Sugárvédelem. 2. előadás

Sugárvédelem 2. előadás

2

A biológiai hatások osztályozása

 Szomatikus: egy biológiai egyeden jelentkezik

 Genetikai: egy populáción jelentkezik

VAGY

3

A biológiai hatások osztályozása  Direkt hatás – a sugárenergia elnyelődése és a kiválasztott elsődleges folyamat ugyanazon molekulán következik be, amelyen a fixálódott szerkezeti és működésbeli változásokat észleljük.  Indirekt hatás – az energiaabszorpció, majd az általa kiváltott hatás különböző molekulákon jön létre. Legfontosabb példa a szabad gyök képződés. VAGY

4

A biológiai hatások osztályozása  Determinisztikus: A károsodás súlyossága függ a dózistól, a hatás egy bizonyos küszöbdózis fölött következik be.

 Sztochasztikus: A károsodás valószínűsége függ a dózistól, küszöbdózis nincs.

5

A hatásmechanizmusról dióhéjban…

Az ábra forrása: Dr. Sáfrány Géza – Sugárbiológia előadás

6

A hatásmechanizmusról dióhéjban…

7

A hatásmechanizmusról dióhéjban… Relatív biológiai hatás (RBE): azt mutatja meg, hogy egy adott sugárzás biológiai hatása milyen viszonyban van 250 keV-os röntgen sugárzás hatásával.

8

Az ionizáló sugárzás determinisztikus hatása  Küszöbdózishoz kötött (0.3 – 0.4 Gy)

 Szövetpusztulást okoz a sugárzás  Életveszélyes károsodások: központi idegrendszer, emésztőrendszer, vérképző rendszer

9

Az ionizáló sugárzás determinisztikus hatása

Akut/azonnali hatás 1 Gy-nél nagyobb dózis (egész test) esetén 1. Kezdeti szakasz (hányás, étvágytalanság, émelygés, fejfájás, levertség, mozgáskoordinációs zavar)

2. Lappangási szakasz (2-3 Gy dózisnál 3-4 hét is lehet, 10 Gy felett nincs lappangás)

10

Az ionizáló sugárzás determinisztikus hatása 3. Kritikus szakasz (magas láz, pontszerű bőrbevérzések, vérképben elváltozások, immunrendszer károsodása, 3-4 Gy egésztest dózis esetén 60 napon belül halál a betegek kb. 50%-ánál) 4. Regeneráció szakasza (kedvező lefolyás, a 3 szakasz tünetei visszafejlődnek)

11

Az ionizáló sugárzás sztochasztikus hatása

 A „fő célpont” a sejtmag DNS-állománya, nincs küszöbdózis (kis dózisok hatása nem igazolt)  Sejtmutációt okoz a sugárzás (javító mechanizmus)

 Kockázat-dózis-függvény lineáris (?)

12

A kockázat – effektív dózis függvény meghatározása  Elfogadott forma: LNT (linear – no threshold)  Kérdőjelek:  A függvény megállapításához „tiszta” adatok (pontos mérések, „minta” és „kontroll csoport” szükségesek)

 Hormézis: a kis dózisok „immunitást” okoznak ?  A kis dózisoknál nincs sejthalál  „javul” a mutáns sejtek túlélési hányada ?

 A függvény „összes” kockázatra vonatkozik, de a tumor szervekben jelenik meg. „Primer” tumor vagy áttét ?  Mennyi időn át adhatók össze a dózisok?

A sugárhatást befolyásoló tényezők

Az atomreaktor, mint sugárforrás A sugárvédelmi dóziskorlátok alapelvei, dóziskorlátozási rendszer

14

A sugárhatást befolyásoló tényezők 1. Sugárzás minősége Csak az elnyelődő (kölcsönható) részecskék váltanak ki hatást LET érték (ionizációs képesség)

15

A sugárhatást befolyásoló tényezők

2. Időfaktor A szövetek regenerációs képessége eltérő Frakcionált dózis

16

3. Anyagcsere, biológiai tényezők  Élénkebb anyagcsere-folyamatok érzékenyebbek  Sejtciklus során az M és G2 fázis a legérzékenyebb  A gyors osztódó szövetek sugárérzékenyebbek  A kevésbé differenciált sejtek érzékenyebbek

M: mitózis G1: növekedés

M G2

S: DNS szintézis G1 S

Az osztódást végleg befejező sejtek

G2: növekedés, felkészülés az osztódásra

17

4. Oxigéneffektus  Oxigenizált szövetek károsodása kifejezettebb

 Hipoxia/anoxia csökkenti a sugárérzékenységet  Rtg. Gamma sugárzás esetén kifejezettebb  O2 jelenléte elősegíti a szabad gyökök képződését

18

Az atomreaktor, mint sugárforrás

19

Az üzemelő atomreaktor, mint sugárforrás  α, β, γ, n-sugárzás is megtalálható

 α - források:  üzem közben a kis áthatolóképesség miatt kis jelentőségű

 β - források:  üzem közben a kis áthatolóképesség miatt kis jelentőségű

20

Az üzemelő atomreaktor  γ - források:  ~1020 foton/s 1375 MW esetében  trícium-aktivitás:

 nitrogén-aktivitás:

3 2 1𝐻(𝑛, 𝛾) 1𝐻 𝟏𝟔 16 8𝑂(𝑛, 𝑝) 𝟕𝑵

 n-források:  Sugárvédelmi szempontból a prompt neutronok fontosak  Nagy neutronforrás-erősség (~1020 neutron/s 1375 MW esetében)  A szerkezeti elemek aktivációja  (γ,n) reakciók

17 17 8𝑂(𝑛, 𝑝) 7𝑁

21

A leállított atomreaktor

 α, β, γ, n-sugárzás is megtalálható

 α - források:  A kiégett üzemanyag és a nagyaktivitású hulladék hőfejlődését és sugárkárosodását befolyásolják.

 β - források:  A leállított reaktor ill. a kiégett üzemanyag remanens hőfejlődését nagymértékben befolyásolják.

22

A leállított atomreaktor, mint sugárforrás  n-források:  Spontán hasadásból és (α,n), (γ,n) reakciókból  Neutronforrás-erősség: ~ 109 -1010 neutron/s

23

Rövid történeti áttekintés  1895: W. K. Röntgen elektroncső-kísérlet közben felfedezi a később róla elnevezett sugárzást.

 1896: H. Becquerel: az első magfizikai jelenség észlelése – uránsóból kilépő radioaktív sugárzás.  1898: Marie Curie-Sklodowska, P. Curie: „radioaktivitás” szó alkalmazása, sugárzásdetektor készítése, rádium és polónium felfedezése.  1925: Létrejön az International Committee on Radiological Units (ICRU) - nemzetközi sugárvédelmi bizottság megalakítását  1928: Létrejön az első nemzetközi sugárvédelmi szervezet, neve 1950 óta ICRP – International Commission on Radiation Protection.  1957: Létrejön az International Atomic Energy Agency (IAEA), vagy magyarul Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (NAÜ)

24

Sugárvédelmi szabályozás  Nemzetközi ajánlások, irányelvek:  ICRP #60 (1991) ►► IAEA Safety Series #115 (1996), 96/29 EU Directive

 Új ajánláscsomag: ICRP #103(2007) ►► IAEA General Safety Requirements GSR Part 3 (Interim) (2011)  Magyar jogszabályok: 1996. évi CXVI. tv. (atomtörvény) – kisebb módosítások 2011-ben.  Személyi sugárvédelem: egészségügy, ÁNTSZ (16/2000. SzEM-rendelet)  Környezeti sugárvédelem: környezetvédelem, felügyelőségek (15/2001. KöM. rendelet)  Nukleáris biztonság: Országos Atomenergia Hivatal

25

A sugárvédelem alapelvei (ICRP 26, 60,103)  Determinisztikus hatáshoz vezető dózis legyen lehetetlen.  Csak az „alkalmazásokhoz” kapcsolható dózis korlátozható, a természetes eredetű nem – a korlátozás a többletdózisra vonatkozik.  Indokoltság: a sugárforrás alkalmazásának több előnye legyen, mint kára. Az indokoltság nem tisztán sugárvédelmi, hanem széleskörű társadalmi feladat (ICRP 103).  Optimálás: az „alkalmazás” a lehető legnagyobb előnnyel kell, hogy járjon – ALARA (As Low As Reasonably Achievable).  Egyéni korlátozás – immissziós és emissziós korlátok – nem léphetők át, ha a tervezési alap helyes volt.

26

Sugárvédelmi szabályozás  „Elhanyagolható dózis” ≤ 10 µSv/év – közvetlenül nem deklarálták  DL – dóziskorlát - immisszió korlátozása  effektív dózis – külső és belső sugárterhelés összege  foglalkozási korlát 20 mSv/év (100 mSv/5 év)  lakossági korlát 1 mSv/év  normális és baleseti helyzetekre külön szabályozás  DC - dózismegszorítás - emisszió korlátozása

 kiemelt létesítmények 0.1 – 0.03 mSv/év  kibocsátási szintek egyes radionuklidokra: Bq/év 𝐷𝐿 ≠

𝐷𝐶 𝑠

𝐷𝐶 ≤

𝐴𝑚𝑎𝑥,𝑖 ∙ 𝐷𝐶𝐹𝑖 𝑖

 𝐴𝑚𝑎𝑥,𝑖 : A dózismegszorítás betartása esetén még bevihető max. aktivitások

27

Sugárvédelmi szabályozás  Az egy személybe az i-edik nuklidból bejutó aktivitás sokkal kisebb, mint a kibocsátható. 𝐴𝑖,𝑚𝑎𝑥 ≪ 𝐴𝑖,𝑘𝑖  A normális üzemelés során kibocsátott aktivitás nem koncentrálódhat egyetlen személyben.  Az emissziós korlátozás két lényegi eleme, a létesítmény környezetében élő lakosságra vonatkozó dózismegszorítás és a létesítményből  levegőbe és  vízi úton kibocsátott aktivitás (kibocsátási határértékek) közötti kapcsolatot a TERJEDÉSI MODELLEK teremtik meg. A modell és egy valóságos terjedési folyamat összevetése a validálás.

28

Lakossági és munkavállalói dóziskorlátok

Munkavállalókra Évi 20 mSv effektív dózis 5 évre átlagolva (ICRP), azaz 100 mSv/5 év, de egy évben nem lehet 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

50 mSv egyenérték dózis

Bőrre

150 mSv 1 cm2 területre átlagolva

Végtagokra

150 mSv

A lakosság tagjaira Évi 1mSv effektív dózis Szemlencsére

15 mSv egyenérték dózis

Bőrre

50 mSv 1 cm2 területre átlagolva

29

Dózismérés

30

A dózismérés alapelve  Bragg-Gray elv: A dózismérő (m) és az emberi testszövet (x) tömegabszorpciós együtthatójának aránya ne függjön a sugárzás energiájától.

𝜇 𝐷𝑥 𝜙𝐸 𝜌 𝑓𝑚 = = ∙ 𝐷𝑚 𝜙𝐸 𝜇 𝜌

𝑥 𝑚

31

KERMA

 kinetic energy released in mass absorption 𝐸𝑓 =

𝐸𝑒𝑙|𝑚 +

𝐸𝑒𝑙|𝑚+Δ𝑚 +

részecske kerma

𝐸𝑓∗

sugárzási kerma

 Ef az „m” tömegbe belépő foton energiája;

 Ef* a kilépő szórt fotonok maradék energiája;  Szekunder részecske egyensúly (SzRE): az elnyelő közeg egy, a beeső primer sugárzás irányára merőleges differenciális vastagságú „szeletében” a primer kölcsönhatás során energiát felvett, a szeletet elhagyó részecskék száma és energiája megegyezik a külső „szeletekből” az adott szeletbe érkező szekunder részecskék számával és energiájával.

32

KERMA  Az emberi szervezetbe irányuló foton- és elektronsugárzásra az SzRE 70 μm mélységben beáll.

33

Külső sugárterhelés mérése  Dózismérés: „utólagos” kiértékelés – személyi dozimetria  filmdózismérő - kémiai változás  TLD: szilárdtest-dózismérő (termolumineszcencia)  Elektronikus dózismérők: impulzusüzemű gáztöltésű detektorok, félvezető detektorok,  buborék detektorok  Dózisteljesítmény-mérés: azonnali kiértékelés – területi dozimetria

 impulzusüzemű gáztöltésű detektorok  szerves szcintillációs detektor

34

Külső sugárterhelés mérése  Követelmények:  „energiafüggetlenség”: a kijelzett dózis ne függjön az egyes részecskék energiájától  Intenzitás/dózisteljesítmény arányosság  Felejtés = 0 – a dózis ne változzék a mérés és a kiértékelés között

35

Belső sugárterhelés meghatározása  Közvetlen dózismérés nem lehetséges  Közvetett mérés: az inkorporált aktivitás meghatározása  Nehézség: pillanatnyi mérések, tartózkodási idő ismerete szükséges  Vizsgálati módszerek:  inkorporálható közeg (levegő, víz, élelmiszer) analízise:

radiokémiai feldolgozás + α- és β-sugárzók mérése; γspektrometria  testnedv-, exkrétumanalízis: α- és β-sugárzók mérése, γ-spektrometria;  testrész- és egésztest-analízis: γ-spektrometria

36

Számolós példák

Témakör: Dózisfogalmak

1a.) Mekkora a belső sugárterhelése egy év alatt annak a 70 kg-os püspökszilágyi dolgozónak, aki 9 kBq 241Am-ot lélegzett be? Az Am α-bomló, felezési ideje 432,6 év. Az α– részecske energiája 5485,16 keV, elnyelési hányada 1, részecske-gyakorisága 1. b.) Mekkora lenne ez a dózis, ha a dolgozó az izotópot lenyelte volna? Ebben az esetben a dóziskonverziós tényező 1,2 mSv/Bq.

37

2. Mekkora effektív dózist kapott az a páciens, aki 200 MBq radioaktív jódot (131I) tartalmazó injekciót kapott egy vizsgálat alkalmával? A 131I felezési ideje 8.04 nap. Tételezzük fel, hogy a jód a pajzsmirigyben 100%-ban megkötődik, es kiürülési sebessége elhanyagolható a radioaktív bomlással történő fogyáshoz képest. A pajzsmirigy tömege 50 g, szöveti súlytényezője 0.04. A 131I bomlásának sugárzási jellemzői: Béta-sugárzás: átlagos energia 200 keV, bomlási gyakoriság 100%, a sugárzás elnyelési valószínűsége a pajzsmirigyben 100%. Gamma-sugárzás: energia 365 keV, bomlási gyakoriság 81%, a sugárzás elnyelési valószínűsége a pajzsmirigyben 15%. A test más szöveteit érő dózistól eltekintünk. 1 eV = 1,6 ∙10-19 J

38

 3. Egy növénysterilizáló besugárzó állomás tervezésénél kiderült, hogy a forrás tervezett helyétől 8 m távolságra játszótér van. A 60Co sugárforrás aktivitása 1 TBq, a testszövetre vonatkozó dózisállandó 305 (μSv/h)/(GBq/m2). Az épület köré sugárvédelmi falat terveznek betonból. A beton sűrűsége 2700 kg/m3, tömegabszorpciós együtthatója a 60Co átlagos energiájára 4·10−3 m2/kg. Tapasztalat szerint a build-up tényező az ilyen létesítményeknél alkalmazott vastagságú védőbetonra legfeljebb 1,5 lesz. Milyen vastag védőfalat tervezzünk, ha a besugárzó állomásra a hatóság 30 μSv éves dózismegszorítást állapított meg? A fal vékonyítása érdekében ólom betétet alkalmaznak olyan elrendezésben, hogy két azonos vastagságú betonréteg közé ólomréteget tesznek. Milyen vastag legyen az ólomréteg, hogy a védőfal vastagsága az eredeti fele legyen? Az ólom tömegabszorpciós együtthatója 0,08 cm2/g, sűrűsége 11,7 g/cm3. Azt tételezzük fel, hogy a játszóteret egy gyerek egész éven át napi 6 órában használja, a besugárzó állomás hetente 5 munkanapon működik.

39

Köszönöm a figyelmet!