Sugárvédelem alapjai

Sugárvédelem alapjai Atomenergetikai alapismeretek

Papp Ildikó 2016.04.05.

2

Tartalom  Emlékeztető a múlt félévből  A sugárzások és az anyagi közeg kölcsönhatása  Dózisfogalmak, külső- belső sugárterhelés meghatározása  Az ionizáló sugárzások biológiai hatásai  Az atomreaktor, mint sugárforrás  A sugárvédelmi dóziskorlátok alapelvei, dóziskorlátozási rendszer  Dózismérés

3

Pici történelem  1896: Henri Becquerel  uránsók  Azt találta, hogy sugárzás intenzitása arányos az urán koncentrációjával, így arra következtetett, hogy ez a sugárzás az uránatom tulajdonsága.

 Pierre és Marie Curie: tórium, a polónium és a rádium.

 Curie házaspár & Ernest Rutherford kísérletei a radioaktív sugárzásnak két összetevőjét mutatta ki: a nagyon rövid hatótávolságú alfasugárzás, és a béta-sugárzás  1900: Paul Villard - gamma-sugárzás

4

Természetes eredetű radioaktivitás  Kozmikus sugárzás (szoláris, galaktikus, befogott részecskék)

 Kozmogén nuklidok: állandóan keletkeznek a kozmikus sugárzás hatására (3H, 14C)  Ősi nuklidok: Keletkezés a szoláris folyamatokban és az ősrobbanáskor (nagyon hosszú felezési idő)  Például: Fontosabb ősi nuklidok: 40K, 87Rb, 238U

 Természetes sugárterhelés : átlagosan 2 - 3 mSv/év

5

Néhány számadat…  A kozmikus sugárzás járulékai:  tengerszinten mindössze 0,27 mSv/év,

 4000 méteres magasságban azonban már 2 mSv/év,  8 km magasságban akár 34 μSv/h.

 A kozmogén radioaktív izotópok belélegzésétől és nagyobbrészt a fogyasztásától eredő átlag belső sugárterhelése 10 μSv/év.  Sugárterhelés repülőgépen 7-12 km magasban pl. EurópaÉszak-Amerika repülőút alatt 30-45 μSv.  Űrhajósok sugárterhelése 300-500 km magasságban az űrállomáson 0,3 mGy/nap.  A természetes sugárterhelés több, mint fele (1,26 mSv/év) a 222Rn-tól származik.

6

Mesterséges eredetű radioaktivitás  Nukleáris reaktorok hulladékai (hasadási (131I, 137Cs) aktivációs (239Pu) és korróziós (60Co) termékek)  Nukleáris robbantások, fegyverkísérletek hulladékai  Ipari sugárforrások  Orvosi (diagnosztikai és terápiás) sugárforrások

 TENORM (Technologically-Enhanced, Naturally-Occurring Radioactive Material): mesterséges okból megnövekedett természetes sugárterhelés (pl. szén-, olaj- és gáztüzelésű erőművek hulladéka (salak, hamu, pernye); nukleáris üzemanyag előállítása során keletkező hulladék)

7

Forrás: Bojtos István Péter, OF Szeminárium ea. 2011/2012/I.

8

arcápoló krém, púder, szappan, lemosó tej, ajak rúzs, fogkrém

Bomlási módok

9 

4 α: 𝐴𝑍𝑋 → 𝐴−4 𝑌 + 𝑍−2 2𝐻𝑒

 β: β- : elektron és antineutrínó kibocsátása: n→ p+ + e- + νa: a rendszám eggyel nő β+: pozitron és neutrínó kibocsátása: p+→n + e+ + ν: a rendszám eggyel csökken Elektronbefogás (EC – electron capture) neutrínó kibocsátása: p+ + e- →n + ν: a rendszám eggyel csökken.

 γ: a nukleonok átrendeződése nyugalmi tömeggel

és töltéssel nem rendelkező foton kibocsátásával jár.

10

A radioaktív bomlás alapegyenletei 𝑑𝑁 = −𝜆𝑁𝑑𝑡 A=

𝑑𝑁 𝑑𝑡

= −𝜆𝑁

𝑁 = 𝑁0 𝑒 −𝜆𝑡 𝐴 = 𝐴0 𝑒

−𝜆𝑡

ln(2) 𝜆= 𝑇1/2

 N: bomlásra képes, azonos fajtájú atommagok száma [darab]

 λ: bomlási állandó [1/s]  t: idő [s]  A: aktivitás [1/s ; Bq]  T1/2: felezési idő [s]

11

A sugárzások és az anyagi közeg kölcsönhatása

 A közeg kölcsönhatásra képes alkotórészei: elektronok, az atom elektromágneses erőtere, atommag.  A közeg és a sugárzás közötti kölcsönhatás szerint:  Közvetlenül ionizáló sugárzások: α, β, γ, röntgen – az elektronoknak képesek azok ionizációjához elegendő energiát átadni.

 Közvetve ionizáló sugárzás: neutron – atommagokkal való kölcsönhatás során ionizációra képes részecskék jelennek meg.  Az elektronokkal való ütközés nem minden esetben vezet azok ionizációjára. A sugárzás által több lépésben átadott energia egy része (általában 60-70 %-a) nem ionizációt, csak gerjesztést eredményez, azaz összességében a közeg termikus energiáját növeli meg.

12

γ-sugárzás kölcsönhatásai Fotoeffektus

13

γ-sugárzás kölcsönhatásai – Compton szórás

14

γ-sugárzás kölcsönhatásai Párkeltés

15

16

γ-sugárzás kölcsönhatásai – Exponenciális sugárgyengülési törvény 𝑑𝐼 = −𝐼(𝑥)𝜎𝑁𝑑𝑥 I: részecskeáram σ: hatáskeresztmetszet N: partnerek száma egységnyi úthosszon μ = σN = kölcsönhatási valószínűség [1/m] Feltevés: párhuzamos nyaláb

Megoldás:

𝐼 𝑥 = 𝐼0 𝑒 −𝜇𝑥

17

γ-sugárzás kölcsönhatásai – Exponenciális sugárgyengülési törvény 𝑑𝐸 𝑑𝑥 𝜇= 𝐸𝑖𝑛𝑐. μ/ρ = „tömegabszorpciós” tényező = tömegegységre jutó hatáskeresztmetszet 𝑚2 /𝑘𝑔

𝜇 = 𝜎𝐴 ∙ 𝜌𝐴

𝑚2 𝑚3

σA= atomi hkrm. σe= elektronra vonatkozó hkrm. 2

𝑚 𝜎𝐴 = 𝑍 ∙ 𝜎𝑒 𝑎𝑡𝑜𝑚

𝑁𝐴 𝜌𝐴 = 𝑉𝑀

𝑎𝑡𝑜𝑚 𝑚𝑜𝑙 𝑚3 𝑚𝑜𝑙

18

LET  Linear Energy Transfer ― lineáris energiaátadási tényező  𝐿𝐸𝑇 =

𝑑𝐸 𝑑𝑥

 α- β- sugárzásra:

LET értéke vízben:

α-ra: 100 keV/μm β-ra: 5-10 keV/μm

19

Dózismennyiségek, Külső- belső sugárterhelés meghatározása

20

Dózismennyiségek 𝑑𝐸 Δ𝐸 𝐽 𝐷= ≈ , 𝐺𝑟𝑎𝑦, 𝐺𝑦 𝑑𝑚 m 𝑘𝑔  Fizikai dózis: az anyag tömegegységében elnyelt összes sugárzási energia, csak fizikai kölcsönhatásokat foglal magába.  Bármelyik ionizáló sugárzásra értelmezhető.  Csak ionizáló sugárzásra értelmezett, de nem csak ionizációs energiát jelent.  Nem tartalmazza az anyagból kilépett (szórt, szekunder) sugárzási energiát.

 „Egyesíti” a különböző forrásokból származó energiabeviteleket.

21

Egyenérték dózis 𝐻 = 𝐷 ∙ 𝑤𝑅 𝑆𝑣, 𝑆𝑖𝑒𝑣𝑒𝑟𝑡  wR: sugárzási tényező  A sejti méretű élő térfogatba bevitt energia (mikrodózis) dönti el az elnyelt dózis veszélyességét (kártételét).  „Antropomorf” dózisfogalom és mértékegység: az emberi szövetek, sejtek viselkedése befolyásolja a dózisértéket.

wR α

20

β, γ

1

n

5…20

22

23

Effektív dózis 𝐸 = 𝐻 ∙ 𝑤𝑇 𝑆𝑣, 𝑆𝑖𝑒𝑣𝑒𝑟𝑡

𝑤𝑇 = 1 𝑇

 wT: szöveti súlyozó tényező  A gyorsan osztódó, rövid ciklusidejű sejtek a legérzékenyebbek. wT ivarszervek

0.2

legérzékenyebbek

tüdő, gyomor, belek, vörös csontvelő

0.12

Közepesen érzékenyek

máj, vese, pajzsmirigy stb.

0.05

bőr, csontfelszín

0.01

kissé érzékeny

24

25

Egyéb dózisfogalmak  Lekötött dózis: inkorporálódott, és a szervezetben 1 évnél tovább jelenlévő radioaktív anyag effektív dózisa 𝑡

𝐻𝐶 =

0

𝑑𝐻𝐸 𝑑𝑡 𝑑𝑡

 Kollektív dózis: Egy embercsoport tagjainak egy adott sugárforrástól származó effektív dózisának összege.

 Csak az emisszió mértékéül használható. 𝐶=

𝐻𝐸,𝑖 ∙ 𝑛𝑖 𝑆𝑣 𝑖

26

Belső sugárterhelés dózisa 𝐻𝑇 =

1 𝑚𝑇

𝑆

𝑢𝑠

𝑤𝑅 ∙ 𝐸𝑅 ∙ 𝑓𝑅 ∙ 𝑄𝑅 (𝑆 → 𝑇) 𝑅

 A HT szöveti egyenértékdózist egy adott radioizotópra határozzuk meg.  uS: az egyes forrás-szövetekben bekövetkező bomlások száma [darab]  wR: sugárzási tényező [Sv/Gy]  ER: sugárzási energia [keV/részecske]  fR: részecske-gyakoriság [részecske/bomlás]  mT: a célpont-szövet tömege [kg]  Q az R sugárzásfajtának az S (source) szövetből kiinduló és a T (target) szövetben energiát leadó hányada (elnyelési hányad)  S=T is lehetséges

27

Belső sugárterhelés dózisa 𝐷𝐶𝐹 =

𝐸 𝐴𝐼𝑛𝑡𝑎𝑘𝑒

DCF = dóziskonverziós tényező [Sv/Bq]: egységnyi inkorporált aktivitás (Aintake) adott útvonalon (belégzés vagy lenyelés) és adott kémiai formában történő bevitele által kiváltott egyenérték-dózis (szervekre).

 Eltérő lehet:  Beviteli útvonal szerint (belégzés vagy lenyelés),

 Kémiai forma szerint (a testnedvekben oldható vagy nem oldható)  Életkor szerint.

28

Külső dózisterhelés számítása 𝑑𝐷 𝜇 = 𝜙𝐸 ∙ 𝑑𝑡 𝜌

ahol

𝑑𝑁 ∙ 𝑓𝑅 ∙ 𝐸𝑅 𝑑𝑡 𝜙𝐸 = 4 ∙ 𝑟2 ∙ 𝜋

 Érvényesség: pontszerű γ-sugárforrásra, gyengítetlen (primer) fotonsugárzásra.

 𝜙 E: energiaáram-sűrűség [J/(m2s)]  A=dN/dt : a sugárforrás aktivitása [Bq]  fR: részecske-(foton)gyakoriság [foton/bomlás]  ER: fotonenergia [J/foton]

29

Külső dózisterhelés számítása  Négyzetes gyengülési törvény – a dózisszámítás alapja:

𝑑𝐷 𝐴 = 𝑘𝛾 ∙ 2 𝑑𝑡 𝑟

𝑗

ahol

𝑘𝛾 =

𝜇𝑎 𝜌

𝑘,𝑗

4∙𝜋

 j: összegzés az egyes energiákra, k pedig a közegekre  kγ: dózistényező, szokásos dimenziója: [(μGy/h)/(GBq/m2)]

∙ 𝑓𝑗 ∙ 𝐸𝑗

30

Dózisteljesítmény számítása nem pontszerű (kiterjedt) sugárforrásra  A felület explicit függvényével;

 Pontszerű elemekre bontással;  Az önabszorpció figyelembe vételével 𝑑𝐷 𝑑𝑡

= 𝑐𝐴 ∙ 𝑓(𝑟, 𝜇, 𝜌, 𝑉)

Ahnesjö, A. Med. Phys. 16 577-92

31

Exponenciális sugárgyengülési törvény Feltevés: párhuzamos nyaláb

Megoldás:

D 𝑥 = 𝐷0 𝑒 −𝜇𝑥 Az ábra forrása: http://www.radprocalculator.com/Files/ShieldingandBuildup.pdf, A hozzáférés ideje: 2014.03.24.

32

Shielding 𝐷(𝑥) = 𝐷0 ∙ 𝐵 ∙ 𝑒 −𝜇𝑥  B – build-up tényező: a szórt sugárzás részaránya a dózist okozó intenzitásban  B=B(μx)

Az ábra forrása: http://www.radprocalculator.com/Files/ShieldingandBuildup.pdf, A hozzáférés ideje: 2014.03.24.

33

34

Az ionizáló sugárzások biológiai hatásai

35

A biológiai hatások osztályozása  Szomatikus: egy biológiai egyeden jelentkezik

 Genetikai: egy populáción jelentkezik

VAGY

36

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

37

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.

38

A hatásmechanizmusról dióhéjban…

Az ábra forrása: Dr. Sáfrány Géza – Sugárbiológia előadás

39

A hatásmechanizmusról dióhéjban…

40

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.

41

Az ionizáló sugárzás determinisztikus hatása  Küszöbdózishoz kötött (0.3 – 0.4 Gy)  Szövetpusztulást okoz a sugárzás  Életveszélyes károsodások: központi idegrendszer, emésztőrendszer, vérképző rendszer

42

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) 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)

43

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 (?)

44

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?

45

Az atomreaktor, mint sugárforrás

46

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

47

Az üzemelő atomreaktor, mint sugárforrás  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

48

A leállított atomreaktor, mint sugárforrás  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.

49

A leállított atomreaktor, mint sugárforrás  n-források:

 Spontán hasadásból és (α,n), (γ,n) reakciókból  Neutronforrás-erősség: ~ 109 -1010 neutron/s

50

A sugárvédelem dóziskorlátok alapelvei, dóziskorlátozási rendszer

51

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)

52

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

53

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.

54

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

55

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.

56

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


Bőrre


Végtagokra

150 mSv

A lakosság tagjaira Évi 1 mSv effektív dózis Szemlencsére


Bőrre


57

Dózismérés

58

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

59

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.

60

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

61

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

62

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

63

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

64

Felhasznált irodalom

 Csom Gyula: Atomerőművek üzemtana I. kötet IV. fejezet, Műegyetemi Kiadó, 1997.  Fehér István, Deme Sándor: Sugárvédelem, ELTE Eötvös Kiadó, 2010.

 Köteles György: Sugáregészségtan, Medicina Könyvkiadó Rt., 2002  Pesznyák Csilla, Sáfrány Géza: Sugárbiológia elektronikus tankönyv, http://www.osski.hu/kiadvanyok/sugbiol/sugarbiologia_tankonyv.pdf

 Zagyvai Péter: Sugárvédelem és jogi szabályozása c. tárgyhoz készített diasorai

65

Köszönöm a figyelmet!

Sugárvédelem alapjai

Recommend Documents