Az a tény, hogy ionizáló sugárzások (röntgensugarak, magsugárzások) biológiai ártalmakat okozhatnak, már nem sokkal 1895-ben történt felfedezésük után nyilvánvalóvá vált. A sugárvédelem területén az első jelentős lépést már 1928-ban megtették. Ekkor definiálták a besugárzási dózis fogalmát, megadták meghatározásának módját és megtették az első javaslatot a gyakorlati sugárvédelem megszervezésére. A megengedhető dózis fogalmát úgy értelmezték, mint azt a besugárzást, "melyet az emberi szervezet utólagos sérülések nélkül tolerálni képes". Azóta az egységek definícióját több ízben helyesbítették, a "megengedett sugárzási szinteket" is több ízben változtatták - minden esetben lefelé. Napjainkban a még a második világháború előtt létrehozott Nemzetközi Sugárvédelmi Bizottság (International Commission on Radiological Protection - ICRP) foglalkozik a sugárvédelem alapvető problémáival.
A természetes sugárterhelés fele-kétharmada abból adódik, hogy a zárt helyiségekben az építőanyagból és a talajból radon kerül a levegőbe. Így az innen származó sugárterhelés a szabad levegőhöz képest több nagyságrenddel is megnövekedhet. Ezért a radon az egyetlen természetes sugárterhelés, ami ellen védekezünk a Földön.
A mesterséges eredetű sugárterhelés 95%-a az orvosi diagnosztikai- és terápiás eljárások következménye. A maradék 5%-ot elsősorban a légköri kísérleti atomrobbantások máig ható következményei okozzák. Ezután következik csak a nukleáris technológiákból adódó sugárterhelés.
A társadalom nukleáris technológiákkal kapcsolatos hozzáállása ellentmondásos. Mindenki szívesen veszi az orvosi-diagnosztikai módszerek elterjedését, a nukleáris energiatermelésből adódó áramot (Magyarországon ez a teljes elektromos energia 40%-a), de azt a tényt, hogy ezekben az esetekben az előnyökért a társadalom tudatos kockázatvállalására van szükség, amelyet az előnyök és a hátrányok szakszerű mérlegelésével lehet felvállalni, még csak kevesekben tudatosodott. Nyilvánvaló, hogy a társadalom egésze a tudományos technikai fejlődés során semmiképpen sem, vagy csak nagy áldozatok árán mondhat le azokról az eredményekről és előnyökről, amelyekhez a sugárforrások, sugárzó anyagok és az atomenergia felhasználásával jut.
Ugyanakkor az élővilág, így az emberiség sugármentesítése elérhetetlen illúzió is: a kozmikus tér és a természetes radioaktív anyagok háttérsugárzásának a Föld lakói mindig ki voltak és ki lesznek téve. Az élet így alakult ki és maradt fenn rajta.
A radioaktivitástól való félelem bizonyos mértékig érthető, hiszen az ionizáló sugárzást érzékszerveinkkel nem vagyunk képesek felfogni. (A gamma- és röntgen-sugárzás ugyanúgy elektromágneses sugárzás mint a fény, de a kvantumainak energiája több nagyságrenddel nagyobb, mint a látható fényé.) A halálos dózis által átadott energia még egy fokkal sem emeli az emberi test hőmérsékletét, és klasszikus módszerekkel (hőmérővel) nem is lehetne kimutatni.
A ionizáló sugárzást megfelelő eszközökkel nagyon pontosan lehet detektálni. A legolcsóbb és legegyszerűbb GM-csöves detektorral a természetes sugárzási szint néhány százalék pontossággal követhető. A természetes sugárzási szintet folyamatosan mérik (Országos Sugárzásfigyelő Jelző- és Ellenőrző Rendszer -
OSJER
), az adatok az Interneten bárki számára hozzáférhetők (
omosjer.reak.bme.hu
, illetve a Országos Meteorológiai Szolgálat honlapjának megfelelő
oldalán
). A már említett film-doziméteres ellenőrzésnél a természetes háttérsugárzástól való 25%-os eltérést már naplózzák, bár ez a dolgozókra megengedett érték kb. százada.
A jelen laboratóriumi gyakorlat célja az, hogy betekintést adjon a sugárvédelem céljaiba, megalapozásába, módszereibe és gyakorlatába. A mai energiapolitikai helyzetben különösen fontosnak tartjuk, hogy az atomenergia és a hagyományos energiaforrások sugárveszélyességéről, a természetes sugárterhelésről, a sugárdózisok mérésének módszereiről fizikus szakos hallgatóink pontos és szakmailag megalapozott ismereteket szerezzenek. A film-dozimetriai gyakorlat és a beltéri radon-koncentráció meghatározása pedig a gyakorlatban is lényegében azonos módon alkalmazott kísérleti eljárásokba ad betekintést.
Ahhoz, hogy a különböző sugárzások veszélyeiről, azokkal kapcsolatos kockázatokról beszélni tudjunk, meg kell ismerni a ma használatos dózisfogalmakat. Az (elsődlegesen és másodlagosan) ionizáló sugárzások dózisán valamely anyagban elnyelt sugárzási energiát értjük.
Az elnyelt dózis (D) az anyagban tömegegységenként elnyelt energia:
Elnyelt dózisteljesítmény az időegység alatt elnyert dózis (az elnyelt dózis idő szerinti deriváltja).
Pontszerű gamma-forrástól meghatározott távolságra az elnyelt dózis a következő összefüggés alapján számítható. Az A aktivitású forrástól r távolságra t idő alatt a levegőben tömegegységenként elnyelt dózis:
Izotóp | Kγ |
---|---|
24Na | 0,444 |
22Na | 0,282 |
226Ra | 0,200 |
60Co | 0,305 |
137Cs | 0,0799 |
131I | 0,054 |
192Ir | 0,0998 |
Az ionizáló sugárzások biológiai hatásai bonyolult folyamatok eredményeként alakulnak ki. A testszövetet alkotó anyag és a sugárzás között először fizikai kölcsönhatások jönnek létre, amelyeket azután kémiai, biokémiai elváltozások követnek. A végeredmény a besugárzott élő szervezet biológiai elváltozása lehet.
Egyenérték-dózis (HT) a sugárzás biológiai hatását leíró számított dózismennyiség. Az R típusú sugárzástól, T szövetben vagy szervben elnyelt dózis:
Ha a sugárzási teret különböző típusú, illetve eltérő súlyzótényezőjű sugárzások alkotják, akkor a teljes egyenérték-dózis:
Néhány ionizáló sugárfajta súlyozótényezője a 2. táblázatban található:
Sugárzás | wr |
---|---|
Fotonok | 1 |
Elektronok és müonok | 1 |
Protonok | 5 |
Neutronok, energiától függően | 5-20 |
a-sugarak, hasadványok, nehéz magok | 20 |
Az effektív dózis (E) a különböző szövetek eltérő kockázatnövelő hatását figyelembe vevő, egész testre vonatkozó, számított biológiai dózisfogalom. A egyenértékdózis számításakor ugyanis nem vettük figyelembe, hogy a különböző szervek, szövetek máshogy reagálnak ugyanarra a sugárzásra. Az effektív dózis:
A testszöveti súlyozó tényezők a 3. táblázatban találhatók:
Ivarmirigyek | 0,20 |
Vastagbél | 0,12 |
Gyomor | 0,12 |
Tüdő | 0,12 |
Vörös csontvelő | 0,12 |
Hólyag | 0,05 |
Emlő | 0,05 |
Máj | 0,05 |
Nyelőcső | 0,05 |
Pajzsmirigy | 0,05 |
Csontfelületek | 0,01 |
Bőr | 0,01 |
Maradék | 0,05 |
Összesen | 1,00 |
Miután értelmeztük a különböző sugárzások mennyiségét és biológiai hatását, megvizsgáljuk, hogy honnan származnak ezek a sugárzások.
A bioszférát kialakulása óta érik különböző eredetű ionizáló sugárzások. Az emberi tevékenységtől független sugárterhelést természetes sugárterhelésnek nevezzük.
Az elsődleges kozmikus sugarak részben a Galaktikából, részben a Napból származnak. Jelentős részük nagy energiájú proton, de alfa-részecskék és röntgen-fotonok is előfordulnak közöttük. A Föld légkörének felső rétegeiben az elsődleges kozmikus sugarak magreakciókat és másodlagos részecskéket (neutronokat, mezonokat, stb.) hoznak létre. A másodlagos részecskék további reakciókat okoznak, és ez úton végeredményben egy sor radioaktív elem keletkezik (3H, 7Be, 10Be, 22Na, 24Na, 14C, stb.).
A Föld mágneses tere jelentős védelmet nyújt a világűrből érkező elektromos töltésű részecskék ellen, azokat a mágneses pólusok felé terelve. Emiatt a kozmikus sugárzás által okozott dózisterhelés függ a földrajzi helytől.
A kozmikus sugárzás által létrehozott radioizotópok a légkör keveredése révén lekerülnek a Föld felszínére, vagy az eső bemossa őket a Föld belsejébe. Így kerül pl. a trícium a vizekbe.
Magyarországon a lakosság évente átlagosan 0,3-0,35 mSv egyenérték-dózisú sugárterhelést kap a kozmikus sugárzástól.
A Földben vannak olyan radioizotópok is, amelyek még korábbi szupernóva robbanásból származnak és amelyek felezési ideje a Föld életkorával összemérhető. Ezekből adódik a földi eredetű természetes sugárterhelés. Ezeket a 4. táblázat foglalja össze:
Izotóp | felezési idő [év] |
---|---|
40K | 1,28·109 |
87Rb | 47,0·109 |
238U és bomlási sora (222Rn) | 4,49·109 |
235U és bomlási sora | 7,04·108 |
232Th és bomlási sora (220Rn) | 14,1·109 |
A fentiekből a radon okozza (az egész Földre vonatkoztatva) természetes sugárterhelés felét úgy, hogy a (lakó)helyiségekben feldúsul [1]. A radon nemesgáz, az urán és a tórium leányeleme. A természetes sugárterhelés hazai megoszlásának részletes ismertetése a [2] irodalom 23. oldalán található.
A teljes természetes eredetű sugárterhelés Magyarországon 2 és 4 mSv/év között van.
Természetes sugárterhelést növelő tevékenységek: a repülés, a dohányzás és a széntüzelésű erőművek közelsége.
A természetes és mesterséges eredetű külső és belső sugárterheléseket a 5. táblázat összesíti.
Természetes sugárterhelés | 67,7 % |
Orvosi eredetű sugárterhelés | 30,7 % |
Nukleáris robbantások hatása (ma) | 0,6 % |
Különböző sugárforrások hatása | 0,5 % |
Sugárveszélyes munkahelyen dolgozók | 0,35 % |
Atomenergetika | 0,15 % |
A lakosság természetes eredetű sugárterhelése után ez a terület adja a legnagyobb terhelést. Igaz, hogy itt a legnyilvánvalóbb mindenki számára a kockázatvállalás haszna. Meg kell azonban említeni, hogy csak akkor szabad a beteget sugárterhelésnek kitenni, ha a vizsgálat vagy terápia elmaradása nagyobb kockázatot jelentene, mint annak végrehajtása. Ez az esetek döntő többségében úgy teljesül, hogy a vizsgálat kockázata több nagyságrenddel kisebb, mint a haszon, amelyet hoz.
A lakosság orvosi alkalmazásokból eredő sugárterhelésének világátlaga 0,6 mSv, a fejlett országokban 2 mSv/év [2].
Televízió, számítógép, monitorElektromosságtanból ismert, hogy a gyorsuló töltés sugároz. A televízió vagy a monitor katódsugárcsöves képernyőjébe becsapódó elektron gyorsul, (negatív gyorsulás) ezért - a röntgenkészülékekhez hasonlóan, - sugárzást (ún. fékezési röntgen-sugárzást) bocsát ki. Az alkalmazott (20 kV körüli) csőfeszültség azonban eléggé alacsony, a csőben lévő elektronáram erőssége pedig eléggé kicsiny, ezért a képernyő felé az üveg vastagsága miatt általában nem jut ki röntgen-sugárzás, a képcső vékonyabb részein pedig árnyékolást alkalmaznak.
Atomerőművek, atomenergetikaAz atomreaktorok a mesterséges sugárterhelés forrásait jelentik, akár kutatási akár energetikai célokra használják is azokat. Teljesítményüknél fogva azonban az erőművi reaktorok terhelése mellett a kutatóreaktorok terhelése elhanyagolható. Az atomerőművektől származó sugárterhelés vizsgálatánál meg kell különböztetnünk a normál üzemi és az üzemzavari kibocsátásokat.
Normál üzemi kibocsátások
Normális üzem közben egy atomerőmű légnemű és folyékony halmazállapotú radioaktív anyagokat bocsát a környezetbe. Az előírások szerint ezek a kibocsátások csak olyan értékűek lehetnek, hogy a környéken élő lakosságnak ebből eredő többlet sugárterhelése nem érheti el az évi 0,25 mSv-et évenként 1000MW villamos reaktorteljesítményre vonatkoztatva [3]. Ennek betartását az erőművek köré telepített környezetellenőrző hálózat folyamatosan ellenőrzi.
Üzemzavari kibocsátások
A terjedés során a radioaktív anyag felhígul (szétterül), s ezért a távolabb élők kisebb terhelést kapnak, mint a közelben lakók. Az atomerőművektől távolabb lakókat csak a hosszú felezési idejű izotópok veszélyeztetik. A lakosság egyes rétegeit ért dózist ismerve meg lehet becsülni egy üzemzavar várható következményeit, kockázatnövelő hatását (a kockázatokról l. a 2.4. fejezetet).
A csernobili katasztrófa például a Magyarországon élőkre nézve azt jelentette, hogy a felnőtt lakosság 10 év alatt összesen átlagosan 0,47 mSv többletdózist kap. Ebből 0,33 mSv-et 1986-ban kapott ([2] 212.oldal). A kockázatnövekedés tehát: 5·10-2 · 0.47·10-3 = 2,35·10-5 (azaz 23,5 mikrorizikó). Körülbelül ekkora kockázatot vállalunk (ld. 2.4. fejezet) 300 km-es kerékpározással is.
A társadalmi megítélésben lévő különbségek gyökere két okban rejlik. Egyrészt a dohányos és az autós kockázata önként vállalt kockázat, míg Csernobil kényszerített kockázat; másrészt pedig az előbbiek esetében a haszon - amiért a kockázatot vállalják - a kockázatvállalók számára nyilvánvaló, míg Csernobil esetében a kérdés összetettebb. Mint említettük, mind az előny mind a kockázat megítélésében nagy szerepet kap a szubjektivitás. Ezért ezekben a kérdésekben a társadalmi vita biztosan tovább fog tartani. Csak remélni lehet azonban, hogy az érzelmi érvek helyét előbb-utóbb elfoglalják az alapfogalmak és tények ismeretére alapozott racionális érvek.
A paksi 2003. április 10-11-i üzemzavar következtében a kibocsátás által okozott többletdózis 0,00013 mSv, miközben az éves dóziskorlát az egész atomerőműre 0,09 mSv.
A nukleáris fegyverkísérletek
Egy-egy nukleáris szerkezet felrobbantásakor jelentős mennyiségű hasadvány került a légkörbe. Ezek egy része a robbantás nem túl távoli környezetében visszaesik, más részét az uralkodó széljárás távolabbra is elviszi, egy harmadik része, a kis szemcseméretű aeroszolok pedig feljutnak a sztratoszférába, és az atmoszféra rétegeinek keveredése során esetleg csak évekkel később kerülnek vissza az alsóbb rétegekbe radioaktív szennyeződést okozva.
A robbantás környezetében a legerősebb a sugárterhelés, attól távolodva rohamosan csökken. A csökkenésnek az egyik oka az, hogy a kikerült radioaktív anyagok szétszóródása megkezdődik, és így a térfogategységre jutó anyagmennyiség csökken. A csökkenés másik oka pedig az, hogy az izotópok aktivitása időben csökken. A robbantástól időben távol már csak a hosszú felezési idejű aktivitások "felhígult" hatásával kell számolni.
A hosszú felezési idejű termékek közül sugárvédelmi szempontból az egyformán mintegy 30 éves felezési idővel rendelkező 90Sr és 137Cs a legjelentősebbek. A stroncium bétasugárzó, és a csontba épül be (kémiailag a kalciumhoz hasonló). Így a vérképzésben nagy szerepet játszó csontvelőt károsítja. A cézium béta- és gamma-sugárzó, és az izomszövetbe épül be (kémiailag a káliumhoz hasonló), ezért az egész test sugárterhelését idézi elő. Az 1963-as atomcsend egyezmény megkötése előtt a nukleáris kísérletektől származó légköri szennyezés kb. 1000-szer akkora volt, mint ma az egész világ atomiparának sugárszennyezése.
A sugárzások biológiai hatásait a "kin? mikor? milyen?", kérdések alapján osztályozzuk. Az osztályozást a 2. ábra tartalmazza.
A szomatikus, vagyis az egyedeken (és nem az utódokon) jelentkező biológiai hatás speciális esete a magzati korban kapott sugárterhelés. A sugárhatás itt azonnal jelentkezik, de (legkésőbb) csak kilenc hónap múlva lesz nyilvánvalóvá. A magzat ugyanakkor nagyon érzékeny a sugárterhelésre.
A determinisztikus- és sztochasztikus hatások dózisfüggését a 3. ábra mutatja. A baloldali ábrán magas dózisok, míg a jobboldali ábrán a kis dózisok tartományát mutatjuk. A baloldali ábrán az LD50/60 a félhalálos dózis jelölése, a besugárzott emberek 50%-a 60 napon belül belehal a sugárterhelésbe.
DETERMINISZTIKUS | SZTOCHASZTIKUS |
---|---|
A hatás csak küszöbdózis felett jelentkezik | Nincs küszöbdózis |
A hatás súlyossága arányos a dózissal | A hatás valószínűsége arányos a dózissal |
Vannak jellegzetes tünetek | Nincsenek jellegzetes tünetek |
A hatás általában akut | A hatás mindig később jelentkezik |
A rendelkezésre álló tapasztalatok (a Hirosima és Nagasaki elleni atomtámadásokat túlélők adatai, röntgen-besugárzások alanyainak megfigyelése, stb.) szerint 1 Sv dózis elszenvedése a teljes népességre vonatkoztatva 5% valószínűséggel okoz halált, vagy halállal végződő más betegséget. A 3. ábra jobboldali görbéjének indulási pontja a magyarországi 0,33%-os éves rosszindulatú daganat miatti halálozási adat [5]. Az, hogy a hosszantartó, kismértékű dózisnövekedés (nagyobb háttérsugárzás) markánsan megemeli-e a betegség bekövetkezésének valószínűségét (felső vonal), vagy van egy stimuláló hatása (alsó vonal), az szakmai vita tárgya. Van adat arra, hogy kis dózisok elősegíthetik a szervezet hibajavító működését ([2] 126. oldal).
A genetikai sugárhatások azt jelentik, hogy a magsugárzások a csírasejtek kromoszómáiban és génjeiben öröklődő degenerációkat hoznak létre. A kiváltott mutációk általában kóros elváltozásokat eredményeznek, amelyek csökkentik az utód életképességét (pl. süketség, vakság). A mutációk majdnem mindig recesszív jellegűek, vagyis nem a sugárártalmat elszenvedett egyén közvetlen utódainál jelentkeznek, hanem csak későbbi leszármazottaknál, ha azonos mutációjú kromoszómák találkoznak az utódnemzésnél. Nyilvánvaló, hogy mindaddig, amíg a társadalom csak kis része van kitéve a háttérsugárzás feletti fölötti besugárzásnak, addig a jelenség nem túl nagy fontosságú. Ha azonban a népesség jelentős hányada kerül kapcsolatba magsugárzásokkal, a genetikai sérülések valószínűsége megsokszorozódat.
A Hirosima és a Nagasaki elleni atomtámadásokat túlélők vizsgálatánál nem tudták kimutatni a szülőket ért sugárterhelés genetikai hatását a később fogant gyerekekben. A vizsgálatok azonban nem zárták ki a sugárterhelés genetikai hatását.
A sugárhatást fizikai-, kémiai- és biológiai tényezők befolyásolják ([2] 73. oldal).
A sugárzások hatását módosító fizikai tényezők: a sugárzás fajtája (2. táblázat), a dózisteljesítmény, az, hogy a dózist milyen részletekben közöljük (dózisfrakcionálás), valamint a hőmérséklet.
A kémiai tényezők közül a legjelentősebb az oxigén sugárérzékenységet fokozó hatása. A biológiai hatást elsősorban a sejtek és szövetek eltérő sugártűrése (3. táblázat), az életkor és az egyéni érzékenység - akár időbeli - különbözősége is befolyásolja. A sejtek és szövetek sugárérzékenységét a sejtbiológiai folyamatokban résztvevő szabályzó mechanizmusok befolyásolják. Az egyéni sugárérzékenység sok biológiai tényezőtől, köztük az életkortól is függ.
A kockázat fogalmának bevezetésére azért van szükség, hogy az embert érő különböző káros hatásokat össze lehessen hasonlítani. (Az Egyesült Államokban például minden évben meghal egy-két ember a rázuhanó repülőgéptől, az ilyen halál kockázata (ott) 1/100000000 év körül járhat. Ezt azonban a köznapi vélekedés elhanyagolhatónak (gyakorlatilag zérusnak) ítéli. A radioaktivitásból származó ionizáló sugárzás kockázatának elemzése előtt tekintsük át a mindennapok egyéb kockázatait.
A kockázat (rizikó) matematikai értelmezése a következő:
Ha N személyt teszünk ki ugyanakkora R kockázatnak, akkor a kollektív kockázat - a várható halálesetek száma - N·R. Vezessük be a mikrorizikó fogalmát! Ez
Tevékenység, foglalkozás | mikrorizikó/év-ben kifejezett kockáztat |
---|---|
Kereskedelmi munka | 2-3 |
Gyári munka | 10-100 |
Hivatásos autóvezetés | 400 |
Építőipari munka | 400 |
Szénbányászat | 800 |
Elektromos távvezeték építés | 1200 |
Mélytengeri halászat | 800 |
Gyilkosság, Magyarország | 30 |
Öngyilkosság, Magyarország | 490 |
Dohányzás okozta halálesetek, Magyarország | 3000 |
A sugárvédelem alapelve az, hogy az emberi sugárterheléssel járó tevékenység okozta egészségkárosodás kockázatát elfogadható szinten kell tartani. Ez az elv képezi a Nemzetközi Sugárvédelmi Bizottság (ICRP) sugárvédelmi ajánlásainak és dóziskorlátozási rendszerének alapját. Ezt a dóziskorlátozási rendszert a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (International Atomic Energy Agency, IAEA) beépítette Sugárvédelmi Alapszabályzatába, és elfogadta számos ország illetékes szerve, így közöttük hazánk is. Ez a korlátozási rendszer állandó változásban van, hiszen az újabb felismerések alapján az ajánlásokat időnként módosítják, és ezek nyilvánvalóan a szabályzatok módosítását is maguk után vonják.
Indokoltság elve: Sugárzással járó tevékenységet csak pozitív nettó haszon esetén szabad folytatni.
Ez ad értelmet a sugárterheléssel kapcsolatos kockázatvállalásnak. Azt, hogy egy társadalom mit tekinthet ésszerű kockázatnak, nehéz meghatározni. A kérdésnek az az átfogalmazása, hogy "azok az előnyök, amelyekhez a társadalom egésze a sugárforrások felhasználásával jut, legyenek nagyobbak, mint a hátrányok", további nehezen meghatározható fogalmakat tartalmaz. Itt már szakmai kérdéseken kívül társadalmi-, politikai- és morális problémákkal is találkozunk.
ALARA (As Low As Reasonably Achievable) elv: Minden indokolt sugárterhelést olyan alacsony szintre kell csökkenteni, amennyire az a gazdasági és társadalmi szempontok figyelembevételével ésszerűen lehetséges.
Dóziskorlátozás: Az egyéni sugárterhelés egyenérték- és effektív dózisa nem haladhat meg egy megállapított határértéket.
Bármely dolgozó foglalkozási sugárterhelését úgy kell szabályozni, hogy azok a következő korlátokat ne lépjék túl:
A tevékenység következtében a lakosság érintett csoportjának becsült átlagos dózisa ne lépje túl a következő korlátokat:
A fenti lakossági korlátok kifejezetten a mesterséges eredetű tevékenységből eredő lakossági terhelésekre vonatkoznak, nem tartalmazzák a természetes eredetű és az orvosi eredetű diagnosztikai vagy terápiás dózisokat!
A szervezeten kívül elhelyezkedő sugárforrás hatását külső sugárterhelésnek nevezzük. Az ellene való védekezésnek három alapmódozata van: idővédelem, távolságvédelem és a sugárzást gyengítő anyagok használata.
Távolságvédelem: Egy pontszerű gammaforrástól (vákuumban) időegység alatt kapott dózis a forrástól mért távolság négyzetével fordított arányban csökken. Ezért a védekezés első módja a távolságtartás. Ezért tilos puszta kézzel megfogni bármilyen kis aktivitású sugárforrást, csak csipesszel, (manipulátorral) szabad dolgozni.
Idővédelem: Hosszú felezési idejű radioizotópoktól kapott dózis egyenesen arányos a besugárzási idővel. Ezért a sugárveszélyes helyen töltött idő csökkentésével az elnyelt dózis csökkenthető. Ennek érdekében a munkát gondosan elő kell készíteni, hogy a szükséges anyagok, eszközök a megfelelő időben azonnal kéznél legyenek. Ha bonyolultabb manipulációt igénylő sugárveszélyes tevékenységet kell végezni, azt sugárvédett helyen előre be kell gyakorolni.
Sugárzást gyengítő (árnyékoló) anyagok használata: A dózisteljesítmény a forrástól mért távolsággal négyzetesen csökken. Vákuumban ez az állítás minden, stabil részecskékből álló sugárzásra igaz. Ha a forrás és a személy közé valamilyen anyagot helyezünk, ez a törvény módosul, mert a sugárzás egy része a közbehelyezett anyagban elnyelődik. Ilyen közbe helyezett anyag lehet a levegő is.
Elektromosan töltött részecskék árnyékolása: Természetesen az árnyékoló hatás függ az anyag és a sugárzás kölcsönhatásának jellegétől. Az alfa-sugárzást - amelynek nagy a fajlagos ionizáló képessége - már vékony anyagrétegek is teljesen elnyelik (néhány cm-es levegőréteg, vastagabb papírlap, ruhaszövet, stb.). A béta sugarak fajlagos ionizációja kisebb mint az alfa-részecskéké, ezért az ellenük való védekezéshez is vastagabb anyagrétegre van szükség. Energiától és anyagtól függően szilárd anyagokban 0,1 mm-től 20-30 mm-ig terjed hatótávolságuk, a levegőben pedig akár néhányszor 10 cm-re is eljuthatnak.
Általában az elektromosan töltött részecskék gyengítése annál nagyobb, minél sűrűbb az abszorbens, és minél nagyobb az abszorbensben lévő részecskék átlagos ionizációs energiája. Ennek alapján a szilárd anyagok jobban árnyékolnak, mint a gázneműek, és a nagyobb rendszámúak jobban, mint a kisebb rendszámúak.
Elektromágneses sugárzások árnyékolása: A röntgen- és a gamma-sugárzás az anyagban lévő elektronokkal lép kapcsolatba, ezért a gamma-sugárzást is a nagy rendszámú, nagy sűrűségű anyagok (ólom, nehézbeton, stb.) gyengítik legjobban. A sugárzás intenzitásának csökkenését a következő összefüggés írja le:
Neutronok árnyékolása: a neutronok az anyagban lévő atommagokkal lépnek kölcsönhatásba. Ezért olyan anyagok a jó neutronárnyékolók, amelyeknél a magreakciók nagy valószínűséggel bekövetkeznek. A neutron-abszorpció nagyon függ a neutronok energiájától, a legnagyobb valószínűséggel a lassú (termikus) neutronok nye1ődnek el (n,g) reakció során bizonyos anyagokban (pl. kadmium). A gyors neutronok árnyékolása két lépcsőben történik. Először célszerű a neutronokat lelassítani, majd nagy abszorpciós hatáskeresztmetszetű anyagokkal elnyeletni. A neutronok lassítására a legalkalmasabbak a nagy hidrogéntartalmú anyagok (pl. víz, paraffin). A neutronok elnyeletésére bórozott, nagy víztartalmú, speciális betonárnyékolást, vagy - kisebb intenzitások esetén - bórozott paraffin-téglákból épített falakat alkalmaznak. A neutronok elnyelődése általában gamma kibocsátással jár, és ezért a neutronárnyékoló falakat még a másodlagos gamma-sugárzást gyengítő ólom- vagy vasréteggel szokták körülvenni.
Védekezés belső sugárterhelés ellenZárt radioaktív készítményekkel végzett munka során (a tanári gyakorlatban csak ilyenekkel szabad dolgozni) csak a külső sugárterhelés veszélyével kell számolni (bár mindig gondolni kell arra, hogy a preparátum burkolata megsérülhet).
Nyitott radioaktív készítménnyel végzett munka során a radioaktív anyag párolgás, porlódás, elcsöppenés útján a környezetbe kerülhet, így létrejön az inkorporáció lehetősége.
Inkorporációnak nevezzük, amikor a sugárzó anyag belégzés, lenyelés, vagy bőrön át történő felszívódás útján a szervezetbe kerül, részt vesz a szervezet anyagcseréjében, és több- kevesebb ideig a szervezetben tartózkodik. A belső sugárterhelés elleni védekezés két legfontosabb módja a megelőzés és a dekorporáció.
A megelőzést szolgálják a sugárvédelemnek azok a szabályai, amelyek szerint sugárveszélyes helyre tilos ételt, italt bevinni, és tilos ott enni, inni, dohányozni, ott kozmetikumokat használni. Még zárt izotópokkal végzett munka után is kezet kell mosni, és a személyi higiéné szabályait fokozottan be kell tartani. A munkahely padlóját, asztalait, munkafelületeit, levegőjét rendszeresen ellenőrizni kell. Minden észlelt szennyeződést azonnal jelenteni kell a jogszabályban meghatározott illetékes sugárvédelmi felügyeletnek, akinek a szakemberei a szennyeződés okát megállapítják, és a szennyezés eltávolítását, az ún. dekontaminálást elvégzik.
A dekorporáció lényege, hogy a szóban forgó elem stabil izotópját bejuttatva a szervezetbe az aktív izotóp felhígul, kevésbé dúsul fel és hamarabb kiürül.
A gyakorlati sugárvédelem egyik alapvető feladata a sugárveszélyes munkakörben dolgozók által kapott dózisok rendszeres ellenőrzése. A sugárvédelmi gyakorlatban számos különböző típusú személyi dozimétert fejlesztettek ki. Ezek közül a legelterjedtebb, tömegesen felhasznált személyi dózismérő a film-doziméter (2. ábra). Az európai országokban használt személyi doziméterek körülbelül fele ilyen, a másik elterjedt eljárás a termolumineszcens dozimetria. A jelen gyakorlaton két hitelesítő filmdoziméter-sorozat kiértékelése után négy ismeretlen film esetében kell a filmet ért sugárzás dózisát és energiáját meghatározni
A film-dozimetria működési elve az, hogy az ionizáló sugárzások feketedést hoznak létre az erre érzékeny filmen. A sugárvédelemben használt érzékeny anyag - a fényképészeti filmeknél alkalmazottakhoz hasonlóan - zselatinba ágyazott ezüst-haloid kristályokból áll. Az érzékeny dozimetriai emulziókat nagy ezüsttartalmúra készítik. A film mindkét oldalát ellátják emulzióval, de a szemcsék átlagos mérete más a két oldalon, így az egyik réteg a kicsi, a másik a nagy dózisok mérésére szolgál. A kép kialakulása, az előhívás és a rögzítés a fényképészeti filmeknél megismerthez hasonló módon megy végbe. Az előhívott film feketedéséből következtethetünk a filmet (és így a viselőjét) ért dózisra. Baleseti szituációban az érzékenyebb oldalon hívás után az emulziót el lehet távolítani, így olyan esetben is meg lehet mérni a dózist, amikor a két oldal együttes használatával telítésbe megy a dózis-feketedés görbe.
A film-doziméter egyszerű, olcsó, kis méretű és mechanikai hatásoknak jól ellenáll. Viselési idejük általában egy-két hónap. A dozimétert úgy szokták kialakítani, hogy a mért feketedésekből a gamma ill. béta sugárzások lágy és kemény komponenseinek (valamint, ha erre az ellenőrzött munkahelyen szükség van, akkor a neutronok dózisára is) következtetni lehessen.
A film-dozimetria gyakorlatában nehézséget jelent, hogy a különböző gyártási sorozatú és eltérő használtsági fokú előhívóban kezelt filmek feketedése teljesen azonos besugárzás esetén sem egyforma. A problémát úgy oldják meg, hogy az ellenőrzés minden alkalmával azonos gyártási sorozatú, ismert körülmények között besugárzott filmekből hitelesítő sorozatokat készítenek, melyeket a kiértékelni kívánt filmekkel együtt hívnak elő. A filmek alapfeketedésének ismeretéről egy besugározatlan filmkocka (fátyol-, vagy nulltag) egyidejű előhívásával gondoskodnak. Az ismeretlen filmek adatainak meghatározása hitelesítő filmekkel való összehasonlítással történik.
A filmek feketedése azonos dózisok mellett energiafüggést mutat az ezüst energiafüggő abszorpciós együtthatója miatt.
A legelterjedtebb mód a dózis mérésére a szűrőanalízis. Ennek lényege az, hogy a filmet használatkor különböző abszorbens rétegekkel fedik le. A film-doziméternél a szűrők használata kettős szerepet tölt be. Egyrészt biztosítja a dózis meghatározását széles energiatartományban, másrészt felhasználható a filmet ért sugárzás fajta- és energia-összetételének meghatározására is. Általában 3-5 szűrőt szoktak alkalmazni.
A film kazettája műanyagból (polipropilén) készült. A 3. ábrán bemutatott változatban egy ablakot és négy szűrőt alkalmaznak. A beeső gammasugárzás az ablak mögött gyakorlatilag energiaveszteség nélkül kölcsönhatásba léphet az emulzióval, de az intenzitása csökken.
Az egyes szűrőknek a következő szerepük van:
A fenti szűrökön kívül - elsősorban atomerőművek személyzetének ellenőrzésére, hazánkban Pakson - alkalmaznak még egy 0,3 mm vastag ólom és 0,7 mm kadmium lemezekből összetett szűrőt is a termikus neutronok dozimetrálására. Itt azt használják ki, hogy a kadmium befogási (n,g) hatáskeresztmetszete termikus neutronokra nagyon nagy. Az ólom az itt keletkező gamma-sugárzás intenzitásának csökkentésére szolgál, ami megfeketíti a filmet. A kazettákban indiumból készült fóliacsíkot is elhelyezhetnek, mely nagy termikus neutrondózis hatására mérhetően felaktiválódik. Az indiumfólia sugárzásának mérésével egy esetleges atomerőmű-katasztrófa rendkívüli körülményei között is van lehetőség a dózisok megbecslésére.
Mérési feladataink során ismert energiával és dózissal besugárzott filmeken végrehajtott feketedés-mérések eredményeiből összeállíthatjuk a kalibrációs görbéket. Az ismeretlen paraméterű besugárzáskor megfeketedett film kiértékelését ennek alapján végezzük el.
A kiértékelés alapja a besugárzott filmek feketedésének meghatározása, ez általános esetben a bejövő és kimenő fényintenzitás hányadosának a logaritmusa. Jelen esetben egy fátyol (azaz be nem sugárzott) filmen áthaladó fény intenzitásához, I0-hoz viszonyítjuk a vizsgált filmen áthaladó fény intenzitását, I-t. Így a film egy adott szűrő alatti feketedése:
Ez a sorozat 60Co forrással különböző, ismert dózissal besugárzott filmekből áll. A izotóp két egymáshoz közeli foton-energiáját (1173 és 1333 keV) átlagolva egyetlen, 1250 keV effektív energiával vesszük számításba.
Energia-sorozat kimérése (hat film)Itt különböző, ismert foton-energiával és dózissal besugárzott filmek szerepelnek, melyek feketedését mindhárom szűrő alatt meg kell mérni. Egy 1250 keV energiával besugárzott film is tagja a sorozatnak.
Ismeretlen filmek (négy film)Ezeknek a filmeknek a dózisát és a besugárzási energiáját kell meghatározni.
Splasztik (D), Sdural (D), SSn+Pb (D) | (1) |
A mérési pontokra egyenest kell illeszteni - mindenkinek más-más pontokra a 3.3.3.5.-ben leírtak alapján.
A különböző energiával besugárzott filmek feketedése a különböző szűrők alatt más és más. Az adott szűrőhöz tartozó bármely feketedéshez tudunk egy kobalt dózist számítani az (1) adatokra illesztett egyenes inverzéből, ezt nevezzük D*-nak. Tehát D* az a 60Co dózis, ami a film adott szűrője alatt ugyanakkora feketedést hozna létre, mint az eredeti besugárzás. A D*-ot minden film minden szűrőjéhez meg lehet határozni, nemcsak az energia-sorozat filmjeire, hanem az ismeretlen filmekre, sőt magára a kobalt sorozat filmjeire is.
Az energiasorozat kis energiával besugárzott filmjeit nézve feltűnő, hogy a különböző szűrők alatt mennyire más a feketedés mértéke. Az Sn+Pb szűrő alatti részt nézve olyan, mintha a film jóval kisebb dózist kapott volna a valóságosnál. Ez kevésbé áll fönn a dural szűrőnél, még kevésbé a vastag plasztiknál. Ugyanazon film esetén tehát három látszólagos dózisról beszélhetünk - ezek a D*-ok - és persze a tényleges dózisról, a D-ről.
A D* értéke tehát dózis-, energia- és szűrőfüggő. A valóságos dózissal vett aránya a relatív érzékenység:
, , . | (2), (3), (4) |
Ábrázolva ezeket az energia függvényében emelkedő-ereszkedő, jobb oldalon elnyújtott görbét kapunk. (Az emelkedő részen van ugyanis az ezüst K vonalának abszorpciós éle 25,52 keV-nél, e fölött az energia fölött a hatáskeresztmetszet monoton csökken.)
A besugárzási energiáról a kontrasztkülönbség (a különböző szűrőpárokra vonatkozó D*-arányok) energiafüggése ad információt, ezért ábrázolni kell a
és a függvényeket. | (5), (6) |
Látható, hogy durva közelítésben a kontrasztkülönbségeket egyszerűen a feketedés-arányok is jellemzik, de ezek az értékek bizonytalanabbak, mint az egyenes illesztésével számolt D*-ok arányai.
Ezek hiperbolára emlékeztető görbék. Az energiatengelyt célszerű mindkét esetben logaritmikusra választani az ábrázolásnál, hogy a függvényeket az egész energia-tartományban át tudjuk tekinteni. Számoláshoz, interpolációhoz viszont lineáris energiaskálát kell használni! Az (5) függvényt csak a szigorúan monoton csökkenő szakaszában használhatjuk energia-meghatározásra. Kis energiák esetén előfordulhat a (6) függvény esetében, hogy negatív S vagy D* értéket kapunk, mert a fátyol filmeket nem takarta a szűrőket tartalmazó tok. Ezekben a pontokban tekintsük úgy, hogy nincs mérési adatunk. Ennek a függvénynek a kis energiájú pontja a feketedés nagyon alacsony értéke miatt egyébként is bizonytalan.
Az ismeretlen filmek három szűrőjére vonatkozó D* értékekkel képezve a fent említett
hányadosokat, az (5) és a(6) grafikonról a besugárzás energiája megbecsülhető. Előfordulhat, hogy az ismeretlen film D* hányadosa (hibahatáron belül) megegyezik a hitelesítő sorozat valamelyik energiájához tartozó hányadossal. Ekkor a két filmet a különböző szűrőkhöz tartozó D* értékek alapján összehasonlítva az ismeretlen filmet ért dózis közvetlenül kiszámítható, mert akkor a két film relatív érzékenysége is azonos. Különben az energia meghatározásánál a két szomszédos mérési pont közé történő lineáris interpolációval, vagy kis eltérések (15-20%) esetén extrapolációval az ismeretlen energia kiszámítható.
Ha valaki az egyes adatsorokra mégis görbét illeszt, ellenőrizze, hogy az egyes pontokat a görbe milyen pontossággal adja vissza!
Az energia ismeretében a (2), (3), (4)-ből szintén lineáris interpolácóval a relatív érzékenységek (Nrel) kiszámíthatók. Ezekből és a D*-ból a besugárzási dózis mind a három szűrőre vonatkozóan meghatározható. Ezek átlaga az ismeretlen dózis.
Mivel a kiértékelés összehasonlításon alapszik, szükséges a mért illetve származtatott adatokat - S, D*, D*/D* (DPl/DDu és DDu/DSn+Pb), Nrel - egyetlen nagy táblázatban összefoglalni, ahol a hitelesítő filmek száma, energiája és dózisa is látható. Ezzel együtt kell feltüntetni a négy ismertetlen film sorszámát, a mért és származtatott S, D* ill. D*/D* (Pl/Du és Du/Sn+Pb) adatsorokat, a kiszámolt energiákat (két energia esetén ezek átlagát is), az ezek alapján számított Nrel értékeket és a dózisokat - a dózisok átlagával együtt. A számítások ellenőrzését megkönnyíti, ha az S(D) egyenesek paramétereit a táblázat mellett is feltüntetjük.
Az adatokat ne tüntessük fel se túlságosan kevés, se értelmetlenül sok tizedesjegy pontossággal! Az eredeti táblázatból a feleslegessé vált szövegeket ki kell törölni, az oszlopok szélessége csak akkora legyen, amennyit a számjegyek megkövetelnek. A táblázat akkor jó, ha egyetlen oldalon minden adat megtalálható!
A Co sorozathoz tartozó filmek D* értékei megmutatják, hogy az egyenesillesztés milyen jól adja vissza az eredeti dózisértékeket.
A D*-arányok segítségével azonnal látható, hogy az ismeretlen energiák milyen ismert energiákhoz vannak közel, illetve milyen két energiaérték közé esnek. Figyelni kell arra, hogy a Pl/Du arányt megbízhatóan csak kb. 45 keV-ig tudjuk használni 2 , míg a Du/SnPb arány csak 38 keV fölött megbízható, a kis feketedések nagy hibája miatt. Ha mind a két hányadosból lehet energiát meghatározni, akkor ezek átlagát kell használni.
Ha minden szűrőre van adatunk, akkor az energiák ismeretében három Nrel értéket tudunk meghatározni, és a besugárzási dózisokra is három értéket kapunk. Ha ezek között nagy a különbség, hibás számolásra is gyanakodhatunk. Ilyenkor célszerű ellenőrizni, hogy a táblázat cellái nem csúsztak-e el! Előfordulhat még az SnPb szűrő esetén, hogy a lényegesen kisebb feketedés miatt az Nrel hibája a többihez képest észrevehetően nagyobb, ilyenkor ezt az értéket ki lehet hagyni az átlagolásból, vagy csak megfelelően kis súllyal venni figyelembe.
Mivel a fátyol-film feketedését a mérés során többször is lemérjük, a kapott értékek eltéréséből megbecsülhető a feketedés mérési hibája. Tegyük fel, hogy a feketedés a többi filmre is hasonló pontossággal állapítható meg! A kobalt sorozatnál megadott dózisokat nagyon pontosnak tekinthetjük. Becsüljük meg a D* értékek hibáját! Próbáljuk ennek alapján nagyjából megbecsülni, hogy az ismeretlen filmek besugárzási energiáját és dózisát milyen pontosan mérhettük meg!
Amikor a dózis-feketedés görbékre egyenest illesztünk, a mérőcsoport első tagja az első öt pontra illeszt és ennek alapján az 1. és 3. filmeket értékeli. Hasonlóan, a csoport második tagja az első hat pontra illeszt és a 2. és 4. számú filmeket értékeli, a harmadik tagja az első hét pontra illeszt és 2. és 3. filmet értékeli. A sorrendet a mérésvezető dönti el. Mindenkinek a mérési jegyzőkönyve első lapjára fel kell írnia, hogy melyik feadatot kapta!
Második feladat:Az ismeretlen filmeket ért dózisok kiszámítása után állapítsuk meg, hogy az egyes filmeket viselő személyek a sugárveszélyes munkahelyen dolgozók éves (öt évre átlagolt) dóziskorlátjának hányszorosát kapták meg, ha feltesszük, hogy két hónapig viselték a filmeket, és az év során 11 hónapot dolgoztak, valamint hogy az őket ért besugárzás időben egyenletes volt!
Minden laborgyakorlatnál más fényerősségűre állítjuk be az átvilágításhoz használt fényforrást.
Az ionizáló sugárzást dokumentálhatóan mérő eszközök a
film- és a szilárdest-doziméterek. Az utóbbiak csoportjából kiemelkednek a termolumineszcens kristályok, kis méretükkel, energia-függetlenségükkel és nagy érzékenységükkel.
A termolumineszcens doziméterek bármikor kiértékelhetők, ideálisak a változó dózisteljesítményű helyenken (pl.: kamionvizsgáló-röntgen, nagy magasságban hosszú utat megtevő repülőgépek személyzete). Itt ugyanis rögtön kell tudni, mekkora dózist kapott az illető, a besugárzás energiájáról nem tudunk meg semmit. A kiolvasás egyúttal törli a dózismérőt; ha itt hiba történik, elvész az adat.
A filmdozimétert kéthavonta szokás kicserélni és előhívni. A feketedés alapján többször is ki lehet értékelni, jól archiválható, meghatározható a besugárzást végző foton energiája, a sugárnyaláb - ha van - iránya, de szélsőséges esetben harmadévet kell várni a kiértékelés eredményére.
A gyakorlaton használt GM-csöves dózisteljesítmény-mérő (MiniRay) "csak" mutatja a pillanatnyi értéket, ezért nem soroljuk a dokumentálhatóan mérő eszközök közé.
A termolumineszcens detektorok működésének alapja, hogy az ionizáló sugárzás (általában gamma-sugárzás) hatására a kristályok egyes elektronjai gerjesztett állapotba kerülnek, majd a kristály szennyezőatomjainak helyén befogódnak, és onnan csak felmelegítés hatására lépnek ki és térnek vissza az alapállapotba. Az alapállapotba való visszatéréskor látható, vagy ahhoz közeli hullámhosszú fényt emittálnak. A kibocsátott fotonok száma - ami fotoelektron-sokszorozóval mérhető - arányos a doziméterben (a kristályokban) eredetileg elnyelt sugárdózissal.
A kifűtés hatására a kristály hőmérséklete nagyjából lineárisan változik. Az idő függvényében a fotonok kilépési gyakorisága (a fényhozam) jellegzetes görbét (1) mutat (6. ábra). Egy gyorsan lecsengő, kis hőmérsékletekhez tartozó csúcs (3) után következik a nagyobb, szélesebb, és dozimetriai célokra használni kívánt fényhozam-csúcs (2). A kifűtés végére a még gerjesztett állapotban levő elektronok elfogynak, a görbe lecseng. További fűtés hatására már a hőmérsékleti sugárzásból (izzás) származó fotonok (4) szólaltatják meg a fotoelektronsokszorozót. Ezen kívül igen nagy dózisok esetén egy nagy hőmérsékletekhez tartozó csúcs is megjelenik, amint az a 6. ábra jobb oldalán látható. Ez utóbbi a labormérés alatt nem lesz lényeges. A mérés feldolgozása abban áll, hogy a középső, dózissal arányos csúcs területét minél pontosabban megállapítsuk. Ehhez a fénygörbét numerikusan integrálni kell az integrálási határokat úgy beállítva, hogy a kis hőmérsékletű csúcs és a hősugárzás járuléka minél kisebb legyen, de a dozimetrikus csúcsból minél nagyobb hányad közéjük essen. Ekkor az integrál értéke arányos a besugárzás dózisával. A kettő közötti arányossági faktort ismert aktivitású forrással elvégzett kalibráció során állapíthatjuk meg. Ezt a faktort a kristály mennyisége (tömege), érzékenysége és a fotoelektron-sokszorozó hatásfoka szabja meg, ezért minden doziméterre eltérő. A faktor, valamint az intergálási határok a doziméterek egyéni memóriájába vannak programozva, de lehetőség van azok felülírására. A kifűtéssel a dozimétert tulajdonképpen lenulláztuk, alig maradnak benne gerjesztett állapotú elektronok. Ez a maradék-dózis a nagyon csekély, 1 nSv alatti.
A laboratóriumi gyakorlat során a Magyar Tudományos Akadémia KFKI Atomenergia Kutatóintézet által kifejlesztett dózismérőt fogjuk használni. (Ez a földi, továbbfejlesztett változata az az űreszközök generációinak fedélzetén évtizedek óta sikeresen használt
Pille
TL dózismérőnek.)
Ez a PorTL rendszer, megfelelő dózismérővel alkalmas környezeti dózisegyenérték mérésére a 10 uSv - 100 mSv tartományban, 48 - 1250 keV-es foton energiatartományában.
A környezeti dózisegyenérték - H*(d) - az ICRU-fantom felszíne alatt 10 mm mélyen mért dózis [7], 8. oldal.
Az ICRU fantom az International Committee on Radiation Units and Measurements által ajánlott próbatest. Ez az emberi törzshöz hasonló méretű (30 cm átmérőjű) és összetételő (1 g/cm-3 sűrűségű, oxigénből 76,2%, szénből 11,1%, hidrogénből 10,1% és nitrogénből 2,6% álló) gömb.
A berendezés több, - esetünkben négy - dózismérőből és a hozzájuk tartozó kiolvasóból áll.
A dózismérő ~1 cm átmérőjű, ~8 cm hosszú henger.
A kitört- és keresztmetszeti rajza a 7. és 8. ábrán látható:
A dózismérőket a műanyag tokjukba kell tárolni, csak a kiolvasáskor kell kivenni. Ekkor a patron - pozicionálás után - finoman be kell nyomni a kiolvasó (9. ábra) kulcsába, ezt pedig behelyezni a kulcsbefogadó nyílásba. Ekkor a fedőlemez beljebb tolódik és a fotoelektron sokszorozó "rálát" a TLD kristályra.
A kiolvasó bekapcsolás után rövid időn belül méréskész állapotba kerül (10.a ábra). Ha a kulcsot az óramutató körüljárási irányának megfelelően negyed fordulatot elforgatjuk, megkezdődik a mérés. Leolvasható a patron azonosító száma és a lapka pillanatnyi hőmérséklete (10.b ábra).
A TLD blokkot a beépített fűtöelem fölmelegíti, a fotoelektron-sokszorozó fölveszi a kifűtési görbét. (Valójában tizedmásodpercenként megszámolja a felvillanásokat és ezt az idő függvényében ábrázolja.) Így kapjuk meg az 1. ábrán látható grafikont.
A mérés végén megjelenik a kiolvasott dózis (11.a ábra). Fölötte balra a patron azonosítója és jobbra annak a memóriaterületnek - blokknak - a sorszáma, ahol a mérés adati vannak. A ">" jelű gombbal elő lehet hívni a mérés összegezett adatait is (11.b ábra). (A kiolvasó 1920 blokk tárolására képes.)
A grafikus LCD-n megjeleníthetjük a kifűtési görbét és az integrálási határokat is.
A patront még egyszer - öt perc késleltetés után - kiolvasva és a két dózisértéket egymásból kivonva kapjuk meg a tényleges dózist.
Öt percnél hamarabb nem szabad újra kiolvasni ugyanazt a patront.
Ha a tényleges dózist az expozíciós idővel (ami alatt a besugárzás történt) elosztjuk, akkor kapjuk meg a(z átlagos) dózisteljesítményt, mSv/h, uSv/h, vagy nSv/h egységekben.
(Ha megfelelő hosszúságú volt a két kiolvasás között eltelt idő, akkor a kiolvasó is megadja a dózisteljesírtményt, de ez csak akkor mérvadó, ha nem változott jelentősen a besugárzás intenzitása.)
A kiolvasó blokk-vázlata az 13. ábrán látható; főbb részeknek a mikroprocesszort (µP), a fűtés tápegységét, fotoelektronsokszorozót (PMT), szélessávú I/U és A/D konvertert, nagyfeszültségű tápegységet (HV) és a grafikus LCD kijelzőt tekintjük
A kiolvasó kijelzőjén az összes adat elérhető az előlapi kezelőszervekkel, erre vonatkozóan a kezelési utasításban található bővebb információ. A kiolvasó összeköthető számítógéppel is, (RS-232), így sokkal kezelhetőbbek az adatok.
1. Ellenőrizzük a -1.102-ben lévő Am-241 sugárforrás árnyákolását!
Először olvassuk ki sorban mind a négy patront, egymás után, majd ismételjük meg a sorozatot!
Szokásos ütemben végezve, mire az első újra sorra kerül, eltelik a két kiolvasás közötti "kötelező" öt perces idő.
Ha előtte hosszabb ideig nem történt kiolvasás és a háttérsugárzásból értékelhető mennyiségű dózis jött össze, meghatározhatjuk a háttér dózisteljesítményét.
Másodszor helyezzük ki a gyakorlatvezető által megadott helyekre (izotóp mellé, árnyékolás szélére, ablakba, mérőhelyre) a dózismérőket! Jegyezzük föl a kihelyezés idejét (percre pontosan)!
Harmadszor szedjük be a dózismérőket! A kihelyzés óta eltelt időt tekintjük expozíciós időnek.
Negyedszer: olvassuk ki (megint két sorozatban, az előbbiekhez hasonlóan) a dózismérőket!
Ötödször: gyakorlatvezetőtől meghatározott formában küldjük el a mérési adatokat!
2. Mérjük meg - GM-csöves sugárzásmérővel - a háttérsugárzás dózisteljesítményét két adott helyen, az épületen belül és kívül, a gyakorlatvezető által megadott paraméterekkel!
Hasonlítsuk össze ezt a magyar gamma-dózisteljesítmény
értékkel!
Határozzuk meg a dózisteljesítményt a négy adott helyen!
A kiszámított illetve mért értékekhez mindenhol adjunk meg hibahatárokat is!
A kalibráció szisztematikus relatív hibáját a doziméterek esetén ±20%-al becsüljük, a sztochasztikus relatív hiba pedig a mért dózissal csökken: [1+(33/D)2]1/2 %, ahol a D dózist µSv-ben kell megadni. Adjuk meg a kétféle abszolút hiba kvadratikus összegét, mint mérési hibát, a mért értékeink mellett! Használjunk µSv, µSv/h illetve nSv/h egységeket!
Számítsuk ki, mennyi idő alatt érnénk el az adott helyen a lakossági korlátot, az éves magyarországi háttérsugárzásnak megfelelő évi 2,5 mSv-et és a foglalkozási sugárterhelés 150 mSv-es, szemlencsére vonatkozó éves korlátját!
Adjuk meg a háttér GM-csöves sugárzásmérővel meghatározott dózisteljesítményt és a szórását az épületen belül és kívül! Ezt vessük össze az országos adatokkal!