INIS-mf--11252
METROLOGICKÁ* JADíKNÉ
PROBLEMATIKA
ELaCTRXRlíY
Ing. Irena
A
Pf?I
MONITOROVACÍ
VNITÍNÍHO
U a l á t o v á ,
OZÁŘEUÍ
A
OKOLÍ
PRACOVNÍXÍ
CSc. - ľng. Ivan
I n s t i t u t hygieny a epidemiologie,
VČPUSTÍ
B u č i n a
Praha
tfvod Monitorovaní vypustí a okolí Jaderné elektrárny a vnitřní kontaminace jejich pracovníka Ja rozsáhlá oblaat, Jejíž metrologické problasatika má svá specifické rysy. Zpravidla jde o etanovení velmi nízkých aktivit nebo dávek a požadavkům na co nejlepší citlivosti Je zde třeba dávat přednost před Jinými hledisky. Cílem tohoto pojednání Je dát přehlednou informaci určenou zejména odborníkům zabývajícím se jinou metrologickou problematikou. Upouštíme zďe proto od uvádění doporučené literatury a odkazů na původní práce„ které jsou k dispozici u eutorů.
Monitorování výpustí a okolí Monitorování radionuklidJ ve výpustech zahrnuje moření ve výpustech do ovzduší a do vodotečí. Má základní význam pro ocenění vlivu Jaderné elektrárny na Její okolí. Měření v okolí mé za normálního provozu pouze doplňující výanam a má za cíl pouze potvrdit závěry získaná monitorovania výpustí. Velká většina měření v okolí totiž neposkytne za normálního provozu výsledky odliäitalné od přírodního pozadí. Za havarijních situací nabývají ovšem měření v okolí zásadního významu. Měření výpustí do ovzduší zahrnuje měření vzácných plynů, aerosolů, izotopů jodu e tritle. Přehled o měření výpustí radionuklidů do ovzduší podává tab. 1. Měření výpustí do vodotečí zahrnuje měření tritlová vody a rozpuátěných i rozptýlených látek. Přehlea měření redionuklidů ve vypouštěné vodě je v tab. ?. Z metrologického hlediaka Je nejzávažnější problematika přesnosti a správnosti bilenčních měření. Při bilančních měřeních se stanovuje objemová aktivita radionuklidů VG v^pouátěné vzdusnině nebo ve vodě. Cílem měření je ovšem údaj o celkově vypuětěné aktivitě. Součástí bilančních maření musí být proto nepřetržité měření průtoku vzdužniny ventilačním komínem a měření průtoku vody do odpadního kanálu. Teto míření nejsou zatím uspokojivě zabezpečována. U signalizačních měření je nejdiležitřJSí požadavek ne jejich spolehlivost a rychlou odezTU.
- 129 -
Monitorování vypustí z jaderné elektrárny do ovzduší (všechny odběry ve ventilačním komíně)
Tsb . 1 S 1 o Ska Druh monitorování
jod
aerosoly odběr
měření
rychlé signalizační signalizační - jednotlivé vsorky
U)
o
doplňující bilanSní
-
měření
odběr
měření
odbor
měření
N - M
N - S
N - M
N - S
-
-
N ~ M
Z - C
N - H
N - C
P - G/S
N - V
P - G/S
N - M
P -T
(P)
(P - T)
Z -C
N - V
P - G,(H)N - V
N - V
P - G,R M - V]
(P)
(P - G,B)
vodní pára
odběr
N - M
- speciální vzorky
vzácné plyny
(P)
[P -J] [N - V ] (P - G)
P
[P - A j P - G
nepřetržitý odbor nebo měření periodický nebo občasný odběr nebo měření zpožděné měření (po vymření krátkodobých redionuklidů) malý průtok (okolo 1 nH/hJ velký průtok (okolo 100 m v h pro aerosoly a 10 rn^/h pro ostatní) měření acintilačním detektorem měření celkové aktivity systémem Kalina apod. nízkopozadové polovodičová nebo sclntllační spektrometrie gama nízkopozaaová polovodičová spektrometrie gama nízkopozadová měření zářeni beta nebo alfa radiochemicky separovaného stroncia, trsnsuranů apod. nízkopozsdové měření tritia kapalnými scintilátory apod, stBnovení J 129 stanovení C 14 e Kŕ G5
Monitorování výpustí z jaderné elektrárny do vodotečí Tab. 2 51 o žk a Druh monitorování
rozptýlené a rozpustené látky odběr
regulační
odběr
měření
- před vypouštěním kontrolních nádrži
P
P - B
signalizační
- před retenčními nádržemi
N
N - S
-
-
kontrolní
- za retenčními nádržemi
N
N - S
-
-
- Jednotlivé vzorky z kontrolních nádrží
P
P - G,(R)
P
P - T
Jednotlivé vzorky z odpadního kanálu
N
P - G,(R)
P
P - T
- slévané vzorky z odpadního kanálu
N
P - G,R
-
-
(P)
(P - G,R)
(P)
(P - T)
i !-•
OJ !-•
I
měření
voda
bilanční
doplňující bilanční
B - mSŕení celkové iktivity beta (...) odběr nebo měřeni při překročení vySetřovecí úrovně f...] uskutečňuje se podle technických možností
Kychló signalizační měření vzácných plynů se dSlá kontinuálně dvoukanálovým scintilačním spektrometrom, přičemž se sledují dva rcdionuklidy, které jeou ve směsí nejvíce zastoupeny, a to Xa 133 a Xe 135m. Toto měření se využívá teké pro bilanční účely. Doplňuje se odbory vzduäniny do tlakových nádobek s následním měřením polovodičovou spektrometrií gama. Těmito dařeními vzácných plynů lze za běžného provozu i za odstávky zachytit celkem 7 až 8 redionuklidů. Pro stanovení aktivity vypouštěného Kr 85 není tato metodika dostatečně citlivá a Jeho měření je třeba zabezpečit Jinak. Spektrometrická etanovenl vyíedujl použiti vhodného kalibračního preparátu, měřeni tlaku, popř. t teploty v tlakových nádobkách a stanovení průtoku měřicím systémem kontinuálního scintilečního spektrometru. Bilanční stanovení aerosolové eložky výpustí vychází z nepřetržitého odběru na filtry, které se pak měří polovodičovou spektrometrií gama. Z eerosolu na spojených filtrech za <3elží období se dále separuje Sr 90 a Sr 89, popř. trensurany, a stanoví se jejich aktivita měřením záření beta, popř. alia. Nezbytným požadavkem Je zde použití takového přívodu vzduániny k odběrové aparatuře, aby nedocházelo k usazování aerosolů na stěnách, e použití filtrů 8 dostatečně velkou e známou iSčinnoati záchytu aerosolů vyskytujících se ve ventilačním komíně. Průtok odběrovým zařízením musí být regulací spolehlivě udržován na konstantní hodnotě a měřen. Základem bilančních měření izotopů jodu je odběr sorpci na materiálu zabezpečujícím účinný záchyt jodu pokud možno ve všech jeho chemických formách obsažených ve výpustech. Sorpční kazety obsahující nejčastěji neplň eluminy ee stříbrem se měří spektrometrii gema. Podobná 66 postupuje při rychlých signalizačních měřeních, kde Be měří J 131 Jednokanálovým scíntiločnlm spektrometrem. Metrologická problematika při měřeni jodu je obdobná jako pri bilančním měřeni aerosolů, popř. při rychlém signalizačním měřeni vaécných plynů. K bilančnímu měření tritia ee používá spektrometru zářeni beta s kapalnými scintllétory. Spektrometr se kalibruje etelonovým roztokem tritiové vody. Při monitorování výpustí do ovzduáí se sorpci na silikagelu nepřetržitě odebírá vodní péra a po desorpcl se měří. Při monitorování výpusti do vodotečí se měří předeetilovany' vzorek vody. Bilanční měřeni radionuklidů obsažených ve vodě, které vysílají záření e e m a i uskutečňuje se polovodičovou spektrometrii. Měří se zpravidle odparek z odebraného vzorku vody. Polovodičová spektrometrie se doplňuje stanovením Sr 90 a Sr 89, popř. i trensuranů podobně jako při cěření aerosolů. Přehled o měřeních uskutečňovaných v okolí jaderné elektrárny podává tab. 3. Způsoby etunovenl i ostatní problematika jsou podobné - 132 -
jako při monitorovaní výpustí. Použiti polovodičové spektrometrie k přímému- měření kontaminace terénu (měření in altu) je zatím spíáe ve atadiu ověřování. Monitorování okolí jaderná elektrárny Odběr nebo míření Druh termoluminiscenční dozimetrie telemetrie přenosné přístroje přenosný spektrometr aeroeoly - velkoobjemový odběr z ovzduší jod - velkoobjemový odběr z ovzduší atmosférický spad půda - dvě vrstvy, popř, i sníh trávy a pícniny potravinářské plodiny - 4 až 6 druhů mléko povrchová voda vodní sedimenty ryby pitná voda průsaková voda
Mleto obce okruh okolo JE trasy stanice a odpad, kanál
Typ stanovení
H
H,J H
Tab. 3 Počet míst 30 až 50 1 okruh dle havarijního plánu
Počet stanovení za rok 4 nepřetržití 1
Q
6 až 9
4
stanice
OR
5 až 8
52
stanice
J
5 až 8
52
stanica
OR
5 až 8
4
stanice póla
GR GR
5 až 8 2 až 4
1 1
pole
GR
2 až 4
1
2 až 5 4 až 7 4 až 7 1
26 1 nebo 4 1 nebo 4 1
sběrna RJ S T,GR vodoteS GR vodoteS GR vodoteč vodárny T, OR a studny kontrolní vrty u JE T,GR
5 až 8 dle projektu
1
Vysvětlivky k tab. 3 H H G GR
- dávkový ekvivalent záření gama měřený napr. pomoci CaS0 4 :Dy nebo CaSO. :Tm * - příkon dávkového ekvivalentu záření gama - terénni polovodičová spektrometrie gama - nízkopozáďová polovodičová spektrometrie gama jednotlivých a spojených vzorků, doplněná při zvýšených hodnotách nízkopozaaovým měřením záření beta nebo elfa radiochemicky separovaného stroncia, transuranů apod. - 133 -
J - meteni J 131 seintilační nebo polovodičovou spektrometrii gama RJS - nizkopozečové měření záření bate radiochemicky Beperovaného J 131 a Sr 90, popř. i Sr 89, doplněné polovodičovou spektrometrií gama T - nízkopozádová moření tritia kapalnýaai aclntilátory apod. Měření dávkového ekvivalentu pomoci termoluminiscanční dozimetrii a prenosnými příotroji v okolí Je třabe chápat spíôe Jako detekci odchylek od přírodního pozadí měřením záření gama radionuklidu z výpustí nebo únikfi. Cílem těchto méření není tedy za normálního provozu oprárnS a přesná stanovit ani celkový dávkový ekvivalent, ani jeho složky pocházející od vypustí. Za havarijních situací-sa ovšem stává cílem těchto měření odhad dávkového ekvivalentu, který dostali obyvatelé v dené« mietě, a Jde pak o stanovení prostorového dávkového ekvivalentu H * . Podobná hlediska budou 'platit pro telemetrický systém okolo Jaderné elektrárny.
Stanovení aktivity ve vzorcích a oeobéch polovodičovou spektrometrii gama Ke stanovení aktivity radionuklidu ve vzorcích prostředí a exkret a v těle pracovníku se v současné době všeobecně zavádí polovodičová spektrometrie gama. Ke stanovení čistých zářičů beta, transuranů a někdy i jiných radionuklidů se používá měřeni zářeni beta či alfa v preparátech získaných chemickou separací z odebraných vzorku a při monitorovací vnitřní kontaminace z moči nebo ze stolice. Ke kalibraci prietrojii pro relativní měření se zde zpravidla používají etalony stanovovaných radionuklidů nebo kalibrační preparáty připravené z etslonových roztoku těchto radionuklidů. Při stanovení aktivity polovodičovou spektrometrií gama je kalibrace spektrometru přímo radionuklidem, který je stanovován, epíSe výjimkou. Ke kalibraci se používají radionuklidy, které mají k tomuto účelu vhodné vlastnosti. Aktivita radionuklidů nelezených v analyzované sněni se pak počítá s použitím jaderných dat pro měřené radionuklidy. Návaznost na prvotní etalon aktivity je zde tedy uskutečňována nepřímo. Při použiti spolehlivých literárních pramenů a při kvalifikovaném přístupu k hodnocení spektra není tento nepřímý postup příčinou závažných chyb. Naopak, přesnost a správnost výsledků získaných polovodičovou spektrometrií gama lze očekávat spíše lepal neí při stanovení radionuklidů a použitím chemických separačních postupů. Při stanovení aktivity radionuklidů ve vzorcích z pracovního prostředí, z výpustí a z okolí jaderné elektrárny stejně jako v biologic- 134 -
kých materiálech nebo přímo v tôlech pracovníků metodou polovodičové spektrometrie jaou problémy kalibrace obdobné, protože ve vfiech případech jde o měřeni složitého spektra pocházejícího ze směsi redionuklidů v měřeních objektech, jejichž objem a hustote jsou takové, že nelze zanedbat absorpci záření v objektu a z hlediska geometrického faktoru nelz* měřený objekt při kalibraci jednoduše nahradit bodovým etalonem. Pokud ae ke kalibraci použijí preparáty ae stejnými vlastnostmi, jaké mají měřené objekty, a obsahující stejné radionufclidy, pak jde o relativní moření, které má problémy a chyby jako jiná relativní Běření aktivity.. Ve skutečnosti vSak měřené objekty, které jaou předmětem zájmu při monitorováni na JE, obsahují neznámou směs radioauklidů. Tyto radionuklidy je třeba nejdříve identifikovat a potom stanovit kvantitativně. Spektrometr záření gama je tedy nutné kalibrovat nejdříve energeticky. Tato kalibrace je pak platná univerzálne pro daný detektor a dané nastavení apektroiaetrické trasy. Energeticky okalihrovanýis spektrometrem je možné stanovit energie fotonů ve spektrometru neznámé směsi radionuklidů a na základě tabelovaných údajů pak jednotlivé radionuklidy identifikovat. ÓCinnoatní kalibrace provedená v závislosti na energii fotonů je platná pro objekt daných geometrických a absorpčních vlastností (tvar, hustota, složení), mořený v určitém geometrickém uspořádání vzhledem k detektoru. Účinnoetní kalibrace nezávisí na nastavení spektrometrické trasy. Tato kalibrace se zpravidla dělá'pro měřený objekt průměrných (standardních) vlastností a odchylky od nich s* respektují zavaděním oprav.
Energetická kalibrace polovodičového spektrometru Energetické kalibrace vyjadřuje vztah mezi energií fotonu E emitovaného ze zdroje a číslem kanálu mnohckanálového amplitudového analyzátoru. Tento vztah by měl být lineární, popř. jen málo odchylný od lineárního. Dá ae vyjádřit polynomem E = a + bx nebo
2 E = a + tx + cx
kde a, b, c jsou parametry závislé na nastavení lineárního zesilovače a analogově číslicového převodníku (ADC). Parametry polynomu se získávají pomocí kalibrace spektrooetrického ayotému etalony pro spektrometrii záření gama typu EG 3, popř. EG 1 - 135 -
a EQ 2, vyráběních ÚVWR, Praha. Použije se bu5 sady etalonů s radionut lidy, které mají Jadnu nebo jen mólo linií gama, anebo tzv. oultipíkovóho etalonu, který Ó V W E vyrábí právě pro účely energetické kalibrace polovodičových detektorů (Co 56, £u 152). Kejjednoduásí způsob je použití ävoa energetických linií a proložení přímkou; presnejší způsob je použití větSího počtu linií a proložení přímkou nebo polynomem druhého stupně metodou nejménaleh Čtverců. Pro správnou kalibraci ja nezbytné použít energetických linií, které pokrývají pokud možno celou sledovanou oblast, aby oe extrapolace používala v co nejmenéío rozsahu. Požadavkem pro nastavení pararetrů pro energetickou kalibraci je, aby stanovení vrcholu píku bylo co nejpřesnější. Interval energia ^ E připadající na jeden kanál ná proto být malý, a jedon pik mú tedy obsahovat pokud možno velký počet kanálů. Toho lz* dosáhnout volbou vysokého zisku. Na druhé strana je snaha jedním měřením získat co největfil počet informací, a měřit proto co nejširší energetické spektrum. V praxi se volí šířka spektra taková, aby byly zachyceny významné energetické linie všech radionuklidú, které u měřeného objektu přicházejí v úvahu. Pro měření vzorku výpustí, okolí „aderných elektráren i osob a exkretů je dostatečný obsah měřeného spektra do 3 líeV. V některých případech, nspř. při měření osob a exkretů, postačuje zpravidla měřit v energetickém rozsahu do 2 UeV.
Očinnostní kalibrace polovodičového spektrometru V polovodičové spektrometrii se ke stanovení aktivity radionuklidú využívá pouze píku úplného pohlcení, proto se v dalSím zabývané pouze účinností detekce v plku úplného pohlcení % , definované jako bezrozměrný poměr četnosti impulsů v příslušném plku n k aoučinu aktivity a výtěžku fotonů energie £ na jeden rozpad A.f , tj. k eaisi fotonů z .radionuklidú. Účinnost "2 (E) je funkce energie fotonu e je aoučínea. vlastní účinnosti detektoru, prostorového úhlu vymezeného vzdáleností odřeného objektu od detektoru a jejich rozaSry a dalších faktoru daných absorpcí a rozptylem fotonů v měřeném objektu a hmotou mezi nim a citlivou části detektoru. Závislost účinnosti na energii má maxiiauia ležící zpravidla mezi 100 a řOO keV a nelze ji vyjádřit jednoduchým způsobem. Pro účinnostnl kalibraci je proto třeba použít co největšího počtu energetických linií dostatečně hustě pokrývajících celý sledovaný roseah energie fotonů; proloženou závislost nelze mimo tento rozsah extrapolovat. Experimentálními - 136 -
body je nejvhodnější proloiit metodou nejmenších čtverců závislost logaritmu účinnosti na logeritam energie vyjádřenou polynomem vyěáího otupne, popí. nákolika nevazujicíni polynomy. Nejpřesněji lze účinnost pro děnou energii získat experinentÉlně pomocí vhodných ; talonil aktivity. Teoretické výpočty metodou Uonte Carlo jeou sloiité a vidy je třeba jejich výsledky experimentálne ov6řit. ZťStlcdní kalibrace účinnosti každého polovodičového datektoru je kalib:-Ľce o todovýai epektroaotrickymi etalony provedená pro různá vzdíItfiooti etalonu od detektoru. Takové kalibrace se využívají: - !:fc stanovení radioaktivity redionukj.idfl ve vzorcích, Jct«ré rzhleůem k roĽĽíruto b k vzdálenosti od detektoru lze považovat za bodové - he i!jiôt5ní vlastností detektoru - í. odhadu správnosti dal&ích kulibrocí - k prenosu kalibračních det mezi různými detektory Podrobné iiapovóní liíinnoeti bodovými etalony v prostoru okolo detektoru s néelednou numerickou integrací je vhodný« způaobein stanovení 3tředr.í 'iCinncati u c^jeiu zaujímaného vzorkem o malou s&aoabeorpcí. Ice E'.anovit střední hodnotu účinnosti bu3 na záklaäč méi-ení ti v fcľáech uvnitř iařřoného objektu daného eloieaí, nebo jato iLeliety (far. t c mu}, nebo Ize semoabaorpci reapsktovat zahrnutÍB teoretického vztahu pri numerická integraci. Pro o"tij£7ín6 vzorky a větáí siunoabsorpcl bývá přesněji a současně Bi-íně prf-cnr využít etalonových rozborů (etalony SR, vyrábfiné Ú V W U ) a chotcvit hclibračiií preparáty shodných rozměrů a podobného oloiení a hustoty, je.k.6 mají stařeně vzorky. Je vhodr.í - o při použití kalibraíních preparátů nezbytné - předem zvolil Dta-dtrdr.í cSřicí nääobky, do nichž se vzorky tvarově upraví např. slis-jvéníc, očpeícníra nft ai-anSí objom apod. vhodné joou rélcové nádobky, např. léíérenské moslovky o rozaérech shrube stejných, jako jsou roreě~ ry Gii,ekioru, které Ise aěřit v poloze na detektoru i vedle detektoru. Frc vzorky vcčy, aoti o ciriohých biologických materiálů v těchto aíůcbAch lze telibreiní prepariíty připravit pouhým zředěnia etslonových rnatotft. P T Ů vsorky jiného složení a hustoty se pro kalibraci připravuji ť.o náu;íie>,- pr; part ty psíobntoo sloiení a hustoty, jejichž základem jsou c>"t r:í.f-.'_cr^ví ro-toJcy. DoionnJ'' napodobení každého měřeného vzorku ne~ •d ci'j*;-. ;-'.r.«. Oe proto v^.čelné připravit řadu k.Blibre£ních preparátů ucožiiujících int£?-Dolací stanovit opravu na samo absorpci a odhadnout veTi^fs-.i p.yrí'-.iľií.iciŕ chyhy dan'' neprohnou znalostí slezeni a hustoty viorti:.
- 137 -
Při stanovení aktivity pro účely monitorování jd« zpravidla o měření velmi nízkých aktivit. Dominantní chybou bývá proto náhodná chyba daná fluktuacemi detekované četnosti impulsů v hodnoceném píku • r jeho pozadí. Se zřetelem na nezbytnou anehu dosáhnout co nejmenSÍ detekovatelná aktivity se volí poloha vzorku co nejblíže detektoru e množství vzorku co největSÍ. Nelze pak často zanedbat systematická chyby dané jednak nerovnoměrném rozdělením radionuklidu ve vzorku nebo odchylným rozdělením proti kalibračnímu preparátu, jednak nepřesně známým složením e hustotou vzorku. Pro ucinnostní kalibraci se vetainou používají etalony stejných radionuklidu jako pro energetickou kalibraci. Pro účely monitorování, kdy jde véteinou o meraní v tísné blízkosti detektoru, není ovéea vhodné používat k ucinnostní kalibraci linie gema, která pocházejí z kaskádních přechodu. Následkem koincidencí, jejichž pravděpodobnost stoupá s prostorovým úhlem, vznikají sumační píky a současna t>-« snižuje pravděpodobnost zaznamenání fotonu v píku odpovídajícím jeho vlastní energii. Opravy na tento jev mohou být při vypočtu účinnosti nepřijatelné •lolité a napřesné. Dává se zde proto při účinnostni kalibraci přednost radionuklidum a jednoduchým rozpadovým schéma tea a u tzv. multipikových etalonu je nutné pečlivě vybrat energetická linie, u nichž bude systematická chyba daná pravými koincidenceoi jeätě přijatelná. Při použití syni zaváděných studnicových polovodičových detektoru, kde se naopak počítá s využitím sumačních píku, půjde ovšem o problematiku vyžadující oaaost%tné posouzení.
Kalibrace polovodičového spektrometru pro měření oaob Při monitorování vnitřního ozáření pracovníku jda o stanoveni aktivity radionuklidu obsažených v těle, přičemž distribuce těchto radionuklidu v těle není známa a lze o ní pouze učinit některé předpoklady. Základním požadavkem při tomto maření je, aby pro radionuklidy, kteró a* rozhodující nlrou podílejí na Úvazku dávkového ekvivalentu a které aohou přicházet při vnitřní kontaminaci v úvahu, byly minimální datekovatalné aktivity nižší než předem zadané hodnoty odvozené za jistých předpokladu z ročních limitu příjmu radionuklidu. V tab. 4 jsou tyto hodnoty uvedeny pro radionuklidy běžně ae vyskytující ve směsi, jíž aohou být pracovnici v jaderné elektrárně vnitřně kontaminováni. Vyjadřují požadavek na minimální detekovatelnou aktivitu v těle osoby při pravidalnéa monitorováni zahrnujícím osm celotělových měření ročně, popf. Šestnáct néření jodu ve Štítné žláze. U stanovení vnitřní kontaminace jak přímýs neroním osob, tak prostřednictvím měření exkretů je veličinou, v níž se vyjadřuje výsledek - 138 -
Požadované minimální detekovatelné aktivity pro pravidelné monitorování vnitrní kontaminace pracovníků jaderné elektrárny přímým mařením Tab. 4 Rodionuklid 110 B
Aktivita (kBq) 0,6 5,0
137 134 141 144
2.5 2,5 0,1
Co
95 95 57
5,5 1.5 3,5
Co Co
58 60
4.5 0,2
Fe
59 54 65
CB
Ce Ce Ce Nb Zr
Ifa Za Cr Sb Hu Ru J
51 124 106 103 131
4,0 6,5 4,0 80,0 1,0 0.5 3,0 0,05
měření, aktivita radionukiidu v Bq. Obaah radionuklidu r til* nebo danní exkrece se pak s použitia modelů matematicky popisujících kinatiku radionuklidu v organ isnu přepočte na příjen radionuklidu, coj je opat aktivita. Příjem lze pak převést na padeaátiroční úvazek davkového ekvivalentu v Sv. V této veličině jsou stanoveny prvotní limity ozáření pracovníku. Pro monitorováni vnitřní kontaminace osob přímým mařením se používají celotělové počítače. Jsou to v principu polovodičové nebo acintilační spektrometry gama s pokud možno velkým detektorem, popř. s několika detektory. Detektor je umístěn ve stíněné kobce, v níž mlže měřená osoba sedět nebo ležet. Nejcitlivějšího měření lze dosáhnout při geometrické konfiguraci osoby sadící v blízkosti detektoru tak, aby účinnost pro daný radionuklid nezáležela přílié na tom, v které části těla je. Těmto požadavkům vyhovuje např. poloha osoby sedící v mírném předklonu u detektoru tak, ie osa těla od kolen k hlavě je od detektoru vzdálena asi 35 C B . Koření ležící osoby s detektorem posouvaným v podélná ose těla pod lůžkem nebo nad nim poskytuje při stejné měřicí době poněkud
- 139 -
rySáí minimální detekovatelné aktivity. Pokud a« měření dělá v dostatečném počtu bodů podol osy tilu, je možné získat správnejil výsl«dky o celkove aktiTito r těl* než meř«nís> voedS. Lze tak také zlákat ntkteré informace o distribuci radicnuklidu v těle, které nohou být uiite&ni pro vyhodnocení (interpretaci) výsledku T závažných případech. Kalibrac* pro calotflové oeření se dřl» e fantomy lidského 16la, což je obvykle soustava dutích eliptických e kruhových válců » takový•i rozsěry a objemy, aby pokud možno odpovídaly rozmgrus txv. refar«ncního člověka. Kalibrace oe pak dela pro určitou přcdaa definovanou distribuci radioauklidu v til*. V praxi to obvykle bývá pra radionuklidy bud" roTnoměrné rozdělané r celim tele, anebo obsažená poutě T plicích, v zažívacím traktu, ve Štítné žláze, popŕ. T jiných orginech. Pri kalibraci se fantoa naplní buď zredtnýa rostokm radionuklidu, anebo jenom vodou a roztokes radionuklidu ae naplní pouzí nádobky nahrazující jednotlivé orgány. Ke kalibraci se používají etalonové roztoky nebo Častěji roztoky, jejichž aktivita byla stanovena poaocí okalibroraného polovodifiového spektrometru. Radionuklidy se pro kalibraci volí tak, aby energetické linie překrývaly celý požadovaný rozsah energií a jejich zastoupení bylo znáno s dostatečnou presností a eby současně byly praktické pro práci a dekontaminaci fantomu, tj. aby poločasy rozpadu byly zhruba v rozmezí 10 až 100 hodin, uspokojivé výsledky pro energetickou oblast od 140 do 2760 kaV jsme získali ae směsi roztoků Tc 99o nebo lépe Ho 99, J 131 a ha 24. U takto o kalibrovaného celotělového počítaíe pak. lze vyhodnotit změřené spektrum a vyjádřit aktivitu radionuklidu za předpokladu. Se Slo o některou z distribucí radionuklidu v těle, pro nií byla kalibrace uskutečněna. Tyto předpoklady lze udělat buä na základě znalostí, jak k příjmu doílo (např. z charakteru práce je zŕejoó, zt k pŕíjnu doSlo inhalaci), anebo ee používá v rozumné míře konzervativního přístupu a předpokládá se taková distribuce, pro niž je účinnost měření nejnižší. Rozumnou mírou se myslí nadhodnoceni faktorem 1,5 až 2, nikoli vsak řádové. Za běžných okolností jsou výsledky měření radionuklidu v těl* při pravidelném i jednorázovém monitorování vyjadřovány jako aktivita v* fantomu, která by způsobila v detektoru stejnou odezvu jako aktivita v těl* pracovníka sedícího nebo ležícího při měření ve standardní poloze. Brát při volbě polohy těla a vyhodnocení výsledku v úvahu télesné rozměry a anatomické i fyziologické vlastnosti jednotlivých osob bylo by z hlediska požadavku hygieny záření na monitorovací systéa zcala nepřiměřené a je nežádoucí i z metrologického hlediska. Výsledek vyjádřený v efektivní aktivitě je ověem třeba při překročení tzv. odvozených vyšetřovacích úrovní vyhodnotit tak, aby lép» odpovídal skutečné aktivitě v těle. - 140 -
K tomu slouží doplňující měření poskytující eprévnějáí odhady aktivity v tôl« (např. měřením vleže ) a údaje o distribuci radionuklidů v těle. Podobně ae zpřesňuje na základě vySetřování okolností příjmu radionuklidu a doplňujících měření vyhodnocení naměřené aktivity jako příjem radionuklidu, popř. úvazek dávkového ekvivalentu. Za běžných okolnosti ae totiž při pravidelném monitorování předpokládá, že k příjmu radionuklidu došlo v polovině časového intervalu mezi dvěma měřeními (monitorovací interval). Požadavky na minimální detekovatelné aktivity uvedené v tab. 4 lze splnit a celotělovým počítačem e dobrým stíněním a o germaniovým polovodičovým detektorem majícím relativní účinnost 15 až 25 % při měřicí době nepřesahující 20 eí 40 minut. Pro stanovení radioizotopů jodu je vhodné celotělové měření doplnit měřením ve štítné žláze. Uskutečňuje ee zpravidla měřením J 131 jednokanálovým acintilačnlm spektrometrem a NaJ (TI) detektorem (např. jC 40 x 40 mm) doplněným stíněním kolimátorováho typu. líěří ae detektorem těsně za pokožkou krku nebo v malé vzdálenosti, např. 3 cm od něho. Zpravidla postačí měřicí doba několika minut. Pro zpřesnění závažnějších hodnot ae má měření opakovat ve vzdálenosti 7 cm, kde je jeotě citlivost dostatečná a chyba daná nejistotou polohy a velikostí štítné žlázy je jií přijatelná. Přímé měření radionuklidu v těle ae doplňuje měřením objemové aktivity tritia v moči. Při pravidelném monitorování jodu a tritia je vhodné dělat 16 měření za rok. Podle okolností se uskutečňuje též měření Sr 90, Sr 89 a tranauranů v moči nebo ve stolici. Metrologická problematika u těchto měření stejně jako u měření tritia je obdobná jako při jejich stanovení ve výpustech a ve vzorcích z okolí jaderné elektrárny.
- 141 -
