Bomlási módok. p: a bomlásban kibocsátott részecskék. m: nyugalmi tömeg E kin. : kinetikus (mozgási) energia

Sugárvédelem II. Fejezetek: 1. Bevezetés: fizikai és biológiai dózisfogalmak; az ionizáló sugárzás károsító hatásai; sugárvédelmi szabályozás 2. A külsı dózis- és dózisteljesítmény mérésének elve és kivitelezése 3. A belsı sugárterhelés számítása. A belsı sugárterhelés meghatározásához szükséges mérési eljárások 4. Környezeti és biológiai minták instrumentális analízise. Radonanalízis. Igen kis aktivitások mérésének sajátosságai. 1

Bomlási módok E sug = ∑ (ε i ,m +ε i ,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. 2

Bomlási módok Béta-bomlás: A kinetikus energia megoszlik az elektron/pozitron és a neutrínó/antineutrínó között, ezért 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 röntgensugárzás keletkezik 3

Bomlási módok Gamma-átmenet: a belsı átrendezıdés 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 állapotú belsı részecske által betöltött elızı és következı energiaszint különbségével, ezért jellemzı az adott radioizotópra. A mag belsı energia-eloszlásának változása egyes esetekben (fıként nagy tömegszámú magoknál és kisebb energiaváltozásoknál, Εγ<2-300 keV) nem foton kibocsátásával jár, hanem az energia egy, általában belsı, szimmetrikus atompályán rezidens (azaz a magon „belül” is >0 valószínőséggel tartózkodó) elektron mozgási energiájává alakul. Ez a belsı konverzió (internal conversion, IC), amit szintén karakterisztikus röntgenfoton kell, hogy kövessen.

Eγ ⇒ Ee−,kin + Ee−,köt

A belsı konverziós elektron energiája diszkrét!

4

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 részecskéket kelt. Az elektronokkal való sokszoros ütközés nem minden esetben vezet azok ionizációjára. A sugárzás által több lépésben átadott energia egy jelentıs része (>50 %-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. 5

Alfa- és bétasugárzás elnyelése az anyagban

R: hatótávolság (range) 6

Lineáris energiaátadási tényezı (LET) alfa- és bétasugárzásra LET = dE/dx (stopping power)

7

Alfa- és bétasugárzás kölcsönhatása anyagi közeggel α-sugárzás LET-értéke vízben: kb. 100 keV/µm Energiaátvitel: - elektronnal: ionizáció/gerjesztés; - atommaggal: egyes célmagokkal magreakció lehetséges (neutronforrások: Pu(Be), Am(Be)) Hatótávolság (range) vízben 45 µm (5.3 MeV-re) 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), Cserenkovsugárzás: az adott közegben érvényes fénysebességnél nagyobb sebességő elektron látható fényt is kibocsát. Hatótávolság (range) vízben cm nagyságrendő, lényegesen kisebb, mint az energia-átvitelben részt vevı elektronok összes úthossza! 8

Interaction of alpha-particles

Module L-ER-3. Basics of Physical Dosimetry of Ionizing Radiation

9

Interaction of electrons

Fékezési röntgensugárzás

Module L-ER-3. Basics of Physical Dosimetry of Ionizing Radiation

10

Interaction of positrons

annihiláció

Module L-ER-3. Basics of Physical Dosimetry of Ionizing Radiation

11

Közelítı adatok • Alfarészecske hatótávolsága levegıben:

R (cm) = 0.318 × E3/2 E: energia MeV-ben

• Alfarészecske hatótávolsága bármely anyagban:

Rm,α (g× ×cm-2) = 10-4 (A× ×E3)1/2

E: energia MeV-ben, A: az elnyelı anyag atomvagy molekulatömege. • Bétarészecske hatótávolsága bármely anyagban:

Rm,β (g× ×cm-2) ≈ Emax/2

Emax: a maximális bétaenergia MeV-ben 12

Közvetett ionizáció A neutronok az általuk mozgásba hozott töltött részecskék révén, illetve az általuk aktivált atommagok sugárzása révén okoznak másodlagos ionizációt. A fotonok elektronnal ütközve ionizálnak, de az adott anyagban szabaddá váló töltések döntı részét a meglökött elektron energiája hozza létre. 13

Interaction of photons

Module L-ER-3. Basics of Physical Dosimetry of Ionizing Radiation

14

Interaction of neutrons

Module L-ER-3. Basics of Physical Dosimetry of Ionizing Radiation

15

Átlagos szabad úthossz = 1/µ

Víz

Ólom

Gamma-fotonok 60Co

16 cm

1.6 cm

Hasadási neutronok

8.1 cm

14 cm

Fotonok

Sugárzás

Neutronok

Mean free path (MFP) a közvetetten ionizáló részecskék és az anyag közötti kölcsönhatás mértéke. (Lásd késıbb az abszorpció számítási egyenletét)

Víz Ólom

Module L-ER-3. Basics of Physical Dosimetry of Ionizing Radiation

16

16

Gamma-sugárzás kölcsönhatása anyagi közeggel Foton energiaátadása részben hullám- részben anyagi természető rendszernek – „ütközés” • Elektronnal (ionizáció – többféle kölcsönhatásban, lásd késıbb) • Atommaggal (abszorpció – küszöbreakció, csak >5 MeV energiánál) • Atom elektromágneses erıterével (küszöbreakció, csak >1.2 MeV energiánál)) Általános törvényszerőség: sztochasztikus (véletlenszerő) kölcsönhatás: nem minden „ütközés” hatásos Az energiát átvett elektronok kinetikus energiája: - További ionizációt okozhat; - Ionizáció nélküli gerjesztést okozhat; - Fékezıdéssel szekunder fotonsugárzás (folytonos röntgensugárzás) keletkezik; - A „kiütött” elektron helyére belépı külsı pályaelektron energiatöbblete karakterisztikus röntgensugárzást ad.

17

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)

18

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

19

Gamma-sugárzás kölcsönhatásai - párkeltés A foton az atom elektromágneses erıterével lép kölcsönhatásba: átadja teljes energiáját és megszőnik. Az átvett energiából egy e- és e+ (pár) keletkezik.

Ef=Ee-,m+Ee-,kin+Ee+,m+Ee+,kin

Csak akkor lehetséges, ha Ef > 2×Ee,m, azaz Ef > 1022 keV 20

Gamma-sugárzás kölcsönhatása anyagi közeggel dI = -I(x) σ nc dx

I: részecskeáram [darab/s] σ: kölcsönhatási valószínőség egy „partnerre” [-] nc: ütközési partnerek száma egységnyi úthosszon [darab/m] µ = σ × nc = kölcsönhatási valószínőség [1/m]

I = I 0 × exp( − µx ) Egyszerő modell: - Párhuzamos sugárnyaláb - Azonos részecskeenergia

Integrálás után: általános gyengülési egyenlet 21

Gamma-sugárzás kölcsönhatása anyagi közeggel I = I 0 × exp( − µ x )

ln 2 HVL = µ

HVL: half value layer felezési rétegvastagság

µ: összetett lineáris gyengülési együttható Az energia-átvitel több versengı (egymást kölcsönösen kizáró) forma közül egyszerre mindig csak egy formában történhet. (Compton-szórás, teljes abszorpció, párkeltés) µ = µ1 + µ2 + µ3

µ/ρ : egységnyi tömegre vonatkozó gyengülési együttható 22

Gamma-sugárzás kölcsönhatása anyagi közeggel Árnyékolás (shielding): a fotonsugárzás intenzitásának csökkentése

I = B × I 0 × exp(− µx) B: Build-up tényezı – a szórt (szekunder) sugárzás azon része, amely a gyengítetlen nyalábbal egy irányban halad B nem konstans, függ a rendszámtól és (µx)-tıl – mindkettıvel monoton nı.

23

Gamma-sugárzás és az anyag kölcsönhatása – rendszám- és energiafüggés

24

Gamma-sugárzás és az anyag kölcsönhatása – a kölcsönhatások rendszám- és energiafüggése

25

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. 26

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 hatáskeresztmetszet LET = dE/dx = lineáris energiaátadási tényezı

σe= elektron hatásos ütközési keresztmetszet σA= atomi hatásos ütközési keresztmetszet ütközés: abszorpció vagy rugalmatlan szórás

µ/ρ [m2/kg]  dE    dx  µ =  E inc .

27

Külsı dózisteljesítmény

dD µ = ΦE × dt ρ

A ×f R×ER ΦE = 2 4× r × π

ΦE: energiaáram-sőrőség (fluxus = fluencia idı szerinti deriváltja) [J/(m2s)] A = dN/dt: a sugárforrás aktivitása [bomlás/s = Bq] fR: részecske-(foton)gyakoriság [foton/bomlás] ER: fotonenergia [J/foton]

dD A = kγ × 2 dt r

Érvényesség: pontszerő γsugárforrásra, gyengítetlen (primer) fotonsugárzásra.

Négyzetes gyengülési törvény – a dózisszámítás alapja kγ: dózistényezı, szokásos dimenziója: [(µGy/h)/(GBq/m2)] 28

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

Pγ = A × ∑ f j × E j j Forráserısség (Source Power) [keV/s]

Dózisteljesítmény számítása nem pontszerő (kiterjedt) sugárforrásra: - a felület explicit függvényével; - pontszerő elemekre bontással; - az önabszorpció és a build-up tényezı figyelembe vételével; MICROSHIELD program a laboratóriumi gyakorlaton

29

„Mérhetı” és „valódi” dózis KERMA: kinetic energy released in mass absorption/attenuation

http://physics.nist.gov/PhysRefData/XrayMassCoef/chap3.html

30

KERMA

Ef = ∑Eel. m + ∑Eel. m+∆m + ∑E

* f

Ef az „m” tömegbe belépı foton energiája; Ef* a kilépı szórt fotonok 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 fotonok kinetikus energiája pedig a „sugárzási kermát”. 31

Elnyelt dózis és KERMA Szekunder részecske egyensúly (SzRE):

∑E

el. m→( m + ∆m )

≅ ∑ E el. ( m− ∆m)→m

Ekkor az elnyelt dózis kb. azonos lesz az adott tömegrészben felszabaduló teljes részecske KERMÁ-val. Az emberi szervezetbe irányuló foton- és elektronsugárzásra az SzRE 70 µm mélységben beáll.

KERMA = a mérıberendezés dózisa (a detektor térfogata homogén: bárhol éri ionizáló sugárzás, ugyanolyan 32 válaszjel keletkezik benne)

Elnyelt dózis és KERMA A KERMA mérésére szolgáló berendezéseknél megadják, hogy milyen névleges mélységő „inaktív” réteg borítja a detektort. HP(10)=személyi dózisegyenérték 10 mm mélyen a testszövetben H*(0.07)=környezeti dózisegyenérték 70 µm mélyen a testszövet-ekvivalens ICRUgömbben

•

D

33

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

34

Külsı sugárterhelés mérésének feltétele – Bragg-Gray elv A detektort és a mérendı személyt azonos távolságba helyezve a sugárforrástól mindkettıt azonos energiafluxus éri – ekkor a két céltárgy dózisa csak a két abszorpciós együttható miatt különbözhet.

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 35

Külsı dózis mérési pontossága 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] 36

Point kernel: Source behind a shield

HVL: half value layer – lásd a 22. diát IAEA ERP Course Module L-ER-10. Characterization of External Emergency Exposure

37

Elementary source-target geometries

Module L-ER-10. Characterization of External Emergency Exposure

38

Adjustment of point kernel

Module L-ER-10. Characterization of External Emergency Exposure

39

Dose vs. distance from a source

Module L-ER-10. Characterization of External Emergency Exposure

40

Külsı dózis mérése Azonnali vagy összegzett válaszjel-kiértékelés = Dózisteljesítmény- vagy dózismérés. •

ID = D× ηD

ηD: dózisteljesítmény-mérési hatásfok  cps   nSv / h   

•

1 1 D= × ∑ I( E ) = × ∑ I 0 (E ) × exp[− µ B (E ) × x B ] ηD E ηD E D: detektor B: gyengítı közeg (pl. detektor ablaka, fala) 41

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.

42

Dózisteljesítmény-mérés energiaspektrumok alkalmazásával: az egyes energiatartományokhoz azonos intenzitás/dózisteljesítményátszámítási tényezıt (hatásfokot) rendelhetünk.

43

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, a károsodás mértéke nem függ a dózistól. 44

Az emberi sejt modellje

45

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 46

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 47

Az ionizáló sugárzás determinisztikus hatása Determinisztikus hatás: - küszöbdózishoz kötött (0,3 – 0,4 Gy, embrió: 0,1 Gy) - szövetpusztulást okoz a sugárzás, ennek mértéke arányos a dózissal - 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

48

„Determinisztikus” dózisfogalom ND = D × RBE(R) ND: necrotic dose = szövetpusztulást okozó elnyelt dózis RBE: relative biological effectiveness = relatív biológiai károkozó képesség – besugárzási helyzetenként eltérı!! R: sugárzásfajta 49

Determinisztikus dózis: a sugárzás minıségének hatása

Module L-ER-5. Evaluating a Health Risk of High Dose Exposure

50

Determinisztikus dózis: sugárzás minıségének hatása áthatoló sugárzás esetén

Szerv: Besugárzás Hatás Bármely Fotonok szerv: pusztulás Neutronok Bırszövet: Külsı bétasugárzás pusztulás

RBE 1 3 1

Module L-ER-5. Evaluating a Health Risk of High Dose Exposure

51

Determinisztikus dózis: sugárzás minıségének hatása kevéssé áthatoló sugárzás esetén Hatás: Szerv Gyulladás: Légzési rendszer részei Gyomor-bél szindróma: Belek Hipotireózis: Pajzsmirigy Csontvelı szindróma: Vörös csontvelı

Sugárzás Béta Alfa Béta Alfa

RBER,T 1 7 1 0 Kisenergiájú (*) 1/5 Egyéb

1

Béta Alfa

1 2

(*) 129I, 125I, 124I, 123I Module L-ER-5. Evaluating a Health Risk of High Dose Exposure

52

Vérképzés = vörös csontvelı károsodása A determinisztikus károsodás = nekrózis függése a dózisteljesítménytıl

Module L-ER-5. Evaluating a Health Risk of High Dose Exposure

53

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. 54

A sztochasztikus hatáshoz vezetı biológiai dózis fogalma Egyenértékdózis – a sejti szintő maradandó, mutációt okozni képes kártétel mértéke arányos a sugárzás LET értékével H = D×wR [Sievert, Sv] wR sugárzási tényezı (Q minıségi tényezıbıl képezve) - a LET függvénye, független az expozíciós körülményektıl! • wR,α = 20 • wR,γ= 1 • wR,β= 1 • wR,n= 2.5 ÷ 20 a neutron-energia függvényében „Antropomorf” dózisfogalom és mértékegység: az emberi szövetek, sejtek viselkedése befolyásolja a dózisértéket. 55

Sztochasztikus sugárhatás

Találat

Dysplasia

Jóindulatú daganat

Rákos daganat

Évek a besugárzás után IAEA Course: Basics of Radiation Protection Dosimetry of Ionizing Radiation

56

Az ionizáló sugárzás egészségkárosító hatásai Sztochasztikus hatás: - nincs küszöbdózis (kis dózisok hatása nem igazolt) - sejtmutációt okoz a sugárzás (javító mechanizmus) - kockázat-dózis-függvény lineáris (?) - a károsodás mértéke nem függ a dózistól

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 57

Az ionizáló sugárzás hatásai

IAEA Course: Basics of Radiation Protection Dosimetry of Ionizing Radiation

58

Az ionizáló sugárzás hatásai

IAEA Course: Basics of Radiation Protection Dosimetry of Ionizing Radiation

59

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? 60

A dózist okozó sugárforrás és a dózist elszenvedı személy kölcsönös pozíciója szerint külsı és belsı sugárterhelés jöhet létre.

E = ∑ H T w T [Sv] T

∑w

T

Effektív dózis (gyakran jelölik HE-vel is) wT szöveti súlyozó tényezı

=1

T Szöveti súlyozó tényezık az ICRP#103 (2007) szerint: ivarszervek wT=0.08 (genetikus hatás) szomatikus hatások legérzékenyebbek wT=0.12 tüdı, gyomor, belek, vörös csontvelı, emlı érzékenyek wT=0.04 máj, vese, pajzsmirigy stb. kissé érzékeny wT=0.01 bır, csontfelszín 61

Effektív dózis – szöveti súlyozó tényezık

A súlytényezık változása az ICRP #60 (1991) és az ICRP #103 (2007) között.

62

További dózisfogalmak • Lekötött dózis (Committed dose, HC) = az inkorporált radioaktivitás által annak teljes kiürüléséig, illetve az emberi élet végéig okozható egyenérték vagy effektív dózis. τ = 50 (felnıttek) vagy 70 év (gyerekek) τ •

H c = ∫ H (t )dt 0

• Kollektív dózis (C) = egy P tagú embercsoportnak ugyanattól a sugárforrástól kapott effektív/lekötött P dózisa

C = ∑ Hi i =1

63

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

64

Külsı sugárterhelés számítása Külsı sugárterhelés: a sugárforrás aktivitásának és a detektor-forrás távolságnak ismeretében számítható. Kiterjedt forrásnál a pontszerő alapmodell módosul. A forrás és a személy közötti közegek sugárzásgyengítı hatását az abszorpció és a másodlagos sugárzás intenzitáshányadának növekedését kifejezı build-up tényezı határozza meg.

•

D0

A = kγ × 2 r

•

D 0 = c A ×m × f ( r , µ , ρ , V )

D = D 0 × ∏ B j × exp (− µ j × x j ) •

•

j

j= gyengítı közegek

65

Belsı sugárterhelés számítása Belsı sugárterhelés: a forrásés célpontszövetekre meghatározott számítási egyenlet elemeit modellezzük, és a modellbıl meghatározzuk a dóziskonverziós tényezıt: DCF [Sv/Bq] – egységnyi aktivitás inkorporációjából származó effektív dózis (HE/A)

H E = DCF × Abe DCF radionuklidonként különbözı, valamint: - Beviteli útvonal szerint (belégzés, lenyelés, bırön át) - Életkor szerint (5 korcsoport) - A radionuklidot hordozó anyag kémiai jellege szerint is. 66

Belsı sugárterhelés A dózist az egyes szövetek eltérı egyenértékdózisainak 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) A [Bq]

T [nap] Retenció: a radioaktivitást hordozó anyag tartózkodása egy szövetben

67

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 68 leadó hányada (elnyelési hányad)

Belsı sugárterhelés dózisa us: A radioaktív anyagot tartalmazó „forrás”-szövetekben végbemenı bomlások száma az inkorporáció óta eltelt t idı alatt (a retenció során) t

u s = ∫ A s ( t ) dt 0

Q R , S →T = p (ϑ ) × p ( abs.) ϑ p(ϑ ) ≈ 4π

Q: elnyelési hányad; az S és T szövetek közti térszögtıl és az R sugárzásnak a szövetek anyagában történı abszorpciójától függ.

p ( abs.)α / β = f ( xS , xT , Rα / β ) p ( abs .) γ / X

∆E ≈ [1 − exp( − µT xT ) ]× E

69

Általános biokinetikai modell

Methods of Internal Dosimetry for Emergency Response

70

Belsı sugárterhelés számítása A dózisszámításhoz a minta mennyiségi analízise szükséges. Az analízis akkor lehetséges, ha • Ismertek a minta minıségi összetevıi, vagy azok az analízis eredményeibıl meghatározhatók, • A mennyiségi összetétel számításához hatásfokkalibráció áll rendelkezésre.

Im η = A * fγ

Hatásfok:

megszámolt részecske összes

71

A belsı sugárterhelés számítása Cél: az inkorporált radioaktivitás meghatározása • Egésztestszámlálás • Résztestszámlálás (pajzsmirigy, tüdı) • Testi minták aktivitásának meghatározása (vér, hajszál, exkrétumok: vizelet, széklet, izzadság) • Élelmiszerek és víz vizsgálata • Levegı aktivitásának meghatározása (aeroszol) 72

Radioaktivitás inkorporációja (I[Bq]) levegıbıl

FBR: levegıvétel térfogatárama (m3/h) C: aktivitáskoncentráció a levegıben (Bq/m3) t: idı (h) Methods of Internal Dosimetry for Emergency Response

73

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 Expozíciós helyzetek: tervezett, baleseti, fennálló 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. 74

Sugárvédelmi szabályozás Nemzetközi ajánlások, irányelvek: ICRP #60 (1991) ►► IAEA Safety Series #115 (1996) International Basic Safety Standards, 96/29 EU Directive Új ajánláscsomag: ICRP #103(2007) ►►IAEA GSG3 (2011) „interim” IBSS, ?? Magyar jogszabályok: 1996. évi CXVI. tv. (atomtörvény) módosítva: 2011. évi LXXXVII. tv. - Személyi sugárvédelem: NEFMI, NSZSZ, Országos Tisztiorvosi Hivatal - Környezeti sugárvédelem: volt KvVM, felügyelıségek - Nukleáris biztonság: Országos Atomenergia Hivatal 75

Sugárvédelmi szabályozás ICRP-103 Új sugárzási tényezık (wR)

76

Sugárvédelmi szabályozás ICRP-103 - Új szöveti súlyozó tényezık (lásd korábban is) - Expozíciós helyzetek: * planned – tervezett (mőködı berendezések, üzemek) * emergency – baleseti * existing – fennálló (korábbi események miatt) - A javasolt dóziskorlátok változatlanok 77

Effektív dózis – szöveti súlyozó tényezık ICRP #60 és ICRP #103

A súlytényezık változása az ICRP #60 (1991) és az ICRP #103 (2007) között.

78

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! 79

Emergency workers An emergency worker is any person having a specified role as a worker in an emergency and who might be exposed while taking actions in response to the emergency. Emergency workers may include those employed by registrants and licensees as well as personnel from response organizations, such as police officers, firefighters, medical personnel, and drivers and crews of evacuation vehicles. Module L-ER-7. Radiation Protection and Safety in Emergency Exposure Situation

80

Guidance values for limiting exposure of emergency workers Action Life saving

HP(10) < 500 mSv(*)

To prevent severe deterministic health effects To prevent development of catastrophic conditions

< 500 mSv

To avert a large collective dose

< 100 mSv

(*)

This value may be exceeded under the circumstances where the benefit to others clearly outweighs the emergency worker’s own risk and the emergency worker volunteers to take the action, and understands and accepts this risk Module L-ER-7. Radiation Protection and Safety in Emergency Exposure Situation

81

Emissziós sugárvédelmi korlátok Az egy személybe bejutó aktivitás sokkal kisebb, mint a kibocsátható

DC ≤ ∑ ( A max, i × DCFi ) i

Amax: Az adott dózismegszorításnál (DC) bevihetı aktivitás az egyes radionuklidokból

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 (mobilitási tényezık) teremtik meg. A terjedés során a szennyezés hígul, de vannak dúsulást okozó részfolyamatok is. A modell és egy valóságos terjedési folyamat összevetése a validálás. 82

Emissziós korlátozás - kibocsátási határértékek Kibocsátási határérték-kritérium: KHK Ai: az i-edik radionuklidból kibocsátott aktivitás [Bq/év] Kibocsátási határérték: KH [Bq/év] izotóponként mfi,KRIT: mobilitási tényezı [-] – az i-edik radioizotóp hígulása a kibocsátás helyétıl a kritikus csoportig (=referencia személyig)

Ai KHK = ∑ ≤1 i KH i DC 1 KH i = × DCFi ,KRIT mf i ,KRIT 83

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. 84

Sugárvédelmi szabályozás Felszabadítási szint (Clearance level) A hatóság által meghatározott, aktivitás-koncentráció [Bq/g vagy Bq/m2] egységekben kifejezett értékek, amelyeknél, ill. amelyek alatt a sugárzó anyagok és az ezeket korábban alkalmazó létesítmények 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. 85

Kis aktivitások meghatározása környezeti és biológiai mintákban – a sugárzásdetektorok egyes 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 (radonmérés) (CR-39 NTD + maratás) • Részecske-szelektív béta-számlálás (plasztik szcintillációs detektor, folyadékszcintilláció – LSC) • Korlátozott körben energiaszelektív béta-spektrometria (PIPS, LSC) • Gamma-spektrometria szcintillációs vagy félvezetı detektorokkal (NaI(Tl), CsI(Tl), LaBr3(Ce), BGO, HP Ge) 86

BGO – bizmut-germanát szcintillációs detektor

87

A szcintilláció mechanizmusa

A „d” csapda szintrıl alapállapotba kerülı elektron által emittált fényfotont nem tudja elnyelni a kristály

88

Szcintillációs detektor és fotoelektronsokszorozó A detektorból érkezı fényfotonok a fotokatódra beesve elektronokat váltanak ki, azok a csı vákuumterében a dinódákra adott egyenfeszültség hatására felgyorsulnak.

89

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 kimenıjele: impulzusok – nagyság és gyakoriság jellemzi. Analóg/digitális konverzió (ADC) – az impulzusnagyságot (feszültség, töltés) csatornaszámmá konvertálja Detektorok válaszjeleinek gyakoriság-eloszlása a jelek (impulzusok) nagyságának (=az elnyelt részecske által leadott és egy válaszjelet eredményezı energia mennyiségének) függvényében: SPEKTRUM. 90

Kis aktivitások meghatározása környezeti és biológiai mintákban – detektorok sajátosságai Regresszió a csatornaszám / energia – függvény meghatározására: 2 n 1 ( c − f ( E )) i i χ 2r = ∑ σ2 n − m i =1 i

n: mérési pontok száma, m: az f(E) függvény együtthatóinak száma, c: az adott gammaenergiából kialakult csúcs centruma [csatornaszám], E: gammaenergia [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

91

Kalibrációs paraméterek meghatározása ∂ (χ r ) =0 ∂p j 2

j = 1,2,...m

A redukált maradvány-négyzetösszeg kifejezését a meghatározandó paraméterek szerint deriváljuk. A deriváltak zérushelye jelzi a minimumot, az elıálló homogén egyenletrendszerbıl a paraméterek számíthatók. Elınyös, ha az egyenletrendszer a paraméterekre nézve lineáris vagy linearizálható. (Ha nem az, akkor iterációs megoldás szükséges.)

92

Csatornaszám/energia kalibráció

93

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 94

Kis aktivitások meghatározása környezeti és biológiai mintákban – detektorok sajátosságai m

[ln( η i ) − ∑ p j * ln( E i ) ]

j 2

n

1 χ = ∑ n − m i =1 2 r

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”. 95

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

96

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. 97

Félértékszélesség FWHM – full width at half maximum

98

Gamma spektrum NaI(Tl) szcintillációs detektorral

99

Mérési bizonytalanság, hibaterjedés Nukleáris statisztikusság = „Függıleges” szórás a spektrumokban = a beütésszám bizonytalansága

Var (N ) = σ = N 2 N

„Hibaterjedés” – Propagation of Error közelítés sorfejtés 1. tagjának alkalmazásával:

 ∂Z  Var (Z ) ≈ Var ( X )*    ∂X 

2

100

Mérési bizonytalanság, hibaterjedés 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

Intenzitásra:

I =

N tM

rI = rN

101

Mérési bizonytalanság, hibaterjedés Több, egymást követı háttér/alapszint mérés (összes beütésszám vagy ROI – region of interest beütésszáma) 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

∑

B Bi = n

1 B ×n 102

Mérési bizonytalanság, hibaterjedés 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

103

Mérési bizonytalanság, hibaterjedés Szorzat- és hányadosfüggvények varianciája :

Z = X×Y  ∂Z   ∂Z  Var ( Z) ≈   × Var ( X ) +   × Var ( Y )  ∂X   ∂Y  Var ( Z) ≈ Y 2 × Var ( X ) + X 2 × Var ( Y ) 2

2

Var ( Z) Y 2 × Var ( X ) X 2 × Var ( Y ) ≈ + 2 2 2 Z X Y X 2Y 2 2 2 2 rZ = rX + rY

104

Mérési bizonytalanság, hibaterjedés Szorzat- és hányadosfüggvények varianciája - Alkalmazás a hatásfok bizonytalanságának számítására:

Im η= A × fγ ∂η 1 = A × f ∂I m

Behelyettesítve, és a relatív varianciákat kifejezve:

γ

rη = r + r + r 2

Im ∂η 1 = × f γ ∂A A2 Im 1 ∂η = × ∂fγ A f γ

2 Im

2 A

2 fγ

2

105

Mérési bizonytalanság, hibaterjedés Logaritmikus transzformáció:

1  ∂ ln(x)  2 Var(ln(x)) =   ×Var( x) = 2 ×Var( x) = rx x  ∂x  2

Alkalmazás: hatásfok – gammaenergia kétszer logaritmikus függvény illesztése

106

Kis aktivitások meghatározása Spektrumok feldolgozása • Közvetlen kiértékelés: csúcsok centrumának és intenzitásának meghatározása • Közvetett kiértékelés: a sugárzási energia meghatározása, izotópazonosítás, aktivitás kiszámítása

107

Gamma spektrum HP Ge félvezetı detektorral

108

Gamma spektrum kiértékelése [GSANAL]

109

HP Ge gamma spektrum eredménylistája

Roi# Centre (ch) 1. 103.0 2. 117.2 3. 317.6 4. 322.7 5. 393.1 6. 468.1 7. 678.8 8. 774.2 9. 808.8 10. 883.0 11. 1019.2 12. 1069.1 13. 1238.2 14. 1484.5 15. 1530.6 16. 1640.5 17. 1697.2 18. 1824.8 19. 1856.5 20. 1864.8 21. 1934.7 22. 1998.8 23. 2200.4 24. 2290.1 25. 2336.3 26. 2432.7 27. 2445.6 28. 2803.9 29. 2917.8 30. 3460.1

Isotope Cs-137 Cs-134 I-131 I-132 I-133 Co-60

Energy (keV) 75.8 86.5 238.0 241.8 295.0 351.7 510.9 583.1 609.2 665.3 768.2 805.9 933.7 1119.9 1154.7 1237.8 1280.6 1377.1 1401.0 1407.3 1460.0 1508.5 1660.8 1728.6 1763.5 1836.4 1846.1 2116.8 2202.8 2612.5

LM

RM

Peak Area

91 * 312 * 384 459 668 765 798 873 1008 1063 1230 1476 1525 1634 1691 1818 1848 * 1928 1989 2192 2283 2326 2428 * 2797 2909 3453

* 130 * 328 399 474 686 782 815 892 1026 1079 1246 1492 1539 1647 1703 1831 * 1871 1942 2006 2206 2297 2344 * 2455 2814 2925 3468

1.495e+004 4.022e+003 2.089e+003 4.963e+003 1.094e+004 1.798e+004 1.643e+003 6.000e+002 1.964e+004 4.990e+002 1.745e+003 4.110e+002 8.900e+002 3.972e+003 4.700e+002 1.442e+003 3.220e+002 1.066e+003 2.870e+002 5.170e+002 6.260e+002 4.500e+002 2.300e+002 6.540e+002 3.149e+003 9.500e+001 4.490e+002 2.210e+002 7.980e+002 3.590e+002

LD of Act.Conc (Bq/m^3) 1.43E-003 2.71E-003 1.26E-003 1.27E-003 1.17E-003 1.49E-003

Intensity Error Isotope (cps) (%) 2.637e-001 11.2 Bi-214,Pb-214,Pb-Xray 7.094e-002 27.8 Pb-214,Pb-Xray 3.686e-002 14.2 Pb-212 8.754e-002 8.0 Pb-214 1.929e-001 4.0 Pb-214 3.171e-001 3.6 Pb-214 2.898e-002 12.7 Annih.,Tl-208 1.059e-002 24.3 Tl-208 3.463e-001 3.1 Bi-214 8.818e-003 27.3 Bi-214 3.078e-002 9.1 Bi-214 7.260e-003 30.2 Bi-214 1.570e-002 14.9 Bi-214 7.007e-002 5.1 Bi-214 8.302e-003 21.9 Bi-214 2.544e-002 8.4 Bi-214 5.695e-003 28.8 Bi-214 1.881e-002 9.2 Bi-214 5.073e-003 19.6 Bi-214 9.136e-003 17.1 Bi-214 1.105e-002 14.9 K-40 7.943e-003 21.2 Bi-214 4.065e-003 25.2 Bi-214 1.155e-002 10.9 Bi-214 5.554e-002 5.2 Bi-214 1.690e-003 28.2 Bi-214 7.932e-003 16.2 Bi-214 3.910e-003 23.8 Bi-214 1.407e-002 8.3 Bi-214 6.344e-003 11.1 Tl-208

110

Spektrumanalízis alapjai 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.

111

Spektrumanalízis alapjai Csúcsterület szórása a trapézmódszernél

 R − L +1 Var ( N ) ≈ ∑ yi + ( y R + y L )  2   i=L R

2

112

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 113

Spektrumanalízis alapjai A tényleges γ- és α-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. lépés- (erf(x)) függvény) 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 (esetleg módosított) Gauss-profilok és a közös alapvonalfüggvény összege:

R (x ) =

∑ G (x ) + B(x ) p 114

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 legalább 3, lineáris alapvonalnál további 2 paraméter m=3×p+2).

χ

2

=

n

∑

i =1

[ yi − Ri ]

σ

2

2 yi

Csúcsonként két paraméter: centrum és szélesség „rögzíthetık” – egyszerősödhet az illesztés. 115

Spektrumanalízis alapjai 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.

116

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 

  

117

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

118

A Gauss-csúcsalakfüggvény és deriváltjai

119

Közvetlen spektrumkiértékelés csúcskeresés „Simítás” (smoothing) – numerikus konvolúció

s = ∑ ck , j ∗ yi + j k i

Simítás = a szomszédos pontos súlyozott átlagaként elıállítható a spektrum k= 0., 1., 2. … deriváltja

w Alkalmas - A csatornatartalmak „függıleges szórásának” csökkentésére; - A spektrum numerikus deriváltjainak elıállítására - A simított adatok varianciájának számítására

Var(s ) = ∑ c ∗ yi + j k i

2 k, j

w 120

Közvetlen spektrumkiértékelés csúcskeresés Példa: „egyszerő” differenciaképzés

y i +1 − y i −1 ( y i +1 − y i ) + ( y i − y i −1 ) s ≈ = 2 2 1 1 c 0 = 0 ; c1 = ; c −1 = − ; w = 3 2 2 1 i

121

Közvetlen spektrumkiértékelés csúcskeresés Csúcskeresés a simított spektrumokból Ha a c tényezıket szórással nem terhelt konstansoknak tekintjük, akkor a 0. illetve 2. deriváltra alapozott csúcskeresés az egymást követı alábbi értékek maximumának kiválasztásával oldható meg:

s[i] Var(s [i])

s[ i ] ∑w i × Var ( s[i ]) centr = s[ i ] ∑w Var ( s[i ]) 122

Közvetlen spektrumkiértékelés Csúcsterület Gauss-függvénnyel közelített csúcsalaknál:

N p ≈ 2π ∗ y0, p ∗ σ p Szórás és félértékszélesség kapcsolata:

F = 8 ∗ ln(2) ∗ σ 123

Közvetlen spektrumkiértékelés Csúcsterület meghatározása módosított Gauss-függvénnyel közelített aszimmetrikus csúcsalaknál: R

R

N p ≈ ∑ y 0, p * G (i ) ≈ y 0, p *∫ G ( x)dx *

i=L

*

L

124

Közvetett spektrumkiértékelés Centrum Csúcsterület

Gammaenergia, Izotópazonosítás (csatornaszám/energia kalibrációval)

Intenzitás, aktivitásszámítás az azonosított izotópokra (hatásfok/energia kalibrációval)

Bizonytalanság számítása KÖTELEZİ! Eldöntendı, hogy egy feltételezett komponens jelenléte, illetve mennyisége szignifikáns-e ►A BIZONYTALANSÁG ALAPJÁN!

125

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. 126

Szignifikancia - kimutathatóság Normalizált normális eloszlás: Gausseloszlás N=1, µ=0 és σ=1 helyettesítéssel G n (x) =

1 2π

− ( x −0)2 *e 2

Ha 1-α = 95 %, akkor kα= 1.645 „95 %-os megbízhatósági szint”

kα

∫ G n (x) = 1 − α

−∞

127

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

128

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

Az LC-vel azonos nagyságú nettó beütésszám/csúcsterület relatív bizonytalansága 129

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. 130

Szignifikancia - kimutathatóság Másodfajú hiba: a mintában jelen van a keresett nuklid, mi mégis elvetjük a jelenlétét elismerı hipotézist. Tehát LD –nyi aktivitás jelenléte esetén β-nál nem nagyobb valószínőséggel adódna másodfajú hiba. A mért nettó beütésszámok eloszlását ábrázoló függvény ordinátáján a µ=LD várható értékő és σ szórású Gauss-eloszlás integráljának β hányada lesz LC-nél kisebb. 131

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 az LD-vel azonos nagyságú nett beütésszámra:

Var(LD ) = σ = S + σ = LD + B + σ = LD + σ 2

2 B

2 B

2 0

132

Szignifikancia - kimutathatóság LD általános esetben:

L D = L C + k β * (L D + A fenti másodfokú egyenletet kα = kβ = k helyettesítéssel megoldva ezt kapjuk:

2 LC 2 kα

)

L D = 2L C + k

2

133

Szignifikancia - kimutathatóság Mennyi lehet az LD-nyi beütésszám relatív hibája?

rLD =

1 1 2 2k B(1 + ) + k + B(1 + ) n n 1 2 2k B(1 + ) + k n

Behelyettesítünk α=β-t, valamint „n” számú alapszint-(háttér-)mérést feltételezünk. Ha n=1 és α = β = 5 %, az alábbi két jellemzı érték adódik: ha B=1, a relatív szórás 42%, ha B=10000, a relatív szórás 31%. 134

Szignifikancia - kimutathatóság

135

Szignifikancia - kimutathatóság

136

Szignifikancia - kimutathatóság Ellenırzés: az így definiált csúcs generálása a spektrumban, felismerése a csúcskeresı rutinnal. TERVEZİPROGRAM!

Határozzuk meg egy, a spektrumban nem látható radioizotóp kimutatható aktivitását! 1. A várható csúcs centruma és szélessége 2. LC számítása a mért spektrumból („B” kijelölése!) 3. LD számítása LC-bıl [beütésszám] 4. Átváltás aktivitásra [Bq]

A LD

 LD    tm   = f γ × η( E ) 137

Mesterséges radioaktivitás kimutatása természetes sugárforrások jelenlétében • Természetes radioaktivitás komponensei • Állandó és változó intenzitású komponensek • Speciális esetek: a „mesterséges” radioaktivitás is természetes radionuklid, csak… 138

Természetes sugárterhelés : átlagosan 2 - 3 mSv/év belsı sugárterhelés 65 – 70 % (radon és toron leányelemei, 40K, 14C, 3H stb.) külsı sugárterhelés 30 – 35 % (kozmikus sugárzás, ısi nuklidok γ-sugárzása a talajból, építıanyagokból) továbbá: orvosi eredető sugárterhelés átlagosan már >1 mSv/év

139

222Rn

(Radon) leányelemek

Rn-222

T= 3.83 nap

α (5.49 MeV)

Po-218

T = 3.11 perc

α (6.00 MeV)

Pb-214

T= 26.8 perc β (500 keV) γ (295 keV ; 352 KeV)

Bi-214

T= 19.9 perc β (1400 keV) γ (609 keV ; 1120 keV ; 1765 keV)

Po-214 T= 164 µs α (7.69 MeV) ------------------------------------------------------------------------------------------Pb-210 T= 22.0 év … 140

220Rn

(Toron) leányelemek

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 óra

β (570 keV) γ (239 keV)

Bi-212

T= 60,6 perc

β (240 keV) α (6.05 MeV) γ (727 keV)

Po-212

T= 0.3 µs

α (8.78 MeV)

Tl-208

T= 3.05 perc β (700 keV) γ (583 keV ; 2614 keV)

64 % 36 %

141

Hogyan jut a radon a lakótérbe?

142

Honnan jut radon a lakótérbe?

Forrás: Jobbágy Viktor Ph.D. dolgozata (2007) 143

144

PÓRUS – a radon közvetítıje a felszíni légtérbe Forrás: http://konyvtar.uni-pannon.hu/doktori/2007/Jobbagy_Viktor_dissertation.pdf

Emanáció: radon kibocsátása a rádiumot tartalmazó szilárd szemcsékbıl a pórustérbe Exhaláció: radon kijutása a légtérbe A talaj átlagos exhalációs sebessége: 17 mBq/m2/s 222Rn 145

146

??

147

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 radon-koncentráció a levegıben, éves átlagban.” Készülı építıanyag-rendeletben: Az Európai Bizottság ajánlása szerinti ún. aktivitáskoncentráció-index alapján az építıanyag korlátozás nélkül felhasználható lakóépületek beltéri részleteihez, ha az alábbi összefüggés szerinti radioaktivitásindex értéke 1-nél kisebb.

C Ra−226 CTh−232 C K −40 I= + + ≤1 300 200 3000 148

Radon - szabályozás • Belsı sugárterhelés korlátozására: rádiumindex (Svédország)

I Ra

cRa − 226 = ≤1 200

149

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. 150

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

151

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 152

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 (c0 vagy EEC) ?? ► 1 mSv/év 153

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 154

Radongáz mérése levegıben – RADIM 3A

155

Radongáz mérése levegıben – RADIM 3A A mérés elve: „The radon diffuses into the chamber, covered by felt. The felt absorbs the air-borne radon decay products. The radon activity is determined by measuring the α-activity of 218Po, collected by the electric field on the surface of the semiconductor detector.” – Diffúziós kamra, a radon-leányelemek nem jutnak be a mérıtérbe. A mérıtérben az ott keletkezett radon-leányelemeket elektromos tér juttatja a Si detektor felületére. A győjtés és mérés számítási összefüggéseit ld. a Tsivoglu-módszernél. 156

Radon mérése vízben

157

RADIM-3W mérési elve

A vízben oldott radon kibuborékolva a mérıtérbe jut – a továbbiakban ld. RADIM 3A

158

Radongáz mérése Néhány további mérési megoldás:  CR-39 nyomdetektor: diffúziós kamrában „polikarbonát” felületén lánctörést okoznak az alfa-részecskék, a keletkezett nyomok maratással nagyíthatók. A nyomokat optikai számláló regisztrálja.  Radongáz mérése vízben: YAP (YAlO3:Ce) vagy YAG szcintillációs detektorral, közvetlenül a vízben lévı radont méri, kibuborékoltatás nélkül, a gammasugárzó leányelemek révén. 159

Radon meghatározása a leányelemek aktivitásából Az aeroszol elektrosztatikus leválasztása, bomlásgörbe meghatározása összes alfaintenzitás mérésével – Tsivoglu-módszer: összesalfaintenzitás mérése a győjtés befejezése után

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 160

Radon meghatározása – leányelemek kiszőrése a levegıbıl •

A1,c =

c1 V

λ1

(1 − e ) −λ1tc

−λ1tc

1− e = c1V   λ1tc

  

A szőrın tc győjtési idı alatt összegyőlı aktivitás az 1. leányelemnél arányos az adott leányelem átlagos aktivitás-koncentrációjával, az átszőrt térfogattal, és a „build-up” (felnövekedési) tényezıvel. A szőrés befejezése után exponenciális bomlás történik. 161

Radon meghatározása Tsivoglu-módszer: A „győjtés” diff. egyenleteinek megoldása a mintavétel végpontjára: A1c, A2c, A3c kifejezhetık.

∑I ∑I ∑I

α

(5) = ηm × (A1c × f1 ( t = 5) +A 2c × f 2 ( t = 5) + A 3c × f 3 ( t = 5))

α

(15) = ηm × (A1c × f1 ( t = 15) +A 2 c × f 2 ( t = 15) + A 3c × f 3 ( t = 15))

α

(30) = ηm × (A1c × f1 ( t = 30) +A 2c × f 2 ( t = 30) + A 3c × f 3 ( t = 30))

Az intenzitásokat mérjük, az idıfüggések kiszámíthatók – 3 egyenlet 3 ismeretlennel, megoldható. „Modern” megoldás: regresszióanalízis. (Ri a fenti egyenletrendszer jobb oldalán látható függvény.) n

χ2 = ∑ i =1

(∑ ΣI α ,i − R i ) 2 σ

2 I α ,i

162

Radon meghatározása A Tsivoglu-módszer fogyatékosságai:
Nem vizsgálható a 220Rn mennyisége;
Azonos hatásfokot feltételez az Eα-kra;
Nem veszi figyelembe a bomlást a mérési ciklusok alatt. „0” index: a mérési ciklus kezdetekor fennálló állapot tm

N = ηm × ∫ A(t )dt 0

N 1 − exp( − λ t m ) I= = η* A0 * = I0 * f m tm λt m 163

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 164

Környezeti monitorozás Általános és „korai riasztást adó (KRA)” módszerek Dózisteljesítmény-mérés ►►KRA Levegı radioaktivitásának mérése ►►KRA Nedves és száraz kihullás mérése Vízaktivitás-mérés Talaj- és növényminták mérése Állati minták mérése 165

Dózisteljesítmény-mérés Gamma-dózisteljesítmény szabadtéren

166

KORAI RIASZTÁS – környezeti dózisteljesítménymérı válasza 6 hónap alatt dose rate [nSvh]

A hosszú idıtartamú felvételen 3 hatás látható: • helyi hatás (kibocsátás), • gyors környezeti hatás (szennyezık terjedése), • lassú (évszaktól függı) változás

167

KORAI RIASZTÁS – helyi hatások Dózisteljesítmény [nSvh]

Frissen készített radioaktív sugárforrások használata figyelhetı meg az oktatóreaktor közvetlen közelében telepített mérıberendezéssel. Az ábrán 24Na sugárforrás elıállítása és tárolása által okozott hatás látható.

168

KORAI RIASZTÁS – csapadékcsúcsok Dózisteljesítmény [nSvh]

Az esı vagy hó rendszeresen kimossa a levegıbıl a lebegı port (aeroszolt). A földfelszínre jutó por felületén megkötött 222Rn- és 220Rn-leányelemek így feldúsulnak a mérıeszköz környezetében a száraz állapothoz képest. A leányelemek bomlásgörbéjét a felezési idejük jól jellemzi. Hasonló, de más lecsengéső csúcsok alakulnának ki mesterséges szennyezés légköri migrációja során is. 169

Aeroszolmintavétel és mérés Szőrés módja: állószőrı vagy mozgószőrı Detektorok: 1 vagy több sugárzásdetektorral (α- és β-spektrum, γspektrum) 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 222Rn-és 220Rn-leányelemek – mindkettı változik a mérés alatt! Mesterséges radioaktivitás „felépülése” a szőrın = lásd „radonos” differenciálegyenletek! 170

KORAI RIASZTÁS – aeroszol- és jódszőrés (AMS-02)

• • • • • •

Az AMS-02 állomások kiértékelı szoftvere az alábbi feladatokat látja el: Adatgyőjtés a detektorokból (α/β és γ); A nukleáris spektrometriai mérési adatok kiértékelése: mesterséges eredető radioaktivitás azonosítása a változó nagyságú természetes „alapvonalon”; A detektorok rendszeres újrakalibrálása (erısítés beállítása); Az elektromechanikus egységek vezérlése (manipulátor, levegıpumpa, szőrık rögzítése stb.) ; Adatátvitel a csatlakozó meteorológiai mérıeszközrıl és a dózisteljesítmény-mérırıl; Kommunikáció a központi számítógéppel.

171

Állószőrıs monitorozó berendezés

172

Állószőrıs monitorozó berendezés AMS-02 számítógéppel vezérelt manipulátor a szőrık rendezéséhez

173

KORAI RIASZTÁS – AMS-02 A mérıprogram optimális beállításai - Mintavételi ciklus: 24 óra - normális mód, 1 óra – rendkívüli mód - Mérési-kiértékelési ciklus: 5 perc - Figyelmeztetı/riasztó (F/R) üzenet: 3/1 olyan egymást követı ciklus után, ahol a mesterséges radioaktivitásra beállított szinteket túllépték. • •

• •

A jelentésekben küldött eredmények 222Rn és 220Rn EEC a mintázott levegıben [Bq/m3]; Ha az F/R küszöböt meghaladta az aeroszolhoz kötött mesterséges radioaktivitás mennyisége, minıségi becslés az aktivitáskoncentráció minimum és maximum [Bq/m3] értékeivel; Ugyanez az atomos és/vagy szerves jódokra: minimum és maximum [Bq/m3]; Ha nem volt mesterséges aktivitás jelen, LD-ket számol a program. 174

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 175

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.

176

Korai riasztás – AMS-02 – a gammadetektor válasza Egy mért gamma-csúcs intenzitásának függése a szőrın felhalmozódó radioaktivitástól: (Im = mért intenzitás [cps])

Im =

ηγ * fγ t LIVE

tTRUE

*

∫ 0

−

•

t LIVE *V * (1 − e )dt * λ tTRUE

C

−λt

ηγ: az adott gammavonalra vonatkozó hatásfok, fγ: gammagyakoriság, tLIVE: élıidı, .

tTRUE: valódi mérési idı, λ: bomlási állandó, V : térfogatáram. −

Az integrálás elvégzése után C [Bq/m3], a mintavételi ciklus alatt fennálló átlagos aktivitáskoncentráció kifejezhetı, V: teljes mintázott térfogat −

Im 1 C= * * ηγ * fγ V

λ * tTRUE

1 − e−λ*tTRUE 1− λ * tTRUE 177

KORAI RIASZTÁS – AMS-02 aeroszol szőrıjére helyezett PIPS detektor válasza 222Rn-leányelemekre (alfa-béta spektrum)

178

KORAI RIASZTÁS – AMS-02 aeroszol szőrıjére helyezett PIPS detektor válasza 220Rn-leányelemekre (alfa-béta spektrum)

179

Levegımonitorozás AMS 02-vel – mérés és kiértékelés Gamma- és alfa/béta-spektrum felvétele

180

Levegımonitorozás AMS 02-vel – mérés és kiértékelés Folyamatos mérési ciklus –HP Ge detektor

181

Levegımonitorozás AMS 02-vel Radon EEC mérési eredmények

182

Levegımonitorozás AMS-02-vel Aeroszol-generátorral kapott pillanatnyi és átlagos aktivitáskoncentráció

183

Egésztestszámlálás Az ember szervezetében jelenlévı radioaktivitás meghatározása = kiterjedt sugárforrásból származó gamma-intenzitás mérése NaI(Tl) szcintillációs detektor Hatásfokkalibráció: „etalon”-sugárforrás = fantom Problémák: egyenetlen eloszlás a szervezetben, sőrőségkülönbségek, háttér (blank) mérése Méréssel meghatározott aktivitás (Am)< Inkorporált aktivitás (Abe)!!! – kiürülés az inkorporációtól kezdve 184

Egésztestszámlálás Egy adott radioizotóp inkorporációjától származó lekötött egyenértékdózis a „T” (cél, target) szövetre így számítható:

1 HT = (∑us * ∑ f R * ER * QR→T * wR ) * mT S R us a sugárforrást tartalmazó szövetekben (S, source) t idı alatt bekövetkezı bomlások száma. AS az „S” szövetben lévı aktivitás, ER a sugárzás energiája, fR a bomlási gyakoriság, QR-T az abszorpciós faktor, m a „T” szövet tömege. t

u s = ∫ As (t )dt 0

185

Egésztestszámlálás Q értékét α és β-sugárzásra általában konzervatív becsléssel 1-nek választják, a γ-sugárzó radioizotópok minden egyes energiájára külön kell meghatározni, a sugárgyengülés általános egyenleteinek felhasználásával, valamint az adott szövet antropológiai, fiziológiai tulajdonságainak ismeretében. A fenti összefüggések kiszámításával, valamint az egész szervezetre történı, effektív lekötött dózist eredményezı összegzésével jutottak el a lenyelési és belégzési DCF-értékekhez (dóziskonverziós tényezı, egységnyi felvett aktivitás által okozott lekötött effektív dózis), amellyel már a felvett aktivitás ismeretében egyszerő arányossággal áll elı a dózis:

H E = Abe × DCF 186