Felhasználható szakirodalom

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

Felhasználható szakirodalom Fehér I., Deme S. (szerk.): Sugárvédelem (ELTE Eötvös Kiadó, Bp., 2010.) Kiss D., Horváth Á., Kiss Á.: Kísérleti atomfizika (ELTE Eötvös Kiadó, Bp., 1998) Előadásvázlat: http://www.reak.bme.hu/munkatarsak/dr_zagyvai_peter/letoeltes.html

2

Sugárvédelem II. Laboratóriumi gyakorlatok – A félév 2. felében 6 × 4 órás feladatok • Környezeti monitorozás • Dunavíz minta radioaktivitásának meghatározása • Gamma- és neutrondózis mérése egy reaktorcsatornában • Radonkoncentráció meghatározása • Árnyékolás számítása MICROSHIELD programmal • Egésztestszámlálás

3

Bomlási módok E sug   (i ,m E i ,kin ) p

p: a bomlási folyamatban kibocsátott részecskék m: nyugalmi tömeg Ei, kin: kinetikus (mozgási) energia

Bomlási módok: α, β („közvetlen”),γ („kísérő”), f (maghasadás, „összetett”) Az alfa-bomlás során a gerjesztett atommag egy hélium atom pozitív elektromos töltésű atommagját bocsátja ki 3 - 9 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 gyengítő elektrosztatikus energia is jelentősen csökken. Hajtóereje az erős kölcsönhatás. „Diszkrét” energiaváltozás: Ekin jellemző az adott radioizotópra, de megoszlik a részecske mozgási energiájára és a visszalökött mag energiájára. Az alfa-bomlás „hajtóereje” a nukleonok közti erős kölcsönhatás. 4

Bomlási módok Béta-bomlás: A részecskékre jutó kinetikus energia véletlenszerűen megoszlik az elektron/pozitron és a neutrínó/antineutrínó között, ezért az elektron(pozitron) kinetikus energiája nem diszkrét. A bomlás hajtóereje a nukleonok közti gyenge kölcsönhatás. 1) β- : elektron és antineutrínó kibocsátása n→ p+ + e- + νa: a rendszám eggyel nő 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 Az „elfogyott” pályaelektron pótlódik egy külső pályáról – kísérő karakterisztikus röntgensugárzás keletkezik 5

Bomlási módok Gamma-átmenet: a belső átrendeződés nyugalmi tömeggel és töltéssel nem rendelkező 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(ok) energiája diszkrét, azonos a megváltozott állapotú belső részecske által betöltött előző és következő energiaszint különbségével, ezért jellemző az adott radioizotópra. A mag belső energia-eloszlásának változása egyes esetekben (főként nagy tömegszámú magoknál és kisebb energiaváltozásoknál, Εγ<2-300 keV) nem foton kibocsátásával jár, hanem az energia egy, általában belső, szimmetrikus atompályán rezidens (azaz a magon „belül” is >0 valószínűséggel tartózkodó) elektron mozgási energiájává alakul. Ez a belső konverzió (internal conversion, IC), amit szintén karakterisztikus röntgenfoton kell, hogy kövessen.

E   E e,kin  E e,köt

A belső konverziós elektron energiája diszkrét!

6

A sugárzások és az anyagi közeg kölcsönhatása A közeg kölcsönhatásra képes alkotórészei: elektronok, az atom elektromágneses erőtere, atommag. A közeg és a sugárzás közötti kölcsönhatás szerint: - Közvetlenül ionizáló sugárzások: α, β, γ, röntgen – az elektronoknak képesek azok ionizációjához elegendő 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 jelentős része (>50 %-a) nem ionizációt, csak gerjesztést eredményez, azaz összességében a közeg termikus energiáját növeli meg. A gyorsan mozgó szabad töltéshordozók (α2+, β- és β+-részecskék, ionizációra képes szekunder elektronok) az atomok elektromágneses terében fékeződve járulékos fotonsugárzást = folytonos röntgensugárzást kelthetnek. 7

Alfa- és bétasugárzás abszorpciója az anyagban

R: hatótávolság (range) 8

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

9

Alfa- és bétasugárzás kölcsönhatása anyagi közeggel α-sugárzás LET-értéke vízben: ~150 keV/μm Energiaátvitel: - elektronnal: ionizáció/gerjesztés; - atommaggal: egyes célmagokkal (pl. Be) [α,n] magreakció lehetséges (neutronforrások: Pu(Be), Am(Be)) Hatótávolság (range) vízben 40 μm (5,3 MeV-re), levegőben néhány cm. β-sugárzás LET-értéke vízben: <10 keV/μm (közepes energiákra <1 keV/μm) Energiaátvitel: - elektronnal ionizáció/gerjesztés; - atom elektromágneses erőterével: fékezési sugárzás (folytonos röntgensugárzás, energiája a közeg rendszámától is függ), Cserenkovsugárzás: az adott közegben érvényes fénysebességnél nagyobb sebességű elektron látható fényt is kibocsát. Hatótávolság (range) vízben mm - cm nagyságrendű, lényegesen kisebb, mint az energia-átvitelben részt vevő elektronok összes megtett úthossza! 10

Interactions of alpha-particles

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

11

Interactions of electrons

Fékezési röntgensugárzás

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

12

Interactions of positrons

annihiláció

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

13

Közelítő összefüggések • α-részecske hatótávolsága levegőben:

R (cm) = 0,318.E3/2 E: energia MeV-ben

• α-részecske hatótávolsága bármely anyagban:

Rm,α (g.cm-2) = 10-4 (A.E3)1/2 E: energia MeV-ben, A: az elnyelő anyag atomvagy molekulatömege. • β-részecske hatótávolsága bármely anyagban:

Rm,β (g.cm-2) ≈ Emax/2

Emax: a maximális β-energia MeV-ben 14

Közvetett ionizáció A neutronok az általuk mozgásba hozott töltött részecskék révén, illetve az általuk aktivált atommagok sugárzása révén okoznak közvetett ionizációt. A fotonok elektronnal ütközve ionizálnak, de az adott anyagban szabaddá váló töltések döntő részét a foton energiáját egészben vagy részben átvevő primer elektron energiája hozza létre. Ha a foton megmarad, valószínűleg egy másik résztérfogatban lép újból kölcsönhatásba.

15

Interactions of neutrons

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

16

Gamma-sugárzás kölcsönhatása anyagi közeggel Foton energiaátadása részben hullám- részben anyagi természetű rendszernek – „ütközés” • Elektronnal (ionizáció – többféle kölcsönhatásban, lásd később) • Atommaggal (abszorpció, [γ,n] magreakció, csak >5 MeV energiaküszöb felett) • Atom elektromágneses erőterével (küszöbreakció, csak >1,02 MeV energiánál)) Általános törvényszerűség: sztochasztikus (véletlenszerű) kölcsönhatás: nem minden „ütközés” hatásos

Az energiát átvett elektronok kinetikus energiája: - További ionizációt okozhat; - Ionizáció nélküli gerjesztést okozhat; - Fékeződéssel szekunder fotonsugárzás (folytonos röntgensugárzás) keletkezik; - A „kiütött” elektron helyére belépő külső pályaelektron energiatöbblete karakterisztikus röntgensugárzást ad.

17

Gamma-sugárzás kölcsönhatásai – teljes abszorpció A foton teljes kinetikus energiáját átadja a vele „ütköző” elektronnak. Mivel Ef >> Eion, ezért az elektron nagy sebességgel „távozik” az atompályájáról. A foton megszűnik.

Ef = Ee,kin + Ee,ion (régebbi nevén: fotoeffektus)

18

Gamma-sugárzás kölcsönhatásai – Compton-szórás A foton kinetikus energiát ad át a vele „ütköző” elektronnak. Mivel ΔEf >> 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 (az atommaghoz és az elektronokhoz egyaránt tartozó) elektromágneses erőterével lép kölcsönhatásba: átadja teljes energiáját és megszűnik. Az átvett energiából az atommag erőterében 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

Interactions of photons

párkeltés

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

21

Gamma-sugárzás intenzitásának gyengülése anyagi közegben dI = -I(x)  nc dx

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

I  I0  e Egyszerű modell: - Párhuzamos sugárnyaláb - Azonos részecskeenergia

 x

Integrálás után: általános gyengülési egyenlet

22

Gamma-sugárzás kölcsönhatása anyagi közeggel I  I0  exp( x) μ: összetett lineáris gyengülési együttható

ln 2 HVL  

HVL: half value layer felezési rétegvastagság

Az energia-átvitel több versengő (egymást kölcsönösen kizáró) forma közül egyszerre mindig csak egy formában történik. (Compton-szórás, teljes abszorpció, párkeltés)

μ = μ1 + μ2 + μ3

 : egységnyi tömegre vonatkozó  2

gyengülési együttható [m /kg] 23

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

Átlagos szabad úthossz = mean free path (MFP) = a közvetetten ionizáló részecskék és az anyag közötti kölcsönhatás egyik mérőszáma.

Víz Ólom

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

24

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

25

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

26

Mit fejez ki a gyengítési/abszorpciós együttható? Egy másik, „gyakorlati” felosztás:

  e  s.ph. µe = elektronok mozgási energiájának növekedéséhez vezető folyamat valószínűsége µs.ph. = szekunder fotonok mozgási energiájának növekedéséhez vezető folyamat valószínűsége KERMA = kinetic energy released in material absorption = a másodlagos részecskék mozgási energiájává alakult sugárzási energia 27

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

I  B  I0  exp( x) B: Build-up tényező – a szórt (szekunder) sugárzás azon része, amely a gyengítetlen nyalábbal „egy irányban” (a mérőeszköz vagy a dózist kapó személy felé) halad B nem konstans, függ a rendszámtól és (µx)-től – mindkettővel monoton nő.

Számítása pl.: http://www.radprocalculator.com/Files/ShieldingandBuildup.pdf 28

Build-up tényező energiafüggése B Gammasugárzás gyengülése vízben

k×MFP 29

Dózismennyiségek  Elnyelt dózis = Absorbed dose dE E  J D  , Gray, Gy  dm m  kg  Fizikai dózis: az anyag tömegegységében elnyelt összes (ionizációra és gerjesztésre fordított) sugárzási energia, csak fizikai kölcsönhatásokat foglal magába. Bármelyik ionizáló sugárzásra értelmezhető. Csak ionizáló sugárzásra értelmezett, de a teljes átadott energiát jelenti. Nem tartalmazza az anyagból kilépett (szórt, szekunder) sugárzási energiát. „Egyesíti” a különböző forrásokból származó energia-beviteleket. 30

Dózismennyiségek – fotonsugárzás dózisa  m2  A  Z  e   atom    atom  N A  mól  A    VM  m 3   mól   m2    A  A  3  m 

= lineáris energiaátadási tényező = térfogategységre jutó hatásos ütközési/gyengítési keresztmetszet / = „tömegabszorpciós” tényező = tömegegységre jutó hatáskeresztmetszet LET = dE/dx = lineáris energiaátadási tényező

σe= elektron hatásos ütközési keresztmetszet (valószínűség-jellegű mennyiség) σA= atomi hatásos ütközési keresztmetszet ütközés: abszorpció vagy rugalmatlan szórás ρA = atomsűrűség [darab/m3]

/ [m2/kg]

 dE     dx    További értelmezés: E be

31

Külső foton-dózisteljesítmény

dD   E  dt 

A f RE R E  4  r2  

ΦE: energiaáram-sűrűség (fluxus = fluencia idő 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  k  2 dt r

Érvényesség: pontszerű γsugárforrásra, gyengítetlen (primer) fotonsugárzásra. Izodózis-felület = gömb

Négyzetes gyengülési törvény – a dózisszámítás alapja kγ: dózistényező, szokásos dimenziója: [(μGy/h)/(GBq/m2)] 32

Egynél több fotont kibocsátó γsugárforrás dózistényezője j = összegzés az egyes energiákra k = közeg

 j f j E j     k, j k  4

P  A   f j  E j j Forráserősség (Source Power) [keV/s]

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

33

Point kernel: Source behind a shield

HVL: half value layer (felezési rétegvastagság) – lásd a 21. diát IAEA ERP Course Module L-ER-10. Characterization of External Emergency Exposure

34

Elementary source-target geometries

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

35

Adjustment of point kernel

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

36

Dose vs. distance from a source

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

37

„Mérhető” és „valódi” dózis KERMA: kinetic energy released in material absorption/attenuation

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

38

KERMA

Ef   E el. m   E el. mm   E

* f

Ef az „m” tömegbe belépő foton energiája; Ef* a kilépő 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”. 39

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 mérőberendezés dózisa (a detektor térfogata homogén: bárhol éri ionizáló sugárzás, ugyanolyan 40 válaszjel keletkezik benne)

Elnyelt dózis és KERMA A KERMA mérésére szolgáló berendezéseknél megadják, hogy milyen névleges mélységű „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 ICRUgömbfantomban



D

41

Külső sugárterhelés mérése Dózismérés: „utólagos” kiértékelés – személyi dozimetria • filmdózismérő - kémiai változás • TLD: szilárdtest-dózismérő (termolumineszcencia) • elektronikus dózismérők: elektroszkóp, impulzusüzemű gáztöltésű detektorok

Dózisteljesítmény-mérés: azonnali kiértékelés – területi dozimetria • impulzusüzemű gáztöltésű detektorok • szerves szcintillációs detektor

42

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

 E,x Dx  D m  E ,m

    x    fm      m

Az abszorpciós együttható energiafüggése legyen azonos a detektorra és a testszövetre = szövetekvivalens detektor; „energiafüggetlenség” = azonos energiafüggés a két közegre 43

Külső 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] 44

Külső dózis mérése Azonnali vagy összegzett válaszjel-kiértékelés = Dózisteljesítmény- vagy dózismérés. 

I D  D D 

D

ηD: dózisteljesítmény-mérési hatásfok (arányossági tényező)

 cps   nSv / h 

1 1   I( E )    I 0 (E)  exp   B (E)  x B  D E D E

D: detektor B: gyengítő közeg (pl. detektor ablaka, fala) 45

Külső dózis mérése Ha a detektorhatásfok energiafüggetlensége nem teljesíthető, spektrális felbontás alkalmazása is szóba jöhet: 

D

I D ,g

 g

D ,g

g: energiacsoportok jele, amelyekre nézve ηD konstansnak tekinthető.

46

Dózisteljesítmény mérése az energiafüggés figyelembe vételével Dózisteljesítmény-mérés energiaspektrumok alkalmazásával: az egyes energiatartományokhoz azonos intenzitás/dózisteljesítményátszámítási tényezőt (hatásfokot) rendelhetünk.

47

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 valószínűsége függ a dózistól, küszöbdózis nincs, a károsodás mértéke nem függ a dózistól. 48

Az emberi sejt modellje

49

Az emberi sejtmag modellje Membrán - burkolat - félig áteresztő - elválasztja a sejtmagfolyadékot a citoplazmától Nucleolus – RNS-t tartalmaz - fehérje és DNS szintézis DNS – a genetikus kódot tartalmazó makromolekula 50

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 51

Az ionizáló sugárzás determinisztikus hatása Determinisztikus hatás: - küszöbdózishoz kötött (legérzékenyebb szövetek: 0,3 – 0,4 Gy, embrió: 0,1 Gy) - szövetpusztulást (nekrózis) okoz a sugárzás, ennek mértéke a küszöbérték felett arányos a dózissal - akut/azonnali hatás - életveszélyes károsodások: központi idegrendszer, emésztőrendszer, vérképző rendszer Ha tá s 100%

0% Küs z öb

Dóz is

52

„Determinisztikus” dózisfogalom ND = D . RBE(R) ND: necrotic dose = szövetpusztulást okozó elnyelt dózis RBE: relative biological effectiveness = relatív biológiai károkozó képesség – besugárzási helyzetenként eltérő!! R: sugárzásfajta 53

Determinisztikus dózis: a sugárzás minőségének hatása

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

54

Determinisztikus dózis: sugárzás minőségének hatása áthatoló sugárzás esetén

Szerv: Besugárzás Hatás Bármely Fotonok szerv: pusztulás Neutronok Bőrszövet: Külső bétasugárzás pusztulás

RBE 1 3 1

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

55

Determinisztikus dózis: sugárzás minőségének hatása kevéssé áthatoló sugárzás esetén

Hatás: Szerv Gyulladás: Légzési rendszer részei

Gyomor-bél szindróma: Belek Hipotireózis: Pajzsmirigy Csontvelő szindróma: Vörös csontvelő

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

56

Vérképzés = vörös csontvelő károsodása A determinisztikus károsodás = nekrózis függése a dózisteljesítménytől (állatkísérletek!)

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

57

Az ionizáló sugárzás sztochasztikus hatása A „fő célpont” a sejtmag DNS-állománya DNS: cukor- és foszfátcsoportokból felépülő kettős spirál, amelyekhez szerves bázisok kapcsolódnak. Láncelem: nukleotid. A láncot a bázisok között hidrogénhidak tartják össze. DNS-ből felépülő örökítő elemek: kromoszómák. A DNS a sejtet felépítő 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. 58

A sztochasztikus hatáshoz vezető biológiai dózis fogalma Egyenértékdózis – a sejti szintű maradandó, mutációt okozni képes kártétel mértéke arányos a sugárzás LET értékével H = D.wR [Sievert, Sv] wR sugárzási tényező (Q minőségi tényezőből képezve) - a LET függvénye, független az expozíciós körülményektől! • 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. 59

Sztochasztikus sugárhatás

Találat

Dysplasia

Jóindulatú daganat

Rákos daganat

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

60

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

Kockázat

m=5*10 -2 /S v

Az egyénre vonatkozó kockázati függvény a szövetek kockázati függvényének összege

Dózis

A függvényt a Hiroshima és Nagasaki japán nagyvárosok elleni 1945-ös atombomba-támadás túlélőinek epidemiológiai statisztikájából (Atomic Bomb Survivors’ Cohort = ABSC) vezették le. 61

Az ionizáló sugárzás hatásai

IAEA Course: Basics of Radiation Protection Dosimetry of Ionizing Radiation

62

Az ionizáló sugárzás hatásai

IAEA Course: Basics of Radiation Protection Dosimetry of Ionizing Radiation

63

A kockázat – effektív dózis függvény meghatározása Elfogadott forma: LNT (linear – no threshold) Kérdőjelek:  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 időn át adhatók össze a dózisok? 64

A dózist okozó sugárforrás és a dózist elszenvedő személy kölcsönös pozíciója szerint külső és belső sugárterhelés jöhet létre.

E   H T w T [Sv ] T

w

T

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

1

T

Szöveti súlyozó tényezők az ICRP#103 (2007) szerint: ivarszervek wT=0.08 (genetikus hatás) szomatikus hatások legérzékenyebbek wT=0.12 tüdő, gyomor, belek, vörös csontvelő, emlő érzékenyek wT=0.04 máj, vese, pajzsmirigy stb. kissé érzékeny wT=0.01 bőr, csontfelszín Az adatok az általános daganatos statisztikából származnak! A kockázat-dózis függvény meredeksége NEM AZONOS az ABSC-statisztikáéval! 65

Effektív dózis – szöveti súlyozó tényezők

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

66

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 (felnőttek) vagy 70 év (gyerekek)  

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

67

Dózis és dózisteljesítmény mérése és számítása Külső dózis  Dózismérővel, dózisteljesítmény-mérővel mérhető  Számítási egyenlet (foton-dózisteljesítményre)  kγ dózistényezők: adott sugárforrás-geometriákra és elnyelő anyagokra határozható meg Belső dózis közvetlenül nem mérhető  Meghatározás módjai: egésztest-számlálás, vér- és exkrétum-analízis, bejutó anyagok (levegő, víz, ételek) analízise  DCF [Sv/Bq] dóziskonverziós tényező – egységnyi radioaktivitás inkorporációjához köthető effektív dózis  A dózist főként a radioaktivitást hordozó anyag tartózkodási ideje határozza meg  Akut (pillanatszerű) vagy krónikus (folyamatos) bevitel – eltérő effektív dózist eredményeznek 68

Külső sugárterhelés számítása Külső sugárterhelés: a sugárforrás aktivitásának és a detektor-forrás távolságnak ismeretében számítható. Kiterjedt forrásnál a pontszerű alapmodell módosul. A forrás és a személy közötti közegek sugárzásgyengítő hatását az abszorpció és a másodlagos sugárzás intenzitáshányadának növekedését kifejező build-up tényező határozza meg.



A D0  k   2 r 

D0 c A m  f (r, , , V)

D  D0   B j  exp   j  x j  



j

j= gyengítő közegek

69

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

H E  DCF  A be DCF radionuklidonként különböző, valamint: - Beviteli útvonal szerint (belégzés, lenyelés, bőrön át) - Életkor szerint (5 korcsoport) - A radionuklidot hordozó anyag kémiai jellege szerint is. 70

Belső sugárterhelés A dózist az egyes szövetek eltérő egyenértékdózisainak összegzéséből kapjuk, a dózist a radioaktív anyagot tartalmazó szövetekből 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

71

Belső sugárterhelés dózisa Az egyes szövetek egyenérték dózisát a radioaktív anyagot tartalmazó szövetekből kiinduló sugárzás (radiation R) okozza: a számításokban célpont- (target T) és forrás- (source S) szöveteket különböztetünk meg. (S=T is lehetséges)

  1 H T   u S  w R  E R  f R  Q R S  T   R S  mT A HT szöveti egyenértékdózist minden radioizotópra külön határozzuk meg. uS: az egyes forrás-szövetekben bekövetkező bomlások száma [darab] wR: sugárzási tényező [Sv/Gy] ER: sugárzási energia [keV/részecske] fR: részecske-gyakoriság [részecske/bomlás] mT: a célpont-szövet tömege [kg] Q az R sugárzásfajtának az S szövetből kiinduló és a T szövetben energiát 72 leadó hányada (elnyelési hányad)

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

u s   A s ( t )dt 0

QR ,ST  p()  p(abs.)  p()  4

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

p(abs.) /   f (x S , x T , R  /  ) p(abs.)  ,X  1  exp(  T x T )

E E

73

Általános biokinetikai modell

Methods of Internal Dosimetry for Emergency Response

74

Belső sugárterhelés számítása A dózisszámításhoz a minta mennyiségi analízise szükséges. Az analízis akkor lehetséges, ha • Ismertek a minta minőségi összetevői, vagy azok az analízis eredményeiből meghatározhatók, • A mennyiségi összetétel számításához hatásfokkalibráció áll rendelkezésre.

Im  A  f

Hatásfok:

megszámolt részecske összes

75

A belső sugárterhelés számítása Cél: az inkorporált radioaktivitás meghatározása • Egésztestszámlálás • Résztestszámlálás (pajzsmirigy, tüdő) • Testi minták aktivitásának meghatározása (vér, hajszál, exkrétumok: vizelet, széklet, izzadság) • Élelmiszerek és víz vizsgálata • Levegő aktivitásának meghatározása (aeroszol) 76

Belégzéssel bejutó radioaktivitás számítása

77

Egésztestszámlálás Az ember szervezetében jelenlévő radioaktivitás meghatározása = kiterjedt sugárforrásból származó gamma-intenzitás mérése NaI(Tl) szcintillációs detektor Hatásfokkalibráció: „etalon”-sugárforrás = fantom Problémák: egyenetlen eloszlás a szervezetben, sűrűségkülönbségek, háttér (blank) mérése Méréssel meghatározott aktivitás (Am)< Inkorporált aktivitás (Abe)!!! – kiürülés az inkorporációtól kezdve folyik már. 78

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

  1 H T    us   f R  ER  QR , S T  wR   R  S  mT us a sugárforrást tartalmazó szövetekben (S, source) t idő alatt bekövetkező bomlások száma. AS az „S” szövetben lévő aktivitás, ER a sugárzás energiája, fR a bomlási gyakoriság, QR-T az abszorpciós faktor, m a „T” szövet tömege. t

u s   A s ( t )dt 0

79

Egésztestszámlálás Q értékét α és β-sugárzásra általában konzervatív becsléssel 1-nek választják, ha S = T. 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 történő, effektív lekötött dózist eredményező összegzésével jutottak el a lenyelési és belégzési DCF-értékekhez (dóziskonverziós tényező, egységnyi felvett aktivitás által okozott lekötött effektív dózis), amellyel már a felvett aktivitás ismeretében egyszerű arányossággal áll elő a dózis:

H E  A be  DCF 80

Sugárvédelmi szabályozás • • • • • •

A sugárvédelem alapelvei Determinisztikus hatáshoz vezető dózis legyen lehetetlen Csak az „alkalmazásokhoz” kapcsolható dózis korlátozható, a természetes eredetű nem – a korlátozás a többletdózisra vonatkozik Expozíciós helyzetek: tervezett, baleseti, fennálló Indokoltság: a sugárforrás alkalmazásának több előnye legyen, mint kára Optimálás: az „alkalmazás” a lehető legnagyobb előnnyel kell, hogy járjon – optimális dózisszint – tervezési alap – ALARA (As Low As Reasonably Achievable) Egyéni korlátozás – immissziós és emissziós korlátok – át nem léphetők, ha a tervezési alap helyes volt.

81

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, EU BSS 2013-ban kidolgozva, elfogadása folyamatban Magyar jogszabályok: 1996. évi CXVI. tv. (atomtörvény) módosítva: 2011. évi LXXXVII. tv., kormány- és miniszteri rendeletek - Személyi sugárvédelem: EEFMI, NSZSZ, Országos Tisztiorvosi Hivatal - Környezeti sugárvédelem: volt KvVM, felügyelőségek - Nukleáris biztonság, sugárforrások és radioaktív hulladék nyilvántartása: Országos Atomenergia Hivatal 82

Sugárvédelmi szabályozás alá tartozó sugárzási helyzetek ICRP 103 (2007) és EU BSS (Basic Safety Standards – 2013) alapján:  tervezett,  veszélyhelyzeti és  fennálló sugárzási helyzeteket kell szabályozni. Szabályozás módjai:  tervezett helyzetben dóziskorlátok és dózismegszorítások;  veszélyhelyzetben és fennálló sugárzási helyzetben vonatkoztatási szintek az egyének védelmére és meghatározott társadalmi kritériumok figyelembe vételére 83

Sugárvédelmi szabályozás ICRP-103 Új sugárzási tényezők (wR)

84

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

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

85

Sugárvédelmi korlátok „Elhanyagolható dózis” ≤ 10 μSv/év – közvetlenül nem deklarált szabályozó → MENTESSÉG, FELSZABADÍTÁS DL – dóziskorlát - immisszió korlátozása tervezett sugárzási helyzetekre: effektív (lekötött) dózis; a külső és belső 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 tervezett sugárzási helyzetekre: egy, a kritikus (lakossági vagy foglalkozási) csoporthoz tartozó (reprezentatív) 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 összegzendők, DE a DC-k NEM ADHATÓK ÖSSZE, mert különböző helyekre és személyekre érvényesek!86

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

DC   (A max,i  DCFi ) i

Amax: Az adott dózismegszorításnál (DC) bevihető 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 élő lakosságra vonatkozó dózismegszorítás és a létesítményből * levegőbe és * vízi úton kibocsátott aktivitás közötti kapcsolatot a TERJEDÉSI MODELLEK (mobilitási tényezők) teremtik meg. A terjedés során a szennyezés hígul, de vannak dúsulást okozó részfolyamatok is. A modell és egy valóságos terjedési folyamat összevetése a validálás. 87

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 tényező [-] – az i-edik radioizotóp hígulása a kibocsátás helyétől a kritikus csoportig (≈reprezentatív személyig)

Ai KHK   1 i KHi DC 1 KHi   DCFi ,KRIT mf i ,KRIT 88

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

89

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

90

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 előforduló radionuklid egységnyi tömegre vonatkoztatott aktivitás koncentrációja nem haladja meg a külön jogszabályban meghatározott mentességi szintet. Mentességi szint: [Bq] és [Bq/g] – a legkedvezőtlenebb forgatókönyv mellett sem okozhat az elhanyagolhatónál (10 μSv/év) nagyobb dózist. Már az alkalmazásnál sem kell védelmi intézkedéseket alkalmazni, mert kicsi a károsítás kockázata. 91

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 forgatókönyvtől függően 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 – már nem okozhatnak az elhanyagolhatónál (10 μSv/év) nagyobb dózist.

92

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, gáztöltésű 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 félvezető detektorokkal (NaI(Tl), CsI(Tl), LaBr3(Ce), BGO, HP Ge) 93

BGO – bizmut-germanát szcintillációs detektor

94

A szcintilláció mechanizmusa

A „d” csapda szintről alapállapotba kerülő elektron által emittált fényfotont nem tudja elnyelni a kristály

95

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

96

CR-39 nyomdetektorral láthatóvá tett alfa-nyomok

97

Kis aktivitások meghatározása környezeti és biológiai mintákban – detektorok sajátosságai Analitikai detektorok mérési paramétereinek meghatározása - Kalibrációk A/ Sugárzás- és energiaszelektivitás – minőségi analízis Sugárzás-szelektivitás: jelalak és/vagy jelnagyság alapján Energia-szelektivitás: jelnagyság alapján Detektorrendszer: detektor + analóg eszközök + analizátor (MCA) Detektor analóg kimenőjele: 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 eredményező energia mennyiségének) függvényében: SPEKTRUM. 98

Kis aktivitások meghatározása környezeti és biológiai mintákban – detektorok sajátosságai Regresszió a csatornaszám / energia – függvény meghatározására: 2 n 1 ( c  f ( E )) i i  2r   2 n  m i 1 i

Az elméletileg várható összefüggés lineáris.

n: mérési pontok száma, m: az f(E) függvény együtthatóinak száma, c: az adott gammaenergiából kialakult csúcs centruma [csatornaszám], E: gammaenergia [keV] az izotóptáblázatból, i az i-edik csúcs centrumának varianciája, azaz leolvasásnak bizonytalansága. Χ2r: redukált maradványnégyzet-összeg (khi-négyzet)

f (Ei )  p 2  Ei  p1  Ei  p0 2

99

Kalibrációs paraméterek meghatározása  ( 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 előálló homogén egyenletrendszerből a paraméterek számíthatók. Előnyös, ha az egyenletrendszer a paraméterekre nézve lineáris vagy linearizálható. (Ha nem az, akkor iterációs megoldás szükséges.) Maradványnégyzet-összeg: az elméleti és a tényleges értékek között tapasztalt és a várt eltérések hányadosait összegezzük.

100

Csatornaszám/energia kalibráció

101

Kis aktivitások meghatározása környezeti és biológiai mintákban – detektorok sajátosságai B/ Hatásfok – mennyiségi analízis Regresszió a hatásfok / energia – függvény meghatározására Hatásfok:

megszámolt részecske összes

Gammasugárzásra: : számlálási hatásfok, Im: az adott radioizotóptól származó megszámolt jelek száma időegység alatt (intenzitás), A: aktivitás, f: gamma-gyakoriság

Im  A.f  102

Kis aktivitások meghatározása környezeti és biológiai mintákban – detektorok sajátosságai m

[ln(i )   p j . ln( E i ) ]

j 2

n

1    n  m i 1 2 r

j 0 2 ln i



Kétszer logaritmikus kalibrációs polinom (linearizált regresszió) Hatásfok – gammaenergia függvény Tapasztalat szerinti legelőnyösebb 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 fűződnek”. 103

Hatásfokkalibráció Számlálási hatásfok – γenergia összefüggés szcintillációs detektorra (MULTIACT szoftver)

Két, egymással versengő hatás eredője: a detektorba való bejutás és az energia ott történő leadása is függ az energiától, de egymással ellentétesen. 104

Kis aktivitások meghatározása környezeti és biológiai mintákban – detektorok sajátosságai C/ Felbontóképesség – a mennyiségi és a minőségi analízis előfeltétele, hogy az egyes spektrumcsúcsok (gamma, alfa) egymástól kellően szeparálva legyenek. Félértékszélesség (F) – a csúcs szélessége a csúcsmagasság felénél: az adott abszcisszákhoz tartozó ordináták különbsége. Kifejezhető csatornaszámban, energiában és relatív számként: F

Frel 

co

105

Detektorok sajátosságai felbontóképesség A gammacsúcsok szélesedésének oka a detektorban végbemenő bemenőjel – kimenőjel – transzformáció bizonytalansága. (Ennek egyik tényezője 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 függőleges tengelyén ábrázolandó, ezért ezt „függőleges” szórásnak nevezhetjük. A két hatás lényegében független egymástól. 106

Félértékszélesség FWHM – full width at half maximum

107

Félértékszélesség-kalibráció

Félértékszélesség (keV) – γenergia (keV) kalibráció MULTIACT szoftver

108

Gamma spektrum NaI(Tl) szcintillációs detektorral

109

Mérési bizonytalanság, hibaterjedés Nukleáris statisztikusság = „Függőleges” szórás a spektrumokban = a bomlások számával szigorúan arányos beütésszám bizonytalansága

Var N     N 2 N

„Hibaterjedés” – Propagation of Error Z származtatott sztochasztikus mennyiség X-ből, melynek varianciája ismert - közelítés sorfejtéssel, majd a sorozat 1. tagjának alkalmazásával:

 Z  Var Z  Var X      X 

2

110

Mérési bizonytalanság, hibaterjedés 1 – 1 minta- és háttérmérés, a nettó beütésszám varianciája: N  SB Var ( N)  Var (S)  Var (B)  S  B N S B rN   N SB Intenzitásra:

A variancia négyzetgyöke a szórás (σ); a relatív szórást (r) is gyakran használjuk.

N I tM rI  rN

111

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

1 n B  . Bi n i 1 1 n 1 B Var ( B)  2 . Var (Bi )  2 . Bi  n i 1 n n B B rB   n  B B

1 Bn 112

Mérési bizonytalanság, hibaterjedés A variancia gyakorlati alternatívája: tapasztalati szórás (az előző példára alkalmazva) s 2B  s 2B 

2 ( B  B )  i

n 1 2 ( B  B )  i n.( n  1)

sB rB   B

2 ( B  B )  i 2 2 B  n . B n.( n  1)  i  B n  ( n  1)  B 2

113

Mérési bizonytalanság, hibaterjedés Szorzat- és hányadosfüggvények varianciája :

Z  X.Y  Z   Z  Var ( Z)    . Var (X)    .Var (Y)  X   Y  2 2 Var ( Z)  Y . Var (X)  X .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

114

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

Im  A.f   1  I m A.f   I m 1  . 2 A f  A  I m 1  . 2 f  A f 

Behelyettesítve, és a relatív varianciákat kifejezve:

r2  rI2m  rA2  rf2

115

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

116

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

117

Gamma spektrum HP Ge félvezető detektorral

118

Gamma spektrum kiértékelése [GSANAL]

119

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

120

Spektrumanalízis alapjai Csúcsterület Közelítő terület: a ROI tartományában lévő 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.

121

Spektrumanalízis alapjai Csúcsterület szórása a trapézmódszernél

 R  L 1 Var ( N)   yi  ( y R  y L )  2   i L R

2

122

Spektrumanalízis alapjai Ha a „vízszintes” szórás véletlenszerűen növeli, illetve csökkenti az energiakonverziót, akkor a teljes energiaabszorpció által létrejövő spektrumcsúcsok alakja Gaussjellegű lesz:

N G(x)  e 2.

 ( x  ) 2 22

 ( x  ) 2

 y0  e

22

 a Gauss-görbe szórása (az inflexiós pontok közötti szélessége),  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 123

Spektrumanalízis alapjai A tényleges γ- és α-csúcsalakok aszimmetrikusak, elsősorban a csúcs baloldalán mutatkozik több „beütés”. Az „alapvonal” – elegendően „keskeny” csúcs esetében – a csatornaszám lineáris vagy esetleg parabolikus függvényeként közelíthető: B(x)=a.x+b a detektor-konverziós folyamatok pontos fizikai leírásával más alakzatok (pl. lépés- (erf(x)) függvény) is bevezethetők. Ha a csúcsok átfednek, az átfedő csúcsokat közös ROI-ban foglaljuk össze. A spektrumcsúcso(ka)t és az alapvonalat magában foglaló „válaszfüggvény” (response, R) az átfedő (esetleg módosított) Gaussprofilok és a közös alapvonalfüggvény összege:

R (x) 

 G(x)  B(x) p 124

Spektrumanalízis alapjai Az R függvény paraméterei regresszióval határozhatók meg. A regressziós maradvány-négyzetösszeg előállításához a ROI-nak legalább n=m +1 pontból kell állnia (csúcsonként (peak = p) legalább 3, lineáris alapvonalnál további 2 paraméter m=3.p+2).

[ yi  R i ]   2  i 1 yi n

2

2

Csúcsonként két paraméter: centrum és szélesség „rögzíthetők” – egyszerűsödhet az illesztés. 125

Spektrumanalízis alapjai Csúcskeresés Az illesztés a Gauss-függvény szórását és centrumát illetően nem linearizálható, így csak a paraméterek előzetes, pontos becslését feltételező iterációs regresszióval lenne megoldható. Egyszerűsíthető a feladat, ha a két nemlineáris paramétert külön eljárásban, az ún. csúcskeresés során rögzítjük. A fizikailag egymástól teljesen független paraméterek „együttes illesztése” elvileg is megkérdőjelezhető.

126

Spektrumanalízis alapjai A csúcs centrumának megfelelő csatornában a Gaussgörbe első deriváltja előjelet 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 elő lehet állítani. G( x )  

x  . y 0 .e 2 

 ( x  ) 2 22

  ( x  ) 2  ( x  ) 2   2  G( x )  .y 0 . exp  4 2   2 

127

Közvetlen spektrumkiértékelés csúcskeresés Centrum helye: 1. derivált zérushelye x   y .e G(x )   2 . 0 

 ( x  ) 2 22

Centrum helye: 2. derivált negatív minimuma ( x  ) 2   2 G ( x )  . y 0 .e 4 

 ( x  ) 2 22

128

A Gauss-csúcsalakfüggvény és deriváltjai

129

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

s

(k) i

  c k , j .yi  j w

Simítás = a szomszédos csatornatartalmak (beütésszámok) súlyozott átlagaként előállítható a spektrum k= 0., 1., 2. … deriváltja

Alkalmas - A csatornatartalmak „függőleges szórásának” csökkentésére; - A spektrum numerikus deriváltjainak előállítására - A simított adatok varianciájának számítására

Var (si( k ) )   c 2k , j .yi  j w

130

Közvetlen spektrumkiértékelés csúcskeresés Példa: „egyszerű” differenciaképzés ≈ első derivált számítása

( y i 1  y i )  ( y i  y i 1 ) y i 1  y i 1 s   2 2 1 1 c 0  0; c1  ; c 1   ; w  3 2 2 (1) i

131

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

i

(k)

s [i] (k)

Var (s [i])

ct. 

w

 w

ct.: a csúcs centruma

s ( k ) [i] Var (s ( k ) [i]) (k) s [i] Var (s ( k ) [i]) 132

Közvetlen spektrumkiértékelés Csúcsterület Gauss-függvénnyel közelített csúcsalaknál:

N p  2.y0,p .p Szórás és félértékszélesség kapcsolata:

F  8. ln(2) . 133

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

134

Közvetett spektrumkiértékelés Centrum

Csúcsterület

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

Bizonytalanság számítása KÖTELEZŐ! Eldöntendő, hogy egy feltételezett komponens jelenléte, illetve mennyisége szignifikáns-e ►A BIZONYTALANSÁG = a kimutatni vélt mennyiség szórása ALAPJÁN! 135

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. Elsőfajú hiba: a mintában nincs jelen a keresett radionuklid, mi mégis igazoltnak véljük jelenlétét. LC értékének megfelelő nettó beütésszám regisztrálása esetén legfeljebb α lehet annak a valószínűsége, hogy elsőfajú hibát követünk el. Minden α értékhez tartozik a normalizált normális eloszlásból egy kα-érték, amelynél a normalizált normális eloszlás integrálja éppen (1-α) lesz. 136

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

1 .e 2

 ( x 0 ) 2 2

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

k

 G n (x)  1  



137

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(  0)  S  B

138

Gyakoriság A „kritikus szint” (LC) értelmezése – az ábrát Halász Máté készítette

σ0

(1-α) α

LC=k⋅σ0

Beütésszám

Szignifikancia - kimutathatóság A kritikus szint, LC definíció-egyenlete:

LC  k  .0 k  .0 0      2 S

rLC

0 1   LC k 

2 B

ahol

B  2 B

2B

Az LC-vel azonos nagyságú nettó beütésszám/csúcsterület relatív bizonytalansága 140

Szignifikancia - kimutathatóság LD=”detection level” az a „valódi” jel = nettó beütésszám, amely, ha jelen lenne a mintában, β-nál nem nagyobb valószínűséggel eredményezne LC-nél kisebb, tehát a jelenlét elutasítását maga után vonó mért nettó jelszámot. Az LD-re vonatkozó vizsgálat megelőző (a priori) kritériumvizsgálat, eredménye LD várható értéke. 141

Szignifikancia - kimutathatóság Másodfajú hiba: a mintában jelen van a keresett radionuklid, mi mégis elvetjük a jelenlétét elismerő hipotézist. A másodfajú hiba biztonságosan elkerülhető: LD –nyi aktivitás jelenléte esetén β-nál nem nagyobb valószínűséggel adódhat másodfajú hiba. A mért nettó beütésszámok eloszlását ábrázoló függvény ordinátáján a μ=LD várható értékű és σ szórású Gauss-eloszlás integráljának β hányada lesz LC-nél kisebb. 142

A „detektálási határ” (LD) értelmezése – az ábrát Halász Máté készítette Gyakoriság

σLD

σ0

(1-α)

(1-β) β

α

LC=k⋅σ0

LD

Beütésszám

Szignifikancia - kimutathatóság LD definíció-egyenlete:

LD  LC  k  .LD  k  .0  k  . LD ugyanakkor a mért S bruttó beütésszám és a B alapszint várható különbsége is, tehát S = LD + B, és innen az LD-vel azonos nagyságú nettó beütésszámra:

Var LD     S    LD  B    LD   2

2 B

2 B

2 0

144

Szignifikancia - kimutathatóság LD-t általános esetben a rá nézve előálló másodfokú egyenlet megoldásával kapjuk meg: 2 C 2 

L L D  L C  k   (L D  ) k kα = kβ = k helyettesítéssel ezt kapjuk:

L D  2L C  k

2

145

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

rL D 

1 1 2 2k B(1  )  k  B(1  ) n n 1 2k B(1  )  k 2 n

Behelyettesítünk α=β-t, valamint „n” számú alapszint-(háttér-)mérést feltételezünk. Ha n=1 és α = β = 5 %, az alábbi két jellemző érték adódik: ha B átlaga =1, a relatív szórás 42%, ha B átlaga =10000, a relatív szórás 31%. 146

Szignifikancia - kimutathatóság

147

Szignifikancia - kimutathatóság

148

Szignifikancia - kimutathatóság Ellenőrzés: az így definiált csúcs generálása a spektrumban, felismerése a csúcskereső rutinnal. „TERVEZŐPROGRAM” – fontos része a gamma-spektrometriás programoknak.

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-ből [beütésszám] 4. Átváltás aktivitásra [Bq]

A LD

 LD    tm    f  .(E) 149

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

150

A természetes sugárterhelés összetétele Európában átlagosan 2 - 3 mSv/év • belső sugárterhelés 65 – 70 % (238U→radon, 232Th →toron, 40K, 14C) • külső sugárterhelés 30 – 35 % (kozmikus sugárzás, ősi nuklidok γ-sugárzása a talajból, építőanyagokból) Orvosi eredetű sugárterhelés: átlagosan 1,2 mSv/év (Mo., 2008-ban) 151

222Rn

(Radon) a 226Ra-ból Leányelemei:

222Rn

T= 3,83 nap

α (5,49 MeV)

218Po

T = 3,11 perc

α (6,00 MeV)

214Pb

214Bi

T= 26,8 perc  (500 keV)  (295 keV ; 352 KeV) T= 19,9 perc  (1400 keV)  (609 keV ; 1120 keV ; 1765 keV)

T= 164 µs α (7,69 MeV) ------------------------------------------------------------------------------------------210Pb T= 22,0 év … 214Po

152

220Rn

(Toron) a 232Th-ból Leányelemei:

220Rn

T= 55,6 s

α (6,3 MeV)

216Po

T = 0,15 s

α (6,77 MeV)

212Pb

T= 10,6 óra

 (570 keV)  (239 keV)

212Bi

T= 60,6 perc

 (240 keV) α (6.05 MeV)  (727 keV)

212Po

T= 0,3 µs

α (8,78 MeV)

208Tl

T= 3,05 perc  (700 keV)  (583 keV ; 2614 keV)

64 % 36 %

153

Hogyan jut a radon a lakótérbe?

154

Honnan jut radon a lakótérbe?

Forrás: Jobbágy Viktor Ph.D. dolgozata (2007) 155

156

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

Emanáció: radon kibocsátása a rádiumot tartalmazó szilárd szemcsékből a pórustérbe Exhaláció: radon kijutása a légtérbe A talaj átlagos exhalációs sebessége: 17 mBq/m2/s 222Rn 157

158

??

159

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 levegőben, éves átlagban.” Készülő építőanyag-rendeletben: Az Európai Bizottság ajánlása szerinti ún. aktivitáskoncentráció-index (c egysége [Bq/kg]) alapján az építőanyag korlátozás nélkül felhasználható lakóépületek beltéri részleteihez, ha az alábbi összefüggés szerinti radioaktivitás-index értéke 1-nél kisebb.

I

C 226Ra 300



C 232Th 200



C 40 K 3000

1 160

Radon az új EU-ajánlásban (Council Directive 2013/59/EURATOM = BSS) Recent epidemiological findings from residential studies demonstrate a statistically significant increase of lung cancer risk from prolonged exposure to indoor radon at levels of the order of 100 Bq m-3. The new concept of exposure situations allows [EURATOM] provisions … to be incorporated in the binding requirements of the Basic Safety Standards while leaving enough flexibility for implementation. Member States should ensure that these workplaces are notified and that, in cases where the exposure of workers is liable to exceed an effective dose of 6 mSv per year or a corresponding timeintegrated radon exposure value, they are managed as a planned exposure situation and that dose limits apply, and determine which operational protection requirements need be applied. 161

Radon - szabályozás • Belső sugárterhelés korlátozására: rádiumindex (Svédország) – c egysége [Bq/kg]

I Ra 

c 226Ra 200

1

162

Radonkoncentrációk A dózissal közvetlen kapcsolatba hozható mennyiség a potenciális alfa-energia-koncentráció (PAEC):

1  MeV PAEC  N1 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 levegő térfogata. Egy 218Po-nuklidból 6,02 + 7,69, összesen 13,71 MeV alfaenergia, egy 214Pb- illetve egy 214Bi-nuklidból 7,69 MeV alfaenergia juthat legfeljebb a szervezetbe. 163

Radonkoncentrációk Ha a radon-anyaelem (222Rn, „0” index) és leányelemei szekuláris egyensúlyban vannak, akkor aktivitásuk és aktivitás-koncentrációjuk körülbelül azonos. A0≈A1≈A2≈A3

 13,71 7,69 7,69   PAECeq  c0     2 3   1 A N 

illetve

c

A V

helyettesítéssel

164

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

13,71 7,69 7,69 c1   c2   c3  1 2 3 PAEC EEC   c0  13,71 7,69 7,69 PAECeq   1 2 3 165

Radonkoncentrációk EEC  c1  0,105  c2  0,516  c3  0,379 

EEC f  c0

Effektív egyensúlyi tényező 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 166

Radon meghatározása Gázkoncentráció mérése: nyomdetektor, aktív és passzív mérőkamrák detektor: átáramlásos ionkamra, Lucascella (ZnS(Ag) szcintillátor) 222Rn mérése vízben: folyadékszcintilláció vagy kibuborékoltatás 222Rn-leányelemek mérése: Tsivoglu-módszer (lásd később) alfa- és gamma-spektrometria 167

Radongáz mérése levegőben – RADIM 3A

168

Radongáz mérése levegőben – 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 -activity of 218Po, collected by the electric field on the surface of the semiconductor detector.” – Diffúziós kamra, a radon-leányelemek a szűrőn megkötődnek, nem jutnak be a mérőtérbe. A mérőtérben az ott keletkezett radon-leányelemeket elektromos tér vonzza a Si detektor felületére. A gyűjtés és mérés számítási összefüggései a Tsivoglu-módszernél közöltekhez hasonlóak. 169

Radon mérése vízben

170

RADIM-3W mérési elve

A vízben oldott radon kibuborékolva a mérőtérbe jut – a továbbiakban az elv azonos a RADIM 3A-nál leírtakkal.

171

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 lévő radont méri, kibuborékoltatás nélkül, a gammasugárzó leányelemek révén. 172

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

  dN1 c1  V f   1  N1 dt 1

Az 1. leányelem (218Po) nuklidjai számának változása a szűrő felületén

 . dN 2 c 2  V A 2. leányelem (214Pb) nuklidjai f    2  N 2  1  N1 számának változása a szűrő felületén dt 2 173

Radon meghatározása – leányelemek kiszűrése a levegőből  1t c  1 e c1V 1t c A1,c  1 e  c1V 1  1t c





  

A szűrőn tc gyűjtési idő alatt összegyűlő aktivitás az 1. leányelemnél arányos az adott leányelem átlagos aktivitás-koncentrációjával, az átszűrt térfogattal, és a „ingrowth” (felnövekedési) tényezővel. A szűrés befejezése után exponenciális bomlás történik. 174

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

I I I



(5)  m  (A1c  f1 ( t  5) A 2c  f 2 ( t  5)  A 3c  f 3 ( t  5))



(15)  m  (A1c  f1 ( t  15) A 2c  f 2 ( t  15)  A 3c  f 3 ( t  15))



(30)  m  (A1c  f1 ( t  30) A 2c  f 2 ( t  30)  A 3c  f 3 ( t  30))

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

( I  ,i  R i ) 2

i 1

 2I ,i

2  

175

Radon meghatározása A Tsivoglu-módszer fogyatékosságai:  0-nak veszi a 220Rn mennyiségét, azt így nem is lehet meghatározni;  Azonos számlálási hatásfokot feltételez az Eα-kra;  Nem veszi figyelembe a bomlást a mérési ciklusok alatt. „0” index: a mérési ciklus kezdetekor fennálló állapot tm

N  m   A( t )dt 0

N 1  exp( t m ) I    A0   I0  f m tm t m 176

Radon meghatározása Radon EEC mérése aeroszolszűréssel: Környezeti monitorozás részeként is megvalósítható. Mintavétel számítási egyenlete: ld. később 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 177

Környezeti monitorozás Általános és „korai riasztást adó (KRA)” módszerek Dózisteljesítmény-mérés ►►KRA Levegő radioaktivitásának mérése ►►KRA Nedves és száraz kihullás mérése Vízaktivitás-mérés Talaj- és növényminták mérése Állati minták mérése 178

Dózisteljesítmény-mérés Gamma-dózisteljesítmény szabadtéren

179

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

A hosszú időtartamú felvételen 3 hatás látható: • helyi hatás (kibocsátás), • gyors környezeti hatás (szennyezők terjedése), • lassú (évszaktól függő) változás

180

KORAI RIASZTÁS – helyi hatások Dózisteljesítmény [nSvh]

Frissen készített radioaktív sugárforrások használata figyelhető meg az oktatóreaktor közvetlen közelében telepített mérőberendezéssel. Az ábrán 24Na sugárforrás előállítása és tárolása által okozott hatás látható.

181

KORAI RIASZTÁS – csapadékcsúcsok Dózisteljesítmény [nSvh]

Az eső vagy hó rendszeresen kimossa a levegőből a lebegő port (aeroszolt). A földfelszínre jutó por felületén megkötött 222Rn- és 220Rn-leányelemek így feldúsulnak a mérőeszköz környezetében a száraz állapothoz képest. A leányelemek bomlásgörbéjét a felezési idejük jól jellemzi. Hasonló, de más lecsengésű csúcsok alakulnának ki mesterséges szennyezés légköri migrációja során is. 182

Aeroszolmintavétel és mérés Szűrés módja: állószűrő vagy mozgószűrő Detektorok: 1 vagy több sugárzásdetektorral (α- és β-spektrum, γspektrum) Mérési mód: a mintavétellel együtt vagy azt követően; tagolt vagy folyamatos mérési ciklusban. Kiértékelés: mesterséges eredetű szennyezés, radon (toron) EEC - LD vagy cA [Bq/m3] Háttér és alapszint: külső „gamma-dózistér”, illetve 222Rn-és 220Rn-leányelemek – mindkettő változik a mérés alatt! Mesterséges radioaktivitás „felépülése” a szűrőn = lásd „radonos” differenciálegyenletek! 183

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

• •

• •

• •

Az AMS-02 állomások kiértékelő szoftvere az alábbi feladatokat látja el: Adatgyűjtés a detektorokból (α/β és γ); A nukleáris spektrometriai mérési adatok kiértékelése: mesterséges eredetű radioaktivitás azonosítása a változó nagyságú természetes „alapvonalon”; A detektorok rendszeres újrakalibrálása (erősítés beállítása); Az elektromechanikus egységek vezérlése (manipulátor, levegőpumpa, szűrők rögzítése stb.) ; Adatátvitel a csatlakozó meteorológiai mérőeszközről és a dózisteljesítmény-mérőről; Kommunikáció a központi számítógéppel.

184

Állószűrős monitorozó berendezés

185

Állószűrős monitorozó berendezés AMS-02 számítógéppel vezérelt manipulátor a szűrők rendezéséhez

186

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

• •

A jelentésekben küldött eredmények 222Rn és 220Rn EEC a mintázott levegőben [Bq/m3]; Ha az F/R küszöböt meghaladta az aeroszolhoz kötött mesterséges radioaktivitás mennyisége, minőségi 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. 187

Mintavétel és mérés számítási egyenletei Az „első leányelem” gyűjtése és fogyása a szűrő felszínén:

  dN i ci  V f   i  Ni dt i

ci: aktivitáskoncentráció a levegőben [Bq/m3] ηf: szűrési hatásfok ≈ 1 : pumpasebesség [m3/s] λ: bomlási állandó [1/s]

V

Megoldás: integráló tag bevezetésével

 ci  V  dN i    i N i   exp( i t )   exp( i t )  i  dt  188

Mintavétel és mérés számítási egyenletei Integrálás, peremfeltétel: ha t=0, N=0  t ci  V 0 dNi  exp(i t )dt  i  0 exp(i t )dt t

 ci  V Ni   [1  exp(  i t )] 2 i

„Pillanatnyi” vagy „átlagos” koncentráció számításához ci változását vagy állandóságát kell feltételezni.

189

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

Im 

  f  t LIVE



t TRUE

 0



t LIVE C   t  V  (1  e )dt   t TRUE

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

tTRUE: valódi mérési idő, λ: bomlási állandó, V : térfogatáram. 

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

Im 1 C     f  V

  t TRUE 1  e t TRUE 1   t TRUE 190

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

191

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

192

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

193

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

194

Levegőmonitorozás AMS 02-vel Radon EEC mérési eredmények

195

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

196