Sugárvédelmi Ellenőrző és Jelző Rendszerének vizsgálata Zagyvai Péter – Osváth Szabolcs – Huszka Ádám
BME NTI, 2014.
1/5
1. Bevezetés Minden nukleáris létesítmény bizonyos mértékű veszélyforrást jelent az ember és környezete számára. Normálüzemi körülmények között is szükség van arra, hogy ismerjük a létesítményben a dózisviszonyokat, hiszen ennek alapján lehet meghatározni, hogy a dolgozók mely tevékenységeket milyen hosszan végezhetnek. Emellett külső vagy belső okok miatt megnőhet a sugárzás szintje a létesítményben, esetleg radioaktív anyagok juthatnak a létesítményből a környezetbe. Ezeknek az eseményeknek a jelzése szintén rendkívül fontos feladat. Mindezen okokból minden nukleáris létesítményben, így a BME Oktatóreaktorában is sugárvédelmi ellenőrző rendszer (helyi elnevezéssel: SVER) működik. Ennek feladata, hogy mindenkor megbízható információkat szolgáltasson a radioaktív sugárzás szintjének a létesítmény különböző részein és közvetlen környezetében fennálló értékéről. A SVER rendszer hátránya, hogy helyhez kötött detektorokat használ, így azon esetekben, amikor a sugárforrás nem ezen detektorok hatósugarában tartózkodik kiegészítő elektronikus dózisteljesítmény mérőket használnak. 2. A radioaktív sugárzások, detektálásuk és az alapvető dózisfogalmak Környezetünkben számos radionuklid (radioaktív izotóp) fordul elő. Ezek egy része természetes, más része mesterséges eredetű. A radioaktív izotópok bomlásukkor 3-féle sugárzást bocsáthatnak ki: α-sugárzás: kétszeres pozitív töltéssel rendelkező He ionok (He atommagok). Bár kinetikus energiájuk viszonylag nagy, (3-8 MeV), hatótávolságuk – nagy tömegük és töltésük miatt – kicsi, akár egy papírlap, vagy néhány cm vastag levegőréteg is elnyeli őket; β-sugárzás: elektronok vagy pozitronok, melyek szintén az atommag átalakulása során keletkeznek. Hatótávolságuk nagyobb, pl. levegőben energiájuktól függően 1-2 m-t is elérhet, szilárd vagy folyékony közegben azonban nem több mint 1-2 cm; γ-sugárzás: nagy energiájú elektromágneses sugárzás (fotonok), melyek megjelenése az előző két bomlási mód valamelyikét kísérheti. Áthatolóképessége még szilárd közegben is nagy (több méter), intenzitásának gyengítésére nagy rendszámú és sűrűségű anyagokat (Pb, beton) használnak. A radioaktív sugárzások detektálása az emittált sugárzás és az anyag (detektor) közötti kölcsönhatáson alapszik. A kölcsönhatás formája a sugárzás fajtájától, energiájától ill. az anyag tulajdonságaitól (rendszám, sűrűség) függ. A detektorok nagy része az ionizációt és gerjesztést „hasznosítja” és elektromos impulzusokat szolgáltat (elektromos detektorok). Az anyagban elnyelt ionizáló sugárzási energia fizikai, az élő anyagban, az emberi test szöveteiben emellett kémiai, biokémiai és biológiai hatást fejt ki. A hatás mértékeként a tömegegységben elnyelt és jelentős részben ionizációra fordított összes sugárzási energiát, a dózist választották. A három legfontosabb dózisfogalom az elnyelt dózis, az egyenérték dózis és az effektív dózis. Az elnyelt dózis pusztán a sugárzás fizikai hatására vonatkozik: dE E J D , Gray, Gy [8] dm m kg A sugárzás biológiai kártétele, pontosabban annak általános, küszöbdózishoz nem kötött, tehát bármilyen kis dózisnál is lehetséges, véletlenszerű (sztochasztikus) biológiai hatása az egyenérték dózissal lesz arányos: H D wR Sievert, Sv [9]
2/5
wR a sugárzás károsító képességére jellemző relatív szám, a sugárzási tényező (R = radiation = sugárzás). wR értéke α-sugárzásra 20, β-, γ- és Röntgen-sugárzásra 1, neutronsugárzásra pedig – a neutronok igen különböző, erősen neutronenergia-függő kölcsönhatásainak megfelelően – változó (a nemzetközi ajánlásokban a legutóbbi évek kutatásai alapján 2,5 és 20 közötti értékek, a hatályos magyar jogszabályban még 5 és 20 közöttiek szerepelnek). Az egyes emberi szövetek nem egyformán érzékenyek az ionizáló sugárzás sztochasztikus hatására, azaz a sugárzás dózisa által okozott génmutációk nyomán a rosszindulatú daganatok kialakulására. A gyors életciklusú, relatíve nagy sejtmagot tartalmazó sejtekből felépülő szövetek esetében a legnagyobb a kockázat. A szövetek relatív érzékenysége szerint súlyozni kell a szerveket érő, adott esetben (pl. belső sugárterhelés, azaz a sugárforrások inkorporációja esetén) különböző egyenérték-dózisokat, ez az effektív dózis. H E H T wT [ Sv] [10]
w
T
T
1
[11]
T
wT a szövetek érzékenységét jellemző relatív szám, a szöveti tényező (T = tissue = szövet). A jelenleg alkalmazott wT értékek: 0,2: nemi szervek; 0,12: vörös csontvelő, tüdő, gyomor, bélrendszer; 0,05: hólyag, emlő, máj, nyelőcső, pajzsmirigy; 0,01: bőr, csontfelszín; a további „maradék” összesen 0,05. A jelenleg hivatalosan még nem alkalmazott, de a nemzetközi sugárvédelmi ajánlásokban már közzétett új wT értékek: 0,08: nemi szervek; 0,12: vörös csontvelő, tüdő, emlő, gyomor, bélrendszer; 0,04: hólyag, máj, nyelőcső, pajzsmirigy; 0,01: bőr, csontfelszín, agykörnyéki szövetek, nyálmirigyek; a további „maradék” összesen 0,12. Az említett dózisfogalmaknak értelmezhető a teljesítményük (idő szerinti deriváltjuk) is. Az egyes dózisteljesítmények mértékegysége Gy/h illetve Sv/h. Az egyenérték és elnyelt dózis esetén fontos megemlíteni, hogy a két hatás egymással nem azonos. A küszöbdózis csupán annyit jelent ebben a megfogalmazásban, hogy az ez alatti dózisok esetén a sztochasztikus, még az a fölötti dózisok esetén a determinisztikus hatások lesznek a mértékadóak. 3. Helyhez kötött dózisteljesítmény mérő műszerek (SVER ) A Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem (BME) Nukleáris Technikai Intézetének (NTI) Oktatóreaktora (OR) egy úgynevezett medence típusú reaktor. Hűtőközege és moderátora sótalanított víz, reflektora víz és grafit. Maximális hőteljesítménye 100 kW. A reaktor zónája körül mintegy 2 m vastagságú beton, ún. biológiai védelem található. A betonon a zónától a védelem széléig 5 db vízszintes besugárzó csatorna és egy (a vízszintes csatornáknál lényegesen nagyobb keresztmetszetű) besugárzó alagút halad keresztül. Ezekben illetve ezek végénél – a hozzájuk tartozó védelmi elemek: vízzár és vasdugó eltávolítása után – kísérletek, mérések végezhetők. Ott érdemes a bármilyen dózisteljesítményt folyamatosan mérni, ahol annak növekedése várható. Ennek megfelelően a SVER detektorai (mérőeszközei) reaktorépület alábbi pontjain találhatóak:
3/5
SVER csatorn a száma 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 27 28
Felügyelt terület neve I. vízszintes csatorna II. vízszintes csatorna III. vízszintes csatorna IV. vízszintes csatorna V. vízszintes csatorna Besugárzó alagút Reaktor fedél bal oldala Reaktor fedél jobb oldala 109. labor (csőposta) 108. labor (aktív vegyi labor) 105. labor (inaktív vegyi labor) Forrókamra kezelő oldala Forrókamra belső oldala Ioncserélő helység Segédüzemi helység Kimenő levegő aktivitáskoncentráció Reaktor tér felől elszívott levegő Primervíz aktivitáskoncentráció I. ellenőrző tartály II. ellenőrző tartály Besugárzó alagút Reaktorfedél Porta Rózsakert
γ γ γ γ γ γ γ γ γ γ γ γ γ γ γ α, β, γ γ γ γ γ n n γ γ
Mértékegység
Detektor
μSv/h μSv/h μSv/h μSv/h μSv/h μSv/h μSv/h μSv/h μSv/h μSv/h μSv/h μSv/h μSv/h μSv/h μSv/h kBq/m3 kBq/m3 kBq/l kBq/m3 kBq/m3 μSv/h μSv/h μSv/h μSv/h
GM GM GM GM GM GM GM GM GM GM GM GM GM GM GM GM GM GM GM GM Szcintillátor Szcintillátor Ionizációs kamra Ionizációs kamra
A 23-26. csatornák esetén nem szerepel érték, mivel ezek tartalék csatornák. A sugárvédelmi rendszer γ-detektorai GM-számlálók. Ezek rendkívül alkalmasak γdózisteljesítmény mérésére. A GM számlálók gázzal töltött csövek, melyek feszültség alá vannak helyezve. A gáztérbe (akár a detektor falán áthatolni képes β-sugárzást alkotó részecskékként, akár a primer γ-fotonok által a detektor falában felszabadított részecskékként) elektronok jutnak. Ezek az elektronok a potenciálkülönbség hatására a pozitív elektród felé vándorolnak. A GM-csövekre jellemző, hogy a rájuk kapcsolt feszültség olyan nagy, hogy a mozgó szabad elektronok egy szabad úthossz alatt elegendő energiát nyernek ahhoz, hogy újabb elektronokat „üssenek ki” az atomi pályákról, a kölcsönhatások sorozata révén akár a gáztér valamennyi molekuláját ionizálva. A felgyorsult elektronok energiája arra is elegendő, hogy az energiaátadás során sugárzási energiaként (pl. UV-sugárzásként) megjelenő részecskék is szabad elektronokat hozzanak létre, amelyek szintén növelik a létrejött töltés nagyságát. A végeredmény egy elektronlavina, mely becsapódik az anódba. Mivel a keletkező töltéshordozók száma nem arányos a bejövő részecskék energiájával, a GM-cső nem alkalmas energiaspektrum felvételére, „csak” a bejövő részecskék számának meghatározására. A válaszjelek intenzitása akkor lesz arányos a detektort érő dózisteljesítménnyel, ha a detektor anyaga – bizonyos pontosságon belül – megfelel a Bragg—Gray-elvnek; valamint a csőfalban való abszorpció a szórt elektronoknak az érzékeny térfogatba jutását tekintve arányos
4/5
„energiaszűrőként” is szolgál, tehát a kisebb energia-leadásra képes részecskéket kisebb valószínűséggel konvertálja válaszjelekké, mint a nagyobbakat (ld. kompenzált GM cső). A detektorok által mért adatok a reaktor vezénylőjében található számítógépekbe érkeznek be. A számítógépeken futó SVER programok végzik az adatgyűjtés vezérlését, az adatok értékelését, tárolását és grafikus megjelenítését. A programok a bejövő elektromos jelekből a műszerek kalibrációs tényezőinek segítségével bizonyos időközönként kiszámítják a dózisteljesítménynek az ezen időre eső átlagát, majd kijelzik azt. A kijelzett értékek mellett piros jelzés mutatja, ha a dózisteljesítmény meghaladja a 20 μSv/h értéket. Zöld jelzés esetén az értékek a megengedett tartományba esnek. Néhány tetszőlegesen kiválasztott csatorna adatai grafikonon is megjeleníthetők. A programok az adatokat egy-egy fájlba írják. Ezeket az adatokat egyrészt a számítógép merevlemezén, másrészt egy központi szerveren tárolják. 5. A mérési feladat A mérési feladatot a mérésvezető a beugró zárthelyi dolgozat megírását (vagy szóbeli számonkérését) és megbeszélését követően osztja ki. A mérés célja elsődlegesen demonstráció, a különféle műszerek üzem közbeni viselkedésének vizsgálata, megismerése, az általuk elvégezhető mérési és jelzési feladatok bemutatása. 6. Elvárások a jegyzőkönyvvel kapcsolatosan Mivel tudományos cikkekben is csak utalni, hivatkozni szoktak másutt már közzétett eljárásokra, és nem szokás teljes részletességgel megismételni azokat, továbbá mivel minden egyetemi hallgatóról feltételezhető, hogy ismeri a
- és - billentyűkombinációkat, a jegyzőkönyvbe nem kell átmásolni az elméleti bevezetőt. A jegyzőkönyvben nagyon tömören és lényegre törően szerepeljenek: - a mérés címe, időpontja, helyszíne, - a mérést végző hallgatók és oktató(k) nevei, - a mérés célja, elve, - a mért adatok (könnyen áttekinthető formában, pl. táblázatosan), - a mért adatok feldolgozása (pl. átlagolás, háttérlevonás), - a tapasztalatok - minden egyéb, amit a mérésvezető kért. A jegyzőkönyv terjedelmére nincsen kikötés, ellenben a minél tömörebb összefoglalásra célszerű törekedni elkészítésekor. A jegyzőkönyvvel kapcsolatban a gyakorlatvezető természetesen a fentiektől eltérő igényeket is megfogalmazhat. 7. Ellenőrző kérdések (NEM feltétlenül a tényleges kérdések): -
elnyelt dózis fogalma; effektív dózis fogalma; egyenérték dózis fogalma; alfa, béta, gamma sugárzás hatótávolsága levegőben; kompenzált GM cső felépítése, célja; neutronok detektálása elektronikus dózismérővel; lineáris kalibráció; négyzetes gyengülési törvény.
5/5
