Sugárvédelem és jogi szabályozása Fizikus alapképzés Elıadásvázlat

Sugárvédelem és jogi szabályozása Fizikus alapképzés Elıadásvázlat

Fı részek

1. Magfizikai alapok 2. Dózismennyiségek 3. Az ionizáló sugárzás egészségkárosító hatásai, sugárvédelmi szabályzás 4. Sugárzásmérés 5. Természetes és mesterséges radioaktivitás, radioaktív hulladékok 6. Sugárvédelmi tevékenységek Függelék: Kislexikon – fontosabb definíciók jegyzéke

1. Magfizikai alapok 1. 1. Radioaktivitás, sugárzások és sugárvédelem - rövid történeti áttekintés - 1895: W. K. Röntgen elektroncsı-kísérlet közben felfedezi a késıbb róla elnevezett sugárzást. - 1896: H. Becquerel: az elsı magfizikai jelenség észlelése – uránsóból kilépı radioaktív sugárzás. - 1898: Marie Curie-Sklodowska, P. Curie: „radioaktivitás” szó alkalmazása, sugárzásdetektor készítése, rádium és polónium felfedezése. - 1909: Rutherford és Royds: α-sugárzás felfedezése. - 1911-13: Rutherford-Bohr-modell az atom leírására: központi mag és körülötte keringı elektronok. - 1921: Nagy-Britanniában társaság alakul a röntgen- és rádiumsugárzás elleni védelem céljából (BXRPC). - 1928: Létrejön az elsı nemzetközi sugárvédelmi szervezet, neve 1950 óta ICRP – International Commission on Radiation Protection. - 1932: J. Chadwick: a neutron felfedezése. - 1934: F. Joliot-Curie, I. Curie: mesterséges radioaktivitás felfedezése. - 1934: Szilárd Leó szabadalmaztatja a nukleáris láncreakciót. - 1939: O. Hahn, F. Strassman: az urán hasadásának felfedezése - 1942. Az elsı magyar sugárvédelmi szabvány megjelenése. - 1942. E. Fermi vezetésével megindul az elsı kísérleti atomreaktor (Chicago, USA). - 1945. Az USA hadserege atombombát dob Hiroshimára és Nagasakira. - 1954. Elsı, 5 MW elektromos teljesítményő hálózati atomerımő – Obnyinszk, SZU - 1957: Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (NAÜ – IAEA) az ENSZ keretében. - 1976: „Gray” és „Sievert” dózisegységek bevezetése az SI-mértékrendszer részeként – összefoglaló sugárvédelmi ajánlások: .ICRP #26 (1977) - 1979: Three Mile Island - atomerımő-baleset (USA) - 1980. Az elsı magyar „atomtörvény”. - 1982. A Paksi Atomerımő elsı blokkjának fizikai indítása. - 1986. Csernobil – atomerımő-baleset (SZU) - 1990-96: Újabb összefoglaló sugárvédelmi ajánlások – ICRP #60 (1991), ennek továbbfejlesztéseként „Nemzetközi Biztonsági Alapszabályzat” a NAÜ-tıl (IAEA Safety Series #115 (1996))

1

- 1996: A második magyar „atomtörvény”. - 2000: Átfogó miniszteri rendelet a sugárvédelemrıl (Az 1988-as elızı rendelet megújítása) - 2007: ICRP #103 – újabb összefoglaló sugárvédelmi ajánlások 1. 2. Az atommag szerkezete Az atommagok „hagyományosan” nukleonokból (neutron és proton) építhetık fel. Az egyes elemek atomjai a rendszámban (Z), azaz a protonok és a „kívülrıl” semleges atom atommagja körül meghatározott energiájú pályákon tartózkodó elektronok számában különböznek egymástól. Az egyes elemek izotópjait azonos protonszám mellett különbözı neutronszám jellemzi. A tömegszám (A) a protonszám és a neutronszám összege. A XIX. század végén ismerték fel, hogy egyes tömegszámú atomok instabilisak, és a bennük felhalmozódó „többlet” energia a mag bomlását eredményezi. Megfigyelték, hogy a több nukleonból felépülı atommagok mindig kissé kisebb tömegőek, mint a nukleonjaik tömegének összege. Ezt a tömeghiányt (∆m) a tömeg és energia ekvivalenciájának felismerését (Einstein) követıen egyszerően alkalmazni lehetett az atommag részecskéit összetartó kötési energia ((∆E) értelmezésére.

∆E = ∆m * c 2

[1]

A nukleáris energia dimenziójának az SI rendszerben elfogadott J (joule) helyett a félig „természetes” mértékegységet, az eV-ot (elektronvolt) használják. A nukleonok között ható erık nem értelmezhetık kizárólag az atomon kívüli „makrovilág”ban ismert kölcsönhatásokkal. A legegyszerőbben erıs és gyenge kölcsönhatásra felosztott magerık sajátosságai a „makroerıkkel” összevetve: - a magerık hatótávolsága a távolság kettınél nagyobb hatványával csökken, tehát hatótávolságuk lényegében az atommagok méretére korlátozott, - a magerık töltésfüggetlenek, - a magerık telíthetıek, azaz két komponens közötti kölcsönhatás nagyságát befolyásolja a többi komponens, egy komponens csak korlátozott számú többi komponenssel tud kölcsönhatást létesíteni. F = k*

Q1 * Q 2 r2

[2]

A „makroerık” fenti általános egyenlete a tömegvonzás, elektromágneses és mágneses vonzás hatását képes leírni. A „mezıelmélet” szerint a kölcsönhatások nem közvetlenül a két egymásra ható objektum között, hanem egy-egy objektum és a „mezı” között, annak közvetítésével jönnek létre. A [2] egyenlettel leírható „makroerık” terének mezı-komponense a nyugalmi tömeggel nem rendelkezı, vákuumban fénysebességgel haladó foton. A „mezı”fotont „virtuális foton”-nak nevezik, mert létezése csak a kölcsönhatás létesítésével kapcsolatos. A magerık nem tartoznak ebbe a kategóriába. Különleges természetük egyik ∆E bizonyítéka, hogy az egy nukleonra jutó kötési energia ( ) nem nı lineárisan a nukleonok A számával, mint ahogy a fenti [2] összefüggés érvényessége esetén adódna, csak egy adott határig (Z=26, vas, Fe) nı, utána csökken. A magerık különleges természete nem volt

2

megmagyarázható a „fotontér-elmélettel”, a mezı-elméletet csak jelentıs változtatással lehetett kiterjeszteni a magon belüli térre. 1935-ben Yukawa a nukleonok között ható erık magyarázatához bevezette az akkor még nem ismert „mezı”-komponens, a jelentıs nyugalmi tömeggel rendelkezı mezon (π-mezon, pion) fogalmát. Ezzel sikerült értelmezni a magerık fent felsorolt sajátosságait. Míg a virtuális fotonnal értelmezett kölcsönhatásoknál a fotonok nyugalmi tömege zérus és a kölcsönhatások hatótávolsága gyakorlatilag végtelen, addig a magerık körülbelül 1 fm hatótávolságából a közvetítı virtuális π-mezon tömegére a korlátozott hatótávolságnak megfelelıen mintegy 100 MeV ekvivalens energia adódott.

1. ábra Egy nukleonra esı kötési energia a rendszám függvényében A magerık különleges természetének érdekes megnyilvánulása az egy nukleonra esı kötési energia grafikonján látható anomália is: a 42 He -nak (2 pozitív töltéssel: α-részecske) extrém nagy kötési energiája van, ennek megfelelıen a legstabilabb nukleoncsoport a 2 proton + 2 neutron. Ennek alapján várható volt, hogy a közel azonos alkotórészekbıl felépülı atomok közül azok lesznek viszonylag stabilisak, amelyekben több „α-építıkocka” alakítható ki. A nukleonok számának növekedésével a pozitív töltéső, egymáshoz igen közeli protonok (valójában: kvarkok) között Coulomb-taszítás csak egyre több neutron beépülésével kompenzálható. A stabilis atommagokban egyre nı a neutron-proton-arány, és a radioaktív, tehát instabilis atommagokat a „stabilitási vonaltól” mindkét irányban eltérı nukleonarány jellemzi.

3

2. ábra Stabilis és instabilis atommagok

Izobár magcsoportok energiaviszonyai Az „izobár” kifejezést az azonos tömegszámú, de eltérı proton- és neutronszámú atommagokra alkalmazzuk. Két alapcsoport lehetséges: a páros és a páratlan tömegszámúaké. Utóbbi esetben egyértelmően megjelölhetı az adott magcsoport legstabilabb, azaz a legnagyobb kötési energiával (tömeghiánnyal) rendelkezı tagja, és a szomszédos tagok között egy-egy nukleon átalakulásával lehetséges bomlási irányok határozhatók meg. Az átalakulás (bomlás) akkor mehet végbe, ha a keletkezı új nuklid kötési energiája nagyobb a kiindulási nuklidénál. Páratlan tömegszám esetén tehát egy „görbével” jellemezhetı a grafikon, egy tömegszámnál legfeljebb egy stabilis izotóp várható.

4

3. ábra Páratlan tömegszámú izobár magcsoport kötési energiája a rendszám függvényében>

5

4. ábra Páros tömegszámú izobár magcsoport kötési energiája a rendszám függvényében>

Páros tömegszám esetén: két „görbével” jellemezhetı a kötési energiák grafikonja, különválik a kétszer páros és a kétszer páratlan magok csoportja. Ennek oka az, hogy a kétszer páros magoknál több „α-építıkocka” alakulhat, mint a kétszer páratlanoknál, ezért azok általában stabilisabbak. Az energiaviszonyok bonyolultabbak, ezért lehetıség van arra, hogy egy tömegszámhoz egynél több stabilis izotóp tartozzék. Magmodellek: - Cseppmodell: az atommagon belül homogén struktúra. - Héjmodell: az atommagon belül a nukleonok az atomi elektronokhoz hasonló rögzített pályákon, különbözı energiaállapotban mozoghatnak. Kitüntetett nukleoncsoport: αrészecskék - Összetett modell – mindkét modell igaznak bizonyult elemeit tartalmazza.

6

1. 3. Magátalakulások A radioaktivitás instabilis atommagok önmagától való, tehát külsı hatás nélkül bekövetkezı átalakulása. A radioaktivitás definíciója és alapegyenlete: dN = −λ * N * dt

[3]

N = N 0 * e − λt

[4]

A=

dN = λN dt

[5]

A = A 0 * e − λt

[6]

N: bomlásra képes, azonos szerkezető atommagok száma; λ: bomlási állandó – idıegységre jutó bomlási valószínőség, A: (radio)aktivitás, t: idı. A felezési idı és a bomlási állandó összefüggése: T1 = 2

ln 2 λ

[7]

Az aktivitás (bomlás) értelmezése: a gerjesztett állapotban lévı nukleonok (kvarkok) „rezgések” során adhatnak át egymásnak energiát – részecskekibocsátás a magból:, alagúteffektus. A rezgések maximális frekvenciáját a belsı kölcsönhatás típusa határozza meg. „Alapidı”: az elemi állapotváltozáshoz szükséges minimális idıtartam (pl. erıs kölcsönhatásnál 10-22 s körül). A bomlás statisztikusságának magyarázata: minden egyes gerjesztett magban a többitıl függetlenül áll fenn ez a „rezgési” rendszer, amely véletlenszerően eredményezhet alagúteffektust és ezáltal bomlást. A bomlás valószínősége arányos a rezgések frekvenciájával és a megfigyelés idıtartamával. Levezetések a [3] alapegyenletbıl: integrálás (elbomlott/megmaradt magok száma - [5], [6] egyenlet), egyszeres leányelem aktivitása differenciális és integrális alakban. dN 2 = −λ 2 * N 2 + λ 1 * N 1 dt

[8]

A radioaktivitást jellemzı fizikai konstansok: - felezési idı és bomlási állandó, - bomlási mód(ok) – lásd késıbb részletesen, - a bomlás során kibocsátott részecske kinetikus energiája ER [keV/részecske], - ezen részecskék kibocsátásának valószínősége a bomlás bekövetkezésekor – bomlási valószínőség/gyakoriság fR [részecske/bomlás] Bomlási módok:

7

A bomlás lényege, hogy a bomlást „szenvedı” atommag energiatartalma (∆E) csökken, és ez az energia a bomlás által kibocsátott részecskesugárzás energiájává alakulva kijut az atommagból: ∆E = ∑ ( E m +E kin )

[9]

p

A [9] egyenletben „p” (particle) az 1 bomlás alkalmával kibocsátott elemi részecskék számát (egyben típusát) jelöli, az „m” index a nyugalmi tömeggel ekvivalens energiára, a „kin” index a részecske mozgási energiájára utal.

alfa [ 42 He 2+ ] – diszkrét energiaváltozás, jellemzı az adott radioizotópra, de megoszlik a részecske mozgási energiájára és a visszalökött mag energiájára. Az alfa-bomlás „hajtóereje” a nukleonok közti erıs kölcsönhatás. béta

~

3-féle: n ⇒ p + + β − + ν p+ ⇒ n + β+ + ν

elektron és antineutrínó kibocsátása pozitron és neutrínó kibocsátása,

p+ + e− ⇒ n + ν

elektronbefogás (EC – electron capture) neutrínó kibocsátása A béta-bomlás „hajtóereje” a nukleonok közti gyenge kölcsönhatás. A részecskék mozgási energiájának összege jellemzı a bomlásra, de a neutrínó és antineutrínó gyakorlatilag nem detektálható, így a „maradék” elektron illetve pozitron energiaeloszlása folytonos, 0 és a bomlásra jellemzı maximum között. Az elektronbefogást – azaz egy, általában belsı, szimmetrikus atompályán rezidens elektron „elfogyasztását” a többi, az elfogyottnál kisebb helyzeti energiájú pályaelektron átrendezıdése és így az adott (a bomlással keletkezett) elemre jellemzı (karakterisztikus) Röntgen-sugárzás kibocsátása kíséri. A pozitronbomlás „nettó” energiaigényes folyamat, ezért csak akkor megy végbe, ha a mag belsı átrendezıdése fedezi ezt a többletet. A pozitron a „normális” anyagi környezetben instabil, µs-ms-nagyságrendő idın belül egy elektronnal egyesülve megsemmisülési (annihilációs) fotonsugárzássá alakul. Az annihilációt megelızi a pozitron termalizálódása (a kibocsátás során kapott mozgási energia ütközésekkel való leadása). A megsemmisülés során – amennyiben a két résztvevı elektron spinje ellentétes volt, ami a gyakoribb eset - a két részecske nyugalmi tömege 2, egymással 180o-os szögben induló foton mozgási energiájává alakul:

e + + e − = 2 f , Ef = 511 keV

[10]

Az energia az [1] egyenlettel számítható az elektron nyugalmi tömegébıl.

gamma - a nukleonok átrendezıdése nyugalmi tömeggel és töltéssel nem rendelkezı foton kibocsátásával jár. A γ-bomlás „hajtóereje” nem határozható meg közvetlenül, mint az α- és β-bomlásé, mert ez a bomlási mód csak más magátalakulások „maradék”, azaz újabb részecske kibocsátásra már nem elegendı többlet-energiájának leadása során következik be, mintegy a mag „finomszerkezetének” helyreállítása során. A foton energiája diszkrét, szigorúan azonos a megváltozott belsı részecske által betöltött elızı és következı energiaszint különbségével, ezért jellemzı az adott radioizotópra. A mag belsı energiaeloszlásának változása egyes esetekben (fıként kisebb energiaváltozásoknál, Εγ<2-300 keV)

8

nem foton kibocsátásával jár, hanem az energia egy, általában belsı, szimmetrikus atompályán rezidens (azaz a magon „belül” is bizonyos tartózkodási valószínőséggel rendelkezı) elektron mozgási energiájává alakul. Ez a belsı konverzió (internal conversion, IC) E γ ⇒ E e −,kin + E e −,köt

[11]

A [10] egyenlet értelmében a konverziós elektron energiája - az „alternatív” gammasugárzáshoz hasonlóan – szintén diszkrét, csak a gammaenergiánál éppen a „kilökött” elektron kötési energiájával kisebb. A belsı konverziót – az elektronbefogással analóg módon – szintén kötelezıen kell, hogy kísérje az atomi elektronpályák átrendezıdése következtében karakterisztikus röntgensugárzás. (Egy nagyobb energiájú pályáról egy kisebbre átlépı elektron „energianyeresége”, azaz a két pályaenergia különbsége jelenik meg diszkrét energiájú fotonsugárzásként.) Különösen kis rendszámú elemeknél a karakterisztikus röntgensugárzás is képes a belsı konverziót mintegy „leképezı” energiacserére egy nála kisebb energiájú, tehát külsı pályaelektronnal. A karakterisztikus röntgensugárzás alternatívájaként megjelenı elektronokat Auger-elektronoknak nevezik.

hasadás – a 90-nél nagyobb rendszámú radioaktív atommagok egy része nem (csak) az elıbb bemutatott háromféle bomlási mód valamelyikével csökkentheti belsı gerjesztett állapotát, hanem két, nagyjából egyforma, közepes mérető atommagra való szétválással (fission) is.A hasadás során zömében radioaktív, nagy neutronfelesleggel rendelkezı, tehát β--bomlással stabilizálódó nuklidok és hasadásonként 2-3 „szabad” neutron keletkezik. A neutronok más nuklidok hasadását indukálhatják: láncreakció. A keletkezett hasadási termékek és azok részecskesugárzása elnyelıdik a hasadóanyagot körülvevı közegben – nukleáris energiatermelés alapja. Számítási példa: az emberi szervezetben lévı 40K-tartalomból származó aktivitás kiszámítása. Adatok: 40K felezési ideje 1,28.109 év, átlagember testtömege 70 kg, átlagos K-tartalom: (esszenciális makroelem, kortól és nemtıl függı koncentráció határok: férfiak 1,7 – 2,73 g/kg, nık 1,33 – 2,28 g/kg, 10 éves kor körül maximális). Átlag: 0,2 %, izotóparány a K-on belül 0,0118 %. Eredmény: kb. 4200 Bq. 40 19 K (kétszer páratlan tömegszámú nuklid!) bomlási módjai: 89 % β -bomlás, 11 % EC és γ-sugárzás.

9

1. 4. A sugárzások és az anyagi közeg kölcsönhatásai: Általános jellemzık: • A közeg kölcsönhatásra képes alkotórészei: elektronok, az atom és az atommag elektromágneses erıtere, atommag. • A közeg és a sugárzás közötti kölcsönhatás szerint: - Közvetlenül ionizáló sugárzások: α, β, γ, Röntgen – az elektronoknak képesek azok ionizációjához elegendı 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. • A gyorsan mozgó szabad töltéshordozók (β--részecskék vagy ionizált szekunder elektronok) az atomok elektromágneses terében fékezıdve járulékos fotonsugárzást = folytonos röntgensugárzást kelthetnek. A sugárzásnak anyagi közegben megtett rövid (ezért egyenes vonallal közelíthetı) útszakaszán bekövetkezı (ionizációt, gerjesztést vagy szekunder sugárzást kiváltó) kinetikus energiaváltozása a LET: LET = dE/dx

[12]

Lineáris energiaátadási tényezı – értéke jelentısen függ a közeg halmazállapotától, a sugárzás típusától és energiájától, ezért nem konstans, de sugárzásfajtánként jellemzıen különbözı. Mivel a sugárzás biológiai veszélyességét a sejt mérettartományában átadott energia határozza meg, a LET jellemzı dimenziója keV/µm. 1. 4. 1. α-sugárzás: kölcsönhatási formák: gerjesztés/ionizáció. Fékezıdés során az α2+-részecske nagyobbára egyenes úton halad. Az általa „eltalált” elektronok az adott kötési energiánál lényegesen nagyobb „energia-adagot” vesznek át a részecskétıl, ezért maguk is ionizáló képességgel rendelkezı, nagy sebességgel haladó részecskék lesznek. Ezek a „primer” ütközésben szórt elektronok a továbbiakban más elektronoknak adnak át az energiájukból, azokat vagy gerjesztik, vagy ionizálják. A folyamat végeredményeképpen az α2+-részecske lelassul, elveszti ionizáló képességét, viszont az ütközések során ionizált elektronok összessége az anyagban szabaddá vált töltést képvisel. Hatótávolság (range) definíciója: átlagos vagy maximális behatolási mélység, értéke függ az energiától és a közeg (elektron)sőrőségétıl. Szabad úthosszak levegıben néhány cm, kondenzált anyagokban kevesebb, mint 100 µm. LET: vízben (élı szervezet anyagában) 120 – 180 keV/µm. 1. 4. 2. β- és β+-sugárzás: kölcsönhatási formák: - elektronnal ionizáció/gerjesztés; - atomi erıtérrel: fékezési sugárzás (folytonos röntgensugárzás, energiája a közeg rendszámától is függ), Cserenkov-sugárzás: az adott közegben fennálló fénysebességnél nagyobb sebességő elektron emellett látható fényt is kibocsát. 10

Primer elektron: a nukleáris sugárzás által elsıként „eltalált” (ionizált) elektron. A primer részecske által átvett energia a továbbiakban az α-sugárzásnál ismertetett módon alakul át gerjesztett illetve ionizált elektronok halmazává. Hatótávolság: átlagos behatolási mélység. Ez lényegesen rövidebb (kondenzált anyagokban néhány milliméter), mint a β--részecskék által megtett teljes úthossz, mert az ütközések jelentıs irányváltozással is járnak. LET vízben: 5-10 keV/µm. 1. 4. 3. γ- és Röntgen-sugárzás: kölcsönhatási formák: - elektronnal: sokféle szórási modell, legvalószínőbb a Compton- és a fotoeffektus. Elıbbi: rugalmatlan ütközés a foton és a közeg egy elektronja között, a maximális (180o-os szóráshoz tartozó) átadható energia kisebb, mint a foton teljes energiája, az energiaátadás valószínősége függ a szórás szögétıl, az eredeti energia nagyságától és a rendszámtól. Utóbbi: teljes energia átadása (total absorption), „rezonancia-abszorpció” egy elektronnal: a foton megszőnik, teljes kinetikus energiáját átveszi a primer elektron. A két kölcsönhatás egymás versenytársa. Bekövetkezésük valószínősége eltérı mértékben függ a sugárzás energiájától és a közeget alkotó atomok rendszámától. A fotoeffektus csak kis energiáknál (<3-400 keV) fordulhat elı. A Compton- illetve fotoeffektus révén szabaddá vált elektronok a továbbiakban a βsugárzásnál ismertetett módon váltanak ki gerjesztést illetve ionizációt az anyagban. -

atomi erıtérrel: párkeltés, ha a foton energiája nagyobb az elektron nyugalmi tömegének kétszeresénél, Ef > 2* 511 keV

-

akkor reális valószínősége van annak, hogy a foton nem abszorpcióval semmisül meg, hanem energiájából egy elektron és egy pozitron keletkezik (lényegében az annihiláció megfordítása), amelyek a „maradék” (Ef-1022 keV) energián „megosztozva” adott kinetikus energiával, egymás pályájával induláskor 180o-os szöget bezárva távoznak. A pozitron rövid idın belül (azaz valószínőleg ugyanabban az elnyelı közegben) annihilálódik, az elektron ugyanúgy fékezıdik, mint a β--sugárzás. Összességében tehát a teljes energia átadódik, de az annihilációs fotonok elhagyhatják az adott közeget. atommaggal: nagyenergiájú (> 4-5 MeV) fotonok abszorpció vagy szórás közben gerjeszthetnek egyes atommagokat: magreakció, radioaktív izotóp keletkezhet – a környezeti fotonsugárzás energiáin csak elenyészı számú esetben fordul elı.

11

4. ábra: Compton-szórás, teljes abszorpció („fotoeffektus”) és párkeltés valószínősége a fotonenergia függvényében A sugárgyengülés egyszerősített valószínőségi modellje: dI = − I ( x) × σ × N × dx

[13]

ahol I a párhuzamosnak feltételezett fotonok árama (intenzitása) [foton/s], σ a sugárgyengüléshez vezetı kölcsönhatás valószínősége egy „partnerrel”, azaz egy elektronnal, N a partnerek száma az anyag egységnyi úthosszában („vonalmenti részecskesőrőség”) [darab/m], és dx az anyagban megtett út hossza [m]. Ha az anyag homogén, tehát a vonalmenti sőrőség állandó, és a sugárzási energiától függı kölcsönhatási valószínőség is az, akkor az anyag egészére értelmezhetı a lineáris gyengülési együttható, µ [1/m]:

µ =σ ×N

[14]

µ tehát az egységnyi úthosszon bekövetkezı gyengülés valószínőségeként értelmezhetı. A [13] egyenlet integrálásával kapjuk a párhuzamos homogén energiájú sugárnyaláb homogén közegben történı gyengülési egyenletét: I = I 0 × exp(− µx)

[15]

ahol I0 a gyengítetlen nyaláb intenzitása, és x a homogén közeg vastagsága. A fentieket az alábbi 5. ábrán is illusztráljuk.

12

5. ábra A gamma-sugárgyengülés egyszerő modellje 1. 4. 4. neutronsugárzás: kölcsönhatási formák: - elektronnal nincs közvetlen kölcsönhatás; - abszorpciós magreakció: a neutron elnyelıdik az „eltalált” atommagban, és egy átmeneti mag-állapoton keresztül új, döntı többségben radioaktív atommagot hoz létre. Az átmeneti mag kialakulását a neutron beépülésével egyidejőleg részecskék (elsısorban γ-foton) kibocsátása kíséri. Ez a kísérı sugárzás csak a magreakció alatt, tehát a neutronbesugárzás fennállásáig tapasztalható, de a létrejött radioaktív mag bomlási sugárzása ezt követıen is fennáll. Az abszorpciós magreakció fıként kis mozgási energiájú (termikus) neutronokkal következhet be, az egyes atomfajták kölcsönhatási valószínőségét „abszorpciós hatáskeresztmetszet”-nek nevezik. - szórás: a neutron abszorpció, azaz átmeneti mag keletkezése nélkül szóródik az eltalált atommagon. A szórás eredményezhet magátalakulást (spalláció) vagy „csak” kinetikus energiát juttat az eltalált atomnak. A szóródás folyamata fıként nagy mozgási energiájú neutronokkal valósul meg. A magátalakulás nélküli szórás különösen valószínő a kis rendszámú, a neutronnál nem sokkal nagyobb magokkal, így elsısorban a hidrogénnel és a deutériummal. Ezekben az ütközésekben nem keletkezik radioaktív nuklid, de a mozgási energiát átvett és ezáltal kötésállapotát „elhagyó” ionizált hidrogénatom (p+) a továbbiakban nagy energiájú töltött részecskesugárzásként viselkedik, tehát sugárvédelmi szempontból „viselkedése” az α2+sugárzáséhoz lesz hasonló. A kölcsönhatásokat – különösen a külsı sugárterhelés, tehát az emberi szervezeten kívülrıl érkezı, abba behatolni képes sugárzások energiaátadását – az abszorpciós együtthatókkal szokás leírni. Az egyes kölcsönhatási formákat külön-külön abszorpciós együttható jellemzi. Ezeket elsısorban a γ-sugárzás elnyelésének leírására alkalmazzák, mivel ez a sugárzásfajta képes általában külsı sugárterhelést okozni. A részecske teljes energiaveszteségére illetve a

13

közeg ionizációjának bekövetkezésére az ezekbıl képezett kumulált abszorpciós együttható határozható meg.

m2  µ = σA * ρA  3  m 

[16]

 m2  σA = Z * σe    atom 

[17]

 atom   N   ρ A = A  mól VM  m 3   mól 

[18]

µ: lineáris abszorpciós együttható (más néven: makroszkópikus abszorpciós hatáskeresztmetszet, az anyag térfogategységére jutó összes, abszorpcióra „alkalmas” felület). σe: egy elektronnak az adott típusú és energiájú sugárzás abszorpciójára „alkalmas” felülete (elektron-hatáskeresztmetszet, az elektron mint objektum felületének és az ütközés bekövetkezése esetén érvényes abszorpciós valószínőségnek a szorzata, [m2/elektron]). σA: atomi hatáskeresztmetszet. Z: rendszám [elektron/atom]. ρA: atomsőrőség (az anyag térfogategységében lévı atomok száma [darab/m3], NA az Avogadro-szám (az anyag 1 mólnyi mennyiségében lévı atomok száma), VM móltérfogat. A µ értelmezése eltérı annak függvényében, hogy a sugárzás gyengülésének valószínőségét, vagy „csak” az abszorpció révén a közeg elektronjainak energiafelvételi (ionizációs vagy gerjesztési) valószínőségét kívánjuk kifejezni vele.

dE µ = dx E inc .

[19]

A lineáris abszorpciós együttható a LET fogalmából is levezethetı: itt az egységnyi, „ütközésbe vitt” energiára (Einc, inc.=„incident”, ütközési) jutó differenciális energiaveszteséget jelenti. Mivel µ a fenti definíciók szerint egységnyi térfogatra vonatkozik, erısen függ az anyagok halmazállapotától, ezért sok esetben célszerőbb a térfogat helyett µ egységnyi tömegre vonatkoztatni. a lineáris abszorpciós együttható és a sőrőség hányadosa, ρ a tömegabszorciós együttható [m2/kg]. A fenti abszorpciós összefüggések közvetlen alkalmazhatóságának feltételei: a sugárzási energia és a közeg homogenitása. Az abszorpciós együtthatók valószínőségként való értelmezése révén az együtthatók összegét egymást kölcsönösen kizáró valószínőségek eredıjének tekinthetjük. Összetett anyagoknál µ-et a molekuláris összetétel szerint súlyozva szokás megadni, itt az egyes µ-k a molekulát alkotó atomok összegzett abszorpciós együtthatóit jelentik. Egy adott atomfajtánál is értelmezhetı az „eredı valószínőség” az egyes

14

kölcsönhatásokra vonatkozó µ-k összegeként, mivel az egyes energiaátviteli folyamatok (Compton-szórás, fotoeffektus, párkeltés) egymásnak nem következményei, hanem egymást kizáró versenytársak.

µ = µ1 + µ 2 + µ 3 + ... = ∑ µ i

[20]

Jellemzı értékek: 100 keV foton vízre (testszövet!) µ=17 m-1, ólomra µ=8700 m-1, 1000 keV foton vízre µ=11 m-1, ólomra µ=120 m-1. Gamma-sugárzásra (diszkrét energia, homogén összetétel) a lineáris sugárgyengülési egyenlet: dI = −µ * I * dx

[21]

I = I 0 * exp(− µ * x )

[22]

I0 a forrásból az adott objektum felé tartó, egymással párhuzamosan haladó fotonok intenzitása (árama) [darab/s], I az abszorpciót ”elkerülı”, azaz az ütközést követıen eredeti irányát és energiáját változatlanul megtartó gyengítetlen intenzitás. Az intenzitás-csökkenés (dI) mértéke egyenesen arányos a beérkezı részecskék számával és a gyengítı közeg vastagságával, valamint az abszorpció valószínőségével, azaz az abszorpciós együtthatóval. A [17] egyenletbıl I = I0/2 helyettesítéssel levezethetı a felezési rétegvastagság, ln(2) X1 = .Mivel a sugárzás gyengítetlen hányadának meghatározása szempontjából µ 2 lényegtelen, hogy a primer elektron/foton-kölcsönhatást követıen a primer elektron kinetikus energiája milyen arányban okoz ionizációt a további elektron/elektron-ütközések során, µ ebben az esetben a teljes gyengülésre vonatkozó lineáris abszorpciós együtthatót kell, hogy jelentse.

15

2. Dózismennyiségek Az anyagban elnyelt ionizáló sugárzási energia fizikai, az élı anyagban, az emberi test szöveteiben emellett kémiai, biokémiai és biológiai hatást fejt ki. A hatás mértékeként a tömegegységben elnyelt és jelentıs részben ionizációra fordított összes sugárzási energiát, a dózist választották. 2.1. Elnyelt dózis .

D [Gy = J/kg]; dD/dt, D dózisteljesítmény: rövid idıszakra esı elnyelt (fizikai) dózis. D=

 dE ∆E  J ≈ , Gray, Gy   dm m  kg 

[23]

dE, illetve ∆E a sugárzás részecskéi által az adott objektumban (annak infinitezimális elemében) leadott és ott – összetett energiaátviteli folyamatok eredményeképpen - részben ionizációt eredményezı összes sugárzási energia, amely tetszıleges számú, de egyenként is az adott közeg ionizációs energiáját jelentısen meghaladó mozgási energiával rendelkezı részecskétıl származhat, m a tárgy tömege. Az elnyelı közeg és az elnyelt sugárzás sajátosságainak szétválasztását bemutató egyenlet: dD µ = ΦE * dt ρ ΦE =

[24]

A *f R*E R

[25]

4* r2 * π

Az elnyelt dózisteljesítmény a sugárzásra jellemzı energiafluxus (energiaáram-sőrőség) és az anyagra jellemzı, de a sugárzás energiájától is függı tömegabszorprciós együttható szorzata. „A” a forrás aktivitása [Bq], ER a bomlás során kibocsátott részecske kinetikus energiája [keV/részecske], fR ezen részecskék bomlási gyakorisága [részecske/bomlás]. (Lásd az 1.2. fejezetet) A [25] egyenlet felírásakor a sugárforrást pontforrásnak tételezzük fel, amely körül az izodózis-tér gömbszimmetrikus. r a mérési pont távolsága a sugárforrástól. Ha az adott radioizotóp többfajta illetve különbözı energiájú sugárzásokat is kibocsát bomlása során, akkor – mivel µ/ρ értékei energiafüggıek – minden sugárzásra külön kell felírni a [24] egyenletet. Ha a sugárzás és a közeg fenti sajátosságai ismertek, akkor a konstansok és az anyagok minısége illetve a sugárzási energia függvényében változó, de ismert értékő anyagi jellemzık egy közös tényezıbe, a dózistényezıbe (kγ) vonhatók össze: dD A = kγ * 2 dt r

[26]

Többkomponenső sugárzás esetén

16

µ ∑ f i *E i *   i  ρ i kγ = 4*π

[27]

A kγ dózistényezı nem „fizikai konstans” (tehát a számos helyen olvasható „dózisállandó” elnevezés hibás), mert adott sugárzó anyaghoz és adott detektorhoz (elnyelı közeghez) tartozik, de ezeket rögzítve értéke már valóban állandó lesz, táblázatokban hozzáférhetı.

Bragg-Gray elv: a külsı sugárterhelés dózisának (dózisteljesítményének) pontos mérhetıségét megszabó elvi feltétel.

µ Φ E *   D  ρ x Q= x = Dm µ Φ E *    ρ m

[28]

„x” a dózist elnyelı közeget (testszövet, víz), „m” a mérıeszköz anyagát jelenti. Ha a detektort ugyanolyan távolságra tesszük a sugárforrástól, mint az x objektumot, a két energiafluxus ugyanaz lesz és így kiesik. A „Q” mennyiség akkor konstans, ha az „x” és „m” közegek összegzett (az összes, ionizációra vezetı kölcsönhatást tartalmazó) tömegabszorpciós együtthatója szigorúan azonos módon változik a sugárzás energiájával. Más szavakkal: a detektorra és a testszövetre vonatkozó abszorpciós együttható, amely a [17] egyenletnek megfelelıen egymással versengı energiaátviteli folyamatok eredıjeként adódik, ugyanolyan menető, egymástól csak egy konstans együtthatóban különbözı függvény szerint változik a sugárzási energia függvényében. Ekkor Q az energiától (pontosabban: az energia eloszlásától) függetlenül konstans, amit gyakran (hibásan) úgy foglalnak össze, hogy „az optimális dózismérı energiafüggetlen”. A reális dózismérıknél Q értéke a testszövetbe kívülrıl behatolni képes környezeti sugárzások energiatartományában (60 – 2700 keV között) ±20%-on belül állandó.

2.2. KERMA KERMA = Kinetic Energy Released in Mass Absorption – a sugárzás közvetlenül vagy közvetve ionizációhoz vezetı elnyelése során energiát átvett részecskéknek juttatott összes kinetikus energia. Szokásosan felosztják részecske- és sugárzási KERMÁra, elıbbi az anyag elektronjainak átadott energiát, utóbbi az energiaátadás során keletkezı másodlagos fotonsugárzásokat (folytonos és karakterisztikus röntgensugárzások, lásd 1.3. fejezet) foglalja össze. A KERMA elsısorban a dózis mérésével kapcsolatban használatos fogalom, az az elnyelt dózis, amelynek eredményeképpen a detektorban szabad töltéshordozók (válaszjelek) keletkeznek. A detektor – szemben az élı szervezettel – a válaszjelek keltése szempontjából ideálisan homogénnak tekintendı, tehát a válaszjelek száma/nagysága nem függhet attól, hogy a detektor érzékeny térfogatának melyik pontjáról származnak. A KERMA (a mérhetı dózis) és az elnyelt dózis csak akkor azonos egymással, ha a sugárzás elnyelésének összetett fizikai folyamata során az elnyelı közeg egy, a beesı primer sugárzás irányára merıleges differenciális vastagságú „szeletében” a primer kölcsönhatás során

17

energiát felvett, a szeletet elhagyó részecskék száma és energiája megegyezik a külsı „szeletekbıl” az adott szeletbe érkezı szekunder részecskék számával és energiájával. Ekkor fennáll a szekunder részecske egyensúly. Ez az állapot a testszövetbe jutó γ-és Röntgenfotonok esetében mintegy 0.07 mm mélységben már létrejön.

•

•

6. ábra A D dózisteljesítmény és a K kerma-teljesítmény változása az x rétegvastagság függvényében > 2.3. Egyenértékdózis

H = D * w R [Sievert, Sv]

[29]

wR a sugárzás károsító képességére jellemzı relatív szám, a sugárzási tényezı. wR arányos az egyes sugárfajták átlagos LET-értékével. Értéke α-sugárzásra 20, β--, γ- és Röntgen-sugárzásra 1, neutronsugárzásra – a neutronok igen különbözı, erısen neutronenergia-függı kölcsönhatásainak megfelelıen – 2,5 és 20 között változik, maximális értékét a 100 keV és 2 MeV közötti energiájú neutronok esetében veszi fel, mert ezek az emberi testszövetben hidrogénatomokkal való ütközés révén az α-sugárzással közel azonos LET-értékő H+-ionokat keltenek. Az egyenértékdózis „antropomorf” fogalom: szigorúan csak az emberi testszövetre alkalmazhatók az adott sugárzási tényezık, más élılényekre más értékeket kellene megállapítani. Biológiai hatások: sejtpusztulás (nekrózis) vagy génmutáció. Elıbbit determinisztikus, utóbbi: sztochasztikus károsító hatásnak nevezzük. A determinisztikus hatás „kötelezıen”

18

bekövetkezik, ha a dózis meghaladja a hatásküszöböt, ebben pl. az égéshez hasonlít. A tünetcsoportot „sugárbetegségnek” is nevezik. Halálos sugárbetegség oka lehet a központi idegrendszert, az emésztırendszert vagy a vérképzı szerveket ért nagy (>3 – 4 Gy) dózis. Az emberi test mintegy 220 különbözı sejttípusból áll. Minden sejt az emberi szervezet felépítéséhez és mőködéséhez szükséges teljes genetikai információt tartalmazza, ám ennek csak egy részét használja: egy izomsejtben például más gének aktívak, mint egy agysejtben. A sejtek normális körülmények között szabályosan növekednek, majd életük, az „interfázis” befejezéseként osztódnak (mitózis), s így újabb sejtek születnek, vagy elhalnak (apoptózis). A mutáció eredményeként a sejt (pontosabban: az eukarióta sejtek) eredeti génállománya megváltozik, legtöbbször a DNS-lánc hasadása (törése) történik meg. A mutációk káros hatása nem a mutációt elszenvedett sejt biológiai viselkedésén, hanem a mutáns sejt osztódását (mitózis) követıen létrejövı új sejtek mőködésén tapasztalható. A DNS (dezoxiribonukleinsav) cukor- és foszfátcsoportokból felépülı kettıs spirál, amelyekhez szerves bázisok kapcsolódnak. Egy láncelem neve nukleotid. A láncot a bázisok között hidrogénhidak tartják össze. A DNS-bıl felépülı örökítı elemek a kromoszómák. A DNS nukleotidjai a sejtet felépítı fehérjék összetételét kódolják. A gén a DNS egy fehérjét kódoló, vagy egy sejti tulajdonságot meghatározó darabja. A gének együtt alkotják az egyed genetikai információit tartalmazó genomot. A mutáns ráksejt (tumorsejt) genetikai programja sérült, szaporodási programját a környezı ép sejtek felemésztésével tudja megvalósítani. A hibás DNS-láncot az interfázis során belsı (intracelluláris) enzimes folyamatokban, a „repair” során a sejt kijavíthatja. A tumorsejt a mitózis révén manifesztálódik. A rosszindulatú (malignus) tumorsejtek az egészséges sejteknél sokkal gyorsabban osztódnak, és olyan új sejteket hoznak létre, melyek a szervezet számára károsak. A mutációt a szervezet kétféleképpen eliminálhatja: a/ a mutációt szenvedett sejt hormonrendszere felismeri és kijavítja a lánctöréseket – repair; b/ az osztódással létrejött új, káros (tumor) sejtet a szervezet védekezı (immun) mechanizmusa észleli és eltávolítja. Ha a kijavítás nem sikeres, kifejlıdik a tumor.

Ha tá s 100%

0% Kü s z ö b

Dó z is

7. ábra A determinisztikus hatást jellemzı dózis/károsodás összefüggés>

19

Ko c k á z a t

m = 5 *1 0 -2 /S v Dó z is 8. ábra A sztochasztikus hatásnak betudható kockázat/dózis összefüggés A feltételezett egyenes meredeksége: 5×10-2 eset/Sv. Ennek értelmezése: a természetes eredető sugárterhelésen kívül elıálló többletdózis növeli a daganatos megbetegedés kockázatát, 1 Sv elszenvedése esetén 5 % annak a valószínősége, hogy a személyben rákbetegség fejlıdik ki. Konzervatív becslés: a kockázatot nem szabad alul- csak felülbecsülni.

2.4. Effektív dózis, lekötött dózis, kollektív dózis Az egyes emberi szövetek nem egyformán érzékenyek az ionizáló sugárzás által keltett génmutációk nyomán a rosszindulatú daganatok kialakulására. A gyors életciklusú, relatíve nagy sejtmagot tartalmazó sejtekbıl felépülı szövetek a legérzékenyebbek. A szövetek relatív érzékenysége szerint súlyozni kell a szerveket érı, adott esetben (belsı sugárterhelés, azaz a sugárforrások inkorporációja esetén) különbözı egyenérték-dózisokat, ez az effektív dózis. H E = ∑ H T w T [Sv]

[30]

T

∑w

T

=1

[31]

T

Jelenleg alkalmazott wT értékek: 0,08: ivarszervek (genetikus károsodás); 0,12: vörös csontvelı, tüdı, gyomor és bélrendszer, emlı; 0,04: hólyag, emlı, máj, nyelıcsı, pajzsmirigy, stb.; 0,01: bır, csontfelszín – további „maradék” összesen 0,12. HE: effektív dózis, wT szöveti súlyozó tényezı. Inkorporáció lehetıségei: lenyelés, belégzés, bırön át való bejutás. HC: lekötött (effektív) dózis: a szervezetben 1 év alatt jellemzıen ki nem ürülı radioaktív szennyezés integrális dózisa gyermekeknél t=70, felnıtteknél t=50 évre: 20

T

HC = ∫ 0

dH E dt dt

[32]

Az inkorporált sugárzás dózisa közvetlenül nem mérhetı, csak számítható. A belsı sugárterhelés alapegyenlete:

   1 H T = ∑ u S  ∑ w R * E R * f R * Q R (S → T ) *  R  m T S

[33]

9. ábra: a „forrás” (S) szövetek és a „cél” (T) szövet fiktív elhelyezkedése uS: az adott „forrás”(S) – szervben bekövetkezı bomlások száma a radioaktív anyagnak az adott szervben való tartózkodási ideje alatt, Q: abszorpciós (elnyelési) hányad, a sugárforrásból kibocsátott energia hányadrésze jut az „S” szervbıl a „T” cél-szövetbe és okoz ott ionizációt (függ a két szerv közötti térszögtıl = bejutási valószínőségtıl és a bejutott sugárzás abszorpciós valószínőségétıl). A többi jelölés azonos a korábbiakkal. HT pontos számításához szükséges az összes érintett szövetre és radioizotópra vonatkozó átviteli függvény ismerete. Ezek a függvények igen változó alakúak, függenek az izotópot „hordozó” inaktív anyag kémiai természetétıl (pl. vízben oldható vagy oldhatatlan, ionos vagy molekuláris szerkezető stb.), valamint az emberi egyedek biológiai variabilitásától is. DCF = dose conversion factor – dóziskonverziós tényezı [Sv/Bq] egységnyi, egyidejőleg (akut módon) inkorporált aktivitás (Ain) adott útvonalon (belégzés vagy lenyelés) és adott kémiai formában történı bevitele által kiváltott egyenérték-dózis (szervekre) és effektív dózis (az egész emberre). Értékei kémiai forma és életkor szerint eltérıek. Az egyes radioizotópok sugárveszélyességének mértékéül szolgál.

DCF =

HE Ain

[Sv/Bq]

[34]

21

Kollektív dózis (C): egy embercsoport tagjainak egy adott sugárforrástól származó effektív (lekötött) dózisának összege – emissziós dózisfogalom. C = ∑ H C ,i × ni [személy×Sv]

[35]

i

ni az i-edik csoport tagjainak száma, akik az adott sugárforrástól HC,i lekötött dózist kaptak.

Számítási példák a külsı- és a belsı sugárterhelés eseteire: - külsı sugárterhelés: [23] egyenlettel, 60Co 1 TBq-es forrás szerelését hány percig végezhetné valaki 10 cm távolságból ahhoz, hogy dózisa kisebb legyen, mint 1 mSv? (kγ=305 [(µSv/h)/(GBq/m2)]) - belsı sugárterhelés: [30] egyenlettel, mekkora dózisa lesz 1 év alatt saját magától egy embernek? (K-tartalom 0.2 %, 40K-atomhányad 0.0117 %, testsúly 70 kg, 40K-felezési idı 1.277×109 év, gamma-sugárzás elnyelési hányada 37 %, béta- és röntgensugárzás elnyelési hányada 100 %, gamma-energia (elektronbefogás kísérıje) 1461 keV, gamma-gyakoriság 11 %, béta-energia 510 keV, béta-gyakoriság 89 %, röntgen-energia 3 keV)

22

3. Az ionizáló sugárzás egészségkárosító hatásai, sugárvédelmi szabályzás

Dóziskorlátok értelmezése az általános kockázat alapján, ipari és lakossági szint, összevetés a természetes dózis kockázatával. Nemzetközi sugárvédelmi szervezet: ICRP International Commission on Radiation Protection (1928 óta) – ajánlásokat készít, melyeket az IAEA International Atomic Energy Agency – NAÜ Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (ENSz-szerv) „továbbít” a tagállamoknak. EURATOM: az Európai Unió nukleáris technikai – sugárvédelmi szervezete. A sugárvédelem alapvetı célja, hogy senkit se érjen determinisztikus sugárhatás, és a sztochasztikus hatás kockázata elviselhetı legyen. A szabályzás tárgya a „többlet”-dózis, tehát a természetes sugárterhelés (legalább is annak emberi beavatkozással nem befolyásolható része) nem tárgya a szabályozásnak. A sugárvédelmi szabályzás három „hagyományos” alapelve (ICRP#26 – 1976 óta): - indokoltság = a sugárzás alkalmazásának nagyobb legyen a haszna, mint a kára (kockázata), - optimálás (ALARA – as low as reasonably achievable) = az észszerően elérhetı legalacsonyabb sugárzási szint valósuljon meg az egyes alkalmazások során (ez „tervezési szint” legyen az egyes tevékenységekre), - immissziós (egyedi) korlátozás = a sugárzást „elszenvedı” egyénekre vonatkoznak a korlátok, bárhol is tartózkodjanak a sugárforrásokhoz képest. 1976 óta a dóziskorlátok csökkentek (szigorodtak): ICRP#60 (1991), EURATOM 96/29, IBSS IAEA Safety Series 115 (1996). Magyarország: 1996. évi CXVI. tv. (II. atomtörvény), 16/2000. EüM. r., 15/2001. KöM. r. 23/1997. NM. r. Külön szabályozás a normális és a baleseti helyzetekre (utóbbinál: elkerülhetı dózis alapján) Immissziós dóziskorlát DL foglalkozási sugárterhelésre 20 mSv/év (pontosabban: 100 mSv 5 egymást követı évre), lakosságra 1 mSv/év többletdózis a természetes sugárterhelés felett. Korlátozás logikája: immissziós és emissziós korlátok, utóbbiak a sugárzást és/vagy sugárzó anyagokat kibocsátó létesítményekre érvényes korlátok. Mérhetıség: elsısorban az emisszió korlátozásához vonatkoztatási szintekre van szükség. Emisszióra vonatkozó dóziskorlát: DC dózismegszorítás. DL ≠ ∑ DC s

[36] i

s: emissziós források (létesítmények) az adott országon belül. Az egyes létesítményekbıl kijutó sugárzás és/vagy kibocsátható aktivitás a létesítményhez elképzelhetıen legközelebbi immisszió helyén sem okozhat a dózismegszorításnál nagyobb effektív dózist a kritikus lakossági csoportnak (azaz a legnagyobb DCF-et mutató korcsoportnak). A DC-k azonban nem összegezhetık, mert ugyanaz a kritikus csoport nem lehet egyidejőleg két létesítmény közvetlen környezetében. Az intézmények kibocsátási pontjaiban (kémények, szennyvízkivezetés stb.) az i-edik radioizotóp tényleges kibocsátása, Aem,i a szennyezés

23

szétterülése (diszperziója) miatt nagyobb lehet a kibocsátási forrástól adott d távolságra élı kritikus csoportra ható Amax,i-nél. DC ≤ ∑ (A max, i ×DCFi )

[37]

i

Aem,i = Amax,i × f-1(d,...)

[38]

f-1(d,...) a távolságtól és sok más paramétertıl (levegıbeli terjedésnél meteorológiai, vízi terjedésnél hidrológiai stb.) is függı terjedési egyenlet inverze, értéke gyakorlatilag minden esetben jelentısen kisebb, mint 1. Az egyes magyarországi létesítmények jellemzı DC emissziós korlátai: Paksi Atomerımő 0.09 mSv/év, más, kisebb összes aktivitást tartalmazó létesítmények 0.01 – 0.03 mSv/év, az ÁNTSZ (Állami Népegészségügyi és Tisztiorvosi Hivatal) egyedi engedélyében meghatározva. A foglalkozási sugárterhelésre is értelmezhetı a dózismegszorítás, de ott lényegében azonos az egyes mőveletekre „lebontott” dóziskorláttal. Mentességi szint: az az aktivitás (MeA) vagy aktivitás-koncentráció (MeAK), ami még a lehetı legnagyobb DCF-fel leírt útvonalon inkorporálva sem okozhat a dózismegszorítás elfogadott minimumánál (10-30 µSv/év) nagyobb belsı sugárterhelést az arra legérzékenyebb személynek sem. Elsıdlegesen radioaktív hulladékokra, tehát a természetben elhelyezett és közvetlenül nem inkorporálható formában lévı anyagokra határozták meg. Az az anyag nem mentes a sugárvédelmi szabályozás hatálya alól, amelyre nézve mindkét alábbi összefüggés teljesül:

Ai

∑ MeA i

>1

AK i

∑ MeAK i

[39

i

>1

[40]

i

I: radioizotóp, amely kimutatható a kérdéses anyagban. Izotóponként, rendeletben jelentették meg ezen értékeket. Terjedési modellek szerepe: belsı sugárterhelés számításában, emisszió és immisszió összekapcsolásában. Egyéb szabályzások: felületi szennyezettség munkahelyeken, radioaktív hulladékok kategorizálása a [39] – [40] egyenletek, a hulladékcsomag hıtermelése ill. külsı dózisteljesítmény alapján.

24

4. Sugárzásmérés Célok: Dozimetria vagy nukleáris analízis Dozimetria: utólagos ellenırzés = dózismérés vagy megelızés (tervezés) = dózisteljesítménymérés Követelmények dózismérıkkel szemben: energia- és sugárfajta-függetlenség – lásd 2.1. fejezet. (Analízisnél: az adott sugárzásfajtára minél nagyobb érzékenység, a válaszjelek pontos, reprodukálható energia-szelektivitása – egészen más!!!) A dózismérık “energiafüggetlensége” – Bragg-Gray elv [26] egyenlet. Irányfüggetlenség, lineáris jelzés/dózis-függés, sok nagyságrend átfogása, felejtés, szövetekvivalencia vagy arányosság (korlátok, bizonytalanságok, hibák) Eszközök:

1. dózismérık 2. dózisteljesítménymérık 3. analitikai detektorok

Dózismérık: általában “utólagos” ellenırzı mérésekre alkalmasak. Típusok: 4.1.1. Kémiai dózismérık (az elnyelt sugárzási energia kémiai változást okoz) - film “badge” AgBr bomlása, érzékenyítés, energiafüggés átalakítása elıtét-lapok alkalmazásával. Egyszeri expozíciós lehetıség, a kalibráláshoz egy másik, ugyanolyan sajátosságú filmmel kell feketedés/dózis-arányt megállapítani. Gamma- és neutrondózis mérésére alkalmas, utóbbi esetben a film elıtt Cd-lemez van, ami a neutronokat magreakció során elnyeli, és a magreakciót kísérı „prompt” gammasugárzás feketíti a filmet. Országos Filmdozimetriai Szolgálat OFSz szintjei: feljegyzési, kivizsgálási, intézkedési. - Fricke-doziméter: Fe(II)-Fe(III) színreakciója, a színesség mértéke arányos a dózissal. 4.1.2. Elektronikus dózismérık (az elnyelt sugárzási energia szabad töltéshordozókat hoz létre, amelyek révén az addig szigetelı gáztér ideiglenesen vezetı lesz) - elektroszkóp (a kondenzátorra vitt töltést csökkentik a gáztérben a sugárzás által keltett ionpárok), - gázionizációs detektorok (állandó potenciálkülönbség a fegyverzetek között, a sugárzás által keltett impulzusok regisztrálása) 4.1.3. Szilárdtestdetektorok (szigetelı ionkristályok – a bennük létrejött „szabad” töltéshordozók nem tudnak helyet változtatni, ezért a sugárzástól átvett energiatöbbletet nem elektromos jelként, hanem a kristályon áthatolni képes sugárzás formájában adják le) – a detektálási folyamat két, egymástól idıben elkülönülı részbıl áll, az expozícióból és a kiolvasásból. - RPL (radiophotoluminescence) UV fénnyel kiolvasható, Yokota-üveg - TSEE (thermally stimulated exoelectron emission) (BeO: kis rendszámú ionkristály) - TL (thermal luminescence - termolumineszcencia): Nagyobb rendszámú elemekbıl álló speciális ionkristályoknál fénykibocsátássá konvertálható az elnyelt energia. Jellemzı anyagok: CaF2, CaSO4, Li2B4O7, Al2O3, stb. Mőködési mechanizmus: ionkristályban szeparált = vezetési sávvá alakulni nem képes lazítópályák – a mérés

25

(expozíció) során a sugárzás által gerjesztett elektronok az aktivátor (Dy, Tm, Eu stb. ritka földfémek) betöltetlen elektronpályáiban „elektroncsapdába” esnek – a kiolvasás során a csapdaelektronokat termikus energiával gerjesztik, így alapállapotba jutnak és az energiakülönbségnek megfelelı fotont bocsátanak ki. A jó detektorral szembeni követelmények: Bragg-Gray-feltétel teljesülése, ne legyen elektronvesztés a csapdából (felejtés). Neutronok mérése: aktivációval létrejött „belsı” radionuklidok által keltett gamma-dózist méri a detektor. „konverter” anyagok: Cd-film, 6Li/7Li stb. 4.1.4. Egyéb dózismérık: aktivációs detektorok neutronokra, biológiai dózismérés (nagyobb dózisok hatására a vérben keletkezı mikronukleuszok számlálása) 4.2. Dózisteljesítménymérık elektronikus mőködésőek D=

∆E ≅ k * ∑ n be ,i * ∆e i ≈ ∑ n v , j m i j

[42]

nbe,i a ∆e energiát leadó belépı részecskék száma, nv a keltett válaszjelek száma – optimális mőködés esetén a válaszjelek száma (megjelenésének valószínősége) arányos a válaszjel keltéséhez felhasznált részecske-energiával. 4.2.1. Gáztöltéső detektorok (ionizációs kamra, proporcionális számláló, GM-csı) A detektor gázterébe jutott ionizáló részecskék hatására szabad töltéshordozók (elektronok és pozitív ionok) keletkeznek, a válaszjeleket a töltésbegyőjtı fegyverzetekre eljutott töltések hozzák létre. - Ionizációs kamra: csak a primer ionizáló részecske által keltett töltések hozzák létre az impulzust - energiaszelektív; - Proporcionális számláló: a válaszimpulzusok nagysága arányos a primer ionizációval energiaszelektív; - GM-csı: bármilyen primer energiabevitel a gáztér összes molekuláját ionizálja (kisülés) – nem enrgiaszelektív Az alfa-, béta- és gammadetektálás közötti hasonlóságok és eltérések (utóbbinál a primer kölcsönhatások a csıfalban mennek végbe, a gáztérbe a csıfalból kilépı primer elektronok jutnak). Töltıgázok. BF3-csı: neutrondetektálás – a neutronok a bórral ütközve magreakció révén alfarészecskéket váltanak ki.

4.2.2. Szilárdtestdetektor: félvezetı (Si, Ge, spec. oxidok) mőködés, energiafüggés, mint elébb. 4.3. Analitikai detektorok 4.3.1. Gáztöltésőek - eltérések a dózisteljesítmény-mérés és az analízis között: elıbbi esetben a dózisarányosság, utóbbinál a minél nagyobb számlálási hatásfok (a válaszjelek és a bemenı részecskék intenzitásának aránya) az elsıdleges cél.

26

4.3.2. Félvezetık: ugyanez. HP Ge gammaspektrometriás detektor (az analízis a belsı dózisok számításához szükséges!) PIPS-detektor: alfa-spektrometria. Si(Li), egyéb Si: röntgenmérések. 4.3.3. Szcintillációs detektorok: mőködés elve, párhuzam a termolumineszcenciával, az eltérések magyarázata. Típusok: NaI(Tl): gamma-spektrometria, antracén, plasztik, foly. szcint.: bétamérések, ZnS(Ag): alfamérés. 6LiI: neutronmérés Alkalmazások: belsı sugárterhelés in vivo (egésztest, pajzsmirigy), in vitro (mintákból: trícium/vizelet, vér, stb.) 4.3.4. Nyomdetektorok (cellulóz): alfasugárzó radioizotópok, elsısorban radon (lásd késıbb) mennyiségét méri a filmdózismérıkhöz hasonlóan: a nagyenergiájú sugárzás láncszakadást okoz a polimerben, a „lyukak” maratással láthatóvá tehetık, a lyukak száma arányos a detektor környezetében levı levegı alfa-aktivitás-koncentrációjával.

27

5. Természetes és mesterséges radioaktivitás, radioaktív hulladékok 5.1. A természetben elıforduló radioaktív nuklidok eredete - megkülönböztetés a természetbe jutott mesterséges elıállítású nuklidoktól a/ kozmogén nuklidok 3H, 14C, 7Be részletes bemutatásával. A kozmikus sugárzás átalakulása a légköri rétegeken való áthaladás során. A három felsorolt nuklid fizikai adatai az izotóptáblázatból, néhány szó a jelentıségükrıl (3H: hidrológiai indikátor, 14C: kormeghatározás, 7Be: légköri aktivitás) b/ ısi nuklidok: 40K, 87Rb, 238U-sorozat, 235U, 232Th-sorozat részletes bemutatásával. Keletkezés a szoláris folyamatokban és az ısrobbanáskor, fennmaradásuk. ıs-Nap-ciklusai: H-He-égés, CNO-ciklus, He-Fe-égés, „s” (slow) neutronbefogás: 1000 év/elem ugrási idıvel a 19 neutron/(m2s) fluxusban, „r” (rapid) neutronbefogás: 10 s/elem ugrási 83Bi-ig legfeljebb 10 idıvel a 90Th, 92U-ig legalább 1029 neutron/(m2s) fluxusban a szupernova-robbanás „során”. 5.2. Fontosabb ısi nuklidok 40

K, 87Rb: elıfordulásuk a szervezetben. U, 235U, 232Th: Bomlási sorok. Nukleáris energiatermelés: láncreakció “fissile” (hasadóképes) és “fertile” (hasadóképes magokra bomló) nuklidok. Elıbbiek: 235U, 239Pu, 241 Pu. Utóbbiak: 238U → 239Pu, 232Th → 233U 238

5.3. Radon 222

Rn és 220Rn keletkezése a megfelelı Ra-izotópokból, részletes bomlási ábrával, rajta a bomlási módokkal és a felezési idıvel, egészen a stabil ólom-nuklidokig.. Bekeretezendık a radon-inhaláció szempontjából jelentıs tagok. Részletezni kell az inkorporáció menetét és a radon és a leányelemek szerepe közti különbséget. Miért fontosabb a radon, mint a toron? Bemutató: NRPB-radon-brosúra, rajta a lakossági dózis megoszlási aránya. 226

Ra Rn 218 Po 214 Pb 214 Bi 214 Po 210 Pb 222

(T=1600 év) (T=3.8 nap) (T=3.05 perc) (T=26.8 perc) (T=19.9 perc) (T=296 µs) (T=22 év)

Bomlási mód: α, γ Bomlási mód: α Bomlási mód: α Bomlási mód: β-, γ Bomlási mód: β-, γ Bomlási mód: α Bomlási mód: β-, γ

A radon dozimetriai jelentıségének felismerése következtében, a múlt század 80-as éveiben a dózisszámítással közvetlenebbül összekapcsolható mérendı mennyiségeket vezettek be. Ezek közül legfontosabbak a Potenciális Alfa Energia Koncentráció, angol rövidítésébıl PAEC és az erre épülı Egyensúlyi Egyenérték Koncentráció, EEC. PAEC = (N1 * 13.71 + N 2 * 7.69 + N 3 * 7.69 ) *

1  MeV  V  m 3 

28

[43]

N1: az 1. leányelem (218Po) nuklidjainak száma, N2: a 2. leányelem (214Pb) nuklidjainak száma, N3: a 3. leányelem (214Bi) nuklidjainak száma, V a vizsgált levegı térfogata. Egy 218 Po-nuklidból 6.02 + 7.69, összesen 13.71 MeV alfaenergia, egy 214Pb- illetve egy 214Binuklidból 7.69 MeV alfaenergia juthat a szervezetbe. Ha a radon-anyaelem (222Rn, „0” index az alábbiakban) és leányelemei szekuláris egyensúlyban vannak, akkor aktivitásuk és aktivitás-koncentrációjuk körülbelül azonos. A A N= és c = helyettesítéssel : λ V  13.71 7.69 7.69   PAEC eq = c 0 *  + + [44] λ2 λ 3   λ1 Az „eq” index az egyensúlyi állapotra utal. Ha a leányelemek nincsenek egyensúlyban, az Bq egyensúlyi egyenérték koncentráció (EEC [ 3 ]) úgy értelmezhetı, hogy az adott keverék m által a szervezetbe vihetı, az okozott egyenérték dózissal közvetlenül kapcsolatos összes (potenciális) alfa-energia ugyanakkora, mint egy fiktív egyensúlyi keveréknek tulajdonítható PAECeq. Azaz:

EEC =

PAEC * c0 = PAEC eq

c1 *

13.71 7.69 7.69 + c2 * + c3 * λ1 λ2 λ3 13.71 7.69 7.69 + + λ1 λ2 λ3

[45]

EEC = c1 * 0.105 + c 2 * 0.516 + c 3 * 0.379 A bomlási állandók behelyettesítésével adódó számítási egyenlet alkalmazásához nem szükséges c0 ismerete. Ha független eljárással a 222Rn anyaelem c0 koncentrációját is meghatározzuk, EEC és c0 aránya meghatározza az átlagos egyensúlyi állandót ( f ). 5.4. Radioaktív hulladékok A mesterséges hulladékok hatása alig néhány tized % a lakossági dózis eredetében. Hulladék: potenciális veszély. Kategóriák az MSz 14344 alapján: - halmazállapot szerint, - az aktivitás (Ai) vagy aktivitás-koncentráció és a megfelelı mentességi szint (MeAi) A hányadosa szerint (kisaktivitású hulladék: 1≤ ∑ i ≤103, közepes aktivitású hulladék: i MeAi A 103≤ ∑ i ≤106, efölött: nagyaktivitású hulladék. A nagyaktivitású hulladék 2 kW/m3-nél i MeAi több bomlási hıt ad le); - a hulladékcsomag külsı felszínén mérhetı felületi dózisteljesítmény szerint, - felezési idı szerint. Hulladékok forrásai: nukleáris üzemanyagciklus; izotópgyártás és gazdasági felhasználás;

29

orvosi alkalmazások; légköri fegyverkísérletek visszahullása a felszínre; nem nukleáris energiatermelés: Ajka, Pécs: 3-4000 MBq/MW kibocsátott radioaktivitás, Paks: 0.5 MBq/MW kibocsátott radioaktivitás (1988-as adat, azóta az arány jelentısen javult.)

30

6. Sugárvédelmi tevékenységek 6.1. Monitorozás Üzemi és környezeti monitorozás sajátosságai. Üzemi: dózismérık, dózisteljesítmény-mérés, felületi szennyezettség mérése stb. Környezeti: lokális (emisszióra) és regionális/országos (immisszióra) hálózatok. A hálózatok mérési eljárásai. 6.2. Hulladékkezelés, dekontaminálás Hulladékkezelési technológiák az alábbi feladatokhoz: térfogatcsökkentés, kondicionálás, átmeneti és végleges elhelyezés. Dekontaminálás: radioaktív anyagok szelektív leoldása felületekrıl, ügyelve, hogy a lehetı legkisebb térfogatú radioaktív hulladék keletkezzék. 6.3. Shielding B build-up faktor bevezetése az abszorpciós egyenletbıl kiindulva, azt a gyengített és gyengítetlen sugárzás dózisteljesítményére felírva. D = D 0 * B * exp(− µ * x ) .

.

[46]

Az intenzitásra felírt [15] egyenlet nyilvánvalóan az intenzitás – részecskeáram – által okozott .

D dózisteljesítményre is közelítıleg érvényes. A gyengítetlen dózisteljesítményt a [26] egyenlettel számoljuk. Az egyenlet közvetlenül a primer (azonos energiájú és párhuzamos nyalábban haladó) fotonok által okozott dózishányadra vonatkozik. Ahogy a sugárzás „elırehalad” az anyagban, úgy nı a gyengítetlen = primer sugárzáshoz képest a szórt sugárzás .

intenzitásaránya. ( D 0 a gyengítetlen, tehát a védelmi fal alkalmazása nélkül fennálló dózisteljesítmény). A szórt sugárzás dózisjárulékát fejezzük ki a B = build-up tényezıvel. B nem konstans, függvénye a rétegvastagságnak, azaz µ*x-nek. (Monoton növekvı függvény szerint.) A [46] egyenlet csak fotonsugárzásra alkalmazható. Számítási példa: az alkalmazandó védelmi fal vastagságának meghatározása egy adott dózisteljesítmény adott mértékő gyengítéséhez. (Lásd az elıadás prezentációjában.) A gyengítetlen dózisteljesítmény számításához a [26] egyenletet használhatjuk. 6.4. Balesetek Baleseti dózisok szabályzása. Sugaras balesetek: Windscale, Three Mile Island, Csernobil, Goiania.

31

Függelék Kislexikon - definíciók Aktivitás-koncentráció (Activity concentration) Tömeg- vagy térfogategységre vonatkoztatott aktivitás. Gyakori mértékegységei: Bq/kg ill. Bq/m3. Biztonsági elemzés (Safety assessment) Egy sugárforrás tervezésének és mőködésének felülvizsgálata a személyek védelmének és a sugárforrás biztonságának a szempontjából, beleértve a tervezés és a mőködtetés során kidolgozott biztonsági és védelmi óvintézkedéseket, valamint a normális üzemvitellel ill. baleseti helyzetekkel kapcsolatos kockázati elemzéseket. Dekontaminálás (Decontamination) Szennyezettség-mentesítés: Anyagokban (vagy azok felületén), személyekben vagy a környezetben lévı radioaktív anyagok eltávolítása fizikai és/vagy vegyi eljárásokkal. Dózis (Dose) Egy céltárgy által kapott, illetve abban elnyelıdött sugárzás mértéke. A szövegkörnyezettıl függıen a dózis, mint mennyiség lehet: elnyelt dózis, szervdózis, egyenérték dózis, effektív dózis, lekötött egyenérték dózis vagy lekötött effektív dózis. Elnyelt dózis (Absorbed dose) Dozimetriai alapmennyiség (D), amelyet a dε dm kifejezés határoz meg, ahol dε az ionizáló sugárzás által az anyag térfogatelemében leadott energia, dm pedig az anyag térfogatelemének tömege. Az energia átlagolható bármely meghatározott térfogatra, ezáltal az átlagos dózis az adott térfogatban leadott energia és a térfogatban levı tömeg hányadosával lesz egyenlı. Egysége a Gray; 1 Gy = 1 J/kg. D=

Szervdózis (Organ dose) Az emberi test meghatározott T testszövetében vagy szervében elnyelt DT átlagos dózis: D = (1 mT ) ∗ ∫ Ddm m T

ahol mT a T testszövet vagy szerv tömege, D pedig a dm tömegelemben elnyelt dózis. Egyenérték dózis (Equivalent dose) A különbözı típusú és energiájú sugárzásoknak az emberi testszövetben és szervekben azonos sztochasztikus hatást eredményezı dózisát egyenértékdózisnak, HT, nevezzük. A HT,R mennyiséget a HT,R = DT,R * wR kifejezés határozza meg, ahol DT,R az R típusú sugárzástól származó, a T testszövetre ill. szervre átlagolt elnyelt dózis, wR pedig az R típusú sugárzás súlytényezıje. Ha a sugárzási tér különbözı típusú, különbözı wR súlytényezıkkel jellemzett komponensekbıl tevıdik össze, akkor az egyenértékdózis:

32

HT =

∑w

R

*DT,R .

R

Az egyenérték dózis egysége a Sievert, 1 Sv = 1 J/kg. Effektív dózis (Effective dose) A HE mennyiség a vonatkozó testszöveti súlytényezıvel szorzott egyes testszöveti egyenérték dózisok összege, amelyet az HE =

∑w

T

*HT

T

kifejezés határoz meg, ahol HT a T testszöveti egyenértékdózis és wT a T testszövetre vonatkozó súlytényezı. Az egyenértékdózis meghatározásából következik, hogy HE =

∑ w *( ∑ w T

T

R

* DT,R )

R

ahol wR az R sugárzás súlytényezıje és DT,R az átlagos elnyelt dózis a T szervben ill. testszövetben. Az effektív dózis egysége a Sievert, 1 Sv = 1 J/kg. Lekötött egyenérték dózis (Committed equivalent dose) A HT(τ) mennyiséget a t 0 +τ

HT(τ) =

∫ H&

T

(t )dt

t0

határozza meg, ahol t0 a radionuklid felvétel idıpontja, H& T(t) a T testszövetre vagy szervre vonatkoztatott egyenérték dózisteljesítmény a t idıpontban és τ a felvétel óta eltelt idı. Ha τ nincs külön megadva, akkor az integrálási idı felnıttekre 50 év, gyermekekre pedig az integrálás 70 éves korig történik. Lekötött effektív dózis (Committed effective dose) A HE(τ) mennyiséget HE(τ) =

∑w

T

* HT(τ)

T

határozza meg , ahol HT(τ) a T testszövetben a τ integrálási idı alatt a lekötött egyenérték dózis. Ha τ nincs külön megadva, akkor az integrálási idı felnıttekre 50 év, gyermekekre pedig az integrálás 70 éves korig történik. Dózisegyenérték (Dose equivalent) Mivel a szövetek és szervek egyenértékdózisa és az effektív dózis közvetlenül nem mérhetı, ezért olyan mérhetı gyakorlati dózismennyiségeket definiáltak, amelyek alkalmasak az egyenértékdózis és az effektív dózis becslésére különbözı besugárzási helyzetekben. Ilyen mennyiség a sugárveszélyes munkahelyek és a környezetük külsı sugárterhelésének ellenırzésére a dózisegyenérték, illetve ennek adott besugárzási helyzetekre és elnyelı anyagokra meghatározott fajtái, pl. a környezeti és a személyi dózisegyenérték. Dózisegyenérték (H) a testszövet egy meghatározott pontján az elnyelt dózis (D) és ugyanazon a helyen az adott sugárzás minıségi tényezıjének (Q, a korábban említett sugárzási súlytényezı precízebb formájának) a szorzata. H = D × Q. Egysége J·kg-1, neve sievert (Sv).

33

Dóziskorlát (Dose limit) Az effektív dózis, vagy egyenérték dózis azon értéke, amelyet az egyént érı, az ellenırzött tevékenységbıl eredı sugárterhelésnek nem szabad meghaladnia. Dózismegszorítás (Dose constraint) Egy adott forrásból eredı személyi dózis tervszerő és forrás vonatkozású korlátozása, amely arra szolgál, hogy megszabja a forrás védelem- és biztonság optimálásának határát. Dózismegszorítás, foglalkozási sugárterhelésnél Forrásra vonatkozó személyi dózisérték, amelyet arra használnak, hogy behatárolják az optimálási eljárás során figyelembe vehetı választási lehetıségek körét. Dózismegszorítás, lakossági sugárterhelésnél Az éves dózisra vonatkozó felsı határérték, amelyet a lakosság egyedei bármely ellenırzött forrás tervszerő mőködésébıl eredıen kapnának. A besugárzás éves dózisa, amelyre a dózismegszorítás vonatkozik, bármely kritikus csoportra az ellenırzött forrás rendeltetésszerő mőködésébıl eredı minden lehetséges besugárzási útvonalra számolt járulékok összegzésébıl származik. A minden egyes forrásra külön alkalmazott dózismegszorítás annak biztosítására szolgál, hogy a kritikus csoportnak a valamennyi ellenırzött forrásból eredı összes dózisa is a dóziskorlát alatt maradjon. Dózisteljesítmény (Dose rate) A radioaktív sugárzás idıegységre jutó dózisa. A dózisteljesítmény gyakorlatban használt egységei: Gy/h; Sv/h. Elkerülhetı dózis (Avertable dose) Egy védelmi tevékenységgel elkerülhetı dózis, azaz a védelmi tevékenység meghozatalával, illetve annak bevezetése nélkül elıre jelzett dózisok különbsége. Ellenırzött terület (Controlled area) Bármely olyan terület, amelyben különleges védıintézkedéseket és biztonsági elıírásokat követelnek meg akár • a normális besugárzások ellenırzésére, vagy a normális munkavégzés során bekövetkezhetı szennyezıdés terjedésének megakadályozására, akár • a potenciális besugárzás megakadályozására, ill. mértékének korlátozására. Elırejelzett dózis (Projected dose) Az a dózis, amely a védelmi, vagy mentési tevékenység elmaradása esetén várható. Éves felvételi korlát (ÉFEK) (Annual limit on intake (ALI)) Egy bizonyos radionuklid belégzés, lenyelés útján vagy bırön keresztül történı felvételének azon értéke, amely egy év alatt a vonatkozó dóziskorláttal megegyezı lekötött effektív dózist eredményez. Az ÉFEK-et aktivitás egységekben adják meg. Felszabadítási szintek (Clearance levels) A hatóság által meghatározott, aktivitás-koncentráció és/vagy aktivitás egységekben kifejezett értékek, amelyeknél, ill. amelyek alatt a sugárforrások kivonhatók a hatósági felügyelet alól. Felügyelt terület (Supervised area) Bármely olyan terület, amelyet ugyan nem jelöltek ki ellenırzött területnek, de amelyre a foglalkozási sugárterhelésre vonatkozó feltételeket betartják, még akkor is, ha különleges védıintézkedésekre és biztonsági elıírásokra általában nincs szükség.

34

Felvétel (Intake) Radionuklidok emberi szervezetbe jutásának folyamata belégzéssel, lenyeléssel vagy bırön keresztül. Mentesség (Exemption) Nem tartozik az atomtörvény hatálya alá az a radioaktív anyag, a) amelyben a radionuklid teljes aktivitása, vagy b) amellyel kapcsolatos tevékenység során az anyagban elıforduló radionuklid egységnyi tömegre vonatkoztatott aktivitás koncentrációja nem haladja meg a külön jogszabályban (23/1997. NM rendelet) meghatározott mentességi szintet. Sugárterhelés (Exposure) Besugárzásnak való kitettség állapota vagy eseménye. A sugárterhelés lehet külsı (az emberi testen kívüli forrásokból), vagy belsı (a testen belüli forrásokból). A sugárterhelést lehet normálisnak vagy potenciálisnak, továbbá foglalkozási, orvosi, lakossági sugárterhelésnek, valamint (beavatkozási helyzetekben) balesetinek vagy krónikus sugárterhelésnek is minısíteni. Foglakozási sugárterhelés (Occupational exposure) A dolgozók által a munkavégzés közben elszenvedett összes sugárterhelés, kivéve azt a sugárterhelést, amely kívül esik az Alapszabályzat hatókörén, továbbá az olyan tevékenységekbıl és sugárforrásokból származókat, amelyeket az Alapszabályzat alól mentesítettek. Lakossági sugárterhelés (Public exposure) A lakosság egyedei által elszenvedett sugárterhelés, kizárva bármely foglalkozási vagy orvosi sugárterhelést és a normál helyi természetes háttérsugárzás járulékát, de beleértve az engedélyezett sugárforrásoktól és sugárveszélyes tevékenységektıl származó, továbbá a baleseti helyzetekbıl származó sugárterhelést. Normális sugárterhelés (Normal exposure) Egy létesítmény vagy forrás rendeltetésszerő üzemeltetése esetén várható sugárterhelés, beleértve a kisebb üzemzavarokat is, amelyek ellenırzés alatt tarthatók. Potenciális sugárterhelés (Potential exposure) Olyan sugárterhelés, amelynek bekövetkezése nem várható biztosan, de sugárforrással kapcsolatos baleset, vagy bizonyos valószínőséggel bekövetkezı esemény, vagy eseménysor (pl. berendezés meghibásodások, üzemeltetıi tévesztések) kapcsán ill. azok következményeiként felléphetnek. Sugárzási súlytényezı (Radiation weighting factor) Az egyenérték dózis számításánál az elnyelt dózis szorzótényezıi (wR), amelyek a sugárvédelem céljainak megfelelıen figyelembe veszik a különbözı típusú sugárzások relatív hatékonyságát az egészségre gyakorolt hatások tekintetében.

35

Sugárzási súlytényezık (ICRP #103 (2007))

A sugárzás fajtája és energiatartománya

Sugárzási súlytényezı, wR

Fotonok, minden energián

1

Elektronok és müonok, minden energián

1*

Neutronok

< 10 keV

2,5 – 5

10 keV – 100 keV

5 – 10

>100 keV - 2 MeV

10 - 20

> 2 MeV - 20 MeV

10 – 5

>20 MeV

5 – 2,5

> 2 MeV

2

Protonok (nem visszaszórt)

Alfa részecskék, hasadási termékek, nehéz magok

20

* kivéve a DNS-be emittált Auger-elektronokat

Szennyezettség (Contamination) Radioaktív anyagok jelenléte anyagokban, emberi testben, testfelszínen vagy egyéb helyeken, ahol azok nem kívánatosak, ill. veszélyesek lehetnek. A radioaktív felületi szennyezettség mértékegysége: Bq/cm2. Szennyezettség-mentesítés, dekontaminálás (Decontamination) A szennyezettség eltávolítása vagy csökkentése fizikai és/vagy vegyi eljárásokkal. A felületi szennyezettség mentesítését általában dekontaminálásnak nevezik. Testszöveti súlytényezı (Tissue weighting factor) Az effektív dózis számításánál az egyes szervek vagy testszövetek egyenérték dózisának szorzótényezıi (wT), amelyek a sugárvédelem céljainak megfelelıen figyelembe veszik a különbözı szervek vagy testszövetek eltérı érzékenységét a sztochasztikus hatások kiváltásában. Testszöveti súlytényezık (ICRP #103 (2007))

Testszövet vagy szerv

Testszöveti súlytényezı, wT

Ivarmirigyek

0,08

Csontvelı (vörös), vastagbél, tüdı, gyomor, emlı

0,12

Hólyag, máj, nyelıcsı, pajzsmirigy stb.

0,04

36

Bır, csont felszín

0,01

Maradék

0,12

Védelmi tevékenység (Protective action) Olyan beavatkozás, amely a lakosság egyedeit érı sugárterhelés elkerülését vagy csökkentését célozza hosszan tartó (krónikus) sugárterhelés esetén vagy sugárzási veszélyhelyzetben. Vonatkoztatási szintek (Reference levels) Cselekvési, beavatkozási, kivizsgálási vagy feljegyzési szint. Mindezen szintek megállapíthatók bármely, a sugárvédelmi gyakorlatban használatos mennyiség esetében. Cselekvési szint (Action level) A dózisteljesítmény vagy aktivitás-koncentráció olyan szintje, amely felett kiigazító vagy védelmi tevékenységet kell végezni krónikus sugárterhelés esetén vagy sugárzási veszélyhelyzetben. Beavatkozási szint (Intervention level) Az elkerülhetı dózisnak azon értéke, amelynél egy meghatározott védelmi vagy kiigazító intézkedést hoznak sugárzási veszélyhelyzet vagy krónikus sugárzásterhelés esetén. Feljegyzési szint (Recording level) A sugárdózis vagy a radionuklid felvétel értékének a hatóság által meghatározott szintje, amelynél ill. amely felett a sugárdózis ill. a radionuklid felvétel mértékét a dolgozó sugárvédelmi nyilvántartó lapján fel kell jegyezni. Kivizsgálási szint (Investigation level) Egy mennyiség (pl. effektív dózis, felvétel, felületi vagy térfogati szennyezettség) azon értéke, amely felett vizsgálatot kell lefolytatni. Köszönetemet nyilvánítom korrigálásában. 2012. május 19. Zagyvai Péter

Sáfár Sándornak,

37

aki észrevételeivel segített a hibák