Nukleáris környezetvédelem – Környezeti sugárvédelem 1. Dózisfogalmak 2. Az ionizáló sugárzások egészségkárosító hatásai 3. A dózis meghatározásának mérési és számítási módszerei 4. A sugárvédelmi szabályzás rendszere 5. Természetes és mesterséges radioaktivitás (hulladékok) a környezetben 6. Szennyezések terjedése a környezetben, környezeti monitorozás
1/1
1. Dózisfogalmak I = I 0 * exp(− µ * x )
m2 µ = σ A * ρA 3 m m2 σ A = Z * σe atom atom NA mól ρA = 3 VM m mól
Párhuzamos fotonnyaláb gyengülése anyagi közegben
dE dx µ = E inc .
µ/ρ [m2/kg]
µ= lineáris energiaátadási tényezı = térfogategységre jutó hatásos ütközési keresztmetszet µ/ρ = „tömegabszorpciós” tényezı = tömegegységre jutó h.ü.k.
σe= elektron h.ü.k. σA= atomi h.ü.k. ütközés: abszorpció vagy rugalmatlan szórás LET = dE/dx
= lineáris energiaátadási tényezı
1/2
dE ∆E J D= ≈ , Gray, Gy dm m kg Elnyelt dózis
dD µ = ΦE * dt ρ
dN *f R*E R dt ΦE = 4* r2 * π
H = D * w R [ Sievert , Sv ] Egyenérték dózis wR sugárzási tényezı - a LET függvénye
dD A = kγ * 2 dt r Négyzetes gyengülési törvény – dózisszámítás
wR,α = 20, wR,γ= 1, wR,β= 1, wR,n= 5÷20
1/3
A dózist okozó sugárforrás és a dózist elszenvedı személy kölcsönös pozíciója szerint külsı és belsı sugárterhelés jöhet létre.
H E = ∑ H T w T [Sv] T
∑w T
T
=1
Effektív dózis wT szöveti súlyozó tényezı DCF [Sv/Bq] – egységnyi aktivitás inkorporációjából származó effektív dózis (HE/A) kockázat/effektív dózis-egyenes meredeksége: 5*10-2 eset / Sv
Szöveti súlyozó tényezık: ivarszervek wT=0.20 (genetikus hatás) szomatikus hatások legérzékenyebb wT=0.12 tüdı, gyomor, belek, vörös csontvelı érzékenyek wT=0.05 máj, vese, pajzsmirigy stb. kissé érzékeny wT=0.01 bır
2/1
2. Az ionizáló sugárzások egészséget károsító hatásai Determinisztikus hatás: - küszöbdózishoz kötött (0.3 – 0.4 Gy) - szövetpusztulást okoz a sugárzás - akut/azonnali hatás - életveszélyes károsodások: központi idegrendszer, emésztırendszer, vérképzı rendszer Ha tá s 100%
0% Kü s z ö b
Dó z is
2/2 Sztochasztikus hatás: - nincs küszöbdózis (kis dózisok hatása nem igazolt) - sejtmutációt okoz a sugárzás (javító mechanizmus) - kockázat-dózis-függvény lineáris (?) Ko c k á z a t
m = 5 *1 0 -2 /S v Dó z is
3. Dózis mérése és számítása
3/1
Külsı dózis Dózismérıvel, dózisteljesítmény-mérıvel mérhetı Számítási egyenlet (foton-dózisteljesítményre) kγ dózistényezık: pontforrásra, detektoranyagra határozható meg Belsı dózis közvetlenül nem mérhetı Meghatározás módjai: egésztest-számlálás, vér- és exkrétum-analízis, bejutó anyagok (levegı, víz, ételek) analízise DCF [Sv/Bq] dóziskonverziós tényezı – egységnyi radioaktivitás inkorporációjához köthetı effektív dózis A dózist fıként a radioaktivitást hordozó anyag tartózkodási ideje határozza meg Akut (pillanatszerő) vagy krónikus (folyamatos) bevitel – eltérı effektív dózist eredményeznek
3/2
Külsı sugárterhelés mérése Dózismérés: „utólagos” kiértékelés filmdózismérı - kémiai változás TLD: szilárdtest-dózismérı (termolumineszcencia) elektronikus dózismérık: elektroszkóp, impulzusüzemő gáztöltéső detektorok Dózisteljesítmény-mérés: azonnali kiértékelés impulzusüzemő gáztöltéső detektorok szerves szcintillátor detektor
3/3
Külsı sugárterhelés mérésének feltétele – Bragg-Gray elv A detektort és a mérendı személyt azonos távolságba helyezve a sugárforrástól mindkettıt azonos energiafluxus éri.
Φ E ,x Dx = Dm Φ E ,m
µ ( )x ρ * = fm µ ( )m ρ
Az abszorpciós együttható energiafüggése legyen azonos a detektorra és a testszövetre -szövetekvivalens detektor -„energiafüggetlenség” = azonos energiafüggés a két közegre
Belsı sugárterhelés számítása
3/4
1 H T = ∑ u S *∑ wR * ER * f R * QR (S → T ) * R S mT
Belsı dózis a „T” cél (target) szövetben, az „S” forrás (source) szövetekbıl kiinduló „R” sugárzásoktól
HE DCF = Aintake DCF = dóziskonverziós tényezı [Sv/Bq] Eltérı lehet -Beviteli útvonal szerint (belégzés vagy lenyelés), -Kémiai forma szerint (a testnedvekben oldható vagy nem oldható) -Életkor szerint
3/5
Belsı sugárterhelés számítása A dózisszámításhoz a minták analízise szükséges. Az analízis akkor lehetséges, ha • Ismertek a minta összetevıi, vagy azok az analízis eredményeibıl meghatározhatók, • A mennyiségi összetétel számításához hatásfokkalibráció áll rendelkezésre.
Im η = A * fγ
Hatásfok:
megszámolt részecske összes
3/6 Két további dózismennyiség
Lekötött dózis T
•
H C = ∫ H E (t )dt 0
A szervezetben 1 évnél hosszabb ideig jelenlévı nuklid által T=50 vagy T=70 év alatt okozott effektív dózis
Kollektív dózis C=
∑H i
E ,i
× ni
Adott forrásból i számú, egyenként ni tagú embercsoportnak okozott dózis, egysége személy×Sv.
4/1
4. Sugárvédelmi szabályzás - A sugárvédelem alapelvei • Determinisztikus hatáshoz vezetı dózis legyen lehetetlen • Csak az „alkalmazásokhoz” kapcsolható dózis korlátozható, a természetes eredető nem – a korlátozás a többletdózisra vonatkozik • Indokoltság: a sugárforrás alkalmazásának több elınye legyen, mint kára • Optimálás: az „alkalmazás” a lehetı legnagyobb elınnyel kell, hogy járjon – optimális dózisszint – tervezési alap – ALARA (As Low As Reasonably Achievable) • Egyéni korlátozás – immissziós és emissziós korlátok – át nem léphetık, ha a tervezési alap helyes volt.
A dóziskorlátozás rendszere DL – immissziós korlát foglalkozási korlát lakossági korlát
20 mSv/év (5 év átlagaként) 1 mSv/év
DC - emissziós korlát (dózismegszorítás)
A max,
i
≤
DC DCF
és ∑ A max, i × DCF
i
≤ DC
i
i
A max, i << A ki , i
DL ≠ ∑ DC s
és
DC < DL
i
Az emissziós és immissziós korlátok nem keverhetık
A kibocsátott aktivitás a környezeti terjedés során jelentısen hígul
4/2
4/3
A dóziskorlátozás rendszere Szabályzásból kizárt sugárzási helyzetek (Exclusion) – természetes radioaktivitás az emberi testben, kozmikus sugárzás a Föld felszínén Elhanyagolható dózis: Hi ≈10 µSv/év Mentességi szint: (Exemption) egy sugárforrás, illetve egy adott radioaktív koncentrációval jellemzett anyag a legkedvezıtlenebb forgatókönyv mellett sem okoz Hi-nél nagyobb dózist (foglalkozási vagy lakossági helyzetben). [Bq], [Bq/kg] Felszabadítási szint: (Clearance) egy korábban sugárvédelmi szabályozás alá tartozó anyag kivonható a szabályzás alól (lakossági helyzetben.) [Bq/kg], [Bq/m2] Hasonlóság: kapcsolat Hi-vel. Eltérés: forgatókönyv
5/1
5. Természetes és mesterséges radioaktivitás a környezetben – radioaktív hulladékok Természetes radioaktivitás: * kozmikus sugárzás szoláris, galaktikus, befogott részecskék világőrben: protonok, α-részecskék, pozitív ionok légkörben: neutronok (a Föld felszínén alig mérhetı), fékezési fotonsugárzás (a Föld felszínén: 25-30 nSv/h) * kozmogén radionuklidok (3H, 14C, 7Be) * ısi radionuklidok (az ıs-Nap életciklusa során többféle „ciklus”-ban keletkeztek) Legfontosabb ısi radionuklidok: - 40K (T= 1.28 milliárd év, belsı sugárterhelés: 0.3 mSv/év) - bomlási sorozatok: 238U, 232Th, 235U
238U
bomlási sorozata
238U:
T= 4.47 milliárd év (4-6 ppm a felszín közelében) – bomlási sor leányelemek között 226Ra, 222Rn 222Rn (T= 3.8 nap) rövid felezési idejő, α- és β--sugárzó leányelemei 218Po, 214Pb, 214Bi, 214Po belsı sugárterhelés: átlagosan 1.0 – 2.0 mSv/év 222Rn-leányelem koncentráció (EEC): szabad levegın 1 – 10 Bq/m3 zárt térben 5 – 100 Bq/m3 sok radon: pince, bánya, barlang, építıanyag kevés radon: víz felett
aktivációs termékek 238U –ból nukleáris reaktorban: 239Pu stb. hasadóanyag, nagy DCF
5/2
További bomlási sorozatok 232Th:
T= 14.1 milliárd év (7-10 ppm a felszín közelében) bomlási sor - leányelemek: köztük 220Rn 220Rn (T= 55 s) – kevéssé tud kikerülni a levegıbe dózisjárulék 0.1 mSv/év
235U:
T= 0.71 milliárd év (a természetes urán 0.7 %-a) a nukleáris energiatermelés legfontosabb alapanyaga: indukált hasadás neutronok hatására
5/3
5/4 Természetes sugárterhelés : átlagosan 2 - 3 mSv/év belsı sugárterhelés 65 % külsı sugárterhelés 35 % (kozmikus sugárzás, ısi nuklidok a talajból, építıanyagokból) továbbá: orvosi eredető sugárterhelés átlagosan 0.3 mSv/év
5/5 Mesterséges radioaktivitás – hulladékok/üzemi kibocsátások Nukleáris reaktorok hulladékai hasadási (131I, 137Cs) aktivációs (239Pu) és korróziós (60Co) termékek Nukleáris robbantások, fegyverkísérletek hulladékai Ipari sugárforrások Orvosi (diagnosztikai és terápiás) sugárforrások „TENORM”: mesterséges okból megnövekedett természetes sugárterhelés * szén-, olaj- és gáztüzeléső erımővek (salak, hamu, pernye) * nukleáris üzemanyag elıállítása * egyéb
5/6
AK i S =∑ i MEAK i
Kategóriák a mentességi szint (MEAK [Bq/kg]) alapján: kis-, közepes- és nagyaktivitású hulladék AK: aktivitás-koncentráció [Bq/kg]
Kisaktivitású hulladék (LLW) 1 < S < 1000 Közepes akt. h. (ILW) 103 < S <106 Nagy akt. h. (HLW) S > 106, hıfejlıdés > 2 kW/m3
Mentesség ≈ Felszabadítás ??? azonosság: kapcsolat az elhanyagolható dózissal (10 µSv/év) eltérés: forgatókönyvek
5/7
Radioaktív hulladék menedzsment
Győjtés Osztályozás, minısítés Térfogatcsökkentés Kondicionálás Átmeneti és/vagy végleges elhelyezés
Alternatív megoldások: kiégett nukleáris üzemanyag reprocesszálása, hosszú felezési idejő hulladékkomponensek transzmutációja
5/8
c
A ,1 Térfogatcsökkentés VR = c A ,0 • Általános: préselés, égetés, bepárlás • Specifikus: felületi (szorpció), térfogati (extrakció) c A ,0
DF
• • •
Kondicionálás Cementezés (LLW, ILW) Bitumenezés (szerves LLW) Üvegesítés (HLW)
=
c
I
5/9
Radioaktív hulladék elhelyezése Mérnöki gátak – mélységi védelem módszere Átmeneti: telephelyen belül vagy önálló felszíni telephelyen (KKÁT) Végleges: • LLW – ILW: felszínközeli vagy mélységi lerakóhely (Püspökszilágy *** Bátaapáti) •HLW: mélységi lerakóhely (Boda – BAF) •Alternatíva: reprocesszálás TENORM és nukleáris energiatermelés összehasonlítása – üzemi adatok Kibocsátott összes radioaktivitás (1988): Paks AE: Ajka, Pécs szénerımő:
0.5 MBq/MW 3-4000 MBq/MW
6/1
6. Szennyezések terjedése a környezetben Általános terjedési egyenlet: dc = A + D + R + P − λc dt
A : advekció (hajtóerı: gravitáció, hidrosztatikai nyomás) D : diffúzió (hajtóerı: kémiai potenciál) R : reakció (fizikai és kémiai szorpció, ioncsere stb.) (hajtóerı: kémiai potenciál) P : ülepedés (hajtóerı: gravitáció) (forrástag idıben állandó) Homogén rendszerek: levegı, felszíni víz, karsztvíz Heterogén rendszerek: talajvíz, geológiai rétegek, biológiai anyagok Terjedési egyenletek inverze szükséges az emissziós korlátozás megállapításához Nukleáris/radiológiai balesetek, kibocsátások Windscale, Three Mile Island, Csernobil, Goiania, Algeciras, Tokai-mura. Csernobil becsült magyarországi hatása 1 – 3 mSv
6/2
Terjedési egyenletek ∂c = A + D + R + P + S (t ) − λ * c ∂t
Általános egyenlet idıfüggı forrástaggal
∂c = −u * grad (c ) + div ( D * grad (c )) + S (t ) − λ * c ∂t Advekció és diffúzió kifejtése
∂c ∂c ∂ ∂c = −u x * + ( D i * ) i = x , y , z + S (t ) − λ * c ∂t ∂x ∂i ∂i Egyirányú advekció, homogén diffúzió
Nukleáris környezeti monitorozás DL és DC betartásának ellenırzése: Mérés Kiértékelés Beavatkozás A feladatok hasonlóak normális és baleseti helyzetben is. Irányadó szintek szükségesek minden radionuklidra a környezeti közegekben (levegı, víz, talaj stb.) Biztonság: a szint mérhetı kell, hogy legyen, mielıtt az irányadó szintet túllépnénk. Monitorozás: mintavétel, mérés és kiértékelés szervezett, standard rendszere.
6/3
Nukleáris környezeti monitorozás
6/4
Helyi rendszerek: emissziót produkáló létesítmény körül [= kibocsátás-ellenırzés ??] Regionális rendszerek: immisszió ellenırzése nagyobb területen egyenletesen elosztott mérıállomásokkal • • •
Gamma-dózisteljesítmény folyamatos mérése – KORAI RIASZTÁS Légköri szennyezıdés folyamatos mérése dúsításos mintavétellel – KORAI RIASZTÁS – aeroszol- és jódszőrés (elemi, szerves) Szakaszos mintavételezéses módszerek: - száraz és nedves légköri kihullás, - felszíni-, ivó- és talajvíz, - talaj- és biológiai minták.
Nukleáris környezeti monitorozás – korai riasztást adó rendszerek Gamma-dózisteljesítmény mérése folyamatos/automatizált mérési adatgyőjtés környezeti dózisteljesítmény (talajszint) : 70 – 180 nSv/h OSJER riasztási szint : 500 nSv/h •Természetes radioaktivitás: szintje eltérı a környezetben, általában nem tárgya a szabályozásnak. (kozmikus sugárzás, földi radioaktivitás) •TENORM: „technologically enhanced naturally occurring radioactive material” – „alkalmazásnak” tekintendı, szabályozandó. •Mesterséges radioaktivitás: „alkalmazások” kibocsátása, radioaktív hulladékok stb. •Berendezések ionizáló sugárzása (pl. Röntgen) – kikapcsolható.
6/5
Nukleáris környezeti monitorozás – korai riasztást adó rendszerek környezeti dózisteljesítmény monitorozása hosszú idın át
6/6
dózisteljesítmény [nSvh]
A felvételen három különbözı hatás látható: • helyi hatások (emisszió), • gyors környezeti hatások (változó szintő szennyezés), • lassú környezeti hatások. A jelszint nem éri el a riasztási küszöböt. A felvétel részletes értékelésre e formában nem alkalmas.
Nukleáris környezeti monitorozás – korai riasztást adó rendszerek helyi hatások a környezeti dózisteljesítményre dózisteljesítmény [nSvh]
6/7
Oktatóreaktorban frissen elıállított 24Na sugárforrások ideiglenes tárolását érzékelte a monitor. A felfutó él a mővelet pillanatszerőségére, a lefutás a fıkomponens felezési idejére jellemzı.
dózisteljesítmény [nSvh]
Nukleáris környezeti monitorozás – korai riasztást adó rendszerek környezeti csapadékcsúcsok
A csapadék kimossa a levegıbıl a talaj felszínére az aeroszolhoz kötött radon-leányelemeket . Ezek (222Rn és 220Rn-származékok) feldúsulása a ülepedési sebességtıl és hatásfoktól, bomlása az effektív felezési idıtıl függ. Hasonló alakú profilok származhatnak mesterséges eredető radioaktív szennyezést tartalmazó „pöfföktıl” is.
Nukleáris környezeti monitorozás – korai riasztást adó rendszerek környezeti dózisteljesítmény mérése
6/8
Következtetések: A dózisteljesítmény változása képet ad a környezet állapotáról. Helyi rendszerek: jelzik a helyi változásokat is. Regionális rendszerek: nehéz (néha lehetetlen) megkülönböztetni a természetes növekedést a mesterséges szennyezéstıl. A „biztonságos” riasztási küszöb jóval nagyobb kell, hogy legyen a természetes ingadozás maximumánál. További mérési módszer szükséges a jobb érzékenység eléréséért és a téves riasztások kizárásához.
Nukleáris környezeti monitorozás – korai riasztást adó rendszerek aeroszol mintavételezés és mérés
Légköri radioaktív szennyezés dúsítása és mérése mintázás: speciális szőrık az alábbi anyagokra: - aeroszol, - atomos vagy molekuláris jód, - szerves jódvegyületek mérés: alfa/béta, gamma-spektrometria eljárás: folyamatos/automatikus mőködés, mozgószőrıs vagy állószőrıs kivitel
6/9
6/10 Nukleáris környezeti monitorozás aeroszol mintavételezés és mérés a kibocsátási forrás közelében Lokális rendszer egy emissziós forrás köré telepítve Várható szennyezési profil: egységugrás-függvény Activity on filter
Elınyös módszer: mozgó szőrıszalag (differenciálás)
time
6/11 Nukleáris környezeti monitorozás aeroszol mintavételezés és mérés a kibocsátási forrástól távol Regionális rendszer – egyenletesen elosztott állomások immisszió felügyelete Várható szennyezési profil: elnyújtott, lassan növekvı Activity on filter
Elınyös módszer: álló szőrılap (integrálás)
time
6/12 Nukleáris környezeti monitorozás környezet-ellenırzés aeroszol mintavétellel
• • • • • • •
Az állomás vezérlı programja az alábbi feladatokat látja el: Adatgyőjtés a detektor(ok)tól; Nukleáris spektrumok kiértékelése – mesterséges radioaktivitás azonosítása változó természetes “alapvonalon” – mért érték [Bq/m3]; Természetes radioaktivitás értéke: Rn EEC [Bq/m3] KIMUTATÁSI HATÁR megadása, ha mesterséges radioaktivitást nem detektált; A detektor(ok) rendszeres kalibrálása; Elektromechanikus elemek vezérlése (szivattyú, szőrıkezelés stb.); Adatgyőjtés más mérıberendezésekbıl (meteorológiai szenzorok, dózisteljesítmény-mérı stb.); Kommunikáció a központi számítógéppel.
Nukleáris környezeti monitorozás Detektorok válaszának modellezése
6/13
Basic equation for activity build-up on filter surface (Im = measured intensity [cps])
Im =
ηγ * fγ tLIVE
tTRUE
*
∫ 0
−
C
tLIVE *V * (1 − e )dt * λ tTRUE .
−λt
ηγ: efficiency for the gamma line of the given isotope, fγ: gamma abundance of the .
given gamma line, tLIVE: live time, tTRUE: true time, λ: decay constant, V : volume rate of pump. −
After integration and solving for C , mean activity concentration during sampling cycle [Bq/m3] −
Im 1 C= * * ηγ * fγ V
λ * tTRUE
1 − e−λ*tTRUE 1− λ * tTRUE
Ezeket a számításokat a kiértékelı programnak kell elvégeznie.
6/14
222Rn
alfa-béta spektrum
6/15
220Rn
+
222Rn
alfa-béta spektrum
222Rn
6/16
Radon – LDs - Time
6/17
Nukleáris környezeti monitorozás – korai riasztást adó rendszerek aeroszol-mintavétellel
6/18
Összefoglalás: Részecskeszőrı és azt követıen jódszőrıt is alkalmazhatunk. Regionális rendszereknél az álló szőrı elınyösebb. Nuklidspecifikus meghatározás szükséges, hogy megkülönböztessük a természetes és a mesterséges radioaktivitást. Jelentendı értékek: • természetes radioaktivitás (222Rn-EEC stb.) – „minıség-ellenırzés” • mesterséges radioaktivitás (radionuklid, aktivitás-koncentráció, KIMUTATÁSI HATÁR )
