KFKI-1986-07/K
PÁLFALVI J. HIRSCHNÉ TAKÁCS I.
TAPASZTALATOK E6Y (NEUTRON, ALFA) MAGREAKCIÓN ALAPULÓ SZILÁRDTEST NYOMDETEKTOROKBÓL FELÉPÍTETT SZEMÉLYI ALBEDO NEUTRON DOZIMÉTER MUNKASZINTŰ DOZIMETRIAI FELHASZNÁLÁSÁRÓL
^Hungarian academy of Sciences CENTRAL RESEARCH INSTITUTE FOR PHYSICS BUDAPEST
The issues of the KFKI preprint/report series are classified as follows: A.
Par'icle and Nuclear Physics
H.
Laboratory, Biomedical and Nuclear Reactor Electronics
B.
General Relativity and Gravitation
I.
Mechanical, Presicion Mechanical and Nuclear Engineering
J.
Analytical and Physical Chemistry
K.
Health Physics
С
Cosmic Rays and Space Research
0.
Fusion and Plasma Physics
E.
Solid State Physics L.
Vibration Analysis, CAD, CAM
F.
Semiconductor and Bubble Memory Physics and Technology
M.
Hardware and Software Development, Computer Applications, Programming
Nuclear Reactor Physics and Technology
N.
Computer Design, CAMAC, Computer Controlled Measurements
G.
The complete series or issues discussing one or more of the subjects can be ordered; institutions are kindly requested to contact the KFKI Library, individuals the authors. Title and class ification of the issues published this year: KFKI-1986-01/E
The Kronig-Penney model on a Fibonacci lattice
KFKI-1986-02/C
First results of high energy particle measurements with the TÜNDE-M telescopes on board the S/C VEGA-1 and -2
KFKI-1986-03/C
The VEGA PLASMAG-1 experiment: description and first experimental results
KFKI-1986-04/A
Half-classical three-body problem
KFKI-1986-05/A
Quark degrees of freedom in nuclei
KFKI-1986-06/E
Lattice gas model on tetrahedral sites of bcc lattice: anisotropic diffusion in the intermediate phase
KFKI-1986-07/K
Tapasztalatok egy (neutron-alfa) magreakción alapuló szilárdtest nyomdetektorokból felépített személyi albedo neutron doziméter munkaszintű dozimetriai felhasználásáról
KFKÍ-1986-G7/K PH EP iU'NT
TAPASZTALATOK E6Y (NEUTRON, ALFA) MAGREAKCIÓN ALAPULÓ SZILÁRDTEST NYOMDETEKTOROKBÓL FELÉPÍTETT SZEMÉLYI ALBEDO NEUTRON DOZIMÉTER MUNKASZINTŰ DOZIMETRIAI FELHASZNÁLÁSÁRÓL PÄLFALVI J., HIRSCHNÉ TAKÄCS ILONA* Központi Fizikai Kutató Intézet 1525 Budapest 114, Pf.49 * Központi Bányászati Fejlesztési Intézői 1525 Budapest, Pf.8i
HU ISSN 0368 53 30
KIVONAT A Szolnoki Kőolajipari Vállalattal és a Központi Bányászati Fejlesztési Intézettel közösen vizsgáltuk, hogy a neutron-karotázs méréseket végző, Arc-Be neutron forrást használó dolgozókat mekkora neutron dózisterhelés éri. A vizs gálatokhoz (n,n) magreakción alapuló szilárdtes nyomdozimétereket használtunk fel. Meghatároztuk a kiértékeléshez használandó modell neuÚron spektrumokat, és kidolgoztunk egy személyi számitógépen futtatható kiértékelő programot.
АННОТАЦИЯ Совместно с Сольнокским нефтезаводом и Центральным институтом развития техники горной промышленности проводилось исследование радиационной нагрузки от нейтронов сотрудников, работающих с Am-Ве-источниками. Исследования осно вывались на ядерной реакции (п,а) с использованием твердотельных трековых де текторов. Для проведения оценок был определен модельный нейтронный спектр и разработана программа оценки (NAFLU) для персональной ЭВМ.
ABSTRACT A method was elaborated to estimate the neutron dose burden oi workers exposed by neutrons from Am-Be sources during neutron-carotage investigations. For the measurements (n,&) solid state nuclear track detectors were used. 3 different neutron spectra were chosen for the evaluation which was performed by a computer program (NAFLU) written in Basic language for this purpose. The measured track densities and background values are qlvon in Tables 2-4. The calculated neutron fluences are presented in Tables j-7, and neutron doses are shown in Tables 8-10.
1. BEVEZETbS
Az előző évek során kidolgoztunk egy (n,oC) reak ción alapuló detektor rendszert, melynek neutron ér zékenységét számitásokkal meghatároztuk monoenergiás neutronokra [lf 2j. A számításokat kísérletileg is ellenőriztük - felhasználva különféle neutron forrá sokat - arra az egyszerű esetre, amikor a detektor minden szóróközegtől távol helyezkedik el Í2, 3J. Neutron érzékenység számításokat végeztünk olyari ebe tekre is, amikor a detektorok illetve több detektorból álló rendszer emberszerü fantomra van rögzítve [4, 5 1. A fantomra helyezett detektorok neutron érzékenységét, kisérleti úton is megvizsgáltuk J_6 |. [73-ben beszámoltunk a PAV-nál végzett előkisérleteinkról, amelyek során a meglévő detektorokból többféle dozimétert állitottunk össze és elsősorban azt vizsgáltuk, hogy ezek a rendszerek a környezeti hatásokat hogyan viselik el. Ezen tapasztalatok alapján folytattuk a munkát 1985-ben, hogy további adatokat nyerjünk a detektorok rutinszerű használhatósága't ille tően. A Központi Bányászati Fejlesztési Intézettel (КВРП együttműködve vizsgáltuk az olajiparban neutron-karotázs vizsgálatokat végző - Am-Be neutron forrást felhasználó dolgozók dózis terhelését. Ezen vizsgálatainkról számo lunk be a következőkben.
•m
2. KBPI SZEMÉLYI NEUTROK DOZIMÉTEREK VIZSGÁLATA
2.1. Heiyssini felmereo
A ooziméterben lévő detektorok kiválasztása el" ti. célszerűnek látszott egy olyan heiyssini felmérést végezni, amelyből kiderült, hogy az An-Re forrásra! dolgozók munkájukat milyen körülmények ke ott végzik és mekkora a várható dózisterhelés. A felméréshez egy Nuclear Enterprises gyártmányú univerzális REM mérőt alkalmaztunk. A KFKI-ban Uj-Be forrásokkal végzett mé rések alapján megállapítottuk, hogy a műszer 5-300 u3v/h dózisintenzitás tartományban ^10$ pontossággal mér.
Kegállapi tások: a/ Személyenként és havonta 90 uSv neutrondózis terhelés várható a
csoportok minden egyes résztvevőjére, mivel
a személyek a munkafolyamatok egyeо periódusait fel váltva végzik. b/ A helyszíni felmérés alapján látszik, hagy a dolgozók a neutrondózis zömét a konténerben lévő Am-Be fi.rrácok mozgatásakor kapják. A konténer polietilén ill. parafin anyaga (mindkettő feltehetően borozott) a neutron Í.; ре к t rumо t lágy j. t j a.
- 3 -
с/ A források mozgatáskor, használatkor
is padló
közeiben vannak igy a doziméterre eső szórt neutron hányad nagy, ami a spektrumot tovább lágyitja. d/ A forrásokkal történő manipulációk során a dozimé tereket maga az emberi test is árnyékolja az idő egy részében, ez szintén spektrum lágyitó effektus. Ezek alapján megállapítjuk, hogy olyan dozimétert és kiértékelési eljárást kell alkalmazni, amely az inter medier neutronok fluensének meghatározásán alapszik. A doziméter konstrukciója tegye lehetővé termikus, intermedier és gyors neutronok mérését figyelembe véve, hogy az egyes detektorok érzékenysége és a dózis kimutathatóság alsó határa függ az aktuális neutron spekt rumtól. e/ A detektorok előkészítése, vastagságának mérése, maratása, a nyomszámlálás ill. a háttér meghatározása az fi - 9] irodalmak alapján történik.
2.2. Detektorok összeállítása és kezelése
A szilárdtest nyomdetektor a Kodak-Pathé gyártmányú LR115 II tipusú cellulóz-nitrát. A detektor kb. 3 cm-es felületét 3 egyenlő részre osztottuk. Az első rész BNI (bór) radiátorral és Cd szűrővel, a második rész csaic BN1 radiátorral volt ellátva. A 3. részt radiátor nélkül hagytuk a gyorsneutronok becslésére.
- 4 -
Vizsgálatainkat 1985. IV. 11. és 1986. I. 10. között 60, 100 és 95 nap hosszúságú periódusokban végeztük. Összesen 22 db dozimétert osztottunk ki, ugyanazon szemé lyeknek mindhárom periódus alatt. Az új tipusú neutron doziméteren kivül a dolgozók magemulziós (proton meglökésen alapuló) filmet (NTA film, Kodak^ és CaS0,:Tm termolumineszcens (TL)- gamma dczis mérésére alkalmas — dózismérőket is viseltek. A dolgozók munkatevékenységét a lehetőségekhez mérte*., munkalapok kitöltésével, figyelemmel kisértük, hogy a helyszini fel méréssel nyert várható dózisterhelés adatok alapján az egyes periódusokra a neutron dózist becsülni is tudjuk. Minden vizsgálati periódus végén - az e célra fél retett detektorokból — meghatároztuk a lemaratott réteg vastagság — háttér nyomsürüség közötti összefüggést és a háttér értékek szórásának a lemaratott rétegvastagságtól való függését is. A háttér értékek szórása 30 - 20y£-ig változik a 8 - 9i5 um-es lemaratott rétegvastagság tartományban. Általában a doziméterek kiértékelésekor akkor tekintettünk egy mért nyomsürüség értéket a háttértől szigni fikánsan eltérőnek, ha az 50^-kal magasabb volt, mint a megfelelő lemaratott rétegvastagsághoz megáliapitott hát tér nyomsürüség. A doziméterek begyűjtése és kimaratása után az alábbi megállapitásokat tettük:
- 5 -
a/ Az összes detektoron, mindegyik sorozat esetében a gyorsneutron mezőben mérhető nyomsürüség a háttér felső határa alatt, vagy annak közelében volt (kisebb, mint az 1,5-szeres háttér), igy az itt mért adatokat a dózis megállapitáskor nem vettük figyelembe. b/ Az 1. sorozat esetében a l>-tól 20-ig terjedő sorszámú detektorokon mind a termikus, mind az intermedier mezőben a nyomsürüség a háttér érték körül ingadozott. Ezek a detektorok tehát további kiértékelést nem kivántak. c/ A 2. sorozatnál ugyanezt észleltük a 13-tól 22-ig terjedő sorszámú detektorokon a 16—os, 18-as és 21—es ki vételével, ezeket kiértékeltük, bár э nyomsürüség élete kéből előre látszott, hogy a várható dózis érték kb. I nagyságrenddel az első 12 detektor által jelzett értekek alatt marad. A3» sorozatnál a mért nyomsürüségek általában, de szembetűnően a termikus mezőben az első 2 sorozatban mérteknél alacsonyabbak voltak. Az egyes detektorok egy máshoz képest sem mutattak nagy különbségeket, ezért az összes detektort (l—21-ig} kiértékeltük. A nyomsürüség adatokból (2., 3». 4. táblázat] rau#állapitható azonban, hogy csak az intermedier mezűben lévő nyomok vizsgálatával kell foglalkozni a dózis becs léséhez» Egyben az is látszik, hogy a hciyszini í'eliiv'résből adódó, a spektrum lágyságára vonatkoz' következ tetések helytállóak.
- 6 -
2.3. A dózisbecslés menete
1. A feltételezhető neutron spektrumok meghatározása И. 1. ábra}: a/ szintetizált spektrum (Am-Ee forrás paraffin ré tegen áthaladva + padló- és levegőszórás figye lembevétele a SPECTRANS-3 programmal); b/ l/E spektrum feltételezése (gyorsneutron nincs); c/ tiszta Am-Be spektrum feltételezve.
Ю'
-|-i—r-|—i—r-y-i—i—1—•—rx~l—П"i—г-р—П"
Xf szintetizált
Ю 1/E
~юr*
Am-Be c6
Ю
Ю" t » KT ТНЮ° 1
.
I
«—i_L_i
Ю*
2
L \
i 3
i
i
Ю Ю Ю* Energia (eV)
_L_i 5
Ю
i,
i..-i—i—L 6
Ю
KBFI doziméterek kiértékelésekor használt spektrumok 1. ábra
7
ÍO
- 7-
2. A feltételezett spektrumokra a dóziskonverziós té nyezők (ill. a detektor érzékenység adatok) megha tározása (t. Г 7J-Den és az 1. táblázatban). 3. A NAFLU (НР97 ill. Commodore 64 gépekre irt) program mal az intermedier (és termikus) fluensek meghatáro zása» valamint a total fluensek képzése (a fluxussűrűség hányadok alapján). A NAFLU programot az OKKFT program keretében kimondottan az LR115 II tipusú nyomdetektorok kiértékelésére készítettük és alkalmas 5 féle előre meghatározott (n,at) radiátor felhaszná lásával felépített detektor jelzésből a neutron dózis illetve fluens méghat JL fására. A program futtatása az alábbi detektor "kiértékeled n
eljárás -t feltételezi. 3.1. A felhasznált detektor anyag (LR115 type 2) "lema ratott rétegvastagság - háttér nyomsürüség" össze függésének meghatározása (exponenciális görbe il lesztés). 3.2. A detektor anyag maratási sebességének (v ) meghatá fi
rozása. 3.3. A doziméterekből kiszedett detektorok érzékeny réte gének (J ) vastag3ágmérése. e
3.4. A detektorok maratása (több lépésben) úgy, hogy az eltávolitott rétegvastagság 8,5 - 9,5 да között le gyen (a maratási idő a Vg ismeretében számitható). 3.5. A detektorok maradék rétegvastagságának \L J t
mérése.
- 8-
5.6. Nyomsürüség mérések a csak BN1 radiátorral fedett (T), a Cd-mal is fedett (i) és a fedetlen (G^ de tektor felületeken. 3.7. A NAFLU program futtatásához szükséges input adatok: - a neutron spektrumok jellemzői, - a háttér-függvény paraméterei, - L , 1
T, I, G mért adatok.
+ш
Eredmények: - termikus neutron fluens, - intermedier neutron fluens l/E spektruir.ra, - totál neutron fluens (szintetizált neutron spektrumrajt - legvalószinübb neutron dózis (a szinteti zált spektrum alapján), - alsó és felső dózis határok (az l/E il letve az Am-Be spektrumok alapján). A kiértékelési eljárás egyes lépései (1-6-ig) a felhasz nálható mérőeszközöktől függenek - igy más ossz állitácol: más részeljárásokat igényelhetnek - ezért ezeket itt nem ismertetjük.
2.4. Eredmények
Az eredményeket táblázatokban foglaltuk össze, 1» A 2.
f
3» és 4. táblázatban megadjuk a NAFLU prog
ramhoz szükséges, mért detektor paraméter adatokat.
- 9-
2. Az 5.,6. és 7. táblázat a NAFLU programmal száraolt fluens adatokat tartalmazza a szintetizált és az l/E spektrumokra. Az első sorozatra - illusztrációként külön megadjuk a doziméterre eső fluens értékeket és a dozimétert viselő személy által a doziméterre vissza vert neutronokkal megnövelt ^totális) fluens értéket is. A megadott szórás értékek kizárólag csak a detektorok méréséből adódtak. 3. A 8.., 9« és 10. táblázatokban összefoglaltuk a neutron és gamma dózis értékeket. Megjegyzendő, hogy a legvalószinübb értékeket a szintetizált spektrumból kaphatjuk. A másik két spektrumból nyert dózis adatok az abszolút alsó ill. felső korlátot képezik. A szin tetizált spektrumra nyert dózis értékek maximálisan 2-es faktorral térhetnek el a valóságostól.
2.5. Következtetések
A helyszini felmérés egy idealizált esetre készült, igy csak a ténylegesen elvégzett munkafolyamatok alapján lehet várható dózis értékeket előre becsülni. A munkala pok alapján az első 12 dolgozóra a becsült és az első 2 mérési intervallumra összesitett dózis értékeket a 9. táblázatban közöljük, ahol összehasonlításra az NTA film 1
mel és az LRU ? tipusú nyomdetektorokkal mért neutron dó zis, ill. a TL detektorokkal гол gamma dózis értékeket is megadjuk.
-10 -
A 9» és 10. táblázatok dózis adatai alapján kimondhat juk, hogy ezek az igen egyszerű felépitésü doziméterek az előzetes felmérés alapján becsült várható dózis adato kat szolgáltatták elfogadható hibahatárokon belül f2-es, 3-as faktor 1 mSv alatt) és ahol az NTA filmmel mérhető dózis volt, ott a kétféle doziméterrel nyert értékek is elfogadható egyezést mutattak. A doziméterek kiértékelése azt mutatja, hogy a dol gozók által "elszenvedett" neutrondózis igen kicsiny. Még a második kisérleti terminus (lOO nap) is túl rövid egy elfogadható statisztikajú kiértékeléshez, ezért a kihordási időt még hosszabbra lehet választani. Mivel ennek a detektornak "felejtése" (fading) nincs, az ál talunk javasolt kihordási idő 4-6 hónap. Megállapítjuk továbbá, hogy a legvalószínűbb dózis, valamint az elfogadható alsó ill. felső dózishatárok meghatározására kidolgozott eljárás nagy megbízhatósággal alkalmazható, ezért a továbbiakban szükségtelen a dózis konverziós tényezők és detektor érzékenység adatok újra számolása minden egyes doziméter csere alkalmával. A meg lévő és az 1. táblázatban összefoglalt eredmények újra felhasználhatók a 2.3. pontban vázolt "Kiértékelési el járás "-ban. A korábban és ezzel a vizsgálat sorozattal párhu zamosan is használt NTA neutronfilm által
szolgáltatott
neutrondózis mérések hibája többszöröse az általunk hasz nált módszerrel nyert adatokénak - mert a mérhető meglökött
- 11
proton nyomok száma rendkivül csekély, statisztikai módszerekkel nem értékelhető, fadingjük nagy, 2—3 he tenkénti cserét igényelnek, ezért használatuk egy meg lévő, jobb módszer esetén nem indokolt.
3. KONKLÚZIÓ
Az itt ismertetett doziméterek és a számitógépes kiértékelési eljárás alkalmas személyi neutron dozi metriára olyan kevert neutron-gamma sugárzási térben, ahol a neutron spektrum lágy, gyors neutron komponens kisebb, mint 15-20 fo, A kiértékeléshez használt spektru-, mokat mindig egy előzetes felmérés során kell meghatározni
- 12 -
5.IRODALOM
[l] Pálfalvi J., 1982., Neutron Sensitivity of LRU5 SS1ITD Using Different (n,ot) Radiators, Nuclear Instruments and Methods, Vol. 203, pp. 451-457. [2] Pálfalvi J. 1983-, (n,<*) magreakción alapuló szilárdtest nyomdoziméter hatásfokának elméleti és kisérleti vizsgálata, KFKI-1983-46. (OKKFT 7.2.11.) f
£3] Pálfalvi J., 1984., Neutron Sensitivity Measurements of LR115 Track Detector with Some (n,oi.) Converters, Nuclear Tracks, V. 9., pp. 47-57. [4] Pálfalvi J., 1982., Neutron Sensitivity Calculations for Simple Albedo Track Detectors, Nuclear Tracks, Vol. 6, pp. 185-188. [5] Pálfalvi J., 1984., (n,<*-) magreakción alapuló szilárdtest nyomdetektorokból felépített személyi albedo neutron doziméter jelzésének vizsgálata szárnitással, КЖ1-1984-26. (üKKFT 7.2.15.) [б] Pálfalvi J., 1984., Calibration of Pission and (n,ec) Track Detectors on Phantom, Nuclear Tracks, V. 8, pp. 293-296. [7] Pálfalvi J., Horváth E., 1985., (n,<*) magreakción alapuló szilárdtest nyomdetektorokból felépitett sze mélyi albedo neutron doziméter hitelesitése fantomon különféle neutronforrások felhasználásával, KPKI-1985-33. (OKKFT 7.2.21.)
- 13 -
[8] JÓlfalvi J., 1981., On the Use of LR115 II Recoil Track Detectors for Neutron Dosimetry, Nuclear Instruments and Methods, Vol. 180, pp. 511-514.
9J Mlfalvi J., 1982., Baleseti dozimetriai célra hasz nálható radiátor nélküli szilárdtest nyomdoziméter fejlesztés, KFKI-1982-43. (OKKFT 7.2.4.)
- 14- 1. Táblázat A felhasznált spektrumokra átlagolt detektor jelzések és dózis konverziós tényezők.
(0,5 eV 500 keV) l/E n(n, \B
6
1,9-10~
6
5,5-10~
5
3,7*10~
-
3,7-Ю"
Abszorbeált dózis
-
5,9'10-
Ekvivalens dózis
-
6,7'10~
Ekvivalens dózis
_
T
dózis
Spektrumok szintetizált Am ~ Be
. -5
7,0-10
n
index
л
1 л
-
4,9'Ю"
5
bR 1 1 5
_
-z Q . l n '
8
3,9-10 "
LR115+L1F radiátor T.R115+Li B 0 radiátor
830 mSv .cm"* 1,3-Ю" 1900 mSv^-cm" 3,1-10~
LR115+BN1 radiátor
3800 msv^.cm" 6,3-Ю"
2
4
7
0
R
13
2
2
^iGycm
2
5
yuGycm
2
4
uSvcm
2
*3,6*10 глл-4^ „о,,. „„2 uSVcni
J
NTA film
radiátor nélkül
6
4
6,0-10" " T 7ЛП"б 1,7-10
, 1,5'10"°
5
4,0-10"
6
5
1,1-10"
5
- 15 2. Táblázat Az LR115 II tipusú nyomdetektorok kémiai maratással el távolított rétegvastagsága és a maradék rétegben meit nyomsürüségek. A háttér korlát a kontrol detektorok alapján megállapított maximális háttér nyomsürüséget je lenti az adott lemaratott rétegvastagságra vonatkoztatva. Az első mérési sorozat adatai
Doziméter
Lemaratott vastagság
Nyomsürüség
szama
C/M)
Termikus
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12
8,56 8,48
616 576 645
8,64 8,09 8,35 7,80 8,28 8,65 9,61 7,58 8,15 8,81
+
-
551+
-
445 693 +
+
1136 -
349 373
(nyum/cm"")
Intermedier
196 208 215 229 181 210 165 231 364 186 139 172
Győrt 101.
98 118 89 100 51 94 116 176 66 88 121
Háttér korlát
114 114 125 9!? 104 8^ 104 1?5 187 75 9b
136
A maratás előtti (ezért ismételhetetlen) vastagságmérés nagy hibája miatt ezek az értékek bizonytalanok. Emiatt a fluens értékek pontossága nem jobt, mint +_ 100%.
-16 3. Táblázat (l. a 2 . táblázat fejlécét) A 2. mérési sorozat adatai
Doziméter ^tagíIg* szama
fwm)
1 2 3 4 •5 6 7 8 9 10 11 12
9,21
13 14 15 16* 17 18* 19 20 21* 22
9,83 9,27 9,57 9,47 9,74 9,51 9,80 9,61
ошзитизе
*У
2
(nyom/cm )
H á t t é r
Termikus
Intermedier
Gyors
korlát
947 996
275 334 349 659 358 535 422 511 266 373 383 325
125 133 189 147 155 136 142 177 123 113
141 154 157 168 171 178 177 190 169 150 178 180
164 132 212 133 157 172 86 136 158
117 99 151 107 169 152 118 163 119
1080 2583 1283 1585 1514 1845
882
9,63 9,66
1429 1412
9,47
1045
9,49 9,20 9,58 9,31 9,66 9,82
129 108 191 170 213 212
9,54
. 152
9,49
170 159
9,17 10,04
ё
A detektor те gsé rt.lt
135-
141
167 137 174 127 193 160 157 175 143 186
** A gyors mezőben talált nyomok száma (32) csak 20%-kal nagyobb, mint a háttér korlát, ezért ezt nem vettük fi gyelembe a további értékelésnél. * A kiértékelést elvégeztük, bár a háttérnél alig nagyobb értékeket mértünk.
- 17 4. táblázat
(1. a 2. táblázat fejlécét)
A 3 * mérési sorozat adatai
Doziméter Lemaratott száma vastagság
Nyomsüriiségek (nyom/cm )
Háttér k o r l á t
Termikus
Intermedier Gyors
1
9,25
525
352
211
164
2
8,83
327
156
120
136
3
9,25
506
266
127
164
4
8,78
418
167
122
133
5
8,53
390
225
187
118
6
8,86
465
225
150
137
7
8,96
402
263
122
144
8
9,40
395
215
112
175
9
7,95
975
206
75
91
10
8,74
740
245
97
130
11
9,91
771
336
143
220
12
8,92
490
ЗЮ
105
141
13
9,02
600
385
157
148
14
8,82
480
310
180
135
15
8,90
362
199
107
140
16
8,10
263
188
88
98
17
8,87
528
345
120
138
18
8,66
660
380
127
126
19
9,22
455
290
90
162
20
9,10
630
167
112
153
21
8,96
365
199
114
143
22
A detektor e] veezett
- 18 5. Táblázat A NAPLU programmal számított neutron fluensek az első mérési sorozatra, (A "beeső" fluensben a doziméter vi selőjéről a doziméterre reflektált neutronok nincsenek beleszámítva, de a "totál" esetében igen.)
Doziméter száma
1 2 3 4 5
6
+
+
7 8
9 10 11 12
+
+
Neutron fluensek l/E szintetizált spektrumokra
Termikus fluensek (beeső) 10 n/cm 5
6
2
10 n/cm totál totál beeső
beeső
е*(Я
4,03 1,97 2,61 5,34 1,92 3,92 12,58 6,15 2,04 4,17 9,08 18,57 2,13 4,35 4,90 2,39 3,36 1,64 23,27 11,37 3,62 1,77 1,81 0,883
2,29 3,03 2,23 7,14 2,37 10,54 2,47 2,78 1,91 13,20 2,06 1,03
15 26 24 100 19 100 20 18 100 100 20 14
3,47 4,60 3,38 1С ,84 3,59 15,99 3,75 4,22 2,90 20,04 3,12 1,56
2
&(*)
2,73 2,74 2,67 X
3,08 X
2,38 3,23 2,27 X
1,99 1,07
l . a 2. táblázat megjegyzését. A termikus mező sérülése miatt nem értékelhető.
14 26 25 -
16 -
23 21 100 -
25 14
- 19 6. Táblázat A NAFLU progranmal számitott neutron fluensek a 2. mérési sorozatra, ( A "totál" fluenseket itt nem adtuk meg, a dózis meghatározásnál csak a "beeső" fluenseknek van jelentősége, lásd az 5b táblázat fejlécét is.)
Doziméter száma
l/E
Neutron fluensek és s z i n t e t i z á l t spektrumokra 1 0 n/cm 6
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 16 18 21
1,49 2,01 1,66 5,16 1,98 3,96 2,80 3,47' 1,44 2,53 2,58 1,87 0,258 0,209 0,417
2
1,73 2,34 1,93 5,99 2,30 4,60 3,25 4,03 1,67 2,94 3,00 2,17 0,299 0,243 0,484
Termikus fluensek
6W 12 15 15 13 16 12 15 15 12 16 17 11 15 14 10
10
5
n/cm
2
6(Я
2,10 2,08 2,39 6,02
12 15 15 12
2,91 3,44 ЗИ6 4,09 2,02 3,38 3,20 2,37 0,125 0,119
15 14
_
-
*
13 16 17 11 14 14 10 12'
* A termikus тегоЪеп mért nyomsürüség a háttérnek megfelelő értékű volt csak.
20 -
7. táblázat
(l. a 6. táblázat fejlécét)
Neutron fluensek a 3» mérési sorozatra
Doziméter száma
Neutron fluensek l/E és szintetizált spektrumokra 6
1 0 n/cm
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21
1,30 0,564 1,38 0,776 0,839 1,07 1,93 0,959 5,81 2,65 1,13 2,82 3,11 2,07 1,29 4,19 3,44 4,39 2,01 0,580 1,32
Termikus fluensek
6(fo)
2
1,51 0,655 1,60 0,900 0,974 1,24 2,25 1,11 6,75 3,08 1,31 3,27 3,61 2,40 1,49 4,86 3,99 5,09 2,34 0,673 1,53
12 23 13 18 19 14 17 9 24 18 17 17 23 18 16 27 12 20 11 9 17
4
10 n/cm 5,65 8,27 6,92 13,3 10,5 11,4 7,06 5,16 125,0 25,4 8,04 7,40 8,29 8,19 6,42 8,81 7,73 16,0 5,22 17,6 7,57
2
6(*)
6 23 11 14 14 14 13 9 11 21 17 14 15 19 14 22 17 22 14 13 20
21 в . Táblázat A mérési adatokból nyert dózis értékek a 3 féle neutron spektrumra é s a 2 mérési sorozatra. Az l / E és a t i s z t a Am-Be spektrumokra adott értékek az elképzelhető (abszolút) a l s ó i l l . felső határértékek. Doziméter száma
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 16 18 21
Neutron dózisok ()iSv) Spektrum: l/E Sorozat: 1 . 2, 43 55 • 44
131 49 286 42 46 24 401 44 17 — — —
43 47 36 98 38 69 49 50 27 64 43 31 10 4 11
szintetizált 1. 2. 152 201 148 474 157 701 165 185 127 879 137 68 —
115 156 128 398 153 306 216 268 111 196 200 144 20 16 32
Am-Be 1. 2. 345 441 313 1050
3^3 2290
393 369 217 3220
345 136 —
343 373 287 788 305 551 392 400 219 514 343 246 81 33 85
- 22 9. Táblázat Neutron és gamma dózis összesitések az 1. és 2. mérési intervallumra. Összehasonlításra megadjuk az HTA filmmel mért ill. a munkalapok és a helyszíni felmérés alapján becsült dózisokat is.
D
°-záma ' 3
1 с
3 4 5 6 7 8 9 10 11 12
+
+
+
+
er
Neutron dózisok (MSV) Szintetizált NTA filmmel Becsült spektrumra mért 267 557 276 872 310 1007 381 453 238 1075 337 212
400 320 320 280 280 400 210 400 430 320 240 360
522 522 481 349 633 637 502 620 Э€
X К К
Gamma dózisok ^Qy 1077 1727 2415 1957 508 912 530 1181 800 477 454 477
(lásd a 2. táblázat megjegyzését is) я 9-12. dozimétereket viselőik nem sorolhatók a terepi felmérések alkalmával vizsgált technológiai sorba, az izotóp tárolóban tevékenykednek, ill. javításokat végeznek, ezért az őket ért neutron dózi3 terhelés nem becsülhető.
-23-
10. táblázat A neutron és gamma dózis értékek a 3* mérési sorozatra
Doziméter száma
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21
Neutron dózisok (pSv) l/E szintetizált Am-Be NTA filmmel spektrumokra mért 29 13 30 1? 18 23 38 18 153 52 22 59 59 42 27 94 68 99 41 13 23
100 44 106 60 65 82 150 74 449 205 87 217 240 160 99 323 265 338 156 45 102
229 101 244 122 142 184 308 144 1230 421 180 471 471 334 217 751 543 793 332
юз 186
Gramma dózisok (p$y)
200 <100 <100
258 346 238 346 0 100 . 223 130 623 110 242 <100 588 280 323 240 277 210 638 170 242 110 196 <100 196 130 188 110 665 <100 204 *100 212 240 208 170 862 - nem volt mérve :
Kiadja a Központi Fizikai Kutató Intézet Felelős kiadó: Gyimesi Zoltán Szakmai lektori Dr. Kovách Ádám Példányszám: 170 Törzsszám: 86-252 Készült a KFKI sokszorosító üzemében Felelős vezető: Töreki Béláné Budapest, 1986. március hó
