KFKI-1986-07/K PÁLFALVI J. HIRSCHNÉ TAKÁCS I. TAPASZTALATOK E6Y (NEUTRON, ALFA) MAGREAKCIÓN ALAPULÓ SZILÁRDTEST NYOMDETEKTOROKBÓL FELÉPÍTETT SZEMÉLYI ALBEDO NEUTRON DOZIMÉTER MUNKASZINTŰ DOZIMETRIAI FELHASZNÁLÁSÁRÓL ^Hungarian academy of Sciences CENTRAL RESEARCH INSTITUTE FOR PHYSICS BUDAPEST
The issues of the KFKI preprint/report series are classified as follows: A. Par'icle and Nuclear Physics B. General Relativity and Gravitation С Cosmic Rays and Space Research 0. Fusion and Plasma Physics E. Solid State Physics F. Semiconductor and Bubble Memory Physics and Technology G. Nuclear Reactor Physics and Technology H. Laboratory, Biomedical and Nuclear Reactor Electronics I. Mechanical, Presicion Mechanical and Nuclear Engineering J. Analytical and Physical Chemistry K. Health Physics L. Vibration Analysis, CAD, CAM M. Hardware and Software Development, Computer Applications, Programming N. Computer Design, CAMAC, Computer Controlled Measurements The complete series or issues discussing one or more of the subjects can be ordered; institutions are kindly requested to contact the KFKI Library, individuals the authors. Title and class ification of the issues published this year: KFKI-1986-01/E KFKI-1986-02/C KFKI-1986-03/C KFKI-1986-04/A KFKI-1986-05/A KFKI-1986-06/E KFKI-1986-07/K The Kronig-Penney model on a Fibonacci lattice First results of high energy particle measurements with the TÜNDE-M telescopes on board the S/C VEGA-1 and -2 The VEGA PLASMAG-1 experiment: description and first experimental results Half-classical three-body problem Quark degrees of freedom in nuclei Lattice gas model on tetrahedral sites of bcc lattice: anisotropic diffusion in the intermediate phase Tapasztalatok egy (neutron-alfa) magreakción alapuló szilárdtest nyomdetektorokból felépített személyi albedo neutron doziméter munkaszintű dozimetriai felhasználásáról
KFKÍ-1986-G7/K PH EP iu'nt TAPASZTALATOK E6Y (NEUTRON, ALFA) MAGREAKCIÓN ALAPULÓ SZILÁRDTEST NYOMDETEKTOROKBÓL FELÉPÍTETT SZEMÉLYI ALBEDO NEUTRON DOZIMÉTER MUNKASZINTŰ DOZIMETRIAI FELHASZNÁLÁSÁRÓL PÄLFALVI J., HIRSCHNÉ TAKÄCS ILONA* Központi Fizikai Kutató Intézet 1525 Budapest 114, Pf.49 * Központi Bányászati Fejlesztési Intézői 1525 Budapest, Pf.8i HU ISSN 0368 53 30
KIVONAT A Szolnoki Kőolajipari Vállalattal és a Központi Bányászati Fejlesztési Intézettel közösen vizsgáltuk, hogy a neutron-karotázs méréseket végző, Arc-Be neutron forrást használó dolgozókat mekkora neutron dózisterhelés éri. A vizsgálatokhoz (n,n) magreakción alapuló szilárdtes nyomdozimétereket használtunk fel. Meghatároztuk a kiértékeléshez használandó modell neuúron spektrumokat, és kidolgoztunk egy személyi számitógépen futtatható kiértékelő programot. АННОТАЦИЯ Совместно с Сольнокским нефтезаводом и Центральным институтом развития техники горной промышленности проводилось исследование радиационной нагрузки от нейтронов сотрудников, работающих с Am-Ве-источниками. Исследования основывались на ядерной реакции (п,а) с использованием твердотельных трековых детекторов. Для проведения оценок был определен модельный нейтронный спектр и разработана программа оценки (NAFLU) для персональной ЭВМ. ABSTRACT A method was elaborated to estimate the neutron dose burden oi workers exposed by neutrons from Am-Be sources during neutron-carotage investigations. For the measurements (n,&) solid state nuclear track detectors were used. 3 different neutron spectra were chosen for the evaluation which was performed by a computer program (NAFLU) written in Basic language for this purpose. The measured track densities and background values are qlvon in Tables 2-4. The calculated neutron fluences are presented in Tables j-7, and neutron doses are shown in Tables 8-10.
1. BEVEZETbS Az előző évek során kidolgoztunk egy (n,oc) reakción alapuló detektor rendszert, melynek neutron érzékenységét számitásokkal meghatároztuk monoenergiás neutronokra [lf 2j. A számításokat kísérletileg is ellenőriztük - felhasználva különféle neutron forrásokat - arra az egyszerű esetre, amikor a detektor minden szóróközegtől távol helyezkedik el Í2, 3J. Neutron érzékenység számításokat végeztünk olyari ebetekre is, amikor a detektorok illetve több detektorból álló rendszer emberszerü fantomra van rögzítve [4, 51. A fantomra helyezett detektorok neutron érzékenységét, kisérleti úton is megvizsgáltuk J_6. [73-ben beszámoltunk a PAV-nál végzett előkisérleteinkról, amelyek során a meglévő detektorokból többféle dozimétert állitottunk össze és elsősorban azt vizsgáltuk, hogy ezek a rendszerek a környezeti hatásokat hogyan viselik el. Ezen tapasztalatok alapján folytattuk a munkát 1985-ben, hogy további adatokat nyerjünk a detektorok rutinszerű használhatósága't illetően. A Központi Bányászati Fejlesztési Intézettel (КВРП együttműködve vizsgáltuk az olajiparban neutron-karotázs vizsgálatokat végző - Am-Be neutron forrást felhasználó - dolgozók dózis terhelését. Ezen vizsgálatainkról számolunk be a következőkben.
m 2. KBPI SZEMÉLYI NEUTROK DOZIMÉTEREK VIZSGÁLATA 2.1. Heiyssini felmereo A ooziméterben lévő detektorok kiválasztása el" ti. célszerűnek látszott egy olyan heiyssini felmérést végezni, amelyből kiderült, hogy az An-Re forrásra! dolgozók munkájukat milyen körülmények ke ott végzik és mekkora a várható dózisterhelés. A felméréshez egy Nuclear Enterprises gyártmányú univerzális REM mérőt alkalmaztunk. A KFKI-ban Uj-Be forrásokkal végzett mérések alapján megállapítottuk, hogy a műszer 5-300 u3v/h dózisintenzitás tartományban ^10$ pontossággal mér. Kegállapi tások: a/ Személyenként és havonta 90 usv neutrondózis terhelés várható a csoportok minden egyes résztvevőjére, mivel a személyek a munkafolyamatok egyeо periódusait felváltva végzik. b/ A helyszíni felmérés alapján látszik, hagy a dolgozók a neutrondózis zömét a konténerben lévő Am-Be fi.rrácok mozgatásakor kapják. A konténer polietilén ill. parafin anyaga (mindkettő feltehetően borozott) a neutron Í.; ре к t rumо t lágy j. t j a.
- 3 - с/ A források mozgatáskor, használatkor is padlóközeiben vannak igy a doziméterre eső szórt neutron hányad nagy, ami a spektrumot tovább lágyitja. d/ A forrásokkal történő manipulációk során a dozimétereket maga az emberi test is árnyékolja az idő egy részében, ez szintén spektrum lágyitó effektus. Ezek alapján megállapítjuk, hogy olyan dozimétert és kiértékelési eljárást kell alkalmazni, amely az intermedier neutronok fluensének meghatározásán alapszik. A doziméter konstrukciója tegye lehetővé termikus, intermedier és gyors neutronok mérését figyelembe véve, hogy az egyes detektorok érzékenysége és a dózis kimutathatóság alsó határa függ az aktuális neutron spektrumtól. e/ A detektorok előkészítése, vastagságának mérése, maratása, a nyomszámlálás ill. a háttér meghatározása az fi - 9] irodalmak alapján történik. 2.2. Detektorok összeállítása és kezelése A szilárdtest nyomdetektor a Kodak-Pathé gyártmányú LR115 II tipusú cellulóz-nitrát. A detektor kb. 3 cm-es felületét 3 egyenlő részre osztottuk. Az első rész BNI (bór) radiátorral és Cd szűrővel, a második rész csaic BN1 radiátorral volt ellátva. A 3. részt radiátor nélkül hagytuk a gyorsneutronok becslésére.
- 4 - Vizsgálatainkat 1985. IV. 11. és 1986. I. 10. között 60, 100 és 95 nap hosszúságú periódusokban végeztük. Összesen 22 db dozimétert osztottunk ki, ugyanazon személyeknek mindhárom periódus alatt. Az új tipusú neutron doziméteren kivül a dolgozók magemulziós (proton meglökésen alapuló) filmet (NTA film, Kodak^ és CaS0,:Tm termolumineszcens (TL)- gamma dczis mérésére alkalmas dózismérőket is viseltek. A dolgozók munkatevékenységét a lehetőségekhez mérte*., munkalapok kitöltésével, figyelemmel kisértük, hogy a helyszini felméréssel nyert várható dózisterhelés adatok alapján az egyes periódusokra a neutron dózist becsülni is tudjuk. Minden vizsgálati periódus végén - az e célra félretett detektorokból meghatároztuk a lemaratott rétegvastagság háttér nyomsürüség közötti összefüggést és a háttér értékek szórásának a lemaratott rétegvastagságtól való függését is. A háttér értékek szórása 30-20y -ig változik a 8-9i5 um-es lemaratott rétegvastagság tartományban. Általában a doziméterek kiértékelésekor akkor tekintettünk egy mért nyomsürüség értéket a háttértől szignifikánsan eltérőnek, ha az 50^-kal magasabb volt, mint a megfelelő lemaratott rétegvastagsághoz megáliapitott háttér nyomsürüség. A doziméterek begyűjtése és kimaratása után az alábbi megállapitásokat tettük:
- 5 - a/ Az összes detektoron, mindegyik sorozat esetében a gyorsneutron mezőben mérhető nyomsürüség a háttér felső határa alatt, vagy annak közelében volt (kisebb, mint az 1,5-szeres háttér), igy az itt mért adatokat a dózis megállapitáskor nem vettük figyelembe. b/ Az 1. sorozat esetében a l>-tól 20-ig terjedő sorszámú detektorokon mind a termikus, mind az intermedier mezőben a nyomsürüség a háttér érték körül ingadozott. Ezek a detektorok tehát további kiértékelést nem kivántak. c/ A 2. sorozatnál ugyanezt észleltük a 13-tól 22-ig terjedő sorszámú detektorokon a 16 os, 18-as és 21 es kivételével, ezeket kiértékeltük, bár э nyomsürüség életekéből előre látszott, hogy a várható dózis érték kb. I nagyságrenddel az első 12 detektor által jelzett értekek alatt marad. A3» sorozatnál a mért nyomsürüségek általában, de szembetűnően a termikus mezőben az első 2 sorozatban mérteknél alacsonyabbak voltak. Az egyes detektorok egymáshoz képest sem mutattak nagy különbségeket, ezért az összes detektort (l 21-ig} kiértékeltük. A nyomsürüség adatokból (2., 3». 4. táblázat] rau#- állapitható azonban, hogy csak az intermedier mezűben lévő nyomok vizsgálatával kell foglalkozni a dózis becsléséhez» Egyben az is látszik, hogy a hciyszinií'eliiv'- résből adódó, a spektrum lágyságára vonatkoz' következtetések helytállóak.
- 6-2.3. A dózisbecslés menete 1. A feltételezhető neutron spektrumok meghatározása И. 1. ábra}: a/ szintetizált spektrum (Am-Ee forrás paraffin rétegen áthaladva + padló- és levegőszórás figyelembevétele a SPECTRANS-3 programmal); b/ l/e spektrum feltételezése (gyorsneutron nincs); c/ tiszta Am-Be spektrum feltételezve. Ю' Xf Ю ~ю r* - -i r- i r-y-i i 1 rx~l П"i г-р П" szintetizált 1/E c6 Ю Am-Be Ю" KT 1 t». I «i_l_i L \ i i i _L_i i, i..-i i L ТНЮ Ю* Ю 2 Ю 3 Ю* Ю 5 Ю 6 ÍO 7 Energia (ev) KBFI doziméterek kiértékelésekor használt spektrumok 1. ábra
- 7-2. A feltételezett spektrumokra a dóziskonverziós tényezők (ill. a detektor érzékenység adatok) meghatározása (t. Г 7J-Den és az 1. táblázatban). 3. A NAFLU (НР97 ill. Commodore 64 gépekre irt) programmal az intermedier (és termikus) fluensek meghatározása» valamint a total fluensek képzése (a fluxussűrűség hányadok alapján). A NAFLU programot az OKKFT program keretében kimondottan az LR115 II tipusú nyomdetektorok kiértékelésére készítettük és alkalmas 5 féle előre meghatározott (n,at) radiátor felhasználásával felépített detektor jelzésből a neutron dózis illetve fluens méghat JL fására. A program futtatása az alábbi detektor "kiértékeled eljárás n -t feltételezi. 3.1. A felhasznált detektor anyag (LR115 type 2) "lemaratott rétegvastagság - háttér nyomsürüség" összefüggésének meghatározása (exponenciális görbe illesztés). 3.2. A detektor anyag maratási sebességének (v fi ) meghatározása. 3.3. A doziméterekből kiszedett detektorok érzékeny rétegének (J e ) vastag3ágmérése. 3.4. A detektorok maratása (több lépésben) úgy, hogy az eltávolitott rétegvastagság 8,5-9,5 да között legyen (a maratási idő a Vg ismeretében számitható). 3.5. A detektorok maradék rétegvastagságának \L t J mérése.
- 8-5.6. Nyomsürüség mérések a csak BN1 radiátorral fedett (T), a Cd-mal is fedett (i) és a fedetlen (G^ detektor felületeken. 3.7. A NAFLU program futtatásához szükséges input adatok: - a neutron spektrumok jellemzői, - a háttér-függvény paraméterei, - L, 1 +ш T, I, G mért adatok. Eredmények: - termikus neutron fluens, - intermedier neutron fluens l/e spektruir.ra, - totál neutron fluens (szintetizált neutron spektrumrajt - legvalószinübb neutron dózis (a szintetizált spektrum alapján), - alsó és felső dózis határok (az l/e illetve az Am-Be spektrumok alapján). A kiértékelési eljárás egyes lépései (1-6-ig) a felhasználható mérőeszközöktől függenek - igy más ossz állitácol: más részeljárásokat igényelhetnek - ezért ezeket itt nem ismertetjük. 2.4. Eredmények Az eredményeket táblázatokban foglaltuk össze, 1» A 2. f 3» és 4. táblázatban megadjuk a NAFLU programhoz szükséges, mért detektor paraméter adatokat.
- 9-2. Az 5.,6. és 7. táblázat a NAFLU programmal száraolt fluens adatokat tartalmazza a szintetizált és az l/e spektrumokra. Az első sorozatra - illusztrációként - külön megadjuk a doziméterre eső fluens értékeket és a dozimétert viselő személy által a doziméterre visszavert neutronokkal megnövelt ^totális) fluens értéket is. A megadott szórás értékek kizárólag csak a detektorok méréséből adódtak. 3. A 8.., 9«és 10. táblázatokban összefoglaltuk a neutron és gamma dózis értékeket. Megjegyzendő, hogy a legvalószinübb értékeket a szintetizált spektrumból kaphatjuk. A másik két spektrumból nyert dózis adatok az abszolút alsó ill. felső korlátot képezik. A szintetizált spektrumra nyert dózis értékek maximálisan 2-es faktorral térhetnek el a valóságostól. 2.5. Következtetések A helyszini felmérés egy idealizált esetre készült, igy csak a ténylegesen elvégzett munkafolyamatok alapján lehet várható dózis értékeket előre becsülni. A munkalapok alapján az első 12 dolgozóra a becsült és az első 2 mérési intervallumra összesitett dózis értékeket a 9. táblázatban közöljük, ahol összehasonlításra az NTA filmmel és az LRU 1? tipusú nyomdetektorokkal mért neutron dózis, ill. a TL detektorokkal гол gamma dózis értékeket is megadjuk.
-10 - A 9» és 10. táblázatok dózis adatai alapján kimondhatjuk, hogy ezek az igen egyszerű felépitésü doziméterek az előzetes felmérés alapján becsült várható dózis adatokat szolgáltatták elfogadható hibahatárokon belül f2-es, 3-as faktor 1 msv alatt) és ahol az NTA filmmel mérhető dózis volt, ott a kétféle doziméterrel nyert értékek is elfogadható egyezést mutattak. A doziméterek kiértékelése azt mutatja, hogy a dolgozók által "elszenvedett" neutrondózis igen kicsiny. Még a második kisérleti terminus (loo nap) is túl rövid egy elfogadható statisztikajú kiértékeléshez, ezért a kihordási időt még hosszabbra lehet választani. Mivel ennek a detektornak "felejtése" (fading) nincs, az általunk javasolt kihordási idő 4-6 hónap. Megállapítjuk továbbá, hogy a legvalószínűbb dózis, valamint az elfogadható alsó ill. felső dózishatárok meghatározására kidolgozott eljárás nagy megbízhatósággal alkalmazható, ezért a továbbiakban szükségtelen a dóziskonverziós tényezők és detektor érzékenység adatok újra számolása minden egyes doziméter csere alkalmával. A meglévő és az 1. táblázatban összefoglalt eredmények újra felhasználhatók a 2.3. pontban vázolt "Kiértékelési eljárás "-ban. A korábban és ezzel a vizsgálat sorozattal párhuzamosan is használt NTA neutronfilm által szolgáltatott neutrondózis mérések hibája többszöröse az általunk használt módszerrel nyert adatokénak - mert a mérhető meglökött
- 11 proton nyomok száma rendkivül csekély, statisztikai módszerekkel nem értékelhető, fadingjük nagy, 2 3 hetenkénti cserét igényelnek, ezért használatuk egy meglévő, jobb módszer esetén nem indokolt. 3. KONKLÚZIÓ Az itt ismertetett doziméterek és a számitógépes kiértékelési eljárás alkalmas személyi neutron dozimetriára olyan kevert neutron-gamma sugárzási térben, ahol a neutron spektrum lágy, gyors neutron komponens kisebb, mint 15-20 fo, A kiértékeléshez használt spektru-, mokat mindig egy előzetes felmérés során kell meghatározni
- 12-5.IRODALOM [l] Pálfalvi J., 1982., Neutron Sensitivity of LRU5 SS1ITD Using Different (n,ot) Radiators, Nuclear Instruments and Methods, Vol. 203, pp. 451-457. [2] Pálfalvi J. f 1983-, (n,<*) magreakción alapuló szilárdtest nyomdoziméter hatásfokának elméleti és kisérleti vizsgálata, KFKI-1983-46. (OKKFT 7.2.11.) 3] Pálfalvi J., 1984., Neutron Sensitivity Measurements of LR115 Track Detector with Some (n,oi.) Converters, Nuclear Tracks, V. 9., pp. 47-57. [4] Pálfalvi J., 1982., Neutron Sensitivity Calculations for Simple Albedo Track Detectors, Nuclear Tracks, Vol. 6, pp. 185-188. [5] Pálfalvi J., 1984., (n,<*-) magreakción alapuló szilárdtest nyomdetektorokból felépített személyi albedo neutron doziméter jelzésének vizsgálata szárnitással, КЖ1-1984-26. (ükkft 7.2.15.) [б] Pálfalvi J., 1984., Calibration of Pission and (n,ec) Track Detectors on Phantom, Nuclear Tracks, V. 8, pp. 293-296. [7] Pálfalvi J., Horváth E., 1985., (n,<*) magreakción alapuló szilárdtest nyomdetektorokból felépitett személyi albedo neutron doziméter hitelesitése fantomon különféle neutronforrások felhasználásával, KPKI-1985-33. (OKKFT 7.2.21.)
- 13 - [8] JÓlfalvi J., 1981., On the Use of LR115 II Recoil Track Detectors for Neutron Dosimetry, Nuclear Instruments and Methods, Vol. 180, pp. 511-514. 9J Mlfalvi J., 1982., Baleseti dozimetriai célra használható radiátor nélküli szilárdtest nyomdoziméter fejlesztés, KFKI-1982-43. (OKKFT 7.2.4.)
- 14- - 1. Táblázat A felhasznált spektrumokra átlagolt detektor jelzések és dózis konverziós tényezők. (0,5 ev - 500 kev) Spektrumok l/e szintetizált Am ~ Be n(n, T \B dózis - 3,7-Ю" 6 1,9-10~ 6 ^igycm 2 Abszorbeált dózis - 5,9'10-6 5,5-10~ 5 yugycm 2 Ekvivalens dózis - 6,7'10~ 5 3,7*10~ 4 usvcm 2 Ekvivalens dózis _ n л. 1л -5 * глл-4 о,,. 2 7,0-10 index J 3,6*10 ^ usvcni NTA film - 4,9'Ю" 5 6,0-10" 4 " br 115 _ -z Q.ln' 8 T 7ЛП"б radiátor nélkül 3,9-10 " 1,7-10 LR115+L1F 830-0 R, radiátor msv.cm"* 1,3-Ю" 13 1,5'10" T.R115+Li 2 B 4 0 7 1900 radiátor msv^-cm" 2 3,1-10~ 5 4,0-10" 6 LR115+BN1 3800 radiátor msv^.cm" 2 6,3-Ю" 5 1,1-10" 5
- 15-2. Táblázat Az LR115 II tipusú nyomdetektorok kémiai maratással eltávolított rétegvastagsága és a maradék rétegben meit nyomsürüségek. A háttér korlát a kontrol detektorok alapján megállapított maximális háttér nyomsürüséget jelenti az adott lemaratott rétegvastagságra vonatkoztatva. Az első mérési sorozat adatai Doziméter szama Lemaratott vastagság C/M) Nyomsürüség (nyum/cm"") Termikus Intermedier Győrt Háttér korlát 1 8,56 616 196 101. 114 2 8,48 576 208 98 114 3 8,64 645 215 118 125 4 8,09 + - 229 89 9!? 5 8,35 551-181 100 104 6 7,80 + - 210 51 8^ 7 8,28 445 165 94 104 8 8,65 693 231 116 1?5 9 9,61 + 1136 364 176 187 10 7,58 + - 186 66 75 11 8,15 349 139 88 9 b 12 8,81 373 172 121 136 A maratás előtti (ezért ismételhetetlen) vastagságmérés nagy hibája miatt ezek az értékek bizonytalanok. Emiatt a fluens értékek pontossága nem jobt, mint +_ 100%.
-16-3. Táblázat (l. a 2. táblázat fejlécét) A 2. mérési sorozat adatai Doziméter ^tagíig* *У ошзитизе ё (nyom/cm 2 ) H á t t é r szama fwm) Termikus Intermedier Gyors korlát 1 9,21 947 275 125 141 2 9,83 996 334 133 154 3 9,27 1080 349 189 157 4 9,57 2583 659 147 168 5 9,47 1283 358 155 171 6 9,74 1585 535 136 178 7 9,51 1514 422 142 177 8 9,80 1845 511 177 190 9 9,61 882 266 123 169 10 9,63 1429 373 113 150 11 9,66 1412 383 135-178 12 9,47 1045 325 141 180 13 9,49 129 164 117 167 14 9,20 108 132 99 137 15 9,58 191 212 151 174 16* 9,31 170 133 107 127 17 9,66 213 157 169 193 18* 9,82 212 172 152 160 19 9,54. 152 86 118 157 20 9,49 170 136 163 175 21* 9,17 159 158 119 143 22 10,04 A detektor те gsé rt.lt 186 ** A gyors mezőben talált nyomok száma (32) csak 20%-kal nagyobb, mint a háttér korlát, ezért ezt nem vettük figyelembe a további értékelésnél. * A kiértékelést elvégeztük, bár a háttérnél alig nagyobb értékeket mértünk.
- 17-4. táblázat (1. a 2. táblázat fejlécét) A3* mérési sorozat adatai Doziméter Lemaratott Nyomsüriiségek (nyom/cm ) Háttér száma vastagság k o r l á t Termikus Intermedier Gyors 1 9,25 525 352 211 164 2 8,83 327 156 120 136 3 9,25 506 266 127 164 4 8,78 418 167 122 133 5 8,53 390 225 187 118 6 8,86 465 225 150 137 7 8,96 402 263 122 144 8 9,40 395 215 112 175 9 7,95 975 206 75 91 10 8,74 740 245 97 130 11 9,91 771 336 143 220 12 8,92 490 ЗЮ 105 141 13 9,02 600 385 157 148 14 8,82 480 310 180 135 15 8,90 362 199 107 140 16 8,10 263 188 88 98 17 8,87 528 345 120 138 18 8,66 660 380 127 126 19 9,22 455 290 90 162 20 9,10 630 167 112 153 21 8,96 365 199 114 143 22 A detektor e] veezett
5. Táblázat - 18 - A NAPLU programmal számított neutron fluensek az első mérési sorozatra, (A "beeső" fluensben a doziméter viselőjéről a doziméterre reflektált neutronok nincsenek beleszámítva, de a "totál" esetében igen.) Doziméter száma Neutron fluensek l/e szintetizált spektrumokra Termikus fluensek (beeső) 10 6 n/cm 2 105 n/cm 2 totál beeső totál beeső е*(я &(*) 1 3,47 1,97 4,03 2,29 15 2,73 14 2 4,60 2,61 5,34 3,03 26 2,74 26 3 3,38 1,92 3,92 2,23 24 2,67 25 4 + 1С,84 6,15 12,58 7,14 100 X - 5 3,59 2,04 4,17 2,37 19 3,08 16 6 + 15,99 9,08 18,57 10,54 100 X - 7 3,75 2,13 4,35 2,47 20 2,38 23 8 4,22 2,39 4,90 2,78 18 3,23 21 9 + 2,90 1,64 3,36 1,91 100 2,27 100 10 + 20,04 11,37 23,27 13,20 100 X - 11 3,12 1,77 3,62 2,06 20 1,99 25 12 1,56 0,883 1,81 1,03 14 1,07 14 l. a 2. táblázat megjegyzését. A termikus mező sérülése miatt nem értékelhető.
- 19-6. Táblázat A NAFLU progranmal számitott neutron fluensek a 2. mérési sorozatra, (A "totál" fluenseket itt nem adtuk meg, a dózis meghatározásnál csak a "beeső" fluenseknek van jelentősége, lásd az 5b táblázat fejlécét is.) Doziméter száma Neutron fluensek l/e és szintetizált spektrumokra 10 6 n/cm 2 6W Termikus fluensek 10 5 n/cm 2 6(Я 1 1,49 1,73 12 2,10 12 2 2,01 2,34 15 2,08 15 3 1,66 1,93 15 2,39 15 4 5,16 5,99 13 6,02 12 5 1,98 2,30 16 2,91 15 6 3,96 4,60 12 3,44 14 7 2,80 3,25 15 ЗИ6 13 8 3,47' 4,03 15 4,09 16 9 1,44 1,67 12 2,02 17 10 2,53 2,94 16 3,38 11 11 2,58 3,00 17 3,20 14 12 1,87 2,17 11 2,37 14 16 0,258 0,299 15 0,125 10 18 0,209 0,243 14 0,119 12' 21 0,417 0,484 10 _ * - * A termikus тегоъеп mért nyomsürüség a háttérnek megfelelő értékű volt csak.
20-7. táblázat (l. a 6. táblázat fejlécét) Neutron fluensek a 3» mérési sorozatra Neutron fluensek Doziméter l/e és szintetizált száma spektrumokra Termikus fluensek 10 6 n/cm 2 6(fo) 10 4 n/cm 2 6(*) 1 1,30 1,51 12 5,65 6 2 0,564 0,655 23 8,27 23 3 1,38 1,60 13 6,92 11 4 0,776 0,900 18 13,3 14 5 0,839 0,974 19 10,5 14 6 1,07 1,24 14 11,4 14 7 1,93 2,25 17 7,06 13 8 0,959 1,11 9 5,16 9 9 5,81 6,75 24 125,0 11 10 2,65 3,08 18 25,4 21 11 1,13 1,31 17 8,04 17 12 2,82 3,27 17 7,40 14 13 3,11 3,61 23 8,29 15 14 2,07 2,40 18 8,19 19 15 1,29 1,49 16 6,42 14 16 4,19 4,86 27 8,81 22 17 3,44 3,99 12 7,73 17 18 4,39 5,09 20 16,0 22 19 2,01 2,34 11 5,22 14 20 0,580 0,673 9 17,6 13 21 1,32 1,53 17 7,57 20
21 - в. Táblázat A mérési adatokból nyert dózis értékek a 3 féle neutron spektrumra és a 2 mérési sorozatra. Az l/e és a tiszta Am-Be spektrumokra adott értékek az elképzelhető (abszolút) alsó ill. felső határértékek. Doziméter Neutron dózisok ()isv) száma Spektrum: l/e szintetizált Am-Be Sorozat: 1. 2, 1. 2. 1. 2. 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 16 18 21 43 43 152 115 345 343 55 47 201 156 441 373 44 36 148 128 313 287 131 98 474 398 1050 788 49 38 157 153 3^3 305 286 69 701 306 2290 551 42 49 165 216 393 392 46 50 185 268 369 400 24 27 127 111 217 219 401 64 879 196 3220 514 44 43 137 200 345 343 17 31 68 144 136 246 10-20 - 81 4-16 - 33 11 32 85
- 22-9. Táblázat Neutron és gamma dózis összesitések az 1. és 2. mérési intervallumra. Összehasonlításra megadjuk az HTA filmmel mért ill. a munkalapok és a helyszíni felmérés alapján becsült dózisokat is. D Neutron dózisok (MSV) Gamma -záma er Szintetizált NTA filmmel Becsült dózisok 3 ' spektrumra mért ^Qy 1 267 с 557 3 276 4 + 872 5 310 6 + 1007 7 381 8 453 9 + 238 10 + 1075 11 337 12 212 400 522 1077 320 522 1727 320 481 2415 280 349 1957 280 633 508 400 637 912 210 502 530 400 620 1181 430 Э 800 320 X 477 240 К 454 360 К 477 (lásd a 2. táblázat megjegyzését is) я 9-12. dozimétereket viselőik nem sorolhatók a terepi felmérések alkalmával vizsgált technológiai sorba, az izotóp tárolóban tevékenykednek, ill. javításokat végeznek, ezért az őket ért neutron dózi3 terhelés nem becsülhető.
-23-10. táblázat A neutron és gamma dózis értékek a 3* mérési sorozatra Doziméter Neutron dózisok (psv) Gramma száma l/e szintetizált Am-Be NTA filmmel dózisok spektrumokra mért (p$y) 1 29 100 229 200 258 2 13 44 101 <100 346 3 30 106 244 <100 238 4 1? 60 122 0 346 5 18 65 142 100. 223 6 23 82 184 130 623 7 38 150 308 110 : 242 8 18 74 144 <100 588 9 153 449 1230 280 323 10 52 205 421 240 277 11 22 87 180 210 638 12 59 217 471 170 242 13 59 240 471 110 196 14 42 160 334 <100 196 15 27 99 217 130 188 16 94 323 751 110 665 17 68 265 543 <100 204 18 99 338 793 *100 212 19 41 156 332 240 208 20 13 45 юз 170 862 21 23 102 186 - nem volt mérve
Kiadja a Központi Fizikai Kutató Intézet Felelős kiadó: Gyimesi Zoltán Szakmai lektori Dr. Kovách Ádám Példányszám: 170 Törzsszám: 86-252 Készült a KFKI sokszorosító üzemében Felelős vezető: Töreki Béláné Budapest, 1986. március hó