS MEGOLDÁSOK
15
3.1. Előzmények 3.2. Eredmények
15 15
ÖSSZEFOGLALÁS
20
4
BEVEZETÉS A doktori munka tárgya a — főként nukleárisbaleset-elhárítási feladatok megoldására szolgáló — nukleáris környezetellenőrző mérőrendszerek témakörében megvalósított saját alkotások bemutatása. Nukleáris mérőrendszer alatt a sugárforrás plusz mérőeszköz, továbbá a mérési geometria által determinált zárt rendszert értem. Egy ilyen rendszer értelemszerűen magába foglalja az alkalmazott mérési eljárást, a mérőrendszer saját kalibrációját és az adatfeldolgozó egységet is. A nukleáris veszélyhelyzetet a Minisztertanács 135/1989. (XII.22.)MT sz. rendelete (az Országos Nukleárisbaleset-elhárítási Rendszer létrehozásáról) úgy definiálja, mint „a nukleáris létesítmények, valamint a radioaktív anyagokat alkalmazó és tároló létesítmények üzembehelyezése, üzemeltetése, vagy az üzemeltetés megszüntetése során bekövetkező balesetből, továbbá erőszakos behatásokból származó” eseményt. A rendelet azonban természeténél fogva nem tér ki a veszélyhelyzet határértékének rögzítésére. Csernobil után pár évvel nyilván nem kétséges, hogy a nukleáris-baleset következtében kialakuló veszélyhelyzet alsó határát minden esetben a háttérsugárzási szinttől tapasztalt szignifikáns eltérésben kell megjelölni. Ezért voltam 1986-ban magam is egyik kezdeményezője annak, hogy ne kezeljük egymástól teljesen elkülönítve a nukleárisbalesetelhárítás és a katonai sugárvédelem feladatait. Ennek a gondolatnak a jegyében született az „egységes nukleáris környezetvédelmi rendszer” kialakítására, ezen belül az új sugárzásmérő eszközcsalád fejlesztésére akkor tett átfogó javaslat /69/. A doktori munkában a nukleáris környezetvédelem egységes eljárás- és eszköztárának kialakítására irányuló erőfeszítésem eddigi kézzelfogható eredményeként az általam kidolgozott azon mérőrendszereket mutatom be, amelyek a gyakorlatban megvalósultak. A leírásban ezeket a megoldásokat az alábbi, szerves egységet alkotó témakörökbe foglaltam össze: •
A hasadási termékek kormeghatározása;
•
A felületi szennyezettség és a radioaktív koncentráció mérése;
•
Energiakompenzációs megoldások.
5
Az eljárások kidolgozása során mindvégig törekedtem az alábbi legfontosabb szempontok betartására: •
Az in situ mérési lehetőség megteremtése;
•
Kiértékeléssel előállított eredmények kijelzése mindenkor a törvényesen elfogadott mértékegységben;
•
Az eljárás viszonylagos egyszerűsége.
A viszonylagos egyszerűség alatt azt értem, hogy — bár az eljárásaim esetenként a szokásosnál bonyolultabbnak tűnhetnek — a korszerű, olcsó mikroprocesszorok lehetővé teszik azok gyakorlati kivitelezését akár kézi műszerben is. Eredményeim mérőszámaként említhető a 91 publikáció, közöttük talán első helyen az a 10 találmány, illetve éppen 10 kutatási jelentés, amelyek a jelen alkotás leírása közvetlen alapját képezik. A leíráshoz ezeket különlenyomatban csatoltam. Az alkotás hasznosítása ugyancsak jellemezhető számszerűen. Találmányaim alapján háromféle műszertípust már sorozatban gyártanak. A GAMMA Művek 1984-től mintegy 2000 db ilyen műszert forgalmazott, összesen kb. 110 MFt értékben. A BME Fizikai Kémiai Tanszéken ugyanezen találmányaimat 10 kutatási megbízásban realizáltuk mintegy 17 MFt értékben. A leírásban egységes szerkezetbe foglalva mutatom be azon alkotásaimat, amelyek azt hivatottak tanúsítani, hogy a tudományágban egy átfogó, jelentős feladat megoldására vállalkoztam.
6
1. KORMEGHATÁROZÁS A kormeghatározás életem első, igazi nagy szerelme a nukleáris méréstechnikában, melyre immáron meglett férfi fejjel is mindig nagy örömmel gondolok vissza. Megajándékozott mindazzal, amiről kutató ember egyáltalán álmodhat: az alkotás kínkeserves gyötrelmével, de a beteljesülés boldogságával is. A legfontosabb pedig mindenek között, ami személyes élettapasztalatként rakódott le bennem, hogy — a gondos előkészítést és tudatos megtervezést követően — az ember kitartó szorgalommal szinte minden magaslatot képes meghódítani. (Persze ehhez a magaslatot is jól kell megválasztani.) Hálás vagyok a sorsnak a bizonyítási LEHETŐSÉGért.
1.1.
Előzmények A hasadási termékek kora alatt definíciószerűen a maghasadástól eltelt időt kell érteni.
Amint azonban a jelenség fizikai tartalmát kezdjük vizsgálni, nyomban kiderül, hogy a fenti értelmezés még első közelítésben is legfeljebb csak fedőnévnek fogadható el. Miről is van szó tulajdonképpen? Ismeretes, hogy az atomrobbanás radioaktív termékei aktivitásának túlnyomó hányadát a hasadási termékek alkotják. A hasadási termékek ionizáló sugárzásának biológiai veszélyességét a külső és belső sugárterhelés szempontjából vizsgálhatjuk. A mérőszám mindkettőnél az elnyelt dózis, pontosabban a dózisegyenérték. Nyilvánvaló, hogy a dózisértékelést az aktivitás és a felezési idő alapján kellene végezni. Csakhogy a hasadási termékek összaktivitása nem a szokásos exponenciális törvényserűség szerint csökken. A hasadási termékek aktivitáscsökkenését a Way K. és Wigner E. /Phys.Rev. 73, 1318, 1948/ empirikus egyenlet írja le:
Ai = Ao (
ti ) to
− n
(1)
7
ahol: Ao — a kezdeti aktivitás (általában az első óra végén) Ai — az aktivitás aktuális értéke ti — a robbanástól eltelt idő („kor”) to — az idő kezdeti, vonatkoztatási értéke (to = 1 óra) n — empirikus kitevő. A katonai sugárvédelem dózisértékelési módszereinek alapját is az (1) egyenlet képezi, n = 1,2 átlagosnak elfogadott állandó hatványkitevő értékkel. Amellett, hogy az egyenlet helytállóságát saját vizsgálataim is igazolták, az a tény sem hallgatható el, hogy az n empirikus kitevő értéke — a hasadási körülmények változatossága folytán — széles határok között ingadozhat. Az ide vonatkozó irodalom ezt az intervallumot 0,8 és 1,7 közé teszi. A hatványkitevő értékét alapvetően megszabja a kumulatív hasadási hozamok által determinált hasadási termék kezdeti összetétel, továbbá módosíthatja azt a kémiai szeparáció, melynek itt alkalmazott elnevezése frakcionálódás. Ezek után megállapítható, hogy a kor fogalmának és az n=1,2 empirikus kitevő értékének a katonai sugárvédelemben korábban bevezetett használata az egyszerűsítési törekvés eredménye, amely viszont csak is egy adott hasadóanyagféleségből meghatározott körülmények között keletkezett, szabványosnak tekintett összetételű hasadási termékek elegyére érvényes, de a gyakorlatban semmi másra nem helytálló. Egy ilyen átlagos összetételű „etalon” termék vészesen emlékeztet a statisztikában használatos „átlagember” fogalmára, amelyről ugyancsak nyilvánvaló, hogy a valóságban soha sem létezett. Mivel azonban a katonai sugárhelyzet értékelő eljárások a kor fogalmával operálnak, ezért kandidátusi értekezésemben megkíséreltem „összeházasítani” a fizikai szemléletet a katonai sugárvédelemben használatos (adminisztratív) gyakorlattal. A kor fogalmát ott a következőképpen fogalmaztam meg (látszatra talán kissé „fából vaskarikát” módra): a koron az elnyelt dózis értékelése szempontjából azt értjük, hogy a vizsgált fallout izotóp összetétele, aktivitás, illetve dózisteljesítmény-csökkenési sebessége, az „etalon” termék milyen idős korában egyezik meg ez utóbbi ugyanazon paraméteré(ei)vel. 1.2.
Eredmények A kormeghatározásra kidolgozott találmány /39/ alapján a GAMMA Műveknél
sorozatgyártásra került a SZÉM-1 típusú sugárszennyezettség és életkor mérőműszer, továbbá az SVJ-1 és SVJ-2 típusú sugárveszély fokozatjelző műszer. A műszerek esetében
8
további vizsgálatokkal egyértelművé tettem a helyes mérési tartomány eldöntését, valamint kiterjesztettem az alkalmazás peremfeltételeit /1, 4, 59, 61/. Ezen túlmenően a külső sugárterhelés értékelésére merőben új, általános érvényű eljárást dolgoztam ki, amely az eltérő időből származó és ismeretlen arányban keveredett termékek értékelésére is alkalmas /44, 57/. 1.2.1. Kormeghatározás a belső sugárterhelés értékeléséhez A) A méréshatár egyértelműsítése Az
eltérő
energia-intervallumban
mért
beütésszámok
általam
bevezetett
hányadosfüggvénye rendkívül leegyszerűsíti a hasadási termékek kormeghatározását, mert csupán egyetlen időpontban kell mérést végezni. Hátránya viszont, hogy a görbe a 100.óra környezetében maximummal rendelkezik. Így külön gond a helyes mérési tartomány kiválasztása, amely kezdetben a hányadosfüggvények eltérő meredeksége alapján történt /1, 4/. Ez meglehetősen nehézkesen (bonyolultan) kezelhető műszert eredményezett volna. Ezért a tiszta gamma jelszámok mellett megvizsgáltam a (béta+gamma) integrális „spektrum” együttes változását az időben. Az eredményt jól szemlélteti az 1. ábra.
A (β+γ) és a tiszta γ jelszámok hányadosainak változása az időben 1. ábra
9
Az ábrából egyértelműen kitűnik, hogy az I. mérési tartományban a tiszta gamma, illetve a (béta+gamma) csatorna hányadosfüggvényei jelentős eltérést mutatnak, míg a II. tartományban mindkét csatorna hányadosfüggvénye gyakorlatilag együttfut. Így ennek alapján egyértelműen kiválasztható a helyes mérési tartomány.
B) Peremfeltételek A peremfeltételek közül különösen a mérési geometria változásának hatását vizsgáltam a kormérés eredményére, amely az alábbiakban összegezhető /59/: •
A mért kor érték nem változik szignifikánsan, ha a detektor és a minta távolsága 0 és 100 mm között váltakozik;
•
A minta térfogata 30-200 cm3 között szintén szabadon változtatható.
C) Általánosítás A kor meghatározására kidolgozott eljárásomat a továbbiakban általánosítottam. Az általánosítás során kísérleti mérésekkel ellenőriztem és igazoltam az eljárás érvényességét /1, 4, 44, 64/: •
A gyakorlatban szóba jöhető, illetve nálunk hozzáférhető hasadóanyagokra /238U, 235
•
U, 239Pu/;
A fontosabb energiaszelektív sugárzásdetektorokra (Si/Li, NaI(T1), plasztik szcintillátor).
1.2.2. Kormeghatározás a külső sugárterhelés értékeléséhez A külső sugárterhelés előrejelzéséhez a Way-Wigner (1) egyenletben az n empirikus kitevő értékét korábban /39/ magam is ismertnek és állandó értékűnek (n = 1, 2) fogadtam el.
10
Ily módon a Pi dózisteljesítmény aktuális értékének legalább két mért adatából és a két mérés között eltelt T időből határoztam meg a ti életkort. A megoldás előnye az egyszerűsége, hátránya viszont, hogy a kormérés bizonytalansága alapvetően a Pi dózisteljesítménynek az értékeléshez felhasznált két szélső értéke hibájától függött, a közbenső mérési adatok viszont elvesztek. Nem elhanyagolható szempont, hogy a Way-Wigner (1) egyenlet az n empirikus hatványkitevőnek csupán egyetlen rögzített értékével képes a hasadási termékek aktivitáscsökkentését figyelembe venni. Nyilvánvaló viszont, hogy n értéke jelentősen eltérhet az ismertnek és állandónak elfogadottól. Általános esetben tehát általános érvényű eljárásra van szükség. További vizsgálataim ezért az (1) egyenlet n empirikus hatványkitevőjének és vele együtt a t életkor összetartozó értékének együttes meghatározására irányultak. A különféle hasadási termékek, mint modellanyagok tartós vizsgálata alapján kialakított eljárásom /44/ lényegét a 2. ábra segítségével ismertetem.
A hasadványok dózisteljesítmény-csökkenése eltérő energiadiszkriminációs küszöb fölött mérve 2. ábra Az ábrán bemutatott görbesereget oly módon kaptuk, hogy különböző di energiadiszkriminációs küszöbérték beállítások mellett mértük a hasadási termékek dózisteljesítményének a változását a maghasadástól eltelt idő függvényében. A vizsgálat során az eltérő hasadási termékek dózisteljesítmény-csökkenésére az ábrán bemutatott jellegű
11
görbesereget kaptuk. Az ábrán az egyes görbék meredekségének jellemzésére az (1) WayWigner egyenlet ni empirikus kitevőjének aktuális értékeit tüntettük fel. Az ábra alapján kitűnik, hogy az energiadiszkriminációs küszöbszint egy bizonyos, kitüntetett értékénél az egyes hasadási termékek dózisteljesítmény-csökkenési sebessége az idővel állandó, stabil értékű n empirikus hatványkitevővel jellemezhető, amelyet adott esetben optimálisnak kell tekinteni. Ha a vizsgálandó j-edik hasadási terméktípusra kiválasztottuk az energiaküszöb ezen kitüntetett értékét, akkor ennél a beállításnál folyamatosan mérve az elnyelt dózisteljesítményt és kétféle matematikai módszer, a fokozatos közelítés (iteráció) és valamilyen alkalmasan megválasztott görbeillesztési eljárás, pl. a legkisebb négyzetek módszere együttes alkalmazásával az első iterációs ciklusban görbeillesztéssel meghatározzuk az (1) egyenlet életkor paraméterének aktuális értékét, majd ezt fogadva el valódiként, ebből képezzük görbeillesztéssel ugyancsak az elnyelt dózisteljesítmény mérési adatok alapján az empirikus hatványkitevő első aktuális értékét. Ezt követően — a ciklusokat ismételve — vizsgáljuk, hogy az (m-1)-edik és az m-edik ciklusban kapott t életkor és az n empirikus kitevők relatív változásának abszolút értéke kisebb vagy nagyobb az általunk megadott, a közelítés pontosságára jellemző értéknél:
t m , j − t m −1, j t m , j + t m −1, j 2
≤ K t , illetve
n m , j − nm −1, j n m , j + nm −1, j
≤ Kn
2
Az egyenlőtlenség(ek) nem teljesülése estén visszatérünk az újabb két görbeillesztést tartalmazó iterációs ciklushoz, míg azok teljesülésekor a tm életkor és nm empirikus kitevő így meghatározott aktuális értékeit valódiként fogadva el, a továbbiakban ismert módon meghatározható az elnyelt dózis várható értéke, illetve az egyéb származtatott dozimetriai jellemzők. Amellett, hogy az itt bemutatott eljárás bármilyen típusú hasadó anyagból származó, ismeretlen összetételű hasadási termék értékelésére alkalmas, könnyen belátható annak további felülmúlhatatlan előnye is. Nevezetesen, hogy az a több helyről és különböző időből származó, ismeretlen arányban keveredett termékek értékelésére egyaránt alkalmas. Az eljárás megvalósítására szolgáló műszer kidolgozása során túljutottunk az elektromos rendszerterven /57/, sajnos azonban — az ismert gazdasági gondok miatt — az eszköz még nem jutott el a sorozatgyártásig. Az ott kidolgozott algoritmus és szoftver viszont
12
már most eredményesen felhasználható a telepített sugárzásmérő állomások adatainak folyamatos feldolgozásához és a sugárhelyzet értékeléséhez, pl. a Nukleárisbaleset-elhárítási Kormánybizottság Titkárságán, vagy a Sugárhelyzet Értékelő és Tájékoztató Főközpontban.
13
2. A FELÜLETI SZENNYEZETTSÉG ÉS A RADIOAKTÍV KONCENTRÁCIÓ MÉRÉSE 2.1.
Előzmények A felületi szennyezettség, illetve radioaktív koncentráció mérésének alapvető
problémája, hogy egy adott mérőrendszerben a számlálási hatásfok igen erősen függ a vizsgálat tárgyát képező bétasugárzó radioizotóp maximális energiájától. Ezért az ismert megoldások ismeretlen szennyező esetén nem képesek közvetlen kapcsolat létesítésére a mért beütésszám és az egységnyi felületre, vagy tömegre jutó aktivitás között. A standard mérési körülmények rögzítésekor a preparátum önabszorciójának kiküszöbölésére, illetve jól determinált korrekciós faktor kialakítására törekedtem. Ennek megfelelően a felületi szennyezettséget „végtelen vékony” (kvázi önabszorciómentes) rétegben mértem, míg a radioaktív koncentrációt „végtelen vastag” preparátumban, az Io / µd ismert kifejezéssel jellemezhető önabszorciós faktor határértékkel.
2.2.
Eredmények Az ismeretlen izotópokkal kontaminált felületek szennyeződésének meghatározására
szolgáló eljárásom /40/ alapja az a felismerés, hogy amennyiben a különböző energiaintervallumokban mért integrális beütésszámokat az adott radioizotóp saját maximális béta-energiájának megfelelő teljes intervallumban mérhető össz-beütésszámra normálva ábrázoljuk, akkor az így kapott görbeseregről — a vizsgált izotóp energiájának ismerete nélkül is — közvetlenül leolvasható az aktuális számlálási hatásfok. A felületi szennyeződés mérésére szolgáló eljárás jellemzője tehát, hogy egy energiaszelektív sugárzásdetektorral standard geometriai elrendezésben legalább két, alkalmasan
megválasztott
energiaintervallumban
megmérjük
az
adott
energiaintervallumokhoz (0, 1, …m, …n) tartozó jelszámokat (N0, N1, …Nm,…Nn), majd az utóbbiakat rendre formáljuk a maximális béta-energiához tartozó beütésszámra (N0).
14
A számlálási hatásfok meghatározása 3. ábra A normált értékekhez (Nm/N0) hozzárendelve a megfelelő teljes számlálási hatásfokot (ηi,m), megkapjuk az ismeretlen felületi szennyeződés mérése során alkalmazásra kerülő kalibrációs görbesereget (3. ábra). Az ábra szerint nyilvánvaló, hogy a legalább két energiaintervallumban mért beütésszámok hányadosa alapján a kalibrációs görbékről egyszerűen leolvasható az η számlálási hatásfok, majd számolható a felületi szennyezettség. A radioaktív koncentráció mérésére általam kialakított eljárás a fentiekhez teljesen hasonló elven „működik”, ezért annak bővebb ismertetésétől hely hiányában el kell tekintenem. A leírás a függelékben teljes terjedelmében megtalálható /F4/. Kiemelést érdemel viszont az eljárás azon fontos tulajdonsága, hogy az a (0,8-1,9) 3
g/cm sűrűség tartományban tömegmérés nélkül szolgáltatja a radioaktív koncentráció értékét a törvényes Bq/g mértékegységben. Mindkét eljárás gyakorlati hasznosításra került az IH-90 (BNS-90) típusú sugárszennyezettség-mérő célműszerben.
műszerben,
továbbá
néhány
programozott
laboratóriumi
15
3.
ENERGIAKOMPENZÁCIÓS MEGOLDÁSOK
3.1.
Előzmények Ebben a fejezetben az elnyelt dózisteljesítmény mérésére szolgáló energiaszelektív
sugárzásdetektorok
energiafüggésének,
valamint
a
mesterségesen
megnövekedett
gammaháttérnek a hatékony kompenzációjára kidolgozott eljárásokat mutatom be. Ismeretes, hogy az elnyelt dózis méréséhez elengedhetetlen a sugárzásdetektor energiafüggésének kompenzálása. Az intenzív gamma-háttér kompenzálása két sajátos példa kapcsán igen jól érzékelhető: ha kontaminált terepen kell alacsony aktivitást mérni vagy, ha a minta tiszta bétasugárzó izotópjainak aktivitását kell mérni, de a minta a gamma-sugárzók miatt ún. saját gamma-háttérrel rendelkezik. Mindkettő tipikusan nukleárisbaleset-elhárítási feladat, illetve az atomerőmű primerköri hőhordozójának mérésénél is felmerülő igény. A két feladat méréstechnikai megoldása azonos. 3.2.
Eredmények
A) A sugárzásdetektor energiafüggések korrekcióját a dozimetriai Si/Li félvezető detektor példáján mutatom be. A detektor energiafüggését kimérve a 4. ábrán bemutatott görbét kaptuk.
A γ számlálási hatásfok energiafüggése 4. ábra
16
A megoldás lényege, hogy a detektor ismert energiafüggésének felhasználásával a mérési tartomány kijelölt energiaintervallumaira érvényes relatív hatásfok jellegű korrekciós tényezőket képezve, ezek felhasználásával az egyes energiaintervallumokban mért beütésszámokból az elnyelt dózisteljesítménnyel szigorúan arányos mennyiségek képezhetők. B) A gamma-háttér kompenzációját a gyakorlatban párhuzamosan két eljárás együttes alkalmazásával oldottuk meg. Az első eljárás alapját az képezi, hogy az energiaszelektív sugárzásdetektorok számlálási hatásfokának energiafüggése a bétasugárzás hatására merőben más képet mutat, mint azt a gamma-sugárzásnál tapasztaltuk (lásd 1. 5. ábra).
A β-számlálási hatásfok energiafüggése 5. ábra
A 4. és 5. ábra egybevetése alapján szembetűnő az általam kialakított eljárás lényege, hogy egy alkalmasan megválasztott küszöbenergia fölött mérve a (minta+háttér), valamint külön a háttér beütésszámát, a kettő különbsége a bétasugárzó izotópo(ka)t tartalmazó minta aktivitásával szigorúan arányos, szignifikáns beütésszámot adja, amely mentes a háttér zavaró hatásától. Az eljárás további részletes ismertetése eredetiben megtalálható a függelékben
17
/F6./. Ez az eljárás azonban nem használható, ha alacsony energiájú bétasugárzó izotóp(ok) aktivitását kell mérni intenzív gamma-háttérben. A második háttér-kompenzációs eljárásom /F7./ szerint a néhányszor tíz keV energiatartományban is eredményes háttér-kompenzáció valósítható meg, amennyiben a fenti eljárást kombináljuk egy olyannal, amely a (béta+gamma), illetve a tiszta gamma jelszámok mérése mellett figyelembe veszi a gamma-számlálási hatásfok energiafüggésének eltérő menetét a (béta+gamma), illetve a tiszta gamma mérés alkalmával. Lényegében arról van szó, hogy ha a detektor elé a bétasugárzásra nézve gyakorlatilag teljes elnyelődést szolgáltató abszorbenst helyezünk el, akkor ezzel a gamma-számlálási hatásfok energiafüggése is némiképp torzul, amit legalább az alacsonyabb energia-tartományban feltétlenül korrekcióba kell venni. Az eljárás gyakorlati kivitelezése úgy történik, hogy a számlálási hatásfokok /„tiszta” gamma, korrigált gamma, (béta+gamma)/ energiafüggésének ismeretében kalibrációs mérésekkel mindkét csatornában azonos energiaintervallumokat jelölünk ki, amelyeken belül a számlálási hatásfok folytonos görbéjét átlagos hatásfokkal közelítjük. Az energiakompenzációs háttérkorrekciót úgy végezzük, hogy a gamma-háttér csatorna, valamint a (béta+gamma) csatorna átlagos hatásfokának aránya egy adott energiaintervallumon belül szolgáltatja az adott intervallum nettó béta-beütésszámának képzéséhez szükséges korrekciós faktort. Ennek segítségével a „tiszta” gamma jelszámok valósághűen transzformálhatók a (béta+gamma) csatornába, ahol is ekkor egyszerű különbségképzéssel kapjuk a tiszta béta jelszámokat. Az energiakorrekció eredményét jól szemlélteti a 6. ábra. Az ábrán az IH—90 (BNS90) típusú hordozható sugárszennyezettség-mérő műszer kimutatási érzékenységének (LD) alakulását mutatom be 50 mGy/h dózisteljesítményű (korábban ezt 5 R/h-nak mondtuk volna!) háttérsugárzás mellett. Az LD értéke mind a háttér gamma-, mind pedig a mérendő bétasugárzás energiáitól is függ. Ez a tény természetesen nem éppen az eljárás egyszerűségéről tanúskodik, de a változó értékű korrekciós faktorok használata programozott megoldásnál kivitelezhető.
18
Az LD változása az energiák és a háttér függvényében 6.ábra
A műszerben megvalósított háttér-kompenzációt jól érzékelteti az alábbi kis táblázat: A felületi szennyezettség LD értékei /Bq/cm2/ Ha a háttérsugárzás 137
Ha a mérendő
Természetes háttér
szennyező
(50-100 nGy/h)
50 mGy/h
T1
2,4
345
90
2,0
38
204 90
Sr- Y
Cs dózistérben
19
A táblázatból kitűnik, hogy az adott mérőrendszernél a háttér mintegy hat nagyságrendnyi növekedése csupán egy-két nagyságrenddel növeli meg az LD értékét, tehát az eljárással valóban szembetűnően hatékony háttér-kompenzáció valósítható meg.
20
ÖSSZEFOGLALÁS
A doktori munkában a nukleárisbaleset-elhárítás területén gyakorlati hasznosításra került alkotásaimat foglaltam össze. Az erősen korlátozott terjedelem miatt azonban jóformán csak a megoldandó feladatok körvonalazására és a hasznosítás eredményének rövid, vázlatos összefoglalására vállalkozhattam. A leírásban így arra kényszerültem, hogy a függelékbe csatolt különlenyomatokra hivatkozzam. Az eljárások megvalósításához még számos részprobléma megoldása is tarozik, amelyekre — hely hiányában — ugyancsak a függelékre utalok /F8, F9, F10/. Kiemelést érdemel, hogy megoldásaim már az egységes nukleáris környezetvédelmi szemlélet jegyében születtek. Ennek legreprezentánsabb képviselője az IH-90 (BNS-90) típusú sugárszennyezettség-mérő műszer, amely a benne realizált hat darab szabadalmaztatott mérési eljárás alapján a polgári és a katonai sugárvédelem céljaira egyaránt alkalmas. Az alkotások ipari hasznosítását a 2000 db sorozatban gyártott eszköz — összesen — 110 MFt értéke talán kellően érzékelteti (1.sz.melléklet). A tudományos kutatásban feltehetően ugyancsak számottevő eredménynek tekinthető a tíz témában realizált 17 MFt érték (2.sz.melléklet). Sajátos helyzetemből adódóan — a témák titkossága, vagy a találmányok újdonságvédelme miatt — nyilvánosan viszonylag keveset publikálhattam. Így a szokásos értelemben vett jelentősebb recenziót sem említhetek. De talán alkotás esetén helyettesítheti azokat a független külföldi (SLOWPOKE), illetve a hazai hatósági vizsgálat (OMH) jegyzőkönyve (13. és 14.sz. melléklet). Remélem, hogy munkámmal összességében kellően igazolni tudtam: alkotásaim a tudományos módszerek következetes alkalmazásának eredményeként születtek és a nukleárisbaleset-elhárítás területén átfogó tudományos feladat megoldásaként értékelhetők.
