SBORNÍK XVIII. RADIOHYGIENICKE DNY

262%-

I hi IS-ml.

CZ9626393 /

V

t

V

SPOLEČNOST PRO OCHRANU PRED ZARENIM CLS J. E. P. CENTRUM HYGIENY ZÁŘENÍ - SZÚ PRAHA LÉČEBNÉ LÁZNĚ JÁCHYMOV a. s.

SBORNÍK ABSTRAKT A PŘEDNÁŠEK

XVIII. RADIOHYGIENICKE DNY

JÁCHYMOV 20. - 2 2 . listopadu 1994

VOL.

2 8 Me 0 1

RADON V BYTECH - DŮSLEDKY TĚŽBY A ÚPRAVY URANU

CZ9626394 RADON V BYTECH - DŮSLEDKY TĚŽBY A ÚPRAVY URANU

ŘEŠENÍ RADONOVÉHO PROGRAMU V ČESKÉ REPUBLICE J. Zatočil Ministerstvo financí ČR Radonový program je v ČR řešen na základě usnesení vlády z 15. prosince 1994 č. 709 "K ochraně obyvatel před ozářením z radonu a dalších přírodních radionuklidů. Požadavky na omezování ozáření obyvatel z radonu a dalších přírodních radionuklidů jsou stanoveny vyhláškou MZ č. 76/91 Sb. Od 1. ledna 1994 platí směrnice MF ČR č.j. 122/67321/93 "O financování radonového programu". Usnesením vlády č. 709/93 byl schválen statut mezirezortní radonové komise, která zejména: - koordinuje vyhledávání objektů s nepřiměřeně vysokým radonovým rizikem, - hodnotí vývoj ozdravných protiradonových opatření (technické provedení, účinnost, finanční náklady), - koordinuje řešení problematiky rynholeckého škvárobetonu, - přednostně řeší situaci v mimořádně postižených lokalitách (Jáchymov), - doporučuje rozdělení finančních prostředků na radonový program, - připravuje návrhy legislativních opatření zaměřených na řešení radonové problematiky. V rámci mezirezortní radonové komise byly postupně ustaveny subkomise stavební, měření, legislativní a pro radon ve vodě, které řeší nejzávažnější součásti radonového programu. Koncem listopadu 1994 bude vládě ČR předložena informace o stavu průzkumu radonového rizika, která byla zpracována v MRK. Materiál obsahuje nejen poznatky z průzkumu radonového rizika, ale též informace o realizaci radonového programu. Podle názoru MRK je samotný průzkum radonového rizika bez realizačních výstupů ve formě konkrétních ozdravných protiradonových opatření samoúčelný. Měření by znamenalo zbytečné vynakládání finančních prostředků a ve svém důsledku by ohrožovalo občany strachem z poznaného, ale neřešeného zdravotního rizika. Vládě předložená informace navrhuje další postup při řešení radonové problematiky v dalších letech: - výsledky průzkumu radonového rizika považovat za vstupní parametr při následném řešení formou ozdravného protiradonového opatření; - pro řešení radonové problematiky ve stávajících objektech pokračovat ve financování ozdravných protiradonových opatření podle směrnice MF ČR č.j. 122/67321/93. Ve státním rozpočtu na toto řešení zajistit potřebné finanční prostředky; - trvalou pozornost věnovat preventivním opatřením proti možnému pronikání radonu do těchto objektů z podloží (vytvoření technických norem na ochranu objektů proti radonu) a ze stavebních materiálů (vytvoření systému sledování radioaktivity stavebních materiálů). Mezirezortní radonová komise usiluje o komplexní přístup k řešení radonové problematiky ve vazbě na legislativní okolí tj. zákon o veřejném zdraví, atomový zákon i novelizovaný stavební zákon. Z těchto legislativních důvodů bude nutno novelizovat i vyhlášku MZ č. 76/91 Sb. Po začlenění radonové problematiky do Státního úřadu pro jadernou bezpečnost tento postupně převezme činnosti mezirezortní radonové komise, která přestane plnit svoji funkci a bude moci být zrušena.

CZ9626396 PROSPEKCIA RADONU V MATERSKEJ ŠKOLE V ČUČME D. Nikodémova, M. Ďurčík, F. Havlík, M. Vičanová Ústav preventivné} a klinickej medicíny, Bratislava *****

RADONOVÝ PROGRAM ARMÁDY /. Patta OdZP Ministerstvo obrany ČR ***** NOVINKY V OBLASTI MĚŘENÍ RADONU A PRODUKTŮ JEHO PŘEMĚNY /. Burian a spoluautoři Ústav hygieny práce UP Kamenná Problémy v oblasti metrologie V současné době je veličina "objemová aktivita radonu" navázána na NRPB Cilton, NPL Teddington, VNNFTRI Mendělejevo. Byi učiněn pokus navázat se i na EML New York, Český systém holých stopových detektorů byl užit v několika mezinárodních srovnávacích akcích. Potíž tkví v tom, že většina expozic byla na velmi nízké úrovni. Dále pak většina států se orientuje na objemovou aktivitu radonu a nikoli na EOAR. V podstatných případech došlo k dobré shodě, případné diference byly vysvětleny. Radonová komora prochází kontinuálním zdokonalovacím procesem. Jako podstatné pokládáme ještě klimatizování. Nové přístroje . Po důkladném zvážení byio schválení typu systému RM1 (elektretý) svázáno s nutností užití dvojice komůrek s elektretý a následném znevýhodnění vyšší hodnoty při průměrovárií. Měřidlo RADIM má odezvu závislou na vlhkosti. Korekce byla sice linearizovária, ale s vysokou pravděpodobností u velmi nízkých vlhkostí (pod 60 %) bude závislost účinnosti na (absolutní) vlhkosti nelineární. Přestože u měřidla FRITRA je provedena vnitřní korekce na vliv vlhkosti, shoda se správnými hodnotami je pouze akceptovatelná. Technické zkoušky byly dokončeny a bylo doporučeno typ schválit. Metodické otázky Byly vytvořeny subkomise Mezirezortní radonové komise, např. pro měření. Byla již dokončena práce na několika metodách, předkládaných hlavnímu hygienikovi ČR ke schválení. Účastnili jsme se hlavně úmorné práce na dokončení metodiky týkající se užití stopových detektorů. Nepokládáme metodu k určení rizika emise radonu z podloží (pro budoucí stavby) za definitivní a doufáme, že se naleznou efektivnější a přesnější kvantifikátory. JEDNOTNÁ RADONOVÁ DIAGNOSTIKA PRO DOMY START Z RYNHOLECKÉHO ŠKVÁROBETONU J. Thomas Centrum Hygieny záření, Státní zdravotní ústav, Praha Obvodové zdi třípodlažního rodinného domu typu START a některé prvky nosné příčky jsou smontovány ze škvárobetonových prefabrikovaných panelů. Pokud tyto prefabrikáty byly vyrobeny v závodě Rynholec (dříve n.p.Prefa) mají hmotnostní aktivitu Ra 226 1 až 4 Bq/kg.Dávkový příkon záření

C29626397

gama na povrchu těchto panelů je tedy 0,5 až 2 nGy/h, povrchy exhalují 10 až 40 mBq/rrfs radonu, což způsobí při standardním větrání koncentraci d.p.Rn 30 až 120 Ba/m3 a součtové kritérium relativních zásahových úrovní pro zevní a vnitřní ozáření je 40 až 120 %. Dalo by se tedy očekávat, že nejvýše 25 % objektů překročí součtové kritérium1100 %, a to nejvýše o 20 %, čili poměrně málo. Nízký tepelný odpor obvodového pláště a vysoké ceny topných medií však vedly k tomu, že někteří uživatelé domů START větrají podstatně méně (a to v ročním průměru až pětkrát méně) než doporučených 0,3 výměn za hodinu, takže koncentrace d. p. Rn dosahují u nich v průměru až 600 Bq/m3 a součtové kritérium až 400 %. Součtové kritérium 100 % je v domech START překročeno v 60 % případů. Radonová diagnostika spočívá v identifikaci, lokalizaci a kvantifikaci zdrojů zevního a vnitřního ozáření a v identifikaci výsledků měření z hlediska průměrné expozice a dále v navržení ozdravných opatření. Rynholecký původ škvárobetonu je jednoduše ověřitelný podle dávkových příkonů na stěnách. Koncentrace radonu v domě je pak důsledkem jednoznačně přiřazené exhalace radonu a větracího režimu uživatelů, případně přísunu radonu z podlaží. Ozdravná opatření je možno dělit na režimová a technická. Přemístěním sedacího a spacího nábytku od obvodových stěn sníží zevní expozici víc než částečné odstínění stěn přizdívkami či stínícími Fe deskami či Pb plechy. Přiměřený větrací režim by často mohl stačit na snížení pod zásahovou úroveň. Velmi důležitá je racionální percepce rizika. Některý uživatel se spokojí s několika pokojovými filtračními zařízeními, většina majitelů však požaduje instalaci účinné a úsporné přetlakové vzduchotechniky (s možností přihřátí vzduchu na rozhraní topné a netopné sezóny). Nátěr stěn ARADONem se neosvědčil. STÍNĚNÍ GAMAPOLE V OBYTNÝCH DOMECH Z. Smejkal, T. Vlasák Univerzita, Magistrát Pardubice ***** VPLYV IONIZÁCIE NA ZNÍŽENIE KONCENTRACIE DCÉRSKÝCH PRODUKTOV RADONU VO VZDUCHU M. Ďurčík, F. Havlík, D. Nikodémova Ústav preventívnej a klinickej medicíny, Bratislava ***** ODHAD DÁVKOVÉ ZÁTĚŽE OBYVATEL OBLASTI STRÁŽ - HAMR A JEJÍ PODÍL ZPŮSOBENÝ ČINNOSTÍ URANOVÉHO PRŮMYSLU M. Jurda Ústav hygieny práce UP Příbram, pobočka Stráž pod Ralskem

LÚvod Cílem této práce je odhadnout průměrný roční dávkový ekvivalent (Hg), který obdrží obyvatelé těžební oblasti Stráž pod Ralskem - Hamr na Jezeře, a stanovit jaká jeho část je způsobená činností závodů na těžbu a úpravu uranu, které jsou v této oblasti dosud v provozu. 2. Stručná charakteristika oblasti Ve sledované oblasti je šest sídelních útvarů - Stráž pod Ralskem, Hamr, Břevniště, Noviny, Útěchovice a Dubnice. Počet obyvatel kolísá od 17 (Útěchovice) až po 4 000 (Stráž). Na ovlivňování přírodního pozadí radioaktivními látkami se podílejí tyto závody - Důl Hamr 1 (DH 1), Důl chemické těžby (DCHT), Chemická úpravna (CHÚ) a částečně již zrušený důl Křižany. Z hlediska škodlivin můžeme zdroje rozdělit do dvou skupin:

1) zdroje prašnosti

- odvály šachet 1,3 a Křižan - rudné deponie - DH 1, CHÚ - odkaliště - trasa přepravy rudy

2) zdroje radonu

- všechny zdroje prašnosti - výdušná jáma a větrací vrty DH 1 - vrty na DCHT - CDS (centrální dekontaminační stanice)

Obě skupiny zdrojů způsobují rozptyl radioaktivních látek do okolí, a tím zvyšování hodnot nad přírodní pozadí. Je však třeba si uvědomit, že se jedná o prvky uran - radiové řady, které se v přírodě běžně vyskytují, a proto nelze vždy zcela jednoznačně odlišit příspěvek, pocházející z průmyslové činnosti. 3. Odhad průměrného ročního dávkového ekvivalentu Pro odhad H E jsme použili výsledky měření v monitorovací síti, v níž pravidelně sledujeme tyto veličiny - příkon fotonového dávkového ekvivalentu H x , ekvivalentní objemovou aktivitu radonu (EOAR), obsah uranu v prašném spadu a obsah a2eRa a U ve zdrojích pitné vody. Měření příkonu fotonového dávkového ekvivalentu se provádí integrálně pomocí dozimetrů TLD - grafu č. 1. Pro průměrný H x v oblasti 0,15 uSv/hod je podle [1] vypočtena H E g a m a = 1,06 mSv. Stanovení EOAR se provádí stopovými detektory umístěnými v monitorovacích bodech ve speciálních nádobách - graf č. 2, k tomuto účelu vyrobených na pobočce ÚHP UP Stráž, a instalovaných v padesáti náhodně vybraných rodinných domcích a bytech panelové výstavby. Pro průměrnou hodnotu EOAR v bytech 26,75 Bq/m3 a venkovním prostředí 9 Bq/m3 v oblasti je podle [2] HE,Hn = 2,43 mSv. Pro odhad H E způsobeného směsí dlouhodobých zářičů alfa jsme zvolili následující maximálně konzervativní přístup. Vycházelo se ze známých výsledků měření uranu v prašném spadu v oblasti graf č. 3 a odhad H E d ( alfa byl učiněn z prašného spadu a nikoliv polétavého prachu. Stanovení uranu v prašném spadu bylo prováděno spektrofotometricky. Pro výpočet H E d l a l ( a z ročního příjmu bylo použito převodních faktorů z [4]. Průměrný roční spad v oblasti byl naměřen 0,215 mg. m 2 . 30ď 1 a podle předcházejícího jsme tedy H Ea , fa odhadli na 0,94 mSv. Odhad H E způsobeného příjmem radionuklidů U-Ra řady v pitné vodě byl proveden z výsledků dlouhodobě sledované aktivity ^ R a a koncentrace uranu. Výsledky byly nižší než nejnižší detekovatelna aktivita (32 Bq/I) a koncentrace (10 ^g/l). Tyto dvě hodnoty jsme použily pro výpočet H E (konzervativní předpoklad). Roční požití 440 I vody . Tyto předpoklady vedou k hodnotě ročního příjmu 14 Bq u Ra 226 a 554 Bq u uranu. Za použití převodních faktorů uvedených v [4] byla vypočtena hodnota H E v o d a 3 |iSv eventuálně 14 |ASV, sumárně tedy 17 |iSv/rok. Stanovení Pb 210 ->Po 210 nebylo prováděno a přijmeme proto hodnotu uvedenou v [5] -120 uSv/rok. Ve zdrojích pitné vody je radium stanovováno emanometricky a uran spektrofotometricky. Odhad H E potr pocházejícího z konzumace potravin vychází z toho, že nejvíce mohou přijmout Ra individuální samozásobitelé - zahrádkáři. Plodinová skladba samozásobitelů je velmi těžko zjistitelná, opět se vychází z konzervativního předpokladu tj., že veškerá konzumovaná zelenina (tj. 90 kg ročně na obyvatele 8 - [6]) by byla vypěstována v oblasti. Jako hodnota hmotnostní aktivity Ra v půdě byla brána nejvyšší zjištěná hodnota ze souboru 30 měření - zátopové území Ploučnice v katastru Stráže pod Ralskem - 106 Bq/kg. Koncentrační faktor Ra 226 byl uvažován 4.10 2 Bq/g čerstvé zeleniny na Bq/g suchépudy. Tyto předpoklady vedou k hodnotě ročního příjmu 360 Bq, což s použitím hodnot z [4] vede k hodnotě HEiPOtr = 0.08 mSv/rok. V grafu č. 4 jsou zobrazeny jednotlivé podíly H E a pro srovnání je uvedena i hodnota z lékařských aplikací (0.68 mSv). Odhadnutý průměrný roční HE, který obdrží obyvatelé je tedy, bez lékařských aplikací, 4.53 mSv. 4. Zhodnocení příspěvku H E činností ČSUP Pro gama byla odečtena hodnota H E odpovídající hodnotě H x 0.087 |iSv/hod [9]. U příjmu dceřinných produktů radonu byl uvažován příspěvek pouze venku, a to ta jeho část, která přesahuje

5,5 Bq/m3 [10]). Příjem radionuklidu v potravinách, ve vodě a inhalací dlouhodobých zářičů alfa byly hodnoceny společně jako vnitřní kontaminace a odečítána byla hodnota, 139 \iSv [5]. Na grafu č. 5 je zobrazen vliv činnosti ČSUP na sledované veličiny. Vlivem činnosti ČSUP je tedy dávkový úvazek obyvatel oblasti Stráž - Hamr podle našeho odhadu při zvýšen 1.31 mSv to je asi 30 %. Literatura: [1] UNSCEAR Report 1982) [2] ICRP 50 [3] NCRP Report 76 [4] ICRP 61 [5] UNSCEAR Report 1988 [6] WHO 1988 [7] IAEA, Safety Standarts No.9 a WHO, Derived intervention levels for radionuclides in food, Geneva, 1988 [8] IAEA, Safety series, No.57, 1982 [9] Z. Spurný: Pozadí gama na území ČSSR před rokem 1986 [10] I.Burian a kol.: Výsledky měření objemových aktivit dceřinných produktů radonu ve venkovním vzduchu

C1

• •J

[••WA\\\\\\\\\m\w

i

i

!

[•iailpanaHi

BJ

1

I

(••i

MÉÉBnMMttHlIil iflHHMHHHUMHHi

v

!

warn

[HÍMHMBHMHfeí

Ml,

H

i

1

1Mi

TU r

~

•f

i

1

^^B B^H

H

1 o

o

Ě í| • rí

••••••• i o

< o

-=»

T-

1

•;

SSráS

CZ9626399

CZ9626398

Plakátová sdělení

SLEDOVÁNÍ KONCENTRACÍ RADONU V PODZEMNÍCH ÚLOŽIŠTÍCH RADIOAKTIVNÍCH ODPADŮ J. Holub, J. Maršál, M. Janů NYCÓM Praha

NYCOM a.s. (dříve Ústav pro výzkum, výrobu a využití radioizotopů) byl pověřen vyhláškou Ministerstva zdravotnictví České republiky č. 59 z r. 1972 svozem a ukládáním tzv. institucionálních radioaktivních odpadů, tj. radioaktivních odpadů vznikajících při využívání radionuklidů ve vědě, výzkumu, průmyslu, lékařství, zemědělství, při provozu výzkumných jaderných reaktorů a pod. Tyto odpady se ukládají v podzemních úložištích, z nichž prvé úložiště Hostím bylo v provozu v letech 1959 -1964, úložiště Richard je v provozu od r. 1964 až dosud a úložiště Bratrství od r. 1974 až dosud. Vzhledem k tomu, že se jedná o podzemní úložiště, je nutné pravidelné sledování koncentrací radonu uvnitř úložišť. Je zde diskutován výskyt radonu v těchto podzemních prostorách s ohledem na ochranu pracovníků při práci v těchto úložištích.

VYUŽITIE RADÓNOVEJ KOMORY EISPP PRE TESTOVANJE PROTIRADÓNOVÝCH BARIÉR F. Havlík, M. Ďurčík Ústav preventivné] a klinické] medicíny, Bratislava * **** TESTOVANIE ODBĚROVÝCH TYČ PRE PÓDNY RADON V RADÓNOVEJ KOMOŘE EISPP F. Havlík, M. Ďurčík, D. Nikodémova Ústav preventivné] a klinickej medicíny, Bratislava *****

CELOROČNĚ VARIÁCIE EKVIVALENTNEJ OBJEMOVEJ AKTIVITY RADONU VO VZDUCHU V SLOVENSKÝCH JASKYNIACH M. Vičanová, M. Ďurčík, F. Havlík, D. Nikodémova Ústav preventivné] a klinické] medicíny, Bratislava Úvod Radon je prírodný rádionuklid, ktorého najvyššie koncentracie sa vyskytujú v podzemných priestoroch ako sú bane a jaskyne. V tejto práci sme sa zamerali na prehFad sezónnych variácií koncentracie radonu vo vzduchu v dvanástich najváčších slovenských jaskyniach.

10

Materiály a metódy Pre meranie ekvivalentných objemových aktivít radónu vo vzduchu jaskýň bola použitá integrálna metóda merania s využitím detektorov stôp v pevnej fáze typu CR-39. Do každej jaskyne sa umiestnili 2 detektory, ktoré sa vymieňali dvakrát za mesiac. Meranie prebiehalo v období od 1. októbra 1992 do 30. septembra 1993. Kalibrácia detektorov CR-39 sa uskutočnila v Štátnom metrologickom stredisku pre radonové veličiny na našom ústave. Kalibračné podrríienky (vlhkosť, faktor, rovnováhy) boli podobné podmienkam v ovzduší jaskýň. K vyhodnoteniu detektorov sme použili kombinované elektrochemické leptanie s chemickým predleptantm. Predleptanie detektorov bolo uskutočnené v 30 % roztoku KOH pri teplote 70"C s dobou leptania dve hodiny. Elektrochemické leptanie prebehlo v 30 % roztoku KOH pri izbovej teplote. Frekvencia striedavého prúdu je 7,8 kHz a intenzita elektrického poľa 25 kV/cm. Doba leptania bola štyri hodiny. Výpočet hustoty stôp sme robili poloautomatickým analyzátorom obrazu Quantimet 520. Používali sme 40 násobné zväčšenie stôp a špeciálny software, ktorý umožňuje výber detekovaných objektov poďa úrovne šedi a veľkosti. Experimentálne výsledky Stručný prehľad nameraných výsledkov ekvivalentnej objemovej aktivity radónu (EOAR) sme zhrnuli do tabuľky č. 1. Tab.č.1. Experimentálne výsledky EOAR v jaskyniach. Názov jaskyne

EOAR min. [Bq/m3]

Belianska Bystrianska Demänovská j.Slobody Demänovská radová Dobšinská ľadová Domica Driny Gombasecká Harmanecká Jasovská Ochtinská aragonitová Važecká

59 136 137 5 7 226

244 424 260 97 102 491

EOAR max. IBq/m3] 9 679 11 907 5 867 1 643 627

3 672 1 538 11 280 10 295 1 733 7638 9 022

priemerná EOAR [Bq/m3)

3 011 3 594 1 916 149 86

1 230 835

3533 4 424 664

4 080 4 509

Zhrnutie Namerané hodnoty EOAR nám potvrdili sezónne variácie koncentrácie ^ R n . Minimálne hodnoty boli namerané v zimných mesiacoch a maximálne hodnoty EOAR v letných mesiacoch, kedy je najväčší rozdiel medzi teplotou ovzdušia vonku a teplotou vzduchu vo vnútri jaskyne. Najvyššie úrovne koncentrácie222Rn sme našli v krasových jaskyniach ako Belianska, Bystrianska, Harmanecká Gombasecká, Ochtinská aragonitová a Važecká jaskyňa. Najnižšie úrovne koncentrácie ^ " n sme namerali poďa očakávania v radových jaskyniach v Dobšinskej a Demänovskej.

11

[1] Havlík, F., Ďurčík, M., Nikodémova, D.: Štátne metrologické středisko SR pre radonově veličiny. 1. Radonová komora a etalónážny systém EISPP. Bezpečnost jaderné energie, 1(39), 1993, ••

. - .

0

.

3

•

-

.

-

.

.

•

• • • • . . ; • •

••-

.

• •

. . .

.

.

.

.

.

.

i

•

•

•

•

•

•

•

[2] Ďurčík, M., Havlíky F., Nikodémova, D.: Štátne metrologické středisko SR pre radonové veličiny. 2. Systém sekundárného etalonu z22 Rn. Bezpečnost jaderné energie, 1(39), 1993, č.4 [3] Kobal, I., Ančik, M., Škofljanec, M.: Variations of ^ R n Air Concentration in Postojna Cave. Radiation : Protection Dosimetry, Vol.25 No.3 pp. 207-211 (1988)

AUTOMATIZÁCIA MERANIA V ETALONÁŽNEJ RADÓNOVEJ KOMOŘE NA ÚPK M. Ďurčík, F. Havlík, D. Nikodémova Ústav preventivné] a klinickej medicíny, Bratislava * *** * VÝSLEDKY RADONOVÉHO PRŮZKUMU ZÁPADOČESKÉHO KRAJE V R.1994 V. Jiroušek, P. Beran Fakultní hygienická stanice, Plzeň

Sdělení shrnuje přehledným způsobem výsledky radonového průzkumu v západočeském kraji v první zakončené etapě prací v oblasti 3. kategorie podle Odvozené mapy radonového rizika. Následují data odstartového dalšího kroku ve vyhledávání radonem zasažených obydlí y oblasti 2. kategorie podle Odvozené mapy.

12

JADERNÁ ENERGETIKA A ŽIVOTNÍ PROSTŘEDÍ

CZ9626401

CZ9626400


ZPRÁVA O RADIAČNÍ SITUACI V ČR V ROCE 1993 Kolektiv pracovníků ÚRMS ČR, Praha Centrum hygieny záření, Státní zdravotní ústav, Praha Referát přináší souhrn nejdůležitějších iriformací obsažených ve Zprávě o radiační situaci na území ČR za rok 1993. Zprávu shrnující vyhodnocené výsledky monitorování uskutečňovaného Radiační monitorovací sítí CR v roce 1993 vypracovalo Ústředí radiační monitorovací sítě ČR, jehož funkci plní Centrum hygieny záření Státního zdravotního ústavu v Praze. Zpráva je rozdělena do dvou částí. První část pojednává o monitorování zaměřeném na zjištění případné neohlášené radiační havárie na území našeho státu nebo mimo ně a na hodnocení dlouhodobých následků havárie černobylské jaderné elektrárny na území ČR, druhá část shrnuje výsledky monitorování výpustí a okolí jaderných elektráren - provozované v Dukovanech a budované v Temelíně. Výsledky lze shrnout následujícím způsobem: - specifická aktivita radioizotopů cesia v aerosolech, spadu, vodě, potravinách a dalších složkách životního prostředí byla vesměs velmi nízká a ve většině případů pod mezí detekovatelnosti. Průměrná objemová aktivita 137Cs v aerosolech byla zhruba 5 jjBq/m 3 , průměrná aktivita 137Cs v měsíčním spadu se pohybovala okolo 0.1 Bq/m2, hmotmostní aktivita 137Cs v potravinách se pohybovala v rozmezí 0.01 (mléko a obilniny) až 1.5 (skopové maso) Bq/kg, objemová aktivita 137Cs v pitné vodě byla nižší než 1mBq/l, - na základě pokračující studie retence 137Cs u referenční skupiny lidí měřených na celotělovém počítači Centra hygieny záření a na základě celostátního průzkumu aktivity 137Cs vyloučené močí byla odhadnuta průměrná retence tohoto radionuklidu na 60 Bq, - v průběhu roku nedošlo k žádnému překročení vyšetřovacích úrovní pro dávkový příkon, - výsledky monitorování obsahu umělých radionuklidu ve složkách životního prostředí v okolí jaderných elektráren se neliší od výsledků plošného monitorování na území státu, - monitorování výpustí z jaderné elektrárny Dukovany do ovzduší a do vodotečí prokázalo, že množství vypouštěných radioaktivních látek se s výjimkou tritia pohybuje výrazně pod autorizovanými limity, - úvazek efektivního dávkového ekvivalentu z příjmu radioizotopů cesia dosáhl zhruba 2.2 jiSv, efektivní dávkový ekvivalent z externího ozáření pak zhruba 7.9 |iSv. SOFTWAROVÉ HODNOCENÍ SPEKTER V LABORATOŘÍCH MONITOROVACÍ SÍTĚ D. Dráhová, I. Malátová Centrum hygieny záření, Státní zdravotní ústav, Praha Ústředí radiační monitorovací sítě pořádá prostřednictvím Národní referenční laboratoře pro vnitřní ozáření Centra hygieny záření SZÚ v Praze pravidelná ověřování připravenosti spektrometrických laboratoří zařazených jako stálé složky Radiační monitorovací sítě České republiky na stanovení aktivity radionuklidu emitujících záření gama v libovolném vzorku životního prostředí. Tato ověření se konají formou porovnávacích měření a jsou součástí systému zajištění kvality pracovišť. V roce 1993 nebyl na rozdíl od jiných let rozeslán k porovnání konkrétní vzorek, ale porovnání spočívalo v kvalitativní a kvantitativní analýze spektra vzorku změřeného v NRL. Spektrum bylo distribuováno jako počítačový soubor spolu s údaji nezbytnými pro energetickou a účinnostní kalibraci. Jednalo se spektrum z měření aerosolového filtru odebraného ve ventilačním komíně jaderné elektrárny V1 v Jaslovských Bohunicích. Pro měření byl použit polovodičový HPGe detektor s reverzními elektrodami (n-type) s relativní účinností 20%. Spektrum bylo tvořeno složitou směsí korozních a štěpných produktů. Úkolem bylo identifikovat přítomné radionuklidy a určit jejich aktivitu. Dalším cílem bylo 13

CZ9626402 provést porovnání vlastností spektrometrického software na jednotlivých pracovištích používaného. Porovnání se zúčastnilo 11 laboratoří, 9 zaslalo úplné výsledky. Spektrum bylo hodnoceno s využitím programů Spectran-AT (Canberra), Sampo 90 (Canberra), Omnigam (EG&G Ortec) a GAMAT (ing. Matzner). Jsou prezentovány výsledky porovnání a zhodnoceny vlastnosti spektrometrického software dostupného na našem trhu.

POUŽITÍ POLOVODIČOVÉ SPEKTROMETRIE GAMA PRO LETECKÉ MAPOVÁNÍ KONTAMINACE VELKÝCH PLOCH TERÉNU D. Drébová, I. Bučina, R. Filgas, I. Češpírová Centrum hygieny záření, Státní zdravotní ústav, Praha Byl navržen, zkalibrován a otestován systém využívající pro letecké mapování kontaminace terénu polovodičového detektoru ze superčistóho germania. Letadlo AN-2 popř. vrtulník MI-17 byly vybaveny spektrometrem záření gama sestávajícím z polovodičového detektoru, mnohokanálového analyzátoru impulsů a personálního počítače pro ukládání a zpracování spekter. K dispozici jsou tři detektory ze superčistého germania s relativní účinností 15 - 55 %. Při testovacích letech byly použity detektory Isidor (55% rel. účinnost) a Ferdinand (36% rel.účinnost), s využitím detektoru Jakub (15% rel. účinnost) se počítá v případě vyšších hodnot kontaminace terénu. Jako vyhodnocovací zařízení byl použit mnohakanálový analyzátor Portable Plus (Canberra Inc.) ve spojení s Lap-Top počítačem Toshiba 1600 (PC AT 286, 12 MHz, matematický koprocesor, 3 MB RAM, 40MB HDD). Napájení za letu bylo zajišťováno jednak z vnitřních baterií použitých přístrojů, jednak z dvanáctivoltových externích akumulátorů. Informace o poloze jsou získávány pomocí satelitního navigačního systému (GPS) firmy Garmin rovněž on-line spojeného s počítačem. Tyto informace jsou pak využívány pro vytváření map kontaminace. Systém byl opakovaně testován jak ve vrtulníku, tak v letadle. Rychlost letu byla vždy 120 -130 km/h, výška letu 60 m pro vrtulník a 80 m pro letadlo. Doba nabírání spektra byla 60 s (což odpovídá dráze asi 2.2 km), doba ukládání spektra se po optimalizaci pohybovala okolo 8 s. Stejně jako u pozemních in-situ spektrometrických měření vychází metoda hodnocení spekter využívající píku úplné absorpce ze skutečnosti, že pro každý pík je možno stanovit konverzní faktory udávající v závislosti na hloubkovém rozdělení aktivity v půdě vztah mezi četností impulsů v tomto píku a aktivitou daného radionuklidu případně jeho příspěvku k celkovému dávkovému příkonu. Pro ověření kalibrace bylo provedeno měření s detektorem ISIDOR (55 %) z vrtulníku MI-17 ve výšce 50 m nad plochou se známou hodnotou plošné aktivity 137Cs a hmotnostní aktivitou"°K a se známou hloubkovou distribucí aktivity 137Cs. Pro '"Kse předpokládá homogenní distribuce v půdě. Na zvolené ploše bylo provedeno měření pomocí pozemní in situ spektrometrie a odběry vzorků půdy za účelem nezávislého stanovení aktivit radionuklidu v laboratoři a za účelem stanovení hloubkové distribuce aktivity 137Cs. Pro ověření funkčnosti a kalibrace navržené aparatury byly zvoleny dvě částečně se překrývající plochy cca 100 km 2 v okolí Vlašimi. Plochy byly vybrány z hlediska velikosti a nehomogenity počernobylského spadu tj. tak, aby obsahovaly místa s vysokou i nízkou aktivitou plošné aktivity 137Cs a zároveň průměrná plošná aktivita 137Cs byla natolik vysoká, aby umožnila získání měřitelných výsledků s využitím polovodičového detektoru. Vzájemné porovnání výsledků, získaných během několika ověřovacích měření tímto polovodičovým systémem, klasickým geofyzikálním systémem se scintilačním detektorem a pozemními měřeními, přineslo velice uspokojivou shodu. Systém s polovodičovým detektorem může použit pro mapování kontaminace velkých ploch zejména v důsledků radiační havárie, kdy přestává být nevýhodou jeho nižší citlivost (ve srovnání se scintilačními spektrometry) a pro analýzu složitých spekter je naopak výhodná jeho vynikající rozlišovací schopnost.

14

CZ9626404

CZ9626403

VYUŽITÍ SPEKTROMETRICKĚ INFORMACE PŘI MĚŘENÍ FOTONOVÝCH POLÍ V ŽIVOTNÍM PROSTŘEDÍ J. Klusoň 1>, F. Pernička 2) 1) 2>

Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská ČVUT, Praha Ústav jaderné fyziky AV ČR, Praha

Využití in situ gama spektrometrie pro stanovení dozimetrických veličin a analýzu fotonových polí v životním prostředí přináší řadu výhod ve srovnání s nespektrometrickými metodami. Je to zejména: znalost energetických distribucí těchto veličin, možnost korekce energetické závislosti a možnost identifikace radionuklidů, přispívajících k danému poli. Jako příklad využití metody, vyvinuté pro stanovení energetických distribucí příkonu fluence fotonů ze spekter získaných scintilačním spektrometrem, je ukázána možnost stanovení pqdílu rozptýleného záření při kalibračních měřeních ve volném prostoru. Výsledky jsou porovnány s publikovanými výsledky modelových výpočtů. Další možnost využití je demonstrována na výpočtech faktorů pro korekci energetické závislosti pro vybrané nespektrometrické metody a některá typická spektra.

ZPŘESNĚNÍ MODELU TRANSPORTU 137Cs POTRAVNÍM ŘETĚZCEM PO ČERNOBYLSKÉ HAVÁRII J. Vidláková, I. Bučina, I. Malátová Centrum hygieny záření, Státní zdravotní ústav, Praha

Je provedena analýza možných příčin vyšších odhadů retence 137Cs a efektivních dávkových ekvivalentů v prvních dvou letech po černobylské havárii, vyplývajících z modelových výpočtů, v porovnání s výsledky celotělových měření osob referenční skupiny čs. populace. Model vychází z průměrné hodnoty celkového spadu 4,2 kBq, popř. z vyšší hodnoty opravené s ohledem na logaritmicko-normáiní rozdělení, příspěvek z hloubek větších než 3 cm a příspěvek záchytu na vegetaci. Do modelu byly zavedeny faktory 0,5 a 0,7 pro pícniny v 1. roce po černobylské havárii, které zahrnují omezené krmení čerstvým krmivem po havárii a povrchovou kontaminaci pícnin omezeně rozpustným 137Cs . Dále bylo uváženo zpoždění ve spotřebě mléka po produkci. Mléko a mléčné výrobky byly rozděleny do 4 skupin podle předpokládané doby spotřeby a bylo uvažováno trojúhelníkové rozdělení spotřeby. Byl zvážen vliv možného nadhodnocení spotřeby bilanční metodou a porovnán s metodou deníků zpravodajských domácností. Byla věnována pozornost absorpci 137Cs v zažívacím traktu, tj. faktoru f r K ingesční složce retence byla připočtena i inhalační, odpovídající příjmu 137Cs 230 Bq, určeného na základě měření objemových aktivit 137Cs v přízemní vrstvě vzduchu a celotělových měření osob. Model byl porovnán s výsledky celotělových měření osob referenční skupiny. V prvních dvou letech po nehodě model přepokládající úplnou absorpci 137Cs v zažívacím traktu nadhodnocuje (úvazky efektivního dávkového ekvivalentu H E 5 0 v 1. a 2. roce jsou 45 a 18^Sv - model, 35 a 11 |j,Sv - celotěl. měření). Dobrého souhlasu s experimentálními hodnotami v prvních dvou až třech letech po havárii je dosaženo pro hodnotu ^=0,7 až 0,9. Pro třetí a další roky by bylo správnější počítat s f,=0,9 až 1,0. Menší podíl nerozpustných forem 137Cs v potravě v pozdějším období a postupná přeměna nerozpustných forem na rozpustné v půdě se obecně předpokládá. Dále lže předpokládat zpoždění ve spotřebě nejen mléka, ale i ostatních potravin.

15

CZ9626407

CZ9626406

CZ9626405

METODIKA STANOVENÍ AKTIVITY PB 210 V LIDSKÉ LEBCE MĚŘENÍM IN VIVO J. Kropáček1,1. Malátovéř, D. Drábová1 1> 2>

KHS Severomoravského kraje, Ostrava Centrum hygieny záření, Státní zdravotní ústav, Praha

Byly zkoumány možnosti využití polovodičové spektrometrie gama pro odhad příjmu 222Rn a jeho dceřinných produktů prostřednictvím stanovení aktivity 210 Pb v lidské lebce in vivo. Měření byla prováděna s jedním polovodičovým planárním detektorem z čistého germania typu LEGe umístěným ve vzdálenosti 3 cm nad témenní kostí. Předpokládané rovnoměrné rozložení 210 Pb na površích lebky bylo simulováno pomocí plošného zářiče posunovaného po lebce. Účinnost detekčního systému byla 0,00658. Po proměření 5 lebek a 4 živých lidí po dobu 5400 s byla stanovena pro dané měřící uspďádání a dobu měření minimální detekovatelná aktivita 210 Pb v lebce 30 Bq. Dále potom byly zkoumány možnosti jejího snížení. Měření ukázala, že obsah 210 Pb v materiálu detektoru (s největší pravděpodobností v okénku) je silně dominantní vzhledem k jeho obsahu v ostatních materiálech nacházejících se v nízkopozadové komoře. Pro snížení meze detekovatelnosti je tedy třeba použít detektoru s okénkem ze speciálního materiálu, kde bude přítomnost 210 Pb vyloučena. Další možnosti vedoucí ke snížení MDA je použití většího počtu detektoru, nejlépe tří. Za předpokladu stejné detekční účinnosti všech tří, by se MDA teoreticky mohla snížit až k 15 Bq,

VYUŽITÍ SYNTETICKÉHO ZEOLITU PRO STANOVENÍ VELMI NÍZKÝCH AKTIVIT RADIONUKLIDŮ VE VODÁCH /. Světlík, J. Filip Výzkumný ústav vodohospodářský T.G.M. Praha Metoda využívající velkoobjemové sorpce radionuklidů do syntetického zeolitu byla ve VÚV vyvíjena od září roku 1991. Laboratorní část experimentů byla ukončena v únoru 1993. První experimentální soípčtií odběr byl proveden v březnu 1993. Pravidelné sorpční odběry jsou konány od května 1993. Účinnost stanovení je kontrolována standardními přídavky 134Cs případně a5Sr (pro stanovení 90Sr). V průběhu sorpce je také kontrolována teplota vstupní vody a pH a odebírány vzorky pro stanovení nerozpustných látek. Pro vlastní sorpci je použita nádoba o objemu 75 litrů, která obsahuje předupravený syntetický zeolit. Po intenzivním míchání je přidáván pomocný flokulant a poté prováděná dekantace. Postup pro stejnou vsádku opakován 4x (tj. celkem 300 litrů). Radionuklidy ve vysušeném zeolitu jsou gamaspektrometricky proměřovány. Naměřené aktivity jsou ve shodě s údaji zjištěnými pomocí jiných metod. LIMITOVÁNÍ RADIOAKTIVNÍCH VÝPUSTÍ Z JADERNÉ ELEKTRÁRNY ZALOŽENÉ NA SPECIFICKÉM MONITOROVÁNÍ R A D I O N U K L Í D C I I.Bučina. I.Malátová. J.Vidláková ,: ...., Centrum hygieny záření, Státní zdravotní ústav, Praha , . . Monitorování výpustí z jaderných elektráren (JE) do ovzduší a vodotečí založené na měření aerosolů-jódu-plynů (PIG-Kalina), případně sumární aktivity beta (10) nebo gama. (Sy) a tritia je nahrazováno lepším monitorováním jednotlivých radionuklidů pomocí polovodičové spektrometrie gama a alfa a radiochemických metod. V souvislosti s tímto pokrokem se zavádí v České republice a zvažuje ve Slovenské republice nová koncepce autorizovaných limitů výpustí a s tím souvisejících podmínek. Aktivity všech podstatně k efektivnímu dávkovému ekvivalentu přispívajících radionuklidů vypuštěných během roku se násobí převodními koeficienty v Sv/Bq odvozenými standardním modelem a součet těchto součinů se porovnává s novým limitem, aby se zjistilo jeho čerpání a prokázalo nepřekročení. Příspěvky od radionuklidů nepřekračující 1% limitu se nemusí započítávat. Výpuste tricia do vodotečí jsou limitovány samostatně jako doposud. Limity se stanovují pro výpuste do ovzduší jako průměrný (na 1 osobu) kolektivní úvazek efektivního dávkového ekvivalentu v blízkém okolí JE (virtuální

16

kritická skupina) a do vodotečí jako úvazek efektivního dávkového ekvivalentu poro jednotlivce z kritické skupiny. Nové limity vyjádřené v Sv/a odpovídají starým limitům v Bq/a pro PIG nebo z p , přičemž je prokázáno, že nepřekračují optimalilzační mez činící 200|iSv/a pro ovzduší a SO^Sv/a pro vodoteče. Aby se zaručilo nepřekročení ročních limitů, zavádějí se také dílčí limity. Pro ovzduší je to limit týdenních výpustí a pro vodoteče limit pro vypuštění kontrolní nádrže odpadních vod, které nesmí překročit 10%, resp. 5% ročního limitu. Vedle toho jsou do nových podmínek zahrnuty referenční (vyšetřovací) úrovně pro PIG pro ovzduší a Ey pro vodoteče.


RESUSPENZE Cs-137 UVOLNĚNÉHO PŘI HAVÁRII JADERNÉ ELEKTRÁRNY ČERNOBYL M. Tomášek, K. Rybáček Ústav jaderné fyziky AV ČR V období po ukončení přímé kontaminace po havárii JE Černobyl je resuspenze hlavním zdrojem 137Cs v přízemních vrstvách atmosféry. Vliv propadu tohoto radionuklidu ze stratosférického rezervoáru je v současné době prakticky zanedbatelný. Jsou uvedeny výsledky měření objemové aktivity 137Cs v ovzduší Prahy za období 1986-93 a diskutovány možné příčiny vyšších než očekávaných hodnot. TRITIUM V PŘÍRODNÍCH VODÁCH ČESKÉ KOTLINY PŘED SPUŠTĚNÍM JADERNÉ ELEKTRÁRNY TEMELÍN M. Tomášek'', L Wilhelmová"' *J Ústav jaderné fyziky AV ČR, Praha "' Národní centrum podpory zdraví, Praha Po plánovaném uvedení do provozu bude JE Temelín (JETÉ) významným lokálním zdrojem kontaminace životního prostředí tritiem. Proto bylo v roce 1991 zahájeno monitorování tritia se záměrem stanovit dlouhodobý trend a rozsah fluktuací pozaďových aktivit tohoto radionuklidu, aby bylo možné po spuštění JETÉ odlišit její vliv, zejména ve vzdálenějším okolí. Jsou uvedeny výsledky měření za období 1991-3 pro srážky (Praha-Libuš, Košetice), povrchové vody (Vltava-Hladná, Vltava-vodárna Podolí) a vlhkost v přízemní vrstvě atmosféry (Praha Kobylisy). Průměrné roční objemové aktivity tritia v uvedeném souboru vzorků se pohybovaly v intervalu 1,6-2,8 Bq.l 1 s mírně klesajícím trendem. V ročním chodu byla pozorována jarní až letní maxima. VELIKOSTNÍ ROZDĚLENÍ AEROSOLOVÝCH ČÁSTIC S Pb 210 P. Rulík, I. Malátová, D. Drábová Centrum hygieny záření, Státní zdravotní ústav, Praha V práci jsou uvedeny výsledky sledování velikostního rozdělení aerosolových částic s Pb 210. K odběrům byl použit 6 stupňový kaskádní impaktor (model 236 Sierra Andersen). Čtyři odběry byly provedeny na volném prostranství v areálu SZÚ v^ Praze a čtyři v uzavřených prostorách v obci Petrovice. Petrovice se nacházejí v oblasti nazývané "Ďáblovo břemeno" ve Středočeském Plutonu, kde jsou domy s vyššími aktivitami radonu, takže v nich bylo možno očekávat i vyšší obsah Pb 210. Pokud to podmínky měření umožňovaly, bylo spolu s Pb 210 hodnoceno i Be 7, Pb 214, Bi 214 a Pb 212. Aktivity Pb 210 a ostatních radionuklidu na sběrných vložkách z jednotlivých stupňů impaktoru a na podložném filtru byly stanoveny gamaspektrometricky s použitím HPGe "well type" detektoru. Z naměřených hodnot aktivit byl odhadnut za předpokladu jejich logaritmicko-normálního rozdělení aktivitní medián aerodynamického průměru (AMAD) a geometrická směrodatná odchylka (GSD). 17

LÉKAŘSKÉ EXPOZICE, EXPOZICE PRACOVNÍKŮ

CZ9626408 LÉKAŘSKÉ EXPOZICE, EXPOZICE PRACOVNÍKŮ

CENTRÁLNÍ REGISTRY PROFESIONÁLNÍCH A LÉKAŘSKÝCH EXPOZIC IONIZUJÍCÍMU ZÁŘENÍ V ČR K. Petrová, Z. Prouza Centrum hygieny záření, Státní zdravotní ústav, Praha Autoři ve svém sdělení uvádějí a diskutují důvody pro vytváření centrálních registrů ionizujícímu záření a informují o současném stavu v této oblasti ve světě a v České republice. V oblasti profesionálních expozic referát navazuje na přednášku prezentovanou na XVII. RH dnech v roce 1993 (Prouza, Z. a kol.: Centrální registr profesionálních expozic) a seznamuje s dalším vývojem. Vytvoření Centrálního registru profesionálních expozic (CRPE) je v ČR připravováno od roku 1993, kdy byla provedena velmi komplexní analýza stavu v této oblasti u nás. Za finanční účasti MPO byly v roce 1994 zahájeny již konkrétní práce směřující k vytvoření CRPE - výběr firmy pro softwarové zajištění systému, navázání spolupráce s Centrální službou osobní dozimetrie (CSOD), dozimetrickými službami jaderných elektráren a uranového průmyslu, snaha o sjednocení metodik dozimetrického hodnocení profesionálních expozic. V roce 1994 byl také prostřednictvím IAEA navázán kontakt s ISOE (International System on Occupational Exposures) a vytvářený národní systém PE je budován v souladu s doporučeními a požadavky tohoto mezinárodního systému. Referát seznamuje podrobněji se strukturou vytvářeného programu a diskutuje některé problémy s ním spojené. Příprava Centrálního registru lékařských expozic (CRLE) v ČR je nyní ve stadiu analýzy současného stavu a přístupů k řešení této problematiky jak ve světě, tak v České republice. Nový pohled na hodnocení LE, který lze v současnosti zaznamenat ve světě se promítá i do přípravy CRLE v ČR. Důraz je v těchto hodnoceních kladen na stanovení dávkových distribucí pro jednotlivé typy vyšetření v závislosti na věku a pohlaví pacientů. Autoři uvádějí závěry zprávy UNSCEAR z roku 1993 týkající se sledování LE a diskutují některé specifické problémy objevující se při hodnocení radiační zátěže vyplývající z tohoto druhu expozic. Za účelem prozkoumání různých možností sběru dat o LE v ČR byla navázána spolupráce s některými jednotlivými zdravotnickými zařízeními, Ústavem zdravotnických informačních systémů MZ ČR a Všeobecnou zdravotní pojišťovnou. Postupně je vytvářena metodika sběru dat. Byl připraven speciální program umožňující vkládání či přenos dat a zejména pak jejich třídění podle požadovaných parametrů, kterými jsou kromě věku a pohlaví pacientů také druh vyšetření, typ radiofarmaka a množství aplikované aktivity. V referátu jsou uvedeny dílčí výsledky vyplývající z doposud získaných dat.

ODHAD RIZIKA PŘI MAMOGRAFICKÉM SCREENINGU O. Kodl, H. Podškubková, Centrum hygieny záření, Státní zdravotní ústav, Praha Používání mamografie pro screeningové účely by mělo podrobeno analýze vážení přínosu a rizika. To znamená odhadnout počet případů indukované rakoviny mléčné žlázy u sledované populace a porovnat jej s přirozeným výskytem rakoviny mléčné žlázy v populaci stejné věkové kategorie. Životní riziko z přirozeného výskytu rakoviny mléčné žlázy pro střední věkovou skupinu žen v ČR je 5,1 %. Očekávané zvýšení celoživotního rizika indukované rakoviny mléčné žlázy z mamografického screeningu je 0,01 % nebo 0,02 %, za předpokladu, že střední dávkový ekvivalent v mléčné žláze se rovná 1 mSv nebo 2 mSv. Znamená to, že periodický screening 100 000 žen by zvýšil výskyt rakoviny mléčné žlázy z 5 100 případů na 5 110, ev. 5 120 případů. ODHAD RADIAČNEJ ZÁŤAŽE PERSONÁLU POČAS SKIASKOPICKÝCH VYŠETŘENÍ /. Gomola Ústav preventivné]' a klinickej medicíny, Bratislava * **** 18

CZ9626409 HODNOTENIE DÁVKOVEJ ZÁŤAŽE PRACOVNÍKOV SP ŽIARENÍM V SR D. Nikodémova, I. Gomola, J. Trousil Ústav preventfvnej a klinickej medicíny, Bratislava Centrální služba osobní dozimetrie, Praha

MOŽNOSTI SNÍŽENÍ DÁVKY ABSORBOVANÉ ZDRAVÝMI TKÁNĚMI V RADIOTERAPII K. Prokeš Onkologická klinika VFN, Praha Z hlediska radiačně hygienického sledujeme v radiační onkologii většinou dávky, jež obdrží obsluhující personál, nebo dávky z rozptýleného záření, jež obdrží pacient na oblasti kritických orgánů nezahrnuté v cílovém objemu. Sledování rozložení dávky v cílovém objemu se z výše zmíněných hledisek příliš neprovádí, i když může mít velký význam při odstraňování nežádoucích komplikací léčby zářením a může dokonce i pozitivně ovlivnit terapeutické výsledky. Jednou z nejdůležitějších podmínek úspěšnosti léčby zářením je dosažení co nejvyšší a homogenně rozložené dávky v cílovém objemu při současném, co možno nejmenším dávkovém zatížení a tedy i poškození okolních zdravých struktur. Běžná stacionární terapie využívající více vstupních polí, resp. rotační terapie, tak jak se v současné době používá, však tuto zásadu ne vždy zcela splňuje. Často bývá v oblasti maximální dávky zahrnut i značný objem zdravé tkáně, což je způsobeno především nepravidelným tvarem ložiska. Použijeme-li svazku záření kolimovaného tak, aby v každé úrovni pokrýval pouze vymezený cílový objem, potom výrazně snížíme dávku absorbovanou zdravými tkáněmi a můžeme pak uvažovat i o zvýšení dávky do ložiska. Metodě, která zabezpečuje tyto základní principy se říká konformační terapie. Poprvé tohoto názvu použil Takahashi [1], i když některé základní principy této metody byly již dříve publikovány [2]. V dalších letech můžeme v literatuře nalézt popis řady metod přizpůsobených dostupným technickým prostředkům, které naplňují aspekty konformační terapie [3, 4, 5, 6). Plné využití všech možností konformační terapie je možné až v posledních několika letech a je spojeno s dostupnými technickými prostředky, především pak s možnostmi výpočetní techniky. Přesné určení cílového objemu je nemožné, bez použití zobrazovacích technik jako je CT, resp. NMR a rovněž výpočet rozložení dávky a řízení celého procesu simulace, verifikace a ozařování je problematické, bez použití výkonného počítače [7, 8]. Tyto skutečnosti způsobily, že k rozvoji konformační terapie dochází až koncem 70tých let a v letech 80tých. K jejímu plnému využití na některých pracovištích dochází až v současnosti. Na některých špičkových pracovištích byly ve spolupráci s výrobci radioterapeutické techniky vyvinuty technické prostředky pro konformační terapii, které jsou nyní komerčně dostupné. Literatura 1. Takahashi S.: Conformation radiotherapy: Rotation techniques as applied to radiography and radiotherapy of cancer. Acta Radiol. Suppl. 242, 1965, s. 1-142. 2. Proimos B. S.: Synchronous field shappin in rotational megavolt therapy. Radiology 74, 1960, s. 753-757. 3. Chin L M., Kijevski P. K., Svenson G. K., Bjarngard B. E.: A computer controlled radiation therapy machine for pelvic and paraaortic nodal areas. Int. J. Radiation Oncology Biol. Phys. 7,1981, s. 61-70. 4. Chin L M., Kijevski P. K., Svensson G. K., Bjarngard B. E.: Dose optimization with computer controlled gantry rotation, collimator motion and dose rate variation. Int. J. Radiation Oncology Biol. Phys. 9, 1983, s. 723-729. 5. Davy T. J., Johnson P. H., Redford R., Williams J. R.: Conformation therapy using tracking cobalt unit. Brit. J. Radiology 48, 1975, s. 122-130. 6. Levene M. B., Kijevski P. K., Chin L M., et al.: Computer- controlled radiation therapy. Radiology 129, 1979, S. 769-775. 7. Kallman P., Lind B., Eklof A., Brahme A.: Shaping of arbitrary dose distributions by dynamic multileaf collimation. Phys. Med. Biol. 33, 1988, s.1291-1300.

19

CZ9626410 8. Brahme A.: Optimal setting of multileaf collimators in stationary beam radiation therapy. Strahlentherapie und Onkologie 164, 1988, s. 343-350.

VÝSLEDKY SROVNÁVACÍHO MĚŘENÍ DÁVEK VE SVAZCÍCH TERAPEUTICKÝCH OZAŘOVAČŮ PROVÁDĚNÉHO V RÁMCI MEZINÁRODNÍHO PROJEKTU EROPAQ H. Žáčkova'*, A. Kindlová"}, J. Novotný'"' '' Centrum hygieny záření, Státní zdravotní ústav, Praha *v Onkologická klinika, 3. Fakultní nemocnice UK, Praha '"'Nemocnice Na Homolce, Praha Česká republika se zúčastňuje projektu EROPAQ (panEuropean Radiation Oncology Programme for Assurance of treatment Quality), s jehož pomocí by měla být na národní i mezinárodní úrovni ustanovena metodika externích prověrek kvality pro stanovovení a dodání dávek v radioterapii a současně by se naše republika měla začlenit do sítě zemí Evropského společenství při zabezpečování programu kvality v radioterapii.' Hlavními úkoly projektu EROPAQ, který je finančně podporován Vlámskou vládou a řízen Koordinačním a měřícím centrem v Leuvenu jsou: 1) Pomocí rozesílaných TLD zjistit a porovnat přesnost stanovení dávek a kvality ve svazcích terapeutických ozařovačů. 2) S použitím filmové dozimetrie zkontrolovat přesnost stanovení základních charakteristik svazků (velikost pole, symetrie, homogenita apod.) 3) S pomocí speciálního plexisklového fantomu se zabudovanými nehomogenitami zkontrolovat základní parametry používaných plánovacích systémů. 4) Zjistit infrastrukturu radioterapeutických pracovišť, jejich vybavení i personálního zajištění, a porovnat s obdobnou studií vypracovanou pro země ES. 5) Vyvinout ievnou a efektivní QA metodu pro in vivo verifikaci dávek dodadaných pcientovi. Tento příspěvek je věnován prvnímu bodu programu EROPAQ: ustanovení kalibračbích postupů TLD a metodikám srovnávacích měření prováděných pomocí TLD, včetně výsledků srovnání mezi měřícími centry ES, mezi národními referenčními centry (v Polsku, Maďarsku a České republice) i mezi jednotlivými místními radioterapeutickými pracovišti v těchto zemích. V České republice se projektu zúčastňuje 19 z 27 RT center, což umožňuje srovnat přesnost stanovení a dodání absorbované dávky u 53 svazků používaných v ČR: 25 svazků Co-60,11 Cs-137, 10 svazků brzdného záření X u lineárních urychlovačů a 7 u betatronů. Jako první krok projektu se v současné době uskutečňuje srovnávací měření pomocí rozesílaných TLD. Všechna zúčastněná RT pracoviště jsou požádána, aby v každém používaném terapeutickém svazku gama nebo vysokoenergetického záření X postupně ozářila ve vodním fantomu za refernčních podmínek tři kapsle s práškovým TLD dávkami po 2 Gy. Ve svazcích brzdného záření je třeba navíc provést i ozáření 2 x 2 kapslí v hloubkách 10 a 20 cm pro ověření energie svazku. Ozářené dozimetry jsou zasílány k vyhodnocení zpět do Leuvenu. Až dosud bylo tímto způsobem v České republice změřeno 12 svazků Co-60, 6 Cs-,137, 4 svazky lineárních urychlovačů a 6 betatronů. Z těchto 28 měřených svazků jich bylo dosud vyhodnoceno 19 : 13 z nich má odchylku mezi měřenou a uváděnou hodnotou menší než 3 %, 5 z nich se pohybuje mezi 3 až 6 % a v případě jednoho svazku tato hodnota překročila 6%. Odchylka mezi měřenou a očkávanou hodnotou indexu kvality se u betatronů v 5 případech pohybovala mezi 3-6 %. Přestože je zatím poněkud předčasné přijímat obecné závěry a hodnotit nejčastější příčinu chyb nebo význam přijímaných nápravných opatření, lze konstatovat že systém posílaných TLD byl úspěšně ustanoven. Pro řadu RT pracovišť se tak naskytla vůbec první možnost získání nezávislého externího auditu {prověrky kvality) stanovení a dodání dávky ve svazcích jejich ozařovačů.

20

CZ9626412

CZ9626411

ZLEPŠENÍ CHARAKTERIZACE DYNAMIKY 131J PŘI LÉČBĚ NEMOCÍ ŠTÍTNÉ ŽLÁZY J. Heřmanská1', T. Blažek21, M. Kárnf 1> 2> 3)

Klinika nukleární medicíny, Fakultní nemocnice Motol, Praha Ústav lékařské biofyziky, 2. lékařská fakulta UK, Praha Ústav teorie informace a automatizace, AV ČR, Praha

V nukleární medicíně je často používán efektivní poločas pro popis časového průběhu akumulované aktivity. Obvykle je odhadován jako směrnice přímky proložené daty v semilogaritmických souřadnicích. Odhad metodou nejmenších čtverců je však citlivý na hrubé chyby měření. Proto jsme nedávno navrhli novou bayesovskou odhadovací proceduru. Zlepšená kvalita odhadů byla dosažena lepším využitím pravděpodobnostní struktury problému a respektováním dostupné, fyzikálně zdůvodněné apriorní informace. Při vyhodnocování tohoto odhadu jsme však dospěli k názoru, že je často porušen základní strukturální předpoklad MĚŘENÁ DATA MOHOU BÝT VYSTIŽENA JEDINOU EXPONENCIELOU, bez jehož platnosti není efektivní poločas dobře definován. Pak ovšem ani nejlepší odhad nezaručí dobrou předpověd časového průběhu akumulované aktivity. V takovém případě může pomoci jen použití lepšího (jemnějšího) modelu. Avšak možná zlepšení jsou velmi omezena množstvím dostupných dat. Pro odhad je k dispozici 2-20 měření, obvyklý počet je 5. Proto je pro konstrukci modelu nutno maximálně využít veškerých dostupných znalostí. V referátu je navržen vhodný model, motivovaný časovými průběhy vycházející z kompartmentového modelu platného pro referenčního člověka. Navržený model nejen lépe popisuje reálná data, ale navíc eliminuje nutnost volby časového okamžiku, od něhož se očekává přibližně exponenciální pokles akumulované aktivity. Referát shrnuje podstatu bayesovského řešení, demonstruje vliv chyb modelování na reálných datech a ilustruje, že navržený model přináší skutečně podstatné zlepšení. PODĚKOVÁNÍ: Tento výzkum je částečně podporován GA ČR, grant č. 312/94/0679 a projektem COST OC B2.2O.

ANALÝZA AKTIVÍT RÁDIOFARMACEUTÍK A RADIAČNEJ DÁVKY U OBYVATELSTVA SLOVENSKEJ REPUBLIKY Z RÁDIODIAGNOSTICKÝCH VYŠETŘENÍ V NUKLEÁRNEJ MEDICÍNĚ S. Ftáčniková Ústav preventívnej a klinickej medicíny, Bratislava Z výsledkov dotazníkového prieskumu boli vypočítané hodnoty kolektívnej efektívnej dávky a efektívnej dávky na jednotlivé rádionuklidové vyšetrenia používajúce rádiofarmaká na území SR za obdobie 1992 -1993. Pre rok 1992 bola hodnota kolektívnej efektívnej dávky 110.7 man Sv, hodnota efektívnej dávky na jedno rádionuklidové diagnostické vyšetrenie 3.8 mSv a efektívnej dávky na jedného obyvateTa 0.022 mSv. Hodnoty pre rok 1993 sú 101.5 man Sv, 3.45 mSv a 0.019 mSv pri zachovaní poradia z predchádzajúceho roku. Ďalej bola převedená podrobnejšia analýza středných hodnot aplikovaných aktivit rádiofarmák pri scintigrafických vyšetreniach na pracoviskách nukleárnej medicíny pre roky 1992 a 1993 na území Slovenska. Tieto hodnoty sú porovnateFné s hodnotami v ČR a v iných rozvinutých európskych krajinách ako aj v USA. V práci je tiež uvedené porovnanie hodnot kolektívnej efektívnej dávky a efektívnych dávok pre u nás najčastejšie používané rádiofarmaká pri scintigrafických vyšetreniach dospelej populácie použitím hodnot váhových faktorov podra ICRP Publikácie 26 a Publikácie 60 pre rok 1992 na Slovensku.

21

CZ9626414

CZ9626413

METODIKA STANOVENÍ ROČNÍCH DÁVEK ZAVEDENÁ V CSOD PRO SLEDOVANÉ PRACOVNÍKY A PRACOVIŠTĚ A VÝSLEDKY ZA ROK 1993 J. Trousil, J. Plichta, Z. Prouza1>, D. Nikodémové2' Celostátní služba osobní dozimetrie, Praha 1) Státní zdravotní ústav, Praha s> Ústav preventívnej a klinickej medicíny, Bratislava Celostátní služba osobní dozimetrie (CSOD) vycházela z doporučení ICRP 26 a ICRU 39 a 43 a ve spolupráci s orgány hygienické služby aplikovala tato doporučení na praxi osobní dozimetrie. CSOD je zaměřena výlučně na dozimetrii vnějšího záření, kterou z hlediska druhů a energie komplexně pokrývá. Od roku 1991 CSOD provádí hodnocení profesionálních ročních expozic pracovníků ve veličinách H E /resp. Hp(10) a Hp(0.07)/, přičemž jsou evidována všechna sledovaná pracoviště a pracovníci podle čísla dozimetru, jména a rodného čísla. Hodnocení profesionálních ročních expozic se provádí pro pracovníky pracující jak v kontrolovaném, tak ve sledovaném pásmu, která se liší použitým typem dozimetru a délkou kontrolního období. Na příkladu ročního hodnocení profesionálních expozic vybraného pracoviště a pracovníků jsou diskutována pravidla, která byla stanovena pro řešení následujících případů: a) hodnota měřené dávky leží v oblasti ročního limitu; b) pracovník má dva nebo více dozimetru (v jednom podniku nebo ve více podnicích); c) vyhodnocení dávky je provedeno za předchozí období; d) chybí údaj dávky za sledované období; e) změna pracovního poměru nebo ukončení práce se zářením u daného pracovníka; f) za dané období jsou v archivu dvě (případně více) hodnot expozic. Na základě provedené analýzy chyb měření veličin Hp(10) a Hp(0.07) u používaných dozimetrických metod, tj. filmové, termoluminiscenční a metody stopových detektorů, jsou stanoveny nejnižší měřitelné hodnoty expozic, které jsou v CSOD zahrnovány do ročních přehledů profesionálních dávek. V závěru je uveden přehled profesionálních expozic všech sledovaných pracovišť a pracovníků za rok 1993 a jsou diskutovány nedostatky zavedené metodiky vzhledem ke vznikajícímu registru profesionálních expozic v ČR. EXPOZICE POSÁDEK LETADEL KOSMICKÉMU ZÁŘENÍ - ÚROVEŇ OZÁŘENÍ PŘÍPRAVA DOPORUČENÍ ES F. Spurný, I. Votočková Oddělení dozimetrie záření ÚJVAVČR, Praha Doporučení ICRP navrhuje zařadit posádky civilních subsonických letadel mezi profesionálně ozařované praovníky. Od r. 1991 se proto začalo znovu ověřovat jaká je úroveň ozáření posádek a jak závisí na parametrech letu (výška, zeměpisná šířka a délka, stav geomagnetického pole, a pod.). Evropská společenství také finančně podporují tato studia a také ustanovila pracovní skupinu, jejímž úkolem je doporučit, jakým způsobem by doporučení ICRP 60 mělo být zohledněno v národních předpisech a praxi leteckých společenství. Příspěvek uvede výsledky měření prováděných od roku 1991 pracovníky bývalého ÚDZ AVČR, a to jak na palubách letadel, tak za stíněními urychlovačů částic vysokých energií (CERN, SÚJV) a jejich analýzu. Budou také uvedeny základní závěry obsažené v přípravném doporučení pracovní skupiny 11 EURADOS pro ES. ZMĚNA DÁVKY Z RTG VYŠETRENIA PRI POUŽITÍ OCHRANNÝCH POMÓCOK M. Fůlop ÚPKM Bratislava ***** 22

NĚKTERÉ AKTUÁLNÍ RADIAČNĚ HYGIENICKÉ PROBLÉMY TERAPIE POMOCÍ RADIOAKTIVNÍCH LÁTEK V NUKLEÁRNÍ MEDICÍNĚ V. Husák Klinika nukleární medicíny FN a LF UP, Olomouc * *** * KRITÉRIA PRO ZŘIZOVÁNÍ A PROVOZ MAMOGRAFICKÝCH PRACOVIŠŤ /. Zachariášová Centrum hygieny záření, Státní zdravotní ústav, Praha Je uveden souhrn základních požadavků na rtg zařízení pro konvenční mamografické a screeningové mamografické vyšetření z hlediska radiační bezpečnosti, obsluhy a funkce, dále požadavky na přístrojové a materiálové vybavení potřebné k provozu radiodiagnostického mamografického pracoviště. Je předložen program kontroly kvality pro mamografického pracoviště, který se skládá ze dvou resp. tří částí - přejímací zkoušky, zkoušky stálosti a tzv. status testu.


VYUŽITÍ FISH PŘI ZJIŠŤOVÁNÍ FREKVENCE CHROMOZÓMOVÝCH ABERACÍ U PRACOVNÍKŮ PRACUJÍCÍCH SE ZDROJI IONIZUJÍCÍHO ZÁŘENÍ ft Poliak, H. Kypěnová Centrum hygieny záření, Státní zdravotní ústav, Praha Ozáření osob vyšší dávkou ionizujícího záření může být odhadnuto analýzou frekvence strukturních aberací chromozomů v metafázích periferních lymfocytů. Zjišťování frekvence aberací ke stanovení dávky je využíváno od roku 1960. Od počátku používání této metody se hodnotí dicentrické chromozomy z důvodů jejich snadného vyhodnocování a odečítání. Nicméně, využití dicentriků v biologické dozimetrii je limitováno, protože frekvence buněk obsahujících tyto chromozomy klesá s časem po ozáření. Využití dicentriků je rovněž velice problematické v případě vyšetření chronicky ozařovaných osob. Tomuto omezení se však lze vyhnout při zjišťování chromozómových translokací v lidských lymfocytech, které mají neselektivní odpovědi během buněčného dělení. Studie, ve kterých bylo využito krve radioterapeutických pacientů, akutně ozářených osob a lidí přeživších výbuchy atomové bomby demonstrují, že s dobou po ozáření neklesá frekvence reciprokých translokací v lidských lymfocytech. Bohužel, konvenční barvicí techniky jsou pro odečet translokací neúčinné a používané proužkovací analýzy příliš pracné. V roce 1986 Pinkel a kol. publikoval využití metody fluorescenční in situ hybridizace s chromozomálními specifickými knihovnami k rychlému odečítání translokací a dalších chromosomálních změn. Na našem pracovišti jsme již provedli řadu experimentů, směřujících k zavedení metodiky fluorescenční in situ hybridizace. Máme již zvládnutou metodiku fluorescenční in situ hybridizaci chromozomu 7 celochromozomovou probou značenou DIG a všech centromer metafáze probou značenou avidinem.

23

ZNÍŽENIE RIZIKA PRE PRÍJEM RÁDIOJÓDU ŠTÍTNOU ŽĽAZOU A MOŽNOSTI RADIAČNEJ OCHRANY N. Patzeltová Ústav preventívnej a klinickej medicíny, Bratislava Jeden z najdôležitejších rádionuklidov, ktoré sa uvoľňujú do ovzdušia po havárii nukleárneho reaktora je 131I . Hoci predstavuje menej ako 10 % celkového jódu, je zodpovedný za cca 60 % celkovej radiačnej dávky. Existujú dve možnosti pre zníženie rizika expozície rádiojódom: - pravidelný zvýšený príjem stabilného jódu stravou, čím sa zníži riziko zvýšeného príjmu rádiojódu štítnou žľazou - krátkodobá konzumácia jódových preparátov vo veľkom prebytku, na úplné zablokovanie štítnej žľazy pre vstup rádiojódu. Práca poukazuje na variabilitu v príjme jódu v Európe a z toho vyplývajúce riziko pre vychytávame rádiojódu štítnou žľazou, predovšetkým v oblastiach s nízkym denným príjmom. Je diskutovaný problém podávania jódových preparátov, ako i opatrenia, ktoré sa prijali v Slovenskej republike v prípade havárie jadrového reaktora - jeho klady i nedostatky. KONTROLA RTG PŘÍSTROJŮ NA SPECIÁLNÍCH RADIODIAGNOSTICKÝCH PRACOVIŠTÍCH M. Žáková HS hl. m. Prahy Sdělení předkládá výsledky měření rtg. zdrojů přístrojem NERO 6000M. Tato šetření byla provedena v průběhu posledních dvou let na speciálních radiodiagnostických pracovištích. Zvláštní pozornost byla věnována mamografickým pracovištím. Důvodem těchto kontrol bylo zjištění kvality jak vlastního rentgenového přístroje, tak celkového vybavení oddělení. Získané hodnoty byly srovnány s limity uvedenými v mezinárodních doporučeních.

24


CZ9626416

CZ9626415


ASPEKTY METROLOGICKÉHO ZABEZPEČENÍ MĚŘIDEL IONIZUJÍCÍHO ZÁŘENÍ V JADERNÉ ELEKTRÁRNĚ DUKOVANY V. Kulich, J. Studený ČEZ as., JE Dukovany ***** PŘENOSNÝ SPEKTROMETR CANBERRA 1200 INSPECTOR SPECTROSCOPY WORKSTATION Z. Kosina Camberra Electronic s.r.o. * **** TERITORIÁLNÍ SÍŤ TLD A JEJÍ VÝVOJ D. Kroutiliková*', L Hobzová"1, Z. Prouzav *J Centrum hygieny záření, Státní zdravotní ústav, Praha " ; HS hl. m. Prahy Jednou z nejdůležitějších složek Radiační monitorovací sítě (RMS) České republiky je teritoriální síť termoluminiscenčních dozimetrů (TLD). V současné době probíhá modernizace dozimetrie a přístrojového vybavení této sítě. Referát shrnuje jednak dosavadní zkušenosti s použitím TLD v RMS, a jednak výsledky získané při testování nových přístrojů a dozimetrů.

RADIAČNÍ MONITOROVACÍ SÍŤ V OBLASTI BÝVALÉ TĚŽBY URANOVÉ RUDY NA PŘÍBRAMSKU H. Solnička, M. Hemer Ústav hygieny práce UP Příbram - Kamenná Úvod

V posledních 4 letech došlo k výraznému útlumu těžby a zpracování uranové rudy v České republice, a to na všech uranových lokalitách. Na území příbramského okresu těžba a zpracování uranové rudy definitivně skončily a v oblasti začala probíhat likvidace pozůstatků činnosti uranového průmyslu. Řez uranovým ložiskem Příbram je uveden na obr.1, dobývací prostory jsou vyznačeny na mapce na obr.2. V souvislosti s likvidačními pracemi je nutno vymezit přetrvávající zdroje znečištění životního prostředí a zajistit jejich monitorování včetně průběžného upřesňování vlivu na obyvatelstvo v dotčené oblasti. Nedílnou součástí dozoru v. období likvidace je posuzování a kontrola prováděných asanačních prací a dohled nad tím, aby dlouhodobé potenciální zdroje znečištění zůstaly pod odborným dozorem. Trvalým a nejzávažnějším pozůstatkem těžby uranové rudy jsou odvály hlušinového materiálu (na Příbramsku zabírající plochu téměř 1 300 000 nř) s hmotnostní aktivitou radionuklidů uran radiové řady v rozsahu 1 0 0 - 2 000 Bq.kg'1. V důsledku činnosti uranového průmyslu se zhoršila i kvalita povrchových vod a stav vodotečí v oblasti. Další zdroje ozáření obyvatel souvisely výhradně s těžbou a v současné době již neexistují (výdušné jámy) nebo proběhla jejich dekontaminace a asanace (překladiště a přepravní trasy uranové rudy). 25

Problematikou ovlivňování životního prostředí a obyvatelstva činností uranového průmyslu se zabývá ÚHP UP řadu let / 1 . - 6.,9./. Pozornost je trvale věnována sledování obsahu radionuklidů v povrchových a podzemních vodách a zátěži obyvatel z těchto zdrojů /1,3,4,5,6,8/- Další rozsáhlý soubor výsledků se vztahuje k měření objemové aktivity radonu v ovzduší kolem odvalu, odkališť, výdušných jam a jiných zdrojů emise radonu a ve vybraných sídelních místech /2,3,4,5;6,7,9/. V poměrně husté síti v okolí bývalých provozů uranového průmyslu (starých zátěží) je měřen příkon fotonového dávkového ekvivalentu 171. Měření a výsledky Jak bylo uvedeno, nejzávažnějším pozůstatkem po uranové činnosti na Příbramsku jsou odvály hlušinového materiálu. Pro svou poměrně vysokou zbytkovou aktivitu všech přírodních radionuklidů a tedy i 226Ra, která je navíc v objemu odvalu rozložena nerovnoměrně, jsou odvály mohutným zdrojem emise radonu. Proto byly vytypovaný měřicí body u pat odvalu směrem k nejbližší obci a na okraji této obce. Ve stanovených dvojicích měřících míst jsou současně měřeny ekvivalentní objemová aktivita radonu (EOAR), příkon fotonového dávkového ekvivalentu (HJ a meteorologické veličiny (barometrický tlak, teplota, relativní vlhkost, rychlost a směr přízemního větru). Souhrn výsledků měření v letech 1993 a 1994 v pásmu bývalých dobývacích prostorů Kamenná, Lešetice, Brod a Bytíz je uveden v tab.1.. V tabulce 1 jsou uvedeny aritmetické průměry EOAR v měřících místech spolu s minimálními a maximálními hodnotami naměřenými v r. 1993 resp. 1994. Výsledky z r. 1993 zřejmě lépe vystihují celoroční situaci, zatímco průměr z hodnot z r. 1994 je ovlivněn vysokými hodnotami EOAR, opakovaně zjišťovanými v atypických letošních letních měsících. Oblast Lešetice - Brod leží v široké kotlině a klimatické podmínky tohoto léta (vysoké teploty, dlouhodobě setrvalý barometrický tlak, časté bezvětří v ranních hodinách) zřejmě umožnily exhalaci značného množství radonu z odvalu do celé kotliny. Byly tak naměřeny extrémní hodnoty EOAR nejen u pat odvalů š. 4, 15 a 5 , ale i v přilehlých obcích (např. okraj Brodu 17. 8. 1994 v 7.00 hod. ráno 125 Bq.rrť3!), a to především v ranních hodinách. V souladu s dřívějšími poznatky (např./2/) obvykle docházelo během dopoledních hodin ke snížení EOAR v celé oblasti. V ostatních měřicích místech, která se nacházejí v otevřeném terénu, případně na vyšších místech (odval š. Bytíz, obec Dubenec, Kamenná) s lepšími rozptylovými podmínkami, nebyly takovéto extrémní hodnoty zjištěny. Rovněž hodnoty EOAR naměřené ve vzdálenějších místech příbramského okresu se nelišily významně od celostátního průměru /9/. Pro upřesnění vlivu exhalace radonu z odvalů na obyvatele nejbližších obcí bylo započato s měřením plošné radonové výdejnosti (Bq m"2s"1) v monitorovacích místech a s měřením objemové aktivity radonu v obytných domech. Dalším zdrojem exhalace radonu jsou odkaliště. Mezi Příbramí a Bytízem je odkaliště (bod 9 na obr. 2), které sestává z části bývalého kalového pole(ll) a části dosud provozované(l). Odkaliště má celkovou plochu volné vody 118 000 m2. Koncentrace uranu v kalištních vodách je přibližně 6,5 mg.l"1 a objemová aktivita 226Ra kolem 0.5 Bq.l'1. Sedimenty na převážné části plochy kalového pole mají hmotnostní aktivitu ^ R a 20 - 400 Bq. kg'1,hodnoty obsahu uranu jsou v jednotkách mg. kg'1. V jihovýchodní části pole I jsou koncentrace radionuklidů v sedimentech vyšší (cca 100 mgU.kg'1 a 226 Ra 1000 - 4000 Bq.kg'1). Nadbilanční vody jsou čerpány a čištěny na dekontaminační stanici Bytíz. Obsah uranu a ez8 Ra ve vyčištěné vodě vyhovuje ukazatelům pro koncentraci látek ve vypouštěných vodách podle nařízení vlády 171/92 Sb., problémem zůstává vysoká solnost kalištních vod. Dobrý technický stav odkaliště je monitorován systémem kontrolních v rtů s trvale uspokojivými výsledky. Část odkaliště II bude v následujících letech rekultivována, část I bude nadále sloužit pro záchyt pracích vod při výrobě kameniva z odvalů v provozu bývalé úpravny. Pravidelným měřením EOAR na plážích odkaliště, tab. 2, byly zjištěny nevýznamně zvýšené hodnoty proti celostátnímu průměru 5.5 Bq.m"3 /9/. Odkaliště se projevuje jako rovnoměrný plošný zdroj radonu v průběhu celého roku, jeho poloha v otevřené krajině s dobrými rozptylovými podmínkami nedovoluje nahromadění větších koncentrací radonu. Jak bylo v úvodu zmíněno, došlo vlivem činnosti uranového průmyslu ke zhoršení kvality povrchových vod a úseků dotčených povodí /1, 3, 5, 6/. Vysoký obsah přírodních radionuklidů v povrchových vodách ,do nichž byly v raném období těžby vypouštěny surové důlní vody s obsahy kolem 5 mgU.kg"1a 226Ra až 1 Bq.kg\byl příčinou usazování radionuklidů v říčních a rybničních sedimentech /6/. Po zbudování dekontaminačních stanic prakticky na všech výpustích odpadních vod došlo ke zlepšení kvality povrchových vod a stavu vodotečí obecně. Navíc spodní, silně 26

kontaminované vrstvy sedimentů byly postupně zanášeny splavovanou zeminou a organickým materiálem a proto složení svrchních vrstev sedimentů je příznivější. Přesto jsou koncentrace uranu a radia v sedimentech Příbramského potoka poměrně vysoké. Výsledky, uvedené v práci /6/ (až 400 mgll.kg"1 a 500 - 800 Bq ^Ra.kg' 1 ) byly potvrzeny novějšími analýzami, stejně tak jako obsahy v sedimentech v povodí Kocáby (Červený rybník v Drásově až 800 mgU.kg'1, 800 Bq 226Ra.kg"1). Přístup k řešení kontaminace sedimentů v oblasti není zcela jednoznačný. Přetrvává názor, mít tento zdroj znečištění pod odborným dohledem a zvážit,zda by násilnou asanací nedošlo k větším ekologickým škodám. Dekontaminační stanice od doby jejich vybudování (postupně od 60. let) pracují téměř trvale s dobrou účinností, která zajišťuje dodržení ukazatelů pro vypouštění odpadních a zvláštních vod podle nařízení vlády 171/92 Sb. Výjimkou je dekontaminační stanice u odvalu š.15, dosud ve zkušebním provozu , příčinou její nedostatečné funkce jsou změněné vstupní parametry a částečně nevhodná technologie. Problémy s dodržováním požadavků na kvalitu povrchových vod podle nařízení vlády 171/92 jsou způsoben i jinými cestami. Například: vyčištěná voda z dekontaminační stanice Bytíz dále protéká pod odvalem š. Bytíz a obohacuje se rozpuštěnými radionukiidy, čímž lze vysvětlit vysoký obsah uranu a 226Ra ve vodě Bytízského a Dubeneckého potoka. Výsledky stanovení uranu a radia 226Ra ve vzorcích vody ze všech výše uvedených kontrolních míst jsou v tab. 3 a 4. Od zveřejnění obdobných hodnot v pracech /3,6/ nedošlo k významnějším změnám. Pravidelný odběr vzorků se provádí i v dalších úsecích Litavky a Kocáby až po vústění do Vltavy, trvale s výsledky vyhovujícími vodohospodářským V dřívější době se ÚHP UP zaměřoval především na monitorování v bezprostřední blízkosti zařízení uranových dolů na Příbramsku. V současné době věnujeme pozornost i širšímu území na okrese Příbram. Naší snaze napomohl i zájem výzkumu prováděného SZÚ, který je zaměřen na hodnocení znečištění životního prostředí ve vztahu ke zdravotnímu stavu obyvatelstva Příbramska /10/. Studie je zaměřena především na expozici průmyslovým škodlivinám (těžké kovy), v úvahu však bere i vliv ostatních faktorů včetně ionizujícího záření. Pro sledování plošného rozložení příkonu dávkového ekvivalentu na území okresu Příbram byly Centrem hygieny záření poskytnuty termoluminiscenční dozimetry, které jsou rozmístěny jednak v linii bývalé těžby uranových rud (Kamenná - Lešetice - Brod - Háje - Bytíz - Drásov), jednak ve vzdálenějších místech okresu v různých přírodních a geologických podmínkách 171. Tyto lokality slouží zároveň jako kontrolní body ústřední radiační monitorovací sítě. Kromě toho je v areálu ÚHP UP Kamenná umístěno měřící místo kontaminace ovzduší (MMKO) ÚRMS. Rozmístění monitorovacích bodů v okrese je uvedeno na obr. 3, výsledky měření H x a EOAR v těchto bodech od II. čtvrtletí 1993 do II. čtvrtletí 1994 jsou uvedeny v tabulce 5. Z výsledků uvedených v tab. 5 je zřejmé, že hodnoty Hx i EOAR na širším území okresu Příbram nepřevyšují hodnoty naměřené na ostatním území republiky. Rozdíly mezi jednotlivými lokalitami jsou však zřejmé a odpovídají geologické struktuře místa (např. vyšší hodnoty H x v Drážkově - okraj Středočeského plutonu, velmi nízké hodnoty H x v Obecnici - paleozoikum). Lze konstatovat poměrně dobrou shodu mezi průměrnými hodnotami H x l měřenými různými metodami, což je zřejmé zejména v MMKO Kamenná, kde jsou průměrné hodnoty vypočítány z velkého počtu naměřených údajů. Závěr Podobně, jako v předložené práci, provádí ÚHP UP monitorování i v ostatních oblastech dotčených těžbou uranové rudy (západní a severní Čechy, Morava, Mydlovary). V těchto místech ČR, podobně jako v oblastech se zvýšeným radonovým rizikem, dochází k trvalé zátěži obyvatel ionizujícím zářením. Cílem monitorování je stanovit objektivně míru zátěže a označit nejzávažnější zdroje, aby mohly být pod trvalým dohledem až do konečného řešení asanačních prací. Literatura 1. Hladká, E. a kol.: Expozice kritické skupiny obyvatelstva radionuklidům z vody v oblasti ovlivněné těžbou uranové rudy. Čs. Hyg., 30, 1985, č.6, s.340 - 346

27

2. Burian, I. a kol.: Měření nízkých objemových aktivit dceřiných produktů Rn 222. Radioaktivita a životné prostredie, 10, 1987, č.2, s.67 - 80 3. Hladká, E. a kol.: Vliv odvalů uranového průmyslu na okolí a obyvatelstvo. Čs.Hyg., 36,1991, č.5-6, s.226-232 4. Plaček, V, a kol.: Zátěž obyvatel z ionizujícího záření v těžební oblasti Dolní Rozinka. Syposium HPVT 1992, Z 11 5. Němec, M. a kol.: Odhad dávkové zátěže obyvatel severočeské těžební oblasti vlivem činnosti ČSUP. Zpráva ÚHP UP, 1992, 12 s. 6. Hladká, E., Hemer, M.: Ovlivnění obyvatelstva odvály uranového průmyslu. Symposium HPVT, 1992, Z 10 7. Hemer, M., Solnička, H.: Nová monitorovací síť v okolí starých zátěží uranových dolů a v okrese Příbram. Symposium HPVT, 1993 8. Solnička, H. a kol.: Obsah přírodních radionuklidů v některých složkách životního prostředí ovlivněný geologickou stavbou příbramské oblasti. Symposium HPVT 1992, Z 9 9. Burian, I. a kol.: Výsledky měření objemových aktivit dceřiných produktů radonu vevenkovním vzduchu. Radioaktivita a životné prostredie, 13, 1990, č. 1, s.33 - 38 10. Nerudová,J.: Osobní sdělení, 1992

28

Tab.l Výsledky měření ekvivalentní objemové bývalých dolů a v přilehlých obcích. Měřící místo Kamenná pata odvalu š.3 1993 (n = 20) 1994 (n = 3) MMKO 1993 (n = 39) 1994 (n = 32) vrátnice závodu 1993 (n = 20) 1994 (n = 3) Lešetice pata odvalu š.4 1993 (n = 8) 1994 (n = 14) okraj obce 1993 (n = 8) 1994 (n = 13) Brod pata odvalu š 15 1993 (n = 9) 1994 (n = 19) okraj obce 1993 (n = 8) 1994 (n = 14) Brod pata 1993 1994 pata 1993 1994

odvalu š. (n = 9) (n = 15) odvalu š, (n = 9) (n = 15)

Bytíz, odval š.ll 1993 (n = 8) 1994 (n = 11) Dubenec Motorest Halda 1993 (n = 8) 1994 (n = 11)

EOAR min.

max.

aktivity

radonu u odvalů

H

7.1 8.2

1.5 4.7

15.8 12.6

0.53

6.5 5.5

0.6 0.3

14.5 16.8

0.16

5.7 3.6

1.3 3.2

15.2 4.1

0.20

9.9 12.4

0.5 1.6

30.3 76.8

0.24

7.3 11.1

0.8 1.4

8.6 71.4

0.22

9.1 32.1

0.6 1.5

18.3 121.0

0.23

9.2 19.4

0.8 1.1

19.4 125.0

0.12

7.4 14.7

0.8 1.2

13.1 165.0

0.26

21.1 8.2

0.2 1.2

147.7 44.0

0.27

6.0 6.9

0.7 1.7

8.5 28.0

0.37

4.6 4.3

0.6 1.0

6.7 20.0

0.10

Pozn.: Měření v r.1994 zahrnují období leden až srpen

29

Tab.2 Výsledky měření ekvivalentní objemové aktivity radonu a příkonu fotonového dávkového ekvivalentu na plážích odkaliště EOAR (Bq.ltf3) min. max.

Měřící místo

1. 2. 3. 4. 5. 6.

(n (n (n (n (n (n

= = = = -

9) 8) 10) 10) 12) 15)

8.9 6.6 7.8 6.1 5.8 7.7

1.2 1.3 1.1

H

1

x

27.3 16.9 18.8 15.9 16.3 17.8

1.7 1.0 1.1

(li.Sv.h~ )

0.53 0.43 0.29 0.26 0.73 0.48

Pozn.: n = počet měření v r.1993 + leden - srpen 1994

Tab.3 Výsledky stanovení uranu a radia 226 z dekontaminačních stanic a v Příbramském potoce Odběrové místo Výstup DS š.2 1993 1994 Výstup DS š.9 1993 1994 Výstup DS š.15 1993 1994 Příbramský potok před Fial.ryb. 1993 1994 Příbramský potok před Litavkou 1993 1994 Litavka před Příbramským pot. 1993 1994 Litavka+Příbramský potok 1993 1994

n

uran (mg.l min.

x

)

max.

0

na

výstupech

^^ D Ra (Bq. 1~X)

min.

max.

3 3

0.091 0.140

0.084 0.110

0.099 0.173

0.135 0.209

0.093 0.070

0.203 0.323

3 4

0.071 0.146

0.020 0.083

0.150 0.229

0.133 0.276

0.075 0.151

0.166 0.435

3 3

0.250 0.955

0.098 0.563

0.359 1.480

0.071 0.267

0.020 0.129

0.138 0.404

3 3

0.075 0.284

0.052 0.151

0.094 0.494

0.032 0.126

0.020 0.111

0.044 0.150

3 3

0.011 0.027

0.006 0.021

0.020 0.033

0.053 0.108

0.043 0.020

0.060 0.300

3 3

0.001 0.006

0.001

0.017

0.045 0.144

0.020 0.058

0.066 0.197

3 3

0.006 0.014

0.004 0.007

0.007 0.024

0.036 0.079

0.020 0.020

0.069 0.226

30

Tab.4 Výsledky stanovení uranu a radia 226 v povodí Kocáby Odběrové místo Vstup do DS Bytíz 1993 1994 Výstup z DS Bytíz 1993 1994 Bytízský potok 1993 1994 Dubenecký potok 1993 1994 Kocába před Dubeneckým pot. 1993 1994 Kocába+Dubenecký potok 1993 1994 Kocába,Drásov 1993 1994 Prostřední rybník 1993 1994 Kocába,N.Knín 1993 1994

n

uran (mg.l" min.

Ra min.

max.

max.

3 3

3.421 3.838

2.643 3.503

4.366 4.409

0.213 0.413

0.124 0.257

0.490 0.699

3 3

0.081 0.059

0.006 0.046

0.202 0.076

0.151 0.130

0.058 0.025

0.327 0.239

3 3

0.663 0.564

0.102 0.129

0.981 1.051

0.086 0.294

0.025 0.163

0.167 0.465

3 3

0.242 0.273

0.200 0.266

0.252 0.282

0.151 0.365

0.038 0.165

0.362 0.751

3 3

0.005 0.005

0.004 0.003

0.007 0.007

0.094 0.077

0.020 0.020

0.218 0.219

3 3

0.232 0.262

0.167 0.187

0.286 0.373

0.104 0.128

0.020 0.020

0.238 0.395

3 3

0.234 0.242

0.193 0.173

0.271 0.331

0.078 0.187

0.020 0.020

0.174 0.395

3 3

0.310 0.240

0.291 0.098

0.340 0.331

0.045 0.155

0.020 0.130

0.094 0.184

3 3

0.037 0.045

0.014 0.037

0.060 0.057

0.063 0.143

0.020 0.108

0.124 0.187

31

Tab.5 Výsledky měření příkonu fotonového dávkového ekvivalentu a ekvivalentní objemové aktivity radonu v monitorovacích místech v okrese Příbram

Místo

H x (nSv.h"1) TLD okam ž.měření

Orlík, přehr. hráz Brod, areál ZBS Rožmitál p.Tř. zahrada Háje, zahrada Bytíz, zahrada Drásov, zahrada Drážkov, zahrada Dobříš, zahrada Obecnice, zahrada Příbram, Bř.Hory zahrada Kamenná, MMKO Kamenná, MMKO kontinua1.měř.

65.3

73.3

EOAR (Bq.m~ 3 ) min. max

9.5

0.9

19.6

130.0 135.3

142.5 134,2

3.8 4.3

0.9 1.9

8.6 13.6

119.4 130.7 120.6 146.2 118.6 79.9 103.1

140.7 153.6 133.9 163.6 137.5 99.3 115.7

2.4 3.1 4.6 5.8 2.5 2.5 2.7

1.0 1.0 1.5 1.3 0.9 0.6 1.0

5.3 7.2 14.7 19.5 5.2 6.1 6.6

138.4

138.7

6.0

0.3

6.6

141.2

(638

údajů)

32

* ti * |

•5

•5 •

si

1 s

J .1 tn j

-_-_.

^j

.

. — • . i i j

• i

o

3;

s=s í a

'11

~c

1)

.,...,„..•» S i t

, . .

i

l

l

t

5: « - _

A

w li

o m

-44 TT S

•

-

*

J

1. g

0

, - • I

ij't s Sji 5 5 < it

.

j+-..-...-..::t; *

,

, . , . » . . { ;

I

\

t

J£ S i

*

-li:' '-K

8

a

LT. i

!

1

l l1

33

—

^^B^PS f'V*v-i'-L^

.'TIS?*

. - > : -

. • •

•

\V

I^

jrCy"

CO

* . PŘEHRADA

< > Ik: 3r.-<JT ts

morii e? a" i > .ur-za BII

ORllK

£-3:

3C

MĚŘIČ KONTAMINACE POTRAVIN DC-5A-94 /. Urban, R. Marek, Z. Smejkal, J. Ryba Institut CO ČR L Bohdaneč, Universita Pardubice, Tesla MTS Praha ***** MĚŘENÍ PŘÍSTROJEM DC-3E-83 PŘI RADIAČNÍCH HAVÁRIÍCH O. Neruda, Z. Prouza VLA JEP Hradec Králové, CHZ SZÚ Praha ***** URČENIE KOREKCIE NA REÁLNÉ NEUTRONOVÉ SPEKTRUM V JÁDROVÝCH ELEKTRÁRNÁCH PRE OSOBNÚ DOZIMETRIU J. Zeman Slovenský metrológický ústav, Bratislava ***** 20 ROČNÝ VÝVOJ INCIDENCIE RAKOVINOVÝCH OCHORENÍ V OKOLÍ JÁDROVÝCH ELEKTRÁRNÍ V JASLOVSKÝCH BOHUNICIACH M. Letkovičová, J. Korec, V. Príkazský, J. Smejkal Institut TaRCH Nitra-Zobor, VÚJE Trnava, ÚHE Poprad, Universita Pardubice *****

Plakátová sdělení SELEKTIVNÍ LOUŽENÍ PŮDY Z BŘEHŮ DUDVÁHU ODEBRANÉ V ROCE 1992 R. Poliak, D. Drábová, š. Tučkova, R. Filgas Centrum hygieny zářeni, Státní zdravotní ústav, PRAHA Studium forem existence radionuklidu udává migrační schopnost těchto kontaminantů v životním prostředí. Dnové sedimenty jsou přirozeným úložitěm většiny radionuklidu. Přirozený nebo umělý (bagrování) transport sedimentů může být významnou cestou přenosu těchto radionuklidu v hydrosféře a mimo ni. Interakce radionuklidu s půdou a horninami jsou významné pro začlenění těchto kontaminantů do potravinových řetězců a pro jejich šíření v podzemních vodách. Naplaveniny odpadního kanálu Manivier obsahují místy vysoký obsah radionuklidu, které kontaminovaly půdu po vybagrování sedimentů kontaminonovaných únikem z JE Jaslovské Bohunice. Cílem práce bylo zjistit formy v jakých se nacházejí nuklidy v těchto půdách a odhadnout možnosti uvolnění těchto nuklidů do hydrosféry. Ke studium bylo využito vybraných stupňů selektivního loužení podle Tessiera. SELEKTIVNÍ LOUŽENÍ AEROSOLU Z AEROSOLOVÝCH VÝPUSTÍ Z VENTILAČNÍHO KOMÍNU JADERNÉ ELEKTRÁRNY V1 JASLOVSKÉ BOHUNICE ODEBRANÉHO POMOCÍ KASKÁDNÍHO IMPAKTORU R. Poliak, P. Rulík, I. Bučina Centrum hygieny záření, Státní zdravotní ústav, PRAHA V rámci sledování velikostní distribuce aerosolu ve výpustech JE V1 Jaslovské Bohunice do ovzduší pomocí kaskádního impaktoru a polovodičové spektrometrie gama jsme se pokusili selektivním loužením zjistit jaké jsou chemické vlastnosti radionuklidu v aerosolových částicích, zda je rozdíl ve 36

u částic s různou velikostí a předpovědět možnost uvolňování radionuklidu v životním prostředí a zažívacím traktu. : K tomu jsme v této prvé fázi výzkumu použili 2 sady vzorků a 4 druhy vybraných loužicích lázní. V jednotlivých vytoužených frakcích byly detekovány tyto radionuklidy: 137Cs,134Cs,eoCo, S5 Mn, 11OmAg. VYUŽITÍ LETECKÉ SPEKTROMETRIE KE STANOVENÍ DOZIMETRICKÝCH VELIČIN NA POVRCHU TERÉNU J. Klusoň'>, A. Malušek"', T. Čechák'\ P. Jurza"' '' Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská ČVUT Praha **•* Picodas Praha, s.r.o. Letecká spektrometrie umožňuje detekovat záření gama, emitované přírodními radionuklidy (K, U, Th) nebo umělými kontaminanty, distribuovanými v povrchové vrstvě půdy. Matematickými metodami zpracování experimentálních spektrometrických dat je možné stanovit plošné / objemové aktivity jednotlivých radionuklidu, expoziční příkon v referenční výšce 1 m nad terénem, sestavit mapy těchto veličin pro monitorované oblasti a pod. Letecká spektrometrie nachází efektivní uplatnění jako součást geologického mapování, při monitorování životního prostředí resp. monitorování kontaminace terénu při provozních nebo havarijních únicích radioaktivních látek. Ve spolupráci s Picodas Praha, s.r.o. byla navržena metodika zpracování a vyhodnocení dat pro spektrometrický systém ENMOS (vysoce citlivý velkoobjemový detekční systém s detektory Nal(TI) o objemu 16 dm 3 , spojený s propracovaným systémem stabilizace a předzpracování a sběru dat). Metodou Monte Carlo byly vypočteny modelové odezvy spektrometru pro přírodní radionuklidy a významné umělé kontaminanty a uvažovaný interval výšek letových hladin. Byly sestrojeny matice odezvy spektrometru pro energetický interval do 3 MeV a dvě nejužívanější výšky. Byly testovány různé metody dekompozice experimentálních dat na složky, odpovídající příspěvkům jednotlivých radionuklidu (stripping metoda, fit metodou nejmenších čtverců, dekonvoluce) a analyzovány odpovídající statistické a systematické chyby. Příspěvek prezentuje možnosti vyvinuté metody a příklady výsledků, získaných její aplikací.

37

ÚČINKY ZÁŘENÍ

CZ9626418

CZ9626417

ÚČINKY ZÁŘENÍ

ANALÝZA DÁVKOVÉ ZÁVISLOSTI VÝTĚŽKU CHROMOZÓMOVÝCH ABERACÍ INDUKOVANÝCH ZÁŘENÍM X V LIDSKÝCH LYMFOCYTECH H. Kypěnová, A. Sedlák Centrum hygieny záření, Státní zdravotní ústav, Praha K odhadu ekvivalentu celotělové dávky u osob s radiační nad- expozicí byly stanoveny křivky dávkové závislosti nestabilních chromozómových aberací v lidských lymfocytech pro záření X. Lidská periferní krev tří zdravých dárců byla ozářena in vitro při 37° C osmi dávkami od 0,1 do 4,0 Gy při ozařovacích podmínkách: záření X, 250 kV, 3 nebo 5 mA, polovrstva 0,4 mm Cu. Dávky byly uděleny v časovém rozmezí 0,5 až 13 minut. 44 hod. kultury byly založeny a fixovány standardním způsobem. Chromozómové aberace byly děleny na na dicentrické chromozomy, centrické prstence a nadpočetné acentrické fragmenty. Pro všechny dávkové úrovně bylo hodnoceno 15 900 buněk. Kontrolní hodnoty byly stanoveny na základě 21 000 buněk 21 neozářených osob vyšetřených v naší laboratoři. Spontánní incidence dicentrických aberací byla 0,77 x 10'3 a pro acentrické fragmenty 2,3 x 10'3. 2 Závislost měřeného výtěžku aberací Y na dávce D (Gy) byla popsána vztahem Y = aD + p D , kterým lze biofyzikálně interpretovat mechanismus tvorby aberací. Koeficienty a a (3 byly získány metodou nejmenších čtverců. Jejich hodnoty a směrodatné odchylky jsou uvedeny v tabulce.

a

3

(10 2 Gy"1)

(10 2 Gy 2

Dicentrické chromozomy

4.66 ± 0.24

7.34 ± 0.37

Acentrické fragmenty

4.49 ± 0.74

3.37 ± 0.52

Celkový počet aberací

8.67 ± 0.51

11.20 ± 0.46

Kvadratický člen se uplatnil i při nízkých dávkách užitého řídce ionizujícího záření.

RIZIKO PŘI PROFESIONÁLNÍ EXPOZICI HORNÍKŮ RADONU VE VZTAHU K HISTOLOGICKÝM TYPŮM RAKOVINY PLIC T. Muller, L. Tomášek, E. Kunz Centrum hygieny záření, Státní zdravotní ústav, Praha Mezi nejzávažnější současné celosvětové zdravotní problémy patří dlouhodobá expozice radonu a produktům jeho přeměny (p. p. Rn). Základním zdrojem informací o mechanismu účinku radonu na lidský organismus jsou výsledky dlouhodobého sledování zdravotního stavu horníků, kteří byli vystaveni dlouhodobé inhalaci vyšších objemových aktivit radonu, resp. p p. Rn. Epidemiologické studie prokázaly, že expozice radonu v důlním prostředí může způsobovat rakovinu plic. Bylo zjištěno, že riziko rakoviny plic u horníků uranových dolů je spojeno se zvýšením frekvence výskytu určitých histologických typů karcinomu plic, zejména malobuněčného a epidermoidního karcinomu. Referát vychází z dat shromážděných při realizaci nejstarší československé kohortové studie S, která patří mezi nejdéle sledované a nejpočetnější soubory na světě. Tato data byla doplněna o nově zjištěná úmrtí ke dni 31.12.1990 a korigované expozice. Cílem bylo ověřit předpokládané rozdíly v zastoupení základních histologických typů karcinomu plic u běžné mužské populace a sledovaného souboru bývalých horníků uranových dolů a zároveň specifikovat vztah mezi výskytem základních 38

histologických typů karcinomu plic a různými podmínkami expozice p. p. Rn. Podle dosud publikovaných výsledků lze usuzovat na to, že frekvence výskytu jednotlivých základních histologických typů plicního karcinomu může být ovlivňována velikostí kumulované inhalační expozice p. p. Rn a časovým průběhem kumulace expozice rozdílným způsobem. Pokud jde o incidenci rakoviny plic obecně, výsledky studie potvrdily poznatky o lineárním průběhu vztahu expozice a relativního rizika, dále o poklesu účinku s časovým odstupem od expozice a poklesu účinku ve starších věkových kategoriích. Při bližším rozboru vztahu expozice a účinku u nejčastěji se vyskytujících histologických typů rakoviny plic byla potvrzena hypotéza o současném inhibičním účinku záření alfa při vyšších expozičních příkonech, formulovaná J. Ševcem, které následovaly po počátečním období iniciace maligního procesu buněk bronchiálního epitelu. Tento fenomén byl pozorován pouze u malobuněčného nediferencovaného karcinomu plic. Uvedené závěry se opírají o metodologii (model proporcionálního rizika uvažující vliv časového odstupu od expozice) používanou nyní ve většině studií. V předchozích zpracováních studie S tento postup uplatněn nebyl.


ANALÝZA ÚMRTNOSTI V 6 OKRESOCH JUŽNÉHO SLOVENSKA V. Príkazský, jr., H. Letkovičová, V. Príkazský, sr. Státní zdravotní ústav, Praha, Univerzita Pardubice, ÚHE Poprati V úmrtnosti mužov je oblasť okresov Levice, Nové Zámky, Vefký Křtíš, Žiar nad Hronom Zvolen a Nitra na poprednom mieste na Slovensku. CieTom štúdie je analyzovať úmrtnosť v 6 okresoch južného Slovenska a skúmať nerovnoměrnost rozloženia úmrtnosti na sledovanom území. Pre jednotlivé obce uvedenej oblasti sme vypočítali podiel předčasných úmrtí a potenciálně roky strateného života. Porovnali sme ako jednotlivé okresy, tak obce v priereze v dvoch sledovaných obdobiach, tak změny v ukazateToch za obdobia rokov 1980-1985 a 1986-1991. Prezentované sú výsledky pre jednotlivé okresy a analytické výsledky pre obce.

39

DOZIMETRIE, METROLOGIE

CZ9626420

CZ9626419

DOZIMETRIE, METROLOGIE

STANOVENIE NEISTÔT PRI MERANIACH VELIČÍN IONIZUJÚCEHO ŽIARENIA J. Belaň, T. Beláň, F. Gábriš, J. Zeman Slovenský metrologický ústav, Bratislava

Pri vyjadrovaní výsledkov meraní fyzikálnych veličín je potrebné udávať aj kvantitatívnu indikáciu kvality týchto výsledkov, čo umožní užívateľom odhadnúť ich hodnovernosť. Bez takéhoto druhu údajov výsledky meraní nemožno porovnávať ani medzi sebou, ani s referenčnými hodnotami danými v technických dokumentoch, či v etalónoch. Je preto nevyhnutné, aby existovala ľahko použiteľná, zrozumiteľná, všeobecne akceptovateľná a akceptovaná metóda pre charakterizáciu kvality výsledkov, čiže pre vyjadrovanie a vyhodnocovanie neistoty. Cieľom tohto príspevku je veľmi stručne zhrnúť zásady, metódy a postupy pre stanovenie neistoty pri vyhodnocovaní meraní, podrobne obsiahnuté v technických predpisoch metrologických TPM 0051-93 "Stanovenie neistôt pri meraniach* [1] a v príručke "Guide to the expression of the uncertainty in measurement" [2], pre oblasť meraní ionizujúceho žiarenia. Výklad je zameraný pragmaticky, nerieši "hlboké a principiálne" otázky, ale dôraz kladie na praktické aspekty stanovovania neistoty. Z hľadiska štruktúry je príspevok rozčlenený na dve časti. Cieľom prvej je stručnou formou vytvoriť pojmovú základňu pre pochopenie ďalšieho výkladu a súčasne zhrnúť hlavné zásady vyhodnocovania meraní v duchu koncepcie neistoty opísanej vo vyššie uvedených dokumentoch. Zároveň upozorňuje na určité zvláštnosti týkajúce sa vyhodnocovania meraní ionizujúceho žiarenia spojené s tým, že fyzikálnu podstatu pozorovaných javov popisujú zákony kvantovej mechaniky. Druhú časť tvorí konkrétny príklad vyhodnocovania neistoty pri meraní objemovej aktivity 222Rn vo vzduchu pomocou scintilačných komôrok Lucasovho typu. [1] TPM 0051-93. Stanovenie neistôt pri meraniach (1. a 2. diel). Slovenský metrologický ústav, Bratislava, 1993. [2] BIPM, IEC, IFCC, ISO, IUPAC, IUPAP, OIML: Guide to the expression of Uncertainty in Measurement. Geneva (Switzerland), 1993. VYUŽITÍ COMPTONOVSKÉ SPEKTROMETRIE PŘI STANDARDIZACI SVAZKŮ ZÁŘENÍ X F. Pernička1', G. Matscheko21, O. Kodř 1> 2) 3)

Ústav jaderné fyziky AV ČR, odd. dozimetrie záření, Praha Linkoping University, Department of Radiation Physics, S-581 85 Linkoping, Centrum hygieny záření, Státní zdravotní ústav, Praha

Sweden

Kalibrace přístroje typu měřiče dávky nebo dávkové rychlosti obvykle znamená stanovení kalibračního faktoru, kterým se násobí údaj přístroje, abychom dostali požadovanou hodnotu dané veličiny. Samotná kalibrace se provádí za určitých specifikovaných podmínek v kalibračním poli záření, typicky poli doporučeném příslušným mezinárodním standardem. Takovým standardem jsou pro oblast fotonového záření doporučení ISO 4037 a jeho dodatky. Tyto dokumenty definují čtyři série standardních svazků záření X, které lze použít pro kalibraci v oblasti energií do 250 keV. S výjimkou série s vysokým kermovým příkonem se doporučuje provést spektrometrickou kontrolu rozlišení a střední energie svazku. Avšak i pro tuto sérii se jeví vhodné znát spektrometrickou informaci s ohledem na možnost následného přesného stanovení interakčních koeficientů svazku, atd. Největším problémem spektrometrie svazků záření X je obvykle vysoký tok fotonů v místě detektoru, který klade speciální požadavky na experimentální uspořádání a rychlost detekčního systému. Jedna z možností jak obejít tento problém, je použít pro spektrometrii svazků metodu

40

CZ9626422

CZ9626421

comptonovské spektrometrie. Pomocí této metody lze totiž výrazně snížit počet fotonů dopadajících na detektor. Experimentální práce byla provedena ve standardizační laboratoři CHZ SZÚ. Pro měření byl použit spektrometrický systém vyvinutý na oddělení radiační fyziky, Linkoping University ve Švédsku. Byla stanovena spektra fotonů pro svazky, u kterých nebylo z výše uvedených důvodů možno použít měření přímou metodou. Získané výsledky ukázaly vhodnost použité metody.

CHARAKTERISTIKY POLÍ ZÁŘENÍ U NĚKTERÝCH ZDROJŮ NEUTRONŮ F. Spurný"*, I. Votočková'1, D. Nikodémova^ *; Oddělení dozimetrie záření, Ústav jaderné fyziky AV ČR, Praha *v Ústav preventívnej a kiinickej medicíny, Bratislava Ke stanovení charakteristik polí záření u radionuklidových zdrojů záření a dalších směsných polích zformovaných u některých urychlovačů byla použita některá komerčně dostupná zařízení (remmetr NM 2, scintilační detektor NB 3201, přístroj RP114 založený na GM počítačích, polovodičový osobní dozimetr DMC-9Ó), někdy i termoluminiscenční detektory a "bubble" detektory. Měření byla provedena u radionuklidových zdrojů AmLi, AmF, AmBe, PuBe a 2S2Cf, a to s i bez stínění Pb, dále pak u urychlovačů v CERN, SÚJV a ve Středisku jaderných výzkumů v Cadarache (Francie). Získané výsledky jsou analyzovány a srovnány, zvláštní pozornost je věnována rozpornosti údajů o relativním významu záření gama v těchto směsných polích.

JEDNODUCHÁ KALIBRACE POLOVODIČOVÉHO DETEKTORU PRO CELOTĚLOVÉ MĚŘENÍ V HAVARIJNÍCH SITUACÍCH /. Malátová, I. Bučina, D. Drábová, I. Češpfrová Centrum hygieny záření, Státní zdravotní ústav, Praha V případech podezření vzniku neočekávané vnitřní kontaminace pracovníků nebo větších skupin obyvatelstva je nutné co nejrychleji odhadnout velikost příjmu radionuklidů. S výhodou lze k takovémuto účelu použít polovodičovou spektrometrii gama, a to i tehdy, kdy kalibrace pro celotělové měření není pro daný detektor k dispozici. Expresní metody přenosu kalibrace byly studovány pro detektory s relativní účinností od 15 do 55 %. Pro zvolenou standardní geometrickou konfiguraci, kdy osoba sedí na jednoduché laboratorní židli u detektoru a vzdálenost opěradle od čela detektoru je 42 cm a sedadlo od středu detektoru 33cm, byl pro obor energií od 140 keV do 2000 keV studován poměr účinnosti fantomu lidského těla a bodového zářiče ve vzdálenosti 25 cm od detektoru. Je ukázáno, že pro první hrubou aproximaci kalibračního faktoru pro celotělové měření je možno použít relativní účinnosti pro energii 1332 keV Co 60 tak, jak je uvedena výrobcem detektoru, násobenou faktorem 3.10'4. Tento obecný faktor lze pak zpřesnit použitím kalibrační křivky pro bodový zářič a přenosem kalibrace z dobře kalibrovaného detektoru pro celotělová měření. Je uvedena též analýza nejistot výsledků a srovnání s nejistotou způsobenou nepřesností pozice sedící osoby u detektoru a zanedbáním oprav na různou tělesnou konstituci měřených osob. Minimální detekovateiné aktivity jsou vypočteny pro stíněný a nestíněný detektor a pro nestíněný detektor je ukázáno, že jsou nižší než při použití měřiče dávkového příkonu v bezprostřední blízkosti vnitřně kontaminovaného člověka.

41

CZ9626423 KALIBRACE PŘÍSTROJŮ PRO MĚŘENÍ DÁVEK EXTERNÍHO ZÁŘENÍ V ŽIVOTNÍM PROSTŘEDÍ F. Pemička1>, J. Klusoň21, Z. Prouza3> 1>

Ústav jaderné fyziky AV ČR, odd. dozimetrie záření Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská ČVUT, KDAIZ 3> Centrum hygieny záření, Státní zdravotní ústav, Praha 2>

Kalibraci jakéhokoliv detektoru záření lze obecně provést na několika úrovních podle toho, co je cílem daného sledování. Taková procedura může být poměrně složitá typová zkouška stejně tak jako jednoduchá rutinní kontrola přístroje. To platí i pro přístroje používané pro měření dávek externího záření v životním prostředí. Specifika uvedené oblasti lze spatřovat hlavně v rozsahu energií a typů záření, spolu s relativně nízkými příkony měřené veličiny, se kterými se často v praxi setkáváme. Základními parametry přístrojů, nezbytnými pro správnou interpretaci měření, jsou vlastní pozadí přístroje, jeho linearita, odezva ke kosmickému záření a k záření z přirozených a antropogenních zdrojů, které se vyskytují v životním prostředí. V této souvislosti proběhla řada srovnávacích měření na národní i mezinárodní úrovni, jejichž cílem bylo jednak tyto parametry pro daný systém stanovit a jednak se pokusit najít obecné zákonitosti, popřípadě odhalit nepřesnosti, kterých se ize při stanovení parametrů a následném měření dopustit. Tato srovnávání vedou k široké diskusi týkající se nejen vlastní metody stanovení daného parametru, ale hlavně výběru měřené veličiny, návaznosti na národní standardy, atd. V příspěvku je diskutován postup stanovení základních parametrů a ukázány výsledky pro některé přístroje používané v ČR (RSS-112, N8 3201, NB 3202, Nal(TI)). NEUTRONOVÁ DOZIMETRIE A MIKRODOZIMETRIE V JADERNĚ-ENERGETICKÝCH ZAŘÍZENÍCH H. Schraube, J. Jakeš Institut fur Strahlenschutz GSF, Munchen - Neuherberg * ** ** EXPERIMENTÁLNÍ MIKRODOZIMETRIE VYSOKOENERGICKÝCH POLÍ NEUTRONŮ J. Jakeš, H. Schraube Institut fůr Strahlenschutz GSF, Munchen - Neuherberg *****


KOREKCIE NA VELKOST MERANEJ OSOBY A VZDIALENOSTI DETEKTORA PRI MERANIACH CELOTELOVÝM POČÍTAČOM M. Fůlop, P. Ragan, A. Lahham ÚPKM Bratislava ***** REDUKCE POZADÍ V CR-39 DETEKTORECH NA ZÁKLADĚ ANALÝZY VELIKOSTI STOP H. Voigt, J. Jakeš, H. Schraube Institut fur Strahlenschutz GSF, Munchen - Neuherberg ***** 42

INDEX Belaň (40) Beran (12) Blažek (21) Bučina (14-16), (36). (41) Burian (4), (7), (28) Čechák (37) Češpírová (14), (41) Drábová (13), (14), (16), (17), (36), (41) Ďurčík (4), (5), (10), (12) Filgas (14), (36) Filip (16) Ftáčniková (21) FQIôp (22), (42) Gábriš (40) Gomola (18), (19) Havlík (4), (5), (10), (12) Hemer (25), (28) Heřmanská (21) Hobzová (25) Holub (10) Husák (23) Jakeš (42) Janů (10) Jiroušek (12) Jurda (5) Jurza (37) Kárný (21) Kindlová (20) Klusoň (15), (37), (42) Kodl (18), (40) Korec (36) Kosina (25) Kropáček (16) Kulich (25) Kunz (38) Kypěnová (23), (38) Lahham (42) Malátová (13), (15-17), (41) Malušek (37) Marek (36) Maršál (10) Matscheko (40) Muller (38) Neruda (36) Novotný (20) Patta (4) Pernička(15), (40), (42) Petrová (18) Plichta (22) Poliak (23), (36) Príkazský (36), (39) Príkazský, jr. (39) Príkazský, sr. (39) Prokeš (19) 43

Prouza (18), (22), (25), (36), (42) Ragan (42) Rulík (17), (36) Ryba (36) Rybáček (17) Schraube (42) Sedlák (38) Solnička (25), (28) Spurný (7), (22), (41) Studený (25) Světlík (16) Smejkal (5), (36) Thomas (4) Tomášek (17), (38) Trousil (19), (22) Tučkova (36) Urban (36) Vičanová (4), (10) Vidláková (15), (16) Vlasák (5) Voigt (42) Votočková (22), (41) Wilhelmová (17) Zatočil (3) Zeman (36), (40) Žáčkova (20) Žákova (24)

44

SÍLENA

Portable, notebook-based MCA System Walklab is a box which includes all the functions necessary for gamma spectroscopy with HPGe detectors: a microprocessor which handles data acquisition and communication with a notebook PC, a multichannel memory, a fast (successive approximation) ADC, a fast (gated integrator) amplifier and a suitable HV supply.

Walklab is based on a new-concept all-included Memory Buffer Card: a high count-rate (gated integrator amplifier and successive approximation ADC converting 8K channels in 4 microseconds) 2/3-AT-size card with on-board memory, ADC, amplifier and HV. This card is also available for PC plug-in (desk-top version).

Walklab is equipped with its own battery package which solves the notebooks' lack of autonomy. In fact, though operated by the host notebook (parameters setting, including amplifier gain, HV value etc.), Waiklab is able to perform as a standalone data acquisition unit: once started one may in fact un-plug the notebook and let Walklab acquire the spectrum.

Operated by the EMCA Plus user-friendly and mouse-based MCA Emulation software, Walklab is compatible with the entire range of SÍLENA application software: QA1 for analysis of environmental gamma spectra acquired with HPGe detectors, GAMMAPLUS for top level and high precision analysis of complex spectra and SILESCIN for spectra obtained with Nal detectors.

HIGH QUALITY NUCLEAR INSTRUMENTATION

RADON IN DWELLINGS + CONSEQUENCES OF URANIUM MINING AND MILLING

CZ9626424 RADON IN DWELLINGS + CONSEQUENCES OF URANIUM MINING AND MILLING

RADON PROGRAM OF CZECH REPUBLIC J. Zatočil Ministry of Finance, Prague

The Radon Program of Czech Republic is implemented according to the Governmental Resolution No. 709 of December 15,1993 "to the protection of the public from exposure to radon and other natural radionuclides". Requirements limiting this exposure are given by the Decree No. 76/1991. Since January 1,1994 the Guideline of the Ministry of Finance No. 122/67321/93 "about the financing of the Radon Program" has been implemented. According to its statutes, authorized by Governmental Resolution 706/93, the Interministerial Radon Commission /IRC/: - coordinates the search for houses at unacceptably high radon risk, - evaluates development and implementation of remedial measures /efficiency and economy/, - mediates the compensation of the owners of the houses built of slag concrete from Rynholec, - assists on priority activities in the extraordinarily affected localities e.g. Jáchymov, - recommends the apportionment of financial means for the radon program, - prepares proposals of legal measures. The IRC establishes the task groups for engineering, measurements, legislation and watersupplies to prepare solutions of the most important tasks within the radon program. At the end of November 1994 an Information prepared by the IRC will be submitted to the Government. It contains data about the radon survey and the up-to-day situation of the Radon Program. The IRC presents their opinion that nothing but the survey of the radon risk without implementation of remedial measures is an end in itself, that nothing but measurement takes financial means and causes fear in population of a recognized but unsolved risk to health. In the submitted information there is proposed: - to regard results of the radon survey as starting data for a subsequent implementation of remedial measures, - to continue remedial activities by applying the guideline No. 122/67321/93 still in force and to provide financial means from the state budget, - to pay permanent attention to preventive measures to be taken in new buildings against the ingress of radon from the ground /by preparing technical standards for construction of foundation and from building materials / by systematic monitoring/. The IRC endeavors to adopt a comprehensive approach within the Radon Program, consistent with the legislation system, i.e. the building act /and its prepared novelization/, the act on public health /and its prepared novelization/, the prepared atomic act. It endeavors to initiate a novelization of the Decree No. 76/91 and pleads for the embodiment of the Radon Program into the prepared newly established State Office of Nuclear Safety and Radiation Protection.

45

CZ9626425

D. Nikodémova, M. Ďurčík, F. Havlík, M. Vičanová Institute of Preventive and Clinical Medicine, Bratislava, Slovak Republic The survey program for identifying the houses with high radon concentrations is running in Slovakia for 3 years. Our Institute collected the data from indoor measurements of 2000 randomly selected houses as well as many schools and kindergartens. Our database is examined for repeating measurements if the EER is higher than 200 Bq.m'3. Until now about 11% of the total number of monitored houses show concentrations above the action level of 200 Bq. m'3,with the highest geometric mean in the region Rožňava (160 Bqm"3). In the framework of above mentioned investigations we found a kindergarten in Rožňava district, where repeated measurements, performed during six month period, in winter as well as in summer season, by alpha track dosemeter CR 39, have shown the EER value of 750 Bq.m 3 . The radon situation in this kindergarten (fig.1) was analyzed by detail prospection, but with the respect on the school-regime unfortunately in the summer time, after a 14 days' period, when the whole building was closed. The soil radon values near the house were in the range of 8 to 58 kBq.m'3. The indoor measurements were realized by short- and long- term radon and radon daughter measuring methods. Lucas cell scintillation detectors 160 and 1000 ml, charcoal diffusion barrier detectors activated for 4 days, continuous radon monitor (Lucas cell - 1000 ml) and Silena 4S alpha spectrometer for radon daughter measurements, in 4 hour measuring intervals. The results presented in the fig.2 show the variation of radon and radon daughters concentrations with time measured in the kitchen of the kindergarten, showing the dependence on ventilation and other influences (temperature, pressure etc.). Fig. 3 demonstrates the variation of EER and radon concentrations in the children living room, showing the fallout of the concentration by the opening of the windows and the increase after closing them (continuous measurements). The same function for other rooms is shown in fig. 4. The relationship of the results of equilibrium radon concentration long-term measurements in winter to the summer results varied from 3,0 in the kitchen, to 1,4 in the living room taking into account the number of aerosols in the kitchen during cooking. The analyses of water radon concentrations show the mean value of 22 Bq.l 1 in the pipe, and 1 28 Bq.l" in the well, outside the building. The given example of detailed prospection, with the summary that the most probable source of radon in this building is the soil radon coming from the soil under the old part of the building, enables the comparison of the results of various types of measuring methods. From this point of view it is desirable to unify the basic requirements for short- and long-term measurements, and outline a consistent operating procedure for avoiding to collect unreliable or misleading data of radon risk levels.

46

Distribution of measuring points o charcoal canister (results in Bq/m 3 ) D radon in soil {results in kBq/m 3 )

OLD washing room

O 486

kitchen

O O cellar

C 299 624 O 270

17, 2

23, 5

•

•

NEW

383

O 299 O

O 198

256

corridor

living room

8,3

office

store

!" I L_J

610

o 7,8

cloak room

•

244 O

(—^

260 washing room

287

53, 1

58, 2

•

D

FIg.1

Variation EER and radon concentration in kitchen

o.o

•i i i 1111 i | 111 i r i 11 i 111 i l r 11 i 11 ri i 111 111 11 l i i i 111 11 i 11 i l i 11 i I < i 11 r i i 111 i

0

10

20

30

40

Time [hr]

Fig.2 47

50

60

70

55OO

5OO

radon

«3Qnoe>r»tris>1:ioin

-4OQ

•4OO

? 3OO

• 200 ~j

3OO

«*T

• 200

iii

1OO

1OO

O

Ér

e. i

~ o a} a a a ex ex o.ro fe fe fe SfeS_

-ci.ci.cx

CX CO I OO O CM CM ^ř- ' O> CM CM .^s-

a.8.1894

CXI O J •«*• <£> CO CM C\J -«a- CO CO O CM CM

3.8.1994

4.8.1994

ť

^

I Fig.3 Variation EER sinci radon concentration in living room | [ (a - ail windows open for SO minutes) j

.is

B

a

B

s

^HHÍ

B 3.a.a

ca *=5- ÍJO CO d CM CM *sí- CÍ> c a

4.a.1S94

3.0.

offic© washing

room

CO OO O «VI cv

collar j3csl
Tim©

living room

.A- Variation radon concentration 5n various room ! windows open for SO minutes In living room)'

48

CZ9626427

CZ9626426

THE RADON PROGRAMME OF THE CZECH ARMY /. Pana, MD Prague *****

NEWS IN THE REGION OF RADON AND PROGENY MEASUREMENT /. Burian et al. Institute of Occupational Hygiene in Uranium Industry, Kamenná, 262 31 Mílín Standardization We have tried to solve the problems of radon concentration calibration by effort to be traceable not only to NRPB Chilton, but also to EML New York. Czech system is based on NPL values. Czech system of bare SSNTD were also compared in some international intercomparison of SSNTD. In most of cases the exposition was too low for this purposes (for this moment, in many countries the SSNTSs are used shortly than for a year period). In rest of cases were our results comparable with the results of organizer. Radon chamber went through period of improvement and we hope, that next year the last step (climatisation) will be realized. New devices They have been some new devices developed and today are widely used. After agreement with producer of electrets we decided to use twins of them to avoid false positive information. The influence of relative humidity to response of RADIM (passive measuring of radon based on deposition RaA onto Si detector) have been solved by special formula for dependence of efficiency. The correction of FRITRA response to relative humidity was too high, but the results are still acceptable. In all systems described above it is necessary to apply some experience for reaching the correct estimation. Approaches and methods To define the risk adequately one prepared description of different methods. We take participation in group, which finished this work, namely in part connected with use of passive SSNTD. We have been still searching more effective method for evaluation of radon risk emission on building site, taking into account radon in soil air.

UNIFIED RADON DIAGNOSIS IN DETACHED HOUSES "STARTBUILT OF SLAG-CONCRETE FROM RYNHOLEC J. Thomas Centre of Radiation Hygiene, National Institute of Public Health, Prague The outer walls of the three-storeyed house of the START type and certain parts of the inner carrying walls are mounted of prefabricated panels produced from slag-concrete. If produced in the plant at Rynholec these panels exhibit a Ra226 concentration ranging between 1 and 4 kBq/kg, gamma dose rates on their surface ranging between 0.5 and 2 jiGy/h, and radon exhalation rates ranging between 36 and 140 Bq/m2h which results at a standard ventilation rate of 0.3 h ' in and equivalent equilibrium radon concentration ranging between 30 and 120 Bg/m 3 and in a combined internal and external action index of exposure ranging between 40 and 120% (using action levels of 2 (iGy/h and 200 Bq/m3). It is to be expected that utmost in 25% of these houses the combined action index of 100% is exceeded, utmost by 20%, i. e. to a limited extend. A low thermal insulation of the outer walls (below 0.6 m2K/W) as well as the rise in the cost of heating resulting from the oil crisis prompted the owners to markedly reduce the ventilation rate (by 49

CZ9626428 weathering windows and doors), sometimes five times or more below the standard 0.3 exchanges per hour. Therefore EEC reaches also 600 Bq/m3, the combined action index 400%, and the 100% value is exceeded in 60% of these houses. The radon diagnosis in a house consists of identification, localization and quantification of all radon sources, and of interpretation of results as the annual average combined action index and has to result in advice for remedial measures. Whether the building material originates from Rynholec is simply verified by a dose rate meter. In a standardized house all other is a consequence of the mean dose rate in the rooms and in the house and of the ventilation regimen used. Only the possible ingress of radon from the ground has to be proved. Remedial measures can be divided into the regimen and technical ones. The displacement of furniture intended for sitting and sleeping from the outer to inner the walls reduces the external exposure better than partial shielding by built-on walls or shielding by iron sheets or lead foils. An adequate ventilation regimen reduces often the EEC below the action level. Some owners are satisfied when equipped with several air room filtering devices, others require the installation of effective and economical ventilation system (with heat recuperation, working with slight overpressure). The ARADON paint proved to be insufficient. A reasonable approach of the users to manage the radon and radiation problem is very important. Unfortunately, in many cases people do not act so.

SHIELDING OF GAMMA-FIELD IN RESIDENTIAL HOUSES Z. Smejkal, University of Pardubice, Legií place 565, 532 10 Pardubice T. Vlasák, Municipal Authorities Pardubice, Pernštýn place 1, 530 21 Pardubice Measurement, which were done in residential houses of the type START in years 1988-91, proved, that natural radionuclides (especially 266Ra) create a significant gamma-field besides of increased activity of 222Rn and its daughter products in the atmosphere. This gamma-field is limited by the value of gamma dose equivalent rate 2|iSv.h'1. Big attention was paid to the shielding of gamma-fields in flats during solving of the state task No. N-03-326-830. The problem was solved by using of leaden plates which were fastened on wooden grating and covered with wooden panelling. This problem was again solved in years 1993-94. Another materials were searched with the aim to find such ones which wouid be easier manipulated and could be fastened directly on the surface of defected walls. The experiment was performed in cooperation with the Department of technology and quality management of the Cement and Lime Works Mokrá. Mechanical properties of these new materials were investigated here, too. There were produced concrete plates with dimensions 18x18 cm with addition of BaSO4 or Pb-dust. Different amounts of these components were added to the basic mixture, which consisted of sand + siag-portland cement, class 325. Solid radiator 226Ra was used as a source of radiation. The measurements were performed by means of the gamma-spectrometry set JAK-202 with Ge/Li detector with the aim to watch the efficiency of shielding for different gamma-energies of 226Ra (specialize in 186, 242, 295, 352 and 609 keV). Shielding effects of concrete plates were compared to another building materials (full bricks, plaster plates, hollow bricks) and to metals (Pb, Al, Fe, Cu). There are the results of measurements in Tables I and II.

Only the results for energy 609 keV (proceeds 41%) were used for evaluation of shielding efficiencies. The last evaluation of experiments was performed for one half-value layer of given materials for the energy 609 keV, too. Similar way was used for evaluation of surface burdening with given material. It can be seen from results that there can be gained the same results as by means of leaden plate with thickness of 0,50 cm as by means of concrete plate with Pb-dust with thickness of 1,86 cm or concrete plate with BaS0 4 and thickness of 2,34 cm. At the same time the surface burdening is decreased by 3,4% for concrete plate with BaSO4, and increased by 20,7% for concrete with Pb-dust. There are significantly higher burdening for another materials.

50

Proposal of passive barrier Both types of proposed concrete plates can be used not only in flats with increased gamma-fields but also in another cases of projects of shielded walls, which had been until realized by covering with BaSO4-concrete by the wet way. According to the designers and architects this technology of covering walls with concrete plates with BaSO4 or Pb-dust can be propagated very soon. The surface of the plates could be further processed by covering with lime-cement mortar with normal or washable surface, which could be-in case of antiradon measures-completed with antiradon coating system ARADON, which could create the complex passive barrier against both the harmful phenomena, that are gamma-field and gaseous 222Rn and its d.p. Table 1

Values of half-value layer (HVL)

HVL (cm) for different energy of radiation (keV)

Sample

186

242

295

352

609

concrete

2.197

2.395

2.662

2.799

3.132

concrete+Pb

0.523

0.532

0.620

0.829

1.860

concrete+BaSO^

1.423

1.553

1.635

1.982

2.345

plaster

4.306

4.829

5.279

5.531

6.683

full brick

2.224

2.664

3.190

3.753

4.581

hollow brick

4.911

5.811

7.294

7.829

9.381

bar brick

5.016

6.938

8.182

8.942

11.375

roofing

2.523

3.037

3. 673

3.916

4.513

ceramic facing

3.125

3.416

3.804

4.166

4.996

porous concrete

5.140

7.805

10.204

11.157

15.789

lead-Pb

0.513

aluminium-Al

3.300

copper-Cu

1.025

steel-Fe

1.148

Composition of concrete plates a) basic mixture cement + sand in proportion 1 + 1 m.p. (mass portion) b) concrete plate with addition of BaSO4 basic mixture + BaSO4 in proportion 1 + 3 m.p. (that is 75% BaSO4 + 25% basic mixture) c) concrete plate with addition Pb-dust basic mixture + Pb-dust (Metal Works Příbram) in proportion 1 + 6.64 m.p. (that is 86,91% Pb-dust + 13.09% basic mixture). 51

CZ9626429 Surface burdening caused by one half-value layer (HVL)

surface burdening

Material

2

/kg.nT / concrete

68.04

concrete + Pb-dust

69.86

concrete + BaSO^

55.91

plaster

75.29

full brick

84.83

hollow brick

101.56

ceramic facing

87.51

lead-Pb

57.85

aluminium-Al

89.17

cooper-Cu

91.88

steel-Fe

90.39

THE INFLUENCE OF ARTIFICIAL 1ON1ZATION OF AIR ON DECREASING M. Ďurčík, F. Havlík, D. Nikodémova institute of Preventive and Clinical Medicine Limbová 14, 833 01 Bratislava, Slovak Republic

Introduction Indoor exposures to naturally occurring radon decay products inside homes are a significant public health problem. The decay products are the dominant source of ionizing radiation exposure to the public. Efforts for controlling the level of airborne radon daughter activity may be directed either at radon, the parent substance, or at the daughter products themselves. First group of methods for minimizing indoor concentrations of radon decay products try to impede the entry of radon into the home. This can be accomplished by removing the source of the radon, diverting the radon before it enters the structure or placing the barier between the source and living space. Second part of methods try to increase the ventilation rate or to apply some form of air treatment (electrostatic precipitator, ceiling fan, heigh efficiency filter and ion generator (IG)) to remove the airborne radon decay products.

The laboratory measurements were performed in the radon chamber, which has a volume of 1.26 m3. The used ionizator HIVUS NONSTATIC is capable to produce a negativ and positiv ions at the same time of about 4.10'12 s \ lonizator was located on the floor of radon chamber. Different radon and aerosol concentrations were injected to the chamber before the experiments started. Temperature and humidity were maintained at 20 °C, 55 % RH and ventilation 52

rate of chamber air was < 0.03 hr'1. Monitor Silena 4S and Lucas cells were used for monitoring the radon decay products and radon in the chamber. The measuremests took place avery 30 minutes after achieving the eqilibrium state. Results The efficiencies of removal airborne radon daughters were found for different types of ion productions, lonizator was swiched on for 3 hours in every experiment. The influence of individual ions or theirs combination on decreasing of the equilibrium equivalent radon concentration (EER) in radon chamber was calculated from experimental data and is shown in Table 1. The most effective method for reduction EER was achieved with positive ion generator. Figure 1 shows the time changes of radon concentration and of EER with and without ion generator. The efficiency of removal radon daughters was independent of radon concentrations and dependent of aerosol concentrations.

Tab. 1 Efficiencies of decreasing of EER Efficiency of IG (%)

Working time of IG (hr)

positive

negative

pos & neg

1 2 3

79 93 93

48 74 85

29 53 61

25

-A

START ion

20-

CD l

io-

o o 5-

0

200

400

600

8Ó6' " "

1000' " " í 200

Time [ min] Fig.1

Time changes of A - radon concentration, B - EER without ion generator and C - EER with positive and negative ion generator in radon chamber for injector 80 ml cigarette smoke.

53

CZ9626430

The data obtained from measurements show that a ion generator can be useful for reducing the radon decay products at home. The effectiveness of ion generator removal unit is affected by the volume of the room. By using the ion generator as an air treater the concentration of ions have to be monitored as well as the ozone production and other influences in the living space. References [1] [2] [3] [4]

J. Bigu: Health Physics, 44, 1983, pp.259-266. N. Jonassen, J.P. McLaughlin: The Science of the Total Environment, 45, 1985, pp.485-492. E.F. Maher, S.N. Rudnick, D.W. Moeller: Health Physics, 53, 1987, pp.351-356. F.Havlík, M. Ďurčík, D. Nikodémova: Bezpečnost jadrovej energie, 1 (39), 1993, pp. 107-111.

ESTIMATE OF THE EFFECTIVE DOSE EQUIVALENT POPULATION FROM REGION STRAZ - HAMR AND HER PORTION BRING ABOUT ACTIVITY M. Jurda tOHUI Příbram, satelite Stráž pod Ralskem introduction This work try to estimate of the effective dose equivalent (Hg) population from region Stráž pod Ralskem - Hamr na Jezeře and determine her portion bring about activity uranium industry. The environment influencing of radionuclides those plans - mines of classic and chemistry output, chemistry arrangement and deposit of mud, ore and deads. 2. Estimate of annual effective dose equivalent Value of annual effective dose equivalent is determinate with periodic measurement this quantities - dose equivalent rate of photons Hx, activity concentration of radon and daughters, volume uranium in dusty fall-out and volume 2?6Ra a U in source of drink water and in soil. Measurement of dose equivalent rate of photon H x is leading with TLD detectors - graph 1. For average H x = 0.15 |iSv/hod is H E g a m a = 1,06 mSv. [1] For estimating the annual exposure from radon and daughters we used measurement in houses and in the free atmosphere. Average volume in houses (from 150 measurement) is 26,8 Bq/m3 and in free atmosphere (graph 2.) is 9 Bq/m3. In accordance with [2] is H E , Rn = 2,43 mSv. For estimating the annual exposure from long lived alpha radionuklides in the environmental we used measurement uranium in dusty fall-out (graph 3.). Average volume uranium in dusty fall-out is 0,215 mg.m"2.30d'1. Based on radioactive equilibrium with the head of the series, pulmonary ventilation 7 300 m 3 and transmissions factors from [4] is conservative value H e i l a l p h a estimating on 0,94 mSv. For estimating the annual exposure from drink water we used volume 226Ra a U in source of drink water. Annual vaiues are smaller then the smallest measure activity for 2aeRa (32 Bq/I) and concentration for uranium (10 \ig/\). This values we used for estimating (conservative) H E W a t e r . Annual consume water is 440 I. Based on transmissions factors from [4] is H E W a t o r estimating on 3 nSv and 14 (xSv. For intake Pb 210 ->Po 210 we used value from [5] -120 jiSv/year. For estimating (conservative) the annual exposure from food we used volume 226Ra in soil from back-garden. Maximum volume was 106 Bq/kg. Concentration factor for 226Ra was use 4.10"2 Bq/g fresh vegetable on Bq/g dry soil. Annual consumption vegetables is average 90 kg. Based on transmissions factors from [4] is annual H E f o o d estimating on 0.08 mSv. On graph 4. are a portion HE. For compare value H E from medical application is 0.68 mSv. Estimating average annual H E population from region Stráž - Hamr is 4.53 mSv.

54

3. Portion H E bring about uranium industry For estimating portion H E bring about uranium industry we subtracted from compute values H E value background for gama O.087 |j.Sv/hod [5], for radon and daughters in free atmosphere 5.5 Bq/m3 [10], For intake from food, drink water and inhalation long lived alpha radionuklides we subtracted value average inward contamination 139 nSv [9]. Graph 5. present influence uranium industry on portion HE. Average annual H E is from influence uranium industry heighten by 1.31 mSv, this is perhaps 30 %. Literature 1. 2. 3. 4. 5. 6. 7.

UNSCEAR Report 1982) ICRP 50 NCRP Report 76 ICRP 61 UNSCEAR Report 1988 WHO 1988 IAEA, Safety Standards No. 9 a WHO, Derived intervention levels for radionuclides in food, Geneva, 1988 8. IAEA, Safety series, No.57, 1982 9. Z. Spurný, Pozadí gama na území ČSSR před rokem 1986 10. I. Burian a kol., Výsledky měření objemových aktivit dceřinných produktů radonu ve venkovním vzduchu

55

E

56

Graf 6.

HF[mSv]

osmleíry mine •<-monitoring pcifiS

57

CZ9626432

CZ9626431

Posters

MEASURING OF RADON CONCENTRATIONS IN THE UNDERGROUND REPOSITORIES OF RADIOACTIVE WASTES. J. Holub, J. Maršál, M. Janů NYCOM Prague NYCOM (former Institute for Research, Production and Application of Radioisotopes) was commissioned by the decree of the Ministry of Health of the Czech Republic No. 59/1972 with the responsibility for collection and disposal of so called institutional radioactive wastes which means radioactive wastes arising from applications of radionuclides in science, research, industry, medicine, agriculture, during the operation of research reactors, etc. These wastes are disposed in underground repositories among which the first repository Hostim was in operation in the period of 1959 till 1964, the repository Richard is in operation from 1964 up till now and the repository Bratrství from 1974 till now. Because all these are underground repositories, it is necessary to measure concentrations of radon inside the repositories. A review of these measurings is given.

TESTING OF THE RADON BARRIERS IN THE RADON CHAMBER F. Havlík, M. Ďurčfk Institute of Preventive and Clinical Medicine Limbová 14, 833 01 Bratislava, Slovak Republic

The paper describes the equipment and the method of testing of some remedial barriers. These are investigated in a radon chamber, which have been developed in Research Institute of Preventive and Clinical Medicine in Bratislava. , Introduction Dwellings located on permeable soil with important exhalation of radon often get a contribution to indoor radon from infiltrating soil gas carrying radon from the ground into the building. Likewise the mobile fraction of radon in the pores of building material migrates by diffusion to the lower concentration at the surface of the material where some is exhaled to the surrounding air. The exhalation by both cases is reduced by any tight covering. The efficiency of the protection is expressed by a diffusion length of radon in this one. Experimental equipment Schematic drawing of the measuring arrangement for the determination of 222Rn diffusion coefficient is shows by Fig.1. The testing material samples are fixed with silicone rubber between the radon chamber (volume 1260 liters) and a diffusion cell (volume 32 liters), which is situated on one side of radon chamber. The samples are enclosed hermetically and there are three facilities to place the samples for a testing. If the sample is thinner as 5 mm the first alternative (Fig.2/A) is used, where the barrier is fixed between chamber and diffusion cell. Fig.2/B shows following arrangement, which is possible for (200 x 300) mm samples. Different samples have to put into the diffusion cell (Fig.2/C). Radon for the chamber is generated by bubbling air through solution of 2z8Ra. These liquid radon sources alone provide a radon concentration of 350 kBq.m"3; with the addition of a dry radon source, about 400 kBq.m"3. The radon concentration is determined by computerized spectrometric assembly NV 3105 A, equipment with 160 ml and 1000 ml Lucas scintillation cells, in the both parts. By determining the increase of the 222Rn concentration in the measuring volume, the 222Rn flux through the sample can by determined.

58

References 1. Poffijn A., Bourgaignie R.: Laboratory measurements of radon exhalation and diffusion. Radf. Prot. Dos. 7,1-4(1984)77 2. Havlík F., Ďurčík M., Nikodémova D.: The National Metrological Center of Slovakia for Radon Quantities. I. Radon chamber and standard system EISPP. The Safety of Nuclear Energy 1,39(1993)107

Figure 1"- Measuring arrangement for the dětem i nation of the 2 2 2 R n diffusion coefficients. 1 - radon chamber 5 - scintillation cell 2 - diffusion cell 6 - radon source 3 - photomu 1 tipIyer 7 - flow pump 4 - computerized assembly 8 - rotation homogenizer

59

1

ca to

•Si

o

O)

o

1-diffusion cell 2-silicone rubber 3-sample 4-radon chamber 5-output valves 6-radon sampling valves 7-fixing of sample

CZ9626433 VERIFICATION OF SAMPLING DEVICES FOR SOIL RADON MEASUREMENT IN THE RADON CHAMBER F. Havlík, M. Ďurčík, D. Nikodémova Institute of Preventive and Clinical Medicine Limbová 14, 833 01 Bratislava Introduction It is assumed that the high indoor radon levels in homes were due to soil-based sources. Radon is present in all soils, but at highly variable concentrations. Radon in soil gas is measured using different monitors equipped with the Lucas scintillation cells, but all methods used similar method for sampling. The 110 cm soil gas probe is used usually. Some probes were verificated in radon chamber. Experimental equipment Experiment was realized by radon chamber (1260 liters). Fig.1 represents the sketch of this chamber. Radon was generated by bubbling through solution of 226Ra. Measurements of radon volume activity in the chamber (about 400 kBq.m'3) were made using computerized spectrometric assembly NV 3105A and 160 ml Lucas scintillation cells. The soil gas probes (galvanized pipe) with different inside diameter (3,6: 4,0: 6,0: 8,0 and 10,0 mm) were gradually attached to the radon chamber valve. We used a Janette type syringe for radon sampling through the pipe. Every measurement point was 5 times repeated. After every sampling was the probe washed with 3 month old air. During these experiments the Lucas cells were filled up directly from the radon chamber too. This result is indicated on Fig.2 with symbol EISPP. The obtained results are presented on Fig.2. The second part of the experiment was designed to testing of a back diffusion of radon in the probe between two filling up. By a first series was a probe closed with a valve and by second one was the probe open. The results are represent on Fig.3. Conclusion Experiments, which have been made in radon chamber, show a dependence of sampling efficiency to the inside probe diameter. This results offers a correction coefficient for volume activity of radon, in the case, when the first Janette syringe is applied for soil radon evaluation. Experimental results confirmed our assumption about the back diffusion of the free air, in the case when the probe is used without the valve. The consequences of this phenomenon can be an undefined error of soil radon measurement.

61

Fig.1: Schematic design of the radon chamber. 1 - input from a radon source 2 - transfer radon container 3 - input to the radon chamber and output to external equipment 4 - input to the radon chamber through a transfer container 5 - flow pump 6 - rotation homogenizer 7 - output for sampling of radon daughters 8 - output for sampling of radon 9 - output through the pump, with a flow rate 0,3 m3,min' .

62

120q

- EISPP 3.6 rnm o 6.0 mm • 8.0 mm 10.0 mm

r i i r T iTFTTTTTnTrrTTTTm "1 |"T-'I"r~T""

2

Janette

3

4 !

Fig. 2- Influence of greatnees of pipe to efficiency of sampling. EISPP - sampling directly from radon chamber 3,6: 4,0: 6,0: 8,0 and 10,0 - diameters

120

100-

80-

o" 60 c

- etalon o with valve A without valve • without probe

LU 40-

• 20-

0

0

L

rrrrri

1

i')

i T r v" m t~T"i— i i i i i i i i • i i i i i i i i i i i

2

3

4

Janette Fig.3: Influence of the back diffusion to efficiency of sampling

63

ANNUAL VARIATIONS OF EQUILIBRIUM EQUIVALENT CONCENTRATIONS OF RADON AIR IN SLOVAK CAVES M. Vičanová, M. Ďurčík, F. Havlík, D. Nikodémova Institute of Preventive and Clinical Medicine Limbová 14, 833 01 Bratislava, Slovak Republic Introduction Radon is a naturally occurring radionuclide. The highest concentrations of Rn-222 are found in underground spaces like mines and caves. This work presents a review of season variations of radon concentrations in air in the largest 12 caves in Slovakia. Materials and Methods The passive solid state nuclear track detector used for measuring radon concentrations in caves, is the polyallyldiglicolcarbonate CR-39. Two detectors were placed in every cave. Ones were changed twice a month. The measurements were performed in the period from October 1992 to September 1993. Calibration of detectors was carried out in the reference radon and radon daughter measuring chamber at the State Metrological Centre of our Institute. Calibration conditions (humidity, equilibrium factor) in radon chamber were similar as in the caves. Electrochemical etching combined with chemical pre-etching process is used for evaluating the detectors. The pre-etching of detectors is carried out in 30% KOH solution at 70 °C. The etching time is 2 hours. The electrochemical etching is performed at room temperature in 30% KOH solution. The frequency of alternating current is 7.8 kHz, electrical field strength is 25 kV/cm and the etching time is 4 hours. The track counting is performed semiautomatically, by using the Quantimet 520 image analyzer. The track magnification used is 40, the selection of the tracks is made by a special software, which enables the differentiation between several parameters: area and the level of grey color of track. Experimental Results A short survey of the measured results of the equilibrium equivalent concentration radon (EEC) is presented in table No. 1. Tab. No. 1.: Results of EEC measurements in the caves.

EEC min. [Bq/m3]

Cave

Belianska Bystrianska Deinanovská j . Slobody D e m á n o v s k á 1'adová D o b š i n s k á 1'adová Doraica Dr i ny Gombasecká

64

[ Bq / m 3 ]

59 136 137

9 11 5 1

226 244 424 260 97 102 491

3 1 11 10 1 7 9

5 7

Harmanecká Jasovská Ochtinská aratjanitová Važecká

EEC max.

679 907 867 643 627 672 538 280 295 733 638 022

EEC A.M. 3 [Bq/m ] 3 011 3 594 1 916 149 86 1 230 835

3 533 4 424 664

4 080 4 509

CZ9626434 Conclusions The measured values of EEC show season variations of radon concentrations. Minimum concentrations were found in winter and maximum in summer because of the fact that the highest difference between outside air temperature and inside air temperature in the caves is in summer. The highest levels of radon concentrations were found in the kars caves - Belianska, Bystrianska, Harmanecká, Ochtinská aragonitová and Važecká cave. The expected lowest levels of radon concentrations were measured in the ice caves - Dobšinská and Demánovská cave. References 1. Havlík F., Ďurčík M., Nikodémova D.: The National Metrological Center of Slovakia for Radon Quantities. 1. Radon Chamber and Standard System EISPP. Bezpečnost jaderné energie, 1(39), 1993, No. 3 2. Ďurčík M„ Havlík F., Nikodémova D.: The National Metrological Center of Slovakia for Radon Quantities. 2. Secondary Standard System of ^ R n . Bezpečnost jaderné energie, 1(39), 1993, No. 4 3. Kobal I., Ančik M., Škofljanec M.: Variations of 222Rn Air Concentration in Postojna Cave. Radiation Protection Dosimetry, Vol.25 No.3. pp. 207-211 1988 (1988)

SOME RESULTS OF RADON INVESTIGATION IN WEST-BOHEMIAN REGION IN 1994 V. Jiroušek, P. Beran FHS, Plzeň In the communication are in briefly way summarized results of radon investigation in West-Bohemia region in the first finished stage of work in the 3. category area by Derived Map of Radon Irradiation Risk. The data from the next step initiated of searching radon affected dwellings in the 2. category area by Derived Map mentioned above are presented.

65

NUCLEAR POWER PLANTS AND THEIR ENVIRONMENTAL IMPACT

CZ9626436

CZ9626435


REPORT ON RADIATION SITUATION IN THE CZECH REPUBLIC IN 1993 Centre of Radiation Monitoring Network, Prague Centre of Radiation Hygiene, National institute of Public Health, Prague The data on radiation situation obtained by the Radiation Monitoring Network of ČR are collected and evaluated by the Centre of Radiation Monitoring Network (Centre of Radiation Hygiene of National Institute of Public Health in Prague) and presented as the Annual Report on the Radiation Situation on the territory of ČR. This Report is divided into two principal parts: - monitoring for the purpose of timely detection of an not notified nuclear accident, especially abroad. This part include also monitoring of the consequences of the Chernobyl accident. - monitoring of effluents and radiation situation in the vicinity of the NPP's. The results from the 1993 Annual Report can be summarized in the following way: - the specific activity of cesium radioisotopes in aerosols, fallout, water, foodstuff and other environmental samples was very low (in most cases below the detection limits), the average 137Cs concentration in aerosols was about 5 ^iBq/m3, the average monthly fallout of 137Cs was about 0.1 Bq/m2, the activity concentration of 137Cs in foodstuff was within the range from (milk and cereals) to 1.5 Bq/kg (mutton), the activity concentration of 137Cs in drinking water was bellow 1mBq/l, -the reference group of 30 people was measured on the whole body counter of Centre of Radiation Hygiene in the framework of long term study of the retention of 137Cs in people which started immediately after the Chernobyl accident. The results of whole body measurements were compared with the results of urine sample measurements form the whole CR. The average whole body retention of 137 Cs in 1993 was about 60 Bq, - there was no unusual increase of dose rate during the year, - results of the environmental radiation monitoring in the vicinity of NPPs are similar to the results obtained by the territorial monitoring, - surveillance of effluents from the NPP Dukovany into the atmosphere and the hydrosphere demonstrated that the measured activities of the radionuclides in releases are substantially bellow the authorized limits (with the exception of 3H), - committed effective dose equivalent from the intake of cesium radioisotopes due to Chernobyl accident was about 2.2 |iSv, effective dose equivalent from the external irradiation (from contaminated surfaces) was about 7.9 ^.Sv. SOFTWARE EVALUATION OF GAMMA SPECTRA IN LABORATORIES OF RADIATION MONITORING NETWORK D. Drábová, I. Maíátová Centre of Radiation Hygiene, National Institute of Public Health, Prague National Reference Laboratory (NRL) for Internal Contamination belonging to the Centre of Radiation Hygiene of the National Institute of Public Health in Prague organizes regularly for the Centre of Radiation Monitoring Network of ČR as a part of QA programme of the laboratories involved in the network the comparison runs aimed at gammaspectrometric determination of activities of radionuclides in environmental samples. In 1993 the comparison was carried out not using the real sample measured in each laboratory but participating laboratories were asked to perform qualitative and quantitative analysis of spectrum of sample measured in NRL. The spectrum was distributed as computer file together with the necessary information needed for energy and efficiency calibration. The sample measured was an aerosol filter from the ventilation stack of the NPP V1 Jaslovské Bohunice. The n-type HPGe semiconductor detector with the relative efficiency of 20% was used for the measurement. There was a complex mixture of activation and fission products on the filter. The task for participants was to identify radionuclides present and to determine their activity. The comparison

66

CZ9626437 was also aimed at evaluation of various software packages used for analysis. Eleven spectrometric laboratories took part in the comparison, nine of them sent complete results. Spectrum was evaluated with the use of commercial packages Spectran-AT (Canberra), Sampo 90 (Canberra), Omnigam (EG&G Ortec) and GAMAT (ing. Matzner). Results of comparison are presented together with evaluation of features and capabilities of spectrometric software available on the market. APPLICATION OF SEMICONDUCTOR GAMMA-SPECTROMETRY FOR AIRBORNE MAPPING OF CONTAMINATION ON LARGE AREAS D. Drábová, I. Bučina, R. Filgas, I. Češpírová Centre of Radiation Hygiene, National Institute of Public Health, Prague The system for aerial gamma spectrometric determination of ground contamination consisting of HPGe detector, multichannel analyzer and portable computer for storing and evaluating of the spectra was designed, calibrated and tested. One of three available semiconductor detectors with efficiency from 15 to 55% can be used. For test flights with airplane AN-2 and helicopter MI-17 detectors with efficiency of 36 and 55 % were used, the use of small detector with efficiency of 15 % is intended for measurements of high contamination due to an accident. For accumulation and evaluation of spectra the MCA PortablePlus (Canberra Inc.) with LapTop computer Toshiba 1600 (PC AT 286, 12MHz, math coprocessor, 3MB RAM, 40MB HDD) were used. The information about actual position is provided by the global positioning system (GPS) Garmin on-line connected to the computer, this information is used later on to create the maps of contamination. The system was powered from inner batteries or from external 12V car batteries. Whole system was repeatedly tested on the deck of both airplane and helicopter with the speed of 120-130 km/h. The height of flight was 60 m for the helicopter and 80 m for the air plane. Spectra were accumulated 60 s which represent about 2.2 km of flight. The storage time of the 4K spectrum using ASAP software was optimized to 8s. The system was calibrated using standard method for in-situ spectrometry, elaborated by Beck. The calibration was verified by measurement with one detector (55% rel. efficiency) on the deck of MI-17 helicopter hanging 50 m above the area with known surface activity of 137Cs, known specific activity of ^K and known depth distribution of 137Cs activity in soil. For "°K the homogeneous depth distribution is assumed. The activity of 137Cs and "°K and the depth distribution of 137Cs activity were determined by on-ground in-situ spectrometry and by soil samples measurements in the laboratory. The system was intercompared with classic scintillation spectrometer for geophysical surveys on two partly overlapping areas of about 100 km 2 each. The areas were chosen with regard to level and inhomogeneity of Chernobyl fallout i.e. there was spots both with high and low surface activity 137 137 of Cs. The average activity of Cs was, however, high enough to be measured also with semiconductor detector. There was very good agreement in the results from both systems and also in results from soil samples measurements and on-ground in-situ spectrometry. The test use of the system with semiconductor detector proved that it can be used for contamination mapping on large areas especially in the case of a nuclear accident when its lower sensitivity (in comparison with scintillation spectrometer) can be even an advantage and when one can make full use of its excellent resolution for analysis of complex spectra.

67

CZ9626440

C29626439

CZ9626438

USING OF THE SPECTRAL INFORMATION IN ENVIRONMENTAL PHOTON FIELDS MEASUREMENTS 1>

J. Klusoň 1), F. Pernička 2> FNPE CTU Prague, 2> INPF CAS Crague

Using of the in situ gamma-ray spectrometry for dosimetric quantities calculation and environmental photon fields analysis gives some advantages in comparison with non-spectrometric methods. These are namely: knowledge of the calculated quantities energy distributions, possibility of the energy dependence corrections and identification of the radionuclides, contributing to the field. Example of the application of method, developed for the photon fluency rate energy distributions calculation from scintillation spectra, shows determination of the scattered radiation contribution in free field calibration arrangements. Comparison with published stochastic calculations is given. Next application for the energy dependence correction factors calculation for selected non-spectrometric methods and typical environmental spectra is shown. IMPROVEMENT OF THE FOOD-CHAIN MODEL OF 137CS USING AFTER-CHERNOBYL DATA J. Vidláková, I. Bučina, I. Malátová Centre of Radiation Hygiene, National Institute of Public Health, Prague Possible causes of higher model assessments of retention and effective dose equivalents for Cs in the first two years after the Chernobyl accident in comparison with whole-body measurements carried out in the Czech and Slovak population are being analyzed. The model calculation is based on 137Cs bare soil surface activity 4.2 kBq, measured in June 1986,or on higher value taking into account log-normal distribution, contribution from the layers of soil deeper than 3 cm and contribution of the deposition on plant cover. In the model factors 0.5 and 0.7 have been used for forage in the first year after the Chernobyl accident which include limited feeding of farm animals with green forage and the surface contamination of forage by less soluble 137Cs. Delay in consumption after the production of milk has been taken into account. Milk and milk products have been divided into 4 groups according to assumed time of consumption and the triangular distribution of delay has been used. The influence of possible overestimation of food consumption based on trade balance data in comparison with household survey questionnaires is estimated. Inhalation of 230Bq of 137Cs has been taken into account, based on measurements of volume activities of 137Cs in the ground layer of air and whole-body measurements. Model retention curves and committed effective dose equivalents have been compared with 137 whole-body measurements. Model assuming total absorption of Cs in Gl tract overestimates in the first two years after the accident (H^g are 45 and 18|ASV - model, 35 and 11 |iSv - WBC). Good agreement with experimental results in the first two to three years after the accident has been reached for values f, = 0.7 to 0.9. In the third and following years values of f, = 0.9 to 1.0 give better agreement. 137 Smaller share of nonleachable forms of Cs in food in the later period and gradual transformation of nonleachable forms into leachable ones in soil is generally supposed. Delay in consumption after the production of other foodstuffs than milk is proposed. 137

METHOD FOR DETERMINATION OF PB 210 IN THE SKULL BY MEASURING IN VIVO J. Kropáček1,1. Malátová2, D. Dráhová2 " Department of Radiation Hygiene, Regional Hygienic Station, Ostrava Centre of Radiation Hygiene, National Institute of Public Health, Prague

21

A method of retrospective assessment of intake of Rn 222 and its progeny through the in-vivo determination of Pb 210 in skull of people using semiconductor gamm-spectrometry was studied.

68

CZ9626442

CZ9626441

A semiconductor LEGe (low energy germanium) planar detector was used for measurements. The detector was placed in 3 cm from vertex bone. Assumed distribution of Pb 210 on the skull bone surfaces was simulated by area source moved on the skull. The dection efficiency of the system was 0,00658. The minimum detectable activity (MDA) of Pb 210 in skull was determined for 5400 s measuring time and for described geometry from measurement with 5 skulls and 4 living people to be about 30 Bq. The possibilities of improving this value were further studied, however, the content of Pb 210 in the detector material itself (most probably in the beryllium window) was found to be dominant in comparison with the contribution from all other parts of low-background shielding. The MDA could be thus lowered by replacing the beryllium window and possibly also whole endcap and electrical wiring by specially chosen hyperpure material with extremely low content of radionuclides including Pb 210. Further possibility for decreasing the MDA is to use several (three as optimum) planar detectors. Assuming the equal efficiency of all three detector the MDA could be lowered down to about 15 Bq. MEASURING OF LOW-LEVEL ACTIVITIES OF RADIONUCLIDES BY HIGH-VOLUME SORPTION /. Světlík, J. Filip W.R.I. T.G.M. Prague The method using synthetical zeolite for the high-volume sorption of radionuclides has been developed at the W.R.I since September 1991. The first laboratory stage was finished in February 1993. The first field tests in the environment were done in March 1993. A systematical monitoring of radionuclides with the period of 2 - 3 months has started in May 1993. The efficiency was tested by addition of 134Cs or 85Sr (for measuring 90Sr). The sorption was also controlled by measuring the water temperature and pH and by sampling for suspensions in water. The water waá poured into a 75-litre vessel containing the pretreated synthetic zeolite. After intensive stirring the auxiliary flocculent was added and the zeolite decanted after a few minutes' sedimentation. This procedure was repeated four times for the same zeolite batch. The radionuclides in the dried zeolite were gamaspektrometrically determined. The measured activities are in accordance with dates received by other methods. LIMITATION OF RADIOACTIVE DISCHARGES FROM NPP BASED ON RADIONUCLIDE SPECIFIC MONITORING /. Bučina, I. Malátová, J. Vidtáková Centre of Radiation Hygiene, National Institute od Public Health, Prague Monitoring of nuclear power plants (NPP) discharges into atmosphere and hydrosphere based on particulate-iodine-gas (PIG) measurements and gross beta (sp) or gamma (Zy) plus tritium measurements respectively, is being improved by nuclide specific measurements employing semiconductor gamma and alpha spectrometry and radiochemical methods. In connection with this progress a new concept of authorized effluent limits and the related regulations is being implemented in the Czech Republic and is considered also in the Slovak Republic. Activity of all principally contributing to the effective dose radionuclides discharged during a year multiplied by a Sv/Bq conversion coefficient based on a standard model are summed up and the effective dose is compared with the new limit to prove the compliance with it. Contributing radionuclides being less than 1% of the limit need not to be included. Tritium discharges into the hydrosphere are limited separately as up to now. These limits should be for discharges into atmosphere authorized as per caput collective committed effective dose in the NPP nearer surrounding (virtual critical group) and into the hydrosphere as committed effective dose to the critical group member. The new limits given in Sv/a correspond to the old limits given in Bq/a for PIG or S3- It is proved they do not exceed the dose constraint being for atmosphere 200|iSv/a and hydrosphere 50nSv/a. To ensure not exceeding the annual limits also partial limits are introduced. For atmosphere the weekly discharges and for hydrosphere discharging of one waste water tank are limited by 10% and 5% of the annual limit

69

respectively. In addition to it, reference (investigation) levels for PIG for atmosphere and Sy for hydrosphere are to be included in the new regulations.

Posters

RESUSPENSION OF 137 Cs RELEASED AFTER THE CHERNOBYL ACCIDENT * M. Tomášek, K. Rybáček Nuclear Physics Institute ASCR, Prague Resuspension is the main mechanism of 137Cs contamination of the ground layer atmosphere after cessation of direct contamination due to Chernobyl accident. The influence of stratospheric input of 137Cs is at this time negligible. Results of 137Cs activity concentration measurements in the air of Prague in 1986-93 are presented and discussed. TRITIUM IN NATURAL WATERS OF THE CZECH BASIN BEFORE NPP TEMELÍN SETTING IN OPERATION M. Tomášek'*, L. Wílhelmová"' *> Nuclear Physics Institute ASCR " J National Centre of Health Support, Prague After setting in operation, NPP Temelín will become an important local source of tritium contamination of the environment. This was the reason for starting the tritium monitoring in 1991 with the aim to determine a long-term trend and the range of tritium background level fluctuations. This should make it possible to distinguish the influence of NPP Temelín especially in its more distant localities. Measurement results for the time period 1991-3 and precipitation (Praha-Libuš, Košetice), surface water (Vltava-waterworks Podolí) and air humidity (Praha-Kobylisy) are presented. Yearly mean of tritium activity concentration ranged between 1,6-2,8 Bq.l'1 follows a moderately descending trend. Spring and summer maxima were observed in the yearly coarse of data.

THE AEROSOL PARTICLE SIZE DISTRIBUTION WITH PB 210 P. Rulík, i Malátová, D. Drábová Centre of Radiation hygiene, National Institute of Public Health, Prague The results of measurement of aerosol particle size distribution with Pb 210 are given. Samples of aerosol were collected by the six stages cascade impactor (Model 236 Sierra Andersen). Four samples of aerosol were collected in out-door air in Prague, four samples of aerosol from in-door air were collected in the village Petrovice. Petrovice is located in the area so called "Devil burden" in the Central Bohemian Pluton, in which houses with high radon in-door concentrations occur, so that higher concentrations of Pb 210 could be expected, too. As far as the measurement conditions allowed, we evaluated Pb 210 together with Be 7, Pb 214, Bi 214 and Pb 212. Gamma spectrometric analysis was performed using a high purity germanium well-type detector to determine the activity of Pb 210 and the other radionuclides on each collection substrate from the individual impactor stages and on the back-up filter. The measured values of activities were used to estimate activity median of aerodynamic diameter (AMAD) and geometric standard deviation (GSD) (a lognormal distribution was assumed).

70

MEDICAL EXPOSURE - EXPOSURE OF WORKERS

Miiiiiiiiiiiiiiiiiini CZ9626443 MEDICAL EXPOSURE - EXPOSURE OF WORKERS

THE CENTRAL REGISTRIES OF OCCUPATIONAL AND MEDICAL EXPOSURE IN THE CZECH REPUBLIC K. Petrová, 1. Prouza Centre of Radiation Hygiene, National Institute of Public Health, Prague The authors present and discuss in their paper reasons for the creation of central registries of exposure to ionizing radiation and inform on recent status in this field worldwide and in the Czech Republic. Concerning to occupational exposure the paper is following that one which was hold by Prouza on the XVII. Radiation Hygiene Days in 1993 and inform on the further steps in this field. The creation of the Central Registry of Occupational Radiation Exposure (CR ORE) has been prepared in the Czech Republic since 1993 , when the detailed analyze of status in this area in our country was done. The actions leading to the creation of the CR ORE were opened in 1994 under the financial participation of the Ministry of Industry and Trade. Following steps have been already done: the choose of the company for software covering of the system, the enter into the cooperation with the Central Service of Personal Dosimetry and dosimetric services operating in NPP and uranium industry, the effort on a methodology unification of a dosimetric evaluation of the occupational exposure. The contact with the International System on Occupational Exposure was also opened up in 1994 and the created national system of ORE registration is built in the harmony with the recommendations and demands of this international system. The paper gives more detailed information on the structure of creating program and discuss some actual arising problems. The preparation of the Central Registry of Medical Radiation Exposure (CR MRE) in the CR is recently in the stage of analyze of present status and approaches to the solution of this problem both worldwide and in the Czech Republic. New approach to the evaluation of medical exposures that can be recently observe in the world is taken in apart in a preparation of CR MRE in the CR. The attention is paid to the determination of the age and sex dose distributions for individual examinations. The authors show conclusions of UNSCEAR Report 1993 concerning to observation of medical exposures and discuss some specific problems conducting with the evaluation of radiation burden arising from medical exposures. The cooperation with some medical utilities, Institute of Health Information Systems of Ministry of Health and General Health Insurance company was done to obtain necessary data on medical exposures in CR. The methodology of data collection is recently created. The special database system for input and transfer of data is created. This system allows to distribute data according to demanded parameters. Presented are some partial results following from obtained data as yet.

ESTIMATION OF RADIATION RISK FROM SCREENING MAMMOGRAPHY O. Kodl, H. Podškubková Centre of Radiation Hygiene, National Institute of Public Health, Prague The use of mammography examination for screening should be connected with the analysis of weighting of the benefit/risk ratio. It means to estimate the radiation-induced breast cancer incidence and to compare these results to spontaneously occuring breast cancer in followed population of the same age categories. The lifetime radiation risk in spontaneously occuring breast cancer for the mean age categories of women is 5,1 %. Expectancy of the lifetime risk increase in inducing breast cancer is 0,1 % - 0,2 %, if average glandular dose equivalent 1mSv or 2mSv is given. It means, that periodical screening of 105 women would increased the incidence of breast cancer from 5 100 cases to 5 110 cases, respectively 5 120 cases.

71

RADIATION LOAD OF PERSONNEL DURING FLUOROSCOPY /. Gomola, M. Ďurčík Institute of Preventive and Clinical Medicine Limbová 14, 833 01 Bratislava, Slovak Republic Introduction The measurement and prediction of scattered radiation dose to staff in diagnostic radiology is particularly important, owing to the increased use and complexity of interventional radiology. In last time X-rays are more often applied at various operations in interventional radiology with participation of medical staff. The radiation safety of personnel and patients is taken into consideration during these interventions. These problems have been described in papers [1] and [2]. We want to continue these examinations and exceed them. This paper presents therefore experimental results and theoretical prediction of three problems: - describing of differences in distribution of scattered radiation dose in the vicinity of the patient couch with and without medical staff; - finding the dependence of scattered radiation doses on field size and height above the floor at various positions; - measurements and predictions of organ doses and radiation load of staff during urological fluoroscopy examinations. Material and methods The measurements were realized on a Philips X-ray tube. Nominal tube setting for overcouch orientation was 80 kV in radiographic mode, beam filtration 2 mm Al, focus skin distance FSD = 73.5 cm, height of couch surface at 100 cm above the floor and field size 10x10 cm 2 . The primary beam was oriented to left side of the phantom. Scattered radiation dose was measured in the vicinity of the patient couch on irregular grid in planes parallel to the floor. All distances quoted are relative to the centre of the beam. The scatter dose measurements were performed using the TL 7LiF dosimeters and by 1500 cm 3 and 2 cm 3 ion chambers Victoreen with Condenser R-meter. TL dosimeters and ion chamber were placed at heights of 120 cm and 160 cm above the floor. Plane at height 120 cm corresponds to the height in which incident beam falls down on surface of phantom, and plane at height 160 cm corresponds to the height of adult man's neck. The measurement of scattered radiation variations with field size and height above the floor was performed by three further beam field sizes 6x6 cm 2 , 8x8 cm 2 and 12x12 cm 2 and different heights from 100 cm to 160 cm above the floor. For our measurements a water filled phantom BOMAB simulating the patient's body was used. The Alderson phantom was placed in the field of scattered radiation and inside of the phantom the organ doses with TL dosimeters were measured. Results The scattered radiation distributions in the vicinity of the couch were measured at heights of 120 cm and 160 cm above the floor. Beam field size measured at the surface of the water phantom was 10x10 cm 2 . Isodose curves are shown in Fig.2. In Fig.3 isodose curves are shown of scattered radiation distribution in the vicinity of couch where the Alderson phantom is located at position [0,50] and simulates the staff position. Figure 4 shows plots of scattered radiation as the function of various positions around the patient couch and of various heights above the floor for beam field size 10x10 cm a . Figure 5 shows plots of scattered radiation at position [0,30] for different heights above the floor and for four different field sizes. We suppose that the distribution of scattered dose in the vicinity of the couch without the staff can be described by the equation (1)

72

, ^ 1 0 0 - 8 0 -60 -40-20 0

20 40 60 80

120 i—i—i—i—r

- 1 0 0 - 8 0 - 6 0 - 4 0 - 2 0 0 20 40 60 80 100 distance along couch [cm] Fig.2 Scattered radiation distribution isodoses measured at the height of 120 cm above the floor. Values of isodoses are in mGy.

4O-rl00-80

-80 -40 -20 0

1 2 0 i—i—i—i—i—i—M"1 t «
t—i—i

20 40 j*" y

\

6080100oft

ii—TTT—i—i—11«ÍU

15 - 1 0 0 - 8 0 -60 - 4 0 - 2 0 0

20 40 60 80 10( distance along couch [cm]

Fig.3 Scattered radiation distribution isodoses measured at the height of 120 cm above the floor with Alderson phantom located at the position [0,50]. Values of isodoses are in mGy.

73

0.01

90

100 110 120 130 140 150 160 170

height above the floor [cm] Fig.4 Variation of scattered radiation doses with height above the floor at positions: 1 -[0,15], 2-[0,30] 3-[30,30] and 4-[0,50] for beam field size 10x10 cm2.

0.4 -

O

O

p. —

0-0

90

100 H O

"* 3

120 130 140 150 160 170

height above the floor [cm] Fig.5 Variation of scattered radiation doses with height above the floor at position [0,30] for beam field sizes: 1-6x6 cm2, 2-8x8 cm2, 3-10x10 cm2 and 4-12x12 cm2.

74

ab = F(PB) a-x2 + y2 + b.(z-h)2

where F(P^ is function of the beam parameters, a and b depend on the shape of phantom (for the spherical phantom a and b are approximately 1) and h is the distance between the beam on phantom surface and the floor. Overall uncertainty of results obtained from our measurements is about 12 % for the values presented in Figs. 2, 3, 4 and 5. Average organ doses of an Alderson phantom given in Table 1 were calculated for the position [0,50]. The organ doses were measured using TL dosimeters placed inside and outside of the phantom body. The overall uncertainty is approximately 15%. Tab.1

Organ doses in Rando phantom

Tissue or organ

Tissue weighting factor

Gonads Eione marrowCred) Colon Lung Stomach Bladder Br~east Liver Oesophagus Thyroid Skin Bone surface Remainder

0.20 0.12 0. 12 0.12 0.12 0.05 0.05 0.05 0.05 0.05 0.01 0.01 0.05

Effective dose [juSv]

Dose Male

Dose Female

[JJSV]

tjiSv]

2.17 5.10 1 - 61 2.61 3.46 1.71 4.54 1.18 2.08 4.79 0.81 0.04 3.22

2.81 5.10 1-61 2.61 3.46 1.71 4.54 1.18 2.08 4.79 0.81 0.04 3.22

33.3

33.9

Summary - Equivalent dose in the lens of the eye was 0.090 mSv for above described conditions in the Alderson phantom. - Surface equivalent dose from scattered radiation was 0.190 mSv on the front of the Alderson phantom and 0.003 mSv on his back. - Experimental and theoretical data for calculation annual effective dose of the medical staff without shielding during fluoroscopy examinations was used. Estimated annual effective dose various between 23 mSv and 46 mSv for this conditions: exposure time from 1900 to 3800 minutes; high voltage 80 kV; total filtration 2.5 mm Al; FSD 73.5 cm; entrance surface dose rate 0.376 mGy/s; distance between the medical staff and centre of incident beam 50 cm. - During fluoroscopy one or more workers may need to stay close to the patient during radiation exposures. Under these circumstances additional shielding should be provided by the side of the X-ray table with using lead rubber drapes [2]. The given data can be used for regulation of frequency of fluoroscopic examination with respect to occupational doses of the medical staff.

75

CZ9626445

CZ9626444

References [1] Marshal! N.W. & Faulkner K.: The dependence of the scattered radiation dose to personnel on technique factors in diagnostic radiology. British Journal Radiology, 65, 1992, 44-49. [2] O. Hjardemaal: Radiation protection of the staff. Training course on dosimetry and dose education techniques in diagnostic radiology.lCTP 16-25 March 1994.

EVALUATION OF OCCUPATIONAL DOSES IN SLOVAKIA D. Nikodémova, I. Gomola, J. Trousil Institute of Preventive and Clinical Medicine, Bratislava, Slovak Republic Personal Dosimetry Service, Prague, Czech Republic The new recommendations of ICRP and the changes of the radiation units and quantities in the radiation protection measurements for external exposure have also important implications on the individual monitoring of radiation workers. In the tight of these changes and of the relationship between the operational and limiting quantities given by the Basic Safety Standards 1994, the results of the occupational monitoring for external radiation in Slovak Republic will be discussed. In compliance with the new prepared Slovak national radiation protection regulations the system of dose information reporting, as well as the use of statistical analysis will be given. Examples of trends in exposure of personnel as a function of various work activities and categories of workers will be described. Organizational structure of the routine occupational dosimetry and the administration of record keeping will be outlined. The interpretation of the results together with quality assurance in individual monitoring of occupational^/ exposed person will be finally specified.

CONFORMATION THERAPY - THE BEST POSSIBILITY OF LOWERING THE DOSE OBTAINED BY HEALTHY TISSUES IN RADIOTHERAPY K. Prokeš Onkological Clinic, 1st Faculty of Medicine, Charles University U nemocnice 2, 128 08 Prague 2 In radiation hygiene we are used to monitor the dose obtained by personal or by some important organs of patients during an examination or treatment with the help of ionizing radiation. All these doses must be kept as low as possible. However, in radiotherapy the important task consist also in lowering the doses by any healthy tissues surrounding the tumor volume. Only in such a case the side effects can be removed, which has a positive influence on treatment results. To deliver a sufficient homogeneously distributed dose into the whole treatment volume represents the crucial point in the radiation therapy. Another point is to lower the radiation burden of all healthy tissues surrounding the treatment volume as possible. However in the current treatment approach there is always a rather great amount of healthy tissues irradiated by the maximum dose, especially, if the focus is irregularly shaped. The task of limiting the maximum dose to a proper focus may be solved with the help of the so called conformation therapy. The name was used for the first time by Takahashi (1) even if some basic principles were published already sooner (2). The various methods adapted to different available technical means were then described e. g. in (3-6). The new possibilities of the conformation therapy are closely connected with the computers and new imaging techniques as CT and NMR. The whole process of the determination of the exact focus, dose computation, simulation and verification of the applied dose would be impossible without them (7, 8). information will be given about different technical means and approaches in the conformation therapy. Literature 1. Takahashi S.: Conformation radiotherapy: Rotation techniques as applied to radiography and radiotherapy of cancer. Acta Radiol. Suppl. 242, 1965, s. 1 -142.

76

CZ9626446 2. Proimos B. S.: Synchronous field shappin in rotational megavolt therapy. Radiology 74, 1960, s. 753-757. 3. Chin L M., Kijevski P. K., Svenson G. K., Bjarngard B. E.: A computer- controlled radiation therapy machine for pelvic and para-aorticc nodal areas. Int. J. Radiation Oncology Biol. Phys. 7,1981, s. 61-70. 4. Chin L M., Kijevski P. K., Svensson G. K., Bjarngard B. E.: Dose optimization with computer controlled gantry rotation, collimator motion and dose rate variation. Int. J. Radiation Oncology Biol. Phys. 9, 1983, s. 723-729. 5. Davy T. J., Johnson P. H., Redford R., Williams J. R.: Conformation therapy using tracking cobalt unit. Brit. J. Radiology 48, 1975, s. 122-130. 6. Levene M. B., Kijevski P. K., Chin L M., et al.: Computer-controlled radiation therapy. Radiology 129, 1979, s. 769-775. 7. Kallman P., Lind B., Eklof A., Brahme A.: Shaping of arbitrary dose distributions by dynamic multileaf collimation. Phys. Med. Biol. 33, 1988, s.1291-1300. 8. Brahme A.: Optimal setting of multileaf collimators in stationary beam radiation therapy. Strahlentherapie und Onkologie 164, 1988, s. 343-350. TLD INTERCOMPARISON OF BEAM OUTPUTS CARRIED OUT ON CZECH RADIOTHERAPEUTICAL DEPARTMENTS WITHIN THE FRAMEWORK OF EROPAQ PROJECT . H. Žáčkova'1, A. Kindlová"', J. Novotný*"' v

Centre of Radiation Hygiene, National Institute of Public Health, "> Oncological Clinic, 3 rd Faculty of Medicine, Charles University ""'Hospital Na Homolce, Prague Czech Republic takes part in EROPAQ project (panEuropean Radiation Oncology Programme for Assurance of treatment Quality) which aims to establish external audit methodology for absorbed dose estimation in radiotherapy on national and international levels and to incorporate our republic into EC activities in the field of quality assurance programme in radiotherapy. The main objectives of EROPAQ project which is supported by Flemish government and managed by Co-ordinating and Measuring Centre in Leuven are: 1) Mailed TLD dosimetry intercomparison of beam outputs and quality of radiation beams. 2) Check of basic beam characteristics like field size, symmetry and flatness of the beams using film dosimetry. 3) Check of basic parameters of treatment planning system with the help of special plastic phantom (with inhomogeneities) by film dosimetry techniques. 4) Assessment of radiotherapy infrastructure, equipment and staffing to make comparison with similar studies performed in EC Network. 5) Development of cheap and effective QA procedures for in vivo verification of the dose actually delivered to the individual patient. This presentation deals with the first step of EROPAQ programme: set up of TLD calibration procedures, methodology of the TLD intercomparison measurements and results of intercomparisons with EC measuring Centre as well as intercomparisons with national reference Centres (in Poland, Hungary and Czech Republic) and their local radiotherapeutic departments. In Czech Republic 19 radiotherapeutical departments (out of 27 ones) take part in the project and total of 53 beams was entering the intercomparisons of absorbed dose measurements: 25 Co-60, 11 Cs-137, 10 LINAC's and 7 betatron's beams. In the first step TLD postal dose intercomparison of beam outputs are being performed. Local centres were aked to irradiate three TLD capsules per beam in sequence in water phantom, under the reference conditions, to an absorbed dose of 2 Gy with Co-60, Cs-137 or with high energy X-ray beams available at the centre. At the same time LC were requested to irradiate two pairs of capsules per beam at the depths of 10 cm and 20 cm with available X-ray beams. After irradiation the TLD are re-mailed back to Leuven where they are evaluated.

77

CZ9626447 So far approximately half of the beams has been measured in Czech Republic : 12 Co beams, 6 Cs beams, 4 X-Ray LINACs, 6 betatrons). Out of 28 measured beams 19 have been already evaluated: 13 of them had deviation of measured and quoted value less then 3%, 5 of them had this deviation between 3 and 6 percent, one exceed 6 % deviation. The deviation of expected and measured value of quality index was between 3 and 6 percent for 5 betatron's X-ray beams. It is still too early to draw general conclusions and to evaluate possible sources of errors and their repair, but the TLD mailed system was already successfully established. For several radiotherapeuticai departments it is the first possibility to participate in such external audit of absorbed dose determination and delivery. BEYOND EFFECTIVE HALF-LIFE CHARACTERIZATION OF RADIONUCLIDE DYNAMICS J. Heřmanská1', T. Blažek2*, M. Kárnf 1>

Clinic of Nuclear Medicine, Faculty Hospital Motol, Prague Institute of Medical Biophysics, 2nd Medical Faculty, Charles University, Prague 3) Institute of Information Theory and Automation, AS ČR, Prague 2>

Effective half-life is often used is nuclear medicine applications for characterizing a time course of accumulated activity. This quantity is mostly estimated by fitting a straight line in semi-logarithmic coordinates. The quality of the usual least-squares fit was found susceptible to measurement errors. For this reason, a novel Bayes-based solution has been recently proposed. It improved quality of the gained estimates by exploiting well defined probabilistic nature of the problem as well as physically justified prior information. When analyzing properties of the new estimator, it has been found that the key structural assumption MEASURED DATA CAN BE DESCRIBED BY A MONO-EXPONENTIAL is often violated. Consequently, even the best estimates cannot be practically used for predicting the activity time course. The only possible remedy of this problem consists of a refinement of the model. Possible refinements are restricted by the fact that the number of available measurements is usually very limited due to medical/technica! reasons. Thus, the extension has to exploit available expertise. In the paper, a novel model is proposed which is motivated by the form of solutions of compartment models for a reference man. Besides better fit it provides also possibility to avoid manual selection of the time moment at which the accumulated activity reaches its maximum. The paper summarizes essence of the Bayesian solution, demostrates mismodelling limitations on a real data, proposes a model refinement and illustrates contribution of the improved model on real data. ACKNOWLEDGEMENT: The research has been partially supported by GA ČR, grant No. 312/94/0679 and by COST OC B2.20 project. 1. INTRODUCTION Estimation of a dose imparted by ionizing radiation to a human body is a standard important task encountered in the radionuclide diagnostics/therapy (1,6,8-10,24-27,32). The amount of the administered activity has to be large enough to provide an evidence of non-physiological phenomena. At the same time, it should be as low as possible in order to minimize a damage of healthy tissues. This motivates permanent improvements of measurement techniques and explains the attention paid to various quality assurance programs (3-5,30,31). Attempting to balance the insufficient quality of the evaluation procedures with the permanent progress in hardware/software involved, the authors proposed recently (13,15,16) a novel method of estimating the effective half-life. The effective half-life estimate serves for judging of quantities related to the absorbed dose (24,27,32). A significant improvement of the estimate quality has been reached. The better results, however, have revealed an important problem which is usually hidden behind poor quality of standard estimates: It was found that the key assumption "MEASURED DATA CAN BE DESCRIBED BY A MONO-EXPONENTIAL when the transient period is skipped" is rather often violated. Then, even the 78

best estimates cannot be practically used for predicting the activity time course. A refinement of the model is the only possible remedy of this problem. Compartment models relating absorbed doses to accumulated activities (19,20,23) seem to be the best candidates for such a refinement. They describe, however, the activity distribution for the reference man, ie. for a healthy person with precisely specified organ weights and dimensions. Nevertheless, it was found (19) that even mild deviations from the reference-man parameters may result in differences in absorbed doses of about 30 %; the differences increase up to 100 % with increasing deviations. Applicability restrictions of these models are much more serious in the radionuclide diagnostics/therapy (unhealthy persons are treated) where no assumption justifying compartment models can be taken for granted. This fact has motivated the use of global characteristics like the effective half-life Te( which is estimated for each patient individually. This quantity is, however, well defined if the measured data lie (with the transient period skipped) near a mono-exponential. The only way out of this circle seems to be: - exploitation of experimental data relevant to the individual patient; - use of a more complex model by making a step towards to compartment based results. It implies, however, that the practically used formulae which rely on availability of Tef (24,27,32) should be modified. 2. ESTIMATION PROBLEM At the time t ^ t ^ , , a radiopharmacon with a known activity Aapl = A(tapl) is administered. The dependence of the accumulated activity A(t) on time t in a region of interest should be characterized. After a transient time t,, the activity is believed to follow a single deterministic pattern f(t): A(t) = f(t).

[1]

f(t) = A(t,). e x p l - l n ^ . f l - g / r j for t>t,.

[2]

The typical choice is

As usual, activity values are estimated indirectly. The number of related counts a(t) proportional to A(t) is registered: a(t) = c.A(t)+noise or a(t) = c.A(t).noise. [3] Thus, given the pattern [2], the estimation of the activity time course reduces to the estimation of the unknown triple (Tef,A(t,),c) which fully determines a future time course of A(t). 3. MODELLING FOR ESTIMATION 3.1 Data The measuring process consists of calibration and measurement phases. The aim of the calibration phase is to obtain information on the calibration factor converting measured impulses to activities. To this purpose, the counts s, = s(tsi) at the time instants tsi, i = 1 n corresponding to the known standard activities S, = S(tsl) are registered. The counts aj = a(t;) provide information on the unknown activities-A,= A(tj) at the time instants t,, j=1 m in the measurement phase. 3.2 Parametrized models Fluctuations of individual measurements are supposed to be independent and equally distributed. The same type of distribution is assumed both in calibration and measurement phases. Consequently, it is sufficient to describe the parametrized model of the more complex measurement phase. In the calibration phase, the expected measurement values are given directly by the known activity of the standard. The calibration factor is assumed to be time-invariant (testing of this hypothesis can be found in (13)). 3.2.1. Modelling of the deterministic evolution The ideal parametrized model should fit the "expected" trajectory of the modelled quantity for some fixed parameter values. Thus, it has to respect any significant theoretical/empirical knowledge available on the modelled phenomenon. In the discussed case, the function f(t) has to be specified. 79

As stated above, the form [2] is rather often used. It was, however, found to be too crude in a significant portion of inspected cases (15,16). Generic activity trajectories resulting from the compartment models suggest f(t) as a sum of several exponentials. This form is, however, unfeasible in cases with 2-15 measurements. Thus, a slight deviation from the form [2] is acceptable only. The shapes of the time curves of activities for the reference man (19,23) indicate the following form as a potential candidate f(t)=k0.t k1 .exp[-ln(2).(k2.ln s (t)+t/T p )],t>t apl =0

[4]

where Tp is the known physical half-life of the radionuclide used. The proposed formula [4] models the time curve which can be used from the very beginning of the measurements, ie. no data are lost and t, need not be guessed. Moreover, it has expected qualitative properties, namely, it: - starts at zero in the application time (no activity is accumulated yet), - possess a single extreme for t>0, - falls to zero with the rate higher than the physical decay (if k1 >0), - reflects the empirical knowledge that the solution of the compartment model for the reference man is close to a parabola in log-log coordinates for the accumulated activity and time (19,23), - models explicitly physical decay so that the individual biological elimination is to be estimated only. The model is parametrized by (c,k) = (c,kO,k1,k2) where k is three-dimensional vector. Thus, the overall number of parameters is increased by one comparing to the standard case. At the same time, the (sometimes sensitive) choice of t, is avoided. 3.2.2. Modelling of probabilistic properties The Poisson distribution is a well justified probabilistic model of the rare-event scheme to which the registration of counts belongs (18). Thus, the counts are described by probability function (pf) p(a(t)|c,f(t)) = P(c.f(t)) = [(c.f(t))a«Va(t)!].exp[-c.f(t)] [5] This mode! respects the discrete nature of the observed data and the random mechanism of their generating. The model is used in the calibration phase when the standard activities f(tsi) = S, are known. In the measurement phase, it can be formally used, too. The resulting estimation is, however, numerically demanding and corresponding procedures are not implemented yet. In order to judge whether the proposed deterministic trajectory brings a real improvement a simplified log-normal probabilistic model is used. It obviously neglects discrete nature of the data. This fact causes probably little harm as the realistic high counts make them practically continuous. The following important features are preserved when replacing the Poisson distribution by the log-normal one: - both distributions describe positive data, - the relative error taken as the ratio of the standard deviation to the expected value is independent of the expected value or (in other words) the noise corrupting f (t) [3] is multiplicative; this important feature disqualifies the popular normal distribution. : The log-normal probability density function (pdf) has the form p(a(t)|cL,f(t),r) = LNaW(ln(cL.f(t)),r) = (27rr)-°5 a^t) exp{-0.5r1ln2[a(t)/(cL.f(t))]}

[6]

where r>0 determines width of this pdf. The calibration factor which is influenced by the selected probabilistic model (see below) is denoted cL. The expectation (E) and standard deviation (D) of this pdf are E[a(t)|cL,f(t),r] = cL.f(t).exp(0.5r) D[a(t)|cL,f(t),r] = cL.f(t)exp(0.5r).[exp(r)-1]05.

[7]

For the Poisson pf, both these moments are equal to c.f(t). Thus, the relative error assigned to the log-normal pdf is the same as this obtained for the correct Poisson pf for r=ln(2). The perfect correspondence in the expectation and standard deviation is obtained for c L =c . 2 0 5 .

[8]

With the discussed options the selected parametrized model takes the form p(a(t)|c,k) = (27rln(2))°5a-1(t)exp{-0.5ln-1(2)[y(t)-xlz(t)]2} 80

[9]

where ' denotes transposition. The variables in the exponent are y(t) = IníaítyicA^expí-lní^t/Tp)]} 1

05

[10] 2

x = [ln(0.5)k2,k1,ln(2 ).k0/Aapl)]l z'(t) = [In (t),ln(t),1] where the division by the administered activity A^, is made both for simple expressing prior information and interpretation reasons. The first statement becomes clear in the next section. At the interpretation level, it is important to notice that the time course of so called relative activity (13,27,32) is modelled. Usually, the evolution of the absolute activity is modelled directly. Note that the calibration factor can be replaced by a point estimate ce from the calibration phase: the corresponding bias ln(c/ce) just sums with the third entry of x. In summary, we have arrived at the normal linear regression model in appropriately transformed variables [10] (y(t) regressand, z(t) regressor). 3.3 Prior information The predicted logarithm of the relative accumulated activity fulfils the obvious inequality E[y(t) |x] = x'z(t)<0 for t>t apl = 0.

[11]

Let us denote h=ln(t). In order to met the condition [11], the quadratic equation x'z(t) = x,h 2 + X-, h + x3 = 0 should not have a real solution and x3 has to be negative, ie. x3 < 0 and x22 < 4x,x3 = > x, < 0.

[12]

It is also known that the accumulated activity extreme is reached between 18 hours (0.75 of day) and 3 days after the administration, ie. xjx, = -2.ln(U 0.75 < text < 3.

[13]

Prior information can be quantified by a uniform distribution Ux on the x-set specified by the inequalities [12], [13]. 4. ESTIMATION Bayesian estimation exploits all components listed above (measured data, theoretical considerations quantified by the parametrized model and expert knowledge reflected in the prior pdf) and evaluates posterior pdf of the unknown parameters according to the Bayes formula P(x|a,

m am)=K Ux TT e x p ^ - S l n ^ t y - x - z , ] 2 } = j=1

= KUxexp{-0.5ln"1(2)(x-x(m))'P"1(m)(x-x(m))}

[14]

where K is a proportionality constant; j

f

i

(j

P(m)=(z1z1'+...+zrnzm1)'1 = covariance of least squares estimate; x(m) = P(m)(z 1 y 1 +...+z m yJ = least squares estimate of x. Let us comment the formula [14]; - x(m) and P(m) are statistics determining the posterior pdf. They formally coincide with the well known least squares quantities but they just compress the observed data: they must not be changed by the available prior information. - The maximum a posteriori probability point estimate of x can be found by minimizing (x-x(m))'P'1(m)(x-x(m)) on the set restricted by U,,. This nonlinear programming task is not solved here but it has to be implemented in the final version of the estimator. It should be stressed that such an optimization gives significantly different (and better) results from a simple "clipping" at boundary value if x(m) does not belong to the set specified by Ux. - The posterior pdf [14] offers much more than a simple point estimate: confidence intervals on x can be computed valid even for the small amount of data treated. Also necessary predictions - the key 81

reason for modelling and estimation - can be derived (13,15). This goes, however, beyond the scope of this paper. 5. EXPERIMENTAL RESULTS 5.1 Material available The authors have access to real data consisting of records related to 1 450 patients treated for thyroid diseases at the Clinic of Nuclear Medicine, Faculty Hospital Motol, 2 nd Medical Faculty, Charles University, Prague. The data have been gained as a by-product of routine deterministic evaluations made by a software system called JOD (13). The research reported here should serve to improving just this system which fully relies on the mono-exponential assumption inspected. Among the available data, 12 cases were randomly chosen to test whether it is practically worthwhile to put the energy into a detailed algorithmic elaboration of the outlined theory. These data were extended by a sampled accumulation curve for the reference man (19,23) in order to check the fit to a source of the proposed model. The selected records contain from 5 to 25 measurements and from 1 to 4 lesions. 5.2 Results The results are of very preliminary nature. Just least squares estimates x(m) are evaluated and their fitting ability is judged through the residual sums jM where the superscript [1l

z (t) = [t,1]' zE21(t) = [ln(t),t,1]' zt3!(t) = [In2(t),ln(t),1]'

M

=

(yi-x-M(m)z,[k!)2+... + (ym-x'[kl(m)zmM)2; k = 1,2,3

[15]

distinguishes the regressions used for comparison. Specifically, the standard case relying on the mono-exponential time evolution, the "second best" regressor found among different variants tested, the advocated case [10].

The corresponding least-squares estimates based on m data are denoted x[k)(m). The values of x(m)=xI3!(m) are given in order to judge their positions with respect to the set specified by Ux. The results are summarized in the table 1. The symbol sign x occuring in the remark column indicate that the estimate of x3 has other sign than expected. The references to the relations [12] and/or [13] stress violations of the corresponding inequalities by the estimate found. 5.3 Discussion The presented results are based on a few data only. Thus, all conclusions have a restricted validity. They are, however, sufficiently promising to justify an effort to be put in this direction. The standard case is uniformly worse than the proposed improvement. The same pattern has been observed even with initial data omitted (assuming the model validity for t>t,). The standard model has less free parameters; thus, the worse results can be expected. The difference is, however, striking especially for the reference man. The model with z!2! provides slightly better results in two cases only. Alternative models tested determined by other regressors (for instance by z ' ^ ^ t ^ t . i ] ) were uniformly and significantly worse. The least squares estimates violate sometimes restrictions implied by the prior information. The positive sign of x3 implies also violation of the inequalities [12], [13]. They are tested in other cases, too. The violations are marked in the remark column of the table 1. The violations indicate that it is worthwhile to exploit the prior information and to perform the mentioned nonlinear programming. A detailed inspection of individual results has revealed an important property of the proposed model: it describes data extremly well at the decisive part of the high accumulation. It indicates significant improvement in estimating decisive dosimetric quantities. 6. CONCLUSIONS A new model describing the time evolution of accumulated activity is proposed in the paper. Its real contribution is illustrated on real-life data. The presented promising results can be taken as an interim report on the running research which aims to improve data processing in nuclear medicine 82

applications. Diagnostics/therapy of thyroid diseases are primary application areas considered but the methodology as well as obtained results are betieved to be applicable out of this area, too. A lot remains to be done, like: - the exploitation of the available prior knowledge (a nonlinear programming task), - the evaluation of predictions (both point values and uncertainties can be obtained), - the full exploitation of the probabilistic information (use of the Poisson model which requires mastering two and three dimensional numerical integration of probability density functions with sharp ridges/peaks), - the replacement of the routinely used formulae (27,32) which rest on the effective-half life availability by a more general evaluations based on the MIRD method (7), - the testing of the proposed model on the full set of available data. In spite of the vast amount of work to be done the results are both theoretically and practically promising so that the further effort can be expected to be well paid by significant practical improvements.

Table 1

COMPARISON OF THE STANDARD AND PROPOSED CHARACTERIZATION OF THE ACCUMULATED ACTIVITY EVOLUTION No.

| 1

1

12 |

m

JC3.D

x a (m)

X 3 (m)

Remark

sign x 3

12

1.471 1.450 0.869

-1.96

0.75

0.15

12

1.606 1.597 0.770

-1.93

0.88

-0.72

12

0.322 0.317 0.291

-1.13

0.38

-1.07

i

1

4

19

1.269 0.901 0.829

-0.27

-0.10

0.47

1

5

5

0.739 0.015 0.006

-0.45

0.19

-0.07

1

6

8

1.697 1.598 0.828

-2.80

0.81

-0.30

1

7

14

1.780 1.301 1.237

-0.31

-0.25

-1.05

8 14

0.670 0.347 0.328

-0.46

-0.26

-0.61

14

0.695 0.339 0.354

-0.22

-0.39

10

14

2.980 0.975 0.955

-0.13

11

6

1.603 0.199 0.279

-3.68

|

sign x a

[

-1.00

Jt2I<jm

1

-0.83

-0.60

[12], [13]

1.64

2.36 sign x a

12 13

5

0.251 0.126 0.104

-0.27

0.06

-0.01

25 22.106 1.969 0.332

-0.36

0.33

-0.56

83

reference man [13]

References 1. Benua R.S., Cicale N.R., Sonenberg M., Rawšon R.W. et al.: The relation of radiojodine dosimetry to results and complications in the treatment of metastatic thyroid cancer. Amer. J. Roentgenol., 87, 1962, 171-175. 2. Berger J.O.: Statistical Decision Theory and Bayesian Analysis. Springer-Verlag, New York, 2nd edition, 1985, 415 pp. 3. Bergman H., Hoebart J., Kugi A.: External quality control of gamma cameras - results of an inter-laboratory comparison study in Austria. Eur. J. Nucl. Med., 16, 1990, 23-28. 4. Britton K. E., Dumont J., eds.: Quality Assurance on Nuclear Medicine software. 2nd Annual Report of the COST Project B2. Commission of the European Communities, 1990, 100 pp. 5. Britton K.E., Bardoux C,, eds.: Quality Assurance on Nuclear Medicine software. 3rd Annual Report of the COST Project B2. Commission of the European Communities, 1991, 156 pp. 6. Culver CM., Dworkin H.J.: Radiation safety considerations for post-iodine 131 hyperthyroid therapy: J. Nucl. Med., 32, 1991, 169-173. 7. Fueger G.F., Schreiner W.: Dosimetrie offener Radionuklide. Adolf Holzhausens Nfg., Universitatsdrucker, Wien, 1989, 336 pp. 8. Goldman M.B., Maloof F., Monson R.R., Aschengraua A., Cooper D.S. and Ridgway E.C.: Radioactive iodine therapy and breast cancer. A follow-up study of hyperthyroid woman. Am. J. Epidemiol., 1127, 1988, 969-980. 9. Hall P., Boice J.D., Berg G., Bjelkelgren G., Ericsson U.B., Hallquist A., Lindberg M., Ludell G., Mattsson A., Tennvall J.: Leukemia incidence after iodine-131 exposure. Lancet, 340, 1992, 1-4. 10. Hainan K.E.: The metabolism of radioiodine and dosage in man. Brit. J. Radiol., 37, 1964, 101-107. 11. Heřmanská J., Prouza Z., Kárný M., Maříková E„ Kulhavý R.: Dose equivalent determination by multicomponent dosimetric system. Kernenergie, 28, 1985, 379-383. 12. Heřmanská J., Prouza Z., Kárný M., Němec I.: Use of the moderation spectrometer in neutron dosimetry. Kernenergie, 30, 1987, 409-416. 13. Heřmanská J.: Bayesian Approach to Dosimetric Data Evaluation for Medical Use of 131I (in Czech). Docent Thesis. Clinic of Nuclear Medicine, 2nd Medical Faculty, Charles University Prague, 1993, 103 pp. 14. Heřmanská J., Jirsa L, Kárný M.: Bayesian estimation of dosimetric quantities in case of low signal-to-noise ratio. 17th radiation Hygiene Days, Jáchymov, 1993. 15. Heřmanská J., Jirsa L, Kárný M.: Effective Half-Life Estimation: Bayesian Solution. Proc. of the 25th International Symposium on Radiation Protection Physics.Dresden, 1994. 16. Heřmanská J., Němec J., Blažek T., Kárný M: Bayesian Prediction of 131I Kinetics. EANM Congress 1994, Dusseldorf, 1994. 17. Holm L.E., Wiklund K.E, Lundell G.E., Bergman N.A., Ojelkergen G. et al.: Cancer risk in population examined with diagnostic doses of 131 I. J. Natl, Cancer Inst., 81, 1989, 302-306. 18. Hudson D.J.: Lecture of Elementary Statistics and Probability. Geneva, 1964, 358 pp. 19. Husák V., Musílek L., Šeda J., Kliment V.: Dosimetry of internal radionuclides (in Czech). Ediční středisko ČVUT, Praha, 1989, 194 pp. 20. ICRP Publication 30: Limits for Intakes of Radionuclides by Workers. Pergamon Press, Oxford, 1978, 222 pp. 21. ICRP Publication 57: Radiation Dose to Patients from Radiopharmaceuticals. Pergamon Press, Oxford, 1987. 22. Kárný M., Zahálka D., Heřmanská J., Prouza Z.: Bayes-based solution of dosimetric problems and relating unfolding of neutron spectra applied to Bonner spectrometer (theoretical background). Radioizotopy, 30, 1989, 350-391. 23. Kliment V., Thomas J.: Mothematical solution of the iodine retention and excretion model. Jaderná energie, 32, 1986, 85-88. 24. Marinelli L.D., Quimby E.H., Hine G.J.: Dosage determination with radioactive isotopes; II. Practical considerations in theraphy and protection. Am. J. Roentgenol. Radiotherapy, 59, 1948, 260-280.

84

CZ9626448 25. Maxon H.R., Englard E.E., Thomas S.R., Hertzberg V.S. et al: Radioiodine-131 therapy for well-differentiated thyroid cancer. A quantitative radiation dosimetric approach: outcome and validation in 85 patients. J. Nud. Med., 33, 1992, 1132-1136. 26. Myant N.B.: The radiation dose to the body during treatment of thyrotoxicosis by 131 I. Minerva nucl., 8, 1964, 207-210. 27. Němec J.: Treatment of thyroid diseases by radioiodine (in Czech). Avicenum, Praha, 1974, 179 pp. 28. Peterka V.: Bayesian Approach to System Identification. In: Eykhoff P., ed.: Trends and Progress in System Identification. Pergamon Press, Oxford, 1981, 239-289. 29. PretschnerD.P., UrrutiaB.,eds.: Knowledge-based systems to aid medical image analysis, Vol. 1. EUR 12797. Commission of the European Communities, 1990, 193 pp. 30. Quality Assurance in Nuclear Medicine. Proceedings of an International Symposium and Workshop. HSS Publication FDA 84-8224. U.S. Government Printing Office, Washington, D.C., 1984, 202 pp. 31. Quality control of nuclear medicine instruments. IAEA- TEC- DOC-602. IAEA, Vienna, 1991, 315 pp. 32. Šilink K., Vohnout S.: Use of radioiodine in diagnostics and theraphy of thyroid diseases (in Czech). In: Petrová J., ed.: Radioisotopes in Biology and Medicine. Státní zdravotnické nakladatelství, Prague, 1960, 411-461. THE ANALYSIS OF ACTIVITIES OF THE RADIOPHARMACEUTICALS AND OF THE RADIATION DOSE TO POPULATION IN SLOVAKIA FROM DIAGNOSIS IN NUCLEAR MEDICINE S. Ftáčniková Institute of Preventive and Clinical Medicine Limbová 14,Bratislava, Slovak Republic The collective effective dose and effective dose from examinations by means of application radiopharmaceuticals at nuclear medicine departments in period from 1992 to 1993 in Slovakia had been estimated. There was performed an detailed analysis of mean administrated activity of radiopharmaceuticals in various radiodiagnostic procedures in nuclear medicine during the period from 1992 to 1993 in Slovakia. The use of diagnostic radiopharmaceuticals resulted in values of 3.8 mSv per exam and 0.022 mSv per caput for effective dose and 110.7 man Sv for collective effective dose for 1992 and 0.019 mSv, 3.45 mSv and 101.5 man Sv respectively for 1993 in Slovak republic. The mean values of the administrated activity of radiopharmaceuticals are comparable with the values in Czech Republic, in developed European countries and USA. There was also performed a comparison of the values of effective dose and collective effective dose for adult population for diagnostic radiopharmaceuticals in 1992 in SR calculated with tissue weighting factors according ICRP Publication 26 and Publication 60. Introduction Medical uses of ionizing radiation contribute significantly to the radiation exposures of individuals and populations. This exposures (0.4 - 1 mSv annually per caput (UNSCEAR 1988)) far exceed those from other man-made sources. There is need to analyze the frequencies, doses and trends of diagnostic and therapeutic medical radiation procedures world wide. Such information could also be used in optimalization of the dose for radiation protection purposes. Therefore it is important to provide comprehensive data for new formed Slovak republic because the former studies were performed for ČSFR (Husák and Ríčková 1990). Medical radiation exposures arise from diagnostic use of X-rays and other external radiation sources and internally administered radioisotopes and from therapeutic use of external and sealed internal sources of radiation and radiopharmaceuticals. The diagnostic procedures at nuclear medicine departments are performed to check the failure of organ functions, pathological structure changes, and for the estimation of the concentration of biological important substances present in human body only in very small amounts, like hormones. The most significant contribution to the radiation dose to 85

population is mainly due to in vivo examinations. The in vivo examination involves the intravenous injection (rarely per oral or by inhalation) of radioactive substances - rgdiopharmaceuticals. The use of ionizing radiation in diagnostic procedures is associated with the risk of the damage of organs not only on the actual patient but also on the next generation. The radiation dose depends on the type of used radiopharmaceuticals, the tested organ, the amount of administrated radioactivity, patient age and weight and on the velocity of physiological processes in the human body. Materials and Methods The effective dose provides a possibility of expressing the radiation risk to patients undergoing different radiodiagnostic procedures by means of single figure. To evaluate the radiation dose to population from radiodiagnostic procedures a mathematical formalism was proposed (ICRP 1988; Klener et a!.1987). According to this formalism the collective effective dose is given by the equation: S E = 2 H B N, (1) where, H EI is the mean effective dose and N, is the number of patients examined in i - procedure. The effective dose per patient is given as: H Ei = Z WT Hj, (2) where, WT is the tissue weight factor related to stochastic damage of target organ or tissue caused by ionizing radiation and HT) is equivalent dose in target organ or tissue obtained in i - examination defined by: H, = 2WA (3) where, D ^ is dose to the target organ or tissue due to i - examination and WR is weight factor expressing the quality of radiation (quality factor). In the Czech republic this problem was investigated by Husák and Ríčková (Husák and Ríčková 1990). This paper presents similar study for Slovak republic in the period from 1992 to 1993. In Slovak republic are located 10 hospitals with nuclear medicine departments. For 1992 and 1993 we sent questionnaires to all hospitals in Slovakia and received 100 % respond. The requested informations were about the type of used radiopharmaceuticals and values of the mean administered radioactivity by examination and about the frequency of examinations. The mean effective dose (equation (1)) for i - procedure was determined by multiplying the administered radioactivity by the value of effective dose per unit activity of applied radiopharmaceuticals. Results and Discussion Table 1 shows the values of mean administrated activities of radiopharmaceuticals and the activity range of radionuclides used at nuclear medicine departments in the most common examinations in 1992 and 1993 in SR. The differences in the values of administrated activity for the same type of examination in different nuclear medicine departments can be caused by several reasons. It can be the effect of the reasonable application of the Principe of optimalization in practice, where during the examination one have to take into consideration a different aspects as patient's weight, clinical conditions, the quality and parameters of the used equipments, the quality of radiopharmaceuticals and also the experience of the operating staff. On the other hand, it would be very useful to examine, if reported higher administrated activities are not results of aberrant practice that may requires a special attention and close scrutiny. Table 2 shows the values of collective effective dose and mean effective dose per examination and per caput in Slovak Republic together with data from other countries. The value of mean effective dose per exam in Slovakia is close to the values from other countries (in 1992 3.98 mSv and in 1993 3.45 mSv). The value of collective effective dose shows a gradual rise over the study period (from 1985 to 1993) with an overall increase of 62.6 %. This was in part related to a slight increase in the numbers of examinations as well as in mild increase in mean effective dose per examination. The data in Table 3 indicate relative frequency of used radionuclides and their contribution to the annual collective dose in period from 1992 to 1993 in Slovak Republic. About 99% of 131 201 radionuclide studies in Slovak Republic in this period were performed with "Tc, !, TI and e7 Ga-based radiopharmaceuticals with ""Tc radiopharmaceuticals predominating (65 % in 1992 and 71 % in 1993). The radiopharmaceuticals labeled with " T c contributed approximately 45.5 % in 1992 and 52.1 % in 1993 to the value of collective effective dose. The 131I was the second most common 86

isotope used in less than half as many procedures as " T c . However 131I contributed almost as much as " T c to the annual collective effective dose during the period from 1992 to 1993 in Slovak Republic. A specific procedure can be done with different radionuclides. The example of thyroid scintigraphy with " T c with effective dose under 1 mSv, or with 131I with effective dose approaching 100 mSv shows an important difference (UNSCEAR1988). One of the major current trends is that new " T c labelled compounds are replacing established agents with others nuclides. Usually this leads to lower doses per examination. The two most important changes are concerned the " T c , the use of which is increasing and 1 3 1 I, the use of which is decreasing rapidly. Even so usage of 131I is still such as to make an important contribution to the collective dose. The most commonly used radionuclide in developing countries is also 1 3 1 I, and this is the major reason that the average effective dose per examination is higher in such countries than in industrialized countries (UNSCEAR 1992). Using the weighting factors for organs and tissue which have been revised in ICRP (The International Commission on Radiological Protection) Publication 60 (1991) and comparing the obtained data with the value of the effective dose S E calculated with weighting factors published in ICRP Publication 26 (1977), the increase in the numerical value for the collective dose has been observed, on average 32%. For the radiodiagnostic procedures using the " T c labeled substances there has been decrease about 24%, while for the examinations with 131I labeled substances increase about 115% of the value of collective dose, as it is evident from Table 4. Conclusion The radiation dose in nuclear medicine examinations might be used as the criteria for the quality of health care of the patients. This is done by evaluating the mean effective dose per examination. In Slovak Republic this value is relatively low in comparison to another countries. This fact is positive, but we have to stress that we did not consider the structure of examinations when comparing our results with data from other countries. From results of survey of medical radiation usage in Slovak Republic in period from 1992 to 1993 follows that there exist a big differences in values of the administrated activities of radiopharmaceuticals in different nuciear medicine departments. It would be very useful to find out why. Another useful figure which can help us to determine the level of health care is the value of the mean effective dose per caput, which is in Slovak Republic several times lower than in Czech Republic and other countries listed in Table 4. This fact is also confirmed by comparing the number of nuclear medicine examinations per 1000 inhabitants. In later studies we plan to continue undertaking more detailed survey of medical radiation usage from nuclear medicine treatment facilities in Slovakia from which we will be able to analyze radiation dose to patients at nuclear medicine departments more accurately. It is desirable to specify the age distribution of the patients specially children. We also plan to concentrate our interest to such radionuclides as Auger emitters " T c , 1 2 5 I , 67 51 Ga, Cr and ^ T l (currently used in diagnostic nuclear medicine). We want to re-evaluate the method for calculation of effective dose equivalent for these radionuclides, because it is proved the by now used weight factors Wfl (equation 3) is underestimated when these radionuclides are incorporated in cell nucleus (Ftáčniková and Fulóp 1987). There are good reasons to consider the Auger electron effect not only in medical radiation protection but also in the context of annual limits of intake for workers and the public. References 1. Ftáčniková, S., Fůlóp, M.: To the Problem of Radiotoxicity of Internal Incorporated Auger Emitters (in Slovak), Československá radiologie, 41, No. 2; 84-95;, 1987. 2. Fúlóp, M., Ftáčniková, S.: Radiopharmaceutical Dose Estimated to the Slovak Population, Československá radiologie, 47, No. 3; 192-194; 1993. 3. Husák, V., Kleinbauer, K., Erban, J.: Radiation Dose to Workers and Patients in Nuclear Medicine Departments in ČSSR, Final report 30-01-05 MZ, Olomouc; 1989. 4. Husák, V. .Říčková, H.: Activity of Administered Radiopharmaceuticals to Workers and Patients in Nuclear Medicine in ČSFR (in Czech), Československá radiologie, 44, No. 5; 333-339; 1990. 87

5. International Commision on Radiological Protection: Recommendations of the ICRP. Oxford; New York; Pergamon Press; ICRP Publication 26; 1977. 6. International Commision on Radiological Protection: Radiation Dose to Patients from Radiopharmaceuticals. Oxford; New York; Pergamon Press; ICRP Publication 53; 1988. 7. International Commision on Radiological Protection: Recommendation of ICRP. Oxford; New York; Pergamon Press; ICRP Publication 60; 1990. 8. Klener, V., Bučina, I., Kunz, E., Ševc, J., Thomas, J.: Hygiena záření, Praha; Avicenum; 1987. 9. United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation. Medical Radiation Exposure. Report to the General Assembly, with annexes. New York: United Nations; 1992. 10. United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation. Sources, Effects and Risk of Ionizing Radiation. Report to the General Assembly, with annexes. New York: United Nations; 1988. Table 1

The value of mean administrated activity of radiopharmaceuticals and activity range used in most common examinations in 1992 (1A) and in 1993 (1B) at nuclear medicine departments in SR.

(in) Administrated activity [MBq]

Year 1992 Examination Brain scintigraphy static Kidney scintigraphy static

Radiopharmaceut.

No.oi exam.

'» m Tc04" s>9mTc-DMSA ssmXc-Gluconate ss-mTc-DTPA i3iI-Hippuran

dynamic Radi orenography Liver scintigraphy 99mTc-Colloid static 9 9TTIX C _EHIDA dynamic Lung scintigraphy perfusion ssmTc-MAA Distribution of s^Ga-Citrate galium Bone 9 9mxc-phosphon. scintigraphy Scintigraphy of rayocard zoixi-Chloride Radionuklid ventriculograp. 9 9mTc-RBC Radionuklid 9 9mTcO4angiography Thyroid uptake Thyroid w / 9 9fnTcO4 i '" scintigraphy Lymphatic sys. scintigrapy 9 9mTcO4"

88

Range

Mean value

847

325-740

127 591 1807 5175

70-148 19-148 35-370 0.48-49

463 271

80-185 70-250

119 154

1066

70-148

98

256

148-200

150

3648

370-800

685

289

74-93

79

23

788

Í8 1522

504 : 0.185-2.348

5000

-:,r; liariM-.h-,-

57

37-296

369 106 113 188 1.12

788 504 1. 07 98 216

(IB)

Administrated activity [MBq]

Year 1993 Examination Brain scintigraphy static Kidney scintigraphy static dynamic Badiorenography Liver scintigraphy static dynamic Lung scintigraphy perfusion Distribution oi gralium Bone scintigraphy Scintigraphy oi myocard Radionuklid ventriculograp. Thyroid uptake Thyroid scintigraphy

Radiopharmaceut.

Range

Mean value

9 9 n>T c O 4 ~

758

370-555

463

9 9 m-Tc-DMSA 9 9n>Tc-Gluconate 9s>mTc-DTPA

381 239

106 145 182

0.63

i3ii-Hippuran

1574 6625

44-148 124-148 72-370 0.42-1.0

*S""Tc-Colloid »»"
393 243

74-148 100-185

108 157

1473

70-148

105

165

80-200

153

5992

370-765

677

74

74

737

737

9 9mlc-MAA e^Ga-Citrate 9 9 >«Tc-phosphon zoixi-Chloride

258

9 9mTc-BBC

5 585

1311 99m

Tc04"

»9">TcO4-

89

0.37-4.0

1.71

37-111 1.0-7.4

71

238 74

89-296

245

5758

13 1 I

Lymphatic sys. sclntigrapy

No.oi exam.

2.09

Table 2

Collective effective dose SE and mean effective dose HE per examination and per caput in Slovak Republic in comparison with other countries.

Country

Year

1985 Slovak Republicc 1986

HE/exam SE man Sv] [mSv]

HE /caput [mSv]

Number of exam.

Exam./lOOO inhabit.

68.1

2.87

0.014

23,645

4.7

69.7

2.92

0.014

24,163

4.8

1987

80

2.87

0.016

24,353

4.9

1988

83.5

2.97

0.017

26,285

5.3

1989

79.9

2.96

0.02

26,025

5.2

1990

76.7

3. 1

0.015

23,214

4.6

1991

112.7

3.63

0.0225

31,055

6.2

1992

110.7

3.98

0.022

27,810

5.6

1993

101.5

3.45

0.019

29,395

5.5

1983 Czech Republic* 1987

433

2.23

0.042

193,746

18.8

609

2.44

0.059

250,000

24.2

Bulgaria™- 1980

980

8.4

0.11

116,666

13.1

Holland*

1985

112

2.7

0.037

41,481

13.7

UK*

1982

950

2.5

0.02

380,000

7.2

USA*

1982

32000

4.3

0.14

7,441,860

32.6

a-UNSCEAR ( 1 9 9 2 ) . *>HuSak e t a l . ( 1 9 8 9 ) <=FU1SP and F t á C n i k o v á (1993)

90

Table 3

Summary of the relative contribution of radionuclides ušed in 1992 (3A) and 1993 (3B) in Slovakia to the annual collective effective dose

(3A)

Radionuklid

9 9mXc 131 I

2O1J1

Number of exam. 18 019. 8 934 361

272 siCr 1251 51CO 32p

SUM

108 96 14 6

Number oi exam. [%]

SE [man Sv]

64.79 32.13 1.29 0.98 0.39 0. 34 0.05 0.02

50.32 43.4 7.32 4.82 0.398 0.0455 0.0006 4.4

27 810

Contribution to S E [*] 45.46 39.21 6.61 4.35 0.36 0.042 0.0005 3.97

110.7

(3B)

Radionuklid 9 9mT c 131 I

2 0 1J1

6?Ga 125 I 51CO 32p

in In SUM

Number oi exam.

20 997 7 587

Number of exam. l%]

324 180 113 177 4 9

71.44 25.82 1.10 0.61 0.38 0.60 0.01 0. 03

4

0.01

SE

[man Sv] 52.77 38.20 5.48 3.20 0. 113 0.078 0.0007 1.47 0.16 101.47

29 395

91

Contribution to S E [%] 52.08 37.71 5.41 3.20 0. 11 0.077 0.0007 1.45 0.157

Table 4

The comparison of effective dose (Hg) and collective effective dose (S^ in adult population for diagnostic radiopharmaceuticals" used in 1992 in Slovak Republic, calculated with weighting factors acording ICRP Publication 26 and Publication 60.

Radiopharm. 9s>mTc-DTPA 9 9n>Xc-RBC S>9mTc-HSA 9 9mTc-MDP 9 9mTc-Pertech. 9 9mTc-HMPA0 S>9mxc-MAA ssmjc-Glucon. 9 9">Tc-EHIDA 99mTc-Colloid 9 9mTc-Hepata. 9 9mTc-Cardio. 9 9mTc-Osteol. 9 9 mic-Lympho. 99mTc-Pulmon. ssmTc-DMSA i3ii-Nal 13 11-Hippuran i3iI-MIBG I3il-Fibrino. s^Ga-Citrate s iCr-Chroman siCr-RBC Co-B 12 32 p

soil! Cl SUM

Number of exam.

A [MBq]

1744 28 251 3948 5364 30 779 590 259 669 1003 9 1480 57 264 669 3959 3922 42 96 256 14 5 10 6 361

132.4 755.85 151.9 553.6 168.1 693.75 90.91 149.3 241.33 236.5 127.82 1110 536.62 216.68 197.1 88.71 0.85 2.274 37 3.95 146.5 75.86 156.88 0.019 333.0 88.1

H E [mSv MIiq-1] ICRP26

ICBP60

0.0063 0.0085 0.0079 0.008 0.013 0.008 0.012 0.009 0.024 0.014 0.014 0.0085 0.008 0.014 0.012 0.016 11 0.066 0.2 0.12 0.12 0. 11 0.26 1.1 2.2 0.23

0.0052 0.0098 0.0088 0.0058 0.012 0.0092 0.011 0.0054 0.015 0.0092 0.0072 0.0085 0.0058 0.0087 0.011 0.0087 24 0.053 0.14 0.11 0.11 0.068 0.32 4.0 2.4 0.23

;

S£[man Sv]

ICRP26 1.45 0.180 0.3 17.5 11.7 0.166 0.85 0.79 1.5 2.2 1.79 0.085 6.35 0.172 0.624 0.95 37.0 0.59 0.31 0. 046 4.7 0. 116 0.203 0.0002 4.4 7.32 101.29

25,828

ICRP60 1.201 0.207 0.336 12.677 10.820 0. 191 0.779 0.476 0.938 1.456 0.920 0.085 4.606 0.107 0.572 0.516 80.764 0.473 0.218 0.042 4.125 0.072 0.251 0.076 4.795 7.316 134.02

»DTPA = diethylenetriaminepentaacetate RBC = red blood cells HSA = human serum albumin MDP = methylenediphosphonate Pertech. = pertechnetate HMPAO = hexamethylpropyleneamine MAA = macroaggregated albumin Glucon. = calcium gluconate EHIDA = N, [N' -2, 6-diethylenphenyl Icarbamoylmethyliininodiacetate Hepata. = hepatate = MAA Cardio. = hexamethoxyiobutylisonitrile Osteol. = osteolite = phosphonate Lympho. = lymphoscint = precolloidal tin (II) sulphid Pulmon. = pulmonate = MAA DMSA = dimercaptosuccinic acid MIBG = metaiodobenzylguanidine Fibrino. = fibrinogen

92

CZ9626450

CZ9626449

THE METHOD FOR ANNUAL DOSE RECORD KEEPING INTRODUCED IN CSOD FOR MONITORED WORK PLACES AND WORKERS AND RESULTS OF THE 1993 YEAR J. TrousiP, J. Plichta'1, Z. Prouza"', D. Nikodémova""* '} National Personnel Dosimetry Service, Prague "} National Institute of Public Health, Prague ""'Institute of Preventive and Clinical Medicine, Bratislava In the implementation of dosimetric methods the National Personnel Dosimetry Service (CSOD) proceeded from recommendations of ICRP 26 and ICRU 39 and 43 and in collaboration with organs of public health supervision applied them in the practice of personal dosimetry. CSOD is intended on dosimetry of external irradiation which from the point of view of energy and type of radiation covers completely. Since 1991 CSOD evaluates the annual exposure of workers in quantities H £ /Hp(10) and Hp(0.07)/, CSOD registers with computer every monitored workplace and all workers under dosemeter number, name and personnel identification number. The evaluation of occupational annual exposure is realized for workers working in controlled and supervised area, which differs in type of dosemeter and control periods. Using an example of annual dose record data for selected work place and workers the method for evaluation of following cases is discussed: a) b) c) d) e) f)

the measured dose is in the range of annual limit the worker has two or more dosemeters (in one enterprise or in two or more enterprises) retrospective evaluation of dosemeters from preceding periods data for the period under study are lacking change in working relations or termination of work there are two or more data in one period

The lowest significant dose was determined for film badge thermoluminiscent and track detectors using the statistical analyses. Using these results the lowest dose value which is included in the annual record is determined. In conclusion the statistical distribution of dose equivalents received by persons under radiation risk in the year 1993 is discussed together with shortages of evaluation method with regard to the introduced occupational dose register in Czech Republic,

AIRCREW EXPOSURE TO COSMIC RADIATION-EXPOSURE LEVEL, EC RECOMMENDATIONS PREPARATION F. Spurný, I. Votočková Department of Radiation Dosimetry, Nuclear Physics Institute, AS CR, Prague Recommendations ICRP 60 proposes to include aircrew members of subsonic aircraft between occupational^ exposed persons. Since 1991, it has been again started to verify, what is the aircrews exposure level and what is its dependence on the flight parameters (altitude, geographical latitude and longitude, geomagnetic field actual situation, etc). European Communities also support such studies, they also formed a working group, which task is to recommend how ICRP 60 recommendations would be introduced to national regulations and air companies practice. The contribution will present the results of measurements and analysis performed since 1991 by the collaborators of former Institute of Radiation Dosimetry of the AS CR. Both results obtained on the board of aircraft as well as behind the shielding of high energy particle accelerators will be included. Basic conclusions included in the prepared recommendations of the working group 11 of EURADOS will be also presented.

93

DOSES AT X-RAY EXAMINATION BY USING OF SHIELDING AIDS M. Fůtóp Institute of Preventive and Clinical Medicine Limbová 14, Bratislava, Slovak Republic Introduction Medical radiation exposures arising from diagnostic use of x-rays contribute significantly to the radiation exposures of individuals and population. These exposures far exceed those from other man-made sources. A way for reduction of risk associated with diagnostic uses of ionizing radiation is shielding of radiosensitive organs. The article deals with the determination of the effective dose equivalent of patient with gonadal shielding. Methods The quantity effective dose is based on the risk estimates for each organ or tissue. A Monte Carlo code ORDOS6 for calculation of the effective dose in anthropomorphic phantoms of 6 ages (newborn, 1-, 5-, 10- and 15-years old child and adult man) has been used. The simulated phantoms are both sexes with 32 organs or parts of a human body. Shapes and material of shielding aids are simulated in accordance with product of VÚSAPL Nitra. The male gonadal shieldings are in 4 sizes and the shieldings for females are in 6 sizes. The lead equivalence of the shieldings is 1 mm. The gonadal shielding GONAD SHIELD of newborn at examination of the hips is simulated in lead equivalence of 1.5 mm. Results In most radiographic examinations of the abdomen, such as lumbar sine, pelvis and excretory urogram the male gonads can be shielded. In the female such shielding is not possible since gonadal area is often diagnostically important as it contains the ureters, colon and other important structures. Some shielding in females can often be accomplished in situations where a pair of films is necessary. For example, one can shield the ovaries on an AP hip view. Shielding can also be used in follow-up studies such as those for hip disease or scoliosis. The effective dose equivalent from X-rays examination of hips of newborn with and without GONAD SHIELD is given in Table 1. The use of gonadal shield in newborns can reduce radiation exposure by 70%. The effective dose equivalent from X-rays examination of 10 years child, resp. adult man with and without gonadal shield is in Table 2, resp. in Table 3. The reduction of the effective dose equivalent in males by using the gonadal shield is more then 90 % when the gonads are in the direct beam. In females the saving is lower (about 75%). The remaining dose to the gonads consists of internal scatter, and cannot be diminished.

94

Effective dose equivalent from x-rays examination of newborn with and without GONAD SHIELD [Sv]

CD

examination Hips

without shielding 4.0 E-11 4.2E-11

with shielding 1.1 E-11 1.4 E-11

exposure geometry Ap, 70 KVp, Al filter 2.4mm, 7.5 E-8 Gy at 50cm from the focus, field 10x20cm

dose ratio 3.6 3.0

sex male female

Effective dose equivalent from x-rays examination of 10 years child with and without gonad shield [Sv] examination

CD O)

Upright Abdomen Lumbar Spine Lumbosacral Spine Lumbopelvic Hips Femurs

without shielding 1.2 E-11 7.1 E-12 1.0 E-11 1.0 E-11 7.2 E-12 1.0 E-11 1.0 E-11 9.0 E-12 2.6 E-11 7.5 E-12 1.5 E-11 3.5 E-13

with shielding 1.2 E-11 6.8 E-12 9.9 E-12

dose ratio

6.8 E-12

1.1

3.8 E-12

2.6

3.0 1.8 8.2 3.5

8.7 4.2 >10 1.0

E-12 E-12 E-13 E-13


1.0 1.04 1.0

sex male female male female male female male female male female male female

Effective dose equivalent from x-rays examination of adult man with and without gonad shield [Sv] examination Upright Abdomen Lumbar Spine Lumbosacral Spine Lumbopelvic Hips Femurs

without shielding 3.6E-12 9.9 E-12 3.2 E-12 2.8É-12 3.1 E-12 2.8 E-12 1.1 E-11 2.0 E-12 9.6 E-12 1.7 E-12 1.3 E-11 2.3E-13

with shielding 3.6 E-12 9.4 E-12 3.1 E-12

dose ratio 1.0 1.1

2.6 E-12

1.2

1.5 E-12

7.3

8.9E-13 6.3E-13 4.4 E-13 8.8E-14

>10 2.7 >10 2.6


1.0

>

sex male female male female male female male female male female male female

t

SOME ACTUAL RADIATION PROTECTION PROBLEMS IN THERAPY BY RADIONUCLIDES IN NUCLEAR MEDICINE V. Husák Clinic of Nuclear Medicine, Palacky University, Olomouc * ****

SPECIAL DEMANDS FOR MAMMOGRAPHIC WORKPLACES /. Zachariášová Centre of Radiation Hygiene, National Institute of Public Health, Prague Summary of basic demands for conventional mammographic and screening mammographic examinations from point of view of radiation safety, service and function is presented, further the demands on equipment and material needed for operation of radiodiagnostic mammographic workplaces are summarized, A quality control programme of mammographic screening units is presented which consists of measurement at different phases of operation i.e. acceptance, constancy and status testing.

Posters

APPLICATION OF FLUORESCENT IN SITU HYBRIDIZATION FOR DETERMINATION OF FREQUENCY OF CHROMOSOMAL ABERRATIONS IN BLOOD OF RADIATION WORKERS R. Poliak, H. Kypěnová Centre of Radiation Hygiene, National Institute of Public Health, Prague Human exposure to ionizing irradiation can be estimated by analysis of frequency of structural aberrations in metaphase spreads of peripheral lymphocytes. Determination of frequency of the aberrations has been applied for dosimetry since the 1960 s. Since the beginning, dicentric chromosomes have been most commonly scored as they are the easiest to recognize. However, the use of dicentrics in biological dosimetry is limited as the frequency of the cells containing such chromosomes decreases with time after exposure. Estimation of dicentric chromosomes is also questionable for examination of chronic exposure persons. The mentioned limitations can be overcome by scoring of chromosomal translocations in human lymphocytes which have no selective disadvantage during cell proliferation. Studies involving use oi blood from radiotherapy patients, accidentally exposed persons and atomic explosions survivors demonstrate that the frequency of reciprocal translocations in human lymphocytes is stable with time after exposure. Unfortunately, translocations have been difficult to score because of inefficiency of conventional staining techniques and laborious nature of the banding analysis for identification of these aberrations. In 1986 Pinkel et al. published the application of fluorescence in situ hybridization with chromosome specific DNA libraries for quick scoring of translocations and other chromosomal changes. In our laboratory we have performed numerous experiments aiming at introduction of fluorescence in situ hybridization to our practice. We have already mastered fluorescence in situ hybridization of the chromosome 7 by whole chromosome probe indicated by DIG and all centromeres of metaphase by the probe indicated by avidin.

98

CZ9626451 THE REDUCTION OF THE RISK FOR RADIOIODINE UPTAKE BY THYROID AND RADIATION PROTECTION N. Patzeltová Institute of Preventive and Clinical Medicine Limbová 14, 833 01 Bratislava, Slovak Republic The radionuclide 131I is of major concern following nuclear accident. Even though it represents less than 10 % of total iodine inventory, it is responsible for approximately 60 % of the total radioiodine inventory. There exist two alternatives for the reduction of the risk of exposition to radioiodine: - regular increase of stable iodine intake by a diet and thus a decrease of the risk for increased uptake of radioiodine by the thyroid gland - the short-term use of iodine in a large quantity as a thyroid blocking agent. This work presents a review of the available data on iodine supply in Europe including Slovak Republic and the risk of radioiodine uptake mainly in the countries with less dietary supply of stable iodine. Administration of iodine compounds as thyroid blocking agents is also discussed. The human organism, especially the thyroid, requires a certain intake of iodine to function properly. There exists an active transport system in the thyroid which enables this organ to trap the iodide from blood plasma very effectively. The fraction of radioiodine absorbed by thyroid from the blood depends on the level of dietary intake of stable iodine /Fig.1/ (1). Thus, the irradiation of the thyroid after the ingestion of radioiodine is directly related to the clearance of iodide by the thyroid. This clearance, in turn, is inversely related to the dietary supply of stable iodine. Therefore, precise information on the dietary supply of iodine in a given population constitutes a key information in the evaluation of the risk of thyroid irradiation on a public health scale. The 24 h uptake of radioiodine by thyroid is inversely related to the iodine supply which is clearly shown in Tab. 1. / 2,3,4,5 /. In Europe the lowest radioiodine uptake exists in Scandinavia and in United Kingdom where the iodine intake is the highest. Nuclear accident in Chernobyl in April 1986 has led us to a renewed concern about the role of 131I exposure in the genesis of thyroid cancer and also in some further effects such as the myxedema hypothyroidism risk which is related to the thyroid and the life time shortening and leukaemia due to the effect of radiation on the rest of the body. The administration of stable iodine compounds as thyroid radioiodine uptake blocking agents to exposed population could be effective but their use has raised a number of question. The iodine in large quantity is able completely block the entry of 1311. The Food and Drug Administration in USA recommended that doses of 130 mg potassium iodide per day for adults and 65 mg potassium iodide per day for children be considered for persons in radiation emergencies and those persons who are likely to receive 250 mSv or more to the thyroid from radioiodines (6). In the studies of effectiveness of using the iodine preparations as thyroid blocking agents, best results were achieved when Kl was given either shortly before or within 1 - 2 h after exposure to 1 3 1 I, whereas effectiveness of treatment decreased rapidly with time after exposure (7). There is no study on iodine toxicity at this dose. The adverse effects of iodine can be divided into two groups: A. Extrathyroidal (8,9,10) 1. dose dependent sialoadenitis 2. cutaneous iodism 3. various allergic reactions B. Intrathyroidal (11,12) 1. painful thyroiditis that rapidly resolves after iodine withdrawal 2. iodine goiter or hypothyroidism which occurs after prolonged exposure to iodine, that risk can be ignored for a short term treatment With the exception of hypo- and hyperthyroidism the complications are not very serious and usually only temporary. The main risks hypothyroidism are to be anticipated in elderly patients and those with cardiovascular diseases. The risks could be further limited by excluding from prevention the patients with certain skin diseases, heart diseases and goiter. Since the development of thyroid cancer after 131I is delayed and old people are at greater cardiovascular risk in a case of

99

thyrotoxicosis, the elderly population could also be excluded. A more restrictive policy would be to limit the administration of iodide to the people at high risk from radioiodine, i.e. preadolescent children and women who are pregnant for more than two month. According to Glóbel et al. (12) and the other authors, an accurate and fair comparison of the biochemical and radiation risk is extremely difficult. However, it is possible to say with a fair degree of justification that inactive iodine should only be applied prudently in radiation protection and should only be considered for expected doses of thyroid irradiation about 1 Gy. In Slovak Republic certain measures were undertaken for a radiation protection of population in a case of unexpected release of radioiodine into the environment. The population living within 30 km from Nuclear Power Plant Jaslovské Bohunice is being supplied with the tablets containing potassium iodide together with an information leaflet informing about the use of tablets (daily doses of Kl were chosen according to the recommendation of FDA). Such iodine prophylaxis with Kl tablets is planned for all subjects including pregnant and lactating women with the exception of subjects more than 45 years of age in which the sensitivity to iodine previously occurred or which are treated for some thyroid disorders. These measures show some imperfections, such as: - The instruction leaflet does not include the risk of iodine tablets for cardiovascular patience - Shelf life of Kl tablets is only 2 years and, since after that they should be replaced, it is more economical to use KIO3 with shelf life of 10 years - The dose of Kl used (i.e. 100 mg of iodine which corresponds to 130 mg Kl) is taken from recommendation of FDA which, however, it cannot be directly applied to our conditions. This follows from the fact that the daily intake of iodine in American population is 500 -1000 u.g and thus the accumulation limit for the uptake of radioiodine by the thyroid is considerable less than in Slovak population. Actually, according to the recent date Langer et al.(13) the intake of iodine in about 50 % population was found to be less than that reported previously by Podoba (100 jag/day). Thus, the dose of Kl or KIO3 for our population should be to be used in a case of nuclear accident subject to further investigation. It may be concluded: The elimination of health risk resulting from unexpected release of radionuclides into the environment should be considered as a part of cultural a developmental level of the society. The risk of exposition to radioiodine may be decreased by influencing the thyroid before the intake and retention of this radionuclide. Regular prophylaxis based on the long term increase of daily intake of stable iodine results in a decreased retention of radioiodine in the thyroid and thus also in a decreased radiation risk. References 1. Kaul, A., Roedler, H.D.,: Radioiodine : Biocinetics, mean dose and dose distribution, Radiat. Environ. Biophys. 18, 185-195, 1980. 2. Malone, J. ( Unger, J., Delange, F., Lagasse, R., Dumont, J.E.: Thyroid consensequences of Chernobyl accident in the countries of the European Community, J. Endocrinol. Invest. 14, 701-717, 1991. 3. Iodine deficiency in Europe. Delange, F., Dunn, J.T., Glinder, D., (eds.), NATO ASI Series A, Life Sciences 241, Plenum Press, New York, 1993, p. 492. 4. Podoba, J., Blažíčková, D., Sadloň, J.: Parametre funkcie štítnej žfazy v súboroch osob v podmienkach súčasnej jódovej profylaxie v ČSSR, Lék. Obzor, 697-705,1985. 5. 2-nd Conference of the Polish Council for Control of iodine Deficiency Disorders, 9-11 May, Krakow, 1993. 6. U.S.Dept. of Health, Education and Welfare (Food and Drug Administration): Accidental radioactive contamination of human and animal feeds and potassium iodide as a thyroid block agent in a radiation emergency. Federal register, Part VII, 43, 58799-58799, 1978. 7. Stemthal, E., Lipwirth, L, Stanley B., Abreau, C, Fang.S.L, Braverman, L.E.: Suppression of thyroid radioiodine uptake by various doses of stable iodide, New England J. Med. 303, 19, 1083-1088, 1980.

100

8. Wolf, J.: Physiological aspects of iodine excess in relation to radiation protection, J. Mol. Med. 4, 151, 1980. 9. Robbins, J.: Iodine deficiency, iodine excess and the use of iodine for protection against radioactive iodine, Thyroid today 3, 1, 1980 10. Robbins, J.: Indications for using potassium iodine to protect the thyroid from low level internal irradiation, Bull. N.Y. Acad. Med. 59, 1028, 1983. 11. Wolf J.: Iodine goiter and the pharmacological effects of excess iodine. Am.J.Med. 47,101,1969. 12. Glóbel, B., Glóbel, H., Muth H., Andres, C : An Estimation of the risk for use of stable iodine in radiation protection in an iodine deficient population, Society for radiological Protection 2 738-742, 1982. 12. Langer, P. et al.: Exp. Clin. Endocrinology. Accepted for publication.

Tab. 1

Reported iodine urinary excretion and 24 h thyroid radioiodine uptaken in Europe

Countries Denmark Germany Netherlands Belgium Luxemburg France Italy Greece Spain Portugal

U.K. Ireland Finland Sweden Switzerland Romania Bulgaria

Poland Croatia Slovakia

Iodine excretion / p.^/day / +)

Iodine excr. /p.g/g ere at in/

85

24 h radiouptake [%] +) (40) 48 - 69 36 - 43

16-40 85 - 123 51

43 52

75 - 115 87 - 108 95; 30

36 - 45 35 - 44 (38; 65) (34; 53) (83) (19) (38) (19) (34)

112; 50 12 250 118 250 110 130

22

(31 - 61 (37 - 74 (39 - 52 (39) (37)

37 - 131 20 - 100 54 - 88 90

100

For regions where no recent normal thyroid radioiodine uptakes where available, thyroid radioiodine uptakes were estimated using the formula oi Stambury U = 57.4 / (57.4 + E) U - is the uptake in percent oi the dose administered E - is the daily iodine urinary excretion in jjig . + ) - inverse interrelation between 24 h radioiodine uptake and iodine excretion exists, i.e. higher uptake oi radiodine corresponds to the lower iodine excretion.

101

O)

1,0

co O. CD

-a o

o "•o 0,5 co c

o •rH

o O)

0,1

100

200

300

400

500

dietary iodine intake ( ,ug/day) Fig. 1. Fractional iodine uptake as a function of dietary Iodine intake

THE X-RAY UNITS CONTROL AT THE SPECIALIZED DEPARTMENTS OF RADIOLOGY M. Žákova Hygienic Institute of Prague The results of measurements performed on X-ray sources with NERO 6000M system will be presented. These investigations have been carried out during the last two years at specialized departments of radiology in medical facilities. The most attention was given to mammography units. The reason for these inspection was to survey both the parameters of the X-ray beam and the quality of the equipment at these radiological departments. The data obtained are compared with the limits published in international recommendations.

*****

102


CZ9626453

CZ9626452


ASPECTS OF METROLOGICAL ASSURANCE OF DEVICES MEASURING IONIZING RADIATION IN THE NPP DUKOVANY V. Kulich, J. Studený ČEZ a. s., NPP Dukovany ***** THE PORTABLE SPECTROMETER CANBERRA 1200 INSPECTOR SPECTROSCOPY WORKSTATION 2. Kosina CANBERRA Electronic Comp., Prague *****

THE TERRITORIAL NETWORK OF THE TLD AND ITS DEVELOPMENT D. Kroutilíkováv, L. Hobzová">, Z. Prouzav v

Centre of Radiation Hygiene, National Institute of Public Health, Prague "' Hygienic Institute of Prague The territorial network of the thermoluminiscence dosemeters (TLD) is one of the most important components of the Czech Radiation Monitoring Network (CRMN). Recently, a modernization of the instrument equipment and the dosimetry has been realizing. The report summarizes both the hitherto experiences with the use of the TLD in the CRMN and results obtained at testing of the new instruments and dosemeters. RADIATION MONITORING NETWORK IN FORMER URANIUM MINING AREA IN THE PŘÍBRAM REGION H. Solnička, M. Hemer IOHUI Příbram Introduction In the last four years, mining and processing of uranium ore have been considerably reduced in all uranium deposits of the Czech Republic. These activities have finished in the Příbram region as well and the liquidation of mining residues has been going on. The section of the Příbram uranium deposit is shown in Fig. 1, the mining areas in Fig. 2. It is necessary to inventory the remaining sources of environmental contamination, provide . their monitoring and continually quantify the influence on the population of affected areas. Further, the liquidation process must be under professional supervision. Among the long-lasting residues, dumps are the most important (nearly 1 300, 000 m 2 in Příbram region). In this material, the specific activity of natural radionuclides varies from 100 to 2000 Bq.kg'1. The quality of surface water and water courses in the affected area has also deteriorated as a consequence of uranium industry. In the past, the other sources of exposition to ionizing radiation were associated exclusively with mining activity. At present, they either do not exist any longer (upcasts) or have been decontaminated (transship points and transport lines). The Labour Medicine Institute in Příbram-Kamenná has been investigating the influence of uranium industry on the environment and human population for years [1 - 6,9]. Special attention has been permanently payed to analyzing of radionuclide content in surface and underground waters and

103

assessing the exposure of human population from these sources [1,3,4,5,6,8]. Another large set of results concerns the measurements of radon volume activity in the air in the vicinity of dumps, tailings, upcasts and other sources and in selected settlements [2 - 7,9]. There is a quite dense monitoring network in the surroundings of former uranium plants, which provides measurement of photon dose equivalent rate [7]. Measurement and results Dumps represent a great source of radon exhalation because of relative high residual content of natural radionuclides including 226Ra. Two measuring points were thus established to follow the spread of radon from each dump. One of them was located at the dump toe in the direction of the nearest village, the other one at the dwelling house closes to the dump. The following parameters were measured in both points at the same time: equivalent volumetric activity of radon (EVAR), photon dose equivalent rate (HJ and meteorological dates (barometric pressure, temperature, relative humidity, the speed and direction of surface wind). The data on the monitoring of Kamenná-Lešetice-Brod-Bytíz mining areas from 1993 and 1994 are given in Table 1, in which the mean and range values of EVAR for particular measuring points are summarized. Data from 1993 provide a better picture of round-the-year situation whereas mean values from 1994 are biased by high EVAR values repeatedly occurring during climatically atypical summer months. The Lešetice-Brod area is situated in a wide valley. Under this-year climatic conditions (high temperature, permanent high barometric pressure, frequent windless conditions in the early morning), a remarkably great amount of radon was emitted which, moreover, remained accumulated in the valley. Consequently, extreme values of EVAR were recorded, namely in the early morning hours, not only at dump-toe measuring points no. 4, 5, 15 but also in the affected settlements (e.g. 125 Bq.m'3 in the Brod village, 17 August 1994, 7.00 a.m.). Usually, a decrease in EVAR values followed later on in the morning [2]. Such extreme values were recorded at none of the other measuring points whose location in the open landscape or at higher altitude provided them with more favorable dispersal conditions (e.g. the Bytiz dump, Dubenec and Kamenná settlements). The EVAR values recorded at more distant places of the Příbram region did not differ from those normally reported from other regions of the Czech Republic [9]. To obtain a more exact insight into the effect radon had on the dwellers of surrounding villages, the measurement of radon flux (Bq.m'V1) was carried out in selected measuring points. In the near future, these data will be completed by the measurements of indoor volumetric activity in dwelling houses located in the affected area. Tailings represent another source of radon exhalations. The tailing situated between Příbram and Bytiz (point 9 in Fig. 2) consists of two parts; one of them was used in the past (II) and the other one is still in use. Its total water surface is 118,000 m2, uranium concentration in tailing water reaches approximately 6.5 mg.l'1, and volume activity of ^ R a is about 0.5 Bq.l"1. The specific activity of ^ R a in sediments of the majority of mud pit is 20-400 Bq.kg"1, the concentration of uranium does not exceed 10 mg.kg'1. Higher concentration of both radionuclides were recorded in the southeastern part of the tailing (approx. 100 mg U.kg"1 and226Ra 1000-4000 Bq.kg"1). Regular measurements of EVAR at shores around the whole tailing revealed negligibly increased values (Table 2) if compared to the average levels in the Czech Republic (5.5 Bq.m'3) [9]. The tailing appears to be a homogeneous areal source of radon exhalations all year round. Its location in the open landscape with favorable dispersal conditions prevents from the increased radon accumulation. As mentioned above, the activity of uranium industry lead to the deterioration of surface water quality and negatively affected the sections of particular catchments [1, 3, 5, 6]. In the early period of mining activity, contaminated mine waters with high concentration of radionuclides (approx. 5 mg U.kg 1 and 2Z8Ra 1 Bq.kg'1) were released into the water courses. Consequently, the radionuclides were being accumulated in river and fishpond sediments [6]. The building of decontamination plants at the vast majority of waste water outlets lead to the improvement of water quality. Moreover, the lower, strongly contaminated sediment layers are being gradually covered by deposited soil and organic matter. The upper sediment layers are therefore less contaminated. Still, the concentrations of uranium and radium in some water courses remain relatively high. The values recorded in the sediments of affected section of the Příbramský potok brook (up to 400 mg U.kg"1 and 500-800 BqZ26Ra.kg"1) as well as those from the Červený rybník fishpond near Drásov (up to 800 mg U.kg" and 800 Bq ^Ra.kg" 1 ) confirmed the previous results [6]. The approach to the 104

decontamination of sediments of the affected area is ambiguous. A reasonable opinion appears to be keeping this contamination source under professional supervision and considering the extent of potential ecological damage imposed by inappropriate decontamination procedures. The decontamination plants were built in 1960s. Majority of them work with sufficient efficiency since then and meets the requirements of the government regulation no. 171/92 for release of waste and special waters. The only exception represents the plant at the dump no. 15 which is still being tested. There are another factors causing the problems with water quality. For example, the decontaminated water released from the Bytiz plant flows through the dump base where it is being enriched with dissolved radionuclides. This leads to an increased content of uranium and radium in the Byi'zsky and Dubenecký potok brooks. The uranium and K 6 Ra contents in water samples from the sampling points in affected sections of particular catchments are summarized in Tables 3 and 4. No remarkable changes occurred since the publication of corresponding data in 1991 and 1992 [3, 6]. The quality of water is also being permanently controlled in lower sections of the Litavka and Kocába rivers (up to the Vltava river) and the results meet the requirements of the government regulation. In the past, the Labour Medicine Institute focused namely upon the monitoring in the immediate surrounding of uranium plants. This activity has been extended and, at present, it covers a larger area within the Příbram region. This effort has been encouraged by the research carried out in the National Institute of Public Health which is focused upon the environmental impact assessment and its consequences for the public health in the region of Příbram [10]. The Centre of Radiation Hygiene provided us with thermoluminiscent dosimeters. This made it possible to record the spatial distribution of dose equivalent rate at the territory of the Příbram region. The measuring points are located (1) in the area of former mining activity (Kamenná - Lešetice - Brod - Háje - Bytiz - Drásov) and (2) in more distant sites of the region in various geological conditions [7]. These localities are also used as control measuring points by the Centre of Radiation Monitoring Network. Moreover, there is a measuring point of air contamination (MPAC) located at the territory of the Labour Medicine Institute in Kamenná. The distribution of measuring points is shown in Fig. 3. The values recorded in these measuring points from 1993 and 1994 are given in Table 5. Table 5 indicates that neither H x nor EVAR values recorded in the measuring points of the Příbram region exceed those reported from other areas of the Czech Republic. However, there are obvious differences among particular localities which correspond to their geological structure (e.g. higher values of H x in Drážkov at the margin of Central Bohemian pluton, or very low ones in Obecnice at Palaeozoicum). There is a reasonable correspondence between the H x values obtained by various methods; this is conspicuous namely at the Kamenná NPAC from where there is a large amount of data available. Conclusions A monitoring similar to that reported in the present paper is being carried out by the Labour Medicine Institute in other areas of the Czech Republic affected by mining and processing of uranium ore (W Bohemia, N Bohemia, Moravia, Mydlovary). The population of these areas, as well as of several others showing an increased radon risk, is permanently exposed to ionizing radiation.The monitoring is therefore aimed at assessment of the level of exposure and inventory of the most serious sources of contamination, in order to keep them under permanent supervision until their asanation is completed. References 1. Hladká, E. et al.: Exposition of a critical group of population to radionuclides from water in an area affected by the mining of the uranium ore. Cs. Hyg., 30, 1985, 6. 6, p. 340-346 2. Burian, I. et al.: Measurements of low level volume activities of z22 Rn daughter products. Radioaktivita a životné prostredie, 10, 1987, č. 2, p. 67-80 3. Hladká, E. et al.: Influence of uranium tailings on the environment and the population. Čs. Hyg., 36, 1991, Č. 5 - 6, p. 226 - 232 4. Plaček, V. et al.: Exposition of population to ionizing radiation in the mining area of Dolní Rozinka. Mining Příbram Symposium 1992. Z 11. 5. Němec, M. et al.: Estimation of population exposition in the mining area of North Bohemia influenced by uranium industry. Report Labor Medicine Institut Příbram - Kamenná 1992,12 p. 105

6. Hladká, E., Hemer, M.: Influence of uranium tailings on the population. Mining Příbram Symposium 1992. Z 10 7. Hemer, M., Solnička, H.: New monitoring network in vicinity of uranium mining residues and in the Příbram region. Mining Příbram Symposium 1993. 8. Solnička, H. et. al.: Content of the natural radionuclides in the enviromental components affected by the geological struc ture of the Příbram region. Mining Příbram Symposium 1992. Z 9 9. Burian, I. et al.: Measurement results of the volumetric activities of radon daughter products in the open air. Radioaktivita a životné prostredie, 13, 1990, č. 1, p. 33 - 38 10. Nerudová, J.: Personal communication, 1992. Table 1

Measurement results of equivalent volumetric activity of radon in a vicinity of the uranium dumps and in the edge of villages. EVAR (Bq.m~3)

Measuring point

Kamenná toe of the dump no. 3 1993 (n - 20) 1994 (n = 3) MPAC 1993 (n = 39) 1994 (n = 32) gate of the plant 1993 (n «= 20) 1994 (n = 3) Lešetice" toe of the dump no. 4 1993 (n ~ 8) 1994 (n = 14) Lešetice village 1993 (n » 8) 1994 (n = 13) Brod toe of the dump no. 15 1993 (n =• 9) 1994 (n = 19) Brod village 1993 (n = 8) 1994 (n = 14) Brod toe of the dump no. 5 1993 (n - 9) 1994 (n « 15) toe of the dump no. 6 1993 (n = 9) 1994 (n =» 15) Bytíz, the dump no. 11 1993 (n » 8) 1994 (n =• 11) Dubene.c village motorest "Halda" 1993 (n « 8) 1994 (n = 11) Note:

min.

H x (jiSv.h"1)

max.

~ — — 7.1 8.2

1.5 4.7

15.8 12.6

0.53

6.5 5.5

0.6 0.3

14.5 16.8

0.16

5.7 3.6

1.3 3.2

15.2 4.1

0.20

9.9 12.4

0.5 1.6

30.3 76.8

0.24

7.3 11.1

0.8 1.4

8.6 71.4

0.22

9.1 32.1

0.6 1.5

18.3 121.0

0.23

9.2 19.4

0.8 1.1

19.4 125.0

0.12

7.4 14.7

0.8 1.2

13.1 165.0

0.26

21.1 8.2

0.2 1.2

147.7 44.0

0.27

6.0 6.9

0.7 1.7

8.5 28.0

0.37

4.6 4.3

0.6 1.0

6.7 20.0

0.10

~

MPAC = Measuring Point of Air Contamination of the Centre of Radiation Monitoring Network The 1994 measurements were conducted from January to August only. 106

Table 2

Measurement results of equivalent volumetric activity and photon dose equivqient rate at shores around the tailing.

Measuring point

1. 2. 3. 4. 5. 6.

Note:

(n (n (n (n (n (n

0

9) 8) 10) 10) 12) 15)

8.9 6.6 7.8 6.1 5.8 7.7

EVAR ( B q . l t f 3 )

min.

H

max.

1.2 1.3 1.1

27.3 16.9 18.8 15.9 16.3 17.8

1.7 1.0

1.1

0.53 0.43 0.29 0.26 0.73 0.48

n = number of measurements in 1993 and 1994. The 1994 measurements were conducted from January to August only.

Table 3

Uranium and226Ra contents in water in sampling points on the decontamination plants outlets and on the affected section of Příbramský potok brook.

Sampling point

n

0

uran

DP no.2,outlet 3 0.091 1993 3 0.140 1994 DP no.9,outlet 3 0.071 1993 1994 4 0.146 DP no.15,outlet 1993 3 0.250 3 0.955 1994 Příbramský potok brook before Fial.rybník pond 3 0.075 1993 3 0.284 1994 Příbramský potok brook before Litavka river 3 0.011 1993 3 0.027 1994 Litavka river before Příbramský potok brook. 3 0.001 1993 3 0.006 1994 Litavka river+Příbramský potok brook 1993 3 0.006 1994 3 0.014

22t5

Ra

(Bq.l"1) mm. max.

(mg.l min.

max.

0.084 0.110

0.099 0.173

0.135 0.209

0.093 0.070

0.203 0.323

0.020 0.083

0.150 0.229

0.133 0.276

0.075 0.151

0.166 0.435

0.098 0.563

0.359 1.480

0.071 0.267

0.020 0.129

0.138 0.404

0.052 0.151

0.094 0.494

0.032 0.126

0.020 0.111

0.044 0.150

0.006 0.021

0.020 0.033

0.053 0.108

0.043 0.020

0.060 0.300

0.001

0.017

0.045 0.144

0.020 0.058

0.066 0.197

0.004 0.007

0.007 0.024

0.036 0.079

0.020 0.020

0.069 0.226

107

Table 4

Uranium and Z26Ra contents in sampling points of the affected section of watercourt of Kocába river.

1

Sampling point

n

uran (mg.1" ) 0 min. max.

DP Bytíz no. 11,inlet 1993 3 3.421 1994 3 3.838 DP Bytíz no. 11,outlet 1993 3 0.081 1994 3 0.059 Bytízský potok brook 1993 3 0.663 1994 3 0.564 Dubenecký potok brook 1993 3 0.242 1994 3 0.273 Kocába river before Dubenecký potok brook 1993 3 0.005 1994 3 0.005 Kocába river+Dubenecký potok brook 1993 3 0.232 1994 3 0.262 Kocába,Drásov village 1993 3 0.234 1994 3 0.242 Prostřední rybník pond 1993 3 0.310 1994 3 0.240 Kocába,Nový Knín village 1993 3 0.037 1994 3 0.045

•22óRa..(Bq.r"1)

min.

max.

2.643 3.503

4.366 4.409

0.213 0.413

0.124 0.257

0.490 0.699

0.006 0.046

0.202 0.076

0.151 0.130

0.058 0.025

0.327 0.239

0.102 0.129

0.981 1.051

0.086 0.294

0.025 0.163

0.167 0.465

0.200 0.266

0.252 0.282

0.151 0.365

0.038 0.165

0.362 0.751

0.004 0.003

0.007 0.007

0.094 0.077

0.020 0.020

0.218 0.219

0.167 0.187

0.286 0.373

0.104 0.128

0.020 0.020

0.238 0.395

0.193 0.173

0.271 0.331

0.078 0.187

0.020 0.020

0.174 0.395

0.291 0.098

0.340 0.331

0.045 0.155

0.020 0.130

0.094 0.184

0.014 0.037

0.060 0.057

0.063 0.143

0.020 0.108

0.124 0.187

108

Table 5

Measurement results of photon dose equivalent rate and equivalent volume activity of radon on monitoring points in the Příbram region.

Monitoring point

Dam of Orlík Brod, resc.st.yard Rožmitál, garden Háje, garden Bytíz, garden Drásov, garden Drážkov, garden Dobříš, garden Obecnice, garden Příbram, Bř.Hory garden Kamenná, MPAC Kamenná, MPAC continual measurem.

1

H x (nSv.h" ) TLD inst.measurem.

EVAR ( B q . n T 3 ) <j> min. max.

0

0

65.3 130.0 135.3 119.4 130.7 120.6 146.2 118.6 79.9 103.1

73.3 142.5 134.2 140.7 153.6 133.9 163.6 137.5 99.3 115.7

9.5 3.8 4.3 2.4 3.1 4.6 5.8 2.5 2.5 2.7

0.9 0.9 1.9 1.0 1.0 1.5 1.3 0.9 0.6 1.0

19.6 8.6 13.6 5.3 7.2 14.7 19.5 5.2 6.1 6.6

138.4

138.7

6.0

0.3

6.6

141.2

(638

dates)

MPAC - Measuring Point of Air Contamination of the Centre of Radiation Monitoring Network

109

E

u

d) (I)

O O T3

E •H-ri

04

H t

»i 110

V Da£*£XM^ til**!.

Fig

- 2

V"

' *«Vl

i^-íI«

'''••-l<*^-.íjr»ji.

- 3

CZ9626454 A DEVICE FOR MEASURING FOODSTUFF CONTAMINATION DC-5A-94 /. Urban '>, ft Marek '>, Z. Smejkal ">, J. Ryba '"> '' Institute of Civic Defence CR, Bohdaneč Spa, 533 41 "} University of Pardubice, Legií 565, Pardubice, 532 10 '"'Tesla MTS Prague, Central 65/2, Prague 6, 160 00 The development of a device for measuring foodstuff and water contamination DC-5A-94, headed by Institute of Civic Defence, was started at Tesla VÚPJT Přemýšlení in 1992 and finished at Tesla MTS Prague in 1994. The set is scheduled for measuring radioactive contamination in case of radiation breakdown in nuclear power stations or during a nuclear conflict. The set is composed of radioactivity measuring device consisting of detector, evaluation set, and accessories. The detector unit consists of tescint Nal/TI 40 x 40 mm, amplifier and high voltage source. The measuring space of the detection part is protected by lead screen. The detection part of the measuring device can be set to two positions in dependence on the sample activity. The evaluation part of the measuring device is housed in a box with a face panel and key strip, and display. The feed voltage of the device is 6 V to 26 V DC. Other auxiliary voltage values are generated by the device. For feeding using the 220 V mains is used a mains adapter. The feeding is also possible by means of 6 monocells, ar any car battery. As calibration and check emitter is used the EG-3 137Cs standard. Measuring specific activities of foodstuff samples The foodstuff samples proper can be measured after stabilization of electronic circuits of the measuring device, energy calibration, and background measuring. The analyzer of evaluation section consists of three differential amplitude analyzers and an integral one. Output pulses from the analyzer are digitally processed in the evaluation part of the measuring device. In standard version the measuring device is set to perform contemporary measurements of measuring activity in the region of three energetic ranges, further on marked as: - integral window (the activity is evaluated by means of the gama photons detection from 30 keV up) - iodine window (energy 242 - 485 keV) - cesium window (energy 507 - 771 keV). The results of measurements are digitally featured on display in units of specific activity /kBq.kg'1, resp. MBq.kg"1/. Results of 100 measurements are stored in the memory of the evaluation section of the device, from where they can be developed onto the display, or shifted as data set into PC computer using a special computer programme. The measuring device is adapted to work in 3 operating modes, i. e. a basic mode, autonomous free mode and mode of controlling the device from external computer. During the operation in basic and free modes the measuring device is operated using the key strip of the evaluation part of the measuring device. In case of controlling from the external computer the measuring device is controlled by means of a special programme through PC. During operation at free mode and when the measuring device is controlled from external computer the boundary values of energetic windows can be set to other optional energies as well. The results in this case can be followed instead of values of measuring activity in quantity of pulses, so that the given apparatus can be generally used also as four-channel spectrometer. The most important technical data detector: energy discrimination: measuring range: energy range: , integral window iodine window cesium window

NalfTI) 40 x 40 mm better than 9 % /for 661 keV/ 0,3 kBq.kg"1 - 3 MBq.kg 1 from 30 keV 242 - 485 keV 501 - 771 keV 113

CZ9626455 energy calibration: volume of sample measured: weight of sample measured: measuring time:

EG-3 137Cs 250 kBq 500 ml max. 999 g 10 to 1000 sec.

MEASUREMENT WITH THE DC-3E-83 DOSE RATEMETER AFTER A RADIATION ACCIDENT O. Neruda*', I. Prouza'} "' Purkyně Military Medical Academy, Hradec Králové "> Centre of Radiation Hygiene, National Institute of Public Health, Prague The DC-3E-83 dose ratemeter, manufactured for Civil Defence, has been put at the disposal of many civilian organizations, including parts of the Radiation monitoring network of Czech Republic. Therefore, we have taken an interest in using of this instrument for the simple estimate of surface activity, and air concentration activity, that would be taken at the measuring sites, and by the mobile groups, with the aim of providing data for decision making about the implementation of protective measures in the case of radioaction accident on a nuclear power plant. The instrument's detector is a window GM counter with a surface area of 35 cm 2 . The ratemeter is calibrated and equipped with a scale for the direct reading of the dose rate (in a range of 0.1 nGy/h to 10 mGy/h) and the surface activity (0.3 to 30 000 Bq/cm2). The surface activity is measured as a difference between the readouts measured with beta particle absorbing filter in the open and closed position. The ratemeter capability to measure surface contamination is possible to evaluate by means of the ratio of the readouts (responses) with the open and closed filter. In case of an infinite, uniform, and surface contaminated area, it is possible to express the ratio p s using the equation: Ps =

where the efficiency cs is the response resulting from the beta radiation detection with the filter open per the unit surface activity, and fs is a conversion function converting the surface activity into the dose rate. For a radionuclide emitting one photon with energy 0.7 MeV, and one beta particle, E max = 0.7 MeV (fs = 2.10'12 GyhVBqm'2) e.g., the value of p s equals 35. The detection properties of the GM counter are such that, when putting the detector with the filter open to the surface, 97 per cent of the response is produced by beta particles and only 3 per cent by gamma radiation. Therefore, even in case of large-scale surface contamination it is possible to measure the surface activity that corresponds to the dose rate measurable with difficulty. The upper limit of the surface activity measuring range is so high that the maximally measurable surface activity for the above mentioned source would be 16 500 Bq/cm2, which corresponds to a dose rate of 0.33 mGy/h. These dose ratemeter properties led us to determine the values of a similar ratio p v defined by the equation: Pv =

where efficiency cv is the response caused by beta particles per unit air concentration with the detector facing the "infinite" saturated air layer, and fv is a conversion function converting the air concentration into the dose rate. In the first step it was necessary to determine c v in dependence on the beta radiation energy. We used the radionuclides 204TI, 32P, and90Sr+90Y, the pure beta radiators and the following two methods. The first method, a more analytical and a more demanding procedure, involved the successive placing of a surface thin source into all those places in front of the detector, from which the emitted beta particles might be detected. Proper choice of the individual positions, and a proper summation of the partial measured values, resulted in the required value of cv. Surface radiators up to the size

114

of 150x150 cm were used to minimalize the number of the partially measured positions, and to increase the measuring accuracy. The second, integral method of the determination of c v was based on measurement by placing the detector closely over a sufficiently extensive level of an aqueous sample in the saturated layer. The valid fact that an equilibrium of the beta particle flux density in substances of the same mass activity does not depend on the density of substances, but only on the values of the mass stopping power, i.e. on the nuclide composition, was used in this method. Both procedures resulted in the determination of the energy dependence of cv, which enabled us to calculate cv for all the radionuclides potentially figuring in release from a nuclear reactor. Štubňa et al. [1991] describes possible accidental sequences for the nuclear power plant Dukovany with serious radiological consequences and introduced the activities of the individual radionuclides inventory and their released fractions. Using these data, the values of pv, cv> and fv were calculated for different time intervals after shutting down of the reactor. As the resulting values for all sequences considered by Štubňa [I99I] are practically the same, we present in Table 1 their mean values and, in addition, the values corresponding to the release of the noble gases only. Values of cv [|i.Gyh"1/Bqcm'3], fv [nGyh'VBqcm 3 ], and p v for various times after shutting down of the reactor, and for the sequences described by Štubňa [I99I] (mean values) and for release of the noble gas radionuclides.

Table 1

0,5 c f

v vV

Pvv J. c

f

v

vV

Pv

1

5

3

mean values 139 101 135 84 1.90 2.03 2.20 noble gases 155 141 103 168 133 81 1.92 2.06 2.28 152 170

t i m e [hours] 10

76 65

42

78

42 35

2.18 61 2.27

35

2.06

2.20

15

24

36

48

72

27.1 27.7 1.98

17.9 19.2 1.93

13.9 14.7 1.95

12.4 12.4

11.3 8.37 2.06

25.8 22.4 2.15

15.7 13.7 2.14

11.7

10.1

2.22

2.28

9.1 6.8

9.6

2.0

7.9

2.35

It is obvious that both the cv and fv values decrease in similar fashion in time after shutting down of the reactor, so that the ratio p v is relatively little dependent on time. Therefore, a cloud presence in the measuring site increases the value for the open filter two times against the value for the closed filter. It is possible to draw a conclusion that the presence of a radioactive cloud can be detected by means of DC-3E-83. The range of the measurable concentration activities equals roughly from 1 kBqm"3to O.I GBqrrf3. Using generally accepted values of the deposition rates we analyzed, how the dose rate from the deposit would increase the "background" and decrease the ratio of the responses with the open and closed filter. It appears that a radioactive cloud in the given site would have to be present for several hours to influence that ratio due to dose rate from deposit. The results obtained served as basic material for the proposal of a fast and simple measuring method using the DC-3E-83 dose ratemeter. It concerns the measurement of the following values of U1, U2, U3, andU4: Value U1 U2 U3 U4

Detector position height [m] orientation downwards downwards upwards upwards

0.1 0.1 1.0 1.0

115

Filter closed open closed open

CZ9626456 The ratios P1 = U2/U1, and P2= LJ4/U3, and the differences R1=U2-U1, and R2=U4-U3 should be calculated. A modified [2] decision making procedure has been developed, by which it is possible to assess whether the increase of the dose rate in a measuring site is due to: a) presence of a radioactive cloud in the measuring site, b) surface contamination of the terrain in the measuring site, c) detection of gamma radiation emitted from the surroundings of the measuring site, d) a some combination of a), b), and c). References 1. Štubňa, M., Pokorný, V., Kusovská, Z., Ďuranová, T.: Posúdenie velikosti pásma pre plánovanie opatření na ochranu obyvatelstva v pripadě radiačnaj havárie JE Dukovany, Výzkumná zpráva VÚJE 14/91, Trnava, 1991, 96p. 2. Guidance on Off-site Emergency Radiation Measurement Systems, Phase 1 - Airborne Release, Report FEMA-2, Rev. 1/July 1987, Washington, D.C. DETERMINATION OF THE CORRECTION ON ACTUAL NEUTRON SPECTRA IN NPP FOR PERSONAL DOSIMETRY J. Zeman SMI Bratislava ***** DEVELOPMENT OF INCIDENCE OF CANCER MORBIDITY AROUND NUCLEAR POWER STATIONS AT JASLOVSKÉ BOHUNICE WITHIN 20 YEARS M. Letkovičová, J. Korec, V. Príkazský, Z. Smejkal Specialized Healing Institute TaRCH, Nitra-Zobor Research Institute of Nuclear Power Stations, Trnava District Hygienic Station, Poprad University Pardubice, Radioisotopic Laboratory of Department of Inorganic Technology Introduction The aim of the work is to evaluate the effect of nuclear power stations at Jaslovské Bohunice upon the development of pernicious tumours in the population around the power stations. As a base of comparison was taken the Trnava district where the power stations are situated approximately in its center. As comparative regions were selected the Levice district where the situation analysis is at the same time the starting situation of comparison after 20 years of potential functioning of nuclear power station at Mochovce. The Nitra district which is situated between Trnava and Levice is similar in composition and numbers of population as well as in its predominant fields of labour. Materials and Methods As starting materials were used data of National oncological register, available at the National Oncological Institute in Bratislava, as well as data from the Register of specific lung diseases at Vyšné Hágy, and demographic data from the Department of demography of the Slovak Institute of Statistics at Bratislava. The data of oncological incidence were coming from 1968 up to 1989, all calculations were made with relative numbers referring to 100 000 inhabitants. The trend of incidence was followed separately for men and women in 63 oncological diagnoses in all the three districts. The 1968 state was taken as a base. We evaluated the trends in individual districts, and for rough evaluation the trends of overall incidence of pernicoustumours in Bratislava and in Slovakia. Other epidemiological parameters were followed as well such as: potentially lost years in the followed region, average death age, life expectancy at birth.

116

The following statistical methods were mainly used: descriptive statistics, multiple Kruskal-Wallis test, distribution analysis, trend analysis, regression analysis, cluster analysis. Some results are published using a problem-oriented map. Results In the Trnava district 60 % of the population are living within 20 km distance from the nuclear power stations. If the power stations have effect upon the increase in malignant tumours this should be evident also in changes in district numbers. In analysis of pernicious morbidity trends in Bratislava and in Slovak average only an exponential could be used as function. In Trnava, with occasional minor per annum oscillations the overall incidence keeps the level of starting 1968 year, even only 99 % of its value. In case of selected districts (Trnava-Levice-Nitra) there are highly conclusive differences (on the conclusive evidence level p < 0.01 in both men and women). The difference is caused by a very high incidence in the Levice district where there are 95 % of all cases above the occurrence level in the Trnava and Nitra districts. However, there are differences in numbers of occurrence of individual tumuor types. It can be assumed that those differences are provoked by something which is characteristic of the given locality - in conclusive differences there is increased, or reduced, occurrence in all years and in both sexes proportionally. Tumor types, in which, in agreement with preceding studies, the expected dependence with the increase of their occurrence in areas burdened with low radiation do not occur in the Trnava region in increased numbers, on the contrary in Trnava skin tumours are statistically conclusively less frequent than in the two other districts. The same applies to tumours of digestive organs. As the life expectancy is concerned, the Trnava district has been among the best in Slovakia for very long space of time. Conclusion The Trnava district has not shown any increase of malign tumours in men (99 % of the starting value) and one of the lowest increases in women (116 %). To compare, the average increase in Slovakia has been 139 % in men, and 129 % in women in the followed years. This conclusion is in correspondence with the results of studies accomplished as grant at the National Cancer Institute at Bethesda, USA where to the letter is described the protective effect of the nuclear, industry upon the environment as cancer diseases are concerned. We assume that in case of Trnava this effect may be aided by the act that vast regions around the nuclear power stations are supplied with waste heat by means of pipelines which has stopped using solid fuel and thus polluting the countryside with waste.

Posters

SELECTIVE LEACHING OF SOIL COLLECTED FROM DUDVÁH RIVERSIDE NEAR NPP JASLOVSKÉ BOHUNICE ft Poiiak, D. Drábová, R. Filgas Centre of Radiation Hygiene, National institute of Public Health, Prague Specific forms of occurrence of radionuclides determine migration ability of these contaminants in environment. Bottom sediments are natural deposits for most radionuclides. Natural or artificial (bottom dredging) transport of sediments is a significant way of transfer of these radionuclides in and out the hydrosphere. Interactions of radionuclides with soil and rocks are important from the point of view of their inclusion in to food chain and their transport in ground water. At some places alluvia of discharge water canal Manivier contain great amounts of radionuclides which have entered soil as a result of removal of sediments contaminated by effluents from NPP Jaslovské Bohunice. The study aimed at determination of the forms of some radionuclides in the riverside and at assessment of releasibility of these radionuclides into hydrosphere. Applicable steps of sequential selective leaching as described by Tessier were used in the study. 117

SELECTIVE LEACHING OF AEROSOL PARTICLES COLLECTED BY CASCADE IMPACTOR IN THE VENTILATION STACK OF NPP V1 IN JASLOVSKÉ BOHUNICE R. Poliak, D. Drábová, R. Filgas Centre of Radiation Hygiene, National of Public Health, Prague Selective leaching was used in the attempt of determination of chemical forms of radionuclides contained in aerosol particles from gaseous effluents of NPP V1 Jaslovské Bohunice. The study was a part of the investigation of aerosols size distribution by means of cascade impactor. We aimed at finding out whether there is a difference of chemical form of radionuclides in different size particles and forecasting possible release of radionuclides in the environment and Gl tract. In the first stage of the study two sets of samples and four leaching solutions were used. The following radionuclides were detected in the leached fractions: 134Cs, 137Cs, ^Co, 5 5 Mn, 11Om Ag.

USING OF THE AIRBORNE GAMMA-RAY SPECTROMETRY FOR CALCULATION OF DOSIMETRIC QUANTITIES ON THE GROUND LEVEL J. Klusoň, A Malušek, T. Čechák, FNPE CTU Prague P.Jurza, Picodas Praha, s.r.o. The airborne gamma-ray spectrometry enables to detect photons, emitted by the natural radioelements (K, U, Th) as well as man-made contaminants, dispersed in the soil surface layer. Mathematical processing of experimental spectrometric data makes it possible to calculate superficial /specific activities of the individual radionuclides, exposure rates in the reference level 1 meter above ground, and map this values over the region of interest, etc. Airborne spectrometry has been effectively accepted for geological mapping, environmental monitoring and operational or accidental monitoring / mapping of the radionuclide leakages. In cooperation with Picodas Praha, Inc., the new data processing method for ENMOS spectrometric system was developed (ENMOS - high sensitive spectrometric system with Nal(TI) detectors, 16 liters total volume, with very sophisticated system of the spectra stabilization and data acquisition and preprocessing). Using the Monte Carlo method, the spectrometer responses for natural radioelements, typical artificial contaminants and set of considered altitudes were calculated. Two basic spectrometer response matrixes for energy interval up to 3 MeV and mostly used altitudes were prepared. Three methods for trie spectra decomposition to the individual components contributions were tested (stripping method, least squares fit and deconvolution). Impact of the statistical and systematic errors was analyzed. Paper presents the possible scope of applications for developed method and some examples of results.

118

EFFECTS OF RADIATION

CZ9626458

EFFECTS OF RADIATION

ANALYSIS OF THE CHROMOSOME ABERRATION YIELD IN HUMAN LYMPHOCYTES AT VARIOUS LEVELS OF X-RAY DOSE H. Kypěnová, A. Sedlák Centre of Radiation Hygiene, National Institute of Public Health, Prague Dose-response curves of unstable chromosome aberrations in human lymphocytes for 250 kV X-rays were obtained to assess the equivalent whole body dose of individuals accidentally exposed to radiation. The human peripheral blood of three healthy donors was irradiated in vitro at 37 ° C with eight doses in the range from 0.1 to 4 Gy. For irradiation X-rays at 250 kV and 3 or 5 mA with HVL of 0.4 mm Cu were used, delivered acutely over times 0.5 to 13 minutes. Forty-four hours cultures were set up and fixed following a standard procedure. Chromosome aberrations were classified into dicentrics, centric rings and excess acentrics. For all dose levels 15 900 cells were scored. The control data were pooled from 2100 cells of 21 unexposed persons as analyzed in our laboratory. The spontaneous incidence of dicentrics was 0.77 x 10"3 and for acentrics 2.3x10*. The dependence of measured aberration yield Y on dose D (Gy) was described by an equation Y = aD + pD2, which is consistent with single track an two track model for aberration formation. The coefficients a and p were obtained by fitting the data to the formula by the least squares method. Their values are given in the table: SE

( 1 0 2 Gy1'

SE

en.

a

(10 ? Gy2)

Dicentrics

4.66

0.24

7.34

0.37

Excess

4.49

0.74

3.37

0.52

Total aberrations

8.67

0.51

11.20

0.46

Over the range doses used the dose response curves appeared to be linear-quadratic. The quadratic term is important even at low doses of sparsely ionizing radiation. RISK AMONG MINERS EXPOSED TO RADON RELATED TO HISTOLOGICAL TYPES OF LUNG CANCER T. Muller, L Tomášek, E. Kunz Centre of Radiation Hygiene, National Institute of Public Health, Prague Long term exposure to radon and its progeny is one of the most important health problems. The information on effects to human organisms is based on results of longterm follow-up of miners working at high volume activities of radon progeny. Epidemiological studies have demonstrated that exposure to radon in a mine atmosphere can cause lung cancer. It has been found that lung cancer risk is linked to higher incidence for certain histological types of lung cancer, particularly the small cell and epidermoid ones. The presentation issues from data of the oldest Czechoslovak cohort study (S), which belongs among the largest ones with the longest follow-up. The data have been completed from the point of 119

view of mortality by the end of 1990 and individual exposures have been revised, particularly the recent working history of the miners. The aim of the study was firstly to verify the assumed differences in histological types for the studied cohort and the general population and secondly to characterize the relation of lung cancer histological types incidence to different exposure patterns. From the published results, it can be deduced that the basic dependence of the incidence on cumulative exposure and time since exposure for main histological types of lung cancer is statistically different. The recent results confirmed the linear dependence of relative risk on cumulative exposure, the decrease of the effect with time since exposure, and reduction of the effect in older ages. More detailed analyses also confirmed the hypothesis of an inhibitory effect of occupational exposure in mines, formulated by J. Ševc. Generally, exposure from higher exposure rates causes lower relative risk per unit exposure (the so-called inverse exposure rate effect). The above effect was observed only in situations when higher exposure rates occurred after an initial stage of the malignant process in the bronchial epithelium. As expected, this phenomenon was present only in the undifferentiated small cell histologie type of lung cancer. The above findings are based on relative risk models with time-since-exposure factor, which is now mostly used in cohort studies. The previous histological analyses of the cohort used an attributable risk model.

Posters

MORTALITY ANALYSIS IN 6 DISTRICTS OF SOUTH SLOVAKIA V. Príkazský, jr., H. Letkovičová, V. Príkazský, sen. National Institute of Public Health, Prague, University Pardubice, Institute of Hygiene and Epidemiology, Poprad Region of six districts of south Slovakia has an important place in mortality in Slovak Republic. The aim of the study was to analyze mortality figures in six neighboring districts and to investigate disparities in mortality in the region. For every village and town we calculated proportion of premature deaths and potential years of life lost per one premature death. We compared these indicators for each district and for every municipality. We also compared time changes in these indicators between periods 1980-1985 and 1986-1991. We present here selected results from the 6 districts and analytical results from municipalities of the region.

120

DOSIMETRY AND METROLOGY

I l l "111'li II III 11

CZ9626460

CZ9626459

DOSIMETRY AND METROLOGY

THE EXPRESSION OF UNCERTAINTY IN MEASUREMENT OF IONIZING RADIATION QUANTITIES J. Belaň, T. Beláň, F Gábriš, J. Zeman Slovak Institute of Metrology "When reporting the result of a measurement of a physical quantity, it is obligatory that some quantitative indication of the quality of the result be given so that those who use it can assess its reliability. Without such an indication, measurement result cannot be compared, either among themselves or with reference values given in a specification or standard. It is therefore necessary that there be a readily implemented, easily understood, and generally accepted procedure for characterizing the quality of a result of a measurement, that is, for evaluating and expressing its uncertainty." [1] The mai i goal of this contribution is to summarize the conceptions, rules, methods and procedures used for evaluating and expressing uncertainty in measurements, in detail comprised in the document "Guide to the expression of uncertainty in measurement " [1] and in the technical metrological regulations TPM 0051-93 "Stanovenie neistót pri meraniach" [2], in the area of ionizing radiation quantities. The contribution is divided into two parts. The aim of the first one is concise to define the basic ideas for the understanding of the next explanation and simultaneously to summarize the principle rules of the expression of the uncertainty in measurements according to above mentioned documents. Hereby it attentions to peculiarity of the evaluating of a result of the ionizing radiation measurements. The second part is an example of expression of uncertainty in measurements of 222Rn volume activity in air by means of Lucas scintillation chambers. [1] BIPM, IEC, IFCC, ISO, IUPAC, IUPAP, OIML: Guide to the expression of Uncertainty in Measurement. Geneva (Switzerland), 1993. [2] TPM 0051-93. Stanovenie neistót pri meraniach (1. a 2. die!). [Evaluating of Uncertainties in Measurements. (1. and 2. volume). Slovak Institute of Metrology, Bratislava (Slovak Republic), 1993 (in Slovak). USE OF COMPTON SPECTROMETRY FOR STANDARDIZATION OF X-RAY BEAMS F. Pernička1', G. Matscheko21, O. Kodř 1>

Nuclear Physics Institute, Department of Radiation Dosimetry, Na Truhlářce 39/64,180 86 Prague Linkoping University, Radiation Physics Department, S-581 85 Linkoping, Sweden 3> Centre of Radiation Hygiene, National Institute of Public Health, Šrobárova 48, 100 42 Prague 2)

Calibration of any instrument for the measurement of doses or dose rates usually means the determination of a calibration factor which is used to multiply the instrument reading to obtain the desired quantity. The calibration itself is done under specified conditions in a calibration field, typically the field recommended by appropriate international standards like the ISO 4037 standards for the photon beams. These recommendations define four series of X-ray beams used for the calibration up to 250 keV. Except the high rate series it is recommended to use spectrometry method to check resolution and mean energy. But even for this beams it is useful to have a spectral information as this gives us possibility of better determination of interaction coefficients for the beams. High flux of photons at a place of the detector is the main problem during spectrometry of X-ray beams. There are special requirements on an experimental setup and signal processing. One of the possibilities how to avoid this problem is to use a compton spectrometry method which significantly reduces number of photons reaching the detector. Experiments were done at the standardization laboratory of the National Institute of Public Health in Prague. The compton spectrometry system used had been developed at the Radiation Physics Department, Linkoping 121

CZ9626462

CZ9626461

University. The X-ray spectra were determined for the beams which were not possible to measure by the direct method. The results obtained clearly show usefulness of the compton spectrometry for standardization of X-ray beams.

CHARACTERISTICS OF RADIATION FIELDS AT SOME NEUTRON SOURCES F. Spurný, I. Votoóková, D. Nikodémova, Department of Radiation Dosimetry, Nuclear Physics Institute, AS CR, Prague Institute of Preventive and Clinic Medicine, Bratislava Several commercially available instruments (remmeter NM 2, scintillator based equipment NB 3201, RP114 facility based on GM-counters, semiconductor individual dosemeter DMC-90) have been used to establish characteristics of radiation fields at some radionuclide sources and also fields formed at some accelerators, in some cases also thermoluminescent detectors and bubble damage neutron detectors were used. The measurements have been performed at radionuclide neutron sources AmLi, AmF, AmBe, PuBe, and 252Cf, both with and without Pb cover; furthermore at accelerators in CERN, JINR Dubna, and in Nuclear Research Center at Cadarache (France). The results obtained are compared and analyzed, special attention is paid to the discrepancies in data concerning the relative importance of gamma radiation in these mixed fields.

SIMPLIFIED CALIBRATION AND EVALUATION PROCEDURES FOR IMPROVISED WHOLE BODY GAMMA SPECTROMETRY IN EMERGENCY SITUATIONS /. Malátová, I. Bučina, D. Dráhové, I. Češpírová Centre of Radiation Hygiene, National Institute of Public Health, Prague In cases of unexpected high internal contamination of professionals or greater groups of population, there is a need of quick and as possible realistic estimate of radionuclide intake for triage and other purposes. Gamma spectrometry preferably by high resolution gamma detectors can be used with advantage for retention measurement. Any spectrometer can be quickly employed for measurement of whole body or organ content of radionuclides even if no special calibration of the detector is prepared in advance when a standard geometry is used, e.g person sits at a detector placed 42 cm from the back and 33 cm above the seat. It has been proven that in this geometry the detection efficiency for a photon emitted from the whole body phantom is in the energy range 0.12 to 2 MeV proportional by a factor ranging from about 0.2 to 0.3 to the efficiency for a point source 25 cm distant from the detector. If no efficiency calibration is available even relative efficiency for the 1332 keV of Co 60 as given by detector producer multiplied by 3.10"4 might be used to obtain a first crude estimate. Results of experiments with phantoms and humans using 15 % to 55 % detectors are presented on which the suggested factors for calibration transfer are based and the corrections at this transfer verified. Analysis of resulting uncertainty and comparison with the uncertainty by neglecting other factors are presented too. Data on minimum detectable body or organ content for the unshielded and the shielded detector are evaluated. It is shown that even for a very short measuring time it is lower than for measuring by dose-rate meter near the body.

122

CZ9626464

v 21

3>

CZ9626463

CALIBRATION OF INSTRUMENTS USED FOR MEASUREMENTS OF DOSES OF EXTERNAL RADIATION IN ENVIRONMENT F. Pernička1*, J. Iflusoň2*, Z. Prouza3' , Nuclear Physics institute, Department of Radiation Dosimetry, Na Truhlářce 39/64, 180 86 Prague Czech Technical University in Prague, Faculty of Nuclear Sciences and Physical Engineering, Department of Dosimetry, Břehová 7, 115 19 Prague Centre of Radiation Hygiene, National Institute of Public Health, Šrobárova 48, 100 42 Prague

Calibration of any instrument used as a detector of ionizing radiation can be established on different levels depending on the final goal of the investigation. Such procedure can be for example a relatively complicated type test or a simple routine control of the device. This is also valid for instruments used to measure doses of external radiation in the environment. Special requirements on measuring instruments and procedures here come mainly from spread of energies and radiation types usually present together with relatively low values of measured quantities. Inherent background, linearity, response to cosmic radiation and radiation from natural and manmade sources are the basic parameters of the instruments necessary for proper interpretation of the measurements. Number of national and international intercomparisons were organized with the aim to evaluate these parameters for different systems and find their general trends. These intercomparisons result in a broad discussion on the methods of calibration, quantities used and their traceability. The basic parameters for the instruments used in CR (RSS-112, NB 3201, NB 3201 and Nal(TI)) were established and the whole procedure is discussed. NEUTRON DOSIMETRY AND MICRODOSIMETRY IN NUCLEAR POWER INSTALLATIONS H. Schraube, J. Jakeš IfS GSE, Můnchen, BRD ***** EXPERIMENTAL MICRODOStMETRY OF HIGH-ENERGY NEUTRON FIELDS J. Jakeš, H. Schraube, IfS GSF, Neuherberg, BRD ***** Posters

CORRECTIONS OF THE WHOLE BODY COUNTING FOR VARIOUS MEASUREMENT GEOMETRIES M. Fůlóp, P. Ragan, A. Lahham Institute of Preventive and Clinical Medicine Limbová 14, Bratislava, Slovak Republic Introduction Calibration of detectors for whole body counting is usually done by placing a known amount of a radionuclide in an anthropomorphic phantom or phantom organ and by measuring the emitted photons in a standard, reproducible counting geometry that will be used with people. Important parameter that plays a role in measurement of internal contamination, is the size of the subject and distance of detector - body surfaces. Whole body counter (WBC) calibrations requiring several phantoms of various dimensions can be, therefore, rather expensive. Furthermore, using the phantoms filled with radioactive solutions it carries the risk of leakage and contamination of the whole body counter equipment. 123

To minimize the above mentioned difficulties, calibration procedures are frequently carried out by calculations. The use of a calibration phantom is thus confined to verify the calculated results. This article deals with a simple method of the corrections of the HPGe detectors calibration used for the whole body counting of persons of ages from newborn up to adult man and at various distances of detector - body surface. Methods In a photon field the detection efficiency e depends on the radiation energy, on the angle of incidence and on the detector characteristics :

e(E) = a{E,t,6)*(E,t,e)dtd6

(1)

2

where 5(E,i|r,8) is the detector response [cm ] to a parallel beam of photons impinging on the detector in direction determined by azimuthal and longitudinal angles 6 and ty [deg], E is the photon energy [MeV] and f(E,i{r,8)dtd8 is the fluency of photons [cm'2] in the place of detection that were emitted by radionuclide of unit activity in an anthropomorphic phantom. For a detector with isotropic response is cr(E,t,6) = cx(E) then : e(E) = cr(E) $(E)

(2)

where The Eq. (2) can be utilized for fast calibration of whole body detectors by method of data transfer 0) . The integral photon fluency $(E) represents a fluency of photons escaped from body and crossing the place of detection and depends on mass and size of the body and the distance detector-body surface. The corrections of the whole body measurement expressed from Eq.(2) as the ratios of the counting efficiencies at various masses m, of subjects and/or distances detector-body dt £(E,mvd,)/ GÍE.m^d^ = ďíE.m,^,)/ ^(E.m^d^

(3)

do not depend on the efficiency of the used detector. But it is needed to notice, that <> i is the fluency of photons in volume of the HPGe detector that was used in Eq.(2). The transfer of the data obtained in Eq.(2) to any other detector located in the same place is possible only for case when the fluences of photons in the volumes of both detectors are the same. This assumption was verified in (1) for detectors of relative efficiency from 12.5 % up to 61.8 %. Experimental procedures The photon fluency $(E) was determined using Monte Carlo calculations in combination with phantom experiments. Four anthropomorphic phantoms 5-, 10- and 15- year old children'2', as well as an adult male (of weights 72<2) and 90 kg), all in the horizontal position were simulated in the calculations. The detector was positioned vertically above the small intestine at distances 3, 10, 15, 20 and 30 cm from the phantom surface. Values of photon interaction cross sections in tissue equivalent material were taken from <3>. Experimental calibrations were carried out on a BOMAB-type phantom of an adult man and on another phantom of a 10-year-old child. The latter one was constructed from polyethylene containers of similar dimensions as the trunk and the legs according to the data given in reference'2'. An error of 7 % in the experimental whole body counting calibration is assumed. All phantoms are filled with radionuclides57Co, ^ H g , 137Cs, M Mn, and ^K in water solution. The HPGe coaxial detector with 61.8% relative efficiency (in comparison to 7.62x7.62 cm Nal scintillator) and resolutions of 1.9 keV (FWHM at 1.33 MeV) is used. The response of the detector is axially symmetric.

124

Results and discussion Incident direction dependencies for the detector were determined experimentally by Using a point source of 152Eu, moved in an arc at a radius of 1 m from the detector centre. The source was placed in positions chosen with regard to bed geometry at the angles between 0° and 90° to the detector axis. It was confirmed that the detector is practically directionally independent in the energy range above 150 keV. The energy dependence of the detector response cr(E) for source positioned on the detector axis is shown in Fig. 1. The whole body counting efficiencies €(E) of the HPGe detector for distances 3, 10 and 20 cm from surface of aduft human body are shown in Fig. 2. The photon fluences $(E), calculated from Eq. (2), for distances 3 and 20 cm from surface of adult human body and of 10-years-old child are shown in Fig.3 (markers). With regard to energy dependence of the linear attenuation coefficient in tissue equivalent material'2', the values of photon fluency can be approximated by the formula: *(E) = exp(a ln(E) + 3)

(4)

The approximations (Eq.(4)) are in Fig. 3 as lines. The accuracy of the approximation by Eq. (4) is within 10 % for photon energy above 0.2 MeV. The coefficients a and p depend on the dimensions of the phantom and the detector-phantom distance respectively. The numerical values of a and p in Eq. (4) as determined for whole body counting of supine phantoms of 5-, 10- and 15-years-old children and an adult with uniformly distributed radionuclides are given in Table 1. As can be seen on the Fig. 3, lines for the same phantom are parallel. This fact is expressed in Table 1 where the coefficients a for one phantom and various detector phantom-distances are the same. Interpolating the values in Table 1 one can determine the integral photon fluency $(E) of any other geometry configuration or subject weight01. Using Eq.(3) and Table 1 the corrections of the detection efficiencies G(E) were calculated in relation to the measurement of the adult man with the HPGe detector positioned above the small intestine at 5 cm from body surface (Fig. 4) and at the distance of detector-bed 25 cm (Fig. 5). The corrections are greater for radionuclides emitting photons of lower energies. Whole body counting performed in geometry of constant distance detector-body surface is rather sensitive to variation of a body size. The corrections of the detection efficiency at the measurement geometry of constant distance detector-bed are lower than in previous measurements with constant distance detector-body surface. Conclusion The method for the determination of corrections of the whole body counting for various measurement geometry is usable in laboratories where HPGe detectors with the relative efficiency between 12.5 % and 61.7 % are used. The basic condition intending the isotropic response of the detector is not crucial, because the most HPGe detectors used in whole body counting have responses angular independent in the angle range between -TT/2 and TT/2. The method does not desire any other information about the detectors. The Eq. (2) and constants in Table 1 can be simply used for fast calibration of the WBC HPGe detectors'1'. It is suitable especially for routine monitoring equipment, where also short-dated fall-out due to detector damage is undesirable. The data introduced in this work are related to the detector position above the small intestine of lying phantom and they enable to calibrate HPGe detectors for measurements at detector-body surface distances from 3 up to 30 cm and for the range of weight from 20 kg (5 years old child) to 90 kg (adult man). The method can be used not only for the measurement of homogeneously contaminated persons but also for measurement of contaminated organs or parts of the human body.

125

References 1. Fůlčp M., Laham A., Ragan P.: Calibration of Whole Body Counter by Data Transfer, in print, Radiat. Prot. Dos. 2. Cristy M.: Mathematical Phantoms Representing Children of Various Ages for Use in Estimates of . Internal Dose, ORNL/NUREG/TM-367, Oak Ridge National Laboratory, 1980 3. Plechaty, E. F. et al.: Tables and Graphs of Photon Interaction Cross Sections from 1.0 keV to 100 MeV Derived from the LLL Evaluated Nuclear Data Library, UCRL-50400, Lawrence Livermore Laboratory, California, 1975 Approximation coefficients a and p used in Eq. (4) for calculation of the photon fluence in the detection location for various anthropomorphic phantoms and detectorphantom distances.

Table 1

P-

a

Coefficient Det.
3

10

15

20

30

Adult (72 kg)

0.31

-10.06

-10.38

—

-10.8

-11.14

Adult (90 kg)

0.335

-10.2

-10.5

—

-10.95

-11.3

Child 10 yr. (33 kg)

0.249

-9.725

-10

—

-10.333

-10.7

Child 5 yr. (20 kg)

0.21

-9.38

-9.7

—

-10.03

-10.42

Child 15 yr. (55 kg)

0.285

-9.95

—

-10.46

—

-10.95

The HPGe detector response to point gama source 100

o

r

10 -

0.1

10

E [MeV] Fig. 1. The response of the HPGe detector of relative efficiency 61.8 % in full energy peak for the point source located at the detector axis 100 cm from the detector centre racalulated on the unit of photon fluency.

126

WBC efficiencies of the adult human body phantom 0.001

3 cm 10 cm 20 cm L

0.0001

-

0.1

10

E [MeV] Fig. 2 Whole body counting efficiencies of the 61.8 % HPGe detector and distances 3, 10 and 20 cm from surface of adult human body. The detector is above the small intestine of lying phantom.

Integral photon fluence at the detection

location 1E-04

3 cm - 1 0 yr. 3 cm - adult CM

' Eo.

20 c m - 1 0 yr.

-©-

20 cm - adult

1E-05

10

0.1

E [MeV] Fig. 3. The integral photon fluency <£>(E) for different detector-phantom distances and for 10 years child and adult man. Markers represent the values calculated by Eq.(2) and lines are the approximation by Eq.(4) 127

3

I

T5 ^_

5 yr.

Adu

+3-

3

3

TJ

T3

o

IT)

CO o

° Ě

2 9n "8 O o 0

o

Lil c

s

T3 i_

O

OJ

Fig. 4. The corrections of the detection efficiencies e(E) of human bodies of various ages (resp. masses) in relation to the efficiencies of the adult man for the HPGe detector positioned above the small intestine at 5 cm from body surface. 128

tlt

>«

LO

Adu

udult

^« ^

"O

L ^

f 8

•<

E o O

0

1E3

-O 0

O

0

0 o "n ^ -: o íZZZ CZ

ni S

L U co O

Fig. 5 The same as in Fig.4 but for the distance of detector-bed 25 cm. 129

REDUCTION OF BACKGROUND IN CR-39 DETECTORS ON THE BASIS OF TRACK-SIZE ANALYSIS J. Voigt GSF, Neuhergerg, BRD *****

130

INDEX Belaň (121) Beran (65) Blažek (78), (84) Bučina (67-69), (88), (122) Burian (49), (55), (105), (106) Čechák(118) Češpírová (67), (122) Drábová (66-68), (70), (117), (118), (122) Ďurčík (46), (52), (54), (58), (59), (61), (64), (65), (72) Filgas(67), (117), (118) Filip (69) Ftáčniková (85) FGlôp (87), (94), (123), (126) Gábriš (121) Gomola (72), (76) Havlík (46), (52), (54), (58), (59), (61), (64), (65) Hemer (103), (106) Heřmanská (78), (84) Hobzová (103) Holub (58) Husák (84-87), (98) Jakeš (123) Janů (58) Jiroušek (65) Jurda (54) Jurza(118) Kárný (78), (84) Kindlová (77) Klusoň (68), (118), (123) Kodl (71), (121) Korec (116) Kosina (103) Kropáček (68) Kulich (103) Kunz (88), (119) Kypěnová (98), (119) Lahham (123) Malátová (66), (68-70), (122) Malušek(118) Marek (113) Maršál (58) Matscheko (121) Můller (119) Neruda (114) Novotný (77) Patta (49) Pernička (68), (121), (123) Petrová (71), (85) Plichta (93) Poliak (98), (117), (118) Príkazský (116), (120) Príkazský, jr. (120) Prokeš (76) Prouza (71), (84), (93), (103), (114), (123) 131

Ragan (123), (126) Rulík (70) Ryba (113) Rybáček (70) Schraube (123) Sedlák (119) Solnička (103), (106) Spurný (55), (93), (122) Studený (103) Světlík (69) Smejkal (50), (113), (116) Thomas (49), (84), (85), (88) Tomášek (70), (119) Trousil (76), (93) Urban (113) Vičanová (46), (64) Vidláková (68), (69) Vlasák (50) Voigt (130) Votočková (93), (122) Wilhelmová (70) Zatočil (45) Zeman (116), (121) Žáčkova (77) Žákova (102)

132

Vytisklo Středisko didaktických prostředků Institutu postgraduálního vzdělávání ve zdravotnictví, Praha 1994 Náklad -160 výtisků

SBORNÍK XVIII. RADIOHYGIENICKE DNY

Recommend Documents