KAROLINSKA INSTITUTET Radiofysiska institutionen

ni 19S1 - 04 Datum

81-02-05

Författare ROLF FALK

RADIOFYSISKA INSTITUTIONEN

DokumentetB t i t e l

MÄTNING AV URAN IN VIVO VID URANARBETE SLUTRAPPORT, PROJEKT SSI P 127-79

Sammanfattning

Målsättningen för studien har v a r i t a t t ge underlag för anvisningar om behovet av mätningar in vivo vid uranarbete och anvisning av lämplig metodik för d e t t a . I målsättningen har också ingått uppskattning av stråldoser t i l l personal vid ASEA-ATOMs bränslefabrik från inhalerat o l ö s l i g t uran. Efter l i t t e r a t u r s t u d i e r av i n t e r n a t i o n e l l t använda mät- tekniker m m har detektorutrustning inköpts, i n s t a l l e r a t s och k a l i b r e - r a t s . Mät- och utvärderingsteknik redovisas ingående. Mätningar av 71 anställda vid ASEA-ATOM v i s a r i jämförelse med en referensgrupp en skillnad som tyder på a t t den mätta personalgruppen har uran i lungorna Cm medelinnehållet i gruppen antas vara representativt som årsmedelvärde för gruppen uppskattas den å r l i g a effektiva dosekvivalenten från i

lungorna deponerat uran t i l l ca 1.3 mSv. Ingen av de mätta personerna uppvisar uraninnehåll över 10 Bq uran-235.

Nyckelord

Mätning in vivo Uran

Lunga Människa

in vivo measurements uranium

lungburden human

Antal sidor

Rolf Falk

Radiofysiska institutionen Box 60204

S-104 01 Stockholm

Sammanfattning

Målsättningen för studien har varit att ge underlag för an- visningar om behovet av mätningar in vivo vid uranarbete

och anvisning av lämplig metodik för detta. I målsättningen har också ingått uppskattning av stråldoser till personal vid ASEA-ATOMs bränslefabrik från inhalerat olösligt uran.

Efter litteraturstudier av internationellt använda mättekniker mm har del >ktorutrustning inköpts, installerats och kalibre- rats. KW och utvärderingsteknik redovisas ingående. Mät- ningar "I anställda vid ASEA-ATOM visar i jämförelse med en refe : ?fgrupp en skillnad som tyder på att den mätta person..i ?j jppen har uran i lungorna. Cm medelinnehållet i gruppen ritas vara representativt som årsmedelvärde för

gruppen uppskattas den årliga effektiva dosekvivalenten från i lungo - i deponerat uran till ca 1.3 mSv. Ingen av de under- sökta personerna uppvisar uraninnehåll över 10 Bq uran-2 35.

INNEHALLSFÖRTECKNING Sid I BAKGRUND

1.1 Förutsättningarna för studien 1.2 Uranets fysikaliska egenskaper 1.3 Uranets biologiska egenskaper 1.4 Stråldosbaräkning

3 3 5 7 8

II 11.1 11.2 11.3 11.4 11.5 11.6 11.6 11.6.2 11.6.3 11.7 11.8 II. 9

1

MÄTTEKNIK 10 Detektorval 10 Detektorbeskrivning 13 Detektoruppställning 14 Apparatbakgrund och stabilitet 15 Kalibrering och känslighetskontroll 16 Analys av personspektra 20 Cs-K metoden 21 Comptonmetoden 22 Normalmetoden 2 3

III MÄTRESULTAT

III.1 Jämförelse mellan olika detektorer

29 33

IV SAMMANFATTNING IV.1 Mätteknik

IV.2 Stråldosuppskattning

34 34 36

REFERENSER

37

FIGURER

I. ^BAKGRUND

1.1 Förutsättningarna för studien

Tillverkning av bränsle för kärnkraftverk innebär arbete med uran. Under arbetsprocesser där uran förekommer bildas damm- partiklar av uran som sprids i luften. Vid arbete i en

bränslefabrik föreligger det därför en risk att personalen erhåller stråldoser till lungorna av betydelse ur strål- skydds synpunkt .

Stråldosens storlek till människan beror på många faktorer;

mängden inhalerat uranstoft, storleken på stof tpartiklama, partiklarnas kemiska sammansättning mm. Den interna strål- dosen från i kroppsvätskorna lösligt uran kan i viss ut- sträckning uppskattas från mätningar av uran i urinen, medan lungdosen från olösligt inhalerat uran endast kan uppskattas genom mätning av lunginnehållet in vivo.

Under 1977 och 1978 utfördes ett 100-tal lungmätningar av uran in vivo av Studsviks Energiteknik AB och ett mindre antal

mätningar vid SSI:s helkroppslaboratorium. De detektorer som använts vid båda ställena är konventionella Nal(Tl) kristaller avsedda för mätning av y~3trålare med relativt hög energi.

Detektionsgränsen vid Studsvik anges till 7.4 Bq(0.2 nCi) uran-235 och är densamma vid SSI. Ett lunginnehåll av 30 Bq

(0.8 nCi) uran 235 motsvarar vid medelanrikningsgraden 2.5% en effektiv dosekvivalent av ca 50 mSv per år om lunginnehållet är konstant under året. En tredjedel av under året 1978 vid Studsvik mätta personer från ASEA-ATOM hade detekterbara mängder uran i lungorna, dvs mer än 7 Bq uran-235. Absolut- värdet av lunginnehållet kan vara behäftade med stora fel.

Mätningar på SSI och i Studsvik under samma dag har uppvisat skillnader på upp till 3 gånger för samma person. Vid SSI uppmättes lägre lunginnehåll än vid Studsvik. •

Resultaten av dessa mätningar innebär att man inte kan ute- sluta en årlig effektiv dosekvivalent av 10-20 mSv som

genomsnitt bland de mätta personerna under 1977 och 1978.

Målsättningen för föreliggande undersökning har varit att ge underlag för anvisningar till ASEA-ATOM om behovet av mät- ningar in vivo av inhalerat olösligt uran samt anvisning av lämplig metod för detta. I målsättningen har också ingått en uppskattning av personalens stråldoser från inhalerat olösligt uran.

För att uppfylla denna målsättning har en studie utförts av internationellt använda mättekniker, detektorer, kalibrerings- förfarande mm. Detektorer har inköpts, installerats och

kalibrerats. Mätningar av uran i lungorna hos 71 arbetare vid ASEA-ATOM:s bränslefabrik har utförts liksom i en

referensgrupp bestående av 32 personer.

1.2 Fysikaliska egenskaper hos uran 1 gram naturlig uran innehåller:

Nuklid

uran-234 uran-235 uran-238

Vikts-%

0.0056 0.72 98.23

Specifik aktivitet

229 10

79.3 10

12.3 10

Aktivitet per gram

12.8 571

12.1

blandning Bq

10

10

r

4 4 4

i

renergi MeV

_ a .6 .3

I

Det uran som används som bränsle för kärnkraftverk är anrikat med avseende på uran-235. Vid ASEA-ATOMS bränslefabrik är uranets medelanrikningsgrad sådan att uran-235 utgör ca 2.5%

av uranets vikt. Vid anrikningsprocesser kommer emelleitid också uran-2 34 att anrikas i ungefär samma grad så art Klass-

förhållandet mellan dessa två isotoper inte kommer att förändras nämnvärt. Detta gäller för anrikning av uran-235 upp till ca 10%. (Ref Be-66, SC-75).

Vid anrikningsgraden 2.5% innehåller 1 gram uran;

Nuklid

uran-234 uran-235 uran-238

Vikts-%

0.019 2.5 97.48

Specifik aktivitet

B q

229 10

79.3 10

12.3 10

Aktivitet per gram blandning

Bq 43.5 1G

1 .98 10

12.0 10

a-energi MeV

4.9 4.6 4.6

Vid utvinning av uran från malm separeras uranet från andra tyngre element. Torium-234, protaktinium-234 (m) och torium-231 kommer på grund av sin korta halveringstid att vara i radio- aktiv jämvikt med uranet och finnas i det uran som bearbetas.

Radionukliderna efter uran-234 och torium-231 i sönderfalls-

schemat byggs upp mycket långsamt och kommer därför inte att

finnas med i sådana mängder att det har betydelse ur mät-

eller strålskyddssynpunkt.

jämförelsevis liten och kan försummas.

Mätning av uran in vivo möjliggörs genom y-strålningen från uranets sönderfall. I nedanstående tabell listas de mest förekommande yenergii ~t\a (ref Er-79) :

Nuklid

uran-234

uran-2 35

torium-2 31

uran-2 38 torium-2 34

Y-energi, keV (% y/sönderfall)

53 (0.2)

90-93 (4), 143 (10.5), 163 (4.7), 186 (54), 202-205 (5.7)

27 (18.7)

63 (3.9) , 92 (5.6)

För naturligt uran kommer stråldosen till ungefär hälften från vardera av uran-234 och uran-238. Vid en anrikning till 2.5% uran 235 kommer aktiviteten hos uran-234 att dominera så att ca 75% av stråldosen erhålls från denna isotop.

I fig 1 visas Y ~^sP^ek^{t r u m} från uran innehållande 2.5% uran-2 35 upptaget med Nal (TI)-detektor, y-linjerna från uran-235

(186 keV) och från uran-238 (63 keV och 92 keV) är de linjer som vanligen används vid in vivo mätningar.

(Ref Sc-75. Co-60. He~79).

Förutom uranets biologiska strålvarkan kan kroppen påverkas av dess kemiska giftighet. Metaboliska data för uran och dess toxicitet finns redovisad i litteraturen.

(Ref ICRP 30, Be-66, ERDA-93).

Naturligt uran

Vid inhalation av lösliga föreningar som UF, dominerar o

riskerna från kemisk skada av njurarna. Toxiciteten vid kronisk inhalation av lösliga uranföreningar kan jämföras med giftigheten hos bly. En del av inandat lösligt uran

anlagras i skelettet och kvarstannar relativt länge.

(Ref 1CRF 39, Ho-78). Skelettet är den del av kroppen som erhåller största stråldosen från lösliga uranföreningar.

Vid inhalation av svårlösIiga föreningar av uran är strål- dosen till lungorna gränssättande.

Anrikat gran

För lösliga föreningar av uran dominerar den kemiska

giftigheten för låga anrikningsgrader. Vid högre anriknings- grader kommer stråldosen till skelettet att vara gräns-

sättande. Detta sker vid ca 12% anrikningsgrad (ref Be-66).

Resultat från senare studier av uranets metabolism i ben kan dock ha förändrat detta värde. (Ref ICRP-30).

Vid inhalation av svårlösliga uranföreningar är stråldosen till lungorna gränssättande.

I.4 Stråldosberäkning

Stråldosen från radioaktiva ämnen i människan beror på mängden radioaktivt material, dess fysikaliska och kemiska egenskaper, ämnets metabolism samt morfologiska parametrar som organens storlek och form. Känner man intagen mängd av ämnet och dess kemiska sammansättning kan man uppskatta stråldosen med hjälp av uppgifter som finns angivna i ICRP 30.

Då en in vivo mätning av uran i lungorna varken ger upplysning jm intagets storlek eller dess deponeringsmonster i lungorna samt att i lungorna deponerat olösligt uran har en lång biologisk halveringstid utföres dosberäkning av medeldosen till lungorna med följande antaganden.

a) Uppmätt uraninnehåll antages vara konstant under ett år b) Uranets Isotopsammansättning antages motsvara medel-

anrikningsgraden 2.5%.

Stråldosen till lungorna från a-strålning under ett år per gram deponerat uran har beräknats enligt följande:

A. = aktivitet per gram uranblandning (Bq) a. = a-energi per sönderfall (MeV)

i = uran-234

uran-2 35 och uran-238 L = hela lungans vikt 1.0 kg

a-partiklarnas medelenergi per sönderfall a a =

Z(A

x Z A,

= 4.72 MeV = 0,755 10"

J Stråldosen till lungorna per år blir

n = sönderfall/år x deponerad energi

lungans vikt = 1 . 3 7 Gy/år per gram uran Med kvalitetsfaktorn Q= 20 för crpartiklar (ref ICRP 26) fås dosekvivalenten till lungorna

H = D*Q = 27.4 Sv/år

och den effektiva dosekvivalenten (ekvivalent helkroppsdos) fås med viktningafaktorn w. = 0.12 för lunga (ref ICRP 26) till

H = w,«H = 3.2 9 Sv/år per gram uran.

mängd av uran med medelanrikningsgrad 2.5% innehåller

Nuklid

uran-234 uran-235 uran-238

Vikt

2.89 380 14.8

ug

mg

Aktivitet Bq

661 30 182

n C i 2 4 . 0 . 4 .

5 81 91

II ^MÄTTEKNIK II.1 Detektorval

Två metoder kan användas för att bestämma uraninnehållet från in vivomätningar. Den ena metoden uppskattar uran-235 innehållet medan den andra ger uran-238 innehållet. Uran-238 aktiviteten uppskattas från mätningar av Y~strålning från torium-234, där y-energin är ca 90 keV. Uran-235 utsänder vid sitt sönderfall bl a ystrålning med energin 186 keV men ock- så röntgenstrålning med en energi av ca 90 keV från torium-2 31.

Göres uppskattningen av uraninnehållet från torium-234 (uran- 238) måste man anta att metabolismen för torium-234 inte signifikant avviker från uranets metabolism under en tidsrymd motsvarande några halveringstider hos torium-234, d v s någon månad.

Oavsett vilken av metoderna man väljer för uppskattning av uraninnehållet är y e n e r g i n relativt låg. Detta innebär att totalabsorptionstopparna kommer att hamna i ett energiområde där spridd strålning från högre energier till viss del kommer att maskera de y~linjer man vill mäta. Den spridda strålningen härrör dels från spridning i mätobjektet men också från sprid- ning i detektormaterialet.

I litteraturen beskrivna utrustningar för mätning av uran in vivo visar att följande slags detektorer har använts.

Nal(Tl) detektorer avsedda för högre yenergier.

Man har i dessa fall använt den mätutrustning som funnits tillgänglig (ref. Co-60, Ri-76). Minsta detekterbara mängd®

av uran-235 är vanligen angiven till ca 10 Bq. Utrustningen som används av Studsviks Energiteknik AB är av detta slag liksom SSI:s mätutrustning.

Nal(Tl) detektorer med optimerad tjocklek för mätning av y- energier upp till ca 200 keV.

Genom att minska detektorns tjocklek till ca 12 mm kan man med bibehållen hög känslighet för låg Y-energier minska käns-

Minsta detekterbara mängd har här definierats som 3 standard- avvikelser över bakgrunden, räknestatistiskt fel.

ligheten för y-strålare med högre energier som cesium-137 och kalium-40. Minsta detekterbara mängd⁸ uran-2 35 med sådai utrustning har angivits till ca 3 Bq (ref. Sh-75).

o Med hjälp av pulsformsdiskriminering kan man i s k Phoswich- detektorer praktiskt taget helt eliminera effekter från spridd strålning i detektormaterialet. Denna typ av detektorer är f n de mest använda för in vivo mätningar av lågenergistrålare som plutonium, americium och bly-210. Minsta detekterbara

mängd* uran har angivits till ca 3 Bq (ref. He-79).

o Bland nya typer av detektormaterial ger halvledardetektorerna de mest intressanta möjligheterna. Svårigheterna att göra dessa detektorer tillräckligt stora gör det nödvändigt att använda många detektorer parallellt för att erhålla en känslighet jämförbar med Phoswich-detektorerna. Genom den goda energiupplösning som halvledardetektorerna har jämfört med Nal(Tl) detektorer finns förutsättningarna för detektor-

system med betydligt högre känslighet. Framtida utveckling av halvledardetektorer kan komma att ge sådana detektions- system till acceptabla priser. Några få jämförelser mellan Intrinsic germanium detektorer och Nal(Tl) detektorer är redovisade i litteraturen (ref. Ki-78).

Andra halvledarmaterial som kan visa sig vara lämpliga för lungmätningar in vivo är cadmium-tellurid, gallium-arsenid och kvicksilver-jodid.

Valet av detektorer till denna undersökning har blivit

Phoswich-detektorer, vilka erbjuder möjlighet till hög käns- lighet till rimligt pris.

Tjockleken hos detektorerna har valts till 10 mm. Vid denna tjocklek kommer större delen av ystrålning med 186 keV:s energi att totalabsorberas medan verkningsgraden för y-strål-

Minsta detekterbara mängd har här definierats som 3 standard- avvikelser över bakgrunden, räknestatistiskt fel.

ning från cesium-137 (0.66 MeV) och kalium-40 (1.46 MeV) kommer att vara låg. Storleken och antalet detektorer som använts har optimerats med hjälp av beräkningar som gjorts av Scott (ref.Sc-77). En ytterligare känslighetsoptimering kunde ha gjorts om annat än runda detektorer valts. Den känslighetsförbättring som därigenom erhållits har bedömts som liten och inte värd avsteg från standardtekniken med runda detektorer och ljusledare.

II.2 Detektorbeskrivning

De s k Phoswich-detektorerna är sammansatta av två olika scintillationsmaterial. Vanligen består de utifrån sett av en tunn Nal(TI) kristall optiskt kopplad till en tjockare CsI(Tl) kristall, som i sin tur via ljusledare är optiskt kopplad till ett fotomultiplikatorrör. Genom att scintilla- tionsljuset från de två kristallerna har olika avklingnings- tider blir formen hos strömpulserna ut från fotomultiplika- torn olika. Med lämplig elektronik kan man särskilja pulser- na från olika delar av detektorn.

y-strålning med högre energier t ex 0.6 MeV ger genom sprid- ning i en konventionell Nal(TI) detektor upphov till signaler med samma storlek som totalabsorption av lågenergetisk Y-strål- ning. Den högener oetiska y~strålningen kan ha sitt ursprung i mätobjektet (t ex cesium-137 och kalium-40) eller vara den allmänna bakgrundsstrålningen (material i omgivningen och kosmisk strålning). Resultatet blir en förhöjd bakgrundsnivå i lågenergiområdet som varierar beroende på den högenergetiska y-strålningens energi och intensitet. Phoswich-detektorernas fördelar kan kortfattat sägas vara att större delen av compton- växelverkan i detektorn blockeras och på så sätt erhålles en

lägre bakgrundsnivå i lågenergiomra^iet.

Nu sker även comptonspridning i mätobjektet. Denna spridda strålning kan härröra antingen från intern aktivitet som cesium-137 och kalium-40 eller från apparaturens bakgrunds- strålning. Phoswich-detektorn kan liksom andra detektorer inte blockera denna strålning, vilken utgör den dominerande störkällan vid mätning av små mängder uran in vivo.

Fig. 2 är exempel på erhållna spektra från en Phoswich-detektor.

II.3 Detektoruppställning

Två Phoswich-detektorer med diametern 12.7 cm har använts.

Detektorerna placerades under mätningarna i direkt kontakt mot bröstet över vardera lungan i enlighet med resultat från teoretiska beräkningar som Scott et al (ref. Sc-77) har

utfört.

För att erhålla så låg och stabil bakgrund som möjligt har mätningarna utförts i helkroppslaboratoriets blyrum. För att ytterligare reducera bakgrundsstrålningen har detektorerna försetts med runda kollimatorer av bly, vilka omger detek- torernas sidor. Störningar från ev kontaminering på händerna minskas och strålning från aktivitet utanför bröstet skärmas delvis av. Blycylinderns, som har en godstjocklek av 2 cm,

är invändigt klädd med en 2 mm tjock tennplåt för att av- skärma detektorn från blyets karaktäristiska röntgenstrålning.

Detektoruppställningen innefattar även två av de tre vanliga Nal(Tl) detektorer (diameter 12.7 cm x 10.2 cm) som tidigare använts för mätning av uran in vivo.

En mätning ger upphov till sex y-spektra. Phoswich-detektorer- na ger ett lågenergispektrum och ett högenergispektrum från både vänster och höger lunga och Nal(Tl) detektorerna ett y-spektrum från vardera sidan av bröstkorgen.

II.4 Apparatbakgrund och stabilitet

För mätningar av små mängder radioaktivitet är det av stor betydelse att man har en så låg bakgrundsstrålning som m ö j - ligt/ men det är lika viktigt att bakgrunden är stabil.

Trots att SSI:s lågaktivitetslaboratorium har förutsättningar för detta, bl a genom temperaturstabilisering och absolut- filtrering av rumsluften, erhölls variationer i bakgrunden långt utöver de slumpmässiga variationerna.

Källan till dessa fluktuationer visade sig vara sönderfalls- produkter till radon-220 (toron) i rumsluften. Innan luften blåses in i rummet passerar den ett absolutfilter för att bl a avlägsna sönderfallsprodukterna från radon-222 (radon).

Radon i tilluften kan ej filtreras bort, men genom en hög ventilation, luften i rummet byts ca 7 ggr per timme, hinner det inte bildas signifikanta uiängder radondöttrar i luften innan den sugs ut.

Toron har en halveringstid på ca 1 minut, vilket betyder att praktiskt taget all toron som kommit in i rummet sönderfaller där. Genom att luften är väl filtrerad kommer partikelhalten att vara låg och andelen s k "fria joner" vara hög. Elektriskt laddade ytor,som t ex en del plastmaterial, samlar med stor effektivitet in dessa mycket små laddade partiklar och aktivitet av Jen relativt långlivade isotopen bly-212 (ThB) byggs upp.

När denna störkälla identifierats och åtgärdats erhölls en acceptabel stabilitet i bakgrunden. Radon-220 aktiviteten kom huvudsakligen från utomhusluften.

Figur 3 visar två bakgrundsspektra av en 10 liters plastflaska med destillerat vatten. Genom att lägga flaskan i ett fodral av bomullstyg avladdades plastflaskan och ansamlingen av torondöttrar blev minimal.

Figur 4 visar att variationerna i apparaturens bakgrund under de månader som mätningarna pågått är mycket små.

Stabiliteten hos utrustningen har varit så god att vilken bakgrundsmätning som helst under hela mätperioden kan an- vändas vid evalueringen av personmätningar utan att det på- verkar mätfelens storlek nämnvärt.

II.5 Kalibrering och känslighetskontroll

Uppskattning av uraninnehållet har gjorts med beräkningar från signaler i två energiintervall. Det ena intervallet motsvarar totalabsorptionstoppen från y l i n j e n me d energin

186 keV (uran-235). Energiintervallet är här 166 - 204 keV.

Det andra intervallet 52-204 keV innehåller totalabsorptions- toppar från uran-235, torium-234 och torium-231.

Vilken av dessa energiintervall som ger högsta känslighet och minsta fel beror bl a på följande faktorer

o Anrikningsgraden

Stråldosen från inhalerat olösligt uran kommer med ökande anrikningsgrad att domineras av mängden uran-23 4. Är anrik- ningsgraden okänd uppskattas stråldosen bäst genom bestäm- ning av uran-2 35 innehållet.

o Attenuering av ystrålning i vävnaden

Ju lägre energi fotonerna har ju större blir attenueringen.

Dess storlek beror på bröstkorgens form och storlek, som ger olika mätgeometri för olika personer och därigenom olika avstånd mellan strålkälla och detektor. Mängden attenue- rande vävnad är också storleksberoende. Bröstväggens tjock- lek (revben, muskler och fett) ger också olika attenuerings- grad. Känslighetsförändringar som beror på attenueringen är minst om beräkningarna görs på totalabsorptionstoppen för energin 186 keV från uran-235.

Mängden uran

I energiområdet runt 90 keV utsänds betydligt fler y-kvanta

per given uranmängd än i energiområdet runt 186 keV. Det lägre energiintervallet skulle ur räknestatistisk synpunkt vara att föredra, speciellt vid lågt uraninnehåll. En

optimering av energiintervallet ur räknestatistisk synpunkt kan tyckas ge den bästa känsligheten, men andra felkällor påverkar lägre energiintervall ogynnsamt.

o Antagandet av metabolism

Mates y-emissionen från torium-234 måste man för att upp- skatta uraninnehållet anta dels en viss anrikningsgrad och dels att torium-234 inte transporteras från lungorna

snabbare än uran. Osäkerheten i dessa antaganden har inte kunnat kvantifieras men är uppmärksammad av andra (ref Co-60)

Kalibrering av lungmätaren har gjorts genom mätningar på fantom.

Tre olika fantomer har använts. I alla tre fantomerna har lungorna utgjorts av plastpåsar fyllda med sågspån indränkt med känd mängd uran löst i vatten. En homogen fördelning av uran i hela lungan simulerades på detta sätt. Specifika den- siteten hos det använda sågspånet har justerats så att den nära överensstämmer med lungans densitet (p = 0.32).

De fantomer som använto är

o Rando fantom

Aldersons Rando fantom har en storlek och form som motsvarar en man med längden 175 cm och vikten 74 kg. Fantomet som är tillverkat av vävnadsekvivalent plastmaterial innehåller skelettet från en människa. Lungorna i fantomet kan av- lägsnas.

o Mix-D fantom

Detta thorax-fantom innehåller också skelett från människa.

Bröstkorgens omfång är något mindre än Rando fantomets.

Fantomet har tillverkats av det vävnadsekvivalenta materialet Mix-D och saknar lungvävnad.

Sockerpåsar

För att kunna studera inverkan av kroppsform och storlek har ett stort antal tygpåsar fyllda med strösocker till- verkats. Förutom ett bakgrundsfantom av sockerpåsar har ett

fantom där kaliumklorid blandats med socker använts och dessutom ett fantom där cesium-137 homogent blandats med socker. I dessa fantom har lungorna utgjorts av tygpåsar fyllda med sågspån.

Resultaten av dessa mätningar tillsammans med mätningar på sju olika sockerfantom har sammanställts nedan

o Olika anrikningsgrad ger olika känslighet för intervallet 52-2 04 keV för samma fantom.

o Olika anrikningsgrad i ett och samma fantom ger i inter- vallet 166-204 keV en uppmätt variation i känslighet som är mindre än känslighetsvariationen mellan olika stora fantom.

o Vid homogen fördelning av uran i lungorna beror känsligheten i första hand på bröstkorgens storlek och form samt på

bröstväggens tjocklek.

Ett enkelt samband mellan dessa parametrar och känsligheten har inte kunnat erhållas med de använda fantomerna. Mix-D fantomet har tunn bröstvägg och ett bröstomfång som mot- svarar ungefär en man med längd 170 cm och vikten 65 kg.

Rando-fantomet har en mycket tjock bröstvägg på grund av att skelettet i fantomet inte alls motsvarar fantomets yttermått.

o Antalet pulser per sekund i uranintervallet (266 - 2 04 keV {186} per Bq uran^235)har uppmätts till

cps/Bq uran-235 Liten person

Medelstor person Stor kraftig person

0.026 0.018 0.012

En teoretisk beräkning av verkningsgraden för två

detektorer av samma storlek som i denna studie har utförts av Scott (ref Sc-77). Det angivna värdet svarar mot 0.018 cps/Bq uran-235 men förutsätter att alla fotoner som träffar

detektorn registreras. Då ca 77% av fotoner med energin 186 KeV kommer att totalabsorberas i den 10 mm tjocka Nal(TI)-kristallen betyder det att den experimentellt erhållna kalibr .ringskonstanten är ungefär 25% högre än det teoretiska värdet. Andras experimentellt bestämda kalibreringskonstanter uppvisar ungefär samma avvikelse

(ref Sc-77).

För en noggrannare absolutbestämning av uraninnehållet i en viss individ är det nödvändigt att ta hänsyn till bröst- väggens tjocklek. Detta har experimentellt studerats av bl a Helgesson (ref He-79). K Swinth (ref Sw-79) visar i sin sammanfattning av gjorda arbeten om vävnadsabsorption att man kan inom några millimeter när bestämma bröstväggens

tjocklek utifrån sådana parametrar som längd, vikt och bröstomkrets. Bröstväggens tjocklek bestäms vanligen med ultraljudsteknik. (Ref Ca-78, Fr-80, Ra-77).

Det kalibreringsförfarande som valts förutsätter en homogan fördelning av uran i lungorna. Efterscm fördelningen av uran i lungorna inte kan mätas upp vid låga halter kommer resultaten att vara behäftade med osäkerhet också från denna källa. I det enskilda fallet kan detta fel minskas om mätningen upprepas från flera olika håll runtom bröstet.

Sammantaget uppskattas de systematiska felen i kalibrerings- konstanten till ca 30% ( 1 a ) .

Känsligheten hos mätutrustningen kan variera med tiden.

Förändringar i energiupplösningsförmågan och instatilitet i elektroniken är ett par av orsakerna. Vid olika tid- punkter under mätserien har mätningar på samma fantom

med samma uraninnehåll tjänstgjort som känslighetskontroll.

Någon förändring av känsligheten av betydelse har inte kunnat ses.

II.6 Analys av personspektra

Det Y~spektrum som erhålls vid en lungmätning är sammansatt av apparaturens bakgrundsspektrum och strålning från radio- aktiva ämnen i kroppen. Fig 5 visar schematiskt de olika komponenterna i ett personspektrum. Ett eventuellt uran- innehåll ger ett y~spektrum som kommer att överlagra person- spektrat» Om uraninnehållet är stort kan dess karakteristiska form lätt identifieras och dess yta också lätt beräknas.

Vid lågt uraninnehåll kommer uranspektrats form att dränkas i de räknestatistiska variationerna och dess yta i felen från uppskattad bakgrund utan uran.

En riktig uppskattning av antalet pulser i uranets energi- intervall från andra källor än från uran är nödvändig om små mängder uran ska kunna detekteras. Ett flertal olika metoder och tekniker används och vilken som är bäst beror på om- ständigheterna. Nedan beskrivs kortfattat några av dessa metoder.

Mätningar av personer som inte arbetat med radioaktivt material kan användas som bakgrund. För att denna metod ska fungera måste ett stort antal normalpersoner mätas så man k^n välja storlek, ålder, vikt, cesiuminnehåll och kaliuminnehåll så lika den undersökta personen som möjligt.

En bakgrundsmätning av samma person före en ev urankontaminering kan fungera bra men speciellt cesium-137 innehållet kan variera från gång till gång vilket gör metoden begränsat användbar.

Tekniken att mäta dels över lungorna och dels över låren med identiska detektorer har praktiserats av Helgeson (ref He-79).

Denna metod har fördelar över andra metoder om apparaturens bakgrund varierar kraftigt.

Under förutsättning att apparaturen uppvisar små variationer i sitt bakgrundsspektra kan apparatbakgrunden antagas vara en konstant. Mad kunskap om kroppsstorlek och kroppsform till- sammans med uppmätt cesium-137 och kalium-40 innehåll i

personen kan man ställa upp ekvationer som innehåller dessa parametrar så att bakgrunden i uranintervallet kan beräknas.

Denna teknik är den mest använda vid in vivo mätningar av

y-strålare med lägre energi som plutonium och bly-210 (ref Co-60, Go-76, Po-76).

I denna undersökning har tre olika slag av beräkningar gjorts. Alla beräkningarna har utförts på varje enskilt uppmätt spektrum sedan apparaturens bakgrund fråndragits.

Ett toraxfantom bestående av en plastflaska fylld med destille- rat vatten och överdragen av ett fodral av bomullstyg har

tjänstgjort som spridande massa vid dessa bakgrundsmätningar.

Beräkningarna har gjorts för två olika energiintervall av uranets spektrum. Nedan redovisade värden hänför sig till energiintervallet runt 186 keV (uran-235) som symboliseras av {136}.

II 6.1 Cs-K metoden

Oenna metod baseras på antagandet att personens innehåll av y-strålande nuklider enast utgöras av cesium-137 och kalium-40.

I fig 6 är ett y-spektrum från en personmätning skisserad

tillsammans med de energiintervall som används vid beräkningarna

Hed hjälp av mätningar på toraxfantom med olika bröstomfång innehållande kalium-40 resp cesium-137 har spektrumets form studerats. Sammanfattningsvis erhölls följande information.

o Kalium-40 spektrat

Antalet pulser i energiintervallet runt totalabsorptionstoppen vid 0.66 MeV från cesium-137 {Cs} kan relateras till antalet pulser i energiintervallet runt totalabsorptionstoppen vid 1.46 MeV från kalium-40 {K} på följande sätt

{Cs} = {K} -(0.00200 OM + 0.331) där OM = bröstomkretsen i cm.

Antalet pulser i uranintervallet (186} kan relateras till kaliuminnehållet som

{186} = {K}- (0.00214 OM + 0.091)

o Cesium-137 spektrat

Antalet pulser i uranintervallet {186} kan relateras till cesiuminnehållet som

{186} = {Cs} • (0.00191 OM + 0.170)

o Antalet pulser i uranintervallet {186} från ett sammansatt spektrum beräknas då man känner antalet pulser i banden

{Cs} och {K} som

{186}= {K} (0.00214 OM + 0.091) +

( {Cs} - {KM0.00200 OM+0.331 )) .(0.00191 OM + 0.170)

Liksom i de övriga beräkningsmedellerna har ett linjärt samband antagits mellan bröstomkrets och spridningsbidrag. Detta är en approximation men det fel som därigenom introduceras är ej av betydelse i jämförelse med många andra felkällor. I fig 7 visas hur bidraget från kalium och cesium till uranbandet påverkas av omkretsen hos toraxfantomet. I stället för bröstomkrets som faktor för spridningsbidraget används andra kroppsmått. Vid ISPRA (Italien) har man valt att använda kvoten vikten/längden (ref Ma-78).

U.S.2. Comptonmetoden

Om man i stället för totalabsorptionstopparna från cesium-137 och kalium-40 använder ett energiintervall strax ovanför

uranets y-spektrum kan man vänta sig några fördelar. En av fördelarna är att man kan välja energiintervallet så brett att man får mycket mindre räknestatistiskt fel. Det valda energiintervallet 216- 400 KeV {Co} kommer att innehålla spridd strålning från alla y~strålare med högre energier. Mätningar på toraxfantom visar dock att antalet pulser i uranintervallet

{186} inte enkelt kan relateras till antalet pulser i compton- intervallet {Co} utan beror förutom på bröstomkretsen också på relativa mängderna cesium-137 och kalium-40

Antalet pulser i uranintervallet {186} kan relateras till antalet pulser i comptonintervallet {Co} som

{ 1 8 6 } = {Co} • ( 0 . 0 0 0 9 5 OM + 0 . 3 5 6 ) f ö r k a l i u m - 4 0

o c h

{186} = {Co} • (0.00179 OM + 0.310) för cesium-137

I ett sammansatt spektrum beräknas först ungefärliga antalet pulser i comptonintervallet som beror på kalium-40 {AK} resp cesium-137 {ACs} varefter antalet pulser i uranintervallet fås som

{186} = {AK}

({AK}+{ACs})

{Co} • (0.00095 OM + 0.356) +

{ACs}

({AK}+{ACs})

{Co} • (0.00179 OM + 0.310)

11.6.3 Normalmetoden

Denna tredje beräkningsmetod är liksom de två andra baserad på intervallteknik. Men i motsats till de andra har algoritmen för beräkningarna erhållits från mätningar på personer och ej från fantommätningar. Samma intervall som i comptonmetoden har valts och för var och en av de 32 personerna i referens- gruppen har kvoten mellan andelen pulser i uranintervallet

{186}och comptonintervallet {Co} beräknats. I fig 8 är denna kvot avsatt som funktion av bröstomkretsen där det framgår att kvoten inte är starkt beroende av omkretsen. Orsaken till detta kan vara andra radionuklider som strontium-90 eller radondöttrar vars halter är oberoende av omkretsen. Kvoten skiljer sig inte för män och kvinnor.

För beräkningarna har medelvärdet av de uppmätta kvoterna använts

{186}/{Co} = 0.474 ± 0.033 (1 SD)

Uppskattning av en persons bakgrund i uranintervallet göres alltså med denna metod utan hänsyn till kroppsstorlek, kroppsform, cesium-137 innehåll och kalium-40 innehåll.

{186} = {Co} -0.474

II.7 Störande faktorer vid beräkning av uraninnehållet Beräkningarna av bakgrunden i uranintervallet kan bli fel- aktiga om det vid mätningen finns andra aktiviteter än cesium-

137 och kalium-40 i eller utanpå personen.

Internt deponerad aktivitet annat än cesium-137 och kalium-40 och uran kan förekomma huvudsakligen från yrkesexponering och från medicinsk diagnostik. Intervjuer av de personer som mäts kan klarlägga möjligheterna till sådana störkällor, liksom studium av uppmätta yspektra.

Bland radioaktiva ämnen som finns i människokroppen på grund av fall-out är strontium-90 av särskilt intresse. Nukliden har en halveringstid av ca 30 år och deponeras i människans

skelett, där den kvarstannar mycket lång tid. Intaget sker huvudsakligen via födan. Det pulshöjdsspektrum som genereras av bromsstrålningevi från strontium-90 har sitt maximum vid ca

90 keV. Om beräkningarna av uran görs på ett energiintervall runt 90 keV (uran-238) kan störningarna bli av betydelse. Med den energiupplösning som Nal(Tl) detektorer har är det omöj-

ligt att skilja bromsstrålningsspektrat från uranspektrumet vid låga halter, se Fig. 5. I det valda energiintervallet runt

186 keV är störningarna mindre (ref Be-64).

En annan störande faktor är staining från i lungorna deponerade radondöttrar. För att studera storleken av dessa störningar utfördes mätningar på en person som vistats en tid i hög radon- halt. Lungmätningar direkt efter en halvtimmas vistelse i ett rum med en radonhalt av ca 4 kBq/m visade en nära 7 ggr högre räknehastighet i uranintervallet {186} jämfört med mätningar före radonexponeringen, 2.26 cps resp 0.35 cps. Genomsnitts- halten av radon i svenska bostäder är ca 80 Bq/m . En halv- timmas vistelse i sådan miljö strax före en mätning skulle medföra att kanske 10 % av pulserna i uranintervallet kan bero på i lungorna deponerade radondöttrar i detta exempel.

Absolut sett motsvarar dessa pulser ett fiktivt uraninnehåll av ca 2 Bq uran-2 35.

För att i möjligaste mån undvika denna störkälla har personerna innan de mätts vistats en längre tid i luft med låg radonhalt.

För personal frrn ASEA-ATOM tjänstgjorde dels resan (vistelse i utomhusluft) och dels väntan i lågaktivitetslaboratoriet detta ändamål.

Radondöttrarna har ca en halvtimmas halveringstid. Två på var- andra följande halvtimmarsmatningar av normalpersonerna visade ej någon signifikant ändring av antalet pulser i uraniuter- vallet {186}.

Vid en bestämning av uraninnehållet i lungorna från en extern in vivo mätning är det mycket viktigt att man försäkrar sig om att det inte förekommer uran på utsidan av kroppen. Noggrann tvättning och byte av kläder före mätningen förebygger detta problem.

I ett uppmätt y-spektrum med uran har man i viss mån möjlighet att i efterhand avgöra om det är en ytkontaminering. Fig. 9 visar ett sådant fall. Bland de Y-energier som emitteras vid uranets sönderfall finns bl a L röntgen (10 - 2 0 keV) från uran-238 och uran-234. Då mycket liten del av Y-strålning med denna energi kan tränga ut ur kroppen indikerar ett spektrum med en topp i detta energiområde en kontaminering av ytan mot detektorn. Andra kontaminerade ytor kan ej identifieras på detta sätt.

Vid en mätning med flera detektorer som uppvisar olika mängder uran sinsemellan kan detta förhållande vara förorsakat av en ytkontaminering.

II.8 Personmätningarna

Under månaderna april t o m juli 1980 utfördes mätningarna på såväl personal från ASEA-ATOMs bränslefabrik i Västerås som på en referensgrupp. Proceduren vid dessa mätningar gjordes så lika som möjligt mellan de två grupperna och var följande:

o Före mätningen väntade personerna minst en halvtimma i låg- aktivitets laboratoriet där låg radonhalt konstaterats.

o Strax före mätningen tvättade och duschade personerna för att avlägsna eventuell ytkontaminering.

o Under mätningen had« personerna en speciell mätdräkt bestående av byxor cch jacka av bomull.

o I samband med mätningen uppmättes och antecknades bi a vikt, längd, bröstomkrets, åJ.der samt några andra kroppsmått.

o Mättiden var 40 minuter utom vid dubbelmätning då den valdes till 2 gånger 30 minuter.

II.9 Något om felen vid bakgrundsberäkningarna

Beräknade antalet pulser i uranintervallet vid en personmät- ning är behäftat med osäkerheter av såväl slumpmässig som systematisk natur.

Slumpmässiga fel

De slumpmässiga felen utgörs i första hand av de räknesta- tistiska felen i såväl apparaturens bakgrundsspektrum som i mätspektrum och är därför beroende av mättiderna. De räkne- statistiska felen i uppmätt antal pulser i uranintervallet {186} sedan apparaturens bakgrund fråndragits är för en 40 minuter lång mätning ca 0.016 cps (1 a) från de två använda

phoswich-detektorerna. Om minsta detekterbara aktiviteten (MDA) definieras som 3 standardavvikelser över bakgrunden räkne-

statistiska fel motsvarar det 2.7 Bq uran-2 35 för det vanligaste bröstomfånget. Ungefär detta värde uppges också av andra som använt liknande utrustning.

Det beräknade antalet pulser i uranintervallet har också ett räknestatistiskt fel som låter sig beräknas, överensstämmelsen mellan detta antal pulser och det uppmätta antalet pulser vid

en mätning på personer från referensgruppen har dessutom slump- mässiga fel som härrör från källor som beräkningsalgoritmerna

inte tar hänsyn till, t ex halten av strontium-90. I referens- gruppen har därför skillnaden mellan uppmätt och beräknat antal pulser beräknats och skillnadernas spridning beräknats under antagandet att skillnaderna i gruppen är normalfördelade.

Systematiska fel

Beräkningarna har gjorts på varje enskilt Y~spektrum sedan apparaturens bakgrundsspektrum fråndragits. Då apparatbak- grunden mäts vid annat tillfälle än personmätningen kan ett systematiskt fel introduceras. Studium av apparatbakgrundens stabilitet visar att denna felkälla är försumbar.

Den beräkningsalgoritm som erhållits från fantommätningar kan innehålla systematiska fel bl a på grund av att cesium-137 och kalium-4 0 aktiviteten i fantomerna inte är fördelad på samma sätt som i människan eller på att det i människan förekommer andra radionuklider som strontium-90 och radondöttrar. Dessa systematiska fel har uppskattats ur skillnaden mellan uppmätt och beräknat antal pulser i uranintervallet i referensgruppen.

I nedanstående tabell redovisas räknehastigheten och ovan be- skrivna fel för uranintervallet {186} för en typisk mätning på en person ur referensgruppen. Mättiden har varit 40 minuter för personmätningarna och 800 minuter för bakgrundsmätningarna.

Räkne- hastighet

cps

Räknestatistiskt fel 0.016 cps (1 o) Bakgrundsvariation

(april - augusti) 0.003 cps (1 s) Räknestatistiska fel 0.01» cps (1 a) I referensgruppen och ASEA-personalen varierade detta värde mellan 0.22 och 0.55 för alla mätta personer.

Skillnad mellan uppmätt och beräknad räknehastighet (cps) samt spridningen i denna skillnad hos referensgruppen.

Uppmätt värde Apparatbakgrund Person n e t t o

0.

0.

0.

615 235 380

Beräkningsmetod Skillnad cps

Spridning (1 s) cps

Cs-K metod Compton metod Normal metod

0.038 0.017 0.000

0.018

0.020

0.022

III MÄTRESULTAT

Resultaten av mätningarna på personal från ASEA-ATOM presen- teras i histogramform i figurerna 10, 11 och 12. Figuren 10 visar fördelningen av skillnaden i uppmätt och beräknat antal pulser per sek både för referensgruppen och för den undersökta personalgruppen. Det beräknade antalet pulser per sekund har erhållits med Cs-K metoden. I de två andra figurerna redovisas samma sak, men där har beräkningarna utförts med comptonmetoden resp normalmetoden.

Som framgår av histogrammen har fördelningarna en sådan form att de kan antas vara normalfördelade. Under detta antagande har medelvärdet av skillnaden mellan uppmätt och beräknat an- tal pulser per sekund i uranintervallet beräknats samt skill- nadernas spridning. För de olika beräkningsmetoderna erhölls följande

Beräkningsmetod Skillnad cps

Spridning (1 s) cps

Cs-K metod Comptonmetod Normalmetod

0.056 0.029 0.014

0.027 0.025 0.025

För att ge svar på frågan "har ASEA-personalen uran i lungorna", införes beteckningarna

DN 'DA = Medelvärdet för skillnaden mellan uppmätt och beräknat antal pulser per sekund i uranintervallet för normai- gruppen resp ASEA-personalen.

s ,s. = Spridningen i dessa skillnader.

nN'ⁿA = A n t a^^et personer i resp grupp.

Noll hypotesen H : Det är ingen skillnad mellan grupperna, d v s D - D^M = 0, ställs och prövas på signifikansnivån 1%.

A W

Eftersom provens storlek är större än 30 (nM = 32, n = 71)

IN A

kan differensen antas normalfördelad med variansen

=

• 4 • •i-

För alla tre beräkningsmetoderna måste nollhypotesen förkastas på signifikansnivån 1 %.

Den statistiska undersökningen tyder alltså på att det före- ligger en skillnad mellan grupperna. Om det verkligen är uran i lungorna som är orsak till denna skillnad kan inte bevisas, eftersom uranets karakteristiska form i y-spektrat inte kan urskiljas. Då emellertid alla tre beräkningsmetoderna ger ungefär samma skillnad är det liten sannolikhet att någon annan radionuklid än uran kan vara orsaken. Under antagandet att hela den uppmätta skillnaden mellan referensgruppen och ASEA-personalen är orsakad av uran beräknas den genomsnittliga mängden uran i lungorna hos ASEA-personalen genom att dividera den uppmätta skillnaden med kalibreringskonstanten för en

medelstor person och då fås för

Cs-K metoden Comptonmetoden Normalmetoden Medelvärde

1.00 Bq (s 0.67 Bq (s 0.78 Bq (s

0.25 Bq) uran-235 0.26 Bq) uran-235 0.27 Bq) uran-2 35 0.82 Bq

För varje mätning på enskild person från ASEA-ATOM har beräk- ningar gjorts för att få svar på frågorna: Har denna person uran i lungorna och i så fall hur mycket?

Skillnaden mellan uppmätt och beräknat antal pulser per sekund i uranintervallet för en enskild person betecknas D^£ och medel- värdet av motsvarande skillnad i referensgruppen betecknas D...

Spridningen i dessa skillnader betecknas s_ och s.^T.

Nollhypotesen H } Den undersökta personen skiljer sig inte från referensgruppen, d v s D^E - D = 0, ställs och prövas på signifikansnivån 1 % ensidigt.

Då de uppmätta skillnaderna antages vara normalfördelade kan här som testvariabel väljas

z =

D E " ^DN

nN( nN -

För beräknade z > 2.33 kan nollhypotesen förkastas på signi- fikansnivån 1 % vilket kunde ske för 5 av de 71 undersökta personerna för minst två av de tre beräkningsmetoderna. Vid motsvarande test på signifikansnivån 5 % kunde nollhypotesen

förkastas för 13 av de 71 personerna.

Uraninnehållet i dessa personer har beräknats och uppskattas vara mellan 2 och 7 Bq uran-235 vid mättillfället.

Om minsta detekterbara aktivitet (MDA) definieras som avvikel- sen vid ett beräknat z = 2.33 motsvarar det för en

liten person medelstor person

stor grov person

2.0 Bq uran-235 2.9 Bq

4.4 Bq

De här redovisade beräkningarna och resultaten hänför sig till pulser i energiintervallet vid 186 keV och representerar innehållet av uran-235.

Motsvarande beräkningsarbete med liknande algoritmer har också utförts för energiintervallet 52 - 2 04 keV. Resultaten från dessa beräkningar överensstämmer i stort med de som erhållits från {186} intervallet, men skiljer sig bl a genom att det

statistiskt sett är en mycket tydligare skillnad mellan referensgruppen och ASEA-personalen. Det beräknade medel- värdet av uran i gruppen har uppskattats till 1.0 Bq uran-235 vid en antagen medelanrikningsgrad på 2.5 %. Som synes överens- stämmer detta värde väl med erhållna 0.8 Bq uran-235 från

tidigare beräkningar.

Svårigheten att tolka uppmätta signifikanta avvikelser från referensgruppen för energiintervallet {52 - 204 keV} kan exemplifieras av situationen när en motsvarande skillnad inte kan ses i intervallet {186}. En möjlig förklaring till detta är att uranets anrikningsgrad är lägre än medelanrik- ningsgraden. En annan förklaring kan vara att personen har mera strontium-90 än någon i referensgruppen.

För beräkningarna av stråldosen till lungorna ger som tidigare nämnts en uppskattning av uran-2 35 innehållet en säkrare be- dömning och därför har beräkningarna i intervallet

{52 - 204 keV} endast använts för att se om resultaten från {186} intervallet är rimliga eller e j .

III.1 Jämförelse mellan olika detektorer

En jämförelse mellan konventionella Nal(Tl) detektorer och Phoswich detektorer från samtidiga mätningar under så gott som identiska förhållanden har kunnat göras. Resultaten från denna jämförelse kan sammanfattas som

Vid mätningar i lågaktivitetslaboratorium uppvisar Phoswich- detektorerna ca 4 ggr lägre bakgrund än Nal(Tl) detektorerna i {186} intervallet.

Ca 2 ggr lägre uraninnehåll kan detekteras med Phoswich-detek- torerna. Detta förhållande påverkas dock av bakgrundens absoluta nivå så att om mätningarna utförs vid högre bakgrundsnivå blir också förhållandet större.

IV SAMMANFATTNING IV. 1 Mätteknik

Undersökningen visar att det med kommersiellt tillgänglig m ä t - teknik är möjligt att vid mätningar in vivo detektera små

mängder uran i lungor. Detektionsgränsen vid enstaka mätningar för den använda utrustningen har uppskattats till ca 3 Bq

uran-235 och denna gräns sätts huvudsakligen av slumpmässiga felkällor av vilka de räknestatistiska är dominerande. Ett konstant årsinnehåll av denna mängd uran motsvarar en årlig viktad ekvivalent stråldos av ca 5 m S v .

För att möjliggöra mätningar av dessa små mängder uran in vivo måste ett flertar villkor vara uppfyllda och hänsyn tas till en rad faktorer. De viktigaste bland dessa har sammanfattats nedan.

o Mätningarna måste utföras i en miljö med låg och stabil bak- grunds strålning.

o Koncentrationen av sönderfallsprodukter från radon och toron i rumsluften måste vara låg och hållas under kontroll.

o Detektorerna bör vara två o c h vara mekaniskt flexibelt upp- satta så att mätningar kan gcras på olika platser runt bröst- korgen.

o Detektorernas kapsling av frontytorna bör vara tunna och av sådant material att y s t r å l n i n g med låga energier ner till 10 keV lätt tränger igenom. En ytkontaminering kan då lättare skiljas från ett verkligt uraninnehåll i lungorna.

o Vid en personmätning måste man förebygga störningar från andra

radionuklider som t ex radondöttrar i lungorna eller ytkonta-

minering av uran och andra radionuklider.

o Vid utvärdering av mätrsultaten är det nödvändigt att göra jämförelse med mätresultat från en referensgrupp av personer som inte innehåller uran. Alternativet, en jämförelse med mätningar på manniskoliknande fantom innehållande cesium-137 och kalium-40 uppvisar systematiska avvikelser från referens- personernas Y~spektrum. Dessa avvikelser är bl a förorsakade av att människan innehåller strontium-90 och andra radio- nuklider, vilkas mängder är svåra att bestämma och som på- verkar yspektrats form. Då även fördelningen av radionukli- derna i människan måste efterliknas är det praktiskt taget otänkbart att tillverka ett sådant fantom.

o I första hand bör innehållet av uran-235 bestämmas. Störningar från andra radionuklider är minst för denna uranisotops

Y-linjer samtidigt som stråldosen från alla uranisotoper bäst uppskattas från uran-2 35 innehållet. Detta gäller särskilt om uranets anrikningsgrad är okänd.

IV.2 Stråldosuppskattning

Resultaten av mätningarna på personalen från ASEA-ATOMS bränslefabrik i Västerås uppvisar en skillnad i jämförelse med en referensgrupp son tyder på att den mätta personal- gruppen har uran i lungorna.

Uppskattning av personalgruppens stråldoser från i lungan deponerat uran har gjorts under följande antaganden.

c Medelinnehållet i gruppen antages vara representativt som årsmedelvärde för gruppen. Detta antagande kan göras då mät- ningarna planerades i förväg och inte var förorsakade av någon incidens på arbetsplatsen. Mätningarna pågick under flera månader.

o Uranet var homogent fördelat i lungvävnaderna.

o Gruppens medelinnehåll antages vara det uppmätta 0.8 Bq uran-235.

Uranet antages vara anrikat på uran-235 till 2.5 %.

Som medelvärde i gruppen blir då den årliga effektiva dosekvivalenten ca 1.3 mSv. De slumpmässiga felen

är uppskattade till ca 30 % (1 a) och kalibreringsfelet till ca 30 % (1 a) under ovan angivna antaganden.

Ca 10 % av de undersökta personerna uppvisar mätresultat som signifikant avviker från referensgruppens mätresultat. För dessa personer har uraninnehållet uppskattats och befanns variera mellan 2 och 7 Bq uran-2 35. De slumpmässiga felen

vid dessa bestämningar är 1 Bq uran-235 (1 s) och kalibrerings- fielet är ca 30 % (1 a ) . Någon dosberäkning för enskilda indi- vider har inte utförts, då det behövs upprepade mätresultat under en längre tid för att den ska bli meningsfull.

Be-64 G. Bengtsson

Human Beta Bremsstrahlung Detection by means of t h i n and t h i c k Sodium Iodide C r y s t a l s .

Assessment of Radioactivity in Man. Vol 1 IAEA 1964.

Be-66 E . J . Bennellick

A Review of t h e Toxicology and P o t e n t i a l Hazards of Natural Depleted and Enriched Uranium. AHSB (RP) R58.

Radiological P r o t e c t i o n D i v i s i o n , U.K.A.E.A. Harwell, March 1966.

Ca-78 G.W. Campell and A.L. Anderson

New Developments in U l t r a s o n i c Imaging of the Chest and other Body organs i n :

Advances in Radiation P r o t e c t i o n Monitoring. IAGA-SM- 229/53 1978.

Co-60 R.E. Coefield

In Vivo Gamma Counting as a Measurement of Uranium in t h e Human Lung.

Health P h y s i c s . Vol 2 1960.

Er-79 G. Erdtmann, W. Soyka

The Gamma Rays of t h e Radionuclides.

Verlag Chemic, Weinheim, New York 1979.

ERDA-93 Conference on Occupational Health Experience with Uranium.

ERDA-93, April 1975

Fr-80 F.A. Fry and T. Sunnerling

Measurement of Chest Wall Thickness for Assessment of Plutonium in Human Lungs.

Health Physics 39, 1980.

Go-76 R.E. Goans and W.M. Good

Calibration Techniques and Error Analysis for Phoswich Counting of Actinide Nuclides a t Oak Ridge National Laboratory.

BNWL-2088, p 19 1976.

He-7 9 G.L. Helgeson

In Vivo Counting a t Selected Uranium M i l l s . U.S. Nuclear Regulatory Research, May 1979, NUREG/CR-0841.

Ho-78 B.G. Holmes, J.C. Rosen

Biological Clearence of U-235 from I n d u s t r i a l l y Exposed Workers.

Twentythird Annual Meeting of the Health Physics Society, P/93, Health Physics 35 1978.

ICRP 26 Recommendations of t h e I n t e r n a t i o n a l Commission on Radiological P r o t e c t i o n .

Annals of t h e ICRP. Vol 1, No 3 1977.

ICRP 30 Limits for Intakes of Radionuclides by Workers.

Annals of the ICRP. Vol 2, No 3/4 1979.

Ki-78 A. King, L.M. Scott and J . L . Disney

Comparison of Sodium Iodide and S o l i d - s t a t e Detectors for t h e Measurement of Lung-Stored Uranium.

Health Physics 34 1978.

Ma-78 A. Malvicini

Personal communication.

Euratom Zentro, IRC, ISPRA, I t a l i e n .

Po-76 C. Pomroy

Field Surveys of Uranium Miners for the in Vivo Detection of 2 1 0P b .

Operational Health Physics Proceedings of Nineth Midyear Topical Symposium of the Health Physics Society, Feb 1976, Denver, Colorado.

Ra-77 D. Ramsden

Ultrasonic Measurements of Chest Wall Thickness.

Health Physics 33 1977.

Ri-76 E. Riklis and N. Degani

In Vivo Measurement of Uranium Contamination in the Lung.

IRPA Sept 1973, Washington, Conf-730907-P2.

Sc-75 L.M. Scott and C M . West

Uranium In Vivo Spectrometry.

ERDA-93, Conference on Occupational Health Experience with Uranium, April 1975.

Sc-77 L.M. Scott, G.G. Warner and J.W. Poston

Theoretical Evaluation of Optimum Detector Size and Positioning for Low- Energy In Vivo Gamma Spectrometry.

Health Physics 33 1977.

Sh-75 T. Shirotani

A Large Area Thin Nal(Tl) Detector for External Counting of Low-Energy Emitters in Lungs.

Journal of Nuclear Science and Technology 12, July 1975.

Sw-79 K.L. Swinth, W.J. Bair. P.N. Dean. J. Rundo and F.K. Tomlinson

Status and Trends in the External Counting of Inhaled Heavy Elements Deposited In Vivo.

Health Physics 37 1979.

0,1

I

186 keV

0,2 0,3 0.4"

Energi (MeV) 0,5

Y -spektrum från uran (2,5 % uran-235). Konventionell Nal(Tl) detektor

FIG 1

Y-spektrum Nal(Tl)'

Cesium-137 (c:a 30 keV)

Americium-241 (c:a 60 keV)

0,1 0,2

Y-spektrum Csl(fl)

0,A 0,5 0,5

Cesium-137 (0,66 MeV)

1,0 _{1,5 MeV}

y-spektra från phoswich detektor. Strålkällor Americium-241 och Cesium-137

FIG 2

*•

-•

"* K-röntgen

*

* *

*. I

(

Bly-214 (Thorium

< (0,24 MeV)

•• *

* " j ^ «** * " • ** »

*••*• ** * —

) _ >

B)

~i

II

2J

åtgärd

Bakgrund efter åtgärd

0,1 0,2 0,3 0,4 E(MeV)

Störning i apparatbakgrunden förorsakad av Radon-220 (Thoron)

FIG 3

CPS

0.30 H

0.25 H

0.20"

STÖRNINGAR FRÅN RADON-220 ÄTGÄRDADF

*

* **

2

RÄKNESTATiSTISKT ra..

MARS 'APRIL ^ MAJ ' JUNI ' JULI ' AUG ' SEP ' 1980

FIG k

Energi intervall för 186 keV (uran-235)

1000 -

100 -

10 -

Spridd strålning i personen påverkas av kroppsstorlek

\

Strontium-90

Schematisk sammansättning av Y~spektrura från en personmätning

Apparaturens bakgrundsspektrum

Kalium-40

T

0,5 1,0

I

1,5

MeV Energi

FIG 5

, J

( ) Energiintervall använda vid beräkningarna

FIG 6

( C s ) SOM FUNKTION AV BRÖSTOMKRETSEN. MÄTNINGARNA UTFÖRDA PÄ SOCKERFANTOM.

0.5 -

0.4 -

0.3-

0.2 -

0.1 .

(186)/(Cs) C186)/(K)

KALIUM - <+0

I*»"""" * CESIUM - 137

BRÖSTOMKRETS CM

70 80 90 ^{100 110}

F1G 1

BRÖSTOMKRETSEN. MÄTNINGARNA UTFÖRDA PÄ REFERENS- GRUPPEN.

(186)/(Co) 0.60-

0.50 -

4* *

* 4 & * *

**

0.40 -

BRÖSTOMKRETS CM

70 80 'JO ^{100 110}

FIG 8

1 .

•

j

M 6 keV

•

•t

• A

• •

•

» • * _

•

I

•

186 keV

• ••

• • V*

» •

>

•>

• • • ^ •

• <

•

Efter noggrann tvätt

>LUNG24.PRUB2e_

>LUNG24.PftU821-

Exempel på ytkontaminering vid p«rsonmätning

FIG 9

20 -

1 0 -

i—i

Referensgrupp

(DA

50 100 150 cps • 1000

Antal personer

20

1 0 •

ASKA-personal

(D

A - V

50 100 150 cps ' K) 00

Fig 10. Skillnad mellan uppmätt och rned C^s-K metoden beräknat antal pulser i cne-ryi- intervallet [l.86j , (DA - DN) .

20 -

10 -

-50

referensgrupp

1

50

(D^A - D^N) 100 cps • 100 0

Antal personer

20 -

10 -

P- ^r

ASEA-personal

~ L n (D

-

-50 0 50 100 cps • 1000

Fig 11. Skillnad mellan uppmätt och med compton metoden beräknat antal pulser i energi-

intervallet ?18G( , (D^A -

2 0 •

1 0 •

-50

Referensgrupp

(DA - 50 cps • 1000

Antal personer

2 0 ••

1C-'

-550

ASEA-personal

\ - V

50 cps " 10 00

Fig 12. Skillnad mellan uppmätt och med normal- metoden beräknat antal pulser i energi- intervallet il8 6j , (D^A - D^N) .