You need JavaScript to view this

Nuclear Accident Dosimetry at Argonne National Laboratory; Dosimetrie dans les Cas d'Accidents Nucleaires au Laboratoire National d'Argonne; 0421 041b 0423 0416 0411 0410 0414 ; Dosimetria en Casos de Accidente Nuclear en el Laboratorio Nacional de Argonne

Conference:

Abstract

This report summarizes current planning at Argonne National Laboratory with respect to dose determination following a criticality incident. The discussion relates chiefly to two types of commercially obtained dosimeter packages, and includes the results of independent calibrations performed at the Laboratory. The primary dosimeter system incorporates threshold detectors developed at Oak Ridge National Laboratory for neutron spectrum measurement. Fission foil decay calibration curves have been determined experimentally for scintillation counting equipment routinely used at Argonne. This equipment also has been calibrated for determination of sodium-24 activity in blood. Dosimeter units of the type designed at Savannah River Laboratory are deployed as secondary stations. Data from the neutron activation components of these units will be used to make corrections to, the neutron spectrum for intermediate as well as thermal energies. The epicadmium copper foil activation, for a given fluence of intermediate energy neutrons, has been shown relatively insensitive to neutron spectrum variations within the region, and a meaningful average of copper cross-section has been determined. Counter calibration factors determined at Argonne are presented for the copper, indium, and sulphur components. The total neutron fluence is computed using the corrected spectrum in conjunction with a capture probability function and the blood sodium  More>>
Authors:
Anderson, L. L.; Duffy, T. L.; Sedlet, J.; O'Neil, D. P. [1] 
  1. Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)
Publication Date:
Jun 15, 1965
Product Type:
Conference
Report Number:
IAEA-SM-56/5
Resource Relation:
Conference: Symposium on Personnel Dosimetry for Accidental High-Level Exposure to External and Internal Radiation, Vienna (Austria), 8-12 Mar 1965; Other Information: 18 refs., 4 figs., 3 tabs.; Related Information: In: Personnel Dosimetry for Radiation Accidents. Proceedings of a Symposium on Personnel Dosimetry for Accidental High-Level Exposure to External and Internal Radiation| 732 p.
Subject:
61 RADIATION PROTECTION AND DOSIMETRY; ABSORBED RADIATION DOSES; BLOOD; DIAGRAMS; ENVIRONMENTAL MATERIALS; FAST NEUTRONS; FLUORESCENCE; GAMMA RADIATION; NEUTRON FLUENCE; NEUTRON SPECTRA; RADIATION ACCIDENTS; REACTOR ACCIDENTS; SAVANNAH RIVER; SCINTILLATION COUNTING; THERMOLUMINESCENT DOSEMETERS; THRESHOLD DETECTORS
OSTI ID:
22202956
Research Organizations:
International Atomic Energy Agency, Vienna (Austria); World Health Organization, Geneva (Switzerland)
Country of Origin:
IAEA
Language:
English
Other Identifying Numbers:
Other: ISSN 0074-1884; TRN: XA13M3646023867
Submitting Site:
INIS
Size:
page(s) 645-662
Announcement Date:
Mar 06, 2014

Conference:

Citation Formats

Anderson, L. L., Duffy, T. L., Sedlet, J., and O'Neil, D. P. Nuclear Accident Dosimetry at Argonne National Laboratory; Dosimetrie dans les Cas d'Accidents Nucleaires au Laboratoire National d'Argonne; 0421 041b 0423 0416 0411 0410 0414 ; Dosimetria en Casos de Accidente Nuclear en el Laboratorio Nacional de Argonne. IAEA: N. p., 1965. Web.
Anderson, L. L., Duffy, T. L., Sedlet, J., & O'Neil, D. P. Nuclear Accident Dosimetry at Argonne National Laboratory; Dosimetrie dans les Cas d'Accidents Nucleaires au Laboratoire National d'Argonne; 0421 041b 0423 0416 0411 0410 0414 ; Dosimetria en Casos de Accidente Nuclear en el Laboratorio Nacional de Argonne. IAEA.
Anderson, L. L., Duffy, T. L., Sedlet, J., and O'Neil, D. P. 1965. "Nuclear Accident Dosimetry at Argonne National Laboratory; Dosimetrie dans les Cas d'Accidents Nucleaires au Laboratoire National d'Argonne; 0421 041b 0423 0416 0411 0410 0414 ; Dosimetria en Casos de Accidente Nuclear en el Laboratorio Nacional de Argonne." IAEA.
@misc{etde_22202956,
title = {Nuclear Accident Dosimetry at Argonne National Laboratory; Dosimetrie dans les Cas d'Accidents Nucleaires au Laboratoire National d'Argonne; 0421 041b 0423 0416 0411 0410 0414 ; Dosimetria en Casos de Accidente Nuclear en el Laboratorio Nacional de Argonne}
author = {Anderson, L. L., Duffy, T. L., Sedlet, J., and O'Neil, D. P.}
abstractNote = {This report summarizes current planning at Argonne National Laboratory with respect to dose determination following a criticality incident. The discussion relates chiefly to two types of commercially obtained dosimeter packages, and includes the results of independent calibrations performed at the Laboratory. The primary dosimeter system incorporates threshold detectors developed at Oak Ridge National Laboratory for neutron spectrum measurement. Fission foil decay calibration curves have been determined experimentally for scintillation counting equipment routinely used at Argonne. This equipment also has been calibrated for determination of sodium-24 activity in blood. Dosimeter units of the type designed at Savannah River Laboratory are deployed as secondary stations. Data from the neutron activation components of these units will be used to make corrections to, the neutron spectrum for intermediate as well as thermal energies. The epicadmium copper foil activation, for a given fluence of intermediate energy neutrons, has been shown relatively insensitive to neutron spectrum variations within the region, and a meaningful average of copper cross-section has been determined. Counter calibration factors determined at Argonne are presented for the copper, indium, and sulphur components. The total neutron fluence is computed using the corrected spectrum in conjunction with a capture probability function and the blood sodium result. One or more specifications of neutron dose then may be calculated by applying the spectral information to the appropriate conversion function. The gamma portion of the primary dosimeter package contains fluorescent rods and a thermoluminescent dosimeter in addition to a two-phase chemical dosimeter. The gamma dosimeter in the secondary package is a polyacrylamide solution which is degraded by exposure to gamma radiation. The absorbed dose is derived from a measured change insolution viscosity. Difficulties in evaluation, placement, and storage stability are discussed. Plans have been formulated to determine phosphorus-32 in biological materials in order to obtain a fast- neutron dose, to analyse environmental materials for neutron activation products, and to determine the total number of fissions. Administrative control of dose determination will be facilitated with a manual which lists dosimeter locations and handling and counting procedures as well as formulae for dose calculations. (author) [French] La communication resume les mesures actuellement prevues au Laboratoire national d'Argonne pour evaluer les doses recues a la suite d'un accident de criticite. L'etude porte essentiellement sur deux types d'ensembles dosimetres en vente dans le commerce et donne les resultats d'operations de calibrage effectuees independamment au Laboratoire. Le reseau primaire de dosimetrie est constitue par des detecteurs a seuil mis au point au Laboratoire national d'Oak Ridge pour la mesure des spectres de neutrons. On a determine experimentalement, d'apres la decroissance d'activite de feuilles a fission, des courbes d'etalonnage pour les appareils de comptage a scintillation couramment utilises a Argonne. Ce materiel a egalement ete etalonne pour la mesure de l'activite du sodium-24 dans le sang. Des ensembles dosimetres du type mis au point au Laboratoire de Savannah River constituent le reseau secondaire. Les donnees fournies par les cellules de ces appareils qui detectent les neutrons par activation permettront de proceder a des corrections du spectre neutronique pour les energies intermediaires et pour les energies thermiques. L'activation epicadmique d'une feuille de cuivre, pour une fluence donnee des neutrons d'energie intermediaire, se revele relativement insensible aux variations du spectre neutronique dans la region consideree et on a pu determiner une moyenne significative pour la section efficace dans le cuivre. Le memoire donne les facteurs d'etalonnage des compteurs, calcules a Argonne pour les cellules au cuivre, a l'indium et aux composes du soufre. Les auteurs calculent la fluence totale des neutrons en utilisant le spectre corrige en conjonction avec une fonction de probabilite de capture et le resultat pour le sodium du sang. On peut alors obtenir une ou plusieurs specifications de la dose des neutrons, en appliquant la fonction de conversion appropriee aux renseignements obtenus sur le spectre. L'element de l'ensemble dosimetre primaire destine a mesurer les rayons gamma contient des baguettes fluorescentes et un dosimetre a thermoluminescence en plus du dosimetre chimique a deux phases. Le dosimetre gamma de l'ensemble secondaire est une.solution de polyacrylamide qui se degrade sous l'effet des rayons gamma. On calcule la dose absorbee a partir de la valeur mesuree du changement de viscosite de la solution. Le memoire signale les difficultes que presentent l'evaluation des resultats, le choix de l'emplacement et la stabilite pendant le stockage. Des methodes sont etablies pour le dosage du phosphore-32 dans les matieres biologiques, lequel vise a obtenir la dose de neutrons rapides, a analyser les matieres prelevees dans le milieu ambiant pour y doser les produits resultant de l'activation par les neutrons et a determiner le nombre total de fissions. Le controle administratif des operations de dosimetrie est facilite par un manuel qui enumere les emplacements des appareils, precise les methodes de manipulation et de comptage et donne les formules de calcul de la dose. (author) [Spanish] El informe resume las medidas cuya adopcion se preve actualmente en el Laboratorio Nacional de Argonne para evaluar las dosis recibidas a consecuencia de un accidente de criticidad. Discute principalmente dos tipos de dosimetro que se encuentran en el comercio e indica los resultados de calibraciones independientes que se ejecutaron en el citado laboratorio. La red primaria de dosimetria esta constituida por detectores de umbral perfeccionados en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge para medir espectros neutronicos. En funcion del decrecimiento de la actividad de las laminas de fision se han determinado experimentalmente las curvas de calibracion para los contadores de centelleo que se emplean corrientemente en Argonne. Este mismo equipo se ha calibrado tambien para determinar la actividad de sodio-24 en la sangre. La red secundaria comprendre dosimetros del tipo disenado en el Laboratorio de Savannah River. Los datos proporcionados por las celdas de estos dispositivos que detectan los neutrones por activacion permitiran introducir correcciones en el espectro neutronico para las energias intermedias y termicas. Se ha demostrado que para una afluencia determinada de neutrones de energia intermedia la activacion de una lamina de cobre por neutrones epicadmicos, no varia apreciablemente con las modificaciones del espectro neutronico en esa region, y se ha obtenido una media muy significativa para la seccion eficaz del cobre. La memoria presenta factores de calibracion de contadores, determinados en Argonne para los componentes cobre, indio y azufre. La afluencia neutronica total se calcula empleando el espectro corregido, en combinacion con Una funcion de probabilidad de captura y el resultado correspondiente al sodio en la sangre. Si se aplican estos datos a la funcion de conversion apropiada, se pueden calcular una o mas especificaciones de la dosis neutronica. El elemento del dosimetro primario destinado a la medicion de los rayos gamma contiene varillas fluorescentes y un dosimetro termoluminiscente, ademas de un dosimetro quimico de tipo bifasico. La radiacion gamma se mide en el dosimetro secundario con una solucion de poliacrilamida que se degrada por efecto de las radiaciones. La dosis absorbida se calcula sobre la base de la variacion de la viscosidad de esa solucion. La memoria discute las dificultades que presentan la evaluacion de los resultados, la eleccion del emplazamiento y la estabilidad durante el almacenamiento. Se han propuesto metodos para valorar el ftisforo-32 en materiales biologicos con el fin de obtener la dosis de neutrones rapidos, analizar los productos de activacion neutronica en las sustancias de que se compone el medio ambiente, y determinar el numero total de fisiones. El control administrativo de las operaciones dosimetricas se vera facilitado por el empleo de un manual que enumera el emplazamiento de los dosimetros, la manera de manejarlos y los procedimientos de recuento, e indica las formulas que se han de utilizar en el calculo de las dosis. (author) [Russian] V doklade obobshhaetsja problema tekushhego planirovanija v Argonskoj nacional'noj laboratorii v otnoshenii opredelenija dozy obluchenija posle avarijnoj kritichnosti. Obsuzhdenie svjazano v osnovnom s dvumja tipami izgotovljaemyh promyshlennost'ju kompaktnyh dozimetricheskih ustrojstJo i vkljuchaet rezul'taty provedennyh nezavisimo kolibrovanij, vypolnennyh v laboratorii. V pervichnuju dozimetricheskuju sistemu vkljuchajutsja porogovye detektory, razrabotannye v Okridzhskoj nacional'noj laboratorii dlja izmerenija spektrov nejtronov. Jeksperimental'no vyvedeny kalibrovochnye krivye raspada fol'gi iz deljashhegosja materiala dlja postojanno ispol'zuemogo v Argone scintilljacionnogo schetnogo oborudovanija. Jeto oborudovanie kalibrovano takzhe dlja opredelenija aktivnosti natrija-24 v krovi. Dozimetricheskie bloki razrabotannogo v laboratorii Savanna River tipa ispol'zujutsja v kachjostve vtorichnyh stancij. Dannye, postupajushhie ot komponentov jetih blokov, svjazannyh s aktivaciej nejtronami, budut ispol'zovat'sja dlja vnesenija izmenenij v nejtronnyj spektr dlja promezhutochnyh, a takzhe teplovyh znachenij jenergii. Zakadmievaja aktivacija mednoj fol'gi pri dannom znachenii nejtronov promezhutochnoj jenergii okazalas' sravnitel'no nechuvstvitel'noj k izmenenijam v nejtronnom spektre v jetoj oblasti. Byla opredelena znachimaja srednjaja velichina poperechnogo sechenija medi. Kojefficienty kalibrovanija schetchika, opredelennye v Argone, predstavljajutsja dlja komponentov medi, indija i sery. Obshhij potok nejtronov rasschityvaetsja s ispol'zovaniem ispravlennogo spektra sovmestno s funkciej verojatnosti zahvata i rezul'tatom issledovanija soderzhanija natrija v krovi. V takom sluchae, mozhet byt' rasschitana odna ili neskol'ko specifikacij nejtronnoj dozy putem primenenija informacii otnositel'no spektra k sootvetstvujushhej funkcii preobrazovanija . V gamma-chasti v pervichnom kompaktnom dozimetricheskom ustrojstve imejutsja fluorescentnye sterzhni i termoljuminescentnyj dozimetr, pomimo dvuhfaznogo himicheskogo dozimetra. Gamma-dozimetrom vo vtorichnom ustrojstve javljaetsja rastvor poliakrilamida, kotoryj raspadaetsja pri obluchenii gamma-izlucheniem Velichina pogloshhennoj dozy vyvoditsja v rezul'tate izmerenija izmenenij vjazkosti rastvora. Obsuzhdajutsja trudnosti ocenki, razmeshhenija i obespechenija ustojchivosti pri hranenii. Sostavleny plany opredelenija soderzhanija fosfora-32 v biologicheskih materialah s cel'ju poluchenija velichiny dozy bystryh nejtronov, analiza materialov okruzhajushhej sredy na predmet opredelenija produktov aktivacii nejtronami i s cel'ju opredelenija obshhego chisla delenij. Osushhestvleniju administrativnogo kontrolja za opredeleniem dozy budet sodejstvovat' rukovodstvo, v kotorom perechisljajutsja mestoraspolozhenija dozimetrov i procedury obrabotki i scheta, ravno kak formuly dlja rascheta doz. (author)}
place = {IAEA}
year = {1965}
month = {Jun}
}