Neutron- és gamma-dózisteljesítmény mérése az Oktatóreaktor 4. vízszintes csatornájánál

Átírás

1 Neutron- és gamma-dózisteljesítmény mérése az Oktatóreaktor 4. szintes csatornájánál Osváth Szabolcs, BME NI, 2012 Bevezetés Az oktatóreaktor 4. szintes csatornájának körkeresztmetszetű nyílásából közelítőleg párhuzamos sugárnyalábban lép ki a gamma- és a neutronsugárzás. A sugárzásokat megfelelően választott dózisteljesítmény-mérőkkel detektáljuk. A laborgyakorlaton két feladatot kell elvégezni: - alacsony reaktorteljesítményen ( 80 W) ki kell mérni a reaktorteljesítmény és a mért dózisteljesítmények közötti arányosságot; - magasabb reaktorteljesítményen (1 kw és esetleg 10 kw) meg kell határozni a csatornában alkalmazható védelmi anyagok ( és ) relatív sugárgyengítő képességét. Dózisfogalmak A radioaktív sugárzások detektálása a sugárzás és az anyag (detektor) közötti kölcsönhatáson alapszik. A kölcsönhatás formája a sugárzás fajtájától, energiájától, valamint az anyag tulajdonságaitól (rendszám, sűrűség) függ. A detektorok nagy része az ionizációt hasznosítva elektromos impulzusokat szolgáltat (elektromos detektorok). Az anyagban elnyelt ionizáló sugárzási energia fizikai; emellett az élő anyagban, az emberi test szöveteiben 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 dm m [1] 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 w [ Sievert, Sv] [2] w a sugárzás károsító képességére jellemző relatív szám, a sugárzási tényező ( radiation sugárzás). w értéke α-sugárzásra 20, β-, γ- és öntgen-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 effektív dózist a mérés során nem használjuk. Érdeklődők a mérésleírás végén, az 1. függelékben olhatnak róla. Az említett dózisfogalmaknak értelmezhető a teljesítményük (idő szerinti deriváltjuk) is. Az egyes dózisteljesítmények mértékegysége Gy/h illetve Sv/h. Érdeklődők a mérésleírás végén, a 2. függelékben olhatnak az elnyelt dózis teljesítményének számításáról. 1

2 A sugárzások árnyékolása A gamma-sugárzás dózisát a leghatásosabban a nagy rendszámú, nagy sűrűségű védelmi anyagok (pl. ólom, beton, urán(!)) csökkentik. A gamma-sugárzás egyszerűsített gyengítési egyenlete a következőképpen néz ki: I I 0 *exp( µ * x) [10] Az egyenletben I a sugárzás intenzitása (a részecskeáram), I 0 a gyengítetlen párhuzamos nyaláb intenzitása, µ az elnyelő anyag lineáris abszorpciós együtthatója (amely adott részecskeenergia esetén állandó), x az elnyelő réteg tagsága. A neutronokkal szemben a kis rendszámú anyagok (pl., paraffinok, bór (nem bor!)) gyengítése hatásosabb. A mérhető sugárzási tér A csatorna nyílásához helyezett detektor által mért dózisteljesítmény két komponens összege. Az egyik a környezeti háttér, ami a kozmikus sugárzásból, a talajból, az építőanyagokból, a helyszínen tartózkodó személyek testéből, stb. származik. Erről feltételezzük, hogy a gyakorlat időtartama alatt nem változik (hiszen csak néhány óráról van szó). A másik komponens a reaktor zónájából származik: a maghasadás pillanatában keletkező prompt gamma-fotonok és gyors neutronok; valamint a működő reaktorban felszaporodó hasadási termékeknek, transzuránoknak, továbbá a felaktiválódó szerkezeti anyagoknak a gamma-sugárzása tartozik ide. Ez hihető feltételezésünk szerint arányos a reaktor teljesítményével (de álló reaktor esetében sem feltétlenül nulla), és a védelmi anyagok alkalmazásával csökkenthető. echnikai okokból mindkét védelmi anyagból csak adott (de nem egyforma) rétegtagságút lehet a sugárnyaláb útjába helyezni. Ezért a változó rétegtagságnak a sugárzás intenzitására gyakorolt hatását nem tudjuk vizsgálni; a védelmi anyagok sugárgyengítő hatása egy egyszerű osztással (avagy egy 0 és 1 közötti számmal való szorzással) vehető figyelembe (nem szükséges a [10] egyenletet használni). Kényelmi okokból (hogy kevésbé lehessen összekeverni őket), ezen a gyakorlaton (és ebben a mérésleírásban) a gamma-sugárzás egyenérték dózisának teljesítményét G -tal, a neutonsugárzás egyenérték dózisának teljesítményét pedig N -tal jelöljük. eljesen nyitott csatorna esetében az alábbi egyenletek írhatóak fel a mérhető dózisteljesítményekre: G mért, 0 ( P) G bg + G zóna ( P) ), [11] N mért, 0 ( P) N bg + N zóna ( P) N bg + ( mnp + bn ), [12] ahol P jelöli a reaktor teljesítményét, a 0 index a teljesen nyitott csatornára, a bg index pedig a háttérre (background) utal. A b γ és b n jelzetű mennyiségek a szubkritikus reaktorból kilépő maradék gamma- illetve neutronsugárzás dózisteljesítményét jelölik. Ezek szigorúan véve csak akkor tekinthetők állandónak a méréssorozat idejére, ha a reaktor előző üzeme már régebben, legalább egy napja véget ért. Vas- illetve zár jelenléte (félig nyitott csatorna) esetén az egyenletek a következőképpen néznek ki: G mért, ( P) G bg + G zóna ( P) γ, ) γ,, [13] 2

3 N mért, ( P) N bg + N zóna ( P) N bg + ( mn P + bn ) G mért, ( P) G bg + G zóna ( P) γ, ) γ, N mért, ( P) N bg + N zóna ( P) N bg + ( mnp + bn ), [14], [15]. [16] Az tényezők azt mutatják meg, hogy az adott sugárzást az adott védelmi elem hányadrészére csökkenti. Fontos kihangsúlyozni, hogy értéke nem az anyagra jellemző, hanem a mérésben alkalmazott, konkrét tagságú dugóra, illetve zárra. Ezen túlmenően értéke függ az árnyékolandó gamma- illetve neutronnyaláb spektrumától is. Ha pedig a csatorna zárt, azaz mindkét védelmi anyag jelen van a nyalábban, akkor: mért,, ( P) G bg + G zóna ( P) γ, γ, ) γ, γ, G mért,, ( P) N bg + N zóna ( P) N bg + ( mn P + bn ) N n, n,, [17]. [18] A mérőberendezések A gamma-sugárzás dózisteljesítményét egy állványra szerelhető proporcionális számlálóval ( gamma-szondával ) mérjük. 1 A neutronsugárzás dózisteljesítményének mérését szénhidrogénből álló, ezért jelentős neutronlassító hatású Bonner-gömbbel körülvett BF 3 neutrondetektorral végezzük. A töltés nélküli (és emiatt nehezen detektálható), lelassított neutronok és a 10-es tömegszámú bóratomok magjai között az alábbi magreakció játszódik le: B + 0n 3 Li+ 2α + γ, az ebben keletkező részecskék pedig már könnyen detektálhatóak. A detektor válaszjeleit egycsatornás számlálóberendezés regisztrálja. A detektor az eredetileg mért beütésszámot (beépített adatfeldolgozó egysége révén) intenzitássá konvertálja, és az ebből ( gyári kalibrációjának felhasználásával) számított egyenértékdózis-teljesítményt jelzi ki. Ebben már figyelembe vették a detektort körülvevő neutronlassító közeg hatását, tehát a kalibráció tartalmazza az energiafüggő sugárzási tényezőt (a w n -t) is. Ezek az FH40G10 műszerek a dózisteljesítmények emelkedését gyorsan, a csökkenésüket azonban (ismeretlen okból) csak lassan követik. Ezért a dózisteljesítmények csökkenésekor (árnyékoló anyagnak a nyalábba helyezése után) érdemes a műszereket kimajd újra bekapcsolni. Minden mérési ponton legalább 5-5 párhuzamos gamma- illetve neutrondózisteljesítményt határozzunk meg, a leolások között legalább fél perces szünetet tartva! Ha a mért értékek között van kiugró, akkor érdemes még néhány leolást végezni. A mérés végrehajtása A mérőműszerek elhelyezése és kezelésük begyakorlása után mérjük meg G mért,, (0) -t és N mért,, (0) -t, azaz az álló reaktor és zárt csatorna melletti dózisteljesítményeket! 1 A gamma-sugárzás dózisteljesítményének mérését korábban GM-csöves dózisteljesítmény-mérő detektorral és integrális diszkriminátorral ellátott egycsatornás számlálóberendezéssel végeztük. A GM-detektor kalibrációs tényezője (0,67±0,03) (µgy/h)/cpm volt, a számlálót egyperces mérésekre beállítva használtuk. 3

4 Majd vegyük fel a dózisteljesítmény vs. reaktorteljesítmény kalibrációs görbét! Ehhez a reaktor ügyeletes szolgálatának az engedélyével távolítsuk el a csatorna védelmi anyagait: vegyük ki a dugót és eresszük le a védelmet! Ezt követően álló, majd 20 W-on, 40 W- on, 80 W-on üzemelő reaktor mellett határozzuk meg a nyitott csatornánál előálló gamma- és neutronintenzitást! A laborgyakorlat utolsó részében a és a védelmi szerepét hasonlítjuk össze. E méréseket 1 kw-os (és amennyiben a körülmények, továbbá az ügyeletes szolgálat megengedik: 10 kw-os) reaktorteljesítményen végezzük. A mérés végrehajtásánál személyi sugárvédelmi szempontból alapvetően fontos, hogy legalább az egyik védelmi anyag mindig elzárja a csatorna nyílását. Ennek megfelelően az alábbi szekvencia szerint célszerű mérni: eljesítmény Vízzár Vaszár Megjegyzés 1 kw van nincs 1 kw van van 1 kw nincs van 10 kw nincs van 10 kw van van 10 kw van nincs A mérési adatok értékelése Mérési adataink pontos kiértékeléshez szükségünk lenne G bg -re és N bg -re. Sajnos ezeket nem tudjuk pontosan meghatározni, ezért helyettük G mért,, (0) -t és N mért,, (0) -t használjuk. Ez a közelítés tagadhatatlanul hibát visz az eredménybe, ezért utólag érdemes ellenőrizni a jogosságát, azaz a jegyzőkönyv végén kiszámolni az elhanyagolt mért,, 0) G bg b mért,, ( 0) N bg b tagok értékét! G ( γ γ, γ, és N n n, n, G zóna N zóna Átlagoljuk a kalibrációs mérések során kapott párhuzamos mérési adatokat, és vonjuk le belőlük a környezetnek tulajdonítható hátteret! A GM-csővel mért számlálási sebességekből számoljuk ki a gamma-dózisteljesítményeket! Ábrázoljuk grafikonon a reaktor zónájának tulajdonítható gamma-, és neutrondózisteljesítményeket ( (P) és (P) ) a reaktor teljesítményének (P) a függvényében! Határozzuk meg a kalibrációs egyenesek meredekségét (m γ és m n ) és tengelymetszetét (b γ és b n )! A meghatározást grafikusan vagy számítógépes programmal is végezhetjük. Az előbbiekben elvégzett kalibráció segítségével számítsuk ki az 1 kw-hoz tartozó gyengítetlen gamma- és neutron-dózisteljesítményt ( G zóna (1 kw)-ot és N zóna (1 kw)-ot)! Átlagoljuk a félig nyitott csatornák mellett mért párhuzamos mérési adatokat, és vonjuk le belőlük a környezetnek tulajdonítható hátteret! A GM-csővel mért számlálási sebességekből számoljuk ki a gamma-dózisteljesítményeket! A [11-16] egyenletek megfelelő átalakításával számoljuk ki az tényezők értékeit! G zóna ( 1 kw ) γ, G mért, (1 kw ) G bg γ, [19] G zóna (1 kw ) G zóna (1 kw ) N zóna ( 1 kw ) n, N mért, (1 kw ) N bg n, [20] N zóna (1 kw ) N zóna (1 kw ) 4

5 G zóna ( 1 kw ) γ, G mért, (1 kw ) G bg γ, [21] G zóna (1 kw ) G zóna (1 kw ) N zóna ( 1 kw ), N, (1 kw ) N n mért bg n, [22] N zóna (1 kw ) N zóna (1 kw ) Mivel a két védelmi anyag tagsága eltérő, nincs értelme -at -zel összehasonlítani. Ezért az alábbi hányadosokat képezzük: f, [23] γ, f. [24] γ, Az f-értékek azért megfelelőek az összehasonlítás céljára, mert ugyanarra az anyagtagságra vonatkozó mennyiségek hányadosát jelentik. Az f-értékek alapján diszkutáljuk, hogy a mérési tapasztalat megfelel-e a sugárgyengítés fizikai törvényszerűségei alapján várható eredménynek! Amennyiben 10 kw-on is végeztünk mérést, a bemutatott módon értékeljük ki azokat az adatokat is! Gondolkodtató kérdés: hogyan lehet a zárt csatorna mellett mért dózisteljesítményértékeket is kiértékelni (felhasználni valamire)? 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 <Ctrl>-<c> és <Ctrl>-<v> billentyűkombinációkat, a jegyzőkönyvbe nem kell átmásolni az elméleti bevezetőt. Ugyanakkor a kapott, mért és számolt adatoknak jól el kell különülniük egymástól, szerepelniük kell a felhasznált képleteknek, továbbá minden fizikai mennyiség mellett szerepelnie kell a mértékegységnek. 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 használt berendezés(ek) rövid ismertetése, - a mért adatok, - a mérésleírásban kért összes számolás és diszkusszió, - minden egyéb, amit a mérésvezető kért. A jegyzőkönyv ideális terjedelme néhány A4-es oldal. A jegyzőkönyvvel kapcsolatban a gyakorlatvezető természetesen a fentiektől eltérő igényeket is megfogalmazhat. 1. függelék: Az effektív dózis A méréshez közvetlenül nem kapcsolódik, de a teljesség kedvéért megemlítjük, hogy az egyes emberi szövetek nem egyformán érzékenyek az ionizáló sugárzás sztochasztikus 5

6 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. E H H w [ Sv] w 1 [4] w a szövetek érzékenységét jellemző relatív szám, a szöveti tényező ( tissue szövet). A jelenleg alkalmazott w 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 w 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. [3] 2. függelék: Az elnyelt dózis teljesítményének számítása A méréshez közvetlenül nem kapcsolódik, de a teljesség kedvéért megemlítjük, hogy az elnyelt dózis teljesítménye ismert radionuklidot ismert mennyiségben tartalmazó izotópos sugárforrás esetén a következőképpen számolható a sugárzást elnyelő közeg atomi jellemzőiből: dd µ ΦE * [5] dt ρ dn *f. E Φ r r dt E S [6] 2 m µ σ A * ρa 3 m σ A 2 m Z * σe atom [7-8-9] atom N A ρ mól A 3 VM m mól Az egyes betűk jelentése a következő: dd/dt dózisteljesítmény; Φ E [J/(m 2 *s)]) energiafluxus energia-áramsűrűség; µ/ρ [m 2 /kg]) tömegabszorpciós koeffíciens tömegegységre jutó sugárzáselnyelő keresztmetszet; dn/dt aktivitás időegységre jutó bomlások száma; f r részecske-gyakoriság (részecske/bomlás); E r részecske-energia [kev, MeV]; S a sugárzás által átjárt felület; µ [m -1 ] lineáris abszorpciós együttható, térfogategységre jutó sugárzáselnyelő keresztmetszet; σ A [m 2 /atom] atomi hatáskeresztmetszet; ρ A [atom/m 3 ] atomsűrűség; 6

7 Z rendszám; σ e elektron-hatáskeresztmetszet [m 2 /elektron]; N A Avogadro-szám; V M móltérfogat. 7