MASARYKOVA UNIVERZITA PŘÍRODOVĚDECKÁ FAKULTA ÚSTAV FYZIKY KONDENZOVANÝCH LÁTEK

MASARYKOVA UNIVERZITA PŘÍRODOVĚDECKÁ FAKULTA ÚSTAV FYZIKY KONDENZOVANÝCH LÁTEK

Diplomová práce

Brno 2013

Pavel Vašíček

MASARYKOVA UNIVERZITA PŘÍRODOVĚDECKÁ FAKULTA ÚSTAV FYZIKY KONDENZOVANÝCH LÁTEK

STANOVENÍ OSOBNÍHO DÁVKOVÉHO EKVIVALENTU NEUTRONŮ POMOCÍ STOPOVÝCH DETEKTORŮ

Diplomová práce Pavel Vašíček

Vedoucí práce: Mgr. Pavel Kratochvíl

Brno 2013

Bibliografický záznam Autor:

Pavel Vašíček Přírodovědecká fakulta, Masarykova univerzita Ústav fyziky kondenzovaných látek

Název práce:

Stanovení osobního dávkového ekvivalentu neutronů pomocí stopových detektorů

Studijní program:

Fyzika

Studijní obor:

Aplikovaná biofyzika

Vedoucí práce:

Mgr. Pavel Kratochvíl

Akademický rok:

2012/2013

Počet stran:

91

Klíčová slova:

Neutron, detektor, dozimetrie, neutronové záření, leptání, stopa, hustota stop, rychlé neutrony, pomalé neutrony, dozimetr.

Bibliographic Entry Author:

Pavel Vašíček Faculty of Science, Masaryk University Department of Condensed Matter Physics

Title of Thesis:

Determination of Hp(10) dose by neutrons using the trace detectors

Degree programme:

Physics

Field of Study:

Applied biophysic

Supervisor:

Mgr. Pavel Kratochvíl

Academic Year:

2012/2013

Number of Pages:

91

Keywords:

Neutron, detector, dosimetry, neutron radiation, etching, track, track density, fast neutrons, thermal neutrons, dosimeter.

Abstrakt Diplomová práce se zabývá stopovými detektory neutronového záření a optimalizací podmínek zpracování a následného vyhodnocování detektorů. Hlavním cílem této práce je zvolit vhodnou metodu při zpracování

a

následného

vyhodnocení

stopového

detektoru

neutronového záření (zhotovení snímků na optickém mikroskopu). Dalším cílem je popsat vzniklé stopy a navrhnout vztah mezi plošnou četností stop a dávkou pro stanovení osobního dávkového ekvivalentu Hp(10) z výsledků vyhodnocení dozimetru.

Abstract This thesis deals with solid state nuclear tracks detectors and with optimizing the processing conditions and subsequent evaluation of the detector. The main objective of this work is to choose a suitable method for processing and subsequent evaluation of the solid state nuclear tracks detector (taking photos on an optical microscope). Another objective is to describe tracks and propose a relationship between the track density and the dose in order to determine the Hp(10) dose from the results of the dosimeter evaluation.

Poděkování Tímto bych chtěl poděkovat panu Mgr. Pavlu Kratochvílovi za vedení diplomové práce, jeho trpělivost a ochotu předávat mi své rady, připomínky a nápady. Také bych chtěl poděkovat všem blízkým ve svém okolí za vytvoření vhodných podmínek ke studiu a sepsání této práce.

Prohlášení Prohlašuji, že jsem svoji diplomovou práci vypracoval samostatně s využitím informačních zdrojů, které jsou v práci citovány.

Brno 9. května 2013

……………………………… Pavel Vašíček

Obsah 1

Úvod ............................................................................................. 11

2

Zdroje neutronů ............................................................................ 14 2.1

Radionuklidové zdroje neutronů ............................................................. 14

2.1.1 Štěpený zdroj

252Cf .............................................................................. 14

2.1.2 Zdroje neutronů založené na reakci (α, n)............................................. 15 2.1.3 Zdroje neutronů založené na reakci (γ, n) ............................................. 16 2.1.4 Neutronové generátory ........................................................................ 16 2.2

Zdroje neutronů založené na bázi urychlovačů částic .............................. 17

2.3

Jaderný reaktor (zdroj neutronů) ............................................................ 17

2.4

Veličiny popisující pole neutronů ............................................................ 19

2.4.1 Fluence neutronů ............................................................................... 19 2.4.2 Příkon fluence (hustota toku částic) ..................................................... 19

3

Interakce NZ s látkou.................................................................... 20 3.1

Jaderné reakce ....................................................................................... 20

3.1.1 Pružný rozptyl ..................................................................................... 21 3.1.2 Nepružný rozptyl ................................................................................. 22 3.1.3 Radiační záchyt .................................................................................. 22 3.1.4 Jaderné

reakce

vedoucí

k emisi

nabitých

částic

nebo

několika

neutronů ........................................................................................... 23 3.1.5 Štěpení jader....................................................................................... 24 3.2

Biologické účinky neutronů, dozimetrické veličiny ................................... 25

3.2.1 Přímý účinek ...................................................................................... 27 3.2.2 Nepřímý účinek ................................................................................... 27 3.2.3 Absorbovaná dávka D.......................................................................... 28 3.2.4 Lineární přenos energie L .................................................................... 29 3.2.5 Dávkový ekvivalent, ekvivalentní a efektivní dávka ............................... 29 3.2.6 Účinky na lidský organismus .............................................................. 32 3.3

4

Spektometrie neutronů ........................................................................... 33

Stopové dozimetry pevné fáze (SSNTD) ......................................... 35 4.1

Kalibrace neutronových dozimetrů .......................................................... 35

4.2

Mechanismus vzniku a leptání stop ........................................................ 37

4.3

Detektory SSNTD ................................................................................... 42

4.3.1 Dozimetry založené na reakci (n, f) ....................................................... 43 4.3.2 Dozimetry Tepelných neutronů založené na reakci (n, α) ...................... 44 4.3.3 Dozimetry

rychlých

neutronů

založené

na

odražených

jádrech

lehčích prvků ..................................................................................... 45

4.3.4 Dozimetry

rychlých

neutronů

založené

na

registraci

odražených

protonů ............................................................................................. 47 4.4

Detektor LR – 115 .................................................................................. 48

4.5

Vyhodnocování stopových detektorů ....................................................... 50

4.5.1 Využití stopových detektorů ................................................................ 52

5

Dozimetr Neutrak ......................................................................... 53 5.1

Leptání detektorú Neutrak ...................................................................... 56

5.2

Vyhodnocení detektorů Neutrak .............................................................. 58

5.2.1 Popis vzniklých stop ............................................................................ 59 5.3

Kalibrace dozimetrů Neutrak .................................................................. 62

5.3.1 Neutrak 144 – J .................................................................................. 64 5.3.2 Neutrak 144 – T .................................................................................. 66

6

5.4

Výsledek osobního monitorování ............................................................. 68

5.5

Neutrak jako součást celotělového OSL dozimetru ................................... 68

Přílohy .......................................................................................... 70 6.1

Zdroje záření při ozáření dozimetrů agenturou Eurados ........................... 70

6.2

Tabulka konverzních koeficientů ............................................................. 72

6.3

Ukázka zdroj

6.4

snímků

239PuBe.

vyhodnocování

dozimetru

Neutrak

144

-

J,

........................................................................................ 74

Ukázka snímků při vyhodnocování dozimetru Neutrak 144 – T, zdroj moderované

7

při

252Cf ................................................................................... 85

Závěr ............................................................................................ 87

Použitá literatura ............................................................................... 89

1 Úvod Rozvoj aplikací ionizujícího záření ve zdravotnictví, zemědělství, vědeckém výzkumu a průmyslu přispěl společně se vzrůstajícím počtem jaderných elektráren ke zvyšování nároků na dozimetrickou kontrolu. Tyto skutečnosti zapříčinily prudký vývoj dozimetrických metod v posledních letech. Tato práce je věnována zejména neutronovému záření (NZ) a jeho dozimetrii pomocí stopových dozimetrů pevné fáze. V úvodu jsou zmíněny zdroje NZ s vysvětlením interakce NZ s látkou, následuje zmínění základních veličin a jednotek používaných v dozimetrii a popsání biologických účinků ionizujícího záření (IZ). V další části jsou zmíněny základní principy v dozimetrii neutronů při použití dozimetrů pevné fáze, se kterými byly prováděny experimenty, které jsou vyhodnoceny v praktické části. Tato práce obsahuje souhrn informací o NZ a možnostech jeho dozimetrie. Jednotlivé kapitoly na sebe postupně navazují, a tak by se měl i člověk mající pouze základní znalosti IZ v textu dobře orientovat a diskutované problematice dobře porozumět. Následující text je určen osobám vyhledávajícím základní souhrn informací o dozimetrii neutronů se zaměřením na stopové dozimetry pevné fáze, všem studentům snažícím se pochopit různá úskalí této problematiky, a v neposlední řadě široké veřejnosti, která touží po tom dozvědět se něco více o NZ.

11

Seznam použitých zkratek NZ

Neutronové záření

IZ

Ionizující záření

ZZE

Zákon zachování energie

ZZH

Zákon zachování hybnosti

SSNTD

Stopové dozimetry pevné fáze

TLD

Termoluminiscenční dozimetry

SSD

Dozimetry na bázi přehřátých kapek

VIS

Viditelné záření

UV

Ultrafialové záření

Hp(10)

Osobní dávkový ekvivalent měřený 10 mm pod povrchem těla

OSL

Opticky stimulovaná luminiscence

TLD

Termoluminiscenční dozimetry

PADC

Polylallildiglykokarbonát

ICRP

Mezinárodní komise pro radiologickou ochranu

Tab. 1.1:

Seznam použitých zkratek.

Rozdělení neutronů podle energií Chladné Tepelné

<0,002 eV Pomalé

0,002 – 0,5 eV

Rezonanční

Tab. 1.2:

0,5 – 1000 eV

Středních energií

1 – 500 keV

Rychlé

0,5 – 10 MeV

Vysokých energií

10 – 50 MeV

Velmi vysokých energií

> 50 MeV

Rozdělení neutronů podle energií.

12

Vlastnosti neutronu

Tab. 1.3:

Hmotnost

1,675.10-27 kg

Složení

kvarky: ddu

El. náboj

0C

Spin

1/2

Antičástice

Antineutron

Objev

J. Chadwick (1932)

Vlastnosti neutronu [16].

Objev neutronu J. Chadwickem v roce 1932 otevřel cestu ke studiu jaderných procesů. NZ patří mezi nepřímé IZ a protože neutrony nenesou elektrický náboj, je schopno dobře prostupovat látkami a zúčastňovat se jaderných reakcí [4].

13

2 Zdroje neutronů

2.1 Radionuklidové zdroje neutronů Při procesu spontánního štěpení těžkých nuklidů z oblasti uranů a

transuranů

dochází

k emisi

neutronů,

k emisi

zpožděných

neutronů dochází jako důsledek radioaktivní přeměny některých štěpných produktů. Ačkoli je cena těchto zdrojů vysoká, významně se prosadily do užívání, rozšířenějšími zdroji však jsou radionuklidové zdroje na principu jaderných reakcí vedoucích k emisi neutronů, zejména na reakci (α, n), popř. (γ, n). Mezi nejdůležitější výhody radionuklidových zdrojů neutronů patří:  Malé rozměry, snadná manipulace a doprava  Dobře definovaná emise neutronů  Malé nároky na údržbu Tyto zdroje však mají také nevýhody:  Nižší emise neutronů než u jiných zdrojů  Široké spektrum neutronů  Často významné doprovodné záření γ

2.1.1

Štěpený zdroj

252Cf

Obecně může být řečeno, že aby byl určitý spontánně štěpený radionuklid použitelný jako zdroj neutronů, musí splňovat následující požadavky: musí mít přiměřeně dlouhý poločas rozpadu a zároveň musí být štěpení při jeho přeměně významně zastoupeno vzhledem k ostatním procesům. Těmto obecným podmínkám vyhovuje výše uvedený nuklid

252Cf.

14

252Cf

vykazuje zejména přeměnu α (96,9%), spontánní štěpení

představuje 3,1 % všech radioaktivních přeměn. V průměru se při každém štěpení emituje 3,75 rychlých neutronů, jejichž energetické spektrum je spojité, se střední energií 2,14 MeV. Neutronové záření je doprovázeno zářením γ (vzniká při přeměně α, při spontánním štěpení a z radioaktivních štěpných produktů) [3].

Zdroje neutronů založené na reakci (α, n)

2.1.2

Částice α produkované radionuklidovými zdroji mají dostatečnou energii, aby překonaly Coulombovskou potenciální bariéru lehkých jader a vyvolaly tak jadernou reakci. Ve zdrojích neutronů je jednou z nejdůležitějších reakce (α, n). Jako zdroje záření α se v současnosti používá zejména

241Am,

238Pu,

239Pu.

Nejdůležitějšími aspekty při

výběru vhodného zdroje záření α jsou poločas přeměny, množství doprovodného záření γ, popř. obsah radioaktivních nečistot, které ovlivňují přeměnové charakteristiky zdroje. Jako terčíkový materiál se nejčastěji používá beryllium, přičemž jedna reakce vedoucí k emisi neutronů je 9Be + 4He →

12C

+ n. Jelikož

se většina α částic zabrzdí v terčíku elektromagnetickou interakcí s elektrony v atomových obalech, jsou výtěžky zdrojů založených na reakci (α,n) poměrně nízké. Ostatní terčíkové materiály než beryllium se používají jen zřídka (izotopicky separovaný

13C,

přírodní Li,

přírodní B). Komerčně dodávané zdroje (obvykle válcového tvaru s vnějšími rozměry

řádu

cm)

zpravidla

mívají

emise

v rozmezí

mezi

105 – 108 neutronů za sekundu. Zdroje bývají v pouzdrech ze dvou vrstev nerezavějící oceli, u větších zdrojů bývá zároveň ve vnitřním pouzdře expanzní prostor pro snížení přetlaku při postupném uvolňování helia při přeměně α [3].

15

Zdroje neutronů založené na reakci (γ, n)

2.1.3

Radionuklidy, které využívají ke generování neutronů reakci (γ, n), se užívají jen výjimečně. Největšími problémy jsou jak nízký výtěžek, tak i vysoké pozadí fotonového záření. V podstatě jsou využitelné jenom dvě fotojaderné reakce: 2H + γ → 1H + n, 9Be + γ → 8Be + n. Jedinou výhodou těchto zdrojů je, že pokud jsou neutrony vyprodukovány fotony o stejné hodnotě energie, jejich spektrum je téměř monoenergetické, na straně druhé jsou k emisi neutronů zapotřebí zdroje s vysokými aktivitami, což vede k již zmíněnému vysokému pozadí [3].

Neutronové generátory

2.1.4

Neutronové generátory jsou stroje, které produkují NZ pomocí fůze izotopů vodíku – 2H a 3H. Původní konstrukce neutronového generátoru má podobu lineárního akcelerátoru. 2H, 3H nebo 2H a 3H jsou urychlovány na terč obsahující 2H, 3H nebo 2H a 3H. Neutrony jsou produkovány jako výsledky jaderných reakcí: D + T → n + (energie neutronů En = 14,1 MeV) a D + D

→ n +

3He

4He

(energie

neutronů En = 2,5 MeV). Nové generátory jsou tvořeny dutou prostupnou katodou, která je obklopena anodou. Katoda a anoda jsou umístěny v nízkotlakém vakuu, ve kterém, při vzniku doutnavého výboje, kladné ionty oscilují mezi katodou a anodou, až nakonec dojde k vzájemným srážkám, které vedou k výše zmíněným jaderným reakcím a produkci neutronů. Tyto generátory neobsahují žádný pevný terč a vyznačují se

mnohem

delší

provozní

životností

než

klasické

generátory

neutronů [34]. Neutrony produkované neutronovými generátory jsou využívány např. v metodě zvané neutronová aktivační analýza, která slouží ke

16

stanovení

prvkového

složení

zkoumaného

vzorku

po

stránce

kvalitativní i kvantitativní. Původně stabilní atomy jsou po interakci s neutrony přeměněny na nestabilní izotopy. Rozpad těchto nuklidů je doprovázen charakteristickým zářením γ, které je měřeno a z jeho množství se dá určit zastoupení původního mateřského prvku [35].

2.2 Zdroje neutronů založené na bázi urychlovačů částic Větší příkony fluence neutronů můžeme získat pomocí ozařování terčíků nabitými částicemi z urychlovačů. Tyto svazky mohou být od několika keV do asi 20 MeV monoenergetické. V principu může být použita libovolná jaderná reakce vedoucí k emisi neutronů, avšak vzhledem k účinným průřezům a jejich závislosti na energiích bombardujících částic jsou nejčastější reakce protonů, deuteronů a částic α na lehkých jádrech jako jsou 2H, 3H, 7Li a 9Be. Pro takové generátory neutronů postačuje vysokonapěťový lineární urychlovač nebo cyklotron. Při vyšších energiích bombardujících částic zároveň roste i energie neutronů, spektrum se ale stává polyenergetickým [3].

2.3

Jaderný reaktor (zdroj neutronů)

Mohutným zdrojem neutronů je také jaderný reaktor. Největší zastoupení v poli neutronů mají okamžité neutrony, které se uvolňují při štěpení jader nebo v krátkém časovém okamžiku po něm (<10-10 s). Podíl zpožděných neutronů a neutronů z fotojaderných reakcí je zanedbatelný. Jaderné reaktory, které jsou používány pro energetické účely, nemívají ozařovací kanály a únik neutronů z aktivní zóny je nežádoucím efektem. U výzkumných jaderných reaktorů bývají

17

neutrony často vyvedeny z aktivní zóny pomocí kanálů a využívají se tak jako zdroje neutronů. Po objevu štěpení se spektrum okamžitých neutronů Obr. 2.1: ze štěpení

235U

stalo předmětem častých výzkumů a pokusů popsat data

matematickým vztahem. Nejznámějším výsledkem je tzv. Wattova formule:

N (Tn )  0,484 sinh 2Tn e ( Tn ) ,

(2.1)

kde Tn je energie neutronů a N(Tn) je počet neutronů při Tn.

Obr. 2.1:

Spektrum neutronů ze štěpení

235U

[24].

Spektrum neutronů z jaderného reaktoru lze upravit filtrací, která může vést až ke kvazimonochromatickému spektru. Jako typický filtrační materiál může být použito např. Skandium. Další neutronové zdroje, jako jsou např. zdroje založené na tříštění

jader

svazkem

protonů

nebo

zdroje

vysokoteplotního

plazmatu, se používají jen zřídka, proto jim není věnována pozornost [3].

18

2.4 Veličiny popisující pole neutronů

2.4.1

Fluence neutronů

Fluence částic Φ vyjadřuje počet částic (neutronů), které procházejí jednotkovou plochou. Jednotkou fluence je m-2.



2.4.2

dN dS

(2.2)

Příkon fluence (hustota toku částic)

Příkon fluence φ je definován jako časová změna fluence částic v daném místě. Jednotkou příkonu fluence je m-2s-1.



d dt

(2.3)

Podobně jako jsme definovali veličiny uvedené výše, mohou být definovány i veličiny fluence energie a příkon fluence energie, jsou však vztáhnuty na energii částic [2].

19

3 Interakce NZ s látkou Při průchodu látkou interagují neutrony takřka výhradně jadernými silami. Neutron má nulový elektrický náboj a při průchodu látkou mezi ním a nabitými částicemi nepůsobí Coulombovské síly. Není ovšem vyloučena ani elektromagnetická interakce neutronu s jinými částicemi, energie této interakce je však velmi malá (při vzdálenosti elektronu a neutronu 10-13 m činí 10 eV). Neutrony interagují s látkou těmito základními procesy:  Pružný rozptyl (n, n)  Nepružný rozptyl (n, n‘)  Radiační záchyt (n, γ)  Jaderné reakce s emisí nabitých částic nebo neutronů (n, p), (n, α), (n, 2n), atd.  Štěpení jader (n, f)

3.1 Jaderné reakce Jadernou reakcí můžeme rozumět přeměnu jádra, která je vyvolaná interakcí

s neutronem.

Interagujícím

částicím

se

říká

jaderný

projektil (neutron) a terčové jádro. Produkty jsou obvykle jedno nové jádro a jedna nebo několik menších částic [17].

Terčové jádro + projektil Stabilní nebo radioaktivní

Jádro (jádra) + menší částice Lehké jádro, nukleony, foton

20

Při jaderných reakcích neutronů, stejně jako u všech jaderných reakcí, platí zákony zachování nábojového a nukleonového čísla, energie a hybnosti. Průběh jaderné reakce nejvíce ovlivňují tzv. účinný průřez

[m2], který výrazně závisí na energii projektilu a typu

jaderné reakce, počet terčových nuklidů N a příkon fluence φ [s-1m-2]. Podrobnější popis lze nalézt v [2] .

3.1.1

Pružný rozptyl

Pružný rozptyl je nejpravděpodobnějším typem interakce rychlých neutronů s látkou. Při této interakci se neutron střetává s jádrem atomu, předá mu část své energie a pokračuje ve svém pohybu. Může být popsán jako pružná srážka dvou částic, ze které lze pomocí ZZH a ZZE odvodit vztah:

E j  En

4M A M n

M A  M n 

2

cos 2   ,

(3.1)

kde Ej je energie přenesená na odražené jádro o hmotnosti MA, Mn je hmotnost neutronu s kinetickou energií En a  je úhel, o který se rozptýlí neutron na odraženém jádře. Odražené jádro poté ztrácí svoji energii v excitačních a ionizačních procesech. Ze vztahu (3.1) je také vidět, že množství energie předané při jedné srážce se bude zvětšovat s klesající hmotností, při rozptylu na vodíku tak bude velmi vysoké, což je velmi nebezpečné pro živé organismy. Neutron se zpravidla řadou pružných rozptylů zpomalí až na tepelné energie a poté je absorbován radiačním záchytem (kap. 3.1.3) [5].

21

Nepružný rozptyl

3.1.2

Nepružný rozptyl se výrazněji uplatňuje teprve při energiích nad 5 až 10 MeV a lze si jej představit jako dočasný záchyt neutronu a znovuemisi jádrem. Neutron ztrácí svoji energii a zachovává odražené jádro v excitovaném stavu. To poté emituje foton a vrací se do stavu základního. Pokud je jádro excitováno na energetické hladiny

vyšší,

než

je

první

excitovaná

hladina,

je

určitá

pravděpodobnost kaskádní emise několika fotonů. Kinetická energie bombardujícího

neutronu

se

rozdělí

mezi

kinetickou

energii

odraženého jádra, rozptýleného neutronu a energie emitovaných fotonů [5].

3.1.3

Radiační záchyt

Radiační záchyt je jednou z nejdůležitějších interakcí neutronů, a to zejména v oblasti nízkých energií. Obecně ho můžeme popsán rovnicí:

A Z

X n →

A 1 Z

X 

(3.2)

Neutron není odpuzován od jádra Coulombovskými silami, neexistují pro něj žádná omezení potencionální bariérou. Jakmile se neutron dostane do dosahu jaderných sil, vznikne složené jádro. Deexcitace poté probíhá emisí jednoho nebo několika fotonů. Výsledné jádro bývá často radioaktivní. Oproti původnímu, stabilnímu jádru, má navíc jeden neutron, což jej posouvá do oblasti jader vykazujících aktivitu   . Tato reakce má poměrně značný význam, protože slouží k průmyslové výrobě radioaktivních nuklidů, jako jsou např. a

32P

60Co.

22

3.1.4

Jaderné reakce vedoucí k emisi nabitých částic nebo několika neutronů

Po vytvoření složeného jádra může dojít k deexcitaci i jinými procesy. Při dostatečně velké excitační energii je např. možná emise částice α, protonu, dvou neutronů atp. Reakce (n, p) zpravidla probíhají s rychlými neutrony, protože je potřeba, aby složené jádro mělo dostatečnou energii k tomu, aby se proton uvolnil z vazby a následně při výletu z jádra překonal coulombovskou potencionální bariéru. Většinou se jedná o exoergické nebo jen mírně endoergické reakce. Typickým příkladem této reakce je: 32S

+n→

32P

+ p – 0,92 MeV

(3.3)

Podobné vlastnosti mají také reakce, při kterých se emituje částice α. Aby částice α opustila jádro přes coulombovskou potencionální bariéru, musí ve většině případů i u exoergických reakcí neutron přinést do jádra mimo vazbové energie i určitou kinetickou energii. Z tohoto důvodu k těmto reakcím dochází zpravidla s rychlými neutrony. Existuje ale několik reakcí na lehkých jádrech, které jsou exoergické do té míry, že jejich energie sama o sobě je postačující k tomu, aby částice α opustila jádro nebariérově. Typickým příkladem reakce je: 10B

+ n → 7Li + 4He +2,8 MeV

(3.4)

Reakce (3.4) se velmi často používá pro detekci tepelných neutronů a také pro stínění neutronů, na bóru má reakce (n, α) pro tepelné neutrony větší účinný průřez než reakce (n, γ). Příměsí bóru do stínícího materiálu se zároveň omezí pole záření γ z radiačního záchytu. Reakce (3.4) se využívá také při tzv. Bórové terapii, při které

23

se pacientovi podá sloučenina obsahující bór, která se metabolickými procesy koncentruje v nádorové tkáni. Nádor se poté ozařuje pomalými neutrony, jejichž energie se volí podle hloubky uložení nádoru. Částice α a ionty 7Li poté ničí nádorové buňky [2]. Jestliže má neutron dostatečně vysokou energii, stávají se možnými reakce (n, 2n), (n, np) atp. Nutnou podmínkou je, aby excitační energie jádra byla větší než vazbová energie nukleonů. Tyto reakce se zpravidla uplatňují při energiích neutronu kolem 10 MeV a výše. Výjimku tvoří reakce: 9Be

+ n → 24He + 2n,

(3.5)

Práh pouze 1,67 MeV je daný mimořádně malou vazbovou energií neutronu vůči terčíkovému jádru [3].

3.1.5

Štěpení jader

Pokud budeme bombardovat těžká jádra rychlými neutrony, může dojít k jejich rozštěpení na dva úlomky. Některá jádra mohou být rozštěpena i tepelnými neutrony, např.

233U, 235U,

239Pu.

Reakci

jaderného štěpení, obecně značenou jako (n, f), můžeme napsat jako:

A Z

X  n ZA11 Y1  ZA22 Y2  kn

(3.6)

Při štěpení se emituje několik neutronů a uvolňuje se značná energie (kolem 200 MeV na jednu reakci), což záhy po objevení tohoto procesu vedlo ke konstrukci jaderného reaktoru. Zároveň mohou být vlastnosti štěpných úlomků a dalších uvolňovaných částic využity pro detekci neutronů.

24

Jedním z nejdůležitějších štěpných nuklidů je nuklid

je

účinný

průřez

největší

pro

235U.

neutrony

Pro tento

s tepelnými

a rezonančními energiemi, přičemž jde o reakci nesmírně energeticky výhodnou. Mimo štěpných fragmentů se při štěpení jader emitují také okamžité neutrony se spojitým spektrem energií a okamžité fotony. Štěpné fragmenty jsou radioaktivní   , a tak se při jejich přeměně emitují elektrony a antineutrina. Zároveň je přeměna   doprovázena zářením γ a zpožděnými neutrony [3].

3.2

Biologické účinky neutronů, dozimetrické veličiny

Neutronové záření patří do skupiny tzv. nepřímo ionizujícího záření. Jak již bylo řečeno, kvanta neutronů nejsou nabita a svoji energii předávají nejprve v látce nabitým částicím a teprve ty látku ionizují. Tkáň je složena zejména z vodíku, uhlíku, dusíku a kyslíku. Neutrony, které do tkáně vstupují, s nimi interagují v závislosti na energii neutronů a na terčíkovém jádře. Souhrn interakcí je uveden v Tab. 3.1:. Pro každou oblast energií jsou však významné jen některé procesy. Pro tepelné a rezonanční neutrony se jedná o radiační záchyt na vodíku dusíku

1H(n,

14N(n,

γ)2H. Při dalším procesu se uplatňuje reakce na

p)14C. Pro rychlé neutrony je nejvýznačnější interakce

pružného rozptylu na jádrech, zejména vodíku. Při srážce neutronu s atomem vodíku ztrácí neutron v průměru polovinu své kinetické energie, naopak jádro vodíku získává dostatek energie k tomu, aby se uvolnilo z chemické vazby a stalo se silně ionizující částicí. Neutron s počáteční energií 1 MeV projde v průměru asi dvaceti srážkami, poté se dostane do tepelné rovnováhy s okolními částicemi, přitom urazí dráhu asi 5 cm. Zpomalený neutron poté difunduje několik cm

25

tkání, až je nakonec zachycen některým z procesů zmíněných v kap. 3.1.

Prvek

Interakce

Vodík

Pružný rozptyl, záchyt neutronu

Uhlík

Pružný rozptyl, nepružný rozptyl, reakce (n, α) Pružný rozptyl, nepružný rozptyl, reakce (n, p), (n, d)

Dusík

(n, α), (n, 2α), (n, 2n) Pružný rozptyl, nepružný rozptyl, reakce (n, α), (n, p)

Kyslík

Tab. 3.1:

Souhrn hlavních interakcí neutronů s prvky biologické tkáně [3].

Působení ionizujícího záření na lidský organismus má několik fází:  Fyzikální fáze: Charakterizuje ji absorpce energie záření v atomovém nebo molekulovém absorbentu (10-16 s).  Fyzikálně-chemická

fáze:

Charakterizují

ji

mezimo-

lekulární interakce (10-10 s).  Chemická

fáze:

Charakterizují

ji

tvorby

chemických

radikálů a jejich interakce s významnými molekulami (10-6 s).  Biologická

fáze:

Charakterizují

ji

komplexy

interakcí

produktů z předešlých fází s biologickým systémem. Její délka se pohybuje v rozmezí sekund až roků a to podle toho, kterou úroveň buněčné organizovanosti posuzujeme. Doba, která uplyne od absorpce záření do vzniku změn

26

v biologicky významných makromolekulách, je velmi krátká, zato časový rozvoj biologických změn je mnohem delší [1]. Biologické účinky ionizujícího záření se dělí na přímé a nepřímé účinky.

Přímý účinek

3.2.1

Přímý

účinek

je

způsobený

přímým

zásahem

makromolekuly

ionizující částicí a převažuje u buněk s nízkým obsahem vody. Je nebezpečný zejména u nukleových kyselin, ve kterých dochází ke štěpení vodíkových vazeb mezi komplementárními bázemi (Obr. 3.1:).

Nepřímý účinek

3.2.2

Nepřímý účinek je spojen s radiolýzou vody, můžeme jím rozumět změny způsobené volnými radikály H a OH, ty vedou k tzv. molekulovým produktům radiolýzy vody (H2, O2, H2O2), které interagují s biologicky významnými molekulami (Obr. 3.1:). Tento účinek se projevuje zejména u buněk s vysokým obsahem vody. O tomto mechanismu svědčí mnoho poznatků, např. to, že enzymy v roztoku jsou vůči záření mnohem citlivější než v suchém stavu. Nepřímý účinek se projevuje hlavně ve změně struktury DNA, což je velmi závažné a nezáleží na tom, jestli k poškození struktury DNA došlo

přímým

nebo

nepřímým

účinkem.

Jakýkoli

zásah

do

biochemického cyklu DNA je závažný. Dochází k ovlivňování syntézy enzymů a to včetně těch, které řídí samotnou DNA. Špatně syntetizované enzymy nemohou řádně vykonávat svoji funkci, jsou pro buňku cizí. Vyšší dávky záření způsobují změny v propustnosti membrán, vznikají poruchy dělení buňky, poruchy ve struktuře chromozomů a může dojít i ke smrti buňky. Platí, že vliv ionizujícího

27

záření na buňku je tím větší, čím méně je buňka diferencovaná a čím má buňka větší schopnost se rozmnožovat. Proto jsou organismy vůči záření nejcitlivější na počátku svého vývoje [2].

Obr. 3.1:

Přímý a nepřímý účinek ionizujícího záření [25].

3.2.3

Absorbovaná dávka D

Absorbovaná

dávka

absorbovaná

prostředím,

vyjadřuje

množství

v soustavě

SI

energie, má

která

byla

jednotku

gray

(Gy = J.kg-1). Z definice plyne, že absorbovaná dávka je střední množství energie odevzdané prostředí o určité hmotnosti dělené touto hmotností a 1 gray je poté energie o velikosti 1 J předaná 1 kg látky [2]. V souvislosti s neutronovým zářením se často používá veličina zvaná Kerma K charakterizující energii sdělenou nepřímo ionizujícím zářením při první srážce nabitým částicím. Za podmínky rovnováhy nabitých sekundárních částic se kerma rovná absorbované dávce. Jednotkou kermy, stejně jako dávky, je Gy.

28

K

dEk , dm

(3.7)

kde dEk je součet počátečních kinetických energií všech nabitých částic uvolněných nenabitými ionizujícími částicemi v objemu látky o hmotnosti dm. Zpočátku

byla

používána

jednotka

rad

(rad).

Platí,

že

1 rad = 0,01 Gy. Matematicky může být absorbovaná dávka vyjádřena jako:

D

dE , dm

(3.8)

kde dE je množství energie odevzdané prostředí o hmotnosti dm [33].

3.2.4

Lineární

Lineární přenos energie L

přenos

energie

stanovuje

hustotu

předávání

energie

prostředí. Jeho jednotkou je J.m-1. Matematicky může být lineární přenos energie zapsán jako:

L

dE , dx

(3.9)

kde dx je dráha, kterou záření prošlo a dE je energie, kterou prostředí přijalo na dráze dx [6].

3.2.5

Dávkový

ekvivalent,

ekvivalentní

a

efektivní

dávka

Dávkový ekvivalent a ekvivalentní dávka jsou veličiny, které vyjadřují relativní biologickou účinnost záření. Pro tyto veličiny byla podle

29

Rolfa Sieverta, průkopníka radiační ochrany, zavedena jednotka Sievert (Sv = J.kg-1). Dávkový ekvivalent H může být zapsán jako:

H  Q D ,

(3.10)

kde Q je tzv. jakostní faktor a D je dávka záření v uvažovaném bodě tkáně. Jakostní faktor Q souvisí s lineárním přenosem energie a jeho hodnota není obvykle známá, proto se používá pro praktické účely ekvivalentní dávka HT. Ekvivalentní dávka může být zapsána jako:

H T  wR  DT ,

(3.11)

kde DT je dávka záření v orgánu nebo tkáni a wR je tzv. radiační váhový faktor. Je to bezrozměrné číslo udávající biologické riziko různých druhů záření vztažené k záření fotonovému (Tab. 3.2) [2] [14].

Druh záření

wR

Fotony a elektrony všech energií

1

Neutrony o energii 10 keV

5

Neutrony o energii 10 Neutrony o energii 0,1 Neutrony o energii 2

100 keV

10

2 MeV

20

20 MeV

10

Záření α Tab. 3.2:

20

Radiační váhové faktory různých druhů záření [3].

Jelikož pravděpodobnost poškození orgánů při stejné dávce záření je různá

pro

různé

orgány,

navíc

neutrony

jsou

částice,

které

30

představují pronikavé záření, byl zaveden tzv. tkáňový váhový faktor wT, který tuto skutečnost bere v úvahu (Tab. 3.3:). Při hodnocení rizika jednotlivých orgánu se tedy ekvivalentní dávka ještě násobí tkáňovým váhovým faktorem [2].

Tab. 3.3:

Orgán

wT

Gonády

0,2

Žaludek, červená kostní dřeň

0,12

Štítná žláza, játra

0,05

Kůže

0,01

Tkáňové váhové faktory různých orgánů [2].

Efektivní dávka je součet ekvivalentních dávek vážených s ohledem na citlivost tkání a orgánů pro všechny ozářené orgány a tkáně. E   wT  HT ,

(3.12)

T

kde wT je příslušný tkáňový váhový faktor a HT je ekvivalentní dávka. Určení E vyžaduje znalost dávky a jakostního činitele ve všech orgánech lidského těla, což je poměrně těžkopádný a velmi často neřešitelný úkol. Proto byl pro osobní monitorování zaveden osobní dávkový ekvivalent Hp(d) jako dávkový ekvivalent v měkké tkáni v hloubce d pod daným místem na těle. Pro pronikavé záření se nejčastěji používá hloubka 10 mm. Hp(10) je měřen dozimetrem nošeným na povrchu těla.

31

Účinky na lidský organismus

3.2.6

Účinky

ionizujícího

nestochastické

a

záření

na

stochastické.

lidský Toto

organismus

rozdělení

je

dělíme

na

založeno

na

pravděpodobnosti, s jakou se po ozáření projeví patřičné poškození.

Nestochastické Nestochastické účinky se projevují po ozáření těla nebo tkáně takovou dávkou,

která

vyvolá

s

velkou

pravděpodobností

klinicky

pozorovatelné účinky během krátké doby po ozáření. Závislost pravděpodobnosti výskytu určitého poškození na ekvivalentní dávce záření má esovitý charakter a je pro ni charakteristická určitá minimální prahová ekvivalentní dávka, přičemž ekvivalentní dávky menší než je tato hodnota nezpůsobí poškození (Obr. 3.2:).

Obr. 3.2:

Závislost pravděpodobnosti výskytu poškození na

ekvivalentní

dávce.

Křivka

1

odpovídá

nestochastickým účinkům, křivky 2 a 3 účinkům stochastickým [2].

32

Stochastické Tyto účinky nevyvolávají během krátké doby po ozáření pozorovatelné poškození,

ale

mohou

působit

v budoucnosti.

Jsou

mnohem

nebezpečnější a “zákeřnější“ než nestochastické účinky, protože se mohou projevit při ozáření velmi malého počtu, popřípadě i jediné buňky. Vzniklé poškození se projevuje pouze u určité skupiny lidí a nikdy nelze dopředu říct u koho. Pravděpodobnost vzniku poškození je tím větší, čím větší dávkou byl jedinec ozářen. Dávka záření však neovlivňuje velikost poškození. Stochastické účinky můžeme přirovnat např. k ozařování nádorů, kdy se u některých ozářených jedinců v budoucnu objeví další poškození, ke kterým patří např. vznik dalších nádorových onemocnění, genetické poškození další generace a leukémie [2] [14].

3.3 Spektometrie neutronů Cílem spektrometrie je stanovit fluenci nebo příkon fluence neutronů a energetické rozdělení těchto veličin. Spektroskopie úzce souvisí a navzájem se ovlivňuje s dozimetrií, jejímž cílem je stanovit ekvivalentní dávku od neutronů a související veličiny, protože tytéž procesy interakce neutronů s látkou se využívají jak pro stanovení fluence, tak pro stanovení dávkového ekvivalentu [3]. K detekci neutronů se musí využít produktů jejich interakce s jádry a registrovat je. Mezi základní možnosti patří: 

Měření odražených jader (lehkých prvků)



Měření produktů jaderných reakcí (n, α)



Měření produktů štěpení



Měření aktivity indukované neutrony

33



Metoda doby průletu



Krystalová spektrometrie

Více informací o výše zmíněných metodách lze nalézt v [3].

34

4 Stopové dozimetry pevné fáze (SSNTD) SSNTD

patří

v současnosti

patrně

k nejrozšířenějším

osobním

dozimetrům neutronů pro provozní dozimetrickou kontrolu. SSNTD nejsou použitelné pouze jako dozimetry neutronů, ale mohou být využívány univerzálněji jako detektory těžkých nabitých částic. D. A. Young v roce 1958 zjistil, že na povrchu pevných látek vznikají po ozáření těžkými nabitými částicemi poruchy, které je možné pomocí leptání zvětšit na mikroskopické jamky. Ačkoliv tento objev zůstal po několik let bez většího ohlasu, stal se základním stavebním kamenem pro vznik SSNTD. Postupně bylo zjištěno, že stopy mohou být zviditelněny v mnoha dielektrických materiálech anorganického původu a zejména v organických polymerech. Tento jev postupem času nalezl uplatnění v mnoha oborech, např. v jaderné fyzice a chemii, biologii, kosmickém výzkumu a v neposlední řadě také v dozimetrii ionizujícího záření, kde může být použit pro dozimetrii neutronů, dozimetrii záření α a kosmického záření a také pro detekci protonů.

4.1

Kalibrace neutronových dozimetrů

Šířka energetického spektra neutronů, změny v účinnosti detekce záření s měnící se energií neutronů a přítomnost fotonové složky v neutronových

polích

činí

z kalibrace

neutronových

dozimetrů

poměrně náročnou záležitost. Měření v radiační ochraně jsou spojena s fantomy, které mají podobu nejrůznějších tvarů a materiálů. Všechny používané fantomy mají výhodu, že jsou levné a snadno

35

vyrobitelné a zároveň pro kalibrační účely představují přijatelnou simulaci

lidského

trupu.

Nejobvyklejším

materiálem

je

polymetylmetakrylát. Náročná je zejména kalibrace v celém rozsahu energií, která by měla být prováděna jako součást typového testu příslušného detektoru či dozimetru, zároveň je třeba ale říci, že tyto “úplné“ kalibrace se provádějí jen málokdy. Pro rutinní kalibrace postačuje měření v jednom bodě energetické škály, a tak se nejčastěji používá zdroj se spojitým spektrem, např.

252Cf, 241Am-Be,

popř.

239PuBe.

Některé doporučované zdroje jsou uvedeny v Tab. 4. 1:.

T1/2 Efektivní Měrná emise neutronů [roky] energie [MeV] [∙1015 s-1kg-1]

Zdroj 252Cf

moderovaný

2,64

2,2

2,1

252Cf

nemoderovaný

2,64

2,4

2,4

241Am(α,

n)B

432

2,8

1,6

241Am(α,

n)Be

432

4,4

6,6

Tab. 4. 1:

Zdroje neutronů pro rutinní kalibraci přístrojů.

Při znalosti parametrů radionuklidového zdroje neutronů, zejména emise a její anizotropie, je možné spočítat hodnoty požadované dozimetrické veličiny v libovolné vzdálenosti. V důsledku rozptylu a zpomalování neutronů však vznikají chyby, proto je vhodné srovnávat odezvu kalibrovaného dozimetru s odezvou standardního přístroje. Ke srovnávání se používají sady ionizačních detektorů, dvojice ionizačních komůrek s rozdílnou citlivostí vůči NZ a záření γ atp. Vzhledem k energetické závislosti neutronových dozimetrů je na místě, aby dozimetry byly kalibrovány v poli co nejbližšímu tomu, které poté bude měřeno.

36

4.2 Mechanismus vzniku a leptání stop

U stopových detektorů je důležitou veličinou energie, která byla předaná látce podél dráhy v její bezprostřední blízkosti, protože právě na ní závisí poškození. Jednou z nejdůležitějších charakteristik těchto detektorů je minimální poškození podél centrální části oblasti, ve které je energie deponována, které umožňuje, aby stopa byla zvětšena a zviditelněna leptáním. Od

objevení

této

metody

byla

větší

pozornost

věnována

praktickým aplikacím než teoretickým. Popis mechanismu vzniku stop závisí významně na konkrétním druhu materiálu použitého jako detektor, nicméně vzniklo několik obecných hypotéz o probíhajících procesech, jako např. model špičky iontové exploze pro anorganické materiály (slída, skla nejrůznějších složení, křemen), který vychází z elektrostatických úvah. V důsledku ejekce pohyblivějších a lehčích elektronů z bezprostřední blízkosti dráhy těžkého iontu podél ní vznikne válcová oblast s kladným nábojem. Elektrostatické odpudivé síly mají za následek jejich vytrhávání z krystalové mřížky, a tak vznikne oblast poruch méně odolná vůči leptacímu činidlu než nepoškozené okolí. Tato představa objasňuje, proč se stopy formují přednostně v materiálech s nižší dielektrickou konstantou. Otázkou a námitkou zároveň však je, zda tato vzniklá elektrostatická energie je dostatečná k přemístění atomů z krystalové mřížky. U organických látek, které jsou podstatně citlivější, je poškození vyvolané zejména radiochemicky. V první fázi (10-15 – 10-13 s) dojde k přemístění elektronů. Jestliže materiál má vysoký měrný odpor, může v něm dojít ke vzniku objemových poruch. Sekundární absorpce energie v polymerech je uskutečněna ionizací nebo excitací.

37

Absorpcí energie se materiál lokálně ohřeje na několik set °C a v čase zhruba 10-12 – 10-9 s se ustaví tepelná rovnováha. Část energie se vyzáří jako UV nebo se přemění v potenciální energii chemického procesu. Kolem dráhy částice poté nastávají radiačně – chemické reakce, jejichž produkty tvoří latentní stopu. Ustavení chemické rovnováhy nastává podle povahy materiálu v rozmezí od 10-8 s až do několika let. Průměr latentní stopy je zhruba 2 – 10 μm a závisí na energii deponované primární částicí. Oblasti, ve kterých došlo ke vzniku latentní stopy, se vyznačují: redukovanou molekulovou hmotností, přítomností nových chemických druhů, změnou hustoty, vzrůstem optické absorpce, vzrůstem nenasycenosti aj [4]. Vzniklá stopa je leptatelná a registrovatelná tehdy, jestliže uvnitř válce vytvořeného kolem dráhy částice je energie deponovaná elektrony větší, než odpovídá určité kritické dávce, přičemž depozice energie klesá se čtvercem vzdálenosti od dráhy částice až do hodnoty dosahu elektronu. Stopa může být pomocí leptání zvětšena jen tehdy, pokud rychlost leptání podél dráhy částice vT převyšuje rychlost vB, se kterou se odleptává neporušený povrch detektoru (Obr. 4. 1:). Pokud stopa není k povrchu kolmá, musí být složka rychlosti vT kolmá k povrchu větší než vB (4.3)[4].

Obr. 4. 1:

Stopa při kolmém dopadu částice na detektor [7].

38

Obr. 4. 2: zobrazuje stopy při krátkém (t1) a dlouhém (t2, t3) leptání.

Obr. 4. 2:

Stopy při krátké a dlouhé době leptání.

Pro délku stopy L platí vztah:

L  vT  v B   t ,

(4.1)

kde vT je rychlost leptání podél dráhy částice, vB je rychlost leptání neporušeného povrchu detektoru, t je doba leptání. Pro průměr odleptané stopy platí:

1/ 2

 v  vB   D  2vBt   T v  v B   T

(4.2)

Pro stopy částic dopadajících na povrch šikmo musí platit vztah:

vT sin   vB  sin  

vB , vT

(4.3)

39

kde  je úhel mezi směrem pohybu částice a rovinou povrchu. Můžeme tedy vyjádřit vztah vyjadřující kritický úhel  pro registraci:

  arcsin

vB vT

(4.4)

Dopadne-li částice pod úhlem menším než  , nebude zaregistrována. V praxi je situace komplikovanější, protože jen výjimečně je leptání materiálu izotropní. Rychlost vB je potřeba zpravidla považovat za závislou na směru [4]. Základními parametry, které ovlivňují rychlost leptání, jsou chemické složení, koncentrace a teplota leptacího činidla. Ideální leptací činidlo by mělo degradovat molekuly jen na rozhraní pevné látky a kapaliny, a rozrušené produkty s nižší molekulovou hmotností rozpouštět

a

odstraňovat.

Optimální

leptací

podmínky

nelze

předpovědět, pro každý materiál musí být stanoveny empiricky. V podstatě každá chemická látka, která narušuje v detektoru s dostatečnou rychlostí poškozená místa, může být použita jako leptací činidlo, ale pouze některá činidla vedou k vytvoření dobře rozlišitelných stop vhodného tvaru. Při leptání je potřeba vyhnout se příliš vysokým teplotám, aby se minimalizoval možný fading stop a degradace polymeru. Např. u nitrátů celulózy dochází již při teplotách vyšších než 40 °C k poklesu citlivosti. Několik příkladů doporučených podmínek leptání je uvedeno v Tab. 4. 2:. Zvýšit rozlišitelnost malých stop lze pomocí elektrochemického leptání. Detektor je při leptání podroben střídavému elektrickému poli. Proces elektrochemického leptání probíhá ve dvou krocích, které jsou znázorněny na Obr. 4. 3:. Na počátku je nejdůležitějším procesem vytvoření stopy, tj. prohlubně v místě poškození. Rozdíl oproti klasickému leptání vzniká jako důsledek vysokého elektrického

40

pole a frekvencí, které zvýší rychlost průniků iontů elektrolytu do stopy

i

do

povrchu

detektoru.

Absorbované

ionty

elektrolytu

vyvolávají polarizační jevy, které jsou pro elektrochemické leptání význačné, vedou k růstu dielektrických ztrát. Tím je podmíněno přednostní působení elektrochemického leptání podél stopy, protože jevy

se

významněji

projevují

v místě

inkluzí

kapaliny

do

dielektrického materiálu. Jakmile se stopa vytvoří, elektrické pole v oblasti hrotu vodivého vyleptaného důlku vyplněného elektrolytem je mnohem větší než střední elektrické pole aplikované na izolátor. Vysoké lokální gradienty pole vedou k elektrickým jevům, které spolu s chemickým

působením

leptacího

činidla

vytváří

poškození

rozvětveného “stromovitého“ tvaru na vrcholu proleptané stopy, což vede ke zvětšení stop, které je tedy možné rozlišit i při menším zvětšení. Nevýhodou velkého rozměru stop je nízký horní práh detekce, uplatňuje se překrývání stop.

Obr. 4. 3:

Elektrochemické leptání.

41

Detektor

Činidlo, doba leptání a teplota

CR-39

18% NaOH, 15,5 h, 70,5 °C Pomalé neutrony

10% NaOH, 25 - 40 min, 60 +/- 0,5 °C

Rychlé neutrony

10% NaOH, 75 - 100 min, 60 +/- 0,5 °C

Pomalé neutrony

10% NaOH, 10 - 30 min, 60 +/- 0,5 °C

Rychlé neutrony

10% NaOH, 75 - 100 min, 60 +/- 0,5 °C

LR-115

CN-85

Tab. 4. 2:

Doporučené podmínky leptání některých detektorů.

4.3 Detektory SSNTD

Nejdříve

byly

stopové

detektory

založeny

na

termoplastických

materiálech s nízkou teplotní stabilitou a nehomogenní polymerní strukturou. Nevýhodou těchto materiálů je velice neizotropní leptání, které je způsobeno střídáním pevných krystalických zón s oblastmi s nízkou molekulovou hmotností. Důsledkem je nízká citlivost registrace, poměrně vysoký fading, zhoršená reprodukovatelnost a určité pozadí, a to zejména při registraci lehčích částic. Můžeme se setkat s celou řadou materiálů tohoto typu, jako např. polykarbonáty (Lexan, Makrofol, Kimfol), acetáty a nitráty celulózy (LR-115, CN-85, Triafol, skupiny.

DaiCell), Tvorba

které stop

patří je

k nejcitlivějším možná

materiálům

v anorganických

z této

látkách.

V minerálech, či anorganických sklech nebývá problém s teplotní a chemickou stabilitou, nicméně význam těchto materiálů, do kterých patří zejména slída, různé druhy skel a křemen, leží, vzhledem ke své nízké citlivosti, v jiných oblastech než v dozimetrii [3].

42

Termoplastické

materiály

byly

v posledních

letech

vytlačeny

termosetem označovaným CR-39 (kap. 5). Neutrony jsou nenabité částice a nemohou vytvářet stopy v detektoru přímo, pouze prostřednictvím jaderné reakce a následné registrace nabité částice při ní uvolněné. Podle druhu těchto částic lze stopové detektory neutronů rozdělit do následujících skupin: 

Dozimetry založené na reakci (n, f)



Dozimetry tepelných neutronů založené na reakci (n,α)



Dozimetry rychlých neutronů založené na odražených jádrech lehčích prvků (C, N, O)



Dozimetry rychlých neutronů založené na registraci odražených protonů

4.3.1

Dozimetry založené na reakci (n, f)

Tato dozimetrie neutronů, která využívá indukované štěpení, má několik výhod. Zejména to je velké množství energie, které není příliš závislé na energii neutronů, které štěpení vyvolávají. Většina energie je odnášena v podobě kinetické energie štěpných fragmentů, které poté mohou být snadno registrovány, navíc jsou tyto dozimetry jen málo směrově závislé. Energetická závislost je dobře známá, protože pro štěpné materiály jsou závislosti účinných průřezů změřeny s velkou přesností. Dozimetr na bázi štěpných radiátorů je používán Celostátní službou osobní dozimetrie. Všechny materiály, které jsou štěpitelné neutrony, vykazují radioaktivitu, což s sebou přináší určité problémy. Jsou to jednak problémy spojené s administrativou, dále zvýšené nároky při konstrukci dozimetru, aby se zabránilo otěru a případné kontaminaci. Při použití

43

jako osobní dozimetr se musí vzít v úvahu dávkový příkon od těchto materiálů v místě na těle, na kterém je nošen. Používaný

detektor

zpravidla

neobsahuje

štěpný

materiál

v dostatečném množství, a tak se radiátor přikládá k detektoru ve formě fólie

232Th, 238U

nebo

237Np

pro rychlé neutrony a

tepelné a intermediální neutrony. Nevýhodou u

235U

238U

nebo

239Pu

pro

nebo přírodního

uranu je relativně vyšší pravděpodobnost spontánního štěpení. U

232Th

se spontánní štěpení uplatňuje podstatně méně, nevýhodou ale je podstatně nižší účinný průřez štěpné reakce a emise tvrdého záření γ. S pozadím se setkáme také u

235U

a

239Pu,

navíc jde o materiály, které

podléhají přísné kontrole. Někdy je vhodnější použít místo čistých nuklidů jejich směsi, a to zejména

k úpravě

ekvivalentu.

energetické

K potlačení

závislosti

energetické

vzhledem

závislosti

k dávkovému

v oblasti

pomalých

neutronů se používá jako absorbátor kadmium nebo bór, které pohlcují tepelnou složku, pro niž mají

235U

a

239Pu

vysoký účinný průřez štěpení

[4].

4.3.2

Dozimetry Tepelných neutronů založené na reakci (n, α)

Základní předností dozimetrů pro neutronové záření, u kterých je využito jejich citlivost na záření α, je, že radiátory částic α nejsou radioaktivní. Na druhé straně dosahy stop α jsou mnohem kratší než štěpných fragmentů a leptatelnost stop je horší. To způsobuje vyšší nároky na stanovení leptacích podmínek a sledování stop. Pro detekci tepelných neutronů se používají částice α, které mohou být emitovány dvěma radiátory, 6Li a

10B

[15]. Parametry reakcí

jsou uvedeny v Tab. 4. 3:. Při vyhodnocování nelze většinou použít jiskrový počítač (kap 4.5), protože krátké stopy nelze proleptat až na otvory.

44

Reakce 6Li(n,

α)3H

10B(n,

Tab. 4. 3:

α)7Li

zastoupení v přírodní směsi [%]

(n, α) [m2]

7,4

9,45.10-26

20

3,84.10-25

Tα [MeV] 2,04 1,47 (94%) 1,78 (6 %)

Parametry reakcí (n, α) používaných pro detekci tepelných neutronů [4].

Oproti detektoru štěpných fragmentů je volba detektoru pro částice α mnohem složitější. V úvahu připadají pouze některé polykarbonáty, nitráty celulózy, detektor LR-115 (kapitola 4.4) a zejména CR-39 (kapitola 5) [4].

4.3.3

Dozimetry rychlých neutronů založené na odražených jádrech lehčích prvků

Při ozařování organického stopového detektoru rychlými neutrony dochází v detektoru, i v případném radiátoru, k pružnému rozptylu. Tím se uvolňují odražená jádra jako detekovatelné nabité částice. Při vyšších energiích neutronů se může uplatnit také nepružný rozptyl, popř. složitější reakce. Dále také dochází k reakcím (n, α) a (n, p), při nichž se také odráží výsledné jádro. Pokud uvažujeme detekci neutronů prostřednictvím odražených jader, pak použitý detektor nemusí být citlivý vůči protonům, ani částicím α. Odražená jádra však mají velmi krátké dosahy, což vede ke značné pravděpodobnosti, že krátké stopy budou málo kontrastní a nerozlišitelné. Při elektrochemickém leptání mohou i krátké stopy od částic α vést k vytvoření “stromkovitých defektů“ (Obr. 4. 3:) a být tak zaznamenány. Mimo vodíku obsahují organické stopové detektory běžně také uhlík, dusík a kyslík. Z běžných detektorů lze použít polykarbonáty, u kterých bylo ověřeno vyhodnocování jiskrovými počítači. Nemalé

45

problémy však způsobují proměnné pozadí a relativně nízká citlivost. Řada aplikací je založena na nitrátech celulózy (např. LR-115) s optickým vyhodnocováním i vyhodnocováním jiskrovým počítačem (kap. 4.5). Komerčně dostupný je detektor s názvem Makrofol, který dodává firma Bayer. Jedná se o polykarbonát (C16H14O3), který je možné použít pro detekci rychlých a termálních neutronů. Rychlé neutrony je možné detekovat pomocí registrace stop, které jsou způsobené odraženými jádry atomů kyslíku a uhlíku vzniklých při interakcích s neutrony o energiích větších než 1 MeV [9]. Pro detekci termálních neutronů je povrch 10B(n,

detektoru

pokryt

borovým

radiátorem,

dochází

k reakci

α)7Li, díky které dochází k poškozením, které mohou být následně

pozorovány a vyhodnocovány [20]. Ostatní důležité parametry jsou uvedeny v Tab. 4. 4:.

Makrofol Materiál

Polykarbonát (C16H14O3)

Citlivost na záření β, γ, RTG

Necitlivé

Leptací podmínky

PEW roztok: 40 g ethanol, 45 g voda, 15 g KOH, 6 -12 min, 70 °C.

Tab. 4. 4:

Technické parametry materiálu Makrofol.

Ačkoliv byl detektor úspěšně ověřen při detekci rychlých neutronů [20] [8], jeho velkou nevýhodou ve srovnání s jinými detektory je nízký optický kontrast, čímž se velmi znesnadňuje vyhodnocování filmu při “manuálním“ počítání stop a je nutno použít digitální vyhodnocovací techniky. V současné době je však tento materiál používán spíše k jiným účelům než k detekci neutronů, například jako světlo rozptylující fólie v automobilovém průmyslu, je využíván k úpravám povrchových textur nebo jako izolátor [28].

46

Detektor CN–85 byl vyráběn firmou Kodak, ale kvůli malé poptávce byla výroba ukončena. Skládá se z několika vrstev nitrátů celulózy a používal se k detekci pomalých a rychlých neutronů [29]. Detektor CN–85 byl nahrazen detektorem LR-115 (kap 4.4).

CN-85 Materiál

(C6H8O9N2)

Citlivost na záření β, γ, RTG

Necitlivé pomalé neutrony

10% NaOH, 10 - 30 min, 60 +/- 0,5 °C

rychlé neutrony

10% NaOH, 75 - 100 min, 60 +/- 0,5 °C

Leptací podmínky

Skladování Tab. 4. 5:

Není vhodné ke skladování

Parametry detektoru CN–85.

Velkou nevýhodou detektoru CN–85 je nemožnost opětovného vyhodnocování a uskladňování, díky jeho vysoké nestabilitě. Z tohoto důvodu musely být pro případné nevyhodnocování pořizovány fotografie [21].

4.3.4

Dozimetry rychlých odražených protonů

neutronů

založené

na

registraci

Určitou citlivost vůči rychlým protonům sice vykazují i některé nitráty celulózy, žádný nenabízí citlivost vůči protonům v tak širokém rozmezí energií jako polyallyldiglykolkarbonát (CR-39). Odražené protony

mohou

pocházet

jak

z pružného

rozptylu

neutronů

v samotném detektoru, tak i v případném radiátoru [13]. Protože dosahy protonů s energií vyšší než 1 MeV jsou ve srovnání s tloušťkou materiálu odstraněného při leptání poměrně značné,

47

přispívá vodíkatý radiátor významně k odezvě v oblasti vyšších energií (nad 1 - 2 MeV) [4]. S extrémní citlivostí CR-39 souvisí však také řada problémů, a to zejména variace pozadí, které se liší fólie od fólie [3].

4.4 Detektor LR – 115 Komerční detektor LR-115, vyráběný firmou KODAK, se skládá z několika vrstev nitrocelulózy (C20H16N4), které jsou naneseny na polyesterové podložce tloušťky 100 μm. Film je jednostranně polévaný tzn. pouze jedna strana je citlivá a záleží na správné orientaci filmu ve fázi ozařování. Tento detektor je určen zejména pro dozimetrii α částic, popř. neutronů. Je necitlivý na vlhkost vzduchu, lze ho s výhodou použít při měření radonu. Důležité parametry detektoru LR–115 jsou uvedeny v Tab. 4. 6:. Detektory LR-115 se vyrábějí v několika verzích. Pro detekci termálních neutronů slouží typ LR–115 1B, jehož povrch (nitrát celulózy) je pokryt radiátorem s obsahem bóru a lithia a detekce neutronů je umožněna díky reakcím

10B(n,

α)7Li a 6Li(n, α)3H. Pokud je

navíc jedna polovina detektoru pokryta vrstvou kadmia, můžeme odlišit termální

a

epitermální

neutrony

(kadmium

je

velmi

dobrým

absorbátorem tepelných neutronů). Před leptáním je nutné odstranit radiátor. Pro detekci rychlých neutronů se využívá LR–115 typ 2, kde dochází k odrážení jader ve vrstvě nitrátu celulózy, což vede k vytváření stop, které mohou být leptány a následně pozorovány. Pro účinné leptání je nezbytná homogenita teploty roztoku, přičemž se musí brát v potaz, že při teplotě nad 60 °C se již významně projevuje efekt vypařování a dochází také k absorpci CO2 ze vzduchu reakcí s NaOH na méně alkalický NaCOH, pomalými pohyby filmem může být zajištěna

48

větší

homogenita

leptání.

Pro

kvalitnější

vyhodnocení

se

také

doporučuje provést povrchovou úpravu filmu lakem (před čtením mikroskopem), který snižuje rozptyl světla a umožňuje tak rozlišit větší množství malých stop. Při dodržení podmínek pro skladování není problém s uskladněním po dobu delší než 10 let. Detektor LR-115 se projevoval velmi nízkou detekční účinností na neutrony, proto jsme s ním dále nepracovali, pro praktické použití byl nepoužitelný. Totéž je potvrzeno v [4], [12] a [10]. LR-115 Materiál

Nitrocelulóza (C20H16N4)

Detekce částic α

LR-115 Typ 1

Detekce termálních neutronů

LR-115 Typ 1B

Detekce rychlých neutronů

LR-115 Typ 2

Citlivost na záření β, γ, RTG

Necitlivé Teplota pod 10 °C Relativní vlhkost 50 %

Podmínky skladování

Vyhýbat se mechanickému namáhání (poškrábání), při manipulaci nosit bavlněné rukavice. LR-115, typ 1: 10% NaOH, 25 - 40 min, 60 +/- 0,5 °C LR-115, typ 1B: 10% NaOH, 25 - 40 min, 60 +/- 0,5 °C

Leptací podmínky

LR-115, typ 2: 10% NaOH, 75 - 100 min, 60 +/- 0,5 °C Po leptání nechat filmy ustálit v roztoku HCl (do ph = 3), 30 - 40 min. Poté propláchnout 2 min v destilované vodě při 20 °C.

Tab. 4. 6:

Parametry detektoru LR–115.

49

4.5 Vyhodnocování stopových detektorů

Aplikace SSNTD pro dozimetrii vyžadují zpravidla stanovení počtu stop na jednotku plochy detektoru. Nejjednodušším postupem je počítání stop za použití mikroskopu. Mimo stanovení hustoty stop můžeme měřit i jejich velikost a kvalitativně je posuzovat. Nevýhodou je

zdlouhavost

procesu,

zejména

při

malých

hustotách

stop,

nepřesnosti při počítání velkých hustot stop a v neposlední řadě únava, která může být spojena s chybou pozorovatele. Vizuální počítání může být usnadněno některými prostředky, jako jsou projekce, přizpůsobení doby leptání hustotě stop, kontrast lze také zvýšit pozorováním přes zelený filtr (např. u LR-115). Další postupy mohou být také založeny na vyplnění stop po leptání vhodným barvivem. Rychlejší metodou počítání stop jsou jiskrové počítače, které jsou založené na počítání výbojů prošlých proleptanými stopami. Princip metody je následující. Vyleptaný detektor je vložen mezi dvě elektrody, přičemž jedna z nich je tvořena velmi tenkou vrstvou hliníku napařenou na nevodivé podložce. Po přiložení vysokého stejnosměrného napětí na elektrody přeskočí detektorem v místě nejvíce proleptané stopy jiskra. Připojený RC obvod výboj zhasne, a tak po nabití kondenzátoru může opět dojít k dalšímu výboji. Každý výboj zároveň odpálí v místě stopy hliník, na elektrodě se vytvoří její obraz, místo se stane nevodivým a další jiskra projde jinou stopou, což znamená, že každá stopa se započte právě jednou. Jiskry jsou registrovány elektronickým čítačem, experimentálně bylo zjištěno, že je výhodné na hliníkovou elektrodu přiložit kladný náboj, předem zformovat stopy v detektoru průchodem napětí 100 – 1500 V a volit tloušťky detektoru v rozmezí 3 – 10 μm. Závislost počtu impulzů na počtu vyleptaných stop je lineární až do několika tisíc stop na cm2. Velkou předností tohoto počítače je nulový práh registrace, naopak nevýhodou je menší účinnost než u optické metody a zvýšení

50

detekčního prahu. Schéma jiskrového počítače je ukázáno na Obr. 4. 4: [4].

Obr. 4. 4:

Schéma jiskrového počítače [4].

Využívání jiskrových počítačů se rychle rozšířilo do mnoha laboratoří, avšak

je

třeba

říci,

že

pro

detektory,

s nimiž

nelze

snadno

manipulovat v tenkých fóliích (např. CR-39) se tato metoda nehodí. Sice je možné připravit fólie s takovou tloušťkou, aby byly jiskrovým počítačem vyhodnotitelné, jsou ale

extrémně křehké. Zejména

z tohoto důvodu se zde stále uplatňují především optické metody [4]. Jiskrový počítač může být využit např. při použití dozimetru založeného na reakce (n, f). Příkladem komerčně dodávaného analyzátoru stop je Autoscan 60, který během hodiny dokáže vyhodnotit až 30 detektorů [27]. Při dostatečné hustotě stop detektor absorbuje a rozptyluje viditelné světlo s úměrností hustotě a velikostí stop. Princip je založen na tom, že světlo neprojde detektorem, ale pouze proleptanými stopami. K vyhodnocování vyhodnocování

slouží lze

také

optický použít

denzitometr. HeNe

laser,

K automatickému který

prochází

proleptanými stopami a měří se intenzita prošlého svazku pomocí fotodiody. Tato metoda je extrémně citlivá na leptací čas a použitý

51

detektor, proto musí být pro každý detektor stanoven přesný optimální čas leptání [18][19].

4.5.1

Využití stopových detektorů

Metoda detekce neutronů pomocí SSNTD dosáhla takové úrovně, že se v současné době používá v mnoha oblastech vědy, techniky i medicíny. Stopové detektory mohou být také aplikované ke studiu kosmického záření, a to jak na Zemi, tak v kosmickém prostoru. V oblasti dozimetrie se SSNTD mohou využívat v několika aplikacích:  Dozimetrie rychlých, popř. pomalých neutronů  Dozimetrie α částic, dceřiných produktů radonu  Dozimetrie těžkých nabitých částic  Dozimetrie vysokých dávek záření β a γ Hlavní

alternativu

k SSNTD

pro

dozimetrii

neutronů

zatím

představují TLD dozimetry. Jejich výhodou je to, že jsou současně citlivé jak na fotony, tak i neutrony, a tak s nimi lze stanovit příspěvek od obou druhů záření, na druhé straně to ovšem zvětšuje chybu. Jejich nespornou výhodou, ve srovnání s SSNTD, je jejich operativnější vyhodnocování, naopak vyšší energetická závislost hovoří proti nim. Nyní lze velmi těžce určit, zda se jednomu systému podaří vytlačit ten druhý nebo zda budou v budoucnu trvale využívány vedle sebe. Je však také možné, že v osobní dozimetrii bude dominovat jiný systém, který dnes třeba není ani znám.

52

5 Dozimetr Neutrak V posledních letech se do popředí zájmu dostal zejména detektor označovaný jako CR-39. Jedná se o amorfní vysoce síťovaný polymer Allyldiglykolkarbonát (C12H18O7). Mezi jeho přednosti patří necitlivost vůči záření β, γ a RTG záření, těsná a uniformní molekulová struktura, nerozpustnost v některých činidlech a optická transparence.

Je

také

odolný

vůči

stárnutí,

únavě

materiálu

a projevuje se nízkým fadingem stop (Obr. 5. 1:). Vysoká citlivost jej vynesla do popředí zájmu pro měření neutronů. S jeho aplikací však souvisí

také

mnoho

problémů

daných

zejména

vysokým

a neuniformním pozadím (Obr. 5. 3:), optimalizací leptacích podmínek (chemické složení, teplota a koncentrace leptacího činidla, doba leptání). Na detekčních elementech CR-39 jsou založeny stopové dozimetry Neutrak. Standardní model Neutrak 144-J využívá pro detekci neutronů stopy způsobené odraženými protony v polyethylenovém radiátoru, u modelu Neutrak 144-T je jedna polovina detektoru překryta polyethylenovým radiátorem pro detekci rychlých neutronů (Obr. 5. 2:). Druhá polovina detektoru je potom překryta radiátorem s obsahem bóru. Dávka od termálních neutronů se určí z počtu stop vytvořených částicí α, která vzniká interakcí neutronů s radiátorem. Detektory Neutrak mohou být velmi dobře využity při monitorování ozáření osob pracujících s nemoderovanými nebo mírně stíněnými zdroji neutronů, jako jsou např.

252Cf, 241Am-Be

nebo

239Pu-Be.

Tab. 5. 1: udává přehled technických parametrů detektoru Neutrak.

53

Neutrak (C12H18O7) Materiál

PADC

Rozměry [mm]

19 * 9 * 1

Hmotnost [g]

2 Neutrak 144-J: 40 keV - 40 MeV

Rozsah energií neutronů Neutrak 144-T: 0,25 eV 40 MeV Rozsah Hp(10)

0,2 – 250 mSv

Citlivost na záření β, γ, RTG

Necitlivé

Závislost na dávkovém příkonu

Nepozorována

Citlivost na vlhkost, teplotu, světlo

Necitlivé

Fading při pokojové teplotě

menší než 10 % za rok

Odolný vůči únavě materiálu

Ano

Odolný vůči stárnutí

Ano Neuniformní pozadí

Nevýhody

Tab. 5. 1:

Optimalizace leptacích podmínek

Technické parametry detektoru Neutrak.

Dozimetry Neutrak byly nejprve ozářeny definovanými Hp(10) v akreditované metrologické laboratoři zdrojem

239PuBe,

poté leptány

a pomocí optického mikroskopu vyhodnocovány. Cílem bylo stanovit optimální čas leptání (kap. 5.1), popsat vzniklé stopy (velikost, tvar) (kap. 5.2) a navrhnout vhodný vzorec pro výpočet Hp(10) (kap. 5.3). Dále se také společnost VF, a.s. zúčastnila mezinárodního srovnání ve vyhodnocování dozimetrů pořádaného společností EURADOS, při které bylo ozářeno a následně vyhodnoceno 28 dozimetrů [30]. Při vývoji metody vyhodnocování docházelo k vzájemnému předávání

54

informací, zejména při mezinárodním srovnání, s laboratoří anglické společnosti Landauer [23]. 22 °C 35 °C 1,20 1,15 1,10

P/P0

1,05 1,00 0,95 0,90 0,85 0,80 0

50

100

150

200

250

300

350

Dny

Obr. 5. 1:

Závislost relativní odpovědi dozimetru Neutrak na počtu dní, které uplynuly od leptání a prvního čtení stop. Fading stop je dostatečně nízký pro skladování při pokojové teplotě až po 1 rok. Při zvýšení teploty na 35 °C může být pozorována redukce až o 20 % 1.

Obr. 5. 2:

Vlevo Neutrak 144-J, sloužící pro detekci rychlých neutronů, uprostřed Neutrak 144-T, pro detekci termálních a rychlých neutronů. Pro identifikaci je na každém dozimetru uveden 2D kód, na samotných detekčních elementech je vyleptáno unikátní číslo, čímž je zamezeno záměně. Vpravo detekční element.

1

Data udává výrobce dozimetrů, společnost Landauer Europe.

55

Obr. 5. 3:

Neuniformní pozadí a vady detektoru Neutrak 144-J. Hp(10) = 0,6 mSv, zdroj

5.1

239PuBe.

Leptání detektorú Neutrak

Leptání ovlivňuje zejména chemické složení, koncentrace a teplota leptacího činidla. Pro leptání byla použita automatická vodní lázeň s kondenzačním víkem MEMMERT WNE 22, která umožňuje kmitat se vzorky se zvolenou amplitudou a rychlostí Obr. 5. 4:. Do lázně lze zasouvat zkumavky o průměru 16 a 32 mm. Další technické parametry udává Tab. 5. 2:.

56

Vodní lázeň MEMMERT WNE 22 Objem vody

22 l

Přesnost udržení teploty

+/- 1 ° C

Rozsah teploty

18 - 95 °C Nastavení odloženého startu

Další funkce

Nastavení doby ohřevu Nastavení rychlosti kmitání

Tab. 5. 2:

Technické parametry vodní lázně MEMMERT.

Obr. 5. 4:

Automatická vodní lázeň MEMMERT WNE 22.

Leptací podmínky dozimetru Neutrak jsou uvedeny v Tab. 5. 3:. Před leptáním je potřeba odstranit polyethylenovou fólii.

57

Neutrak

Tab. 5. 3:

Roztok

5,5 N NaOH (18 %)

Doba leptání

15,5 h

Teplota leptání

70,5 °C

Rychlost kmitání

1,5 cm.s-1

Podmínky pro leptání dozimetru Neutrak.

Po zahřátí vodní lázně na požadovanou teplotu se detektor vloží do zkumavky naplněné NaOH požadované koncentrace a uzavře se zátkou. Poté se zkumavka vloží do kmitajícího nástavce a zapne se odečet požadované doby. Po ukončení procesu je detektor vyjmut ze zkumavky a opláchnut v destilované vodě, následně etalonem. Poté se nechá detektor osušit vzduchem. Takto připravené dozimetry jsou připravené k vyhodnocování pod optickým mikroskopem.

5.2 Vyhodnocení detektorů Neutrak Pro vyhodnocování detektoru byl používán optický transmisní mikroskop Motic BA 310 s plynule nastavitelnou regulací intenzity světla. V mikroskopu byla zabudovaná digitální 3 Mpx kamera se SW Motic Images Plus 2.0, který umožnil přenos a snímání obrazu na PC s možností měření objektů, kalibrací rozměrů vzorku a rozdělení obrazu na pravoúhlá pole (Obr. 5. 5:). Jako ideální zvětšení pro vyhodnocování dozimetrů Neutrak bylo stanoveno zvětšení 400 (Zobj = 40, Zok= 10).

58

Obr. 5. 5:

Uspořádání experimentu při vyhodnocování dozimetrů.

Před vyhodnocováním detektorů je pomocí SW funkce provedena kalibrace rozměrů pomocí kalibračního skla. Poté je na obrazu vytvořena čtvercová mřížka se čtverci o rozměru strany 100 μm, následně je proveden odhad počtu stop na jednotku plochy. Pole je potřeba zvolit v dostatečné vzdálenosti od okraje detektoru (cca 100 μm), při počítání se započítávají pouze celé stopy uvnitř pole. U

detektorů,

u

kterých

je

plošná

četnost

stop

menší

než

10 stop.mm-2, je odhad stanoven z takové plochy, aby byl počet stop na celkově vyhodnocené ploše alespoň 10.

5.2.1

Popis vzniklých stop

Vzniklé stopy způsobené odraženými protony se vyznačují kruhovým, tvarem s velmi jasnými a kontrastními středy s ostrými konturami. Konturu lze s jistotou hodnotit od určitého průměru. Na základě vyhodnocení detektorů byla stanovena dolní hranice průměru stopy pro její započtení na 3 μm.

59

Plošná četnost stop je úměrná době leptání. Při kratším leptacím čase zůstává část stop o malém průměru v oblasti, kterou lidské oko není spolehlivě schopno odlišit od pozadí (malý kontrast, neostrá kontura). Pro optické vyhodnocování je lepší použít delší dobu leptání (v našem případě 15,5 h), dosáhne se vyšší plošné četnosti stop, což zkracuje dobu pro vyhodnocování detektorů, zejména při nízkých dávkách (Tab. 5. 4:). Na Obr. 5. 6: je spektrum velikostí stop vzniklých po ozáření

239PuBe

při různých leptacích časech. Se zvyšující se dobou

leptání se zvětšuje průměr stop.

Doba leptání [h] 7 15,5 Tab. 5. 4:

Hp(10) [mSv] stop/mm2

2

20

200

10 ± 2

118 ± 9

968 ± 124

16 ± 2 168 ± 22

1758 ± 264

Plošná četnost stop v závislosti na čase leptání. Zdroj 239PuBe.

Stopy způsobené částicí α se vyznačují kruhovým, popř. eliptickým nebo “kapkovitým“ tvarem s jasnými a kontrastními středy. Průměr stop závisí na čase leptání, se zvyšujícím se leptacím časem se zvětšuje průměr stop. Jak při kratším (7 h), tak při delším leptacím času (15,5 h), můžeme pozorovat, že stopy způsobené částicí α se projevují větším průměrem než stopy způsobené protony. Při delším leptacím čase se také rozšiřuje křivka popisující spektrum průměrů, což odpovídá tomu, že malé stopy, které při kratším čase nebylo možné postřehnout, se “proleptaly“ na velikost, kterou je naše oko schopno rozlišit. Naopak průměry stop, které byly rozlišitelné již při kratším leptacím čase, se zvětšily, tak vzniká křivka s

60

Stopa od  castice, leptano 15,5 h Stopa od  castice, leptano 7 h Stopa od protonu, Hp(10) = 0,2 mSv, leptano 15,5 h Stopa od protonu, Hp(10) = 2 mSv, leptano 15,5 h Stopa od protonu, Hp(10) = 20 mSv, leptano 15,5 h Stopa od protonu, Hp(10) = 20 mSv, leptano 7 h

0,26 0,24 0,22 0,20 0,18 0,16

f(x)

0,14 0,12 0,10 0,08 0,06 0,04 0,02 0,00 0

2

4

6

8

10

12

14

16

18

Prumer stop[m]

Obr. 5. 6:

Spektrum

průměrů

stop

způsobených

částicí

α

a odraženými protony v závislosti na různých časech leptání.

Obr. 5. 7:

Srovnání

stop

způsobených

částicí

α

(vlevo)

a odraženými protony.

61

5.3 Kalibrace dozimetrů Neutrak Kalibrace je nedílnou součástí pro stanovení Hp(10). Nazáření dozimetrů referenčními hodnotami Hp(10) probíhalo v akreditované laboratoři 239PuBe.

Jaderné

elektrárny

Dukovany

(EDU)

pomocí

zdroje

Dále byly dozimetry zpracovávány a vyhodnocovány podle

kap. 5.1 a kap. 5.2. Od výrobce dozimetrů, anglické společnosti Landauer, byla dodána data popisující energetickou závislost dozimetrů Neutrak (Obr. 5. 8:).

Citlivost [pocet stop/mm 2.mSv]

35 30 25 20 15 10 5 0 0

2

4

6

8

10

12

14

16

Energie [MeV]

Obr. 5. 8:

Energetická závislost dozimetru Neutrak [23] 2.

Pro radionuklidové zdroje o energiích 2 – 5 MeV není potřeba provádět korekci, korekční koeficienty pro jiné energie jsou uvedeny v Tab. 5. 5:. 2

Data byla dodána laboratoří společnosti Landauer z UK.

62

Energie Citlivost [počet [MeV] stop/mm2.mSv]

Korekční koeficient oproti 241AmBe

0,05

33,4

0,31

0,144

21,6

0,47

0,25

13,5

0,76

0,565

9,4

1,09

1,20

11,6

0,89

14,0

3,4

3,04

Tab. 5. 5:

Korekční koeficienty pro dozimetr Neutrak.

Směrovou závislost dozimetru Neutrak vystihuje Obr. 5. 9:.

0,9

Zkresleni

0,8

0,7

0,6

0,5

0,4 -100

-80

-60

-40

-20

0

20

40

60

80

100

Uhel [°]

Obr. 5. 9:

Směrová závislost dozimetrů Neutrak, zdroj

241AmBe

[23] 3.

3

Data byla dodána laboratoří společnosti Landauer z UK.

63

Jestliže

je

znám

směr

neutronů

při

ozáření

dozimetrů

(při

experimentu), může být kalibrační křivka upravena korekčním faktorem vystihujícím směrovou závislost. V praxi osobní dozimetrie se však korekční faktory nepoužívají. Společnost VF, a.s. se zúčastnila mezinárodního vyhodnocování detektorů, které pořádala německá nezisková společnost Eurados věnující se výzkumu, vývoji a evropské spolupráci v oblasti dozimetrie ionizujícího záření. Společnosti Eurados bylo zasláno 28 dozimetrů, které nechala ozářit dvěma laboratořemi definovanými dávkami záření s definovanými zdroji (4 dozimetry pro pozadí). Z ozářených dozimetrů byl následně určen Caltermal a upraven Calfast (viz níže).

5.3.1

Neutrak 144–J

Pro Neutrak 144–J je možné spočítat počet stop na jednotku plochy pro jednotlivé Hp(10) a ze závislosti získat kalibrační faktor CalF, který

udává

citlivost

na

rychlé

stop/mm2.mSv. Při ozáření zdrojem

neutrony 239PuBe

v jednotce

počet

(EDU) byla získána

hodnota CalF = (9,27 ± 1,22) stop/mm2.mSv. Na základě výsledků získaných při vyhodnocování detektorů dodaných společností Eurados byl Calfast upraven na hodnotu CalF = (11,4 ± 0,9) stop/mm2.mSv. Zdroje záření, které byly použity pro ozáření detektorů při mezinárodním srovnání, jsou uvedeny v Tab. 6.1:. Pozadí bylo stanoveno na 1 stopa/mm2.

64

plosna cetnost stop [pocet stop/mm 2]

250

200

150

100

50

0 0

5

10

15

20

Hp(10) [mSv]

Obr. 5. 10: Závislost plošné četnosti stop na Hp(10). CalF = (11,4 ± 0,9) stop/mm2.mSv Výpočet Hp(10) pro rychlé neutrony v hloubce 10 mm se stanoví podle vztahu (5.1)

Hp10 fast 

N 1 ,  P  S CalF

(5.1)

kde N je celkový počet stop ve všech počítaných polích, P je počet počítaných polí, S je plocha jednoho pole a CalF je kalibrační faktor pro rychlé neutrony.

65

5.3.2

Neutrak 144–T

Pro Neutrak 144–T je nejdříve nutné provést nazáření rychlými neutrony a stanovit příspěvek rychlých neutronů do detekční části (konstanta F), která je určená pro detekci neutronů termálních. Dále se ozařuje také termálními neutrony, aby bylo možné určit kalibrační faktor CalT udávající citlivost na termální neutrony, v jednotce počet stop/mm2.mSv. Obr. 5. 11: udává závislost plošné četnosti stop na Hp(10) při ozáření rychlými neutrony

v oblasti, která je primárně určena pro

detekcí termálních neutronů a v oblasti určené pro detekci rychlých neutronů. Při srovnání plošných četností stop v obou částech

plosna cetnost stop [pocet stop/mm 2]

detektoru může být určena konstanta F.

Stopy pod 10B radiatorem Stopy pod polyet. radiatorem

300

250

200

150

100

50

0 0

5

10

15

20

25

30

35

Hp(10) [mSv]

Obr. 5. 11: Závislost plošné četnosti stop na Hp(10). Zdroj 239PuBe

(EDU).

66

Po srovnání plošné četnosti stop v obou částech detektoru byla určena konstanta F. F = (0,47 ± 0,06) Obr. 5. 12: udává závislost plošné četnosti stop na Hp(10) v termální oblasti při ozáření moderovanými neutrony. Z výsledků je možné určit

plosna cetnost stop [pocet stop/mm 2]

Caltermal. Pozadí bylo stanoveno na 1 stopa/mm2.

50 45 40 35 30 25 20 15 10 5 0,05

0,10

0,15

0,20

0,25

Hp(10) [mSv]

Obr. 5. 12: Závislost plošné četnosti stop na Hp(10) pro termální oblast. Zdroje jsou uvedeny v Tab. 6.2:. CalT = (154 ± 20) stop/mm2.mSv Výpočet Hp(10) pro termální neutrony v hloubce 10 mm se stanoví podle vztahu (5.2)

67

Hp(10)termal 

NB  NP  F , CalT

(5.2)

kde NB je hustota stop pod borovým radiátorem, Np je hustota stop pod polyethylenovým radiátorem, F je konstanta udávající část hustoty stop od rychlých neutronů pro odečet a CalT je kalibrační faktor pro termální neutrony.

5.4 Výsledek osobního monitorování Při ročním hodnocení dávek je prováděn přepočet měřených veličin Hp(10)fast a Hp(10)termal na efektivní dávku E. E  Hp(10) fast  CN fast  Hp(10)termal  CNtermal ,

(5.3)

kde Hp(10)fast je osobní dávkový ekvivalent v daném bodě pod povrchem těla v měkké tkáni v hloubce 10 mm způsobený ozářením rychlých neutronů, CNfast je konverzní koeficient pro danou energii rychlých neutronů, Hp(10)termal je osobní dávkový ekvivalent v daném bodě pod povrchem těla v měkké tkáni v hloubce 10 mm způsobený ozářením termálními neutrony, CNtermal je konverzní koeficient pro danou energii termálních neutronů. Konverzní koeficienty jsou uvedeny v Tab. 6.3:.

5.5 Neutrak jako součást celotělového OSL dozimetru Dozimetry Neutrak jsou zákazníkům, kteří vyžadují měření neutronů, dodávány v kazetě InLight. Používaná technologie umožňuje měřit záření γ i β, pomocí vložených filtrů je možné stanovit energii, které byl dozimetr vystaven. Po vložení stopového detektoru Neutrak se dozimetr

InLight

stává

komplexním

a

univerzálním

měřícím

prostředkem. Mimo standardního OSL detektoru je v kazetě umístěn

68

i kontrolní OSL detektor (Imaging element), který umožňuje stanovit převažující směr ozáření. Kazeta InLight se nosí na referenčním místě, tj. na levé horní části hrudníku.

Obr. 5. 13: Celotělový OSL dozimetr InLight [31].

69

6 Přílohy

6.1 Zdroje záření při ozáření dozimetrů agenturou Eurados

Data pro určení CalF Číslo detektoru

Hp(10) [mSv]

Zdroj

3547473

0,2

Čistý radionuklid

3547504

0,28

Čistý radionuklid

3547573

0,37

Čistý radionuklid

3547409

0,39

Čistý radionuklid

3547343

1,49

Čistý radionuklid

3550075

1,51

Čistý radionuklid

3549984

2,96

Čistý radionuklid

3547313

3,22

Čistý radionuklid

3547602

3,24

Čistý radionuklid

3550022

3,31

Čistý radionuklid

3550293

16,3

Čistý radionuklid

3550000

17,6

Čistý radionuklid

3550274

18,2

Čistý radionuklid

3547411

18,7

Čistý radionuklid

3547478

3,21

Radionuklid s moderovanými neutrony

3550035

3,56

Radionuklid s moderovanými neutrony

3550238

3,72

Radionuklid s moderovanými neutrony

3547529

3,86

Radionuklid s moderovanými neutrony

Tab. 6.1:

Data pro určení CalF.

70

Data pro určení CalT Hp(10)Termal Číslo detektoru [mSv]

Zdroj

3547478

0,25

Radionuklid (Cf) s moderovanými neutrony

3550035

0,14

Radionuklid (Cf) s moderovanými neutrony

3550238

0,12

Radionuklid (Cf) s moderovanými neutrony

3547529

0,15

Radionuklid (Cf) s moderovanými neutrony

3550004

0,19

Radionuklid (Cf) s moderovanými neutrony

3550167

0,14

Radionuklid (Cf) s moderovanými neutrony

3547351

0,05

Radionuklid (Cf) s moderovanými neutrony

3547458

0,05

Radionuklid (Cf) s moderovanými neutrony

3550067

0,06

Radionuklid (Cf) s moderovanými neutrony

3547582

0,06

Radionuklid (Cf) s moderovanými neutrony

Tab. 6.2:

Data pro určení CalT.

71

C1=E/Φ [pSv.cm-2]

C2=Hp(10)/Φ [pSv.cm-2]

CN=E/Hp(10)= C1/C2

1,00E-09

5,24

8,19

0,64

1,00E-08

6,55

9,97

0,66

2,50E-08

7,6

11,4

0,67

1,00E-07

9,95

12,6

0,79

2,00E-07

11,2

13,5

0,83

5,00E-07

12,8

14,2

0,9

0,05

38,5

39

0,99

0,07

47,2

59

0,8

0,1

59,8

90,6

0,66

0,15

80,2

139

0,58

0,2

99

180

0,55

0,3

133

246

0,54

0,5

188

335

0,56

0,7

231

386

0,6

0,9

267

414

0,64

1

282

422

0,67

1,2

310

433

0,72

2

383

442

0,87

3

432

431

1

4

458

422

1,09

5

474

420

1,13

Tab. 6.3:

Neutrak 144-J, Neutrak 144-T

Energie [MeV]

Neutrak-144T

6.2 Tabulka konverzních koeficientů

Tabulka konverzních koeficientů dle doporučení ICRP [36].

72

C1=E/Φ [pSv.cm-2]

C2=Hp(10)/Φ [pSv.cm-2]

CN=E/Hp(10)= C1/C2

5

474

420

1,13

6

483

423

1,14

7

490

432

1,13

8

494

445

1,11

9

497

461

1,08

10

499

480

1,04

12

499

517

0,97

14

496

550

0,9

15

494

564

0,88

16

491

576

0,85

18

486

595

0,82

20

480

600

0,8

Tab. 6.3:

Neutrak 144-J, Neutrak 144-T

Energie [MeV]

Tabulka konverzních koeficientů dle doporučení ICRP [36].

Podle publikace 74 ICRP (Mezinárodní výbor pro radiologickou ochranu) obsahuje Tab. 6.3: hodnoty konverzních koeficientů E/Φ a E/Hp(10). Hodnota E/Φ udává koeficient mezi efektivní dávkou E a fluencí elektronů Φ pro předozadní ozáření, hodnota Hp(10)/Φ udává koeficient mezi osobním dávkovým ekvivalentem Hp(10) a fluencí neutronů Φ pro předozadní ozáření. CN je vypočtený konverzní koeficient pro přepočet Hp(10) na efektivní dávku pro různé energie neutronů. Konverzní koeficienty CNfast a CNtermal jsou vybírány podle střední energie neutronového pole, které je specifikováno v registračních kartách radiačních pracovníků různých pracovišť. Pokud není energie známá,

provádí

se

nejkonzervativnější

přepočet:

CNfast

=

1,14

a CNtermal = 1 [26].

73

6.3

Ukázka snímků při vyhodnocování dozimetru Neutrak 144-J, zdroj 239PuBe.

 Hp(10) = 0,2 mSv

74

 Hp(10) = 0,4 mSv

75

 Hp(10) = 0,6 mSv

76

 Hp(10) = 0,8 mSv

77

 Hp(10) = 1 mSv

78

 Hp(10) = 2 mSv

79

 Hp(10) = 2,5 mSv

80

 Hp(10) = 3 mSv

81

 Hp(10) = 4 mSv

82

 Hp(10) = 6 mSv

83

 Hp(10) = 20 mSv

84

6.4

Ukázka snímků při vyhodnocování dozimetru Neutrak 144–T, zdroj moderované 252Cf

85

86

7 Závěr Tato práce se zabývá neutronovým zářením a jeho detekcí pomocí stopových detektorů pevné fáze, zejména detektorem CR–39. Celá práce je rozdělena do sedmi hlavních kapitol. Nejdříve jsou popsány vlastnosti neutronu, následují hlavní zdroje neutronů. V dalších kapitolách jsou vysvětleny interakce neutronů s látkou, jaderné reakce neutronů a velký prostor je věnován biologickým účinkům IZ s popisem a vysvětlením základních veličin používaných v dozimetrii. Důkladně jsou popsány principy používání SSNTD spolu s vysvětlením principů a podmínek pro vznik stop, jejich zpracování a následné vyhodnocování. Vyhodnocování stop bylo prováděno na detektoru Neutrak (Neutrak–J

a

Neutrak–T),

druhý

zkoušený

detektor

LR–115

nevykazoval takřka žádnou odezvu na neutrony a v praxi by byl nepoužitelný. Po nazáření detektorů zdrojem

239PuBe

akreditovanou

laboratoří bylo leptání nakonec prováděno v automatické vodní lázni MEMMERT, v 18% roztoku NaOH, teplotě 70,5 °C po dobu 15,5 h a

7

h.

Ukázalo

se,

že

homogenita

teploty

je

pro

úspěšné

vyhodnocování klíčová. Zpočátku byla vyzkoušena keramická ohřívací deska, u které docházelo ke kolísání teploty, kvůli tomu nebylo dosaženo úspěšného leptání. Pro vyhodnocování detektorů se ukázal vhodnější čas 15,5 h, dosáhne se větších průměrů a větší hustoty stop. Při vyhodnocování vzniklých stop na povrchu detektoru se ukázalo, že stopy způsobené protony jsou kruhového tvaru, s ostrými konturami a jasnými středy. Plošná četnost stop je úměrná Hp(10), zároveň se s prodlužujícím časem zvětšuje průměr stop, což vystihuje Obr. 5. 6:. Stopy způsobené α částicí se projevují zejména kruhovým, popř. eliptickým tvarem s jasnými středy, průměr stop způsobených částicí α je větší než průměr stop způsobených odraženými protony. Také platí, že se zvyšujícím se časem leptání se zvětšuje průměr stop. Pro vyhodnocení detektorů Neutrak 144–J byla sestavena závislost plošné četnosti na Hp(10) při ozáření zdrojem

239PuBe

a následně

87

určen kalibrační faktor: CalF = (9,27 ± 1,22) stop/mm2.mSv. Pro výpočet Hp(10) rychlých neutronů s použitím detektoru Neutrak 144–J může být použit vzorec 5.1. Pro výpočet Hp(10) termálních neutronů je nutné detektory nejprve nazářit zdrojem rychlých neutronů, určit konstantu F, poté ozářit termálními neutrony a určit CalT, k výpočtu Hp(10) je možné použít vztah 5.2. Po zpracování a vyhodnocení detektorů Neutrak 144–T, které byly ozářeny

239PuBe,

byla stanovena konstanta F jako F = (0,47 ± 0,06). Po vyhodnocení detektorů, které byly ozářeny agenturou Eurados, byl stanoven CalT na CalT = (154 ± 20) stop/mm2.mSv. Zároveň z dodaných dozimetrů byl upraven CalF na CalF = (11,4 ± 0,9) stop/mm2.mSv. Pozadí bylo určeno na 1 stopa/mm2. Při vyhodnocování dozimetrů ozářených neutrony o jiných energiích než 2 – 5 MeV je nutné použít korekční koeficient, který bere v úvahu různou citlivost při měnící se energii. U ročního hodnocení dávek se provádí přepočet Hp(10) od termálních a rychlých neutronů na efektivní dávku podle vztahu 5.3. Podle doporučení ICRP je stanoveno, že nejistota stanovované veličiny E má být v rozmezí -33 % až +50 %, což je splněno. Ukázalo se, že dozimetr Neutrak, založený na detekčním elementu CR–39, je vhodný pro měření neutronů. Detektory CR–39 lze zakoupit i u jiných firem než Landauer, například u společnosti MIRION technologies [22]. Velkou nevýhodu představuje vyhodnocování detektoru spojené s počítáním stop, které je dosti časově náročné, proto si myslím, že v budoucnu bude snaha zejména nalézt vhodný způsob pro automatické a přesné vyhodnocování, a to zejména u detektoru CR–39. Při psaní této práce jsem získal mnoho cenných zkušeností z oblasti radiační ochrany, měření ionizujícího záření a mohl si udělat představu o tom, co obnáší práce ve společnosti zabývající se radiační kontrolou a ochranou. Doufám, že tato práce by mohla sloužit jako návod pro leptání a následné vyhodnocování stopových detektorů, a to nejen ve firemním prostředí.

88

Použitá literatura [1]

HRAZDÍRA I., MORSTEIN V.: Lékařská biofyzika a přístrojová technika. Brno: Neptun, 2001. ISBN 80-902896-1-4.

[2]

HÁLA J.: Radioaktivita, ionizující záření, jaderná energie. Brno: Konvoj, 1998. ISBN 80-85615-56-8.

[3]

MUSÍLEK L.: Dozimetrie Neutronů. Brno: ČVUT, 1998. ISBN 80-01-01750-8.

[4]

MUSÍLEK L., ŠEDA J., TROUSIL J.: Dozimetrie ionizujícího záření. Praha: ČVUT, 1992. ISBN 80-01-00812-6.

[5]

ŠEDA

J.:

Dozimetrie

ionizujícího

záření.

Praha:

Státní

nakladatelství technické literatury, 1983. ČNB 000008863. [6]

SABOL JOZEF.: Základy dozimetrie. Praha: ČVUT, 1992. ISBN 80-01-00847-9.

[7]

SIDOROV M., IVANOV O.: Nuclear Track Detectors: Design, Methods and Applications. New york: Electrical Engineering Developments, 2010. ISBN 978-1-60876-826-4.

[8]

SOUTO E. B., CAMPOS L. L.: Fast neutron dose response of a commercial polycarbonate. Elsevier Science, 2007.

[9]

SOUTO E. B., CAMPOS L. L.: Chemical Etching Studies of a Brazilian Polycarbonate to Fast Neutron Detection. Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares, 2006.

[10]

KALSI P. C., RAMASWAMI A., MANCHANDA V. K.: Solid state nuclear track detectors and their applications. Radiochemistry Division.

89

[11]

ROBU E., MARINGER F. J., GARAVALIA M.: Influence

of

exposure geometry on the response of CR39 SSNT Radon Detectors. Vienna, 2010. [12]

DWAIKAT N., SAFARINI G., El-HASAN M.: CR-39 Detector compared with Kodalpha film type (LR 115) in term sof radon concentration. Osaka, 2007.

[13]

LOUNIS Z., DJEFFAL S., MORSLI K.: Track etch parameters in CR-39 detectors for proton and alpha particles of different energies. Alger, 2001.

[14]

SABOL JOZEF.: Základy dozimetrie a ochrany před zářením. Praha: ČVUT, 1996. ISBN 80-01-01440-1.

[15]

WALKER

R.

M.:

Nuclear

tracks

in

Solids.

California.

University of California Press, 1975. ISBN 0-520-02665-9 [16]

ASHCROWT N. W., MERMIN N. D., Solid state physics. South Melbourne: Brooks/cole, 1976, ISBN 0-03-083993-9.

[17]

MAJER VLADIMÍR.: Základy jaderné chemie. Brno: Státní nakladatelství technické literatury 1961. ČNB 000611673.

[18]

AL-SAAD A.A., ABBAS S.J.: He-Ne laser transmission through etched CR-39 and CN-85 detectors containing alpha and neutron induced tracks. Basrah: Elsevier Science 2001.

[19]

AL-ALI J. M.:Optical density for CN-85 and CR-39 plastic Detectors and α – Particle Radiology. Basrah: Elsevier Science 2001.

[20]

PUGLIESI R., PEREIRA M. A. S.: Study of the neutron radiography characteristics for the solid state nuclear track detektor Makrofol-DE. Sao Paulo: Elsevier Science 2001.

[21]

http://doirad.pagespro-orange.fr/Notice%20LR115-A.htm, 21.10.2012.

90

[22]

https://www.mirion.com, 21.10.2012.

[23]

http://www.landauer.com, 23.9.2012.

[24]

http://www.springerimages.com/Images/RSS/110.1007_978-3-642-14709-8_1-5, 21.8.2012.

[25]

http://astronuklfyzika.cz/RadiacniOchrana.htmhttp://fbmi. sirdik.org/obsah/191.html, 28.10.2012.

[26]

http://www.icrp.org/docs/Hans%20Menzel%20Doses%20Fr om%20Radiation%20Exposure.pdf, 28.11.2012.

[27]

http://www.envinet.cz/pt/files/thermo/Autoscan60.pdf, 5.12.2012.

[28]

http://www.bayerfilms.com/products/makrofol, 5.10.2012.

[29]

http://www.risoe.dk/rispubl/reports_INIS/RISOM2396.pdf, 5.10.2012.

[30]

www.eurados.org, 2.2.2013.

[31]

http://www.dozimetrie.cz/neutronovy-dozimetr, 6.1.2013.

[32]

http://www.sujb.cz/fileadmin/sujb/docs/radiacniochrana/ICRP103_dokument.pdf, 8.3.2013.

[33]

http://www.lestinas.webzdarma.cz/dozimetrie.htm, 22.10.2012.

[34]

http://nsd-fusion.com/core-tech.php, 11.3.2013.

[35]

http://www.ujv.cz/web/ujv, 13.3.2013.

[36]

Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection Against External Radiation, Vydání 74, Pergamon Press, 1997, ISBN 0080427391.

91