Korszerű Nukleáris Elemanalitikai Módszerek és Alkalmazásaik I. félév 7. előadás. Sugárvédelem

Korszerű Nukleáris Elemanalitikai Módszerek és Alkalmazásaik I. félév 7. előadás

Sugárvédelem Kis Zoltán, Kasztovszky Zsolt [email protected] [email protected]

MTA Energiatudományi Kutatóközpont, Nukleáris Analitikai és Radiográfiai Laboratórium 1121 Budapest, Konkoly Thege Miklós u. 29-33., XVII/A. ép. 209. és 206. sz.

ELTE TTK, 2014

Fő témakörök

A. Sugárfizika és dozimetria B. Sugárbiológia és sugáregészségtan

C. Sugárvédelem, nukleárisbaleset-elhárítás D. Radioaktív hulladéktárolás, radioökológia

Történeti áttekintés • 1895 November 8: Wilhelm Röntgen felfedezi az X-sugarakat • 1896 Január: Klupathy Jenő és Eötvös Loránd röntgenfelvételt készít Eötvös kezéről. • 1896 Hőgyes Endre felveti a sugarak biológiai hatékonyságának és terápiás használatának lehetőségét • 1896 Becquerel uránt tartalmazó ércben felfedezi a természetes radioaktivitást • 1897 Thomson felfedezi az elektront • 1898 Marie és Pierre Curie két új “radioaktív” kémiai elemet izolál: polónium és rádium • 1902 Rutherford és Soody felfedezi, hogy alfa- és béta-sugárzás kibocsátás során kémiai elemátalakulás megy végbe • 1911 Rutherford feltételezi az atommag létét (alfa-részecskékkel végzett szórási kísérletek) A.1. Sugárfizika és dozimetria: Történeti áttekintés, a radioaktivitás alapfogalmai.

3

Történeti áttekintés • 1913

Hevesy Gyögy Bécsben felfedezi a radioaktív nyomjelzés technika lehetőségét

• 1914-18

Röntgen automobilok az I. világháborúban

• 1928

Müller felfedezi, hogy röntgensugarakkal besugárzott legyekben mutációkat lehet létrehozni

• 1928

Első nemzetközi sugárvédelmi szervezet létrehozása Stockholmban (az ICRP elődje)

• 1932

James Chadwick felfedezi a neutront (9Be + 4He  12C + neutron)

• 1934

Joliot-Curie és Irene Curie felfedezi a mesterséges radioaktivitást (27Al +   30P)

A.1. Sugárfizika és dozimetria: Történeti áttekintés, a radioaktivitás alapfogalmai.

4

Történeti áttekintés • 1938 Otto Hahn, Fritz Strassman és Lise Meitner felfedezik a maghasadást.

• 1939 Szilárd Leó szabadalmaztatja a neutron-láncreakciót • 1942 Fermi megindítja az első kísérleti atomreaktort Chicagoban • 1945 Hirosimára és Nagaszakira ledobják az atombombát • 1948 Első elektromos áramtermelés fissziós reaktorból (Oak Ridge, US) • 1950 Első hidrogénbomba tesztek Nevadában

• 1954 Magyarországra érkezik az első mesterségesen előállított radioizotóp-szállítmány (32P, 60Co) a Szovjetunióból • 1956 Első teljes kiépítésű áramtermelő erőmű (Calder Hall, UK) • 1956 A Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (IAEA) megalakulása A.1. Sugárfizika és dozimetria: Történeti áttekintés, a radioaktivitás alapfogalmai.

5

Történeti áttekintés • 1963 Első magyar nyelvű sugárbiológia könyv (Várterész Vilmos) • 1965 Megkezdi működését az Országos Személyi Dozimetriai Szolgálat

• 1979 Az első atomerőműi baleset Three Mile Island-on • 1980 Az első magyar atomtörvény • 1983 Az első magyar atomerőmű Pakson

• 1986 Csernobil • 1996 A második magyar atomtörvény (1996. évi CXVI. Tv.) • 2000 A 16/2000((VI. 8.) EüM rendelet a végrehajtásáról

• 2001 Terrorizmus veszélye • 2011 Fukusima TANULNI, TANULNI, TANULNI:

pl. „sugárfertőzés” HELYTELEN, helyette „sugárterhelés” vagy „sugárártalom” A.1. Sugárfizika és dozimetria: Történeti áttekintés, a radioaktivitás alapfogalmai.

6

A radioaktivitás alapfogalmai • 1870 Mengyelejev: kémiai elemek periódusos rendszere • 1913 Bohr-féle atommodell (analógia: Naprendszer) • A klasszikus fizika csak közelítő jelleggel érvényes

• Atommag mérete: 10-13 cm • Atomi átmérő: 10-8 cm • Diszkrét mennyiségek, változások • Az atom sematikus ábrázolása: héjszerkezet ill. felhőszerű elektronhéj (elektron megtalálási valószínűsége)


7

A radioaktivitás alapfogalmai • Az atommag alkotórészei: • protonok (p+) • neutronok (n) • Rendszám (Z) = protonszám • Tömegszám (A) = protonszám + neutronszám • Izotóp: adott rendszámú (Z) elem különböző tömegszámú (A1, A2, …) atomjai • Neutron/Proton arány a tömegszám növekedésével nő: 1  ~1,6 • Stabil izotópok:

nem sugaraznak

• Instabil (radioaktív) izotópok: sugárzók • Jelölés (X kémiai elem):

A X Z


8

A radioaktivitás alapfogalmai • Spontán jelenség • Az instabil atommagok radioaktív bomlással (bomlási láncolattal) stabil atommagokká alakulnak • A bomlást radioaktív sugárzás kíséri

bomlás Aktivitás  sec • Mértékegysége:

• korábban:

becquerel (Bq)

curie (Ci) 1 Ci 1 mCi

= 37 GBq = 37 MBq


= 3,7 × 1010 Bq = 3,7 × 107 Bq

9

A radioaktivitás alapfogalmai • Az időegység alatt elbomló magok száma (az aktivitás):

A

dN    N dt

A  A0  e   t

• A felezési idő (T1/2):

N : a t időpillanatban még el nem bomlott magok száma  : bomlási állandó (1/sec) A0: az aktivitás értéke t = 0 időpillanatban A : t idő múlva mérhető aktivitás (exponenciális csökkenés)

egy felezési idő alatt az induló aktivitás lefeleződik

A(T1/ 2 )  A0 / 2  A0  e   T1 / 2 • adott izotópra jellemző • állandó • pl.: H-3 12,34 év C-14 5730 év Co-60 5,271 év

T1/ 2 

Tc-99m I-131 Cs-137

ln2 0,693   

6 óra 8 nap 30 év


10

Az ionizáló sugárzások típusai, jellemzői. Az alfa-bomlás. (háttéranyag) Alfa-bomlás: Nehéz magok esetén (Z > 83, A > 170) • 2 protonból és 2 neutronból álló He atommag (részecske) lökődik ki – A Coulomb-erők nem tudják a magot stabilizálni – Értelmezés: alagúteffektus – hullámmechanika – 39 MeV energia/bomlás, diszkrét energia-eloszlás  bomlás A Z

X



A 4 Z 2

X  24He 2   

• Következmények: – Rendszám kettővel csökken – Tömegszám néggyel csökken – Radioaktív sugárzás(ok) lép(nek) fel A.2. Sugárfizika és dozimetria: Az ionizáló sugárzások típusai, jellemzői és a sugárzás kölcsönhatása az anyaggal.

11

Az ionizáló sugárzások típusai, jellemzői. A béta-bomlás. (háttéranyag) Béta-bomlás: Bármely kémiai elem esetén

• A magból nagyenergiájú elektron (-) vagy pozitron (+) lép ki, vagy a mag elektronbefogással (EC) stabilizálódik • Proton/neutron arány változik, a mag energetikailag kedvezőbb állapotba jut   bomlás

• Negatív béta-bomlás:

A Z

X



A Z 1

X     ~   

– Rendszám eggyel nő – Tömegszám nem változik – Radioaktív sugárzás(ok) lép(nek) fel

• Pozitív béta-bomlás ill. EC: – – – –

  bomlás A Z

X

Rendszám eggyel csökken Tömegszám nem változik +  annihilációs sugárzás EC  nincs  -sug., csak karakt. rtg, esetleg Auger-elektron



A Z 1

X        

A.2. Sugárfizika és dozimetria: Az ionizáló sugárzások típusai, jellemzői és a sugárzás kölcsönhatása az anyaggal.

12

Az ionizáló sugárzások típusai, jellemzői. A gamma-sugárzás. (háttéranyag) Gamma-sugárzás • A mag energiaállapota nagyobb az alapállapotinál: gerjesztett állapotban van • A felesleges energiát tisztán -sugárzás formájában adja le: – Rendszám és tömegszám nem változik – Elektromágneses-sugárzás: 2 keV  7 MeV – Izomer átmenet: hosszú felezési idő


A Z

X*

A Z

X 

13

Az ionizáló sugárzások típusai, jellemzői Sugárzás: közvetítő közeg nélküli tömeg- és/vagy energiaáramlás – Az energia kibocsátása: részecske vagy elektromágneses sugárzás révén – Mértékegysége: eV (1 MeV = 1,6 × 10-13 J)

Ionizáló sugárzás: a sugárzás energiája elegendő az ionizációhoz Fajta

Típus - Forrás

4

alfa () béta ()

Sugár-részecske

RADIOAKTÍV BOMLÁS során az atommagból lépnek ki

2He

++

Hatótávolság levegőben néhány cm

e- , e+

~3 m/Mev

foton

áthatoló

neutron

áthatoló

Pl.: proton, hasadási termékek

kevéssé áthatoló

gamma () röntgen

Elektronhéjban keletkezik: fékezési ill. karakterisztikus

neutron

Maghasadás ill. magreakció során atommagból lép ki

töltött részecskék

Gyorsítók, kozmikus sugárzás, atomreaktor


14

A sugárzás kölcsönhatása az anyaggal. (háttéranyag) KH fajtája

Keletkező részecske vagy Egyéb hatás

Ionizáció

Ionpárok jönnek létre

Primer ill. szekunder ionizáció

Kinetikus energia átadása Szóródás, visszalökődés

Ionizáció esetén: csak a kötési energián felüli rész

Gerjesztés

Rtg.sug., Auger-elektron, molekulák: kötésszakadás, hő lumineszcencia,

Energia kisebb az ionizációs energiánál. Molekulák: transzlációs, forgási és vibrációs folyamatok

Magreakció

Új magok

Bombázó részecske

Radiatív folyamat

Elektromágneses sugárzás

Nagysebességű töltött részecskék mozognak a közegben

– atomi – molekuláris

– Fékezési rtg. – Cserenkov-sug.


15

A sugárzás kölcsönhatása az anyaggal

• Alapja az energiaátadás – nem az átadott energia mennyisége a döntő • 5 J/kg = ( 5 gray )  0,001 oC

– kis térfogat  nagy energiasűrűség

• Következmény – élettelen anyag: mérés és védelem (minőség és erősség) – élő anyag: fizikai - kémiai - biológiai hatás


16

A sugárzás kölcsönhatása az anyaggal Nincs érzékszervünk a sugárzás érzékelésre  csak műszerrel mérhetők: • az észlelt hatás arányos kell legyen a mérni kívánt dozimetriai mennyiséggel

Alapelv: • sugárenergia nyelődik el, amely fizikai vagy kémiai folyamatokat vált ki Elnyelt energia sorsa: ionizáció, gerjesztés • közvetlenül mérhető: elektronok, fény vagy • mérhető kémiai (feketedés), fizikai (hő) változások következnek be A.2. Sugárfizika és dozimetria: Az ionizáló sugárzások típusai, jellemzői és a sugárzás kölcsönhatása az anyaggal.

17

A sugárzás kölcsönhatása az anyaggal


18

Dózisfogalmak, egységek (általános fogalmak) Elnyelt dózis, D (fizikai mennyiség) A besugárzott anyag dV térfogatelemével közölt energia várható értékének () és a térfogat tömegének (dm) hányadosa (J.kg-1, Gy, gray)

D  lim

D

d dm

 m

m0

Infinitezimális térfogat: pontonkénti energia leadás → az anyaggal közölt energia térbeli eloszlása is leírható Ha a térbeli eloszlás véges kiterjedésben állandónak tekinthető, akkor műszerrel mérni lehet az elnyelt dózist.

A.3. Sugárfizika és dozimetria: Dozimetriai fogalmak, egységek.

19

Dózisfogalmak, egységek (általános fogalmak) Sugárvédelmi működési és sugárvédelmi korlátozási célra alkotott dozimetriai mennyiségek és kapcsolatuk MŰKÖDÉSI mennyiségek (ICRU) – Környezeti dózisegyenérték, H*(d) – Irányszerinti dózisegyenérték, H´(d,) – Személyi dózisegyenérték, Hp(d)

• Mérhetők • Korlátozási mennyiségek becslésére


KORLÁTOZÁSI mennyiségek (ICRP) – Szervben elnyelt dózis, DT – (szervi) Egyenérték dózis, HT – Effektív dózis, E

• Közvetlenül nem mérhetők • Egyéni sugárterhelés korlátozása

20

Dózisfogalmak, egységek. Korlátozási mennyiségek.

Korlátozási mennyiségek alaptulajdonságai: • Átlagoló jellegűek  átlagos elnyelt dózisra alapulnak • Figyelembe veszik a sugárzás típusát és energiáját  sugárzási súlytényező

• Figyelembe veszik a szervek különböző érzékenységét  szöveti súlytényező Átlagos elnyelt dózis szövetben, szervben (DT) A besugárzott anyag térfogatelemében elnyelt energia és a térfogat tömegének hányadosa, egysége (J.kg-1, Gy)

1 DT  mT

d  m dmdm  mT T sugárzási súlytényező


Egyenérték dózis

Effektív dózis

szöveti súlytényező 21

Dózisfogalmak, egységek. Korlátozási mennyiségek. Egyenérték dózis (HT,R) Károsító hatás függ az R sugárzástól, adott T szervre vagy szövetre (J.kg-1, Sv, sievert)

H T , R  wR  DT , R H T  R H T , R

DT,R: az R sugárzás átlagos elnyelt dózisa a T szövetben wR: sugárzási súlytényező (nagy LET  nagy wR)

Sugárzásfajták és energia tartományok

Sugárzási súlytényező, wR (ICRP 1991)

Gamma sugárzás, elektronok, müonok

1

Neutronok: <10 keV 10-100 keV 100 keV - 2 MeV 2 MeV - 20 MeV > 20 MeV

1 10 20 10 5

Protonok: > 2 MeV

5

Alfa-részecskék, nehézmagok, hasadvány termékek

20


22

Dózisfogalmak, egységek. Korlátozási mennyiségek. Effektív dózis (E) Az emberi test összes szövetére, szervére (T) vonatkozó, a szövet, szerv érzékenységének megfelelően súlyozott egyenérték dózisok összege, (J.kg-1, Sv)

E   wT  wR  DT , R   wT  H T T

R

Szövet, szerv

wT: szöveti súlytényező (kifejezi a sztochasztikus károsodás valószínűségét)

T

Szöveti súlytényező, wT (ICRP 1991)

Az effektív dózis megegyezik

Ivarszervek

0,2

eloszlásban kapott dózissal, mely

Vörös csontvelő, vastagbél, tüdő, gyomor

0,12

a késői sugárhatások (daganatos

Hólyag, emlő, máj, nyelőcső, pajzsmirigy

0,05

Bőr, csontfelszín

0,01

Maradék

0,05


azzal az egésztestben egyenletes

betegségek, öröklődő ártalmak stb.) ugyanakkora kockázatával jár mint a szövetek külön-külön besugárzásával

kapott

szöveti

dózisok együttesen. 23

Az ionizáló sugárzás biológiai hatásai Az ionizáló sugárzás alkalmazása előnyökkel jár, de számolni kell a káros hatásokkal is : fizikai, kémiai, biológiai és az egész szervezetet érintő elváltozások, károsodások léphetnek fel.

Az evolúció során – ózonpajzs nélkül – sokkal nagyobb volt a sugárterhelés. Később az élővilág alacsonyabb sugárzási szinthez alkalmazkodott  kis dózisok is lehetnek károsak

A sugárhatás többlépcsős: • Fizikai • Fizikai-kémiai • Kémiai-biokémiai • Biológiai • Élettani

B.1. Sugárbiológia és sugáregészségtan: Az ionizáló sugárzás biológiai hatásai. Sugárzás hatását módosító fizikai, biológiai és kémiai tényezők.

24

Az ionizáló sugárzás biológiai hatásai. (háttéranyag)


25

Az ionizáló sugárzás biológiai hatásai A sugárzás a biológiai molekulákat károsíthatja:

Közvetlenül: Az energia a biológiai célpontban nyelődik el. A találat valószínűsége a célpont nagyságától és gyakoriságától függ. Indirekt módon: a reaktív anyagok (szabadgyök, hidratált elektron) a környező molekulákban képződnek (víz) és diffúzióval jutnak el a biológiai célponthoz. Szabad gyök: atom vagy molekula egy vagy több párosítatlan vegyérték elektronnal, vagy nyitott elektronhéjjal (H●, OH●) Kémiai fázis: szabad gyökös reakciók befejeződnek (kb. max. 1 s) B.1. Sugárbiológia és sugáregészségtan: Az ionizáló sugárzás biológiai hatásai. Sugárzás hatását módosító fizikai, biológiai és kémiai tényezők.

26

Az ionizáló sugárzás biológiai hatásai MIÉRT OLYAN KRITIKUS JELENTŐSÉGŰEK A DNS -KÁROSODÁSOK? • A sejtek létrehozásához és működéséhez szükséges genetikai információ hordozója a DNS, mely különösen osztódó sejtekben, illetve a sejtosztódás során a sejt viszonylag kis térfogatában koncentrálódik • A sejtosztódás kivételével az egyes DNS molekuláknak csak egyetlen példánya van jelen a sejtben • DNS hibák nem csak sugárzás hatására keletkeznek • A sejtek csak viszonylag egyszerű DNS hibák kijavítására képesek • A súlyosan károsodott DNS molekulák lecserélésére vagy pótlására nincs lehetőség. B.1. Sugárbiológia és sugáregészségtan: Az ionizáló sugárzás biológiai hatásai. Sugárzás hatását módosító fizikai, biológiai és kémiai tényezők.

27

Az ionizáló sugárzás hatását módosító tényezők. (háttéranyag) Fizikai tényezők: • sugárzás fajtája: • dózisteljesítmény: • dózisfrakcionálás: • hőmérséklet:

RBE ha nő  általában a károsodás is nő adott dózis több részletben  károsodás csökken ha nő  általában a károsodás is nő (hipertermiás kezelés)

Relatív biológiai hatékonyság (RBE) Ugyanazon biológiai hatás kiváltásához szükséges dózis a 250 kV rtg vagy 60Co sugárzás dózisához (Dref) viszonyítva

RBE 

Dref DT


28

Az ionizáló sugárzás hatását módosító tényezők. (háttéranyag) Kémiai tényezők: • oxigénhatás: • víztartalom: • érzékenyítő vegyületek: • sugárvédő vegyületek: • szabadgyök-fogók • tiol-reaktív vegyületek • antioxidánsok:

OER ha nő  általában a károsodás is nő (radiolízis) daganatkezelés csökkentik a károsító hatást, de utólagos kezelésre nem alkalmasak

semlegesítik a szabad gyököket

Oxigénhatás (OER)

Hányszor érzékenyebb a sejt, ha nitrogén helyett adott oxigénkoncentrációnál sugarazzák be. (2 – 4) Az oxigén kiemelkedően sugárszenzitizáló: segíti a szabad gyök képződést


29

Az ionizáló sugárzás hatását módosító tényezők. (háttéranyag) Biológiai tényezők: • sejtciklus állapota:

mitózis (osztódás) a legérzékenyebb, késői S fázis a legrezisztensebb

• sejtbiológiai képességek – hormezis: – alkalmazkodási válasz: – génállapot: • •

életkor, nem: antioxidáns kapacitás:

kis dózisok stimuláló hatása megelőző kis dózis csökkenti egy későbbi nagy dózis hatását öröklött hajlamok

csecsemők, gyermekek, idősek érzékenyebbek növeli az ellenálló képességet (vitaminok)

Újabban kapott figyelmet: • gén- és kromoszóma instabilitás kialakulása • közelhatás lehetősége, amikor a "találatot" kapott sejt szomszédjai is sérülnek


30

Az élővilág sugárérzékenysége Néhány faj sugárérzékenységének összehasonlítása

Élővilág sugárérzékenysége:

LD50/30 érték Rendkívül széles skála: ~3 Gy (emlősök)  ~10000 Gy (mikroorganizmusok)


31

Biológiai hatások osztályozása

A) hatás alanya szerint - szomatikus - genetikai B) besugárzás óta eltelt idő szerint - azonnali - késői C) hatás bekövetkeztének valószínűsége szerint - sztochasztikus - determinisztikus B.2. Sugárbiológia és sugáregészségtan: A sugárzás dózisa és az okozott biológiai hatás jellege (sztochasztikus és determinisztikus hatások).

32

A biológiai hatás jellege Szöveti/szervezeti hatás

• genom változás egy-, vagy néhány sejtben  sztochasztikus hatás • rák • genetikai károsodás szomatikus sejtben / öröklött károsodás az utódsejtben

• sok sejtnek a pusztulása  determinisztikus hatás • korai: funkcionális változások a véráramban, idegrendszerben; apoptózis, reproduktív sejthalál: funkcionális sejtek halálának tünetei (bél, csontvelő) • késői: szemlencse cataracta, atrófia, fibrózis, érrendszeri károsodások

B.2. Sugárbiológia és sugáregészségtan: A sugárzás dózisa és az okozott biológiai hatás jellege (sztochasztikus és determinisztikus hatások).

33

A biológiai hatás jellege • Sztochasztikus: – – – –

küszöbdózis nélküli, gyakorisága dózisfüggő, súlyossága nem; egy, vagy néhány sejt károsodásának a következménye; jelentős az átlagpopuláció sugárvédelme szempontjából.

Daganat akár évtizedekkel az expozíció után is kifejlődhet. Öröklődő károsodás az érintett személyek utódaiban.

• Determinisztikus:

– küszöbdózis, – súlyossága dózisfüggő; – jelentős számú sejt halála miatt alakul ki (pl. halál, ha a csontvelő sejtek >99,9 %-a elhal); – lényeges a dózis határértékek jelentős túllépése esetén. Akut sugárbetegség órák-hónapok múlva alakul ki (csontvelő, bél, bőr, stb.) lokális és/vagy általános tünetekkel. Krónikus sugárbetegség hónapokkal, évekkel később alakul ki, gyakran érkárosodás miatt, fibrozis és/vagy állandó sejtveszteség, főleg lokális expozíció után.

Determinisztikus hatások: küszöbdózisaik (~0,5Gy – néhány Gy) jóval meghaladják a sugárvédelmi egyenérték dózis korlátok értékeit


34

A biológiai hatás jellege. Expozíciós példák. A hatás jellege elsősorban az elnyelt energiától függ. természetes háttér: egy lehetséges viszonyítási alap természetes háttér felett: • foglalkozási dóziskorlát • biológiai kimutatási határ • sugárbetegség természetes háttér alatt: • lakossági dóziskorlát • átlagos orvosi terhelés • civilizált élet


35

A biológiai hatás jellege. Sztochasztikus. Várható élettartam rövidülések összehasonlítása


36

A biológiai hatás jellege. Sztochasztikus. (háttéranyag) Sztochasztikus hatások megalapozott becslésére emberben jelenleg csak epidemiológiai módszerek használhatók (de ezeket is ki kell terjeszteni és finomítani). A sejtszintű sugárbiológiai vizsgálatok – a másik „út” – jelenleg még nem alkalmas sztochasztikus hatások kimutatására.

Kockázati tényezők meghatározása: • A nagy dózisoktól származó megbetegedések gyakoriságából a kis dózisok felé lineáris extrapolációval • A rákra vonatkozó becslések emberi népességből származnak. • Az örökletes elváltozásokra vonatkozó valószínűség becslése nem emberi populáción történt megfigyelésből származik, hanem sugárbiológiai kísérletekből, a genetikai kutatások különböző vizsgálati alanyaiból a növényektől a kísérleti állatokig.


37

A biológiai hatás jellege. Determinisztikus. (háttéranyag) Determinisztikus hatások: küszöbdózisaik (~0,5Gy – néhány Gy) jóval meghaladják a sugárvédelmi egyenérték dózis korlátok értékeit Szövetek és szervek sugárérzékenysége: Limfatikus és immunrendszer: igen érzékeny – néhány száz mGy  korai (óra-nap) limfocitaszám csökkenés (sugársérülés diagnózisa)

Csontvelő: igen érzékeny – ~0,5 Gy-től  korai (óra-nap) reagálás (vöröscsontvelő a legérzékenyebb) – 1-6 Gy  csontvelői tünetegyüttes, a félhalálos dózis (LD50/60) meghatározója

Gyomor és bélrendszer: igen érzékeny – bélhám lemeztelenedés: láz, hasmenés, folyadék- és elektrolit-egyensúly felborul – vékonybél a legérzékenyebb – 8-10 Gy  akut sugárbetegség életveszélyes gasztrointesztinális szindrómája

Ivarszervek: érzékeny – ~3-7 Gy  amenorrhoea, végleges sterilitás nőknél – 5-9 Gy  végleges sterilitás férfiaknál B.2. Sugárbiológia és sugáregészségtan: A sugárzás dózisa és az okozott biológiai hatás jellege (sztochasztikus és determinisztikus hatások).

38

A biológiai hatás jellege. Determinisztikus. (háttéranyag) Szövetek és szervek sugárérzékenysége: Bőr: érzékeny – legrégebben ismert bizonyítékok a sugárzás káros hatására – néhányszor 10 Gy  erythema, szőrzetvesztés néhány héten belül

Érrendszer: igen érzékeny – érfalsérülések  ödéma – kiserek érzékenyebbek

Központi idegrendszer: sejtjei eltérően érzékenyek – neuronok: extrém sugárrezisztencia (~102 – 103 Gy) – gliasejt, érendothel: érzékenyek

Szem: sejtjei eltérően érzékenyek – 2 – 5 Gy  szemlencse cataracta: késői (évek) determinisztikus hatás

Egyéb szervek: – pajzsmirigy: kevéssé sugárérzékeny – szívizom: nagy sugárrezisztencia B.2. Sugárbiológia és sugáregészségtan: A sugárzás dózisa és az okozott biológiai hatás jellege (sztochasztikus és determinisztikus hatások).

39

A biológiai hatás jellege. Sugárbetegség. (háttéranyag) SUGÁREXPOZÍCIÓ Első látencia szakasz PRODROMÁLIS SZINDRÓMA

Anorexia Hányinger, hányás Hasmenés Fejfájás Láz

Második látencia szakasz MANIFESZT VAGY FŐ SZAKASZ

LÁBADOZÁS GYÓGYULÁS

HALÁL

• CSONTVELŐI SZINDRÓMA • GASZTROINTESZTINÁLIS SZINDRÓMA • CEREBROVASZKULÁRIS SZINDRÓMA

B.3. Sugárbiológia és sugáregészségtan: Lokális és egésztestet érő sugárbalesetek. Sugársérülés. Akut sugárbetegség.

40

A biológiai hatás jellege. Akut sugárbetegség . (háttéranyag) Korai hatások • Csontvelői szindróma: 1 – 6 Gy • Gasztrointesztinális szindróma: 6 - 10 Gy • Központi idegrendszeri szindróma: 10 Gy felett

Késői hatások Krónikus dermatitis ● Lencsehályog ●

Az akut sugárbetegség klinikai lefolyása: az egyes szervek sugárérzékenységétől függően alakul ki


41

A lokális sugársérülések általános jellemzői. (háttéranyag)

Lokális sugárexpozícióról és sugársérülésről akkor beszélünk, amennyiben a sugársérült testfelület vagy testhányad a teljes testfelszínhez, illetve testtömeghez képest elhanyagolhatóan kicsi, és ezáltal a sokszor rendkívül súlyos helyi tünetek és szövetkárosodás mellett az akut sugárbetegségre jellemző laboratóriumi és klinikai tünetek vagy egyáltalán nem, vagy csak nagyon enyhe formában alakulnak ki.

HEVENY ÉS IDÜLT BŐRSZINDRÓMA


42

A lokális sugársérülések általános jellemzői. (háttéranyag) • Súlyos szövetsérülést okozó, rendkívül nagy helyi sugárdózisok gyakori előfordulása (gyakran szabaddá vált zárt sugárforrás érintése következtében)

• Meredek dózisgrádiens felszíni és mélységi kiterjedésben egyaránt (a távolság négyzetével arányos dóziscsökkenés) • A sérült első orvosi ellátásakor a dózis csak ritkán ismert

• Dózisbecslésre csak a sérülés és a tünetek kialakulását követően, általában hetekkel később van mód. • A baleset rekonstrukciója szempontjából is hasznos.

(antropomorf

fantommal)


a

dózisbecslés

43

A különböző sugárzásfajták áthatolóképessége és a bőr viszonya. (háttéranyag) elnyelődik a hám elhalt (elszarusodott) sejtek alkotta felszíni rétegeiben

Alfa-sugárzás:

irha, 0,6 – 3 mm

hám, 1 mm

Béta-sugárzás: súlyosan károsítja a hám sejtutánpótlását biztosító bazális sejtréteget és az irharéteg szöveti struktúráit. Az okozott szövetsérülés hasonló a felszínes égési sérüléshez.

Gamma-sugárzás: a szöveti sérülés a bőr alatti struktúrákra (kötőszövet, erek, izom, zsír, porc, csont) is kiterjed B.3. Sugárbiológia és sugáregészségtan: Lokális és egésztestet érő sugárbalesetek. Sugársérülés. Akut sugárbetegség.

44

A sugárterhelés forrásai és mértéke Fajtái: Külső vagy belső Külső forrás (A): Testen kívül helyezkedik el és a forrás eltávolításával vagy kikapcsolásával megszüntethető.

Nyílt vagy zárt források: A zárt források általában kisebb veszélyt jelentenek a nagy népességre (kivéve az azokkal közvetlenül érintkezőkre)

Belső forrás (B): Testbe kerülő sugárzó anyag, amely lebomlik illetve kikerül a szervezetből Sok esetben mindkettő egyszerre előfordul: Pl. baleset során a kiülepedett és a táplálékláncba bekerült radionuklidok C.1. Sugárvédelem: A sugárterhelés forrásai és mértéke. Természetes és mesterséges sugárforrások, háttérsugárzás.

45

A sugárterhelés forrásai és mértéke Természetes sugárterhelés • • • •

élővilágra annak kialakulása óta ható időben közel állandó a Föld egyes részein különböző nagyságú emberi tevékenység által közvetlenül nem befolyásolt

0,6 mSv, fejlődő országok 2,0 mSv, fejlett országok

20%

fosszilis tüzelőanyagok (> atomerőművi) építőanyagok: salak, pernye, hamu cirkonhomok (ZrSiO4, ZrO2) uránbányászat foszfátgyártás: műtrágya, foszforgipsz (építőanyag)

Mesterséges sugárterhelés • emberi tevékenység által létrehozott

Mest.

Világátlag 80%

Mesterségesen megnövelt természetes • • • • •

Term.

2,4 mSv, radonra tüdőmodell

2,0 mSv, radonra epidemiológia

Magyarországi átlag 2,0 mSv, fejlett országok

Főleg a radon miatt emelkedett

2 mSv 33% 4.1 mSv 67%

Term.

Mest.

4,1 mSv, radonra tüdőmodell

C.1. Sugárvédelem: A sugárterhelés forrásai és mértéke. Természetes és mesterséges sugárforrások, háttérsugárzás.

3,1 mSv, radonra epidemiológia

46

Háttérsugárzás Természetes sugárterhelés összetevői Kozmikus sugárzás: A Napból és az űrből a Földet érő közvetlen (elsődleges kozmikus sugarak) és közvetett (másodlagos kozmikus sugarak) sugárzás • •

Elsődleges: leginkább protonok (88%), alfa (11%) Másodlagos: elsődleges lefékeződik és fotonok, elektronok, neutronok és müonok keletkeznek

Kozmogén radionuklidok: A kozmikus sugarak és a Föld légkörének részecskéi közötti kölcsönhatásból keletkező radionuklidok (magreakciók termékei) • •

14C, 3H, 7Be

és 22Na Elsősorban a felső légrétegekben

Földkérgi eredetű (primordiális, terresztriális) sugárzás: A talajban és a kőzetekben már a Föld keletkezésekor megtalálható és máig le nem bomlott (elegendően hosszú felezési idővel rendelkező) radionuklidok sugárzása


47

Földkérgi eredetű (terresztriális) sugárzás A természetben a ~ 340 izotóp közül csak kb. 70 radioaktív. Két fő csoport: • primordiális radioizotópok: felezési idejük elegendően hosszú ahhoz, hogy a Föld keletkezése óta eltelt idő alatt még nem bomlottak el • ezek radioaktív bomlástermékei (a bomlási láncok elemei) Sugárterhelési szempontból legfontosabbak: • az urán és a tórium bomlási sora, 238U és 232Th (25 és 35 Bq/kg): ‒ leginkább a 238U  …  226Ra  222Rn (nemesgáz, alfa-bomló, T1/2 = 3,82 nap)

•

•

40K

(350-450 Bq/kg)

87Rb

(70 Bq/kg)

A koncentráció kőzettípustól függő: • nagyobb koncentráció: vulkanikus kőzet, pl. gránit

Radionuklid

Felezési idő (év)

Radionuklid

Felezési idő (év)

K-40

1,3 ×109

La-138

1,1 ×1011

V-50

1,4 ×1017

Nd-144

2,3 ×1015

Ge-76

1,5 ×1021

Nd-150

1,7 ×1019

Se-82

1,0 ×1020

Sm-147

1,1 ×1011

Rb-87

4,8 ×1010

Sm-148

7,0 ×1015

Zr-96

3,9 ×1019

Gd-152

1,1 ×1014

Mo-100

1,2 ×1019

Lu-176

2,6 ×1010

Cd-113

9,0 ×1015

Hf-174

2,0 ×1015

Cd-119

2,6 ×1019

Ta-180

1,2 ×1015

In-115

4,4 ×1014

Re-187

5,0 ×1010

Te-123

1,2 ×1013

Os-186

2,0 ×1015

Te-128

7,2 ×1024

Pt-190

6,5 ×1011

Te-130

2,7 ×1021

• kisebb koncentráció: üledékes kőzet (kivétel: agyag, foszfát) C.1. Sugárvédelem: A sugárterhelés forrásai és mértéke. Természetes és mesterséges sugárforrások, háttérsugárzás.

48

Természetes sugárzások. Érdekességek. (háttéranyag) 1. Szervezetünk minden kétmilliomodik atomja radioaktív és ezért másodpercenként mintegy 7-8000 bomlás következik be testünkben. Az emberi testben legnagyobb mennyiségben, csökkenő sorrendben a rubídium-87, a kálium-40, valamint a kozmogén szén-14 ill. trícium található. Ezek közül sugárterhelés szempontjából legfontosabb a kálium-40, mert – eltekintve a radon-222 izotóptól – a belső sugárterhelés kétharmada ezen izotóp számlájára írható.

2. A földkérgi eredetű sugárzás mértéke a kőzetek és talajok rendkívül változatos összetétele miatt Föld egyes helyein nagyon különböző is lehet. A világ bizonyos részein a primordiális radionuklidok és bomlástermékeik aktivitáskoncentrációja a természetes háttérsugárzást akár a magyarországi érték több tízszeresére-százszorosára is növelheti. Példaként említhető a magas tóriumtartalmú monazit a brazíliai fekete homokú strandokon és az indiai, kínai partvidéken; valamint a magas urán és tóriumtartalmú gránit Franciaországban.


49

Természetes sugárzások. Érdekességek. (háttéranyag) 3. Mennyi természetes eredetű radioaktív anyag van 1 km2 területű, 30 cm vastag átlagos talajban? Ez igen erősen függ a talaj típusától, ásványi anyag összetételétől és sűrűségétől. Ennyi talaj térfogata 300 000 m3 és átlagos jellemzőkkel számolva (sűrűség 1,58 g/cm3 ) az adatokat a következő táblázat mutatja: Izotóp

A számolásban használt aktivitáskoncentrációk

Az egyes izotópok összes tömege

Aktivitás a teljes térfogatban

Urán

25 Bq/kg

836 kg

12 GBq

Tórium

40 Bq/kg

4560 kg

20 GBq

Kálium-40

400 Bq/kg

760 kg

190 GBq

Rádium

48 Bq/kg

0,6 g

24 GBq

Radon

10 000 Bq/m3 talaj

4,2 µg

2,8 GBq Összesen: ~ 250 GBq

4. Természetes nukleáris reaktor: a nyugat-afrikai Gabonban található Oklo közelében 1972-ben fedezték fel. A kb. 1,7 milliárd évvel ezelőtt, néhány ezer évig tartó láncreakció során mintegy 6 tonna uránt fogyasztott el a reaktor. A működés bizonyítékai a következők: a mesterséges reaktorokban fűtőanyagaként használt U-235 izotóp koncentrációja a folyamat során a kőzetekben az átlagoshoz képest lecsökkent, továbbá reaktorban keletkező ritka izotópokat (neodímium) is találtak. C.1. Sugárvédelem: A sugárterhelés forrásai és mértéke. Természetes és mesterséges sugárforrások, háttérsugárzás.

50

Mesterséges sugárterhelés A mesterséges sugárterhelés forrásai: • Orvosi célú

Világátlag

– diagnosztika

0.001

– terápia

Orvosi diagosztika

• Atomfegyver kísérletek és atomrobbantások

0.3

0.3

Orvosi terápia

• Atomenergia békés célú használata – teljes nukleáris fűtőanyagciklus

– reprocesszálás – dekommisszió • Radioaktív hulladékok elhelyezése

Atomfegyver kísérletek

0.01

Békés atomenergia

Összesen: ~ 0,6 mSv Fejlett országokban az orvosi sugárterhelés átlaga a fenti értékek 2 – 3-szorosa és így az összes átlagos terhelés 1 – 2 mSv közötti


51

A sugárvédelem nemzetközi és hazai fejlődése

Kronológia I. • Az 1. Nemzetközi Radiológiai Konferencia (London, 1925, ICRU). • A 2. Nemzetközi Radiológiai Konferencia (Stockholm, 1928) (ICRP).

• Az 1920-as évek szabályozása küszöbérték feltételezésén alapult. Később az ICRP elvetette az általános küszöbérték létezését és az ún. sztochasztikus sugárhatások bevezetésével deklarálta, hogy bármilyen kis dózis káros lehet az élő szervezetre és a sugárhatások gyakoriságát növeli. → A dózis-hatás összefüggés lineáris kapcsolat (500 mSv egyéni effektív dózisig). A küszöbdózist csak a determinisztikus hatásokra alkalmazzák.

C.2. Sugárvédelem: A sugárvédelem nemzetközi és hazai fejlődése

52


Kronológia II. • A sztochasztikus hatás fogalmának bevezetése megalapozta, hogy a sugárhatást, a károsodás mértékét a más területen már alkalmazott kockázattal (rizikóval) jellemezzük: elfogadható, eltűrhető (tolerálható), elfogadhatatlan, elhanyagolható • A kockázatvállalás olyan „társadalmi üzlet”, amelyben a kockázatot perspektívába helyezzük a védelmi források ráfordíthatóságával és az egyéni kockázatok méltányos elosztásával → ALARA-elv

• Amennyiben a környezetet egységes egésznek tekintjük, akkor a sugárvédelem a környezetvédelem része → a sugárvédelmi szabályozás sok szempontnak kell megfeleljen • Sugaras körülmények: mentesség, normál helyzet, beavatkozást igénylő helyzet (16/2000. EüM rendelet) C.2. Sugárvédelem: A sugárvédelem nemzetközi és hazai fejlődése

53


Mi az ALARA elv ?

Kronológia III.

• As Low As Reasonably Achievable = ALARA • ICRP 1958: az elszenvedett sugárterhelés „olyan alacsony legyen, amilyen gyakorlatilag lehet”, • ICRP 1965: „olyan alacsony, amilyen csak elérhető, gazdasági és társadalmi tényezőket is figyelembe véve” • ICRP 1977: „olyan alacsony, amely indokolhatóan elérhető, gazdasági és társadalmi tényezőket is tekintetbe véve”, • ICRP 1991: felveti a méltányosság problémáját a besugárzott népesség rizikó-elosztásával kapcsolatban • Európai ALARA-hálózat: ALARA-Newsletter kiadványokban www.rsc.org/alara, valamint a http:///ean.cepn.asso.fr honlapokon C.2. Sugárvédelem: A sugárvédelem nemzetközi és hazai fejlődése

és

a

54

A sugárvédelem célja • A sugárvédelem a sugárzások elleni védelemmel (ártalom megelőzésével, védekezéssel, károsító hatások csökkentésével, esetleg megszüntetésével) foglalkozik és szorosan kapcsolódik a következő védelmi jellegű szakterületekhez: – – – – –

Munkavédelem Egészségvédelem, lakosságvédelem Állategészségügy, növényvédelem Környezetvédelem, tájvédelem Katasztrófavédelem, baleset-elhárítás

C.3. Sugárvédelem: A sugárvédelem alapelvei (a tevékenység indoklása, dóziskorlátozás, optimálás, ALARA-elv)

55

A sugárvédelem célja Olyan munkakörülmények, sugárzási viszonyok biztosítása, amivel megvalósul:

 A determinisztikus hatásból létrejövő egészségkárosodás lehetőségének kizárása.  A sztochasztikus hatások által esetleg kiváltott megbetegedések lehetőségének társadalmilag elfogadható szintre való csökkentése.  A dolgozók védelme (10 ezer főre, 1 évre 1 haláleset)  A lakosság védelme (100 ezer főre, 1 évre 1 haláleset)  A környezet védelme C.3. Sugárvédelem: A sugárvédelem alapelvei (a tevékenység indoklása, dóziskorlátozás, optimálás, ALARA-elv)

56

Iparági kockázatok (UK)

Tevékenység

Baleseti halálesetek átlagos évi kockázata, ill. a sugaras tevékenység rák kockázata

Szénbányászat

1,4 × 10-4

1 eset 7000 személyre

Olaj és gáz kinyerés

1,3 × 10-4


Építőipar

6,3 × 10-5


Sugaras munka (1,5 mSv∙év-1)

6,0 × 10-5


Fémipar

2,9 × 10-5


Teljes ipar

1,1 × 10-5


Vegyipar

1,0 × 10-5


Szolgáltató ipar

4,5 × 10-6



57

Lakossági kockázati szintek rendszere Éves lakossági halálozási kockázat és a dózis kapcsolata Elfogadhatatlan

> néhány eset 100 000-ből

> 1 mSv

Eltűrhető (tolerálható)

0,5 - 1 mSv

< 1 eset 100 000-ből

1 mSv töredéke

Elfogadható

Elhanyagolható (triviális)

< 1 eset 1 000 000-ból

< néhányszor 10 Sv


58

Sztochasztikus hatások valószínűsége (10 -2 /Sv). (háttéranyag)

Végzetes kimenetelű rosszindulatú daganat

Nem végzetes kimenetelű rosszindulatú daganat

Súlyos örökletes károsodás

Összesen

Felnőtt munkavállalók

4,0

0,8

0,8

5,6

Teljes lakosság

5,0

1,0

1,3

7,3

Exponált csoport


59

Dóziskorlátozás rendszere A dóziskorlátozás rendszerének társadalmilag elfogadott korlátok közé kell szorítani a sztochasztikus hatások megjelenésének kockázatát és alapvetően biztosítani kell a determinisztikus hatások elkerülhetőségét. Munkavállalókra évi 20 mSv effektív dózis 5 évre átlagolva (ICRP), azaz 100 mSv/5 év, de 1 évben nem több, mint 50 mSv

szemlencsére

150 mSv egyenérték dózis

bőrre

500 mSv 1 cm2 területre átlagolva

végtagokra

500 mSv

Tanulók, gyakornokok 16-18 év között évi 6 mSv effektív dózis szemlencsére


bőrre


végtagokra

150 mSv

A lakosság tagjaira évi 1 mSv effektív dózis szemlencsére


bőrre



60

Sugárvédelmi alapelvek

• A tevékenység indokoltsága (a tevékenység haszna nagyobb kell legyen a sugárzás okozta hátrányoknál)

• A védelem optimálása (az elérhető legnagyobb nettó haszonra kell törekedni az aktuális gazdasági, társadalmi tényezők figyelembevételével → ALARA-elv)

• Dóziskorlátok alkalmazása (foglalkozási, lakossági)


61

Az alapelvek összefoglalása. (háttéranyag) • Az ALARA-elv lényege az, hogy a terhelést az éppen használt egyedi forrás oldaláról közelítve csökkentsük. • A jól elvégzett optimálás után az aktuális egyedi sugárforrástól még megmaradó sugárterhelés rendszerint már automatikusan beilleszkedik a dóziskorlátozás rendszerébe. • A sugárvédelmi rendszer harmadik és elsőbbséget élvező része az egyéni dózisok korlátozásának rendszere, amelyet hazánkban is a nemzetközi ajánlások alapján kidolgozott rendelet tartalmaz. A dóziskorlátozás az orvosi sugárterhelés kivételével határokat szab az összes, kontrollálható sugárforrástól származó besugárzásnak, vagyis az egyént érő összes terhelés összegének. • Ha egy vagy több tevékenységből eredően a besugárzott egyén dózisa meghaladja a dóziskorlát értékét, akkor haladéktalan beavatkozást (dóziscsökkentő intézkedést) kell végrehajtani. C.3. Sugárvédelem: A sugárvédelem alapelvei (a tevékenység indoklása, dóziskorlátozás, optimálás, ALARA-elv)

62

Legfontosabb nemzetközi szervezetek

• IAEA (NAÜ) – • ICRP – • ICRU – • UNSCEAR –

International Atomic Energy Agency International Commission on Radiological Protection International Commission on Radiation Units and Measurements United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation

Ezek eredményeire és tudományosan megalapozott ajánlásaira építve lehet a sugárvédelem nemzetközi és nemzeti szabályozási rendszerét kialakítani. C.4. Sugárvédelem: A sugárvédelem jogszabályi megalapozása

63

Magyarországi jogszabályi háttér

A tudományos szervezetek (IAEA: IBSS, ICRP: No. 60., ICRU, UNSCEAR: 2000) eredményeire és ajánlásaira építve lehet és kell a sugárvédelem nemzetközi és nemzeti szabályozási rendszerét kialakítani. • Európai Unió (EU) – Direktívák (irányelvek): 96/29/EURATOM: európai sugárvédelmi szabályzat 97/43/EURATOM: orvosi paciensek sugárvédelme • Magyarország Törvény – 1996. évi CXVI. törvény az atomenergiáról Rendelet – számos, legfontosabb : 16/2000. (VI. 8.) EüM Szabvány – számos C.4. Sugárvédelem: A sugárvédelem jogszabályi megalapozása

64

16/2000. (VI. 8.) EüM rendelet A rendelet hatálya • Az atomenergia alkalmazása körébe tartozó anyagokra, berendezésekre, létesítményekre, az ezzel kapcsolatos tevékenységekre és a tevékenységet végzőkre Fő pontok: • Minősítés: csak akkor hozható forgalomba, ha OSSKI szakvéleménye alapján az OTH a berendezést sugárvédelmi szempontból megfelelőnek minősítette és arról minőségi bizonyítványt ad ki.

• Oktatás: csak az a személy végezhet, aki az előírt, vizsgaköteles sugárvédelmi képzésben, illetőleg 5 évente továbbképzésben részt vett • Munkahelyi sugárvédelem • Sugárvédelmi szolgálat

• Közúti szállítás: Sugáregészségügyi Decentrum szakvéleményéhez kötött • Engedélyezés, ellenőrzés: Sugáregészségügyi Decentrum • Mellékletek: részletes szabályozás C.4. Sugárvédelem: A sugárvédelem jogszabályi megalapozása

65

Foglalkozási sugárterhelés

• Bármilyen forrásból, amit a munkavállaló a munkáltató felelősségi köréhez tartozó helyzetekben, munkavégzés során kaphat. • Nem tartalmazza: – az orvosi sugárterhelést (diagnosztika és terápia) – természetes forrásokat, amelyek nem tartoznak a törvényi vagy rendeleti előírások alá, vagy a szabályozás alól kivételek

C.4. Sugárvédelem: A sugárvédelem jogszabályi megalapozása

66

Foglalkozási sugárterhelés. (háttéranyag)

• OSSKI – Országos Személyi Dozimetriai Szolgálat – Külső sugárterhelés (gamma és röntgen) rendszeres ellenőrzése és adatmegőrző tevékenysége 1965-től – Jelenleg kb. 1200 munkahely 15000 dolgozója

• Célja: – Szabályos munkavégzésből eredő egyéni sugárterhelések meghatározott korlátok között tartása – Határértéket meghaladó esetek felderítése és hatósági intézkedés révén a sugárvédelmi feltételek, munkamódszerek javítása


67

A munkahelyi sugárvédelem alapvető előírásai

• Az atomenergia alkalmazása engedélyköteles tevékenység • Az engedélyes gondoskodik a biztonságos munkavégzés tárgyi és személyi feltételeinek a teljesüléséről • Sugaras tevékenységet csak vizsgaköteles képzésben részt vett személy végezhet • Dóziskorlátok betartása és optimált sugárvédelem • Radioaktív anyagokról a jogszabályban előírt nyilvántartást kell vezetni


68

A sugárvédelmi képzés szintjei • Alapfokú sugárvédelmi képzésre kötelezettek, akik – sugárveszélyes tevékenységhez kapcsolódó munkakört töltenek be, de sugárforrással nem dolgoznak. • Bővített fokozatú sugárvédelmi képzésre kötelezettek, akik – az ionizáló sugárzást alkalmazó orvosi munkaterületen – beleértve a nyitott vagy zárt sugárforrást felhasználókat is – dolgoznak, a sugárforrást önállóan kezelik, illetőleg ilyen munkakört felügyelnek (MSM), – ionizáló sugárforrást esetenként alkalmazó egészségügyi munkahelyen dolgoznak. • Átfogó fokozatú sugárvédelmi képzésre kötelezettek, akik – az ionizáló sugárzás fokozott sugárterhelés kockázatával járó önálló, továbbá vezető munkakörben dolgoznak ill. ilyet felügyelnek, ellenőriznek. • Ötévente továbbképzésre kötelezettek az előbbi pontokban felsorolt személyek. C.4. Sugárvédelem: A sugárvédelem jogszabályi megalapozása

69

A sugárveszélyes munka végzésének alapszabályai Külső sugárzás elleni védelem: • Távolságvédelem: – 2-szeres távolság ¼ intenzitás • Idővédelem: – ½ -szeres idő ½ intenzitás • Árnyékolás: – elnyeli a sugárzást vagy gyengíti intenzitását Belső sugárzás elleni védelem: • Megelőzés: – az inkorporáció elkerülése • Dekorporáció: – stabil izotóp bejuttatás  ürülés C.4. Sugárvédelem: A sugárvédelem jogszabályi megalapozása

70

A sugárveszélyes munka végzésének alapszabályai

• Az egyéni védőfelszerelés viselése kötelező, sérült egyéni védőeszközt tilos használni • Minden sugárveszélyes munkahelyet el kell látni: – az ott felhasznált izotópok fajtájának és aktivitásának megfelelő sugárvédelmi munkaeszközökkel, – egyéni védőfelszerelésekkel, – dekontamináló anyagokkal – magyar nyelvű kezelési utasítással rendelkező sugárvédelmi műszerekkel


71

Nukleáris veszélyhelyzet jellemzése • Nukleáris létesítmény – nagymennyiségű radioaktív anyag: fűtőelem, hasadási termékek, felaktiválódás, transzurán elemek (szilárd, folyékony, illékony)

• Fizikai gátakon keresztül juthatnak ki – általában 4-5 gát: kapszula, fémkazetta, reaktortartály, konténment, betonacél burok) • Kicsi a kijutás esélye, de fel kell készülni rá: esetleges telephelyen kívüli hatás, akár országnyi, földrésznyi területen

• Véletlen és szándékos ”baleset” is elképzelhető Nukleárisbaleset-elhárítás: • elvi alap: sugárvédelem • operatív feladatok: katasztrófavédelem (tűz, orvosi ellátás, terület lezárása) • ismerni kell a normálistól (baleset előtti helyzettől) való eltérés mértékét • prognosztizálás (valószínűségelméleti modellek) C.5. Sugárvédelem: Balesetelhárítási rendszer

72

A nukleáris baleset fázisai Korai fázis (2-3 nap): • elsősorban légköri szennyezés esetén; a radioaktív felhőtől eredő sugárterhelés csökkentése • gyors mérések és intézkedések, valós idejű prognózisok • általában kisebb területre vonatkozik (néhány km), de előkészületek távolabbira is • víz- és talajszennyezés esetén rendszerint több idő áll rendelkezésre • legfontosabb a forrás elszigetelése

Késői fázis (2-3 naptól akár 2-3 hónapig, esetleg évekig): • a talajra kiülepedett anyag külső sugárzása ill. élelmiszerek fogyasztása a legfontosabb besugárzási útvonal

• reszuszpenzáció hatása • folyamatos mérések és intézkedések, trendek megállapítása • dekontaminálás, helyreállítás, rekultiváció C.5. Sugárvédelem: Balesetelhárítási rendszer

73

A nukleáris balesetek osztályozása. INES skála

C.5. Sugárvédelem: Balesetelhárítási rendszer

74

Az ALARA-elv kiterjesztése: optimálás Hogyan optimáljunk:

Dózisteljesítmény Beavatkozás nélkül

• normál tevékenység tervezése során optimálni csak a dóziskorlátok alatt lehetséges

Elkerülhető dózis

Beavatkozással Beavatkozás kezdete

• baleseti helyzetben morális kérdések is

idő (t)

Költség

• Mennyit ér 1 személy∙Sv dózis elkerülése?

védelem+károsodás költsége

– Willingness-to-pay módszer: • Magyarország: 2 - 50 MFt

Egészségkárosodásból eredő költség

Sugárvédelem költsége

• fejlett államok: többszöröse

• fejletlen államok: töredéke • iskolai végzettség, anyagi helyzet befolyásolja a választ

0 0

C.5. Sugárvédelem: Balesetelhárítási rendszer

Dózis

75

Nukleáris veszélyhelyzet jellemzése. (háttéranyag) Kockázat (K) :

K  s p

s : az ártalom súlyossága (0 – 1) p : az ártalom valószínűsége (0 – 1)

• A kockázat társadalmi „üzlet”: (pl. új technológia bevezetésénél a halálesetek száma) – még elfogadható: s = 1; p = 1  10-5 / év – még tolerálható: s = 1; p = 10  10-5 / év – elfogadhatatlan: s = 1; p = 20 

10-5

/ év

Ezek a számok irányadóak (társadalmi, gazdasági, technikai, helyi faktorok) Általában nagy a paraméterek (s, p) bizonytalansága

• Más ártalmakkal összehasonlítható Sugárdózis: • Sok tapasztalat gyűlt össze, rendszerint kockázatra is átváltható, nagy bizonytalansággal, főleg a kisdózisok tartományában (~200 mSv-ig) • Sok tényező együttes hatását jellemzi (pl. effektív dózis a sztochasztikus hatásokra) • Esetleg mérhető (pl. elnyelt dózis a determinisztikus hatásokra) • Más ártalmakkal nem hasonlítható össze C.5. Sugárvédelem: Balesetelhárítási rendszer

76

Beavatkozást, cselekvést igénylő körülmény. (háttéranyag) Mi alapján kezdeményezünk beavatkozásokat: • a sugárterhelés tényleges és potenciális értékei (ún. beavatkozási szintek) • a környezeti elemek (levegő, talaj stb.), a fogyasztásra kerülő élelmiszerek (pl. tej, hús), az ivóvíz stb. radionuklid koncentrációja (ún. cselekvési szintek) • a beavatkozások hatékonysága szempontjából az elkerülhető és nem a beavatkozás nélküli előrejelzett sugárterhelés a meghatározó • környezetben, a lakosság körében beavatkozások 5-10 mSv egyéni elkerülhető dózisoknál már rendszerint indokolhatók

Vonatkoztatási szintek (csökkenő sorrendben): – Beavatkozási szint, cselekvési szint – Dóziskorlát – Dózismegszorítás (< dóziskorlát, egy meghatározott sugárforrásra vonatkozó korlát) – Kivizsgálási szint (a korlát kb. harmada) – Feljegyzési szint (a korlát kb. tizede, elsősorban egyéni sugárterheléseknél használatos) – Kimutatási határérték (< feljegyzési szint), az ellenőrzés, a mérés módszerére, eszközére jellemző legkisebb mérhető érték. C.5. Sugárvédelem: Balesetelhárítási rendszer

77

Nukleárisbaleset-elhárítás igényei. (háttéranyag) Interdiszciplináris szakterület: • fizika (sugárdozimetria, nukleáris méréstechnika) • orvostudomány (sugárbiológia, radiológia, betegellátás) • matematika (prognosztizálás) • információtechnika, hírközlés • műszaki, gazdasági tervezés • szervezés, logisztika

• pszichológia, humán politika, tájékoztatás

szabályozás

Alapvető igények:

• hasonló más szakterületi katasztrófavédelemhez

technika

szakemberek

• specialitás: viszonylag ritkán fordul elő C.5. Sugárvédelem: Balesetelhárítási rendszer

78

A radioökológia célja és módszere • Az élővilág sugárterhelésének számítása a radionuklidok bioszférán belüli mozgásának modellezésével • Modellezési megközelítések: 1. Empirikus modellek (mérési eredmények alapján, függvényillesztés) 2. Egyensúlyi modellek (steady-state, koncentráció faktorok, bizonytalansági adatok, tapasztalatok) 3. Dinamikus modellek (időben változó folyamatok, paraméterek, eredmények) Analitikus vagy numerikus megoldások D.1. Radioaktív hulladéktárolás, radioökológiai módszerek: Radioökológia

79

A modellek alkalmazhatósága és megbízhatósága

• Referencia bioszféra kijelölése és vizsgálata • Elemzések (becslés és megfigyelés) • Véletlenszám-generátor a kiindulási adatokra → egyenletes eloszlás, 50-100 próba is jó közelítés lehet→ végtelenszer ismételt próbasorozat (≈ mint végtelen mérés a nehezen megfigyelhető paramétereknél) • Matematikai megközelítés: konfidencia intervallum, sűrűségfüggvény, szórás, stb

• Hibaterjedés (algebrai függvény, Monte Carlo szimuláció → érzékenységi vagy bizonytalansági analízis) D.1. Radioaktív hulladéktárolás, radioökológiai módszerek: Radioökológia

80

Érzékenységi / bizonytalansági analízis Nemérzékeny paraméterek

BEMENŐ PARAMÉTEREK

Fontos paraméterek: Érzékeny paraméterek: Melyeknek jelentős befolyása van a rendszer analízisének eredményeire

D.1. Radioaktív hulladéktárolás, radioökológiai módszerek: Radioökológia

Melyek bizonytalansága alapvetően hozzájárul az eredmények bizonytalanságához

81

Adatbázisok

Általános: Nemzetközi:

IAEA, ICRP, UNSCEAR, OECD, EPA, NEA,

Hazai:

Kutatóintézetek kiadványai, folyóiratok Kutatóintézetek mérési adatai, KSH, saját tapasztalatok, …

Speciális:

Hely-specifikus adatok, hazai és nemzetközi kísérleti eredmények

D.1. Radioaktív hulladéktárolás, radioökológiai módszerek: Radioökológia

82

Esettanulmány 2004-ből A BÁTAAPÁTI RADIOAKTÍV HULLADÉKTÁROLÓ RÉSZLEGES BIZTONSÁGI ÉRTÉKELÉSE Ennek része a bioszféra radioökológiai modellezése

D.2. Radioaktív hulladéktárolás, radioökológiai módszerek: Esettanulmány (bátaapáti radioaktív hulladéktároló)

83

Hulladék-kategorizálás • Mentesség, felszabadítás – 30-10 mikroSv/év • Pihentetéses tárolással felszabadítható hulladékok (5 év) • Kis- és közepes aktivitású (LLW-ILW): mentesség fölött, nagyaktivitású alatt • Rövid élettartamú – domináns izotópok felezési ideje kisebb mint 30 év, a hosszú élettartamú alfa sugárzók koncentrációja a 400 Bq/g értéket nem haladja meg • Hosszú élettartamú – 30 év feletti felezési idejű komponensek dominálnak • Nagyaktivitású (HLW) – 2 kW/m3 felett, 106 MA vagy MAK


84

Problémafelvetés, célkitűzés Probléma:

Paksi LLW-ILW végleges elhelyezésének megoldása

Célkitűzés:

Összegző biztonsági értékelés készítése

Módszer:

Top-down sztochasztikus modellezés

(komplex rendszer) – Értékelési környezet – Elhelyezési rendszer leírása – Forgatókönyvek – Koncepcionális és matematikai modellek – Elemzések és értékelések D.2. Radioaktív hulladéktárolás, radioökológiai módszerek: Esettanulmány (bátaapáti radioaktív hulladéktároló)

85

A végleges elhelyezés céljai • A hulladék végleges elhelyezésének célja a hulladékban lévő – az emberre és a környezetre potenciális veszélyt jelentő – radioaktív izotópok elszigetelése a bioszférától, s ezáltal a jelenlegi és jövendő nemzedékek, valamint a környezet védelme. • A hulladék végleges elhelyezésének a biztonságát az egyéni dózis, vagy az egyéni kockázat, valamint az érintettek száma alapján kell értékelni. • A végleges elhelyezés biztonságát a hulladékformából és csomagolásból, a létesítmény mesterségesen kialakított gátjaiból, a geológiai és hidrogeológiai környezetből álló elhelyezési rendszer, valamint az üzemeltetéssel, ellenőrzéssel – és a szükség szerinti beavatkozással – kapcsolatos céltudatos emberi tevékenység kell, hogy biztosítsa. D.2. Radioaktív hulladéktárolás, radioökológiai módszerek: Esettanulmány (bátaapáti radioaktív hulladéktároló)

86

Többszörös védelem

A hulladék-elhelyezési rendszer elemeinek megfelelő kombinációjával el kell érni, hogy jelentősen ne befolyásolja a rendszer egészének izolációs képességét a hulladék-elhelyezési rendszer élettartama alatt egyetlen elem, vagy komponens meghibásodása, vagy fokozatos tönkremenetele sem.


87

Időütemezés. (háttéranyag)


88

A tároló területi elhelyezkedése Fekvés: - Tolna megye - Bátaapáti (2 km), - Mórágy (3 km) - Szekszárd (16 km)

Földrajz: - Szekszárdi dombság - lapos dombok - kb. 100 m mély völgyek - kis vízhozamú, időszakos források - gránitos alapkőzet - vastag lösztakaró


89

A tároló elvi felépítése EDZ: vágathajtási technológiától függő vastagságú, lazult kőzetzóna

 A tároló felszín alatti elhelyezkedésének teleszkópos rajza  Vízszintes vágatokból kialakított tárolókamrák  A vágatot lőttbeton biztosítja, körülötte 0,5-2,0 m vastag EDZ várható  A tárolókamrákban hordók vagy konténerek találhatók  A konténerekben hordók sorakoznak


90

Koncepcionális modell hatásdiagramja. (háttéranyag)


91

A modellezési környezet elvi felépítése


92

Hulladékleltár Üzemviteli hulladékok 5 fő típus szerint osztályozva:

Paksi hulladékok 3H

14C

36Cl

12,32 év

5730 év

3×105 év

59Ni

63Ni

90Sr

7,6×104 év

100,1 év

28,78 év

94Nb

99Tc

129I

2,03×104

év

137Cs

2,11×105

év

234U

Szilárd hulladékok

235U

2,45×105 év 7,04×108 év

238U

238Pu 239Pu 88 év

Koncentrátumok

1,57×07 év

30,17 év

4,47×109 év

Ioncserélő gyanták konténer

hordó

konténer

hordó

konténer

2,41×104 év

240Pu 241Am 243Am 6,5×103 év

432,2 év

7370 év

244Cm 230Th 226Ra 18,1 év

7,54×104 év

1600 év

231Th 231Pa 227Ac 25,5 h

3,28×104 év

21,77 év

41Ca

55Fe

60Co

1,03×105 év

2,73 év

5,27 év

IAEA-WATRP ajánlás: Gamma- és béta-sugárzók: akt. készlet × 10 Alfa-sugárzók:


akt. készlet × 100 93

Műszaki gátrendszer (EBS) Az EBS funkciói:  A radioizotópok migrációjának és mobilizációjának elsődleges gátja Fizikai gátak: korlátozzák a felszín alatti víz érintkezését a hulladékkal (acélhordó és külső csomagolás) Kémiai gátak: oldódás és/vagy szorpció befolyásolása

Az EBS hatékonyságát meghatározó folyamatok:  Retardáció  Oldékonyság korlátozása  Kémiai és fizikai degradáció

Fő kibocsátási mechanizmus:  Advekció, diffúzió D.2. Radioaktív hulladéktárolás, radioökológiai módszerek: Esettanulmány (bátaapáti radioaktív hulladéktároló)

94

Lehetséges áramláspályák  Sötét nyíl: beszivárgási útvonalak, az effektív beszivárgás kb. 4-5%-a jut az üde gránitba

 Világos nyíl: áramlási pályák, a fő megcsapolási területek felé; a vető mentén; a vágatban ill. az EDZ-ben; gázmigráció felfelé


95

Repedésekre jellemző áramlási pályák  Jellemzők: orientáció, méret, hely, szélesség

 Modellezés: dinamikus és sztochasztikus modellekkel, a sarok ábra egy ritkított repedésrendszer realizációját mutatja


96

Geoszféra – bioszféra határfelület  Hígulás: Kb. 4% az üde gránitból felfelé szivárgó víz mennyisége a teljes völgyalatti vízhozamban. Ez mintegy 25-30-szoros hígulást jelent.


97

Bioszféra elvi kompartment-modellje

ICRP Publication 101: „… a lakosság sugárvédelme céljából egy olyan személyt kell meghatározni, akinek a dózisa a legnagyobb sugárterhelést kapott egyénekre jellemző. Az így meghatározott személy az ún. „jellemző (reprezentatív) személy”, amely fogalmilag megegyezik a korábbi ICRP ajánlásokban szereplő „kritikus csoport”-tal, és helyettesíti azt.” D.2. Radioaktív hulladéktárolás, radioökológiai módszerek: Esettanulmány (bátaapáti radioaktív hulladéktároló)

98

Monte Carlo szimuláció Monte Carlo szimuláció: sok egymástól független realizáció

Forgatókönyvek: számos esemény és folyamat lehetséges


Sok paraméter, hatásuk nehezen követhető és még bizonytalanok is Bemenő paraméterek valószínűségi eloszlásfüggvénye

Végeredmény: egyfajta valószínűségi eloszlással rendelkező, összegzett eredmény

99

EREDMÉNYEK: Effektív dózis Értékelés: - max. extrém

dózisok is 10-2 mSv/év alatt - első csúcs: néhányszor 103 év (36Cl, 129I, 226Ra, 14C) - második csúcs: néhányszor 105 év (240Pu, 234, 235, 238U) - a konfidenciaintervallumok szélesednek az idővel


100

Végeredmény Összegzés az akkori modellre: • A bátaapáti északi tárolóvariáns alkalmas a kis és közepes aktivitású hulladékok elhelyezésére • Az effektív dózis várható értéke és konfidencia-intervallumai semelyik évben sem haladják meg a 0,1 mSv/év határértéket (1 millió éves időtartamra vonatkozóan) • A modellezett időintervallumban a dózis biztosan eléri a maximumát

2012. december 5-én került átadásra a Nemzeti Radioaktívhulladék-tároló felszín alatti létesítménye • A két párhuzamos lejtősakna 1700-1700 m hosszú, szelvénymérete körülbelül 21-25 m², lejtése 10 %. • Az első tároló kamra 90 m hosszú, szelvénymérete csaknem 96 m², a földfelszíntől számított távolsága mintegy 250 m. • Az összes kihajtott vágathossz 5500 m, a kitermelt gránit térfogata 188000 m³. • Az első kamrába közel 510 db vasbeton konténer, azaz megközelítőleg 4600 db hulladékos hordó fér el. D.2. Radioaktív hulladéktárolás, radioökológiai módszerek: Esettanulmány (bátaapáti radioaktív hulladéktároló)

101

A jelenlegi állapot

2693 db hordó a technológiai épületben, 819 db hordó 91 db konténerben a felszín alatt, az I-K1 tárolókamrában D.2. Radioaktív hulladéktárolás, radioökológiai módszerek: Esettanulmány (bátaapáti radioaktív hulladéktároló)

102

Korszerű Nukleáris Elemanalitikai Módszerek és Alkalmazásaik I. félév 7. előadás. Sugárvédelem

Recommend Documents