HIZLANDIRICILARDA RADYASYON GÜVENL

Transkript

1 HIZLANDIRICILARDA RADYASYON GÜVENLİĞİ Doç. Dr. Yeşim ÖKTEM İstanbul Üniversitesi

2 İÇERİK Radyasyondan korunma ve radyasyon güvenliği Radyasyon dozimetrisinde i i d nicelikler ve birimler Hızlandırıcılarda Radyasyon Güvenliği

3 RADYASYONDAN KORUNMA VE RADYASYON GÜVENLİĞİ

4 RADYASYON NEDİR? Kararsız çekirdekler enerji vererek kararlı hale geçerler. Parçacık veya elektromanyetik dalga olarak yayınlanan bu enerjiye RADYASYON denir. Kararsız durumdaki atom veya çekirdeklerin fazla enerjilerini parçacık veya elektromanyetik dalga olarak yayınlayarak gidermeleri olayına RADYOAKTİVİTE, bu çekirdeklere ise RADYOAKTİF ÇEKİRDEKLER denir. Doğal ve yapay olmak üzere çok sayıda radyoaktif madde bulunmaktadır.

5 Madde ile etkileşmesine göre radyasyon; İYONLAŞTIRICI RADYASYON İYONLAŞTIRICI OLMAYAN RADYASYON

6 İYONİZE (GİRİCİ) RADYASYON İnsanlarl bugün iyonlaştırıcı ve iyonlaştırıcı olmayan radyasyonlara maruz kalmaktadır. İyonlaştırıcı radyasyon olarak; Alfa Işınları Beta Işınları X ve Gamma Işınları α β γ Nötronlar n Bu radyasyonlar, X-ışınları hariç, atom çekirdeğinden d çıkmakta ve bundan dolayı bunlara nükleer radyasyonlar denilmektedir.

7 İYONİZE (GİRİCİ) RADYASYON Alfa Işınları, Ağır kütleli, oldukça yavaş hareket eder, giricilikleri çok küçüktürüktü ve enerjisine i bağlı olarak havanın bir kaç cm si, cildin ölü tabakası veya bir kağıt tarafından durdurulabilir. Beta Işınları, Alfa ışınlarına göre daha hafif kütleli, hızlı ve giricilikleri i ilikl i daha yüksek k olmasına rağmenğ enerjisine i bağlı olarak bir kaç metre hava, oldukça ince bir plastik veya alüminyum tabaka tarafından durdurulabilir. İnsan vücuduna ancak 1 ila 2 cm girebilirler.

8 İYONİZE (GİRİCİ) RADYASYON Xve Gama Işınlar nları, Giricilikleri çok yüksek olup insan vücudundan kolayca geçerler. X ve gama ışınları enerjilerine bağlı olarak oldukça kalın beton duvarlarla veya kurşun gibi ağır metallerden yapılmış zırhlarla durdurulabilir. Nötronlar, Giricilikleri çok yüksek olup nükleer reaktörlerde meydana getirilir. X ve gama ışınlarının aksine su ve hidrojen ağırlıklığ diğerğ bazı hafif elementler nötronların durdurulmasında çok etkindir.

9

10 RADYASYONDAN KORUNMANIN AMACI Radyasyondan korunmanın hedefi, radyasyona maruz kalmaya neden olabilecek faydalı uygulamaları aksatmadan, kişilerin ve toplum üyelerinin maruz kalacağı radyasyon dozunu mümkün olabildiği kadar düşük düzeye indirerek kişilerinş ve toplumun korunmasını sağlamaktır. ğ Bu amaç ve hedefe erişebilmek için radyasyon korunması International Commission of Radiation Protection (ICRP ICRP) tarafından yayınlanan 26 No'lu raporda bir doz sınırlama sistemi önerilmiştir.

11 ICRP DOZ SINIRLAMA SİSTEMİ JUSTIFICATION (Gereklilik): İyonlayıcı radyasyonla yapılacak çalışmalarda net bir yarar sağlamayan hiçbir uygulamaya yer verilmeyecektir. OPTIMIZATION (ALARA Prensibi): Radyasyona maruz kalarak kçalışan kişileril tarafından alınan tüm radyasyon dozları, ekonomik ve sosyal koşullar da göz önüne alınarak, mümkün olduğu kadar düşük tutulacaktır. DOZ SINIRLARI: Kişilerin maruz kaldıkları eşdeğer radyasyon dozları normal şartlar altında ICRP tarafından önerilen sınırları aşmayacaktır.

12 MAKSİMUM MÜSAADE EDİLEBİLİR DOZ Uluslararası Radyolojik Korunma Komisyonu (ICRP), bir şahıs için maksimum müsaade edilebilir dozu, edinilen bilgiler ışığında bedensel veya genetik tehlikesi olması ihtimalinin ihmal edilebilecek kadar küçük olduğu, uzun zaman süresince birikmiş bir doz veya tek bir ışınlama sonucu alınan doz olarak tanımlamıştır.

13 ICRP DOZ SINIRLARI Doz Sınırları Mesleki Toplum Etkin Doz 20 msv/yıl * Tek bir yılda 50 msv 1 msv/yıl* Tek bir yılda 5 msv Yıllık Eşdeğer Doz Göz Merceği 150 msv 15 msv Cilt 500 msv 50 msv El-Ayak 500 msv - *Ardışık 5 yılın ortalaması

14 RADYASYONDAN KORUNMA YÖNTEMLERİ Dış Radyasyondan Korunmak İç Radyasyondan Korunmak

15 DIŞ RADYASYONDAN KORUNMA Dış radyasyon tehlikelerine karşı korunma yöntemlerinde, vücut dışında bulunan radyasyon kaynaklarından alınan radyasyon dozlarının, temel radyasyon korunması standartlarıyla öngörülen sınırlar içinde tutulmaları için uzaklık, zaman ve zırhlama olmak üzere üç fizikseliksel korunma yönteminden yararlanılır.

16 DIŞ RADYASYONDAN KORUNMA MESAFE : Radyoaktif madde veya radyasyon üreten cihazlarla çalışırken mümkün olduğunca uzakta durmak gerekmektedir. kt ZAMAN : Radyoaktif madde veya radyasyon üreten cihazların yanında, çalışma esnasında gerekenden fazla sürede kalmamak ZIRHLAMA : Radyoaktif madde veya radyasyon yayınlayan yy y cihazlar ile çalışırken ş radyasyon y kaynağı ğ ile çalışılacak yer arasına radyasyonu tamamen durdurabilecek veya şiddetini azaltacak nitelikte bir engelin konmasıdır.

17 İÇ RADYASYONDAN KORUNMA İç ışınlanma, radyoaktif partiküllerin gıda yolu ile, solunum, yara ve kesiklerden vücut içerisindeki belirli doku ve organlara yerleşerek etrafına ışıma yapmasıdır. İç ışınlanmanın oluşumunu engellemek için açık radyoaktif maddelerle çalışılırken uyulması gereken kurallara titizlikle dikkat etmek gerekmektedir.

18 İÇ RADYASYONDAN KORUNMA Laboratuvarda çalışan personel dozimetre kullanmalı, Çeker ocaklarda çalışılmalı ve eldiven kullanılmalı, Laboratuvarın havalandırılması Laboratuvarın havalandırılması sağlanmalıdır.

19 RADYASYON DOZİMETRİSİNDE İ İ İ NİCELİKLER VE BİRİMLER

20 Amacımız.. Radyasyondan korunmada, radyolojide hasta doz tahminlerinde kullanılan radyolojik nicelikleri ve birimlerini tanımlamaktır.

21 Radyolojik nicelikler; Işınlama dozu (exposure), X Absorblanmış Doz, D KERMA Eşdeğer doz (Equivalent Dose), H Etkin doz (Effective Dose), E

22 IŞINLAMA DOZU (Exposure), X Işınlama dozu (exposure), radyasyonun havada iyonizasyon yapma yeteneğine dayanan iyonizan elektromanyetik radyasyonun dozimetrik bir niceliğidir. Bu nicelik yalnızca havada iyonizasyona neden olan elektromanyetik radyasyon için tanımlanmıştır.

23 IŞINLAMA DOZU (Exposure), X X- ışınları hastayla (direkt ışın) veya personelle (saçılmış radyasyon) etkileşmeden önce, hava ile etkileşir. Exposure niceliği, havada belirli bir etki oluşturan X-ışınlarının kapasitesinin bir göstergesini vermektedir. Genellikle, X-ışınlarının dokuda oluşturacağı etki, havadaki etki ile orantılı olacaktır.

24 IŞINLAMA DOZU (Exposure), X Işınlama dozu (exposure), havanın birim kütlesinde elektromanyetik radyasyon (X ve gama ışınları) ) tarafından açığa ğ çıkarılan bütün elektronlar havada tamamen durdurulduğunda, havada oluşan aynı işaretli iyonların toplam elektrik yükü olarak ifade edilmektedir. X= dq/dm Işınlama doz birimi [SI] [C/kg]. ş do b [S ] [C/ g]. Işınlama dozunun önceki birimi Roentgen [R]. 1 R = 2.58 x 10-4 C/kg 1 C/kg = 3876 R

25 IŞINLAMA DOZ ŞİDDETİ, X/t Işınlama doz şiddeti, birim zamandaki ışınlama dozudur. Işınlama doz şiddeti birimi [SI] veya (eski birimde) [R/s]. Radyasyon korunmasında bu birim saniye yerine saat (h) olarak gösterilmektedir, (R/h).

26 ABSORBLANMIŞ DOZ, D Absorblanmış doz D, birim kütlede absorblanmış enerjidir. Bu nicelik herhangi bir malzeme için (yalnızca ışınlama dozu olan elektromanyetik radyasyon için değil) bütün iyonizan radyasyon için tanımlanmıştır. Birimi [SI] Gray y[ [Gy] dir. 1 Gy = J/kg. Önceki birimi rad idi. 1 Gy = 100 rad. D=dE/dm

27 ABSORBLANMIŞ DOZ VE IŞINLAMA DOZU ARASINDAKİ İLİŞKİ Şayet ışınlama dozu biliniyorsa bir malzemenin absorbladığı dozu hesaplamak mümkün. 1 R lik X-ışınlarına maruz kalan 1 gram havada absorblanan enerji rad dır. D( (rad)= fx(r) f.x(r) f değerleri ğ Foton Su Kemik Kas enerjisi 10 kev kev

28 ABSORBLANMIŞ DOZ, D ve KERMA KERMA (Kinetic Energy Released in a MAterial) bir malzemenin birim kütlesinde yüksüz iyonize radyasyon ileserbest hale getirilen il bütün yüklü iyonize parçacıkların ilk kinetik enerjilerinin toplamına oranı olarak ifade edilmekte de K = tr d m birim J/kg = Gray (Gy) Diagnostik radyolojide, Kerma ve absorblanmış doz, D birbirine eşittir.

29 BİR DOKU VEYA ORGANDAKİ ORTALAMA ABSORBLANMIŞ DOZ Bir doku veya organdaki ortalama absorblanmış doz D T, organda biriken enerjinin o organın kütlesine oranıdır.

30 IŞINLAMA DOZU ve ABSORBLANMIŞ DOZ veya KERMA Işınlama dozu uygun dönüşüm faktörleri kullanarak hava dozu veya kerma ile ilişkilendirilebilir. Örnek olarak, bir noktada 1 R lik ışınlama dozu oluşturan 100 kv X-ışınları ışınları, o noktada yaklaşık 8.7 mgy (0.87 rad) bir hava kerma ve yaklaşık 9.5 mgy (0.95 rad) bir doku kerma oluşturmaktadır

31 YUMUŞAK DOKUDAKİ ABSORBLANMIŞ DOZUN HAVADAKİNE ORANI Dokudaki absorblanmış doz değerleri yumuşak dokuyu temsil eden ortamın bileşimine bağlı olarak düşük bir yüzdeyle değişecektir. 80 kv ve 2.5 mm Al için, faktör 1.06 kullanılır: Yumuşak dokudaki daki doz= 106Ha 1.06 Havadaki adaki doz

32 EŞDEĞER DOZ, H Eşdeğer doz, absorblanmış doz ile boyutsuz olan radyasyon ağırlık faktörünün çarpımıdır. H = D.w R H = Eşdeğer doz D = Absorblanmış doz w R = Radyasyon ağırlık faktörü Dokudaki kive malzemedeki absorblanmış bl doz arasındaki karışıklığı önlemek için, eşdeğer dozun SI birimine sievert (Sv) denilmiştir. ş Eski birimi rem 1 Sv = 100 rem

33 RADYASYON AĞIRLIK FAKTÖRÜ, w R Tıpta kullanılan hemen hemen bütün radyasyon enerji türleri için, w R 1 e eşittir. Böylelikle; Absorblanmış Doz ve Eşdeğer Doz sayısal olarak eşittir. Enerji tipi ve düzeyi Fotonlar, bütün enerjileri 1 W R Elektronlar ve muonlar, bütün enerjileri 1 Nötronlar, enerjisi: < 10 kev 5 10 kev ile 100 kev 10 > 100 kev ile 2 MeV 20 > 2 MeV ile 20 MeV 10 > 20 MeV 5 Protonlar, recoil protonlardan başka, enerji > 2 5 MeV Alfa parçacıkları, fisyon ürünleri, ağır çekirdekler 20

34 ETKİN DOZ, E Vücudun tüm doku ve organlarındaki eşdeğer dozun neden olduğu stokastik etkilerin sonucunda oluşan hasarı göstermek amacıyla, her bir organ ve dokudaki eşdeğer doz, doku ağırlıkfaktörü faktörü, w T, ile çarpılır ve bu veriler tüm vücut üzerinden toplanarak Etkin doz (E) elde edilir. Vücuttaki farklı organ ve dokuların radyasyona maruz kalması, farklı şiddetlerde ve farklı olasılıklarda hasara neden olmaktadır.

35 ETKİN DOZ, E E = Σ T w T.H T E = etkin doz w T = Td doku veya organ için i ağırlık ğ kfaktörü ktöü H T = T doku veya organdaki eşdeğer doz veya E = D. w R. Σ T w T

36 DOKU AĞIRLIK FAKTÖRÜ, w T ORGAN / DOKU W T ORGAN / DOKU W T KEMİK İLİĞİ 0.12 AKCİĞER 0.12 MESANE 0.05 YEMEK 0.05 BORUSU KEMİK YÜZEYİ 0.01 DERİ 0.01 MEME 0.05 MİDE 0.12 KALIN 0.12 TİROİD 0.05 BAĞIRSAK GONADLAR 0.20 VÜCUDUN GERİ 0.05 KALANI KARACİĞER 0.05

37 RADYOLOJİK NİCELİKLERE GENEL BAKIŞ Daha önce sözü edilen bütün radyolojik nicelikler ışınlanmış malzemenin her noktasında farklı değerlere sahiptir. Havadaki doz, cilt dozundan ve derin dozdan farklıdır.

38 MESLEKİ DOZİMETRİDEKİ NİCELİKLER Yüzey ve derin dozlar genellikle personel dozimetrisinde kullanılan niceliklerdir. Bu nicelikler (msv) personel dozimetresinde, dokunun 1 cm derinliğinde ve cilt yüzeyinde alınan doku eşdeğeri dozları olduğu kabul edilmektedir. Genellikle, derin doz efektif doz olarak alınır.

39 HIZLANDIRICILARDA RADYASYON GÜVENLİĞİ

40 RADYASYON KAYNAKLARI İyonize radyasyon, hızlandırıcıların belli amaçlar için kullanımı sonucunda ortaya çıkar. Küçük hızlandırıcılar bile insanlara zararlı olacak seviyede radyasyon oluşturabilir. Hızlandırıcılarda iki çeşit radyasyon tehlikesi söz konusudur: Ani radyasyon İndüklenmiş aktivite

41 Ani Radyasyon y Ani radyasyon, genellikle, demet hattı bileşenlerinde ş (kolimatörler, durdurucular, demet dump, magnetler vb.) birincil (asıl) demetin istenerek ya da istenmeyerek kaybı ile oluşur. Asıl demetin kendisi ani radyasyon tehlikesi oluşturabilir. Ani radyasyon alanı sadece hızlandırıcı çalışıyorken vardır, hızlandırıcı kapatıldığında bu thlik tehlike azalır.

42 Parçacıkların tipi ve enerji spektrumları gibi ani radyasyon alanlarının karakteristikleri birincil parçacıklar ve parçacıkların etkileştiği materyaller ile belirlenir. Örneğin, ğ,yüksek enerjili elektronlar elektromanyetik sağanağa sebep olurken, yüksek enerjili protonlar hadronik kaskatlara neden olur. Her iki durumda da oluşan radyasyon alanı çoğunlukla nötron ve foton alanları karışımıdır. Bunlara ek olarak, müonlar çok yüksek enerjilerde önemli hale gelir.

43

44 Çok kalın zırhlamanın dışındaki nötron spektrumları, proton ve elektron hızlandırıcıları için benzerdir. Zırhı geçebilen yüksek enerjili nötronlardan oluşan bu nötron spektrumları, zırh katmanlarının dışında ikincil düşük enerjili bileşenleri içeren nötron spektrumları oluşturur.

45 Ani Radyasyon Alanının Karakteristikleri Protonların enerjisi i arttıkça, hızlandırılmış l protonların etkileştikleri noktanın yakınında bir yerde ani radyasyon alanı oluşur. Bu alan, hem fotonları hem de yüklü ve yüksüz parçacıkları içermektedir. e ed Etkileşme noktalarının yakınındaki ani radyasyonun y ölçülmesi (hedefte ve mermi yolunda absorblanan enerjinin hesaplanması) ve mevcut etkileşmeleri anlamayı mümkün kılan simülasyon kodları bulunmaktadır.

46 Nötronların, diğer parçacıklar ile karşılaştırıldığında kat edebilecekleri mesafe fazla olduğundan; hızlandırıcı dışındaki dkizırhlama kalınlığı l ğ nötronların sahip olabileceği enerji aralığına bağlı olarak belirlenir. Ayrıca, nötronların sadece radyasyon alanında bulunduğunu söylemek yanlış olur, çünkü zırh malzemenin çekirdeği tarafından yakalanarak gama yayınlanmasına da sebep olabilirler. l Bu nedenle nötronlar, yeterli kalınlıkta zırhlamaya sahip proton hızlandırıcılarınındışındakidışındaki ani radyasyon alanını her zaman arttırırlar.

47 İndüklenmiş Aktivite Birincil ve ikincil ani radyasyon çevrelenen materyallerle etkileşir ve indüklenmiş radyoaktivite oluşturabilir. Aktivite çoğunlukla, büyük demet kayıplarınınortayaçıktığı demet hattı bileşenlerinde (demet dump, kolimatörler, enjeksiyon noktaları vb.) meydana gelir. İndüklenmiş aktivite, materyal özelliklerine (tesir kesitleri) bağlıdır. Bu sebeple, aktivite, it demet hattı bileşenleri l iiçin i kullanılan l materyallerin akıllıca seçilmesi ile azaltılabilir.

48 Ayrıca gama kaynaklarından dış radyasyon çıkışı riski ile birlikte, aktive olmuş toz ve gazlardan beta kaynaklarının solunum ile alınması ve kontaminasyon tehlikesi i de vardır. İndüklenen aktivitenin yanında radyasyon y tarafından oluşan ozon ve diğer gazlar hızlandırıcı kapatıldıktan kısa süre sonra ortaya çıkabilir. H h t ll i i lt l Havanın, zırh materyallerinin, yer ve yer altı sularının aktivasyonu, çevresel etkileri nedeni ile dikkate alınmalıdır. Bu sebeple materyal aktivasyonu hızlandırıcı dizaynında dikkate alınmalıdır.

49 Ani Radyasyon Alanının Azaltılması Nötronların zırh malzemenin içinde aldıkları yolun azaltılma uzunluğu (attenuation lenght), zırh tarafından sağlanan doz eşdeğerinin azaltılmasını belirler. Nötronlar için zırhlama iki kriteri sağlamalıdır : Kaynak ile alan noktası arasında yeterli kütle (yüksek atomik kütleli liyoğun bir materyal) konulması 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 betondur çünkü yüksek hidrojen içeriğine sahiptir. Eğer daha yüksek yoğunluk istenirse, kaynak noktası civarında çelik zırh kullanılır.

50 Demir üzerine gelen nötronlar için toplam tesir kesiti MeV arasında kaldığı için çelik bu enerjide nötron geçirgendir. Bundan dolayı hidrojen içeren materyalin dış yüzeyi iher zaman çelikten sonra gelir.

51 Burada, Bir 20 enerji Şekilde, kaç MeV MeV yüksek değerinin beton lik altında, proton enerji malzemede üzerindeki (ρλ) limiti enerjilerinin tek değerlerde kg.m kgm enerjili -2 üzerinde, değerine nötronlara azalma sahiptir. mesafesinde ait azaltılma artış uzunluğu söz konusudur (ρλ), ve bu durumun enerjisine sebebi bağlı direkt olarak elastik görülmektedir. saçılma -2 olup beton 100 MeV malzemenin den fazla yoğunluğu enerjiye sahip ρ nötronlar, = 2400 kgm sahip yoluyla nötronların hedef -3 tür. oldukları büyük azaltma uzunluğundan dolayı zırh boyunca bir çekirdeklerle ğ nötron alanı etkileşmesidir. oluştururlar. l

52 Nötronların zırh malzemesi ile etkileşimleri sonucu, zırhın her mesafesinde daha düşük enerjili nötronlar ve yüklü parçacıklar yeniden üretilir. Yani, alanın herhangi bir noktasında en yüksek enerjili nötronlar, kaynaktan çıktıktan sonra hiçbir şekilde etkileşmeye girmeyen veya elastik saçılma yaparak enerjisinde çok az kayıp ve bununla beraber açısında az değişime uğrayan nötronlardır. Gl Gelen protonların (b bu proton hızlandırıcısının enerjisi i birkaç 100 MeV in üzerindedir) hedef malzeme ile ilk çarpışması sonucu oluşan yüksek enerjili nötronların (E n > 100 MeV ) yüzdesi, zırhın dışında d oluşacak ani radyasyon alanının büyüklüğünü belirler.

53 Şekil, hedeflerle etkileşen protonlar sonucu elde edilen ve enerjisi 100 MeV in üzerinde olan nötronların oranını proton enerjisine bağlı olarak göstermektedir. Nokta ile gösterilen değerler FLUKA99 ile hesaplanmıştır.

54 Zırh Dışındaki Doz Hızı Işın demeti ile zırh dışında 90 0 doğrultudaki bir noktada doz hızı; eşitliği ile bulunur. H π/2 : Kaynak kdeğeri r: kaynak ile istenilen nokta arasında uzaklık d: zırh kalınlığı λ: zırh maddesinin zayıflatma faktörü

55 Şekilde, TRIUMF da yapılmış zırhlamanın dikey bir bölümü görülmektedir. 049G 0.49 GeV Vlikbi bir proton demeti i m uzunluğunda ğ grafite geldiğinde durur. Taralı alanlar beton zırhlaması olan bölgeleri ve içi dolu noktalar ise BF 3 sayacı ile yavaşlatılmış ölçümlerin yerini göstermektedir. İçi boş daireler ise 12 C(n,2n) 11 C değerlerinin yerini belirtmektedir.

56 Zırh malzemeleri için zayıflatma faktörleri 56

57 HızlandırıcıAlanlarının Radyasyon Dozuna Göre Sınıflandırılması Alan Doz limiti (Yıllık)

58 Çevresel Etkiler İkincil Radyasyon Hızlandırıcılarda radyoaktif atıklardan radyasyon 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 çalışan personelin sağlığı açısından yatay düzlemde yapılması gerekir. Ancak dikey düzlemde zırhlama da bazen yapılabilir, bu durumda çoğu radyasyon (genelde nötron), hızlandırıcının tavan zırhlaması tarafından yayınlanırvebudış etkiye neden olur.

59 Radyasyon Güvenlik Sistemi (RSS) Hızlandırıcıya ait Radyasyon Güvenlik Sistemi (RSS) nin birincil amacı, ani radyasyon tehlikesinden insanları korumaktır. RSS genellikle birbirini tamamlayan iki alt sisteme ayrılır: Erişim Kontrol Sistemi (ACS) Radyasyon Kontrol Sistemi (RCS) ACS insanları tehlikeli ve sıklıkla öldürücü ü ü ani radyasyonun bulunduğu yer olan zırhlanmış bölgenin içerisinde olmaktan koruyan sistemdir. RCS ise demet ve radyasyon şartlarının her ikisini i i de sınırlandıran ve/veya içeren, normal ya da normal olmayan işletim şartları altında, zırhlamanın dışında potansiyel ani radyasyon tehlikelerinden insanları koruyan sistemdir.

60 ACS, insanları radyasyondan uzak tutarken, RCS, y y z, radyasyonu insanlardan uzak tutar.

61 Beam Containment System(BCS) BCS, istenilen yolda demeti koruyacak şekilde dizayn edilen aktif (akım monitörü, eğici magnetler, radyasyon dedektörleri vb,) ve pasif (demet dumpı, durdurucular, kolimatörler vb,) aletleri içerir. Bu aletler demetin et korunmasını sağlar. a.

62 Sonuç olarak; Düşük ve orta enerjili hızlandırıcılardaki radyasyon güvenliği sorunları, bütün parçacık hızlandırıcıları için benzerdir. Hızlandırıcılarda ortaya çıkan ani radyasyon, önlenmediği takdirde önemli bir tehlikedir. Ani ve artık radyasyon şiddetinin ve bunların çevresel etkilerinin i i belirlenmesi l ive korunmak kiçin i gerekli hesaplamaların uygun bir şekilde yapılması çok önemlidir.

63 REFERANSLAR: 1- Dr. Doğan Yaşar, RADYASYONDAN KORUNMA VE RADYASYON GÜVENLİĞİ, TAEK, ÇEKMECE NÜKLEER ARAŞTIRMA ve EĞİTİM MERKEZİ 2- Dr. Doğan Yaşar, RADYASYON DOZİMETRİSİNDE NİCELİKLER VE BİRİMLER, TAEK, ÇEKMECE NÜKLEER ARAŞTIRMA ve EĞİTİM MERKEZİ 3- Yard. Doç. Dr. Rahmi KÜÇER, THM PH için i RADYASYON GÜVENLİĞİ, V. YUUP Çalıştayı, Sullivan, A. H. A Guide to Radiation and Radioactivity Levels Near High Energy Particle Accelerators. (Ashford: Nuclear Technology Publishing) (1992). 5- RADIATION SAFETY SYSTEMS FOR ACCELERATOR FACILITIES, J. C. Liu, et al., Radiation Protection Dosimetry,Vol. 96, No 4, pp (2001) Nuclear Technology Publishing 6- RADIATION PROTECTION AT LOW ENERGY PROTON ACCELERATORS, L. E. Moritz, Radiation Protection Dosimetry Vol. 96, No 4, pp (2001) Nuclear Technology Publishing 7- ACCELERATOR RADIATION SAFETY, V. Vylet, Duke University, Durham, NC, USA

64 TEŞEKKÜRLER Prof. Dr. Baki Akkuş Yaz Okulu Başkanı Prof. Dr. Ömer Yavaş Bilim Kurulu Başkanı Prof. Dr. Pervin Arıkan Danışma Kurulu Başkanı Yrd. Doç. Dr. Hatice Duran Yıldız Düzenleme Kurulu Başkanı Dr. Doğan Yaşar Dr. Ela Ganioğlu

65 ÖDEV (2 Eylül - Çarşamba ş Saat 12 de teslim edilmeli.. ) 1- Üç tane bisküviniz var: Alfa, Beta, Gama Hangisini yersiniz (illa yemeniz gerekiyorsa!), hangisini cebinize koyarsınız, hangisinden kaçarsınız? 2- Hızlandırıcılarda ani radyasyon ve indüklenmiş aktivite nasıl oluşur? Azaltmak için neler yapılmalıdır? 3- Sınavda sorulmak üzere silindi