Güvenliğiğ. Doç. Dr. Yeşim ÖKTEM İstanbul Üniversitesi

(1)

THM PH için Radyasyon THM PH için Radyasyon Güvenliği ğ

Doç. Dr. Yeşim ÖKTEM

İstanbul Üniversitesi

(2)

İÇERİK

Ani Radyasyonun Oluşumu

¾ Protonların Madde ile Etkileşimi

¾ Nükleer Etkileşmeler

¾ Ani Radyasyon Alanının Karakteristikleri

¾ Ani Radyasyon Alanının Azaltılması

İndüklenmiş Radyoaktivite Üretimi

¾ Artık Radyasyon Alanlarının Tahmini

Çevresel Etkiler

¾ İkincil Radyasyon

¾ Radyoaktif Atıkların Emisyonu

(3)

Ani Radyasyonun Oluşumu y y ş

Hızlandırılmış olan yüklü parçacıkların

(protonlar vb.) madde ile etkileşimleri proton hızlandırıcıları ile ilgili birincil radyolojik g y j

tehlikeye sebep olur.

Bu etkileşimler, hızlandırıcı çalıştığı sürece

“ani” radyasyon üretimine ve hızlandırıcı

kapatıldıktan sonra indüklenen radyoaktivitenin p y

yayınlanmasına sebep olur.

(4)

Protonların madde ile etkileşimi

Protonların madde ile etkileşmeleri sonucunda;

enerjileri azalır

bu etkileşmelerden kaynaklanan ve serpinti şeklindeki ikincil parçacıkların neden olduğu ani radyasyon oluşur.

Proton enerjisindeki enerji kaybı öncelikle durdurucu ortamın

Proton enerjisindeki enerji kaybı öncelikle durdurucu ortamın iyonizasyonu nedeniyledir.

En düşük enerjili protonlar için spesifik iyonizasyon (Hareket

d üklü kl t f d ü til i i idd ti

eden yüklü parçacıklar tarafından üretilen iyonizasyon şiddeti

= malzemenin cm sinde oluşan iyon çifti sayısı) en büyük

değerini alır ve proton menzilinin sonunda karakteristik Bragg piki ile sonuçlanır

piki ile sonuçlanır.

Protonların enerji kaybı eğrisindeki bu özellik, etkin olarak 50 - 100 MeV enerji aralığındaki protonlar, çok derindeki kanserli hücrelerin üzerine gönderilerek tedavi amaçlı kullanılır

hücrelerin üzerine gönderilerek, tedavi amaçlı kullanılır.

(5)

Demir malzeme içinde protonlara ait yaklaşık

Demir malzeme içinde protonlara ait yaklaşık menzil ifadesi :

R = 1.1 x 10

^-3

E

^1.6

denklemi ile verilir. Burada R cm, E ise enerji cinsindendir.

Demirden farklı başka bir malzeme için, Bragg –

Kleeman yasası

ile protonların menzili:

R : Menzil : Yoğunluk ρ: Yoğunluk

(6)

Protonların enerjileri, hedef çekirdeklerin

C l b b i i i k k d ük k

Coulomb bariyerini aşacak kadar yüksek

olduğunda protonlar hedef çekirdekle, nükleer reaksiyona girebilirler. y g

Protonların enerjisi arttıkça, elektromanyetik

etkileşmelerden çok nükleer reaksiyonların

etkileşmelerden çok, nükleer reaksiyonların

gerçekleşme ihtimali ön plana çıkar.

(7)

Protonların enerjisi menzilin üst sınırına yaklaştığında, nükleer etkileşim olasılığı 1’e yaklaşır ki bu durdurucu ortamdan bağımsızdır

ortamdan bağımsızdır.

Bi i il t l k k d tki bi kild

Birincil protonların parçacık akışından etkin bir şekilde ayrıldığı, fakat aynı zamanda ikincil protonların nükleer

(8)

Nükleer Etkileşimler

Ani radyasyonun (ve indüklenen radyoaktivite)

ü ti i i l l i i dü ü ül ji

üretiminin anlaşılması için düşünülen enerji aralığında gerçekleşecek temel nükleer

reaksiyon mekanizması bilgisine gereksinim reaksiyon mekanizması bilgisine gereksinim duyulur.

Gelen proton, (nükleon)

direkt elastik saçılma yapabilir

direkt reaksiyon ile bileşik durum oluşabiliry ş ş ve iki durum söz konusudur:

(9)

İlk durumda, nükleonların enerjileri separasyon

enerjilerinden daha büyük ise nükleonlar fazla etkileşme yapmadan çekirdeği terk ederler.

Bu durumda kütledeki değişim ΔA = 0 dır, çünkü gelen parçacık ile çekirdeği terk eden parçacık aynı türdendir parçacık ile çekirdeği terk eden parçacık aynı türdendir ve reaksiyon inelastik saçılmadır veya yük değişimi

reaksiyonudur.

ΔA ≠ 0 olduğunda, transfer reaksiyonlardan ( stripping ya da pick-up ) ve knockout reaksiyonlarından bahsederiz.

Saçılan parçacıkların açısal dağılımı karakteristik olarak

Saçılan parçacıkların açısal dağılımı karakteristik olarak anizotropiktir ve ileri yönde pik yapar.

(10)

İkinci durumda her bir nükleon başka

l ğ d l ji i

çarpışmalar yapacağından uyarılma enerjisi azalır.

Ön denge durumu boyunca, nükleer durumun

Ön denge durumu boyunca, nükleer durumun karmaşıklığı artar ve daha sonra istatistiksel denge durumuna ulaşılır.

Nükleon üzerine gerekli enerji aktarılır ve

Nükleon üzerine gerekli enerji aktarılır ve çekirdekten nükleon atılır.

Benzer şekilde, kinetik enerji de parçacıklar ş , j p ç

üzerine etki eder ve parçacık, triton ve döteron

yayınlanmasına sebep olur.

(11)

Yüksek atomik kütleli çekirdekler proton

Yüksek atomik kütleli çekirdekler, proton

yada nötron alarak fisyon reaksiyonu yapar.

Ağır çekirdeklerin proton – induced

Ağır çekirdeklerin, proton induced fisyonunun sonucunda düşük enerjili

nötronların yayınlanması ile birlikte, fisyonun, nötronların yayınlanması ile birlikte, fisyonun, iyodun radyoaktif türleri gibi daha fazla

radyotoksik izotopların üretimine sebep y p p

olması başlıca radyolojik problemdir.

(12)

Ani Radyasyon Alanının Karakteristikleri

Protonların enerjisi arttıkça hızlandırılmış

Protonların enerjisi arttıkça, hızlandırılmış

protonların etkileştikleri noktanın yakınında bir yerde ani radyasyon alanı oluşur.

y y y ş

Bu alan, hem fotonları hem de yüklü ve yüksüz parçacıkları içermektedir.

Etkileşme noktalarının yakınındaki ani

radyasyonun ölçülmesi (hedefte ve mermi

yolunda absorblanan enerjinin hesaplanması) ve mevcut etkileşmeleri anlamayı mümkün kılan

i ül k dl b l kt d

simülasyon kodları bulunmaktadır.

(13)

Nötronların, diğer parçacıklar ile karşılaştırıldığında , ğ p ç ş ş ğ kat edebilecekleri mesafe fazla olduğundan;

hızlandırıcı dışındaki zırhlama kalınlığı nötronların sahip olabileceği enerji aralığına bağlı olarak

sahip olabileceği enerji aralığına bağlı olarak belirlenir.

Ayrıca nötronların sadece radyasyon alanında

Ayrıca, nötronların sadece radyasyon alanında bulunduğunu söylemek yanlış olur, çünkü zırh malzemenin çekirdeği tarafından yakalanarak

l d b l bili l

gama yayınlanmasına da sebep olabilirler.

Bu nedenle nötronlar, yeterli kalınlıkta zırhlamaya sahip proton hızlandırıcılarının dışındaki ani

sahip proton hızlandırıcılarının dışındaki ani

radyasyon alanını her zaman arttırırlar.

(14)

Ani Radyasyon Alanının Azaltılması

Nötronların zırh malzemenin içinde aldıkları yolun azaltılma uzunluğu (attenuation lenght), zırh

tarafından sağlanan doz eşdeğerinin azaltılmasını tarafından sağlanan doz eşdeğerinin azaltılmasını belirler.

Nötronlar için zırhlama iki kriteri sağlamalıdır :

Kaynak ile alan noktası arasında yeterli kütle (yüksek atomik kütleli yoğun bir materyal) konulması

Nötronların azaltılması (hidrojen ile elastik saçılma

Nötronların azaltılması (hidrojen ile elastik saçılma yaptırarak)

Bu iki kriter ve bu kriterlere ek olarak aynı anda

kullanılan en az bütçeli ve en kolay zırhlama yöntemi kullanılan en az bütçeli ve en kolay zırhlama yöntemi betondur çünkü yüksek hidrojen içeriğine sahiptir.

Eğer daha yüksek yoğunluk istenirse, kaynak

kt i d lik h k ll l

noktası civarında çelik zırh kullanılır.

(15)

Fakat demir üzerine gelen nötronlar için toplam tesir kesiti 0 2 – 0 3

Fakat demir üzerine gelen nötronlar için toplam tesir kesiti 0.2 0.3 MeV arasında kaldığı için çelik bu enerjide nötron geçirgendir.

(16)

Şekilde, beton malzemede tek enerjili nötronlara ait azaltılma uzunluğu (ρλ) , nötron enerjisine bağlı olarak görülmektedir.

20 MeV nin altında, (ρλ) 200 kg.m^-2 değerine sahiptir.

Bu enerji değerinin üzerindeki değerlerde azalma mesafesinde artış söz konusudur ve bu durumun sebebi direkt elastik saçılma yoluyla nötronların hedef

çekirdeklerle etkileşmesidir

Burada, yüksek enerji limiti 1170 kgm^-2 olup beton malzemenin yoğunluğu

ρ = 2400 kgmBir kaç MeV lik proton enerjilerinin üzerinde, 100 MeV den fazla enerjiye sahip ^-3 tür.

nötronlar, sahip oldukları büyük azaltma uzunluğundan dolayı zırh boyunca bir

öt l lj t lğ g

çekirdeklerle etkileşmesidir.nötron alanı oluştururlar.

(17)

Nötronların zırh malzemesi ile inelastik

etkileşimleri sonucu, zırhın her mesafesinde daha düşük enerjili nötronlar ve yüklü parçacıklar

yeniden üretilir yeniden üretilir.

Yani, alanın herhangi bir noktasında en yüksek enerjili nötronlar, kaynaktan çıktıktan sonra hiçbir şekilde etkileşmeye girmeyen veya elastik saçılma şekilde etkileşmeye girmeyen veya elastik saçılma yaparak enerjisinde çok az kayıp ve bununla

beraber açısında az değişime uğrayan nötronlardır.

nötronlardır.

Gelen protonların ( bu proton hızlandırıcısının enerjisi birkaç 100 MeV in üzerindedir) hedef

malzeme ile ilk çarpışması sonucu oluşan yüksek malzeme ile ilk çarpışması sonucu oluşan yüksek enerjili nötronların ( E_n > 100 MeV ) yüzdesi, zırhın dışında oluşacak ani radyasyon alanının

(18)

Şekil, hedeflerle etkileşen protonlar sonucu elde edilen ve enerjisi 100 MeV’ in üzerinde olan

nötronların oranını proton enerjisine bağlı olarak p j ğ göstermektedir.

Nokta ile gösterilen değerler FLUKA99 ile hesaplanmıştır

hesaplanmıştır.

(19)

Zırh Dışındaki Doz Hızı

Işın demeti ile zırh dışında 90

⁰

doğrultudaki bir noktada doz hızı;

eşitliği ile bulunur. ş ğ

H

_π/2

: Kaynak değeri

r: kaynak ile istenilen nokta arasında uzaklık y

d: zırh kalınlığı

(20)

Şekilde, TRIUMF da yapılmış zırhlamanın dikey bir bölümü görülmektedir.

g

0.49 GeV lik bir proton demeti 1.2 m uzunluğunda grafite geldiğinde durur.

Taralı alanlar beton zırhlaması olan bölgeleri ve içi dolu noktalar ise BF₃ sayacı ile yavaşlatılmış ölçümlerin yerini göstermektedir.

ise BF₃ sayacı ile yavaşlatılmış ölçümlerin yerini göstermektedir.

İçi boş daireler ise ¹²C(n,2n)¹¹C değerlerinin yerini belirtmektedir.

(21)

Zırh malzemeleri için zayıflatma

faktörleri

(22)

Zırh Kalınlıklarının Radyasyon Enerjisi İ

ile İlişkisi

Proton enerjisine bağlı olarak ışın demetinden 4 m kl kt ki bi kt d f kl b t k l l kl i i uzaklıktaki bir noktada farklı beton kalınlıkları için doz hızı değerleri

(23)

HızlandırıcıAlanlarının Radyasyon

Dozuna Göre Sınıflandırılması

(24)

İndüklenmiş Radyoaktivite Üretimi

Düşük geliş enerjilerindeki tekli ve çoklu nükleon

transferi gibi direkt reaksiyonlarla radyonüklit oluşumu dikkate alınacak temel kavramdır

dikkate alınacak temel kavramdır.

Bu reaksiyonların büyük çoğunluğu E_th eşik enerjisine sahip olan endotermik reaksiyonlardır.

Bu eşik enerjisinin altında enerji korunumu gereğince

Bu eşik enerjisinin altında, enerji korunumu gereğince reaksiyon gerçekleşmez.

E_th enerjisi , merminin kütlesi (m_p), hedef çekirdeğin kütlesi (M) ve reaksiyonda açığa çıkan Q enerjisiyle kütlesi (M) ve reaksiyonda açığa çıkan Q enerjisiyle ilişkilidir.

Q değeri , giriş ve çıkış kanallarındaki uyarılma enerjisinin yokluğunda , reaksiyona giren ve çıkan parçacıklar arasındaki ayırma enerjisi farkıdır

parçacıklar arasındaki ayırma enerjisi farkıdır.

(25)

Endotermik reaksiyonlarda reaksiyon

Endotermik reaksiyonlarda reaksiyon pozitif eşik enerjisine sahip ise ,

reaksiyonun Q değeri negatif değer alır. y Q ğ g ğ

Bir çok reaksiyonda eşik enerjisinin

üstündeki değerlerde rezonans görülür.

Bu durum radyoizotopların üretimini

arttırmakta bir avantaj olarak kullanılabilir.

(26)

Düşük proton enerjilerindeki indüklenmiş radyoaktivite dağılımı protonların kısa erimleri nedeni ile lokalize ğ p olabilir.

Bu durum dozimetride problemlere neden olabilir çünkü tek bir dozimetre alınan gerçek dozu göstermeyebilir.g ç g y

Bununla birlikte çoklu dozimetre kullanımı dikkatli kayıt ve açıklamayı gerektirir.

Düşük enerjili protonlar tarafından oluşturulan rölatifDüşük enerjili protonlar tarafından oluşturulan rölatif

olarak ince kaynaklar için beta dozu (30 MeV de proton menzili bakırda 2 mm den azdır) daha derindeki

indüklenmiş radyoaktiviteli yüksek enerjilere nazaran

d k l l i ü i d t k

radyasyona maruz kalmış nesnelerin yüzeyinde artık radyasyon alanı oluşmasına önemli ölçüde katkıda bulunur.

B t d d ili kl l k d d b t

Beta dozu denilince akla gelecek doz, sadece beta parçacıkları ile oluşan doz değil, aynı zamanda

pozitronlar nedeni ile oluşan dozdur.

(27)

Materyalin kalınlığı yaklaşık 3 g cm

^-2

olduğunda

Materyalin kalınlığı yaklaşık 3 g.cm

^-2

olduğunda beta ve gama dozlarının beklenen değerleri

neredeyse eşittir.*

B d ğ b k i i 3 k l k li

Bu değer bakır için 3 mm ye karşılık gelir.

Düşük yoğunluklu ya da düşük proton

bombardıman enerjili malzemeler için beta dozları kolaylıkla gama dozlarının seviyesini aşabilir.

Böyle malzemelerle çalışırken gözlerin y ç ş g

korunmasına önem verilmeli yada güvenlik için kurşunlanmış camın arkasından çalışmalar

yapılmalıdır.

y p

(28)

Artık Radyasyon Alanlarının Tahmini

Prensip olarak, tesir kesiti ve parçacık akısı bilgileri ile rezüdial radyasyon alanı ile ve indüklenmiş radyoaktivite

il il ili h l l k ü kü ik tikt i

ile ilgili hesaplamalar yapmak mümkün iken, pratikte ise çalışmaları doğrulamak için gerekli detayları taşıyan

demet kaybolur ya da öngörülemez.

Farklı parçacık kayıplarında ya da rezidüal radyasyon

Farklı parçacık kayıplarında ya da rezidüal radyasyon alanlarını öngörmede elverişli teknik, hassas gama detektörlerini kullanmaktır.

Her parçacığın asıl aktivitesini hesaplamak, geometrinin p ç ğ p g çok karmaşık olması nedeniyle zor olmasına rağmen, radyasyonun tek bir noktadan geldiği farz edilebilir.

Aktivite A_i, doz ölçümünde kullanılan gama faktörüne (Г_i) dönüştürülebilir

dönüştürülebilir.

Bu bize noktasal kaynaktan uzaklığı sabitlenmiş, aktivite başına dozu verir.

(29)

Toplam doz bir konumdaki toplam gama dozuna karşılık gelir.

Fakat belirlenen A_i aktivitelerinin fotopiklerin sayımlarıyla

belirlenmesi nedeniyle bu toplam saçılan bütün radyasyonları belirlenmesi nedeniyle, bu toplam saçılan bütün radyasyonları yok sayar.

Gama alanının iyon odasındaki eş zamanlı ölçümleri h_i= г_iA_i bileşenlerini normalize etmek için kullanılır

bileşenlerini normalize etmek için kullanılır.

Parçacık demeti yoğunluğunun zamanla değişimi, doyum değeri olan h_sat,i nin hesaplanmasına olanak sağlar.

h bir birimde kaybedilen ışındır

h_sat,i bir birimde kaybedilen ışındır.

Daha sonraki herhangi bir t zamanı için bir doz seviyesi şu toplam ile elde edilir;

b: Δt sürede kaybedilen ışın

(30)

Çevresel Etkiler

İkincil Radyasyon

Proton hızlandırıcılarında radyoaktif atıklardan radyasyon y y y yayınlanma ihtimali bizi çevresel etkilerinden dolayı

ilgilendirir.

Böyle bir durum dışarıda radyolojik etkilere neden olabilir.

Ani radyasyonun dış bileşeni “skyshine” olarak adlandırılır.

Çünkü çoğu durumda gerekli zırhlamanın hızlandırıcıda

l li ğl ğ d t dü l d

çalışan personelin sağlığı açısından yatay düzlemde yapılması gerekir.

Ancak dikey düzlemde zırhlama da bazen yapılabilir, bu y y durumda çoğu radyasyon (genelde nötron), hızlandırıcının tavan zırhlaması tarafından yayınlanır ve bu dış etkiye

neden olur.

(31)

Radyoaktif atıkların emisyonu

Yüksek güçte çalışan düşük enerjili proton

hızlandırıcılarının boyutları ve kentsel bölgelerde inşa edilebilmesi nedeniyle hızlandırıcının dışında atmosfere edilebilmesi nedeniyle, hızlandırıcının dışında atmosfere yayılan radyoaktivitenin etkisi baskın olabilir.

Bu durum özellikle eğer bombardıman edilen hedef

materyal yüksek atom numarası içeriyorsa doğrudur ve materyal yüksek atom numarası içeriyorsa doğrudur ve bu durumda egzotik radyoaktif türler (iyot yada alfa

yayınlayıcı radyoaktif izotoplar gibi) üretilebilir.

Öte yandan radyoaktivitenin tehlike sınırlarının altına inmesiÖte yandan radyoaktivitenin tehlike sınırlarının altına inmesi beklenerek yüzey ya da taban suyuna geçen radyasyon

azaltılabilir.

Aynı durum vakum sistemi tarafından dışarı atılan havadaki d kti it i i d lidi ki b d h k

radyoaktivite için de geçerlidir ki bu da havaya karışan radyoaktivitenin en büyük kaynağıdır.

(32)

Radyasyon Güvenlik Sistemi (RSS)

Gü S ( SS)

Hızlandırıcıya ait Radyasyon Güvenlik Sistemi (RSS) nin birincil amacı, ani radyasyon tehlikesinden insanları

korumaktır.

RSS llikl bi bi i i t l iki lt i t l

RSS genellikle birbirini tamamlayan iki alt sisteme ayrılır:

Erişim Kontrol Sistemi (ACS)

Radyasyon Kontrol Sistemi (RCS)y y ( )

ACS insanları tehlikeli ve sıklıkla öldürücü ani

radyasyonun bulunduğu yer olan zırhlanmış bölgenin içerisinde olmaktan koruyan sistemdir.

RCS ise demet ve radyasyon şartlarının her ikisini de sınırlandıran ve/veya içeren, normal ya da normal

olmayan işletim şartları altında, zırhlamanın dışında

t i l i d t hlik l i d i l

potansiyel ani radyasyon tehlikelerinden insanları koruyan sistemdir.

RADIATION SAFETY SYSTEMS FOR ACCELERATOR FACILITIES

J. C. Liu, et al., Radiation Protection Dosimetry,Vol. 96, No 4, pp. 429–439 (2001) Nuclear Technology Publishing

(33)

Sonuç olarak;

Düşük ve orta enerjili proton hızlandırıcılarındaki Düşük ve orta enerjili proton hızlandırıcılarındaki radyasyon güvenliği sorunları, bütün parçacık hızlandırıcıları için benzerdir.