JIHOČESKÁ UNIVERZITA V ČESKÝCH BUDĚJOVICÍCH

Zdravotně sociální fakulta





Dozimetrie ionizujícího záření





OBSAH

1. ÚVOD

2. POLE A STÍNĚNÍ IONIZUJÍCÍHO ZÁŘENÍ

     2.1. Veličiny charakterizující pole záření v prostoru

     2.2. Součinitelé interakce ionizujícího žáření s látkou

     2.3. Některé dozimetrické veličiny

     2.4. Metody výpočtu stínění

     2.5. Metody rychlého odhadu tloušťky stínících vrstev pro záření gama

     2.6. Výpočty polí záření od zdrojů konečných rozměrů

     2.7. Vliv rozptýleného záření

     2.8. Materiály používané pro konstrukci stínění záření gama

     2.9. Další problémy s návrhem stínění

3. MĚRENÍ NĚKTERÝCH ZÁKLADNÍCH VELIČIN

     3.1. Měření aktivity

     3.2. Měření dávkového příkonu

     3.3. Měření expozičního (kermového) příkonu

     3.4. Měření expozice (kermy ve vzduchu)

     3.5. Vliv pozadí při měření

4. OSOBNÍ DOZIMETRIE

     4.1. Historie osobní dozimetrie

     4.2. Zevní ozáření člověka

     4.3. Vnitřní kontaminace

     4.4. Počítačový systém osobní dozimetrie

5. STANDARDNÍ ČLOVĚK

6. KONTAMINACE A ODPADY

     6.1. Povrchová kontaminace

     6.2. Radioaktivní odpady z hlediska radiační ochrany

7. OTÁZKY KE ZKOUŠCE

8. LITERATURA

1. ÚVOD

     Dozimetrie ionizujícího záření je obor, který prošel více než stoletou historií (Literatura 1). Zabývá se řadou problémů, jež přináší ionizující záření. To vystupuje ze zdroje do okolí, vytváří pole, interaguje s prostředím - a co je nejdůležitější ­i s lidským organizmem.

     Dozimetrie se tedy zabývá:

     a) zdroji ionizujícího záření. Zdroje mohou být podle svého tvaru rozděleny na bodové, lineární, plošné a objemové. Množství záření, které vystupuje zdroje (je emitováno) je dáno nejen uvedenými geometriemi, rozměry a hmotnostmi, ale také parametry radionuklidů v tomto zdroji jako na příklad aktivita, poločas, typ a energie záření. Vzájemná interakce těchto parametrů a rozměrů určuje, že jen část ionizujícího záření se může dostat do okolí a část se může absorbovat ve vlastním zdroji. Pak mluvíme o samoabsorpci ve zdroji. Při této samoabsorpci se nemusí jen snížit počet částic alfa, beta nebo fotonů či neutronů, ale také se může změnit typ, energie a směr tohoto záření. Pokud se záření dostane ven ze zdroje, vytváří v jeho okolí pole ionizujícího záření.

     b) polem ionizujícího zářeni. Tvary a charakteristiky tohoto pole jsou důležité pro další, v tomto poli se vyskytující, objekty, ať je to vzduch nebo jiné subjekty interagující s ionizujícím zářením. Základní veličinou pole je emise (tok) částic nebo energie, což lze považovat za celkové množství částic nebo energie, které se dostane ze zdroje za jednotku času. Důležité jsou rovněž parametry popisující rozložení pole záření v prostoru. Při úvaze o všesměrovosti záření se pole vztahuje k infinitezimálnímu objemu kulového tvaru. Pak se definují takové veličiny, jako je fluence, hustota toku, radiance apod. Pole se uvažují bud' ve vakuu, nebo v reálném prostředí. V tomto případě dochází k interakci ionizujícího záření s hmotou.

     c) interakcí s hmotou. Interakce lze specifikovat jako celek, tj. bez zřetele na to, ke kterému procesu dochází, nebo pro jednotlivé typy interakce dané částice ionizujícího zářeni s daným materiálem samostatně. Interakci lze obecně definovat jako pravděpodobnost jakékoliv reakce částice s hmotou. Tato interakce je tím silnější, čím větší je podíl pravděpodobnosti na jednu částici ionizujícího záření a na jednu částečku hmoty (tj. atom nebo jádro). V konečném důsledku je tedy efekt tím větší, čím větší je hustota částic záření, nebo hustota částeček hmoty, nebo obojí. Lze to laicky připodobnit střelbě do lesa. Pokud střílíme puškou na jeden strom, je efekt zásahu daleko menší než při střelbě samopalem nebo střelbě do hustého lesa.

     d) interakcí s živou hmotou. Je to specifický případ interakce s hmotou a interferuje s oborem ochrany životního prostředí. Ještě specifičtější je interakce s lidským organizmem, jíž se zabývá osobní dozimetrie (především pro pracovníky se zdroji ionizujícího záření), nebo radiační kontrola okolí zdroje (zejména pro obyvatelstvo), anebo klinická dozimetrie (ochrana pacientů i zdravotnického personálu při lékařských použitích ionizujícího záření). Ochrana před zářením, jak již bylo popsáno (Literatura 1), zabránit účinkům ionizujícího záření (deterministické, přímé, okamžité) a omezit účinky ionizujícího záření (stochastické, pozdní, somatické i genetické). Nejlepší ochranou je nevystavit se zvýšenému poli ionizujícího záření. Protože v praxi to vždy nejde, je nutno se bránit aktivně, tj. snížením toku ionizujícího záření a jeho energie přímo u zdroje (např. snížením aktivity radionuklidu, snížením napětí a proudu na rentgence apod.), nebo pasivně známými: časem, vzdáleností a stíněním. Tuto obranu lze podpořit výpočty nebo lepším měřením dávek a energií ionizujícího záření. V dozimetrii jsou dnes, jako všude, důležité informace a také dokonalé informační toky o měřených veličinách a především o dávkách. Zejména jsou důležité v jaderných elektrárnách, a proto j e zde uveden systém v JE Temelín. Tam byly v 90. letech minulého století navrženy vztahy osobní dozimetrie k ostatním útvarům JE i k orgánům vnějším (Literatura 2). Je zřejmé, že informace o dávkách „putují“ nejvíce mezi osobní dozimetrií (měření, vyhodnocení a interpretace dávek) a radiační kontrolou provozu (stanovení radiační situace, výkonné řízení radiační ochrany), a to pomocí vnitřní sítě radiační kontroly. Pomocí Informačního systému elektrárny se hodnoty převádějí i do jiných t~tvarů elektrárny a dodavatelům. Celostátní registr profesionálních ozáření (CRPO) obdrží v této fázi od osobní dozimetrie výsledky monitorování obvykle na přenosném elektronickém médiu.

2. POLE A STÍNĚNÍ IONIZUJÍCÍHO ZÁŘENÍ

     Je nejvýše vhodné si opět (Literatura 1) něco povědět o veličinách a jednotkách vztahujících se k ionizujícímu záření. Objevy nových zákonitostí, stejně jako rozvoj technické praxe vedou k zavádění nových veličin. Určitou část veličiny, kterou jsme zvolili za základ jejího měření, nazýváme měrné jednotky. Koherentní soustavou je mezinárodní soustava základních jednotek SI. Pomocí definičních vztahů se vytvářejí ze základních jednotek odvozeně jednotky, u kterých lze vyjádřit z těchto vztahů jejich rozměry. S ohledem na velmi malé rozměry mikrokosmu a velké počty částeček v něm se vytvářejí také násobky a díly pomocí předpon (nejčastěji třetí mocnina deseti).Viz tabulka č.1.

Tabulka č.1

exa (E)

peta (P)

tera (T)

giga (G)

mega (M)

kilo (k)

mili (m)

mikro (µ)

nano (n)

piko (p)

femto (f)

atto (a)

2.1. Veličiny charakterizující pole záření v prostoru

     Nejobecnější veličinou je tok částic

                                       (1.1)

     kde „dN“ je přírůstek počtu částic za jednotku času „dt“. V tomto případě jde o emisi zdroje, tedy počet částic do celého prostoru . Uvažujeme-li úhlové rozložení toku částic, lze k jeho popisu použít úhlové hustoty toku částic

                                      (1.2)

     kde „dn“ je tok částic šířící se do prostorového úhlu „“.

     Chceme-li popsat rozložení pole záření, tedy počet částic, které prošly daným místem v prostoru, definujeme veličinu fluence

                                       (1.3)

     což je počet částic „dN“ na jednotku plochy „da“. Změnu fluence „“ za jednotku času „dt“ nebo tok částic „dn“na jednotku plochy „da“ nazýváme příkon fluence

                                        (1.4)

     nebo hustota toku částic

                                         (1.5)

     Pak radiance částic

                                     (1.6)

     Analogické veličinu počtu částic jsou veličiny vztahující se k energii částic

                                          (1.7)

     Pak tok energie

                                          (1.8)

     fluence energie

                                       (1.9)

     Příkon fluence energie

                                       (1.10)

     Hustota toku energie

                                         (1.11)

     Radiance energie

                                        (1.12)

     Všechny veličiny popsané předešlými diferenciálními vztahy lze získat integrací přes energii „E“, plochu „a“, čas „t“ nebo prostorový úhel „“. Např.

                                          (1.13)

2.2. Součinitelé interakce ionizujícího záření s látkou

     Základní veličinou této skupiny je účinný průřez „a“ jako podíl pravděpodobnosti interakce „p“ pro jednu částici terčového materiálu (atom, jádro, elektron) a fluence „

                                          (2.1)

     v jednotkách „m²“ nebo ve starších jednotkách „barn“ kde .

     Další veličinou definovanou pro nenabité částice je lineární součinitel zeslabení

                          (2.2)

     v jednotkách „“, kde „“ je hustota toku a „x“vzdálenost. Hmotnostní součinitel zeslabení

                                         (2.3)

     v jednotkách „“kde „“je měrná hmotnost látky, ve které dochází k interakci.

     Vedle součinitele zeslabení existují podobní součinitelé přenosu energie (s indexem „K“) a součinitelé absorpce energie ( s indexem „e“). Každý z nich se dále dělí na samostatné veličiny podle toho, zda se týká např. fotoelektrického jevu (označ. „“), Comptonova rozptylu („“) nebo tvorby párů („“). (Obrázek č. 1)

     

     Prochází-li látkou nabitá částice, definujeme lineární brzdnou schopnost

                                      (2.4)

     kde „-dE“je změna energie nabité částice při jejím průletu látkou po dráze „dx“.

     Pokud je veličina „S“ limitována energií určité hodnoty a nepočítá se z ztrátou energie brzdným zářením, hovoříme o lineárním přenosu energie

                                    (2.5)

     kde „“ je horní omezující hodnota energie.

2.3. Některé dozimetrické veličiny

     Všechny veličiny dozimetrie se odvozují od sdělené energie „“, tj. energie, kterou ionizující záření předalo objemovému elementu látky „dm“, s níž intereagovalo. Pak dávka „D

                                       (3.1)

     Od „“ se liší veličina označená „“ a nazvaná součet počátečních kinetických energií všech nabitých částic ve hmotě uvolněných při interakci nenabitých částic s touto hmotou. (Obr. 2) Liší se zejména u vyšších počátečních energií elektronů, kde část energie se ztrácí ve formě brzdného záření. Pak takovýto přenos energie nenabitých částic na částice nabité definuje veličina kerma „K

                                    (3.2)

     U obou veličin (D i K) je jednotkou 1 Gray. Dávka, nebo kerma za jednotku času se nazývá dávkový, nebo kermový příkon. Dalšími veličinami používanými v praxi pro definování dozimetrických vlastností daného radionuklidu jsou kermová vydatnost

                              (3.3)

     kde „“je kermový prikon a „x“ je vzdálenost od zdroje. Veličina kermová konstanta gama

                                          (3.4)

     je kermová vydatnost „“ na jednotku aktivity radionuklidu „A“. Jednotkou je „“. Pak lze z této již tabelované hodnoty stanovit kermu „K “při znalosti času „t“, aktivity „A“ a vzdálenosti „x“ podle vztahu

                               (3.5)

     

2.4. Metody výpočtu stínění

     Základní otázkou při výpočtu stínění je, kolikrát je zapotřebí záření z daného zdroje zeslabit, aby bylo v určitém místě dosaženo potřebné malé hodnoty dozimetrické veličiny. Účinek stínění se nejčastěji vyjadřuje pomocí tzv. násobnosti zeslabení, která je poměrem sledované veličiny „“ v daném místě bez stínění a „I“ ve stejném místě se stíněním

                                           (4.1)

     Veličinou může být fluence, dávka, kerma apod. V případě bodového zdroje fotonového záření je nejjednodušší stanovit kermu „“ podle vzorce 3.5. Z něho je zřejmé, že ochrana bez stínění je jednoduchá, kerma se mění úměrně s aktivitou a časem a nepřímo úměrně se čtvercem vzdálenosti. Pro zdroj konečných rozměrů, tj. lineární, plošný nebo objemový, je výpočet rozložení pole záření složitější. Nejjednodušší z výpočtových metod se nazývá metoda bodových elementů. Pak zdroj konečných rozměrů je sestaven ze sumy bodových zdrojů a jeho odezva je integrálem odezev těchto bodových zdrojů prostřednictvím rozměru a energie. Pro jednoduchost si stanovíme dvě pravděpodobnosti. „“ je pravděpodobnost, že foton opustí zdroj a dopadne na detektor o účinné ploše „da“ ve vzdálenosti „x

                                 (4.2)

      „“ je pravděpodobnost, že foton dopadne na detektor a nebude po cestě absorbován, nebo rozptýlen

                                        (4.3)

     Potom příkon fluence (hustota toku) fotonů dopadajících z bodového zdroje na infinitezimální detektor je

                                (4.4)

     Pokud odezva „I“(dávka, kerma aj.) je úměrná hustotě toku částic „

                                            (4.5)

     kde „C“ je empirická konstanta, pak

                      (4.6)

     Až dosud jsme předpokládali, že se v odezvě neuplatní rozptýlené fotony. To by vedlo k nežádoucímu podhodnocení pole v daném místě. Proto se zavádí tzv. vzrůstový faktor „B“ jako veličina empirického charakteru. Pak platí

                  (4.7)

     Tuto odezvu je pak nutno integrovat pomocí energie „E“ (protože ne vždy zdroj emituje monoenergetické fotony) a prostřednictvím vzdálenosti „x“ (protože ne všechny elementy zdroje jsou stejně vzdáleny od detektoru). Jednou z metod, jak vyhodnotit tyto integrály, konstantu „C“, vzrůstový faktor „B“ a další interakce částic s hmotou, je metoda Monte Carlo. Byla poprvé publikována již v roce 1949, v době, kdy se očekával rychlý rozvoj počítačových systémů. Specifickou variantu tvoří postupy, při kterých se úplně modeluje řešený problém. V aplikaci na problematiku interakce ionizujícího záření to znamená, že se jednotlivé částice nechávají procházet látkou a prodělávat na své dráze různé interakce s jejími atomy. Zjednodušit a zkrátit výpočet pro metodu Monte Carlo lze ukončením sledování osudu částice v okamžiku, kdy částice proběhla jinými hraničními plochami systému, nebo kdy se absorbovala při srážce s atomy, nebo její energie klesla pod určitý práh apod. Jinými metodami ke zkrácení výpočtu jsou metoda statických vah nebo metoda větvení drah apod.

     Získané hodnoty z metody Monte Carlo jsou podkladem pro tabelaci potřebných dat. Nicméně tam, kde lze využít analytického přístupu k řešení problému, je zpravidla efektivnější tento analytický přístup. Proto metodě Monte Carlo v řadě případů úspěšně konkuruje transportní metoda. Teorie transportu ionizujícího záření látkou je ve své podstatě analogická teorii difúze plynů. To znamená, že na jednotlivé částice je nahlíženo v principu analogicky jako na molekuly plynu, pronikající materiálem a řídící se Boltzmanovou transportní rovnicí. Uvažuje se vždy rovnovážný stav, tj. počet částic opouštějící a vstupující do elementárního objemu (event. tam vznikající a zanikající) musí být v rovnováze. V transportní rovnici se objevuje vyjádření procesů způsobujících úbytek a přírůstek fotonů v elementárním objemu „dV“. Tato rovnice je tvořena třemi prostorovými souřadnicemi určujícími tento elementární objem

                                 (4.8)

     dále dvěma souřadnicemi vyjadřujícími směr pohybu částice „“ a energii „dE“. Pak počet částic vznikající ve zdroji „S“ vznikající v bodě „r“ s energií „E“ a směru „“ zobrazuje funkce zdroje

                            (4.9)

     Pak transportní rovnice je integrálem přes všechny energie, úhly a objem. Zjednodušení lze dosáhnout pro zdroje, u nichž si definujeme jeden určitý směr transportu z izotropního rovinného zdroje záření. Např. pro štěpný zdroj neutronů  může být rovnice popsána Wattovou formulí

                        (4.10)

     K řešení kompletní transportní rovnice bylo vypracováno několik metod, schopných s větší či menší mírou aproximativnosti podat výsledky pro různé konfigurace. Nejpoužívanější jsou Momentová metoda a Metoda diskrétních ordinát. K řešení časově nezávislé transportní rovnice byla vypracována řada výpočetních programů pro její přímou numerickou integraci nebo pro výpočet pomocí matic. (Literatura 4)

2.5. Metody rychlého odhadu tloušťky stínících vrstev pro záření gama

     Metoda Monte Carlo a transportní metoda jsou sice poměrně exaktní, ale pro běžné praktické využití jsou v řadě případů příliš složité. Např. pro různá pohotovostní stínění a kryty radionuklidů, kde vzrůst nákladů při zvýšení tloušťky stěn není tak závažný, aby se vyplatilo používat těchto složitých metod. Základním požadavkem však je, aby na základě jednodušších metod dávalo stínění požadovanou úroveň ochrany. Pro popis pole lze nejvýhodněji použít veličinu Kerma ve vzduchu podle vztahu (3.5). Zde lze vzduchovou kermu považovat, při splnění elektronové rovnováhy, za rovnou dávce ve vzduchu a přibližně rovnou dávce ve tkáni (pro vyšší energie fotonů). Jak bylo řečeno v minulých kapitolách, lze snižovat dávku časem, aktivitou, vzdáleností. Ne vždy je možno dosáhnout tímto způsobem odpovídající ochrany, a proto je nutno přistoupit ke konstrukci a použití stínění. Uvažujme v této první fázi, že zářič emituje monoenergetické záření a stínící vrstva je homogenní. Pak hustota toku za stínící vrstvou () je

                                       (5.1)

     kde „“ je zeslabovací koeficient, „x“ tloušťka stínící vrstvy a „“ hustota toku před vrstvou. Z tohoto vztahu lze definovat veličinu polovrstva „“, tj. tloušťku vrstvy materiálu, při které se hustota toku sníží na polovinu. Pak

                                   (5.2)

     V obecném případě, kdy záření gama není monoenergetické a stínící vrstva není homogenní, je nutno hustotu toku integrovat prostřednictvím energie „“E a tloušťky „x“ jednotlivých vrstev materiálu. V jednodušším případě lze použít vztah

                     (5.3)

     V praxi nebývá vždy svazek záření gama úzký a stává se, že v místě detekce budou registrovány i jiné fotony než ty, které prošly materiálem bez interakce. Může se jednat např. o rozptýlené fotony při Comptonově jevu nebo při anihilaci pozitronů. Pak se vztah koriguje vzrůstovým faktorem „B“, uvedeným již při metodě bodových elementů. Tento faktor se definuje jako poměr zvýšené primární hustoty toku „“ o sekundární hustotu toku „“ ku nezvýšené primární hustotě toku

                               (5.4)

     Oč jednodušší je definice vzrůstového faktoru, o to složitější je jeho stanovení, protože závisí na celé řadě veličin (energii, úhlovém rozložení a geometrickém uspořádání zdroje, tloušťce, geometrii a složení stínění apod.). Proto se ve většině případech stanovuje jednoduše na základě empirických vztahů. Nejznámější vztahy jsou Bergerův

                               (5.5)

     a Taylorův

                (5.6)

      kde písmena  znamenají empirické koeficienty.

     Řada autorů se snažila zjednodušit vyhodnocení stínění v závislosti na reálných potřebách zeslabení dávkového příkonu nebo jiných veličin. Nejznámější jsou univerzální tabulky násobnosti zeslabení „k“, které sestavil Gusev pro řadu stínících materiálů a energie fotonů v intervalu 100keV až 10MeV pro bodový zdroj v nekonečném prostoru. Veličina „k“ je zde definována

                                  (5.7)

     Pokud v tabulce není uvedena odpovídající hodnota „k“, je nutno sousední hodnotu korigovat změnou aktivity, času nebo čtverce vzdálenosti a naopak, je-li změna těchto parametrů, je nutno změnit i násobnost zeslabení. Při více energiích daného radionuklidu je nutno stanovit „k“ pro každou energii zvlášť. Energie, pro kterou vychází největší tloušťka stínění, je určující. Energie, pro které vychází stínění 50 až 100% z největší tloušťky, se nazývají konkurující a je nutno je brát v potaz, pokud jejich výtěžek (tj. počet fotonů na jeden rozpad v %) je podstatný. Někdy se používá odhad tloušťky. stínění na základě polovrstev. V úzkém svazku fotonů, jejichž spektrální složení se nemění, lze celkovou násobnost zeslabení vyjádřit ve tvaru

                                                (5.8)

     respektive

                                  (5.9)

     kde „n“ je počet polovrstev materiálu, kterým svazek prochází. Pak tloušťka stínění „x“ je

                                          (5.10)

     kde „“ je polovrstva.

     Ve svazku, kde se spektrální složení záření mění, se stanovuje několik polovrstev „“ tak, až

                                            (5.11)

     U dobře filtrovaného rentgenového spektra stačí 2 - 4 polovrstvy. V praxi se používají také grafy zeslabení pro jednotlivé radionuklidy a jednotlivé materiály. Jedná se o závislosti reciproké hodnoty „k“ (v logaritmické stupnici) na tloušťce daného materiálu. Křivky jsou zde vytvořeny na základě konzervativně použitých vzrůstových faktorů (tj. izotropní bodový zdroj a nekonečné homogenní prostředí. (Literatura 4)

2.6. Výpočty polí zářeni od zdrojů konečných rozměrů

     Budeme se zde zabývat izotropními a homogenními zdroji emitujícími fotony nebo neutrony do celého prostorového úhlu . Geometricky se budeme zabývat popisy těchto zdrojů (bodovým zdrojem o aktivitě „A“ v jednotce Bq a s emisí „S“ v jednotce  jsme se již zabývali):

     a) lineární (délkový) zdroj s délkovou aktivitou „“ (jednotka ) a délkovou emisí zdroje „“ (jednotka )

     b) plošný zdroj s plošnou aktivitou „“ (jednotka ) a plošnou emisí zdroje „“ (jednotka )

     c) objemový zdroj s objemovou aktivitou „“ (jednotka ) a objemovou emisi zdroje „" (jednotka )

ad a) Lineární zdroje

     Pokud je zdroj bez stínění, pak jeho hustota toku

                                (6.1)

     a příkon kermy

                             (6.2)

     kde „a“ je kolmá vzdálenost detektoru od zdroje a „“ je úhel, pod kterým je z detektoru vidět délka zdroje „x“. Pokud záření z lineárního zdroje prochází vrstvou materiálu o tloušťce „b“  a nekonečné ploše, je pak hustota toku

                                (6.3)

     kde „F“ je integrál funkce  prostřednictvím úhlu „“. Někdy je pro „F“ použít aproximativních výrazů, a to když „“a „b“ jsou malá

                                        (6.4)

     a pro případy, kdy „b“ je velké, pak

                              (6.5)

ad b) Plošné zdroje

     Nejtypičtějšími formami plošných zdrojů jsou kruhové nebo obdélníkové. Pro kruhový zdroj bez stínění platí

                          (6.6)

     kde „“ je opět úhel, pod kterým detektor vidí poloměr zdroje. Pro stíněný kruhový zdroj materiálem o tloušťce „b“ platí

                                (6.7)

     kde funkce „F“ je integrálem .

     Pro nestíněný obdélníkový zdroj platí

                                 (6.8)

     kde funkce „f“ je závislá na vzdálenosti detektoru od zdroje „a“, rozměrech zdroje („x“, „h“) pro poměry  m = x/a 
 a   n = h / x
. Obdélníkový zdroj stíněný vrstvou matriálu o tloušťce „b“  se počítá podle vztahu

                            (6.9)

     kde funkce „F“ navíc obsahuje nezávislou „“. Součin „“ bývá tabelován v závislosti na vzdálenosti zdroje od detektoru „a“, rozměrech zdroje („x“, „h“), tloušťce stínění „b“ a zeslabovacím koeficientem „µ“, který je, jak známo, sám závislý na energii záření a typu stínícího materiálu.

ad c) Objemové zdroje záření

     V tomto případě je nutno namodelovat několik standardních tvarů, které se používají v praxi k výrobě zdrojů ionizujícího záření. Jsou to:

     - deska konečné tloušťky nekonečného rozměru

     - poloprostor vyplněný radionuklidem

     - válcový tvar

     - kulový tvar

     Pro hustotu toku zdroje ve tvaru desky o tloušťce „h“ ve vzdálenosti „a“ od detektoru stíněného rovnoběžnou vrstvou jiného materiálu o tloušťce „b“ dostaneme výraz

                               (6.10)

     kde „“ je koeficient zeslabení ve vlastním zdroji. Funkce „F“ je integrálem přes celou tloušťku „h“ a nekonečnou velikost zdroje a tento integrál obsahuje koeficient zeslabení „µ“ v tloušťce „b“ stínícího materiálu a konečně také vzdálenost detektoru od zdroje „a“. Hustota toku válcového zdroje o poloměru „r“ a výšce „h“ ve vzdálenosti od detektoru „a“obráceného k němu válcovou plochou a stíněného rovnoběžnou vrstvou materiálu  o tloušťce „b“ se vypočítá podle vztahu

                             (6.11)

     kde funkce „G“ je tvořena trojným integrálem, který obsahuje oba koeficienty zeslabení „“ a „µ“, výšku „h“, poloměr „r“, vzdálenost zdroje od detektoru „a“ a který je tabelován pro parametry „a / r“, „h / r“ a „“. Hustota toku stíněného válcového zdroje obráceného k detektoru svou podstavou se vypočítá podle vztahu

                              (6.12)

     kde funkce „“, závislá na poloměru „r“ výšce „h“ vzdálenosti „a“ , tloušťce stínění „b“ a koeficientech zeslabení „“  a  µ je rovněž tabelovaná. Posledním tvarem, kterého si povšimneme, je nestíněný kulový zdroj o poloměru „r“ ve vzdálenosti „a“ středu zdroje od detektoru. Pak

                              (6.13)

     kde funkce „H“ závislá na poměru „a/r“ a „“ je rovněž tabelována. (Literatura 4)

2.7. Vliv rozptýleného záření

     V kapitole 6 byly výpočty konstruovány tak, že byl zanedbán vliv rozptýleného záření, který je zpravidla vyjadřován prostřednictvím vzrůstového faktoru „B“ (viz kapitoly  4 a 5). Faktor „B“ lze zanedbat pouze pro úzce kolimované svazky. V předešlých kapitolách byl tento faktor počítán pro bodový izotropní zdroj v nekonečném prostředí a pro jeho závislost na měřené veličině (tj. fluence, kerma apod.) dále na energii záření, tloušťce a typu zeslabujícího materiálu. Vlivem rozptylu záření Comptonovým jevem se pole záření mění nejen kvantitativně ale i kvalitativně a tuto změnu nemůže takto stanovený faktor „B“ postihnout. Kvalita pole a tedy hodnota měřené veličiny se liší pro různá geometrická uspořádání, energie fotonů a typy a tloušťky materiálu. U nebodových zdrojů nelze faktor „B“ použít jako jednoduchý koeficient, kterým vynásobíme měřenou veličinu, ale je nutno ho odvodit. Je vždy větší než pro zdroj bodový. Jeho výpočet je složitý, zavádí se v něm řada aproximací v závislostech na objemu zdroje „V“, energii záření „E“, protonovém čísle stínění „Z“ apod. Jedna z metod, která bere v úvahu vliv rozměrů zdroje, je taková která zavádí se zde veličina ekvivalentní délku zeslabení „“. Ta je větší než normální tloušťka stínění „“. Pak faktor „“ (pro nebodový zdroj) je dán vztahem

                             (7.1)

     kde hodnota „B“ se vypočítá jako vzrůstový faktor pro bodový zdroj, ale s použitím ekvivalentní délky zeslabení „“ místo „“. Tato ekvivalentní tloušťka zeslabení je definována vztahem

                                (7.2)

     kde „“G je funkce popisující zeslabení daného zdroje stínění o tloušťce „b“ a „“  je funkce pro nestíněný zdroj (Literatura 4)

2.8. Materiály používané pro konstrukci stínění záření gama

     Zabýváme-li se materiálem pro konstrukcí stínění, musíme brát v úvahu závislost účinných průřezů „“ na protonovém čísle „Z“ stínícího materiálu, dále měrnou hmotnost materiálu „“ a opracovatelnost a dostupnost materiálu. Např. pro fotoefekt platí, že

                                                (8.1)

     Proto velkého využití doznalo olovo, které splňuje uvedená kritéria. Čisté olovo má však některé špatné mechanické vlastnosti - je měkké - a proto musí být často zpevňováno nosnou ocelovou konstrukcí. Olovo se též hojně používá jako příměs do skel, výplň mezi beton a omítku apod. Jinou možnosti, jak konstruovat stínící kobky, je materiál ochuzený uran. Vzhledem k vysokému protonovému číslu Z = 92 a vysoké měrné hmotnosti  jsou tloušťky stínících vrstev menší než u olova. Stínící kryty jsou tedy menší a lehčí. Nevýhodou materiálu je vlastní radioaktivita uranu. I když jeho dávkový výkon na povrchu prázdného krytu je plně přípustný a neznamená žádné radiační nebezpečí, je nutné s ním počítat při stanoveni celkové dávky. Pro velké systémy, pro něž by olovo a ochuzený uran bylo příliš drahé, se jako stínění nejčastěji používají železo a beton. Beton je nejlevnějším stínícím materiálem. Další výhodami je jeho snadná výroba v rozmanitých potřebných tvarech a možnost měnit jeho vlastnosti změnou jeho složení a technologie výroby. Pro záření gama je v některých případech výhodné používat těžké betony s příměsí barya případně i těžkých kovů. Stavba velikých betonových stínění je náročná po technologické stránce zejména tam, kde prochází stěnou značný počet potrubí a průchodek. Je pak důležité, aby v betonu nevznikaly dutiny nebo trhliny, aby nedocházelo k tzv. „průstřelům“ a nezvyšoval se lokální dávkový příkon. Železo, které nemá příměsi radionuklidů, se s úspěchem používá pro stínění celotělových počítačů, tj. kobek, kde je potřeba dosáhnout nízkého pozadí. Používá se dvou druhů ocelí. Ocel ze starých konstrukcí (starých mostů, lodí apod.) vyrobených před rokem 1945, kdy se do nich ještě nemohly dostat umělé radionuklidy, se ocelářsky zpracovává velmi nákladně. Jednodušší je výroba tzv. panenské oceli (virgin steel). Při jejíž výrobě se používá pouze železné rudy z podzemí (bez použití železného šrotu), čímž se zamezí přítomnosti umělých radionuklidů, a pomocí speciální technologie se vytěsní přírodní radionuklidy. Taková ocel byla vyvinuta a patentována i v ČR.

2.9. Další problémy spojené s návrhem stínění

     Část energie při interakci ionizujícího záření s látkou se v konečné formě objeví jako teplo. Vzrůst teploty je úměrný dávce ve stínícím materiálu a závisí i na odvodu tepla z něho. Na jedné straně se tento jev využívá při kalorimetrickém měření dávek, ale na druhé straně, především u jaderných reaktorů, může způsobit řadu omezení, zejména v použitelnosti materiálů, v dosažitelném výkonu reaktoru apod. Teplo vzniká absorpcí záření gama vznikajícího štěpením jader, při radiačním záchytu neutronů, rozpadu štěpných produktů, aktivaci chladiva a konstrukčních materiálů apod. Základní vztah pro výpočet tepla „Q“ při absorpci fotonů může být zapsán jako

                       (9.1)

     kde „E“ je energie fotonů, „“ je lineární součinitel absorpce energie, „“ hustota toku fotonů daných energií a „C“ je převodní konstanta (z jednotek „MeV“ na „Ws“). Při pružném, nebo nepružném rozptylu neutronů je ve vzorci místo „“ použito počtu atomů intereagujícího nuklidu v objemové jednotce stínícího materiálu; dále účinného průřezu pružného, nebo nepružného rozptylu „“ a také „g“ jako střední frakce energie přenesené neutronem o počáteční kinetické energii „E“. Pak

                    (9.2)

     Z praxe je zřejmé, že teplo vyvinuté ve stínícím materiálu interakcemi neutronů je podstatně menší než při interakcích fotonů. anály a dutiny ve stínění jsou často zdrojem tzv. „průstřelů“. Jsou někdy pozorovatelné na jaderných elektrárnách v podobě zvýšeného dávkového příkonu neutronů nebo fotonů. Při výpočtech je výhodné rozdělit pole záření na složky způsobené různými vlivy uvnitř nebo v blízkostí nehomogenit. Pak celkovou hustotu toku „“, která dosáhne detektoru, lze rozdělit na tyto složky

               (9.3)

     kde „“ je složka daná nerozptýleným zářením procházejícím přímo „kanálem“, „“ je záření, které prochází „kanálem“ a rozptýlí se ve stěně kanálu, „“ je záření, které vstoupilo nejdříve do stěny stínění, kde se rozptýlilo a vystoupilo z něho a konečně „“ je záření z částí zdroje, které nejsou detektorem přímo viditelné, přičemž toto záření po průchodu částí stěny dopadá bez rozptylu na detektor. Podobně je možno uvažovat i další kombinace s vícenásobným rozptylem nebo se vznikem sekundárního záření jiného typu (např. gama z neutronů aj.). Pro výpočet jednotlivých komponent pole záření byla vypracována řada různých metod, počítačových programů i tabulek. Dalším problémem jsou tzv. rezonanční energie fotonů nebo neutronů v různých materiálech. Při těchto energiích jsou absorpční účinné průřezy velmi nízké, takže činí stínící materiály téměř průchodné. Nejtypičtější jsou energie fotonů kolem 85 keV pro olovo a energie neutronů kolem 25 keV pro železo. Zabránit „pronikání" těchto energií lze bud' příměsí jiného kovu (např. niklu do železa), nebo sendvičovým uspořádání stínění (např. k olovu přidat cín, měď, nebo železo apod.).

Přílohy ke kapitole 2.

                                       (1.1)

                                      (1.2)

                                       (1.3)

                                        (1.4)

                                         (1.5)

                                     (1.6)

                                           (1.7)

                                          (1.8)

                                       (1.9)

                                       (1.10)

                                       (1.11)

                                   (1.12)

                                           (1.13)

                                           (2.1)   

                          (2.2)

                                         (2.3)

                                      (2.4)

                        (2.5)

                                       (3.1)

                                    (3.2)

                              (3.3)

                                          (3.4)

                               (3.5)

                                           (4.1)

                                 (4.2)

                                        (4.3)

                                (4.4)

                                            (4.5)

                      (4.6)

                  (4.7)

                                 (4.8)

                            (4.9)

             (4.10)

                                       (5.1)

                                   (5.2)

                     (5.3)

                               (5.4)

                               (5.5)

                (5.6)

                                  (5.7)

                                                (5.8)

                                  (5.9)

                                          (5.10)

                                            (5.11)

                                (6.1)

                             (6.2)

                                (6.3)

                                        (6.4)

                              (6.5)

                          (6.6)

                                (6.7)

                                 (6.8)

                            (6.9)

                               (6.10)

                             (6.11)

                              (6.12)

                              (6.13)

                             (7.1)

                                (7.2)

                                                (8.1)

                       (9.1)

                    (9.2)

               (9.3)



3. MĚŘENÍ NĚKTERÝCH ZÁKLADNÍCH VELIČIN

3.1. Měření aktivity

     Aktivita je definována jako podíl středního počtu samovolných radioaktivních přeměn z daného energetického stavu v určitém množství radionuklidu za dobu „dt“ a této doby.

     Obecně lze říci, že pro měření veličin, tedy i aktivity, se používají dva druhy dozimetrie.

     a) relativní, kdy naměřené hodnoty srovnáváme s etalonem o známé aktivitě a známém energetickém spektru za stejných podmínek. Tohoto druhu se však používá při běžné praxi, kdy doba stanovení j e omezená.

     b) absolutní, kdy skutečná aktivita se zjišťuje přímým měřením za přesně definovaných podmínek a korekcí naměřených hodnot. K tomuto absolutnímu měření aktivity jsou používány zejména tyto metody:

1. Metoda absolutního počítáni částic

     • Počítače s vymezeným prostorovým úhlem

     • Počítače s geometrií

     • Interní počítače

2. Koincidenční metoda

3. Elektrostatická metoda

4. Iontometrická metoda

5. Kalorimetrická metoda

6. Chemická metoda

3.1.1. Metoda absolutního počítání částic

     Nejčastěji jsou zde používány GM počítače, proporcionální počítače a scintilační detektory.

     a) Počítače s vymezeným prostorovým úhlem (Obrázek č.3)

D - okénkový detektor

C - kruhová clona

• - bodový zdroj záření

     Obrázek č.3

Uvažujme:

     • izotropní bodový zdroj Z záření o aktivitě A, kdy na 1 radioaktivní přeměnu připadá emise 1 částice

     • každá částice, která vnikla do účinného objemu detektoru D, je zaregistrována

     Neuvažujeme-li rušivé jevy, pak mezi počtem zaregistrovaných částic „N“ a stanovovanou aktivitou „A“ platí:

                            (3.1.1)

     kde „t“ je doba měření.

     Velikost prostorového úhlu lze vyjádřit vztahem

    (3.1.2)

     l  je vzdálenost mezi zdrojem a vymezující clonou C, d je průměr clony.

     Ze vztahu je zřejmé, že při malých vzdálenostech mezi zdrojem a detektorem závisí velikost prostorového úhlu i na nepatrných změnách vzdálenosti.

Např.:

     • k tomu, aby chyba ve stanovení prostorového úhlu nepřevyšovala 0,5%, je nutné fixovat polohu zdroje s přesností vyšší než 0,04 mm, jestliže se vzdálenost mezi zdrojem a detektorem pohybuje od 5 do 10 mm

     • pro l = 5 cm je nutno fixovat polohu zdroje s přesností  0,1 mm

     V praktických podmínkách je nutno brát ohled na nebodovost zdroje, samoabsorpci ve zdroji, odraz od podložky, absorpci v okolním prostředí, účinnost počítače, atd. Je možno psát:

          (3.1.3)

kde

- korekce na mrtvou dobu

- korekce na geometrické uspořádání a vliv konečných rozměrů zdroje

 - účinnost detektoru

 - korekce na absorpci záření v okénku (pouzdru) detektoru

 - korekce na absorpci záření mezi zdrojem a detektorem

 - korekce na samoabsorpci a rozptyl ve zdroji

 - korekce na zpětný odraz od podložky zdroje

     Korekce na mrtvou dobu

     

                    (3.1.4)

     kde „“ je četnost impulzů zaznamenaná detekčním zařízením o mrtvé době „“, „n“ je skutečná četnost impulzů (při  = 0).

     Hraje roli při měření vysokých aktivit.

Mrtvá doba:

     • Desítky nanosekund pro scintilační počítače s organickými scintilátory

     • Stovky mikrosekund pro GM počítače

Mrtvou dobu lze stanovit:

     a) metodou dvou vzorků o nepříliš rozdílné aktivitě a měřením jednak každého vzorku zvlášť („“) a jednak obou vzorků dohromady („“). Pak

                                 (3.1.5)

     b) opakovaným měřením velmi krátkodobého radionuklidu a extrapolací křivky logaritmu četnosti na čase k času = 0

     c) sadou vzorků o stoupající aktivitě (např. kapalných o různé měrné aktivitě) a extrapolací závislosti křivky četnosti na této aktivitě k nule.

Geometricky faktor

     Geometrie měření vyjadřuje prostorový úhel, z něhož se částice dostávají do detekčního objemu. Pro nejjednodušší případ, kdy zářič lze považovat za bodový a jde o okénkový detektor, lze tento úhel a tedy geometrický faktor stanovit vztahem:

                      (3.1.6)

     V praxi, kdy zdroj není bodový, je nutno přihlédnout k jeho rozměrům a tvaru, který je nejčastěji kruhový. Korekční faktor tvoří vztah, v němž vystupují mocniny poloměru zdroje, mocniny poloměru kruhového okénka a mocniny vzdálenosti středu zdroje od okénka tak, jak bylo popsáno v předešlé kapitole.

Korekční faktor

     Číselně je roven převrácené hodnotě účinnosti detektoru na příslušný druh záření. Detekční účinnost je dána poměrem počtu zaregistrovaných částic k počtu částic, které na detektor dopadly.

     • Pro protony, částice  popř. těžší nabité částice - účinnost většiny počítačů blízká 100%.

     • Pro elektrony účinnost nižší.

     • Účinnost plynem plněných počítačů pro záření X a je 0,1 -10%

     Nízká účinnost plynem plněných počítačů na fotonové záření souvisí s jeho malou absorpcí v plynu. Fotonové záření o vyšších energiích je zaznamenáno tehdy, jestliže jeho kvanta budou absorbováno stěnami počítače a vzniklé elektrony vniknou do počítače a budou zaregistrovány. Účinnost je dána součinitelem absorpce fotonového záření ve stěnách počítače a koeficientem vyjadřujícím tu část elektronů, která po vzniku ve stěně počítače pronikne do plynové náplně. U scintilačních počítačů je účinnost detekce mimo jiné závislá na tloušťce stěn počítače a na vzdálenosti zdroj - počítač.

Korekční faktory

- korekce na absorpci záření v okénku detektoru

 - korekce na absorpci záření v prostoru mezi zdrojem a okénkem detektoru (ve vzduchu)

                  (3.1.7)

     kde

      •  a  jsou hmotnostní součinitele zeslabení materiálu okénka a vzduchu pro příslušný druha energii záření

     •  a  jsou plošné hmotnosti okénka počítače a vzduchového sloupce mezi zdrojem a počítačem

Absorpce záření alfa a beta ve vzduchu a v okénku se v praxi stanovuje:

     a) experimentálně extrapolací absorpčních křivek na nulovou hodnotu. K tomu se používají tzv. extrapolační komory s pohyblivou elektrodou;

     b) výpočtem z efektivní tloušťky absorpční vrstvy vzduchu (při plošné hmotnosti vzduchu 0,0125 kg/m²) a okénka počítače.

Korekční faktor

     Vzorky, kde se neuplatňuje samoabsorpce (nebo je zanedbatelná) se nazývají nekonečně tenké, ty, u nichž zvyšování hmoty nevede ke snížení emise částic, se nazývají nekonečně tlusté. Přes pečlivou přípravu vzorku nelze v praxi samoabsorpci, resp. rozptyl zářeni v samotném preparátu zanedbat. Míra uplatnění tohoto procesu je závislá na:

     • druhu a energii částic

     • tloušťce vzorku

     • efektivním atomovém čísle zářiče

     • na geometrii

V praxi můžeme samoabsorpci vyloučit třemi způsoby:

     a) zhotovením samoabsorpční křivky měřením různě tenkých vzorků a extrapolací na nekonečně tenký vzorek;

     b) metodou tlusté vrstvy, kdy vyrobíme nekonečně tlustý vzorek. Pak stanovíme koncentrace radionuklidu měřením a při známé hmotnosti vzorku i jeho aktivitu;

     c) výpočtem nebo experimentálním stanovení korekčního faktoru. Kvantitativně lze účinek samoabsorpce a rozptylu záření uvnitř zdroje vyjádřit vztahem:

                     (3.1.8)

     kde je hmotnostní součinitel zeslabení, je plošná hmotnost radioaktivního preparátu.

Korekční faktor

     Korekce na zpětný rozptyl od podložky a zdroje samotného se vypočítá podle vzorce

                                         (3.1.9)

kde

     • je počet částic emitovaných do vymezeného prostorového úhlu

     •  je počet částic, které byly původně vyslány mimo měřený úhel, ale v důsledku zpětného rozptylu dopadly na detektor

     Přesnost měření touto metodou, v důsledku velkého počtu oprav, je kolem 5 - 10 %. V současné době není z metrologického hlediska postačující, používá se pouze v rutinním měření. Korekce se zmenšuje s klesajícím atomovým číslem a klesající tloušťkou podložky.

b) Počítače s geometrií  (Obr. 4)

     Způsob měření je založen na registraci částic v celém prostorovém úhlu . Aktivní prostor počítače zcela obklopuje zdroj záření. Používají se:

     • GM detektory,

     • proporcionální detektory,

     • scintilační detektory s kapalným nebo tekutým scintilátorem.

     Jde o spojení dvou  počítačů, jejichž anody jsou paralelně spojeny. Výsledný signál, se zpracovává a vyhodnocuje v jednom společném kanálu. Výhodou ve srovnání s metodou detekce v malém prostorovém úhlu je, že odpadá určování:

     • geometrického korekčního faktoru

     • korekčního faktoru na absorpci ve vzduchu a v okénku počítače .

Obrázek č. 4 - Počítače s geometrií

 - anody počítačů

Z -  měřený zdroj

 - otvory pro průtok plynu

     Musí se však uvažovat oprava na mrtvou dobu, oprava na samoabsorpci ve zdroji a oprava na absorpci v podložce zdroje. Počítače jsou vhodné zejména pro měření aktivity zářičů , jsou konstruovány jako rozebíratelné, což je nutné z hlediska manipulace spojené s vkládáním radioaktivního preparátu. Zdroj záření je zpravidla nanášen na tenkou blanku, která je součástí katody počítače. Rozměry počítače se volí s ohledem na rozměry zdroje záření a jeho energii tak, aby ionizační objem byl co nejmenší. Při nadměrných rozměrech se ve zvýšené míře uplatňuje vliv pozadí.

c) Interní počítače

     • Plynové počítače - u nich měřený radionuklid součástí plynové náplně

     • Scintilační detektory s kapalnými scintilátory - radioaktivní preparát rozpuštěn ve scintilátoru

     Jde o zvláštní případ počítání částic v geometrii . Radioaktivní atomy jsou rovnoměrně rozptýleny v aktivním objemu detektoru. Každý atom měřeného vzorku je obklopen detekčním médiem, v němž mohou být emitované částice zcela absorbovány. Jako plynové počítače se používají GM počítače nebo proporcionální počítače v nejčastějším provedení ve tvaru válce, který tvoří katodu. Anoda (ve formě drátu) prochází středem. Zde je nutno vzít v úvahu:

     • Koncový efekt - na okrajích válcového počítače je elektrické pole deformováno, z toho vyplývá zhoršení sběru iontů a tím snížení detekční účinnosti na obou koncích detektoru. V praxi se nejčastěji stanovuje pomocí dvou detektorů o stejném poloměru a různé délce.

     • Stěnový efekt - vliv se projevuje tím, že částice emitovaná z atomu měřeného radionuklidu v blízkostí stěny počítače nestačí v důsledku krátké dráhy vyvolat ionizaci dostatečnou k tomu, aby byl vzniklý impulz zaznamenán. Počet nezaregistrovaných impulzů je tím větší, čím větší je poměr povrchu počítače k jeho objemu. Pro válcové počítače s větším poloměrem katody bude oprava na stěnový efekt menší. Experimentálně lze vliv stěnového efektu stanovit jako výsledek aproximace měření s několika počítači o stejné délce, ale různých poloměrech pláště. Velikost efektu závisí i na tlaku plynové náplně. Tlakem plynu je dán dosah nabitých částic a tím i minimální vzdálenost atomu radionuklidu od stěny počítače, kde se stěnový efekt neuplatňuje. Tedy: s rostoucím tlakem se stěnový efekt postupně zmenšuje, až v limitním případě (tlak nekonečně velký) klesne na nulu. Na tom je založena další metoda stanovení stěnového efektu. Vychází se z řady měření provedených jedním počítačem s různými tlaky plynové náplně. Výsledek vzniká extrapolací naměřených hodnot pro tlak blížící se nekonečnu. U počítačů s kapalnými scintilátory se používá scintilátorů s rozpouštědlem toluenem, xylenem nebo dioxanem (popř. etanolem). Jsou používány zejména pro stanovení aktivity zářičů beta a alfa. Měřená radioaktivní látka je rozpuštěna ve scintilátoru. Scintilace jsou registrovány jedním, nebo dvěma fotonásobiči. Mezi nádobkou se scintilátorem a fotokatodou fotonásobiče je nutno zajistit dobrý optický kontakt. Toho se nejčastěji dosahuje silikonovým olejem, někdy se užívá i speciálně tvarovaných světlovodičů. Zbývající část nádobky je bud' samotná pokryta reflexní vrstvou, nebo je celá pokryta reflektorem vhodného tvaru z hlediska maximálního sběru vyzářených světelných fotonů.

     Hlavní oblast použití jako interních počítačů: standardizace zářičů (a a zářičů, jejichž radioaktivní přeměna je charakterizována záchytem orbitálního elektronu. Přesnost: 0,2 - 0,3 % u zářičů emitujících záření beta o maximální energii > 150 keV; 1% u ostatních včetně ( = 19 keV) a  (= 157 keV). Aplikace metody interního počítání je možná pouze u radionuklidů, které vykazují určité vlastnosti.

     • u plynových počítačů - radionuklidy, které se buď samy, nebo ve vhodných sloučeninách vyskytují v plynné fázi - atd.

     • scintilačními detektory je možno měřit uvedené prvky a dále např. směs radionuklidů atp.

3.1.2. Koincidenční metoda

     Patří mezi nepřesnější metody absolutního stanovení aktivity radionuklidů. Je založena na současné detekci dvou druhů částic, které jsou emitovány jádrem při radioaktivní přeměně. Má však svá omezení, je vhodná pouze pro měření aktivity radionuklidů vyznačujících se tím, že při jejich přeměně dochází k emisi dvou částic - např. zářiče emitují záření beta doprovázené fotony gama, dva fotony v kaskádě () apod.

     Princip:

     Sestává ze dvou detekčních kanálů a koincidenčního obvodu. První kanál je tvořen detektorem pro detekci záření typu A a obvody pro zpracování a časové vyhodnocení signálu (především zesilovač a amplitudový selektor, na jehož výstupu je unifikovaný impulzní signál) Druhý kanál - dtto pro záření typu B. Koincidenční obvod - na jeho výstupu se objeví impulz pouze tehdy, jestliže se současně vyskytnou impulzy na obou jeho vstupech.

Obrázek č. 5 - Principiální uspořádání koincidenční aparatury

a) Měření aktivity metodou  koincidencí

Kanál A - detekce částic

Kanál B - detekce záření

Předpoklady:

     • Měřený radionuklid o aktivitě A - bodový zdroj

     • Detektory citlivé pouze na jeden druh záření

     Mějme nejjednodušší případ radioaktivní přeměny charakterizované současnou emisí částic  a kvant

Obrázek č.6 - Příklad rozpadového schématu radionuklidů s přeměnou

     Pro četnosti impulzů v kanálech A, B a četnost koincidencí platí:

                               (3.2.1)

                                 (3.2.2)

                  (3.2.3)

- geometrické faktory

 - účinnosti detektorů

Součin  - pravděpodobnost registrace částice  detektorem

     Dtto pro záření  - výsledná pravděpodobnost, že dojde k současné registraci částice  a kvanta  emitovaných při jedné radioaktivní přeměně

     Úprava vztahů:

                             (3.2.4)

     Z toho vyplývá, že koincidenční metodou lze stanovit aktivitu pouze na základě měření četností impulzů  .

3.1.3. Elektrostatická metoda

     Je založena na měření náboje elektrostaticky izolované radioaktivní látky, jejíž přeměna je spojena s emisí alespoň 1 nabité částice. Při vyzáření nabité částice z elektricky neutrálního radionuklidu, získává tento radionuklid stejně velký náboj opačného znaménka. Ze změny celkového náboje vzorku za určitý časový interval se stanoví aktivita. Jde o velmi malé hodnoty náboje, proto je nutno použít vysoce citlivé elektrometry. Princip jednoduchý, ale v praxi nastávají problémy spočívající v:

     1. emisi sekundárních elektronů nízké energie, které jsou uvolňovány z atomů látky; nabitými částicemi vznikajícími při rozpadu;

     2. dopadu sekundárních elektronů na měřený radionuklid - mohou uvolnit nabité částice z povrchu měřicího zařízení;

     3. dopadu nabitých částic zpět na zdroj záření po odrazu od stěn měřící komory;

     4. absorpci nabitých částic v samotném zdroji, popř. v podložce.

     K tomu, aby se sekundární elektrony vrátily do místa, odkud byly emitovány, se používá vhodně orientované elektrické nebo magnetické pole.

     Příklad uspořádání pro měření aktivity zářičů (obrázek č.7)

Obrázek č. 7 - Měřící uspořádání při stanovení aktivity elektrostatickou metodou

     • Evakuovaná komora, v ní dvě vodivé elektrody, jejichž tloušťka převyšuje dosah částic

     • Na povrch měrné elektrody umístěn měřený radionuklid

     Mezi elektrodami - vložena tenká mřížka se záporným potenciálem. Funkce: vracení sekundárních elektronů zpět na elektrody, z nichž byly emitovány (možno zajistit i magnetickým polem)

Předpokládejme:

     • rozměry zdroje  délka elektrod

     • součinitel zpětného odrazu pro materiál elektrod je R

Potom počet  částic emitovaných z elektrody - podložky je:

                                          (3.3.1)

Počet N sestává z

     • částic  emitovaných ve směru protilehlé elektrody do prostorového úhlu

     • částic  emitovaných v opačném směru, které se po odrazu od podložky dostaly do opačného směru

     Přítomnost protilehlé elektrody má za následek, že z počtu částic  které opustily měrnou elektrodu, se na ní po odrazu vrací  částic. Z  částic se opět vrací do prostoru protilehlé elektrody částic, atd...... až do okamžiku, kdy poklesne počet odražených částic na 0. Pak celkový počet částic , které opustily měrnou elektrodu:

     tj.

        (3.3.2)

     Z toho, vzhledem k tomu, že R< 1 a

     dostaneme pro A:

A = 2n                                                            (3.3.3)

     Praktická hranice použitelnosti metody (nutno brát korekci na samoabsorpci a absorpci v podložce) je pro zářiče  a  s aktivitou nad zhruba 100 keV

3.1.4. Iontometrická metoda

     Je založena na úplné absorpci nabitých částic v plynu ionizační komory pracující v integrálním režimu a je vhodná pro radionuklidy emitující nabité částice s velkou ionizační schopností, zejména záření . Jde-li o dostatečně malý vzorek (neuplatňuje se samoabsorpce a absorpce v podložce), potom:

                                          (3.4.1)

     I - nasycený proud, w - střední energie potřebná na vytvoření 1iontového páru, e - náboj elektronu

     Tuto metodu lze použít i pro stanovení aktivity zářičů   za předpokladu, že  částice jsou v komoře zcela absorbovány. Toho lze dosáhnout zvětšením rozměrů komory nebo zvýšením tlaku plynové náplně. Místo  je potom dosazována střední energie záření .

Aktivita je měřena absolutně a přesnost stanovení je dána:

     • Přesností měření nasyceného proudu

     • Přesností použitých dat (energie záření, w)

     • Přesností korekce na samoabsorpci

     a) Měření čistých zářičů

Princip:

     Měřený radionuklid o hmotnosti „m“ je homogenně rozptýlen ve stěně komory takové tloušťky, aby v místě ionizační komory byla splněna podmínka elektronové rovnováhy. Jsou-li rozměry dutiny a tlak plynu natolik malé, že komora elektronovou rovnováhu nenarušuje, potom pro hmotnostní aktivitu inkorporovanou do stěn platí:

                             (3.4.2)

- brzdná schopnost pro materiál stěn komory,  - brzdná schopnost plynové náplně, V-objem dutiny,  - měrná hmotnost plynu v dutině

     Metoda je vhodná pro kapalné a práškové zářiče  a má tu výhodu, že odpadají korekce na absorpci a samoabsorpci v zářiči. Nevýhodou je, že vzorek zapracovaný do stěn komory je nutno po skončení měření likvidovat jako odpad.

     b) Měření aktivity zářičů

     Pomocí ionizačních komor lze měřit pouze relativně (záření není v prostoru komory nikdy zcela absorbováno). Používá se geometrie blízké , pro sníženi vlivu pozadí komora v olověném stínění. V praxi např. nukleární medicíny je možno volit převodní konstanty proud - aktivita pomocí tlačítek. Nastavení převodních konstant se provádí pomocí standardů aktivity o stejném objemu, s jakým se měří vzorky.

3.1.5. Kalorimetrická metoda

     Patří mezi nejstarší metody používané pro měření IZ. Prvně byla použita těsně po objevu přirozené radioaktivity - P. Curie a A. Laborde použili jednoduchý kalorimetr pro měření aktivity radia.

     Princip:

      Energie uvolněná při radioaktivní přeměně se plně nebo částečně pohltí v absorbátoru kalorimetru. Měří se tepelná energie „“. Potom lze určit aktivitu „A“ ze vztahu

                                          (3.5.1)

     kde E - energie vznikající při 1 radioaktivní přeměně, p - stupeň pohlcení energie v absorbátoru, t - doba měření

     Místo tepelné energie je často měřen tepelný výkon

     Aby se veškerá uvolněná energie převedla na tepelnou energii (p=1) je měřený vzorek vkládán do absorbátoru. Ten je nejčastěji ve tvaru válce nebo koule ve snaze, aby médium vyplňující prostor mezi absorbátorem a vnějším obalem kalorimetru vykazovalo co nejmenší přenos tepla. Plášť je obvykle udržován na konstantní teplotě (používány metody termostatování) a lze na něj tedy pohlížet jako na těleso s nekonečně velkou tepelnou kapacitou. Poměry v libovolném kalorimetru lze vyjádřit vztahem:

                          (3.5.2)

kde

     •  - tepelný výkon dodávaný do absorbátoru IZ,

     • t - čas,

     •  - tepelná kapacita absorbátoru; definována jako množství tepla potřebného ke zvýšení teploty o 1 K

     • K - součinitel charakterizující přenos tepla mezi absorbátorem a pláštěm

     • T - teplota absorbátoru,

     •  - teplota pláště

     Za předpokladu, že na počátku měřeni (t=0) je T = , dostaneme:

          (3.5.3)

     Pro  nekonečno platí

                                              (3.5.4)

     tj. po uplynutí dostatečně dlouhé doby (postačí ) se rozdíl mezi teplotou absorbátoru a pláště ustálí - závisí pouze na tepelném výkonu, k jehož měření se využívá.

Jde o měření velmi malých výkonů, např. pro aktivitu 1 GBq a p=1 jsou tepelné výkony:

     • Pro  0,0009 mW ( = 19 keV)

     • Pro  0,0085 mW ( = 157 keV)

     • Pro  0,091 mW ( = 1,71 MeV)

     • Pro  0,417 mW ( = l,17; 1,33 MeV;  = 318 keV)

     Výhodou této metody je, že odpadají všechny korekce zejména na absorpci a samoabsorpci, neboť i takto vzniklé teplo je zahrnuto do měření. Nevýhodou metody je její použitelnost až pro vyšší aktivity - řádově desítky MBq.

3.1.6. Chemická metoda

     V chemických dozimetrech se používají radiačně chemické změny ozářených látek. Tyto dozimetry mohou být ve skupenství plynném, kapalném i pevném. Z chemických reakcí lze v dozimetru použít radiolýzy, radiooxydace, radioredukce, změny barvy, polymerace, depolymerace apod. Jako příkladu můžeme jmenovat jednoduché: dvoufázový kapalinový dozimetr chloroform-voda nebo (pro vysoké dávky) jednofázový dozimetr vodného roztoku trichloretylénu, kde se v obou případech ozářením uvolňuje HCl a měří se změna pH. Nejznámější však je tzv. Frickeho dozimetr založený na oxidaci dvojmocného železa na trojmocné, což je způsobeno volnými radikály a peroxidem vodíku (primární produkty při ozáření vodných roztoků). Pak se měří změna barvy kolorimetricky nebo změna redox potenciálu elektricky. Obdobně se používá oxidace manganu z dvojmocného na sedmimocný nebo redukce čtyřmocného ceru.

3.2. Měření dávkového příkonu

     K měření dávkového příkonu se využívá Bragg - Grayova principu, podle něhož za určitých předpokladů je počet iontových párů vytvořených v ionizační komoře umístěné v dutině tělesa úměrný dávce fotonového záření v materiálu, který dutinu obklopuje. Používá se k tomu malé plynové dutiny (např. ionizační komůrky) „A“ o objemu „V“, která je obklopena materiálem „B“ (např. fantomu) s efektivním atomovým číslem „Z“.

 Pak musí být splněny Bragg - Grayovy podmínky:

     - hustota toku primárního fotonového záření je všude v soustavě A, B konstantní,

     - rozměry dutiny jsou mnohem menší než dosah sekundárních elektronů v plynu, jímž je dutina naplněna,

     - tloušťka stěny z materiálu B, který dutinu obklopuje, je  dosah sekundárních elektronů v tomto materiálu.

Potom nastává v celé soustavě elektronová rovnováha, tzn. že:

     - ionizace plynu v dutině je vyvolána téměř výhradně elektrony vzniklými ve stěnách (interakce primárního záření v dutině je zanedbatelná),

     - elektrony vzniklé ve stěnách ztrácejí při průchodu dutinou jen nepatrnou část své energie,

     - přítomnost dutiny nenarušuje elektronovou rovnováhu v materiálu B v místě dutiny a jejím okolí,

     - v místě dutiny a jejím okolí je sdělená energie rovna kinetické energii vzniklých elektronů (dávka se rovná kermě).

Dávkový příkon se vypočítá dle vztahu

                               (3.2.1.1)

kde  - poměr hmotnostních brzdných schopností materiálu stěn a plynu v dutině

W - energie pro vznik 1 iontového páru v plynu dutiny

- měrná hmotnost plynu

V - objem dutiny

     Pro měření tkáňového dávkového příkonu je nutno, aby stěny dutiny (např. fantomu) byly tkáňově ekvivalentní (aby prvkovým složením imitovaly tkáň).

3.3. Měření expozičního (kermového) příkonu

     Používá se etalonová (normálová) ionizační komora (obrázek č.8).

     Umožňuje měřit fotonové záření v energetickém rozsahu cca 5 keV - 3 MeV.

Obrázek č. 8 - Schéma uspořádání normálové ionizační komory

     Jedná se o objemné zařízení, v němž je možno udržovat tlak vyšší než atmosférický. Zářič je umístěn v kolimačním krytu, do komory vstupuje úzký svazek s průřezem „S“, který prochází mezi rovnoběžně umístěnými elektrodami. Na horní elektrodu (na obrázku označená „VNE“) se přivádí vysoké napětí. Spodní elektroda je rozdělena na tři části. Na prostřední sběrnou elektrodu („SE“) z obou stran navazuji uzemněné vyrovnávací elektrody („OE“), které slouží k zajištění homogenity elektrického pole v okolí měřicího objemu vymezeného průřezem svazku „S“ a délkou elektrody „d“. Sběrná elektroda je spojena s měřičem ionizačního proudu. Vzdálenost mezi okrajem svazku a elektrodovým systémem musí být větší než dosah nejenergetičtějších sekundárních nabitých částic, protože je nutno, aby sekundární nabité částice byly zcela zabrzděny ve vzduchu nacházejícím se v elektrodovém systému komory.

     Rozšíření měřicího rozsahu do oblasti vyšších energií je umožněno zvýšením vnitřního tlaku komory. Spodní hranice měřitelné energie fotonů je vymezena zeslabením svazku při průchodu okénkem komory a na dráze mezi okénkem a pracovním objemem komory

     Mezi nasyceným proudem I a expozičním příkonem X platí vztah:

                                   (3.3.1.1)

kde

 - měrná hmotnost vzduchu, - hmotnost vzduchu v pracovním objemu V, k - opravný součinitel zahrnující korekce vlivu teploty, tlaku a vlhkostí vzduchu, zeslabení svazku ve vstupním okénku a na dráze mezi ním a středem aktivního objemu, průnik záření přes kolimátor a vliv rozptýleného záření

3.4. Měření expozice (kermy ve vzduchu)

     Pokud se nabije komora s kapacitou sběrné elektrody „C“ napětím „“ tak, aby leželo na pracovní charakteristice komory co nejvíce vlevo. Potom po odpojení napětí bude na komoře náboj

     Po ozáření dojde ke změně náboje komory:

                                  (3.4.1.1)

kde

      - napětí před ozářením

      - napětí po ozáření

     X - měřená expozice

     V - pracovní objem komory

      - měrná hmotnost vzduchové náplně komory

Vztah je v souladu s definicí expozice.

                                                            (3.4.2.1)

kde      

a         

     Tento princip je využíván u komor kondenzátorového typu. Jsou konstruovány jako deskové, válcové i sférické. Je zde potřeba, aby stěny byly „vzduchově ekvivalentní“. Tento požadavek je splněn pouze tehdy, platí-li:

 a současně

kde

      - lineární součinitel zeslabení pro vzduch a materiál stěn komory

     - brzdné schopnosti pro vzduch a materiál stěn komory

     V praxi lze tyto podmínky splnit jen přibližně v omezeném energetickém rozsahu

3.5. Vliv pozadí při měření

     Při měření veličin (aktivita, dávka aj.) je nutno stanovit, nebo omezit vliv pozadí způsobeného kosmickým zářením nebo radionuklidy z okolí a materiálu vlastního měřícího zařízení:

     a) měřením. Ze statistiky detekce ionizujícího záření platí, že doba měření vzorku by neměla být nikdy menší než doba měření pozadí. Nesprávná je tudíž často vžitá praxe, kdy se volí větší doba měření pozadí než doba měření vzorku, dokonce i pro četnosti vzorků výrazně větší než četnosti pozadí!

     b) eliminací použitím stínění detektoru krytem z olova, železa apod.

     c) eliminací antikoincidenčním stíněním s použitím „obalových detektorů“, které jsou s vlastním detektorem v antikoincidenčním zapojení. To znamená, že jednotlivé částice pozadí, které vyvolávají odezvu současně v detektoru i v některém z obalových počítačů, nejsou registrovány.

4. OSOBNÍ DOZIMETRIE

4.1. Historie osobní dozimetrie

4.1.1.  Osobní dozimetrie je poměrně nová disciplína v porovnání s ostatními přírodními a technickými vědami. Je vědou pomezní, protože v sobě obsahuje prvky fyziky, chemie, biologie, elektroniky aj. Zárodek jejího vzniku lze datovat počátkem rozvoje měřicích metod v prostředí ionizujícího záření tj. ve 20. letech 20. století. Nejstarší metodou osobní dozimetrie bylo měření pomocí ionizace v plynu. Z počátku to byla ionizace ve vzduchu, posléze i dalších plynů, včetně inertních.

4.1.2.  Teprve od 2. světové války se zvětšoval počet osob pracujících se zdroji ionizujícího záření, a proto se začal také zvětšovat zájem o osobní dozimetrii i o jiné monitorovací metody. Avšak ještě v 60. letech byly k měření fotonů používány tzv. ionizační komůrky ve tvaru vajíček, tužkové ionizační komory ještě déle.

4.1.3.  V 70. letech vznikla osobní dozimetrie jako vědní disciplína a zabývalo se jí stále více odborníků. Přispěl k tomu také rozvoj jaderné energetiky, zvýšená výroba umělých radionuklidů a jejich aplikace ve zdravotnictví. Rozšiřoval se rozsah typů a energií záření, rozsah měřených dávek, zejména směrem k nižším hodnotám pod 1 mSv.

4.1.4.  Vznikala v celém světě řada vědeckých kolektivů, které se zabývaly jenom osobní dozimetrií, a byl zahájen vývoj osobních dozimetrů, které byly schopny měňt veškeré záření. Vznikaly i havarijní dozimetry, které byly schopny měřit dávky nad 1 Sv.

4.1.5.  Ionizační komůrky byly nahrazeny filmovými, termoluminiscenčními a později i elektronickými dozimetry, jež měřily i záření beta. Byla vyvinuta řada osobních dozimetrů pro měření neutronů, např. na principu počítání stop v pevných látkách, nebo albedo dozimetry apod. Pro měřeni havarijních dávek fotonů a neutronů byly vyvíjeny také dozimetry chemické, aktivační, radiofotoluminiscenční, dále křemíkové diody, skla, která se v poli ionizujícího záření zabarvovala apod.

4.1.6.  V 80. a 90. letech se výroba osobních dozimetrů zkomercializovala a dnes si již práci se zdroji ionizujícího záření bez použití osobních dozimetrů nelze představit, ať u reaktoru, u rentgenu či u defektoskopického ozařovače.

4.1.7.  Odborný svět však brzy zjistil, že někdy ozáření člověka zvnějšku doprovází i ozařování zevnitř těla radionuklidy usazenými v orgánech a tkáních. A proto se začal zabývat také stanovením vnitřního ozáření (vnitřní kontaminace) zejména na jaderných elektrárnách.

4.1.8.  Vnitřní kontaminace se vždy zjišťovala měřením záření fotonového, beta a alfa bud' vyzařovaného z těla, nebo v exkretech. Princip monitorování zůstával stejný. Hodnota dávky vnitřní kontaminace se stanovovala z hustoty toku záření vycházejícího bud' z určitého orgánu, nebo z celého těla z určitého množství moči, stolice případně jiného exkretu. Podle standardních modelů se pak hustota toku záření přepočítala na aktivitu deponovanou v těle, dále na aktivitu přijatou do organizmu a posléze na dávku.

4.1.9.  Od minulosti do dneška se měnily pouze detekční metody - od ionizačních, přes scintilační až po polovodičové. S ohledem na relativně vysoké pozadí z okolí, tj. kosmické záření, stavební materiály, horniny aj., se používalo stínění detektorů nebo detektorů včetně vzorků exkretů, anebo detektorů plus celého člověka. V tomto posledním případě mluvíme o kobkách celotělových počítačů bud' na povrchu země, nebo i v podzemních prostorech.

4.2. Zevní ozáření člověka

4.2.1.  Zevní ozáření nastává tehdy, když se člověk nachází v energetickém poli zdroje ionizujícího záření. Takovými typickými zdroji, kterými je člověk ozařován od svého narození po celý život, je kosmické záření, dále záření z přírodních radionuklidů v horninách podloží, ve stavebních materiálech a podobně. (viz tabulka)

Průměrný (přibližný) roční dávkový ekvivalent z přírodních zdrojů a z lidských činností (v mSv za rok) Viz tabulka č.2

Tabulka č.2

I. Kosmické záření na hladině moře

0,4

II.1500 m nad mořem

0,6

III.Horniny průměrně

0,4

IV.např. monazitové písky       až

10

V.Lety ve velkých výškách

0,1

VI.Lékařská diagnostika

0,8

VII.Sledování barevné televize

0,005

4.2.2.   V osobní dozimetrii se však především zabýváme zevním ozářením pracovníků se zdroji ionizujícího záření. Používá se k tomu celý monitorovací systém s osobními dozimetry uzpůsobenými typu, energii a rozsahu dávek ionizujícího záření, tvaru jeho pole a způsobu práce se zdrojem záření. Některé osobní dozimetry se používají např. u jaderných reaktorů a jiné u rentgenových přístrojů ve zdravotnictví.

Filmový dozimetr

4.2.3.   Přesto ve většině zemí existuje národní standardní osobní dozimetr, jako je např. filmový, termoluminiscenční anebo elektronický dozimetr. V našem státě je takovým standardem filmový dozimetr, který zejména u jaderných zařízení má velký význam, protože je schopen rozlišit typ, energii a směr dopadu záření na člověka a také povrchovou kontaminaci dozimetru a tím vyloučit falešné hodnoty naměřených dávek.

4.2.4.   Film je nejstarší prostředek k zaznamenávání ionizujícího záření a používá se již od 19. století. Za dobu používáni se jeho složení mnohokrát změnilo tak, že může dnes sloužit osobní dozimetrii ve spojení s dozimetrickou kazetou. Kazeta, která se v České republice používá, byla také u nás vyvinuta a vyrobena.

4.2.5.   Tento dozimetr se sestává z takové dozimetrické kazety, kterou je možno připojit spojkou k dalším filmovým nebo k jiným, např. termoluminiscenčním, kazetám a která obsahuje na přední i zadní části (vnitřní straně) filtry. Pro měření záření X, zejména ve zdravotnictví, jsou to filtry: prázdné okno, plastik tloušťky 0,05 mm, měď tloušťky 0,05 mm, 0,6 mm a 1,6 mm, sendvič olova s cínem tloušťky 0,6 mm. Pro jaderná zařízení je místo mědi 0,6 mm použito Cd 0,6 mm ke stanovení tepelných neutronů. Pro stanovení fotonů vyšších energií (záření gama) slouží olovo s cínem, kdežto prázdné okno, plastikové a měděné filtry slouží ke stanovení záření beta a X.

4.2.6.   Dozimetrický film je v kazetě v papírovém obalu. Po ozáření dozimetru vzniká interakcí elektronu s halogenidem stříbra a vyredukováním černého amorfního kovového stříbra zčernání filmu (značené OD - optická hustota). Obraz, který je odrazem této interakce, se více zviditelní vyvolávacím procesem (pozn.: v papírovém balíčku jsou filmy dva - jeden pro nižší a druhý pro vyšší dávky) v rentgenové vývojce o teplotě v rozmezí 18 - 22°C  po dobu 15 - 25 minut podle druhu filmu.

4.2.7.      Závislost optické hustoty na dávce je různá podle druhu emulze filmu, koncentrace halogenidu stříbra v želatině, velikostí a tvaru krystalků tohoto halogenidu apod. Také závisí na vyvolávacím procesu, tj. koncentraci a teplotě vývojky, době vyvolávání a v neposlední řadě také na optickém denzitometru, kterým se měri zčernání filmu. Nejlepší denzitometry jsou schopny měřit až do hodnot OD = 5 až 6. Optimální vyvolávací proces s dobrým filmem může způsobit linearitu této závislosti až do OD = 1, pak je závislost dána vzorcem

                              (4.2.1.1)

     kde „a“ je plocha měření denzitometrem, „N“ počet krystalků na 1 cm²; „k“ je numerická konstanta a „d“ je dávka. Vyšší hodnoty se pak řídí vztahem

                 (4.2.2.1)

4.2.8.   Fotonové záření gama nebo X nereaguje přímo s halogenidem stříbra, ale prostřednictvím sekundárních elektronů, vznikajících v želatině, v papírovém obalu nebo jinde v okolí. Probíhají zde tři známé procesy: fotoefekt, Comptonův efekt a tvorba párů. Účinnost vzniku sekundárních elektronů se řídí absorpčními účinnými průřezy těchto procesů označované. Závisí rovněž na okolním absorpčním prostředí, jako je tloušťka emulze a papírového obalu, přítomnosti kovových filtrů, lidského těla apod. S ohledem na to, že s energií fotonů a elektronů se účinnost detekce mění, je také optická hustota závislá na energii záření a směru jeho dopadu. Je tudíž nutno tyto závislosti bud' eliminovat (pro vysoké energie fotonů filtrem s vysokým Z), vyhodnotit (pro záření X a beta pod různými filtry), anebo korigovat (směrová závislost).

4.2.9.   Jak je zřejmé z obrázku Ad.2.9., koeficient energetické závislosti, tj. poměr mezi maximem a minimem křivky, je u filmu větší než 20. Při použití filtru PbSn je v rozsahu od 200 keV, v rámci chyb 20% se tento poměr blíží číslu 1 a energetická závislost je eliminována. Na druhé straně lze této energetické závislosti využít u měkčího záření ke stanovení jeho energie. Poměry zčernání filmu bez filtru a s různými Cu filtry mohou vytvořit poměry charakteristické pro různé energie a lze také experimentálně stanovit korekční faktory, kterými se tzv. zdánlivá dávka přepočte na skutečnou dávku „d“. Obdobně se to provádí i u směrové závislosti, kde posun obrazu filtru stanoví úhel dopadu a experimentálně stanoveným korekčním faktorem se přepočte zdánlivá dávka na skutečnou dávku. Korekční faktory jsou rozdílné jak pro různé filtry, tak pro různé energie ionizujícího záření.

4.2.10. Pro jadernou energetiku jsou filmové kazety speciálně vybaveny Cd filtrem, který slouží k měření tepelných neutronů. Tepelné neutrony při absorpci v Cd produkují gama záření, které zvyšuje zčernání filmu s tímto filtrem. Rozdíl optických hustot pod filtry Cd a PbSn je pak úměrný dávce tepelných neutronů.

4.2.11.  Filmový dozimetr je nutný okalibrovat známými dávkami tak, aby mohla být vytvořena dávková závislost a známými energiemi mohla být vytvořena energetická závislost. S ohledem na to, že i drobná změna vyvolávacího procesu může změnit dávkovou závislost, jsou filmy ozářené známými dávkami, což jsou tzv. etalony, vyvolávány současně s filmy s neznámými dávkami, u kterých je potřeba stanovit dávku. Etalony jsou ozářeny energiemi s největší a nejmenší účinností, tj. 45keV a . Energetická závislost se vytvoří jednou provždy do té doby, dokud výrobce filmů nezmění jejich charakter. To se ověřuje omezenou energetickou závislostí u každé nové dodávky. Obdobně to platí i pro směrovou závislost.

Závislost zčernání (OD) na dávce (d), směru ozáření (º a energii fotonů (E)

Obrázek č.9 - Závislost zčernání (OD) na dávce

Obrázek č.10 - Závislost zčernání (OD) na úhlu dopadu

Obrázek č. 11 - Energetická závislost filmu, filmu s filtrem Cu, anebo s SnPb

Termoluminiscenční dozimetr

4.2.12. Ideální sestava osobních dozimetrů pro jaderná zařízení je: filmový d. + termoluminiscenční d. + neutronový d. + Si dioda. Termoluminiscenční dozimetr, používaný jako havarijní dozimetr nebo dozimetr měřicí při delším časovém intervalu než filmový dozimetr, sestává se z dozimetrické kazety a z detektoru z materiálu aluminofosfátového skla, použit lze i LiF aj. Aluminofosfátové sklo používané v České republice jako detektor gama a beta má strukturní vzorec .

4.2.13. Proces interakce ionizujícího záření a vznik termoluminiscence se v detektoru řídí „elektrokinetickým pásmovým modelem“. V tomto případě sekundární elektrony, které obdržely kinetickou energii od záření gama, nebo beta, přecházejí z valenčního pásma do pásma vodivostního, kde se neudrží a jsou zachyceny některými ze „záchytných pastí“, které v detektoru vznikají v přítomnosti příměsí kovů, např. Mn, Dy apod. Po zahřátí detektoru se z těchto „pastí“ s vyšší potenciální energií elektrony uvolní a přeskočí do „pasti“ s nižší potenciální energií. Tímto přeskokem ztrácejí elektrony část své potenciální energie a ta je vyzařovaná z detektoru ve formě viditelného světla (obvykle modrozeleného). Teplota, při které se světlo uvolňuje, závisí na rozdílu potenciálních energií uvedených „pastí“ a množství vyzářeného luminiscenčního světla úměrné dávce ionizujícího záření.

4.2.14.  Zahřívání detektoru se musí provádět postupně, aby byla použita jen část světla z tzv. „Glow  křivky“ (obrázek č.12). Zde je nutno vysvětlit pojem „fading“, který odůvodňuje použití jen části „Glow křivky“. Fading se vyskytuje prakticky u všech dozimetrických systémů, ať je tam filmový, ionizační nebo jiný detektor, a znamená pokles signálu - odezvy detektoru s dobou, kdy je ovlivňován teplotou, ovzduším apod. z okolí. U termoluminiscence se jedná o nekontrolovatelný únik světla v období mezi ozářením dávkou a měřením, způsobený teplotou a dodávkou energie z prostředí, zejména u „pastí“ s nízkou potenciální energii, tedy těch, co uvolňují elektrony při teplotě pod 350K.

 Obrázek č.12 - „Glow křivka“

4.2.15. V praxi se používá zařízení sestávající se z ohřívací části a části měřicí. Vyzařování světla při narůstající teplotě probíhá podle uvedené Glow křivky a měřící zařízení se zapne a vypne při dosažení určité teploty. Tato měřící oblast je u zařízení nastavitelná a u našeho aluminofosfátového skla je to od 450 do 700K, v případě LiF je to 400 až 550K. V měřené oblasti teplot se integruje počet světelných kvant pomocí fotonásobiče a počítače. Zařízení je nutno kalibrovat známými dávkami a vytvořit obdobně jako u filmového dozimetru dávkovou závislost. Energetickou závislost není nutno dělat s ohledem na její eliminaci filtrem PbSn. Ani směrová závislost s ohledem na tvar dozimetru není podstatná.

Radiofotoluminiscenční dozimetr

4.2.15.  V sedmdesátých letech dvacátého století byly pro havarijní dávky vyvinuty radiofotoluminiscenční detektory. Jejich podstatnou výhodou proti TLD je, že centra vzniklá ozářením jsou stabilní a měřením nezmizí, takže se neztrácí celková informace o dávce. Proto se používají i dnes, v případě osobní dozimetrie i pro značně menší dávky. Uvedené vlastnosti mají např. stříbrem aktivovaná fosfátová skla. Pro určení mechanizmu stanovení dávek je možno v principu použít elektrokinetický pásmový model obdobný termoluminiscenci, ale s pevnějšími centry, která posunují absorpční spektrum skla (sklo se ozářením v UV oblasti „zabarvuje“). Po stimulaci ozářeného skla UV světlem dojde k emisi radiofotoluminiscenčního světla, jehož intenzita je úměrná dávce ionizujícího záření. „Vymazání“ odezvy lze provést až teprve delším zahřátím skla nad teplotu 680 K, tedy obdobně jako u termoluminiscence.

Neutronový dozimetr

4.2.17. Jako neutronový dozimetr se u nás používá stopový detektor v pevné fázi (SSTD) v sendviči se štěpitelnými fóliemi z  a . Stopový detektor je pevné dielektrikum, kdy nabité ionty jako protony, alfa částice nebo ionty s vyšším atomovým číslem při průchodu tímto materiálem předávají energii (E) podle dráhy letu (x) atomům tohoto materiálu, ionizují je a vytvářejí stopy. Stopy mají v průměru nanometry a je nutno je leptáním zvětšit tak, aby byly viditelné aspoň pod mikroskopem. Na obrázcích 13-16. jsou zviditelněné stopy ve slídě, ve skle a v triacetátu celulózy. První dva materiály se leptají horkou koncentrovanou kyselinou flourovodíkovou, polymery se leptají horkým koncentrovaným hydroxidem draselným. V naší celostátní službě osobní dozimetrie se jako detektor používá acetobutyrát o tloušťce cca desítky mikronů. Je leptán tak, aby stopy v detektoru vytvořily otvory. Stopy jsou pak počítány tzv. „jiskrovým počítačem“, to znamená, že otvory probíhají jiskry,jejichž počet je úměrný počtu stop.

Vyleptané stopy štěpných fragmentů z

Obrázek č.13 – ve slídě

Obrázek č.14 – ve skle

Obrázek č.15 – v triacetátu celulózy

Obrázek č.16 – Neutronový stopový detektor

Obrázek č.17 – Leptací zařízení

     Štěpné fragmenty, které vznikají štěpením  a . Počet stop (N) je úměrný dávce od neutronů (d), koncentraci atomů štěpitelného materiálu (c) a energetickému spektru podle vzorce

                      (4.2.3.1)

     kde „k“ je numerická konstanta a „“ je účinný průřez štěpení daného štěpitelného materiálu neutrony daného spektra. Energetické spektrum neutronů je většinou známé a stabilní, takže lze energetickou závislost dozimetru jednou pro vždy kalibrovat. Etalony pro kalibraci dávkové závislosti se leptají zároveň s detektory s neznámou dávkou. Pro počítání stop štěpných fragmentů v detektoru byl sestaven jiskrový počítač. (Literatura 5) Dávka od neutronů se pak vypočítá podle vztahu

                     (4.2.4.1)

     kde „a“ je plocha elektrody jiskrového počítače (Literatura 6)

4.2.19.  „Balíček“ detektor + štěpitelné fólie je umístěn v kazetě s Cd filtrem, takže měří pouze rychlé a intermediální neutrony. (Viz obrázky v příloze Ad. 2.18.) Dávku od tepelných neutronů lze stanovit kromě filmového dozimetru také albedo dozimetrem. Tyto dozimetry jsou založeny na principu termoluminiscence lithiumfluoridu.  detekuje pouze záření gama,  detekuje záření gama i tepelné neutrony. Při kombinaci s filtrem z Cd lze tímto dozimetrem měřit tepelné neutrony dopadající na člověka, ale i ty, co vycházejí z těla, tj. tak zvané „albedo neutrony“. Ty vznikají moderací rychlých neutronů v lidském těle.

Obrázek č.18 Diferenciální energetické spektrum neutronů

Ostatní osobní dozimetry používané v praxi

4.2.20. Jako operativní dozimetr se používá termoluminiscenční a nověji i elektronický dozimetr. Operativní termoluminiscenční dozimetrje stejný jako havarijní. Má stejnou plastickou kazeta s Pb filtrem ve tvaru misky s víčkem o tloušťce 0,5 mm. V jaderných elektrárnách se tento dozimetr používá k odhadu dávky pracovníka po každé pracovní směně.

4.2.21. Prstový dozimetr, vyvinutý u nás, sestává se z prstýnku s prohlubní, do níž se vkládá olověná miska, dále z víčka prstýnku, na němž je zevnitř vlepen olověný kotouč, a z termoluminiscenčního detektoru. Plastické prstýnky jsou vyráběny v různých barvách podle průměru obroučky, který činí 18 až 24 mm. Kotouč s miskou tvoří společně válcový Pb filtr o tloušťce 0,3 mm pro eliminaci směrové a energetické závislosti zářeni gama od cca 75 keV s chybou nepřesahující 25%. Detektor je stejný jako u havarijního nebo operativního termoluminiscenčního dozimetru, tj. kotouč o průměru 8 mm a tloušťky 1 mm z aluminofosfátového skla. Povrch detektoru je broušen a leštěn, aby propustnost luminiscenčního světla byla co největší.

4.2.22.  Jako neutronový havarijní osobní dozimetr lze použít Si diodu s dlouhou bází. Ta má tu výhodu, že není citlivá na záření gama, ale pouze na rychlé neutrony. Při srážce rychlého neutronu s atomem křemíku dochází k vyražení tohoto atomu z jeho pravidelné mřížkové polohy a následně i dalších atomů, takže zde vznikají poruchy, které zvyšují vodivost křemíkové báze. Jako měřicí metody se používá proces zvýšení napětí diody při konstantním proudu. Změna napětí závisí na dávce od neutronů. Používají se diody, které mají dávkovou závislost lineární a energetická závislost nepřesahuje 20% v oblasti energií 0,3 až 15 MeV. Teplotní závislost při měření je značná a je nutno ji eliminovat měřením při konstantní teplotě, např. umístěním diody do termosky. Fading při pokojové teplotě nepřesahuje za měsíc l5%. Rozsah dávek od rychlých neutronů je cca 0,01 až cca 10 Sv.

Obrázek č.19 Závislost změny napětí na diodě (při 25mA) na fluenci neutronů

Kalibrace a tkáňová ekvivalence

4.2.23. Dozimetry se kalibrují ve vzduchu jako dávka na povrchu těla („d“) nebo ve fantomu (obvykle koule o průměru 300mm). Jako H(10) se označuje osobní dávkový ekvivalent fotonů nebo neutronů kalibrovaný ve fantomu v hloubce 10mm pod povrchem, někdy označovaný jako hluboký. Jako H(0,07) - tzv. mělký - se označuje osobní dávkový ekvivalent záření beta kalibrovaný ve fantomu v hloubce 0,07 mm pod povrchem.

4.2.24. Ideálním osobním dozimetrem (vč. kazety, filtrů atd.) je ten, který má energetickou závislost poměru odezvy dozimetru (I) a dávky ve vzduchu (d) totožnou s energetickou závislostí poměru „H(10)/d“, resp. „H(0,07)/d“. Nazývá se tkáňově ekvivalentním dozimetrem. Jsou to dozimetry, které mají obdobné složení jako tkáň. Pak jsou obdobné také absorpční účinné průřezy fotoefektu; Comptonova efektu, tvorby párů v případě fotonů nebo účinné průřezy jaderných reakci v případě neutronů.To je např. u LiF nebo u detektorů, jejichž rozměr je zanedbatelný proti rozměru tkáně-ekvivalentního obalu, ve smyslu Brag - Grayovy teorie doběhu sekundárních elektronů. (obrázek č.21)

Požadavek na tkáňově ekvivalentní osobní dozimetr, kde  je energetická závislost veličiny v závorce [ ].

                        (4.2.5.1)

                           (4.2.6.1)

4.2.25. Druhá možnost je, že sestava osobního dozimetru pomocí filtrů nebo elektronické úpravy má vhodně nastavenou energetickou závislost. Tomu je přizpůsoben film nebo A1P sklo, oba pod případně děrovaným filtrem PbSn , a také některé typy elektronických dozimetrů.

Obrázek č.20 Energetická závislost ALP skel bez fitru a za Pb filtry různých tlouštěk

Obrázek č.21 Energetická závislost  měřená na přístroji Teledyne Isotopes

4.3. Vnitřní kontaminace

4.3.1.   Dostanou-li se radionuklidy do organizmu člověka a jsou-li, jeho orgány i tkáně ozařovány zevnitř, mluvíme o vnitřní kontaminaci. To se děje od nepaměti také přirozenou cestou, např. jídlem s přírodním  nebo dýcháním radonu z hornin. Dávka vlivem přirozené vnitřní kontaminace činí v průměru asi 1 mSv za rok. K tomu přistupují interní dávky vlivem lidské činnosti, např. z pokusů s jadernými zbraněmi v 50. až 60. letech, z výroby fosforečných hnojiv, z uhelných a jaderných elektráren. Tyto činnosti zatěžují člověka dávkami o 2 až 4 řády nižšími než příroda.

4.3.2.   Osobní dozimetrie se však zabývá vnitřním ozářením profesionálních pracovníků. Vnitřní kontaminace ve většině případů vzniká při práci se zdroji, které mohou způsobovat povrchové kontaminace vlastních pracovníků (vč. oděvu) nebo pracovního prostředí (stoly, nářadí, pomůcky, ovzduší) a z nich radionuklidy, podle toho nač jsou vázány, mohou např. jako aerosoly být vdechovány nebo jako roztoky být požity.

4.3.3.   Narozdíl od zevního ozáření jsou u vnitřní kontaminace nejnebezpečnější alfa a beta částice, které mají o několik řádů vyšší ionizační schopnost než fotony a neutrony a které v orgánech nejsou odstíněny, např. oděvem, kůží apod. Proto se v osobní dozimetrii stanovuje, kromě aktivity, také typ radionuklidu přijatého do organizmu a chemická i fyzikální forma jeho molekul nebo adsorbentů. Podle toho také radionuklidy procházejí dýchacím nebo zažívacím ústrojím a usazují se v některém orgánu nebo tkáni. Izotopovou výměnou tam nahrazují neaktivní izotopy a obdobnou formou se také s různou rychlostí vylučují.

4.3.4.   Pro ilustraci si uvedeme čtyři radionuklidy , které jsou typické svou depozicí v organizmu. Jod se usazuje z více než 90% ve štítné žláze, a proto se přímo tam detekuje. Na druhé straně, cesium se deponuje v krevním řečišti, kde nahrazuje sodík, a proto se měří v celém těle. Ještě složitější je to s tritiem, které jako tritiová voda je rovněž v celém těle a navíc je to nízkoenergetický čistý beta zářič. Může se detekovat pouze po vyloučení v moči. Stroncium je většinou přijímáno do organizmu jako málo rozpustná sloučenina a pouze část se v konečné fázi deponuje v kostech, kde ho nelze dobře detekovat. Další část přechází přímo zažívacím traktem do stolice, kde se po chemické úpravě měří v rovnováze s .

4.3.5.   Jak je zřejmé z uvedených příkladů, musí být na pracovišti, kde se vyskytuje směs radionuklidů, celý systém měřicích zařízení pro různé radionuklidy. Tento systém obvykle obsahuje:

     I. Celotělový počítač (CTP) - gama spektrometr s polovodičovým detektorem pro měření „in vivo“ ;

     II. Scintilační spektrometr s detektorem NaI(Tl) pro měření „in vivo“ ;

     III. Spektrometr alfa s polovodičovým detektorem pro měření exkretů;

     IV. Spektrometr gama s polovodičovým detektorem pro měření exkretů;

     V. Kapalinový scintilační měřič beta exkretů;

     VI. Scintilační a proporcionální měřič záření beta v exkretech.

V následující tabulce je uvedeno použití uvedených metod při vnitřní kontaminaci některými radionuklidy.

Metody měření vnitřní kontaminace některými radionuklidy

beta

v moči

V

beta

v moči

V

Gama, beta

in vivo

I (IV)

beta

ve stolici

VI

Gama, beta

in vivo

I (IV)

Gama, beta

in vivo

I (IV)

beta

ve stolici

VI

Gama, beta

in vivo ve št.žláze

II

Gama, beta

in vivo

I (IV)

alfa

ve stolici

III

Ostatní zářiče

gama

in vivo

I

4.3.6.   Podrobněji k některým zařízením. Celotělový počítač (I), scintilační spektrometr (II), alfa spektrometr (III) a gama spektrometr (IV) se sestávají z těchto částí: detektor, lineární elektronika, analogově - digitální převodník, mnohakanálový analyzátor a vyhodnocovací jednotka, obvykle ve formě osobního počítače. Obdobně, avšak v jednodušší formě, jsou uspořádány i měřiče záření beta (V, VI).

4.3.7.   Jako detektory pro gama záření se používají scintilační NaI(Tl) nebo polovodičové s velmi čistého Ge (značené HPGe). Pokud se měří jednotlivé radionuklidy, má větší význam scintilační detektor, který pň větších rozměrech (až stovky mm) má vysokou účinnost. Germaniový detektor je vhodnější pro směs radionuklidů, např. v jaderných elektrárnách, protože má vysokou rozlišovací schopnost pod 2 keV v oblasti energií kolem 1,3 MeV a pod 1 keV v oblasti energií kolem 120 keV. Detektory pro stanovení záření alfa jsou také obvykle polovodičové „Křemíkové detektory s povrchovou bariérou“ nebo „Pasivně implantované planární křemíkové detektory“. Ty jsou uzavřeny ve komůrkách, do nichž se vkládají také měřené vzorky. Tyto komůrky se odvzdušňují na hluboké vakuum, aby absorpce záření alfa byla minimální.

4.3.8.   Lineární elektronika umožňuje pomocí HVPS přivést vysoké napětí na scintilační detektor (až 2 kV), na germaniový detektor až 6 kV nebo pomocí napáječe nízké napětí do 48 V na křemíkový detektor pro záření alfa. Další moduly lineární elektroniky umožňují vyvést a zpracovat signál z detektoru. Předzesilovače jsou dnes již pevnou součástí detektoru a spolu se zesilovačem formují a zesilují analogový signál detektoru tak, aby mohl být převeden na digitální impulz. Zesilování je ve skutečnosti pouze jedna z rolí spektroskopického zesilovače. Dalším úkolem je konverze výstupních signálů předzesilovače na formu potřebnou k dalšímu zpracování. „Schodový“ signál předzesilovače převádí na tzv. „dlouhoocasé“ diferenciální pulzy a upravuje na integrální „Gaussovsko-trojúhelníkové“ signály, oboje pomocí elektronických RC filtrů. Nejzákladnější nastavitelné parametry spektrometrických zesilovačů jsou: ziskový faktor (GAIN FACTOR), doba utváření (SHIPING TIME) a další.

4.3.9.   Analogově - digitální převodník generuje z analogového signálu digitální impulz, jehož amplituda je úměrná velikostí vstupního signálu a tudíž energii měřeného ionizujícího záření. Důležitými nastavitelnými charakteristikami tohoto převodníku jsou rozlišení (RESOLUTION), konversní zisk (CONVERSION GAIN), spodní a horní diskriminace (Low Level a Upper Level Discrimination) a „mrtvá doba“ (DEAD TIME), což je doba mezi dvěma impulzy, kdy nelze další signál přijmout. Rozlišení je vlastně velikost „rozdělení“ celého energetického spektra na určitý počet kanálů. Pro Ge detektor je potřeba 16384 kanálů, pro scintilačni nebo Si detektor postačuje 8192 až po 512 kanálů.

4.3.10. Mnohakanálový analyzátor je srdcem celého systému a má za úkol sbírat data z převodníků, ukládat je do patřičných kanálů, z toho vytvářet a dále zpracovávat spektrum energii ionizujícího záření. Obvykle mívá 16384 ale i 32768 kanálů a mohou být k němu připojeny 2 až 4 převodníky. Nejmodernější analyzátory jsou již vestavěny do osobních počítačů formou desek a převodníky se připojují na jejich porty. Celkové schéma zařízení je na obrázku č.22.

Obrázek č. 22 - Princip spektrometrického zařízení pro celotělový počítač

4.3.11. Tyto osobní počítače jsou schopny z naměřeného spektra určit hledané radionuklidy. Jsou programově vybaveny tak, že dovedou vypočítat aktivity radionuklidů deponované v těle nebo přímo v orgánu, jako např.  ve štítné žláze apod. Stanovení radionuklidů a jejich aktivit jsou nutnými podmínkou pro stanovení osobních dávek, ale nikoliv postačujícími, s ohledem na časovou závislost depozice a exkrece.

4.3.12.  Modely výpočtu osobních dávek jsou konstruovány pro standardní dýchací a zažívací trakt. Dávky se vypočítají z příjmu radionuklidů (označ. I ) jednoduchými konverzními faktory, které jsou tabelovány. Jsou uvedeny např. v příloze naší vyhlášky „o radiační ochraně“. Podle toho, zda se jedná o příjem radionuklidů inhalací, nebo ingescí, jsou konverzní faktory v tabulkách označeny jako , nebo . Jsou uvedeny v jednotkách Sv/Bq. Celková dávka v člověku se pak vypočítá podle vzorec v příloze Ad. 4.12.

Výpočet osobní dávky od zevního a vnitřního ozáření

                    (4.3.1.1)

4.3.13. Nejsložitější je však prostřední fáze výpočtu, tj. vyhodnocení příjmu z depozice nebo exkrece. Zde záleží na časovém intervalu mezi měřením a příjmem a na způsobu příjmu (jednorázový, nebo chronický). Při pravidelných měřicích termínech a neznámé době příjmu se má za to, že příjem se uskutečnil v polovině měřicího intervalu.

4.3.14. Závislost množství deponovaného radionuklidu v orgánu, tkáni nebo v těle (označ. „q“) na příjmu (označ. „I“) je exponenciální.

(4.3.2.1)

     Konstanta „k“ ve vzorci je numerická, převodní, konstanta „f“ znamená frakci příjmu radionuklidu, která prochází daným dýchacím nebo zažívacím traktem.

                                                    (4.3.3.1)

     Konstanta „“je efektivní poločas, s jakým se mění depozice a exkrece. Skládá se z poločasu fyzikálního „“rozpadu radionuklidu a z poločasu biologického „“, který je definován metabolickým a vylučovacím procesem. Pro daný nuklid může být i několik biologických poločasů pro depozice v různých orgánech a pro různou chemickou formu přijímané látky s radionuklidem. Poločasy i konstanty „f“ bývají tabelovány - i v příloze naší vyhlášky.

Kalibrace

4.3.15. Kalibrace zařízení pro měření vnitřní kontaminace je mnohem složitější než u osobních dozimetrů zevního ozáření. Je to tím, že je nutno kalibrovat všechny komponenty jak elektricky, tak dozimetricky. Zde se budeme zabývat pouze dozimetrickou kalibrací, jednak bodovými zdroji, aby byla stanovena měňcí linearita, stabilita, účinnost a podobně, a jednak objemovými zdroji podobných geometrií jako měřené objekty. Některé tyto zdroje jsou součástí tzv. „fantomů" a slouží pro kvantitativní kalibraci měřených radionuklidů.

4.3.16. Celotělový počítač s HPGe detektorem se kalibruje několika způsoby:

     - bodovým zdrojem  ve vzdálenosti 25 cm od přední stěny detektoru se stanovuje jedna z charakteristik tj. relativní účinnost vůči standardnímu scintilačnímu detektoru NaI(Tl) 3*3 palce. Další veličinou charakteristickou zejména pro detektor, je rozlišení (FWHM) při energii fotonů 1,3MeV, které se kalibruje také bodovým zdrojem  v kontaktu s detektorem.

     - sadou bodových zdrojů o energiích 22 keV až 1,8 MeV umístěných na povrchu detektoru pro stanovení energetické závislosti systému, zobrazené v grafu v příloze Ad. 4.16

Obrázek č. 23 - Energetická závislost detektoru HPGe

radionuklidem (nebo směsí radionuklidů) s větším rozsahem energií fotonů, např. . Tento radionuklid je ve formě roztoku umístěn ve fantomu člověka a slouží ke kvantitativní kalibraci geometrického faktoru při různých polohách měřené osoby (tj. v leže, v sedě, ve stoje).

4.3.17. Měřič jódu ve štítné žláze se kalibruje obdobně fantomem štítné žlázy s . Spektrometr gama s HPGe pro měření exkretů se kalibruje jednak také bodovými zdroji a jednak roztokem  v tzv. Marinelliho nádobě nebo v masťovkách. Ostatní zařízení se kalibrují zářiči ve stejné geometrii, jako se měří vzorky v neznámé aktivitě, např. roztoky v penicilinkách, plochými zářiči v miskách apod.

4.4. Počítačový systém osobní dozimetrie

     Jak bylo řečeno v úvodu těchto přednášek, jsou důležité toky informaci o osobních dávkách. Proto uvedeme návrh zdroje těchto informací a představu o jeho realizaci v JE Temelín.Zdrojem je v osobní dozimetrii systém monitorování zevního ozáření pracovníků a jejich vnitřní kontaminace. Výsledky se zpracovávají trojstupňově, a to zaprvé jako „hrubá data“ přímo z měřicích zařízení ve formě aktivit radionuklidů a odezev detektorů a v druhém stupni vlastním programem osobní dozimetrie do formy příjmů radionuklidů, dávkových úvazků, dávek z jednotlivých dozimetrů. Data z 1. a 2. stupně jednak podléhají v souhlasu s legislativou evidenci a archivaci v JE, jednak jsou zasílána do Celostátního registru profesionálních ozáření (CRPO) a přenášena do Informačního systému elektrárny (ISE). V tomto ISE se uvažuje vyhodnotit „zbytkové dávky do naplnění limitu“ (někde se uvádí jako dávkový kredit) a jiné potřebné informace pro provoz JE (vč. kolektivních dávek).Kromě výsledků z měřících přístrojů vstupují do tohoto trojstupňového systému informace především personálního rázu, včetně platnosti lékařských prohlídek, výsledků kontroly znalosti radiační ochrany a zpětných informací z provozu JE i z CRPO.Jak je zřejmé z následujícího schématu (obrázek č.24), vyprojektovaná zařízení obsahují:

Obrázek č.24

I. stupeň

     - celotělový počítač (CTP) pro screening vnitřní kontaminace (VK)

     - lůžko CTP pro scanning VK

     - scintilační spektrometr pro měření jodu ve štítné žláze

     - 2 trasy pro polovodičovou spektrometru gama nuklidů v exkretech

     - 2 trasy pro polovodičovou spektrometrii alfa nuklidů v exkretech

     - zařízení pro měření beta nuklidů v exkretech

     - kapalně scintilační spektrometr tritia

     - systém filmové dozimetrie

     - systém termoluminiscenční prstové dozimetrie

     - systém neutronové dozimetrie

II. stupeň

     V tomto stupni probíhá další zpracování dat, které vychází ze vstupních dat z prvního stupně a z obecně známých (i legislativně) modelů. Tyto modely se během let mění, proto byl použit systém autonomních tuzemských programů. HW osobní dozimetrie se na tomto stupni sestává z počítačové sítě se serverem a koncovými počítači. S tím souvisí uživatelský SW pro vyhodnocení veličin:

     - příjem radionuklidů

     - dávkové úvazky na jednotlivé orgány

     - dávky od zevního ozáření z jednotlivých osobních dozimetrů

     - efektivní dávky

     - ekvivalentní dávky na extremity (např. ruce) na tkáně (kůže) a orgány (oční čočka)

     - dávkový kredit pro informaci pracovníků

     - další evidenční a statistické informace

     Hodnoty uvedené v prvních čtyřech odrážkách jsou podkladem pro vyhodnocení ve III. stupni, dále pro evidenci a archivaci v osobní dozimetrii po dobu danou legislativou, spolu s vyvolanými filmy, změřenými spektry z CTP apod. Poslední dvě odrážky mohou být duplicitní s vyhodnocením ve III. stupni, slouží však ke vzájemné kontrole obou stupňů.

III. stupeň hodnocení radiační bezpečnosti

      Souvisí s činností celoelektrárenské sítě a jejích modulů. Pro potřeby provozu, správy zarizení JE i údržby se vyhodnocují

     - efektivní, ekvivalentní a kolektivní dávky, dávkové úvazky

     - dávkové kredity

     - další informace potřebné např. pro ALARA, pro evidenci a oběh radiačních pomůcek a elektronických dozimetrů a vůbec pro řízení radiační ochrany v JE

     Na druhou stranu zpětně osobní dozimetrie získává informace pro svá hodnocení, např. přechody pracovníků mezi jednotlivými útvary JE, nebo jen mezi činnostmi, nebo zda pracovníci plní legislativní podmínky pro vstup do kontrolovaného pásma (zdravotní a znalostní předpoklady).

5.STANDARDNÍ CLOVĚK

     V případě hodnocení zevního ozáření člověka stačí k standardizaci relativně jednoduchý fantom, pro případ vnitřního ozáření od radionuklidů v těle člověka však tomu tak není. Je nutno vytvořit standardního člověka, který je průmětem všech lidí, se standardně velikými a hmotnými orgány a tkáněmi. Pokusy o výpočty takového standardního člověka byly zahájeny již od roku 1949 a teprve v roce 1975 vydala Mezinárodní komise pro radiační ochranu (ICRP) svůj Report č. 23, kde takový standard definuje. Tento Report obsahuje tři kapitoly a jednu přílohu. Kapitola 1 popisuje závislosti anatomických hodnot na věku člověka (v prenatálním, dětském i dospělém) a na pohlaví. Popisuje:

     I. Tělo jako celek (váha, výška, plocha těla, obsahy vody, krve, tuku aj.)

     II. Kůži, vlasy a nehty

     III. Kosti

     IV. Lymfatický systém, krvetvorbu, slezinu apod.

     V. Kosterní svaly

     VI. Kardiovaskulární systém (srdce, krevní řečiště)

     VII. Zažívací ústrojí (např. ústa, žaludek, játra, žlučník, střeva)

     VIII. Dýchací ústrojí (např. nos, hrtan, průdušnici, průdušky, plíce)

     IX. Vylučovací a pohlavní ústrojí (např. ledviny, varlata, vaječníky)

     X. Štítnou a jiné žlázy

     XI. Centrální nervový systém (mozek, mícha)

     XII. Oči, sluchové ústrojí aj.

     V tabulce jsou uvedeny standardní hodnoty pro ty orgány a tkáně dospělého muže (některé jsou shodné i pro ženy, jiné jsou u žen o 10 až 20% nižší), které jsou potřebné pro stanovení vnitřního ozáření. V kapitole 2 jsou popsány standardní hodnoty některých i minimálních elementů těla jako vody, tuku, proteinů, ale i jednotlivých prvků periodické soustavy ve skladbě těla. Obsahy těchto prvků jsou uvedeny v další tabulce. V kapitole 3 jsou popsána fyziologická data pro standardního člověka - některá z nich viz poslední této kapitoly.

     V příloze Reportu jsou uvedeny „Specifické absorpční frakce“ (f - v následujícím vzorci) pro různé, z hlediska radiační ochrany důležité, orgány a tkáně a pro různé energie fotonů od 10 keV do 4 MeV.

Tabulka anatomických hodnot standardního člověka

I.      Tělo hmotnost (kg)

70

        Výška (m)

1,7

        Povrch (m²)

1,8

        Obsah vody (kg)

4,2

        Obsah krve (kg)

5,5

        Obsah tuku (kg)

13,5

II.    Kůže tloušťka (mm) z toho epidermis

1,3    0,07

        Hmotnost (kg)

2,6

        Vlasy hmotnost (g)

20

        Nehty hmotnost (g)

8

III.   Kostra hmotnost celkem (kg), z toho červená kostní dřeň

10   1,5

IV.   Slezina hmotnost (g)

180

        Lymfatické žlázy hmotnost celkem (kg)

1,5

V.    Kosterní svalstvo hmotnost (kg)

28

VI.   Srdce hmotnost bez krve (g)

330

        Tepny objem (dm³)

1

        Žíly objem (dm³)

3,2

VII.  Jazyk hmotnost (g)

70

         Žaludek hmotnost (g)

150

         Tenké střevo délka (m)

5

         Horní tlusté střevo délka (m)

0,75

         Dolní tlusté střevo délka (m)

0,85

         Játra hmotnost (kg)

1,8

         Slinivka hmotnost (kg)

100

VIII. Hrtan a průdušnice hmotnost (g)

28 a 10

          Průdušky průdušinky hmotnost (g)

30

          Plíce hmotnost s krví a bez krve (kg)

1 a 0,44

IX.    Ledviny hmotnost obou (g)

310

         Močoví měchýř kapacita (dm³) a hmotnost (g)

0,5 a 45

         Varlata (nebo vaječníky) hmotnost obou (g)

35 (nebo 11)

X.      Štítná žláza hmotnost (g)

20

XI.    Mozek hmotnost (kg)

1,4

         Mícha hmotnost (g) a délka (m)

30 a 0,45

XII.  Oči hmotnost obou (g)

15

         Oční čočka tloušťka (mm) a hmotnost (g)

4 a 0,4

Obsah prvků v těle standardního člověka

Prvek

Hmotnost (g)

Prvek

Hmotnost (µg)

Kyslík

43000

Olovo

120000

Uhlík

16000

Měď

120000

Vodík

7000

Hliník

72000

Dusík

1800

Kadmium

61000

Vápník

1000

Bor

<48000

Fosfor

780

Barium

22000

Síra

140

Cín

<17000

Draslík

140

Jod

13000

Sodík

100

Mangan

12000

Chlor

95

Nikl

10000

Hořčík

19

Zlato

<10000

Křemík

18

Molybden

<9300

Železo

4,2

Chrom

<1800

Fluor

2,6

Cesium

1500

Zinek

2,3

Kobalt

1500

Rubidium

0,32

Uran

90

Stroncium

0,32

Berylium

36

Brom

0,2

Radium

0,00003

Fyziologická data standardního člověka

I. Energetika     výdej energie (kcal/d)

3000

                          Metabolický výkon (cal/min-kg váhy)

17

II. Respirační standardy celková kapacita plic (dm³)

5,6

                                       příjem vzduchu (m³/d)

23

                                       inhalace kyslíku (g/d)

920

                                       exhalace  (g/d)

1000

III. Příjem potravy   voda (dm³/d)

3

                                 uhlík (g/d)

300

                                 vodík (g/d)

350

                                 dusík (g/d)

16

                                 kyslík (g/d)

2600

IV. Vylučování stolice hmotnost (g/d)

135

                          moč objem(dm³) a měrná hmotnost (kg/dm³)

1,4 a 1,02

                          kyslík stolice a moč (g/d)

100 a 1300

                          vodík stolice a moč (g/d)

13 a 100

                          uhlík stolice a moč (g/d)

7 a 5

                          dusík stolice a moč (g/d)

1,5 a 15

V. Bilance prvků v těle

Ag, Al, As, Ba, Be, B, Br, C, Ca, Cd, Cl, Co, Cs, Cu, F, Fe, Ge, H, Hg, I, K, Li, Mg, Mn, Mo, N, Na, Nb, Ni, O, P, Pb, Po, Ra, Rb, S, Sb, Se, Si, Sn, Sr, Te, Th, Ti, Tl, U, V, Zn, Zr

Frakce (f) energie fotonů € pro různé orgány a tkáně (jako terčů T) při ozáření z depozice radionuklidů (U) v orgánech a tkáních (jako zdrojů IZ S) – kde „D“ je dávka a „k“ je numerická konstanta.

              (5.1.1)

6. KONTAMINACE A ODPADY

6.1. Povrchová kontaminace

     Povrchová kontaminace je zachycení nebo uložení radioaktivních látek na površích materiálů. Vztahuje se k ní několik pojmů:

     a) Kontaminovatelnost je vlastnost povrchu vázat radionuklidy fyzikálními nebo chemickými mechanizmy (adheze, adsorpce, iontová výměna apod.). Snadno se kontaminují materiály porézní, smáčivé, nerovné, znečištěné. Už v počátcích rozvoje chemie radioaktivních látek (radiochemii) se zjistilo, že se tyto látky chovají jinak než látky chemicky identické, avšak neradioaktivní a přítomné v běžných koncentracích. Brzy se dokázalo, že tato příčina tkví ve velmi nízké koncentraci i množství radionuklidů. Radionuklidy mohou mít i v roztoku různou formu, tj. jako ionty, molekuly nebo koloidy. Pak se také různě vážou na povrchu materiálu. Kontaminovatelnost je definována jako poměr aktivity na povrchu materiálu ku kontaminujícímu množství. Je charakterizována pevností vazby mezi radionuklidem („kontaminantem“) a povrchem materiálu a dále kapacitou povrchu pro daný kontaminant. Podle druhu kontaminatu je takto definován koeficient kontaminace (kapalný kontaminant) nebo koeficient adheze (tuhý kontaminant)

     b) Opačným jevem je dekontaminovatelnost charakterizovaná mimo jiné i Tomkinsovým dekontaminačním indexem

                            (7.1.1)

kde:

      je počáteční aktivita kontaminovaného povrchu

      je aktivita po dekontaminaci

     Obdobně jako u kontaminace se u dekontaminace dělí metody jednak za sucha a jednak za mokra (dekontaminační roztoky v polárních nebo nepolárních rozpouštědlech). S ohledem na nízké koncentrace a množství radionuklidů a jejich, jak bylo uvedeno, „zvláštní chování“ je v radiochemii a zejména při dekontaminaci zavedeno používání tzv. nosičů. tj. použití většího množství neradioaktivního nuklidu stejného prvku (nosič izotopní), nebo prvku chemicky podobného (nosič neizotopní), v obou případech však stejné chemické formy jako radionuklid. Povrchová kontaminace se zjišťuje dvěma způsoby. Buď přímým měřením, což je rychlé a jednoduché, anebo otěrovými zkouškami s rozlišením, jak snadno lze aktivitu z povrchu odstranit. Po zjištění aktivity na jednotku plochy se tato hodnota porovná se „Směrnými hodnotami povrchové aktivit~pro radioaktivní kontaminaci“ pro různé třídy radionuklidů. Rozdělení radionuklidů do těchto tříd je uvedeno v tabulce 2, přílohy č. 2 k Vyhlášce SÚJB č. 307/2002 Sb.

     Směrné hodnoty povrchové aktivity pro radiaktivní kontaminaci (kBq/m²)

 

Třída radionuklidů

Posuzované místo znečištění

1

2

3

4

Povrchy podlah, stěn, stropů, nábytku, zařízení aj.v kontrolovaném pásmu pracovišť s otevřenými zářiči.Vnější povrchy ochranného a provozního zařízení, osobních ochranných prostředků

30

300

3000

30000

Povrch těla a vnitřní povrchy osobních ochranných      prostředků. Pracovní povrchy mimo kontrolované pásmo

3

30

300

3000

     Při kontaminaci vzniká radioaktivní odpad a tvoří ho především kontaminované předměty, které nebylo možno z hlediska technického nebo ekonomického dekontaminovat, a dále také dekontaminační prostředky.

6.2. Radioaktivní odpady z hlediska radiační ochrany

     Při práci se zdroji ionizujícího záření - především v jaderných elektrárnách - vznikají radioaktivní látky, případně, jak bylo řečeno, kontaminované materiály, které nelze dále využít, ani je nelze uvést do životního prostředí. Takovým látkám říkáme radioaktivní odpady. Z hlediska radiační ochrany je nutno na tyto odpady pohlížet jako na zářiče, a tak se k ním chovat při manipulaci s nimi, jejich uskladňování a likvidaci. Radioaktivní odpady dělíme podle jejich fyzikálního stavu na: plynné, kapalné a pevné a podle jejich aktivity na: vysoko, středně a nízko aktivní. V jaderných elektrárnách se vyskytují všechny druhy radioaktivních odpadů:

     a) Plynné odpady (plyny i aerosoly) jsou většinou zachycovány na speciálních adsorbentech a přeměňují se tak na odpady kapalné nebo pevné. Adsorpce i aktivita adsorbentů jsou dozimetricky monitorovány ve vzduchotechnických systémech elektrárny před a za adsorbentem, někdy i v laboratořích. Část radioaktivních plynů je vypouštěna do ovzduší prostřednictvím zpožďovacích linek, v nichž se radionuklidy rozpadnou tak, aby splňovaly přísné limity výpustí do životního prostředí.

     b) Kapalnými odpady jsou především, co do množství, měniče iontů (kterými se kontinuálně čistí chladivo) i jiné sorbenty, kaly a destilační zbytky a dále dekontaminační roztoky, odpady z aktivních prádelen spod. Koncepce jejich zneškodňování je jednoduchá. Kapalné odpady musí být zkoncentrovánu (zmenšení objemu), zpevněny a uloženu na úložiště. Zpevnění se u nás provádí bitumenací. Kapalné odpady se do bitumenu přidávají v takovém množství, aby při umístění do kovových sudů o obsahu 200 litrů nepřesáhly limity dávek na povrchu těchto sudů. Hodnoty dávek i případná povrchová kontaminace na povrchu jsou při zpracování odpadů kontinuálně monitorovány.

Ve světě se používají i jiné metody zpevňování, jako jsou:

     - cementace (ukládání do betonu),

     - kalcinace (zpevňování např. na prášek odstraněním vody a tabletování),

      - vitrifikace (ukládání do skla) aj.

     c) Pevné odpady jsou především kontaminované ochranné pomůcky, nářadí, laboratorní sklo anebo kovové, plastické, dřevěné a jiné předměty. Koncepce zneškodnění je ve snížení jejich objemů a uložení jako středně a nízko aktivních odpadů (obdobně jako zpevněné kapalné odpady). Pevné odpady se dělí na spalitelné a nespalitelné nebo na lisovatelné a nelisovatelné a podle toho se také zpracovávají (spalováním, lisováním, fragmentací apod.). Jejich aktivita a dávkový příkon se monitoruje během procesu zpracováni i před konečným uložením. Za odpady nejsou považovány ty pevné materiály, látky a předměty, obsahující radionuklidy nebo jimi kontaminované, které nepřekročují tzv. „uvolňovací úrovně“ a mohou se uvádět do životního prostředí bez předchozího souhlasu Státního úřadu pro jadernou bezpečnost. V následující tabulce jsou uvedeny Uvolňovací úrovně pro různé třídy radionuklidů (vyjmenované v tabulce 2 přílohy č. 2 k Vyhlášce SÚJB č. 307/2002Sb).

 

Třída radionuklidů

Posuzovaná radioaktivita

1

2

3

4

 

Uvolňovací úrovně hmotnostní aktivity (kBq/kg)

Materiály, pevné látky a předměty vynášené z pracovišť se zdroji ionizujícího záření nebo jinak uváděné do životního prostředí

0,3

3

30

300

 

Uvolňovací úrovně plošné aktivity (kBq /m²)

Povrchy materiálů a předmětů vynášených z pracovišť se zdroji ionizujícího záření nebo jinak uváděných do životního prostředí

3

30

300

3000

     d) Speciálním, a to vysoceaktivním odpadem je vyhořelé palivo. Klasifikace vysoceaktivních odpadů je dána spodní hranicí měrné aktivity řádově  Bq/m³. Zneškodňování vyhořelého paliva je u nás trojstupňové. Tento proces je zejména zpočátku charakterizován velkým vývinem tepla, a proto v prvním stupni je palivo vloženo do „bazénu vyhořelého paliva“ vedle jaderného reaktoru, kde se chladí a kde za dobu uložení (3 až 5 let) dojde ke snížení aktivity o několik řádů rozpadem radionuklidů s krátkým poločasem. Druhým stupněm je umístění vyhořelého paliva ve speciálních kontejnerech do „meziskladu vyhořelého paliva“ na dobu 10 až 15 let, než se uloží do trvalého úložiště, nebo se přepracuje (třetí stupeň).

7. OTÁZKY KE ZKOUŠKÁM

     1. Čím se zabývá dozimetrie

     2. Aktivní a pasivní ochrana před ionizujícím zářením

     3. Předpony veličin

     4. Tok částic

     5. Fluence částic

     6. Příkon fluence a hustota toku částic

     7. Účinný průřez

     8. Lineární a hmotnostní součinitel zeslabení

     9. Rozdíl mezi dávkou a kermou

     10. K čemu se využívá kermová konstanta gama

     11. Metoda bodových elementů při výpočtu stínění

     12. Vzrůstový faktor

     13. Definice polovrstvy

     14. Které nebodové zdroje jsou známy

     15. Které standardní tvary se modelují při výrobě objemových zdrojů ionizujícího záření

     16. Materiály používané pro konstrukci stínění záření gama

     17. Problémy spojené s návrhem stínění

     18. Které metody se používají při absolutním měření aktivit

     19. Které korekce se používají při absolutním počítání částic (počítače s vymezeným prostorovým úhlem)

     20. Které korekční faktory odpadají u měřičů aktivity s geometrií

     21. Co jsou to interní měřiče aktivity a čeho využívají

     22. Čeho využívá koincidenční metoda měření aktivity

     23. Jak se liší elektrostatická a iontometrická metoda měření aktivity

     24. Jak se stanovuje aktivita kalometrickou metodou

     25. Jaké chemické dozimetry se používají ke stanovení aktivity zdrojů

     26. Co říká Bragg - Grayův princip a jaké jsou jeho podmínky

     27. Jak se stanovuje, nebo omezuje vliv pozadí při měření

     28. Co je osobní dozimetrie a jakou má historii

     29. Co je zevní ozáření člověka

     30. Z čeho se skládá filmový dozimetr

     31. Jaký je princip interakce ionizujícího záření s dozimetrickým filmem a jak je tento zpracováván

     32. Co je optická hustota, čím se měří a čím kalibruje

     33. Jaké závislosti je nutno korigovat nebo eliminovat ve filmové dozimetrii

     34. Z čeho se sestává termoluminiscenční dozimetr

     35. Jaký je princip interakce a vznik termoluminiscence (model)

     36. Co je to „Glow křivka“ a co „fading“

     37. Princip radifotoluminiscenčního dozimetru

     38. Jaký se u nás používá neutronový dozimetr a z čeho sestává

     39. Jaký je princip interakce neutronů s neutronovým dozimetrem na bázi stopových detektorů v pevné fázi

     40. Jak se zviditelňuji a měří stopy od neutronů ve stopových detektorech v pevné fázi

     41. Jaké osobní dozimetry se u nás používají

     42. Co je to tkáňově ekvivalentní osobní dozimetr

     43. Co je to vnitřní kontaminace osob a čím je nebezpečná

     44. Jaký je systém monitorování vnitřní kontaminace osob v jaderné elektrárně

     45. Jaké detektory se používají ke stanovení vnitřní kontaminace osob

     46. Co je to lineární elektronika u spektrometrie gama záření

     47. Jak se převádějí analogové signály na aktivitu radionuklidů u spektrometrie gama záření

     48. Jak se vypočítá osobní dávka zevního a vnitřního ozáření

     49. Čím a jak se kalibruje celotělový počítač

     50. Co a v jakém stupni stanovuje a zpracovává osobní dávky počítačový systém v Jaderné elektrárně Temelín

     51. Co znamená tzv. „Dávkový kredit“ v JE Temelín

     52. Co je to standardní člověk v radiační ochraně

     53. Jakou má výšku a hmotnost standardní člověk v radiační ochraně

     54. Kterých 10 chemických prvků nejvíce obsahuje lidské tělo

     55. Co je to kontaminovatelnost

     56. Jak je definován dekontaminační index

     57. Jaké jsou „Směrné hodnoty povrchové aktivity pro radioaktivní kontaminaci“ a k čemu slouží

     58. Jak dělíme radioaktivní odpady z hlediska radiační ochrany

     59. Jak zneškodňujeme plynné a jak kapalné radioaktivní odpady

     60. Jak zneškodňujeme pevné odpady a co jsou to „Uvolňovací úrovně"



8. LITERATURA

     1. Singer, J., Heřmanská, J.: Principy radiační ochrany, skripta ZSF JCT, České Budějovice, 2004

     2. Singer, J., Konečný, J.: Informační toky dávek pracovníků JE Temelín, referát XX. radiohygienické dny, 1996

     3. Bučina, L: Veličiny a jednotky v dozimetrii, ILF Praha, 1982

     4. Musílek, L.: Ochrana před zářením, ČVUT Praha, 1989

     5. Singer, J., Trousil, J., Vacek, R.: Radioizotopy, 1977, č. 1, str. 103

     6. Singer, J., Trousil, J., Vacek, R., Kokta, L.: Některé problémy měření dávek neutronů různých energií, Radioizotopy, 1978, č. 1, str.133






© 2007   Štěpán Leština   e-mail