SUGÁRVÉDELEMI ISMERETEK

SUGÁRVÉDELEMI ISMERETEK

A sugárvédelemről, tanfolyami célra • • • • • • • •

Sugárbiológiai alapokról, károsodás időléptékei Dozimetria (fogalmak, mennyiségek,egységek) Dózisszámítások ismert radionuklid szennyezettségekből Sugárhatások csoportosítása Sugárvédelem tárgya, célja, jelentősége Sugárzások elleni védelem fő célkitűzései Sugárvédelem alapelvei Sugárvédelmi rendszer, sugárzások alkalmazásának körülményei: • Mentesség, dóziskorlátozás (dózismegszorítás), beavatkozás • Vonatkoztatási szintek • Kockázat-hasznosság, optimalizálás • Nukleárisbaleset-elhárítás, INES • Munkahelyi és környezeti ellenőrzés: üzem (engedélyes) és hatóság szerepe • Határértékek, szintek származtatása, határérték kritérium • Radioaktív hulladékok csoportosítása • Sugárvédelmi képzések, továbbképzések formái • Szervezetek, intézmények • Irodalom (30 oldal) Készítette: Dr. Kanyár Béla, VE Radiokémia Tanszék, Veszprém 2004. április

Az ELTE „Korszerű Nukleáris Elemanalitikai Módszerek és Alkalmazásaik” c. kurzus keretében történő felhasználása a szerző szíves engedélyével. Kis Zoltán, MTA Energiatudományi Kutatóközpont, Budapest 2014. május

Sugárbiológiai alapokról A sugárzások a károsító hatásuk mértékének megítélése szempontjából két nagyobb csoportra oszthatók: Ionizáló sugárzások (pl. röntgensugárzás) (kölcsönhatás az anyaggal: elsősorban ionizációval adják le, veszítik el energiájukat) Nemionizáló sugárzások (látható fény, rádióhullámok, mikrohullámok, ultrahang stb.) (elsősorban atomok, molekulák rezgési, rotációs energiáját növelve adják le energiájukat). Az ionizáló sugárzások a hatásukat elsősorban az anyagban keltett ionizáció révén fejtik ki, azaz útjuk mentén az elektromosan semleges atomokat, molekulákat „szétszakítják” negatív töltésű elektronokká és pozitív ionokká (ionpárokat képeznek). Az ionpárok képzéséhez energia szükséges, ezért a sugárnyalábban terjedő részecskék, fotonok útjuk mentén lassan lefékeződnek, elnyelődnek. 1. ábra. Sugárhatás, ionizáció vízben

Elektromágneses sugárzás, fotonok esetén a határvonal az oxigénmolekula ionizációs energiája, amely 12 eV. Az ennél kisebb energiájú sugárzást nemionizáló sugárzásnak nevezzük. Mi csak az ionizáló sugárzásokkal foglalkozunk, mint pl. a radioaktív sugárzásokkal (-, és -sugárzás), neutronsugárzással, ionsugárzással, röntgensugárzással. Általában a kis energiára lefékeződött sugárzó részecske, beleértve a foton is végül mint nemionizáló sugárzásként is elnyelődhet, azaz a kölcsönhatás rendszerint sokféle, de vannak domináns folyamatok. A vízben, testszövetekben egy ionpár képzéséhez átlagosan 32 eV (elektronvolt) energia 2

szükséges (32 eV = 5,1 atto joule, rövidítve: aJ, 1 aJ= 10-18 J). Az ionizáció nagy része a mozgó sugárrészecske útja mentén, 2-3 nm (1 nm = 10-9 m) kiterjedésű henger alakú térben történik, esetenként azonban akár 10-szeres távolságokra is elkerülnek az elektronok, ionok, melyek eloszlása sematikusan a következőképpen képzelhető el:

A berajzolt henger csak az elképzelést próbálja megkönnyíteni, a valóságban nincs jó elkülönülő határfelület. A sugárzás hatása többféle szempont szerint csoportosítható, többek közt korai és késői hatásokra, determinisztikus és sztochasztikus hatásokra stb. A determinisztikus hatás esetén létezik 0-nál nagyobb küszöbdózis, s az ártalom súlyossága arányos a dózis nagyságával. Sztochasztikus hatásnál nincs feltétlenül küszöbdózis és a hatás fellépésének gyakorisága (valószínűsége) nő a dózissal, a súlyosság ugyanaz. Az ionizáció révén élettanilag fontos molekulák tönkremennek, szétszakadnak, az örökítés szempontjából fontos DNS-ben hibák keletkeznek, a kromoszómákat, sejteket károsodás éri, enzimek, hormonok molekulái, majd nagyobb részei is átalakulnak és képtelenek normális módon ellátni feladatukat. A sugárzás közvetlen és közvetett módon egyaránt megváltoztathatja az elnyelő anyag molekuláinak szerkezetét. Direkt hatásról beszélünk, ha az ionizáció révén a sejt létfontosságú molekulái szétbomlanak és az új szerkezet fixálódik. Az indirekt hatás esetén szabad gyökök és más termékek (pl. OH-, H+, H2O2) képződnek, melyek a keletkezési helyüktől nagyobb távolságra eljutva szintén kémiai reakciók révén idéznek elő maradandó változásokat, a kémiailag káros anyagokhoz hasonlóan.

Ez végső soron a szövetek, szervek és az egész szervezet egészségkárosodásához, esetleg halálához is vezet.

3

2. ábra. A sejt fontosabb összetevői

Általában mondható: Sugárhatás (ártalom) atomi, molekuláris szinten arányos az ionizáció sűrűséggel, a Lineáris Energia Transzfer-rel (LET-értékkel). A LET egysége: pJ/nm, stb. A sejt elpusztulása is függ a sugárzás LET-értékétől, nemcsak a sugárzás által leadott energiától, a dózistól. A sejtek rendszerint rendelkeznek olyan enzimekkel is, melyek a DNS-sérüléseket helyreállítják, a hatást mérséklik. Ez a "repair" mechanizmus, alapvetően megegyezik más, pl. a vegyi mérgező anyagok hatása esetén fellépő reakcióval, mely közül a legjobban ismert a timin-timin dimerek kijavításának folyamata. Ilyenkor egy enzimrendszer a hibás szakaszt kivágja az újonnan szintetizált láncból és a helyes láncszerkezet ismét helyreáll. A reparációs rendszer épsége különösen kis dózisok esetében igen fontos, mivel egy határértékig kiküszöböli a mutációk egy részét, de ha nő a sugárdózis ill. dózisteljesítmény, akkor a reparációs rendszer is tönkremegy, ami ugrásszerűen megnöveli a mutációk számát

4

3. ábra. Sugárhatás sematikusan

5

A károsodás időléptékei Az ionizáció, a molekula szakadások a másodperc milliomod részei alatt történnek, a sejtkárosodások kialakulására már több perc, ill. órák szükségesek, míg a szövet és szerv károsodás (pl. rosszindulatú daganat) rendszerint csak évekkel a sugárhatás után alakul ki. Általában mondható, hogy az  egyszerűbb szervezésű élőlények (baktériumok, vírusok) sugárellenállóbbak a bonyolultabbakhoz (pl. emlősökhöz) képest,  a fiatal, fejlődésben lévő csoportok sugárérzékenyebbek, mint a kifejlettek, felnőttek. Sejteknél az osztódási fázisban érzékenyebb a sejt. Félhalálos dózis Elsősorban az élőlények sugárérzékenységének összehasonlítására használatos a félhalálos dózis. Az LD50/30-cal jelölt mennyiség (LD: lethal dose) azt jelenti, hogy ekkora terhelés esetén a populáció (mely lehet ember, állat, növény, sejt stb.) 50%-a 30 napon belül orvosi kezelés nélkül elhal, elpusztul, ill. a molekulák fele elveszti eredeti funkcióját. Sugárhatások csoportosítása A sugárzás hatása többféle szempont szerint csoportosítható, többek közt - korai és késői hatásokra, - determinisztikus és sztochasztikus hatásokra - szomatikus és genetikus, stb.

6

Dozimetria Természetesen jó lenne, ha a jelen sugárzási viszonyok alapján következtetni tudnánk, hogy mégis milyen mértékű ártalom várható órákkal, évekkel, évtizedekkel a sugárexpozíció után. Ezt a célt szolgálja a sugárzások dozimetriája, amikor az éppen mérhető, ill. számolható sugárzási viszonyok alapján becsüljük a várható sugárkárosodást, ill. annak kockázatát, pontosabban az esetleg bekövetkező károsító hatás mértékét. Ennek ismeretében a védekezés is hatékonyabb, célzottabb lehet. Dózisfogalmak, -mennyiségek és egységek a sugárvédelemben A sugárterhelés mértékét jellemző sugárdózis egy gyűjtőfogalom, melynek az adott körülmények között már jól meghatározott értelme van. Elnyelt dózis (Jele:D) Bármely ionizáló sugárzásra vonatkozóan a besugárzott anyag térfogatelemében elnyelt energia és a térfogat tömegének hányadosát elnyelt dózisnak nevezzük. Egyszerű matematikai alakban: D =  / m, ahol  a sugárzásból (nagyrészt ionizáció révén) elnyelt energia átlagértéke, m a V térfogatelem tömege. Részletesebb vizsgálatokhoz a magreakciókat, az elnyelődés véletlenszerű ingadozását és más jelenségeket is figyelembe kell venni. Az elnyelt dózis egysége a gray (ejtsd:gréj); jele Gy, és 1 Gy = 1 J/kg. (Régi egysége a rad, 1 Gy = 100 rad.) A sugárvédelmi gyakorlatban használják a "szervdózis" fogalmát, mely egy szövetben vagy szervben az átlagos elnyelt dózis. Minden dózismennyiséghez hasonlóan az elnyelt dózis időegységre jutó hányadát elnyelt dózisteljesítménynek neveznek, egysége Gy/s. A környezeti ellenőrzéseknél elterjedt a nGy/h egység, munkahelyi mérések esetén pedig a μGy/h. Egyenérték dózis (Jele: HT,R) és teljes egyenérték dózis (Jele: HT) A tapasztalat szerint a károsító hatást az elnyelt dózis mellett a sugárzás típusa és energiája is meghatározza. Ezt az tulajdonságot a sugárvédelemben az egyenérték dózis fogalmának bevezetésével vesszük figyelembe. A definíció szerint az R típusú és minőségű sugárzásból a T szerv, ill. szövet egyenérték dózis sugárterhelése a következő: HT,R = WR  DT,R,

amiből az összes, a szervet ért sugárzásfajtára: HT = R HT,R

ahol: WR: a sugárzás fajtájára, minőségére jellemző súlytényező, DT,R: a T szövetben, az R sugárzásból eredő elnyelt dózis. A WR értékét a gamma-sugárzásra, definíciószerűen 1-nek vesszük és a többi sugárzást ehhez viszonyítjuk. Az 1. táblázat tartalmazza a leggyakrabban előforduló sugárzási súlytényezőket. Mivel a WR súlyozó tényező egy viszonyszám, dimenzió nélküli mennyiség, az egyenérték dózis egysége is J/kg, az elnyelt dózishoz hasonlóan. Ez azonban speciális nevet kapott és az 7

egyenérték dózis egysége a sievert (ejtsd szívert), jele: Sv. 1. táblázat. Az egyenérték dózist meghatározó és elsősorban a sugárzás fajtájára jellemző súlytényezők (speciális megjegyzések nélkül) A sugárzás típusa és energiatartománya Fotonok Elektronok, müonok Neutronok < 10 keV 10-100 keV 100-2000 keV 2-20 MeV > 20 MeV Protonok (>2 MeV) -részecskék, hasadási termékek, nehéz magok

WR 1 1 5 10 20 10 5 5 20

Effektív dózis (Jele: E) A különböző szervek szöveti elváltozásai nem egyforma mértékben járulnak hozzá az emberi szervezet egészének károsodásához. Így a szervezetre gyakorolt hatás meghatározásánál az egyes szervek különböző súllyal szerepelnek. Az egész szervezet károsodására jellemző effektív dózis a szövetek egyenérték dózisainak súlyozott összege, matematikai alakban: E = T WT . HT = T WT. R WR.DT,R ahol WT a testszövetre jellemző un. szöveti súlytényező (2. táblázat). Minden szervre, szövetre összegezve az eredmény = 1. Az effektív dózis egysége szintén J/kg, melynek neve ismét a sievert (Sv). 2. táblázat. Szöveti súlytényezők a sugárvédelemben Testszövet, szerv Ivarszervek Csontvelő (vörös) Vastagbél alsó szakasza

WT 0,20 0,12 0,12

Tüdő Gyomor Hólyag Emlő Máj Nyelőcső Pajzsmirigy Bőr Csontfelszín Maradék

0,12 0,12 0,05 0,05 0,05 0,05 0,05 0,01 0,01 0,05 8

Az effektív dózis megegyezik azzal az egésztestben egyenletes eloszlásban kapott dózissal, mely a késői sugárhatások (daganatos betegségek, öröklődő ártalmak stb.) ugyanakkora kockázatával jár mint a szövetek külön-külön besugárzásával kapott szöveti dózisok együttesen. Ezért az egésztest dózis alatt rendszerint effektív dózist értünk. Külső sugárterhelésről beszélünk, ha a sugárforrás a sugárzást ért szervezeten kívül van, belső sugárterhelésről, ha azon belül helyezkedik el, utóbbira példa a szennyezett levegő belégzése. Lekötött egyenérték és lekötött effektív dózis A szervezetbe került radioaktív anyag - a kémiai összetétele, metabolizmusa stb. függvényében - rövidebb, hosszabb ideig, egy része akár évekig, a szervezetben marad és belülről sugároz (belső sugárterhelés). Attól függően, hogy a kémiai hordozó mely szövetekben akkumulálódik, az egyes szervek, a szövetek sugárterhelése, s így az effektív dózis is különbözhet a hasonló sugárzási és bomlási paraméterekkel rendelkező radionuklidoknál. Elsősorban a hosszabb ideig, évekig a szervezetben maradó radionuklidokból eredő sugárhatás jellemzésére használatos a lekötött dózis (lekötött elnyelt dózis, lekötött egyenérték dózis stb.) fogalma. A szervezeten belül keletkező sugárzás hatása, szöveti szinten a lekötött egyenérték dózissal, az egész szervezet szempontjából pedig a lekötött effektív dózissal jellemezhető. Az előbbiek alapján a lekötött effektív dózis deiniciója, a  időtartamig összegezett (integrált) dózisa a következő összefüggéssel adható meg: E() = ∫ Et(t) dt , ahol: Et(t) a t időpontban a dózisteljesítmény. A sugárvédelmi szabályozásban a  értéke gyermekeknél 70, felnőtteknél pedig 50 év. Gyors dózisteljesítmény változásnál kis időközöket kell választani, hogy pontosabb értékeket kapjunk. A szervezetbe került radionuklidból származó dózisteljesítmény a szöveti izotóp-akkumuláció során egyes szövetekben kezdetben nő, majd a fizikai bomlás és élettani kiválasztás eredményeként csökken. A csökkenés azonban több éves effektív felezési idővel is történhet, pl. a csontokba épült radionuklidok esetén (90Sr, 226Ra, stb.). A lekötött dózis tehát az egyszer a szervezetbe került sugárzó nuklidból eredő dózis az egész élettartam, pontosabban 70 ill. 50 év alatt. Dózislekötés Amennyiben a lekötött dózist nem 50 ill. 70 évig, hanem igen hosszú időtartamra, elvileg végtelenig összegezzük, akkor dózislekötésről beszélünk. Elsősorban egyszeri, nagyobb szennyeződések hatásának jellemzésére használjuk, amikor akár több generációra kiterjedő dózist határozunk meg. Kollektív dózis (Jele: S) Több társadalmi vonatkoztatásban nemcsak egyének, hanem egy kollektíva vagy akár a népesség egészének a sugárterhelése is fontos lehet. Ennek mértékéül szolgál a kollektív dózis, melynek értéke a sugárterhelést elszenvedett egyedek egyéni dózisának összege. Ha az egyéni dózis szempontjából csoportokra osztható a kollektíva, akkor a csoportok átlagát szorozzuk a tagok számával és az így kapott értékeket adjuk össze. A definícióból következik, hogy a kollektív dózis egysége a személy.Sv (ejtsd: személyszívert). 9

További dózismennyiségek, fogalmak: - Besugárzás, ill. besugárzási dózis: A levegő tömegegységben, ill. térfogatban keletkező elektromos töltéssel (ionizációval) arányos mennyiség, egysége a röntgen, rövidítése: R, 1 R  0,0088 Gy. A legkorábban bevezetett mértékegység, viszonylag könnyen mérhető a levegőben (gázban) keletkező elektromos töltés (áram) méréssel. Különösen orvosi vizsgálatoknál még mindig gyakran használatos. - RBE: relatív biológiai hatékonyság: a sugárzási súlytényezőnek megfelelő mennyiség, dózismérés során ma is használatos. Mérés, dózismérő eszközök kalibrálása esetén sok probléma adódik a számolással a fentebb módon definiált egyenérték dózissal, az effektív dózissal, a lekötött dózissal. Ezért a dozimetriai mérésekkel foglalkozó nemzetközi és más szervezetek (pl. ICRU, International Commission on Radiological Units) „mérésorientált” dózismennyiségeket használ, melyek az esetek többségében gyakorlati szempontból ekvivalens az előbbiekkel. Mérés szempontjából fontos szerepe van az ún. szövet-ekvivalens anyagnak, fantomnak. Az ICRU a dózismérők kalibrálásához javasolt fantomja gömb alakú, összetétele az emberi szövetéhez hasonló, de pontos %-ban előírt. A fantom különböző mélységében mért dózis értéke a sugárzás áthatolóképességétől is függ, s ez alapján más-más dózismennyiséget lehet definiálni a mélység szerint. Néhány igen speciális, vagy akár régebben használt dózisfogalomra itt nem tértünk ki, az irodalomban megtalálhatók ezek is. Gyakran előforduló dózisértékek, példák a 3. táblázatban szerepelnek. 3. táblázat. Néhány, gyakran előforduló dózisérték Sugárforrás Természetes háttér éves átlagértéke hazánkban, egyéni dózis Egyéni dózis járulék a Paksi Atomerőműben dolgozóknál, éves átlag A csernobili balesettől származó egyéni dózisjárulék hazánkban, átlagérték Egy orvosi CT-vizsgálat dózisjáruléka, átlagos érték Ember félhalálos dózisa (LD50/30), akut terhelés sugárzástól Vírusok félhalálos dózisa (LD50/30), akut terhelés sugárzástól

Dózisérték, dózismennyiség 2-3 mSv effektív dózis 1,1 mSv effektív dózis 0,5 mSv effektív dózis 5-10 mSv effektív dózis 4-5 Gy, elnyelt dózis 5000 Gy, elnyelt dózis

Korábban is hangsúlyoztuk, hogy módszertani szempontból két nagyobb csoportra bonthatók a sugárhatások: Determinisztikus hatás esetén létezik 0-nál nagyobb küszöbdózis, s az ártalom súlyossága arányos a dózis nagyságával. Sztochasztikus hatásnál nincs feltétlenül küszöbdózis és a hatás fellépésének gyakorisága (valószínűsége) nő a dózissal, a súlyosság ugyanaz. 10

A gyakorlatban rendszerint mindkét hatástípussal számolni kell, egyértelmű elkülönítés ritkán lehetséges. Dózisszámítások ismert radionuklid szennyezettség esetén Számos esetben a közvetlen dózismérés gyakorlati akadályokba ütközik, ill. az ellenőrzésből eredő többletinformáció értéke sokkal kisebb mint a mérések költsége. Ezért fontosak azok a módszerek, elsősorban számítási eljárások, melyek az adott munkahelyi, környezeti és életkörülmény viszonyok (tartózkodási idő és távolság a sugárforrás közelében, szennyezett levegő belégzése, szennyezett élelmiszer fogyasztása stb.) mellett határozzák meg az egyén és a népesség sugárterhelését. A külső sugárterhelést rendszerint a levegőben mért dózisértékből lehet meghatározni. Ekkor figyelembe kell venni, hogy az emberi test önmaga is elnyeli a sugárzást és egyes szervei sugárárnyékban vannak. Elsősorban az árnyékolás miatt az ember effektív sugárterhelése átlagosan 20-30 %-kal kisebb mint a levegőben mért érték. Külső sugárterhelés a forrás direkt sugárzásától A sugárforrások általában véges méretűek, azonban kellően nagy távolság esetén - amikor a forrás mérete a kibocsátási és a receptor pont távolságához képest elhanyagolható, mint a sugárterhelés számítások során előfordulhat - a pontforrásra vonatkozó megállapítások alkalmasak a közvetlen terhelés becslésére. További egyszerűsítést jelenthet az önabszorpció hatásának mellőzése. Általánosabb számítási módszerekkel figyelembe vehetők az összetett körülmények is. Az A aktivitású és egyfajta radionuklidot tartalmazó forrástól r távolságra lévő pontban, többrétegû elnyelő közeg esetén, a fotonfluxust az alábbi kifejezés adja:  i  Bi  A  i 

e

 ij  x j

4   r 2

,

(7)

ahol: i a nuklid Ei energiájú sugárzásának (általában i-ik -vonalának) fotonfluxusa (foton.m-2s-1), Bi a nuklid i-ik energiájú sugárzásának felhalmozódási tényezője, A a forrás aktivitása (Bq), i a nuklid i-ik vonalának hozama (foton.s-1Bq-1) , ij a nuklid i-dik sugárzásának lineáris gyengítési együtthatója a j-ik elnyelő közegben (m-1) és xj j-ik közegben megtett út (m). A levegőben a dózisteljesítmény arányos a i fotonfluxussal, függ az energiától és a levegő sűrűségétől. Azon speciális esetre, amikor a sugárzás elnyelődése a forrás és receptor között elhanyagolható az A aktivitású, pontszerű forrástól r távolságra a dózis teljesítménye a levegőben: 

D

A  r2

alakban irható, ahol a  (Gy.h-1) / (Bq.m-2) külső dózisállandó már csak az adott nuklidra jellemző tényezőket tartalmazza. A dózisállandó értéke - a leggyakrabban előforduló -sugárzó radionuklidok esetén – táblázatokban megtalálható. A forrás és vizsgálati pont közötti közeg a sugárzást egyrészt szórja, másrészt pedig elnyelődés révén a dózisteljesítményt csökkenti. Ezeket a jelenségeket un. felhalmozási (ennek értéke 1-nél nagyobb, akár 2-3 is lehet), ill. gyengítési tényezőkkel kell figyelembe venni.

11

A levegő gyengítése több száz m távolságban, energiától függően, már lényeges lehet. A dóziscsökkenés az exp(-er) szorzótényezővel közelíthető, ahol e a levegő sugárgyengítési együtthatója a dózisteljesítményt meghatározó energia esetén és r a távolság. Egy széles, párhuzamos fotonnyaláb útjába helyezett merőleges védőréteg esetén a dózisteljesítményt felező és tizedelő rétegvastagságok szintén kézikönyvekben, táblázatokban találhatók, a gyengítési és a felhalmozási tényezők figyelembe vételével. Ezen értékek között az exponenciális interpolálás gyakorlati szempontból elfogadható. Védőréteg használatakor a fenti módon számolt dózisteljesítmény értékeket a táblázatban szereplő tényezőkkel, vagy azokból interpolálással kapott értékekkel szorozni kell. Külső  - és -dózis homogén (félvégtelen) felhőből, ill. talajfelszíntől A testen kívül elhelyezkedő béta-sugárzó nuklid a sugárzás kis hatótávolsága miatt alapvetően csak a szemre és bőrre veszélyes. Ezért a külső béta-dózis a levegőből (az un. bőrdózis) a következőképpen számolható:

D  K   c    F , ahol: K a -szubmerziós tényező [(Gy.s-1) / (Bq.m-3)], c a radioaktív izotóp koncentrációja a levegőben, a tartózkodás helyén (Bq.m-3),  a tartózkodás időtartama, F a szabadban ill. épületben való tartózkodás arányát és az épület árnyékoló hatását figyelembevevő redukciós tényező (értéke 0,1 - 0,8) Az egésztestre vonatkozó effektív külső gamma-dózis felhőből, az ún. félvégtelen közelítéssel a következő:

Eg  K g  c   F , ahol Kg a -szubmerziós dózistényező [(Sv.s-1) / (Bq.m-3)]. Az egésztestre vonatkozó effektív külső gamma-dózis a talajfelszínről, 1 m magasságban:

E f  K f     F , ahol: Kf a felületi dózisfaktor [(Sv.s-1) / (Bq.m-2)].

 a felületi szennyeződés az adott pontban (Bq.m-2). Hasonlóan számolható az elegendően mély (0,5 m) víz felületén tartózkodó ember sugárterhelése, de a  szennyeződést aktivitás-koncentrációban (Bq.dm-3 egységben) szokás megadni, a Kvíz dóziskonverziós tényező egysége pedig (Sv.s-1) / (Bq.dm-3). Belső sugárterhelés belégzésből és lenyelésből A belégzésből eredő lekötött effektív dózis:

Eh  K h  V  c    F , ahol Kh az inhalációs dózistényező (Sv.Bq-1) és V a légzésteljesítmény (m3.nap-1). Mivel Kh inhalációs dózistényező erősen korfüggő az Eh értékét több korcsoportra kell meghatározni. Az élelmiszer fogyasztásból származó lekötött effektív dózis:

El  K l  G  c   , ahol: G a vizsgált csoport fogyasztása az adott élelmiszerből (kg.nap-1 ill. dm3.nap-1), Kl a lenyelési dóziskonverziós tényező, mely függ az izotóptól és annak kémiai-fizikai

12

kötődésétől, a speciestől (Sv.Bq-1),  a c aktivitás-koncentrációjú (Bq.kg-1 ill. Bq.dm-3) élelmiszer fogyasztási időtartama (nap). A dózisbecsléshez figyelembe veendő élelmiszereket az adott környezet táplálkozási szokásai határozzák meg. Amennyiben nincsenek helyspecifikus paraméterek, úgy a belégzésből ill. lenyelésből származó sugárterhelés számolható a 4. melléklet adatai alapján is. A számításokat minden mértékadó izotópra külön kell elvégezni és a teljes sugárterhelés az egyes izotópokra kapott dózis összege lesz. Mivel egy izotóp többféle útvonalon fejti ki hatását, a dózist a besugárzási útvonalak szerint is összegezni kell. Az eddig leírt, normál, egyensúlyi viszonyokra vonatkozó kifejezések időben erősen változó esetekben is alkalmazhatók, de ekkor a c. szorzatok helyett a c(t) - az aktivitáskoncentráció - időintegrálját kell használni.

13

Sugárvédelem Mint a legtöbb technológia esetén a sugárzások alkalmazásának előnyei (pl. röntgensugárzás az orvoslásban, anyagvizsgálatokban, radioaktív izotópok az anyagcsere vizsgálatokban, sugárterápiában, energiatermelésben) miatt vállaljuk annak kockázatát, hogy „elviselhető” gyakorisággal és mértékben károsodások is fellépjenek. A sugárvédelem tárgya, célja, jelentősége A sugárvédelem a sugárzások elleni védelemmel (ártalom megelőzésével, védekezéssel, károsító hatások csökkentésével, esetleg megszüntetésével) foglalkozik és szorosan kapcsolódik a következő védelmi jellegű szakterületekhez: - Egészségvédelem - Munkavédelem - Környezetvédelem - Katasztrófavédelem, balesetelhárítás - … . Általában mondható, hogy a sugárvédelem munkahelyen a munkavédelem része, a környezetben pedig a környezetvédelemhez áll közel, s mint ilyen része az egészségvédelemnek, lakosságvédelemnek stb. De ha nemcsak emberek, hanem más élőlények védelmével is foglalkozunk, akkor kapcsolódik az állategészségügyhöz, növényvédelemhez, sőt manapság már az élettelen természet megóvásával is törődünk, azaz a tájvédelemhez is közel áll. A sugárzásokat a károsító hatásuk mértékének megítélése és a védekezés szempontjából is két nagyobb csoportba soroljuk: - Ionizáló sugárzások - Nemionizáló sugárzások (látható fény, rádiohullámok, mikrohullámok, ultrahang stb.). Az ionizáló sugárzás elleni védekezéssel foglalkozunk. A sugárzások elleni védelem fő célkitűzései Olyan munkakörülmények, sugárzási viszonyok biztosítása, hogy  Az ionizáló sugárzások, azokat kibocsátó berendezések alkalmazásával ne lépjenek fel determinisztikus élettani, károsító hatások, ártalmak (a küszöbdózisok többsége ember esetén 0,2-2 Sv közé becsülhető).  A sugárzásokat, ill. az azokat kibocsátó berendezéseket alkalmazó dolgozók egészségkárosító kockázata ne legyen nagyobb, mint más foglalkozási ártalmak kockázata. (Jelenleg a társadalom által elfogadott kockázat: 10 ezer főre, 1 évre 1 haláleset.)  … a lakosság körében ez a kockázat 10-szer kisebb legyen mint a dolgozók esetén (Jelenleg: 100 ezer főre, 1 évre 1 haláleset). Mindezekhez megfelelő • műszaki védelmet kell kialakítani, • előbbihez illeszkedve adminisztratív tevékenységet kell kiépíteni, azaz a szabályozás keretében a sugárforrások ill. tevékenység: 14

• • •

 bejelentése,  engedélyezése és  nyilvántartása, felügyelete, dolgozókat, szakembereket kiválasztani (pl. orvosi alkalmasság alapján), oktatásban, alap- és továbbképzésben részesíteni a dolgozókat, lakosságot tájékoztatni, rendszeres munkahelyi (üzemi és hatósági) ellenőrzést kialakítani,

azaz az emberi tényezőknek is nagy szerepe van a sugárvédelmi rendszer kialakításában. A sugárvédelem alapelvei Indoklás Kizárólag olyan sugárterheléssel járó tevékenység végezhető, mely a társadalom számára egyértelmű haszonnal jár. Tehát sugárveszélyes tevékenység kizárólag akkor szabad végezni, ha nem áll rendelkezésre hasonló költséggel, hasonló eredményt adó, sugárveszéllyel nem járó eljárás, módszer. Optimálás Ha indokolható a sugárveszéllyel járó tevékenység, akkor a sugárforrások (berendezések, eszközök stb.) tervezését, használatát, valamint a tevékenységet úgy kell végrehajtani, hogy a sugárterhelés olyan kicsi legyen, amekkora még ésszerűen elérhető, a mindenkori gazdasági és társadalmi tényezők figyelembevételével. Dóziskorlátozás A sugárzás alkalmazása a tervezett keretek között, ellenőrzött módon történik (praxis). Egyetlen személynél sem léphet fel a társadalom által elviselhetőnek ítélt kockázatot jelentő (évi) dóziskorlátnál nagyobb sugárterhelés. Sugárvédelmi rendszer, sugárzások alkalmazásának körülményei A természetben már ősidők óta találhatók radioaktív izotópok, ezek is kibocsátanak ionizáló sugárzásokat, melyek szintén érik az élővilágot, az embert. A természetes forrásokból eredő effektív dózis átlagos értéke a Föld lakott részein évi 2-3 mSv, de vannak olyan helyek, ahol 10-20 mSv-t is elérik. Ilyen értékek mellett sem tudtak eddig egyértelmű daganat-gyakoriság növekedést, vagy más, a sugárzásra utaló betegséget kimutatni. Sőt rendszerint a talajból eredő radionuklidok révén a talaj összetételének függvényében, vagy akár a kozmikus sugárzás (pl. napkitörések) ingadozásának hatására az emberek többségénél egyik napról/hónapról/évről a másikra 10-20 %-t változik a természetes eredetű sugárterhelés, az effektív dózis. Ezért ha biztosak vagyunk abban, hogy a sugárzás alkalmazásával csak ilyen kis dózisokat kapunk (pl. évente legfeljebb néhány század, esetleg tized mSv effektív dózist), akkor ilyen forrásokkal, berendezésekkel való munkát célszerűtlen (ésszerűtlen, ill. luxus) lenne korlátozni védelmi intézkedésekkel, komoly költségráfordítással. Természetesen mindez, a „felszabadítás” a felügyelet, az ellenőrzés alól alapos meggondolást igényel, s a biztonság érdekében igen óvatosak vagyunk abban, hogy mit tekintünk elhanyagolhatónak. Az óvatosság megfigyelhető a törvényi szabályozásokban is. A fenti meggondolások alapján alapvetően három körülményt különböztetünk meg a sugárvédelemben, és a korlátozásra, ellenőrzésre is különböző szinteket (un. vonatkoztatási szinteket) vezetünk be. Továbbá számos egyéb megkötés is szerepel, pl. az orvosi alkalmazáskor irányadó szintek szerepelnek, ugyanis a páciensek sugárterhelését szigorúan 15

nem korlátozzuk. Az orvos dönti el, hogy a sugaras vizsgálat mennyire fontos és az így kapott sugárterhelés mekkora kockázatot jelent a páciensnek. A három körülmény a következő: mentesség, a normál helyzet (sugárvédelmi praxis) és a védelmi beavatkozást igénylő helyzet. Mentesség A nemzetközi ajánlásokat követő 16/2000 EüM rendelet szerint mentesíthető a sugárvédelmi normák alól mind a sugaras tevékenység, mind a sugárforrás a következő elvek alapján: - amennyiben a mentesített tevékenységből ill. forrásból eredő egyéni sugárterhelés kockázat megfelelően kicsi ahhoz, hogy azt egyáltalán szabályozni kellene, - a kollektív sugárterhelés olyan kicsi, hogy a fennálló körülmények között nem kell ellenőrizni, - a tevékenység és a forrás önmagában biztonságos, és elhanyagolható olyan eseménylánc valószínűsége mely az előző két kritérium teljesülését megkérdőjelezné. További vizsgálatok nélkül, minden lehetséges helyzetben mentesíthető az a tevékenység ill. forrás mely hatására: - a lakosság bármely tagjának éves sugárterhelése legfeljebb 10 Sv nagysádrendű , vagy - az éves működtetéséből eredő kollektív lekötött effektív dózis legfeljebb 1 személy.Sv, ill. a sugárvédelmi optimálásból kiderül, hogy a mentesítés éppen az optimális eljárás. A fenti általános kritériumokból kiindulva a következő források automatikusan mentesíthetők a hatósági jóváhagyás után: a. Minden olyan sugárzást generáló berendezés, elektroncső, mint a képi megjelenítésnél használt katódsugárcső - melynek normál működés közben a dózisteljesítmény - a készülék bármely elérhető felületétől 10 cm távolságban - kisebb mint 1 Sv/h, vagy - a keletkező sugárzás maximális energiája 5 keV. b. Az a radioaktív anyag melyben vagy a radionuklidok egyenkénti aktivitása, vagy az aktivitás-koncentrációja az un. mentesítési értékeket, szinteket nem lépik túl. Néhány mentességi érték szerepel a 4. táblázatban (23/1997 NM rendelet). 4. táblázat. Mentességi szintek a 23/1997 NM rendelet szerint, példák Nuklid

Nuklid

H-3 C-14

MeAK Akt. (Bq/g) (Bq) 1.106 1.109 1.104 1.107

Co-60 I-131

10 100

1.105 1.106

U-238 Pu-240

Cs-137 Ra-226

MeAK Akt. (Bq/g) (Bq) 10 1.104 10 1.104 10 1

1.104 1.103

Tervezhető sugárzási viszonyok (normál helyzet, praxis, tervezett körülmények, dóziskorlátozás) Ez a sugárzás tipikus alkalmazása tervezett körülmények között, szabályozás és ellenőrzés mellett. Legfontosabb része a dóziskorlátozás. Sugárveszélyes munkahelyen alapvetően csak felnőttek lehetnek a munkavállalók, kivétel oktatási célból, korlátozottan szakmunkás tanulók is. A nemzetközi ajánlások és a hazai szabályozás (16/2000. EüM rendelet) fontosabb értékei az 5. táblázatban láthatók.

16

5. táblázat. Dóziskorlátok Munkavállalókra

Lakosságra, egyénekre

Felnőttek E  évi 1 mSv, E  évi 20 mSv, 5 évre átlagolva, de 1 évben  50 mSv, Szemlencse: HT  évi 15 mSv, Szemlencse: HT  évi 150 mSv, Bőr (1 cm2-re átlagolva): HT  évi 50 mSv. Bőr (1 cm2-re átlag.): HT  évi 500 mSv, Végtagok: HT  évi 500 mSv. ------------------------------------------------Tanulók (16-18 éves) E  évi 6 mSv, Szemlencse: évi 50 mSv, Bőrre (1 cm2…): évi 150 mSv, Végtagok: évi 150 mSv.

Rendkívüli sugárterhelésről is rendelkezik a 16/2000. EüM rendelet. Ezeket az ÁNTSZ Országos Tisztiorvosi Hivatal engedélyezheti, 50-250 mSv között, amennyiben igen nagy értékű kármegelőzés, vagy pl. életveszély elhárítás lehetséges. A dóziskorlát nem azt jelenti, hogy ezzel kisebb dózis esetén semmi kockázat nem lép fel, ezért „feleslegesen” ennél kisebb sugárterhelést sem kell vállalni. Terhes nők esetén a nemzetközi ajánlás, hogy a magzatot 1 mSv-nél kisebb terhelés érje, de Magyarországon az előírások tiltják terhes nők foglalkoztatását sugaras munkahelyen. Beavatkozást, cselekvést igénylő körülmény (veszélyhelyzet, stb.) A sugaras tevékenységből származó előnyök a jelen társadalmat arra késztetik, hogy elfogadja a kisebb-nagyobb, előre nem tervezhető, rendkívüli sugárterheléssel járó üzemzavarok, balesetek lehetőségét. A sugárbiztonsági technológia javításával csökken annak a valószínűsége, hogy a sugárforrás kikerüljön az emberi ellenőrzés alól, de minden tevékenységre a teljes biztonság nem érhető el. Ezért a biztonság növelésével párhuzamosan fel kell készülni az adott tevékenységre jellemző baleset-elhárítására, hogy az esetleg bekövetkező károkat, köztük az egészségkárosodást mérsékelni, vagy elhárítani lehessen. A gyors reagálást igénylő balesetek mellett a normáltól eltérő műveletek, sugárvédelmi beavatkozások szükségesek a rövidebb-hosszabb ideje radioaktív anyaggal szennyezett részek (munkahelyek, lakóhelyek, mezőgazdasági területek stb.) dekontaminálása, helyreállítása, rekultivációja során is. Beavatkozásokat lehet kezdeményezni a sugárterhelés tényleges és potenciális értékei, vagy a környezeti elemek (levegő, talaj stb.), a fogyasztásra kerülő élelmiszerek (pl. tej, hús), az ivóvíz stb. radionuklid koncentrációja alapján. Mivel az aktuális körülmények befolyásolják a beavatkozás eredményét számos esetben ugyanazt a beavatkozást kisebb-nagyobb dózisoknál javasolják, ill. az optimális tervezéshez az elkerülhető dózis a meghatározó a védelmi intézkedések foganatosításához. Amennyiben a beavatkozások dózismennyiségeken, ill. dózisteljesítményeken alapulnak, úgy ezeket a dózisértékeket beavatkozási szinteknek, ha pedig akár dózis, akár aktivitás-koncentráció értékek határozzák meg a beavatkozást akkor ezeket cselekvési szinteknek nevezzük. A cselekvési szint vonatkozhat pl. arra is, hogy csak az 17

ellenőrzést kell fokozni, védelmi intézkedések nélkül. A beavatkozások hatékonysága szempontjából az elhárítható és nem a beavatkozás nélküli előrejelzett sugárterhelés a meghatározó. Egy megkésett beavatkozás, amikor a rendkívüli eseménnyel kapott sugárterhelésnek legfeljebb csak 1-2%-ától tudjuk megóvni az érdekelteket, kevésbé hatékony szemben a sugárterhelést akár 50%-osan mérséklő intézkedéssel. Az előrejelzett és elhárítható sugárterhelések viszonyát mutatja az 4. ábra. Beavatkozási és cselekvési szinteket a rendkívüli, váratlan események következtében hirtelen bekövetkező nukleáris veszélyhelyzetre és a krónikus lefolyású sugárterhelésekre külön-külön célszerű bevezetni.

Dózisteljesítmény Beavatkozás nélkül

Elkerülhető dózis

Beavatkozással Beavatkozás kezdete

idő (t)

4. ábra. Az előrejelzett sugárterhelések, dózisteljesítmények beavatkozással és anélkül (bevonalkázott terület az elkerülhető dózis) Környezetben, a lakosság körében beavatkozások 5-10 mSv egyéni elkerülhető dózisoknál már rendszerint indokolhatók.

18

Vonatkoztatási szintek Csökkenő értékben felsorolva: Beavatkozási szint, cselekvési szint ------------------------Dóziskorlát Dózismegszorítás (< dóziskorlát, egy meghatározott sugárforrásra vonatkozó korlát) Kivizsgálási szint (a korlát kb. harmada) Feljegyzési szint (a korlát kb. tizede, elsősorban egyéni sugárterheléseknél használatos) -------------------------Kimutatási határérték (< feljegyzési szint), az ellenőrzés, a mérés módszerére, eszközére jellemző legkisebb mérhető érték. Vonatkoztatási szint bármelyik, a gyakorlati sugárvédelem számára meghatározott mennyiségnél (személyi dózis, munkahelyi dózisteljesítmény, felületi aktivitáskoncentráció stb.) előírható, bevezethető. Kockázat-hasznosság A sugárzás-alkalmazások növekedésével várható, hogy a váratlan események, sugárbalesetek száma is nő. Ez motiválta a sugárvédelmet arra, hogy nemcsak az expozíciót, hanem annak lehetőségét is minimálisra kell csökkenteni. Pl. az atomerőmű tervezésénél fel kell készülni egy nukleáris baleset lehetőségére, még ha annak bekövetkezési valószínűsége nagyon is kicsi. Elsősorban a tervezések szempontjából célszerű bevezetni a kockázat (rizikó, risk) fogalmát más területeknél alkalmazott kockázat-fogalomhoz hasonlóan - a következőképpen: R=w.K , ahol R a kockázat, w a sugaras esemény bekövetkezésének valószínűsége és K a következmény súlyossága. Bizonyosság esetén a valószínűség 1, a haláleset súlyossága pedig szintén 1. A sugárvédelemben a K súlyosság arányosnak vehető a sugárterheléssel, de a pontos összefüggés sok más tényező, köztük a vizsgált egészségkárosító hatás függvénye. Összehasonlítás céljából a 6. táblázat néhány halálokra vonatkozó relatív gyakoriságot, valószínűséget tartalmaz. 6. táblázat. Halálokok valószínűsége 1 évben, a magyarországi statisztika alapján (évi esetszám osztva 10 millió emberrel) Halálok szívbetegség egyéb keringési rendellenesség daganatos betegség motoros közlekedés vasúti közlekedés …

19

w × 1000 3,6 2,9 2,8 0,17 0,023

A táblázat szerint Magyarországon átlagosan 0,00017 annak valószínűsége, hogy egy évben egy ember motoros járművel - elsősorban gépkocsival - halálos balesetet szenvedjen. A kockázattal kapcsolatos összefüggések alkalmazhatók megtörtént események hatásainak becslésére is, igaz az extrapoláció kis dózisokra igen nagy tévedéssel is járhat, azaz óvatosan kezeljük az eredményeket! Próbáljuk a fenti adatokat összehasonlítani a pl. a csernobili baleset hazai következmények becsléséhez, amikor a vizsgálatok szerint az első évben kapott átlagos sugárterhelés közel 0,3 mSv effektív dózis volt. A becsléshez felhasználjuk a nemzetközi ajánlást, az ionizáló sugárzás sztochasztikus, végzetes kimenetelű hatás valószínűségére vonatkozó értékét, amely w = 0,05 1/Sv. Ezzel és lineáris extrapolációval a csernobili baleset hazai hatásaként a halálos kimenetelű következmény valószínűsége, a sugaras kockázat R = 0,05 1/Sv × 0,0003 Sv = 0,000015. Tehát a 10 milliós népesség között 150 haláleset valószínűsíthető, ami igen kevés a több mint 100 ezres, más okokra visszavezethető halálozáshoz képest. A K súlyosság segítségével természetesen nemcsak a halálos, hanem a mérsékeltebb egészségkárosító, pl. életkorcsökkentő hatás is figyelembe vehető. Ekkor a K értéke kisebb mint 1. Kockázati tényezők sztochasztikus sugárhatásoknál A γ-sugárzásból eredő akut sugárexpozíció hatására megállapított értékek a 7. táblázatban. 7. táblázat. A sztochasztikus sugárhatás nominális károsodási együtthatói 1 Sv effektív dózis esetén, a sugárveszélyes munkahelyen dolgozókra és a teljes lakosságra külön-külön. Az ártalmak kialakulásának esélye a teljes élettartamra vonatkozik. Populáció

Végzetes Nem-végzetes Súlyos örökletes Összesen rák rákos hatás hatások

Felnőtt dolgozók 0,040

0,008

0,008

0,056

Teljes népesség

0,01

0,013

0,073

0,050

Optimálás A sugárvédelmi alapelvek közt említhető a legkisebb sugárterhelésre való ésszerű törekvés, a közismert rövidítéssel az ALARA-elv (As Low As Reasonably Achievable). Ennek gyakorlata alapvetően optimálást jelent, mégpedig a költségek olyan csökkentését, melynek során a sugárterhelést, a sugárkárosodást, ill. annak kockázatát is a kiadások közé soroljuk. A dóziskorlátozás szerint, normál tevékenység tervezése során optimálni csak a korlátok alatt lehetséges, de akkor legalább erkölcsileg kötelező, akár csupán kvalitatív meggondolások alapján. Az optimáláshoz szükséges költségviszonyokat mutatja az 5. ábra. A lineárisan növekedő egyenes szerint a kollektív dózis növekedésével nő a sugárkárosodással járó veszteség (pl. munkaerő kiesés), mely alapvetően költségnövekedést jelent. Ha viszont a sugárvédelemre fordított költséget csökkentjük pl. a sugárforrást árnyékoló ólomréteg vékonyításával, akkor a kollektív sugárterhelés nő. A pontos viszonyokat az aktuális körülmények határozzák meg. A sugárvédelmi és sugárkárosodási költségek bizonytalansága, időbeli változása miatt célszerű a minimum körüli tartományt is felmérni, mennyire érzékeny az optimális pont helye a változásokra.

20

költség Összeg

Károsodás költsége

Sugárvédelem költsége dózis 5. ábra. Az optimálás elve a sugárvédelemben A dóziskorlátok betartása elsődleges az optimálás eredményével szemben! Nálunk, jelenleg 1 személy.Sv kollektív dózis elkerülés indokolható költsége 2-50 millió Ft, mely függ az egyéni dózis nagyságától, munkakörtől, munkahelytől stb. Fejlettebb államokban ennek többszöröse is lehetséges. Nukleárisbaleset-elhárítás, INES A sürgős környezeti védelmi beavatkozások közt szóba jön az elzárkóztatás, a kitelepítés és a jódprofilaxis. Az ezekre ajánlott iránymutató értékek a 8. táblázatban találhatók. (Megjegyezzük, hogy a csernobili nukleáris baleset hazai következményeként becsült sugárterhelés - lekötött effektív dózis - 0,2-2 mSv közötti érték, azaz a nemzetközi ajánlás szerint a legkisebb beavatkozási szint alatt volt.) 8. táblázat. Sürgős védelmi intézkedések, ún. optimált beavatkozási szintek (elkerülhető dózisok) nemzetközi ajánlások alapján Beavatkozás

Optimált dóziselkerülés Megjegyzés

Elzárkózás

10 mSv effektív

maximum 2 napig

Kitelepítés

50 mSv effektív

maximum 1 hétre

Ideiglenes áttelepítés - annak leállítása Végleges áttelepítés - annak leállítása Jódprofilaxis

30 mSv effektív 10 mSv effektív 1 Sv effektív 100 mGy pajzsmirigy

max. 1 hónapra 1 hónap alatt teljes élettartamra nem lehet megszüntetni radiojódoktól, lekötött dózis

21

Nemzetközi Nukleáris Esemény Skála (INES: International Nuclear Event Scale) Elsősorban a média és a lakosság tájékoztatására hozták létre a 7-fokoztú skálát, egy-egy üzemzavar, baleset tájékoztató jellegű jellemzésére (6. ábra). Hasonló pl. a földrengések erősségére alkalmazott Richter-skálához. Az INES az utóbbi évtizedben bevált, „népszerű” lett és a nemzetközi szervezetek is előszeretettel alkalmazzák. Az 1-3 fokozatot üzemzavarnak nevezzük (1: rendellenesség, 2: üzemzavar, 3: súlyos üzemzavar), a 4-7 fokozatokat balesetnek (4: elsősorban létesítményen belüli, 5: telephelyen kívüli kockázattal járó, 6: súlyos baleset és 7: nagyon súlyos baleset). A 2003. április 10-i paksi esemény besorolása: 3 (súlyos üzemzavar), a csernobili és fukusimai baleset pedig 7-es fokozatú volt. Fukusimában a környezetbe kikerült radioaktív anyag mennyisége körülbelül 10%-a a csernobili balesetben kikerült aktivitásnak. A fokozat megállapításához mind a konkrét eseményeket, mind a telephelyen belüli, mind azon kívüli szennyeződéseket, sugárzásokat, károsító hatásokat figyelembe veszik, azaz a lehető legtöbb megállapítható és mérhető mennyiséget. A rendszerbe tartozó üzemek (nukleáris létesítmények az eseménytől függően adott rövid időn belül kell tájékoztatni a nemzetközi szervezeteket is a fokozatról. A fokozat mellett természetesen sokkal részletesebb adatokat (események leírását, a személyi sugárterheléseket, a környezetbe került radionuklidokat és azok aktivitását stb.) is szolgáltatni kell mind a hatóságoknak, mind a nemzetközi szervezeteknek, ill. kétoldalú szerződések alapján a szomszédos országok megfelelő szerveinek. A nemzetközi együttműködés - akár egymás segítése szakemberekkel, eszközökkel - a csernobili balesetet követően intenzívebb lett. Ennek keretében nemzetközi gyakorlatokat is szerveznek.

6. ábra. Nemzetközi Nukleáris Esemény Skála (INES)

22

Továbbá a fenti értékek nem a lakosság egy-egy egyedére, hanem egy nagyobb csoportjának átlagértékére vonatkoznak. A legutóbbi hazai szabályozást az egészségügyi miniszter 16/2000 (VI.8) EüM rendelete tartalmazza, mint az 1996. évi atomtörvény végrehajtási utasítását. A rendelet szerint a sugárzási viszonyoknak megfelelő intézkedések foganatosítása indokolt, ha előreláthatólag az előrejelzett elnyelt szöveti dózis, =2 napra a következő: D egésztest,

v. csontvelő

:  1 Gy , vagy D pajzsmirigy  5 Gy, vagy D szemlencse  2 Gy, vagy

D tüdő  6 Gy, vagy D bőr, v. ivarmirigy  3 Gy . Hazai cselekvési szintek a közfogyasztásra szánt, ill. forgalomba kerülő, élelmiszerekről korábban a 12/1998. (XII.11.) EüM rendelet intézkedett. E szerint a 134Cs és 137Cs radionuklidokra együttesen a 4-6 hónapos csecsemők táplálására 370 Bq/kg, egyéb élelmiszerekre pedig 600 Bq/kg lehet a megengedhető radioaktív szennyezettség. A csecsemő táplálék közé tartozik a tej és tejtermék, valamint csecsemők és kisdedek számára készült speciális tápszer. A többi radionuklidra, ill. élelmiszerekre vonatkozó korlátozások a 9. táblázatban találhatók. A származtatás most is a dózisértékekből történt. A rendelkezés szerint minden mért, ellenőrzött érték kisebb kell, hogy legyen a táblázatbeli értéknél, azaz egyik szennyezettség sem lehet nagyobb. Kisebb mennyiségben fogyasztott élelmiszerek esetén (fokhagyma, szarvasgomba stb.) akár 10-szeres érték is megengedhető. 9. táblázat. Nagyobb mennyiségben fogyasztott élelmiszerek megengedhető szennyezettsége nukleáris veszélyhelyzetet követően (ezek megegyeznek az EU-által bevezetett értékekkel) (*: kivétel H-3, C-14, K-40, +: vezetékes ivóvízre is) (az értékek Bq/kg ill /L egységben) Tej, tejtermék

Egyéb

Sr-izotópok, elsősorban Sr-90

Csecsemő tápszer 75

125

750

Folyékony + 125

Jódizotópok, elsősorban I-131

150

500

2000

500

Pu- és transz-Pu -sugárzók, elsősorban Pu-239, Am-241 Minden egyéb,  10 nap felez. idejű, Cs-134, Cs-137 

1

20

80

20

400

1000

1250

1000

Radioizotóp

23

Munkahelyi és környezeti ellenőrzés Foglalkozási sugárterhelés A nemzetközi ajánlások és a 16/2000. Eü.Min végrehajtási utasítás szerint az atomenergia alkalmazójának kötelessége a foglalkozási sugárterhelésnek az ellenőrzése a sugárzás forrása és a munkavégzés körülményei szerint, az utasításban meghatározott előírások alapján. Az ellenőrzés alapvetően a következő módon történik: - munkahelyek, laboratóriumok helységeiben elhelyezett sugárszint (részecskefluxus, dózisteljesítmény stb.) ellenőrző mérőeszközökkel, melyek hordozható formában is készülnek, - a munkavállalók, egyének által hordott, ún. személyi dózismérőkkel (GM-csővel, termolumineszcens detektorral, filmmel felszerelt eszközökkel). A személyi ellenőrzés során a munkavállalókat két csoportba lehet sorolni, az „A” csoportnál fennáll annak lehetősége, hogy az évi effektív dózis meghaladja a 6 mSv értéket (pontosabban, vagy bármelyik szervdózis korlát - egyenérték dózis korlát szemre stb. – 3/10-ed részét), a „B” csoportban pedig nem. Az „A” csoportba tartozókat a külső dózis mérése céljából el kell látni személyi dózismérőkkel, míg a „B” –be tartozókat nem, de lehetséges. Az ellenőrzés további részleteit, a jelentés kötelezettséget stb. is tartalmazza a rendelet. A sugárvédelmi normák betartásáért az üzem, pontosabban az engedélyes felelős. E célra sugárvédelmi felelőst, nagyobb létesítményeknél, Sugárvédelmi Szolgálatot kell fenntartani. A Szolgálat vezetője ill. a sugárvédelmi felelős közvetlenül a vezetőnek alárendelt, mindenesetre nem lehet a termeléssel, az atomenergia alkalmazásban érdekelt részleg szervezése alatt. A hatóság részéről a munkahelyi sugárvédelmi ellenőrzéseket elsősorban az egészségügyi hatóság, az ÁNTSZ szervei végzik. A hatósági szakellenőrzések, engedélyek kiadása stb. általában a hazánkban három megyénként és a fővárosban szervezett ún. sugáregészségügyi decentrumok feladata. A sugárforrásokkal, radioaktív anyagokkal kapcsolatos rendkívüli esemény – a nukleáris létesítmények, ill. nukleáris veszélyhelyzet kivételével - kezelésére Országos Sugáregészségügyi Készenléti Szolgálatot tart fenn az ÁNTSZ szakintézménye, az OSSKI. A sugárbiztonság hatósági feladatait az OAH látja el, a nukleáris veszélyhelyzetet a Katasztrófavédelmi szervek kezelik. A -sugárzó radionuklidok inkorporációjának, testbe kerülésének ellenőrzése egésztest számlálóval (árnyékolt kamrában, a test közelében elhelyezett, nagy hatásfokú detektorral) lehetséges. A tisztán - és -sugárzó nuklidok esetén exkrétumok (általában vizelet minták) laboratóriumi előkészítésével és mérésével történik az ellenőrzés. A környezeti sugárvédelmi ellenőrzések célja: - a létesítmények környezetében végzett mérésekkel kiegészíteni a radioaktív kibocsátás ellenőrzését és az eredményeket felhasználni a lakosság (esetleg más élőlények, pl. a halak) sugárterhelésének meghatározásához, - a lakosság, a hatóságok és az érdeklődők tájékoztatása a környezeti mérési adatok alapján, - a veszélyhelyzet, baleset esetén célzott mérésekkel segíteni a baleset-elhárítást, a beavatkozások tervezését stb. A létesítmény környezetének tisztaságáért és az ellenőrzésekért, megfelelő számú és minőségű adatok szolgáltatásáért elsősorban az üzemeltető (engedélyes) felelős, de bizonyos esetekben (elsősorban nukleáris létesítmények környékén) a hatóság az üzemtől független méréseket is végez. Az ellenőrzések rendszerint a környezeti komponensek (esetünkben a felszíni vizek és azok iszapjainak, növényzetének és vízi állatainak, illetve a levegő különböző összetevőinek: gázfázis, aeroszol, légköri depozíció) nuklidspecifikus aktivitáskoncentrációjának mérésére 24

terjed ki. A mintavételezés lehet szakaszos és folyamatos, mely normál viszonyok esetén előre meghatározott és a hatóság által jóváhagyott programok alapján történik. Az aktivitás mérések rendszerint laboratóriumban történnek, megfelelő minta-előkészítést követően. Az elemzés a vízkörnyezeti és légköri mérési adatok felhasználásával történik és az eredményeket legalább évi gyakorisággal közzé kell tenni. Üzemzavar, baleseti kibocsátás esetén az ellenőrzési program egy része szintén tervezhető, ill. kidolgozható különböző szcenáriók, eseményláncok esetére. Nálunk a hatósági ellenőrzés az egyes tárcákra decentralizált, elsősorban az egészségügyi, a földművelésügyi és a környezetvédelmi tárca, főhatóság működtet környezeti sugárvédelmi ellenőrző rendszert. E mellett más főhatóságok is részt vesznek mind a normál-helyzeti, mind a baleseti ellenőrzésben, mérésben és elemzésben. Az OAH elsősorban a koordinálásban és a nemzetközi adatcserében felelős. Határértékek, szintek származtatása A mérés és ellenőrzés operatív feladatainak ellátása céljából közvetlenül mérhető mennyiségekre is megállapítanak, származtatnak határértékeket, irányadó szinteket stb. A származtatáshoz rendszerint a dóziskorlátokból kell kiindulni, azoknak nagy biztonsággal teljesülni kell. Származtatott határértéket állapíthat meg akár a hatóság, akár az engedélyes is, természetesen az utóbbi úgy, hogy a hatóság által megállapított korlátozásnak mindenképpen teljesülnie kell, azaz az üzemé, az engedélyesé legfeljebb csak szigorúbb lehet. Minden mérhető, ill. számolható sugárvédelmi mennyiségre állapítható meg származtatott szint, pl. adott munkaterületen a dózisteljesítményre, a levegő radionuklid szennyezettségére, a radioaktív anyag kibocsátásokra, az adott helyen történő tartózkodás időtartamára stb. A származtatás a dóziskorlátokból (pontosabban a dózismegszorításból) kiindulva, a dózisszámításnál használt kifejezések felhasználásával történik, mégpedig a következő általános algoritmus szerint:

ELij : = 1/ . DLj/ DEij , ahol: ELij : az i radionuklid, illetve radionuklid csoport j tevékenységre, besugárzási útvonalra (belégzésre, külső dózisra, stb.) vonatkozó határérték, szint (pl. kibocsátásra Bq/ év egységben), DLj : a tevékenységre vonatkozó dózismegszorítás (Sv/év), DEij :az i radionuklid, vagy radionuklid csoport j tevékenységre, besugárzási útvonalra (pl. kibocsátásira) eső éves dózisjárulék egységnyi szennyezettség esetén (Sv/év per Bq/év),  : a származtatási folyamat bizonytalanságát figyelembe vevő biztonsági tényező. Értékét rendszerint a hatóság állapítja meg ( 5). Az egységnyi szennyeződés dózisjárulékát nemzetközileg elfogadott modellek segítségével kell meghatározni, a felhasznált paraméterek értékeit reális közelítéssel kell megállapítani. A határérték kritérium Amennyiben többféle radionuklid és többféle besugárzási útvonal, ill. tevékenység is dózisjárulékkal bír, akkor a következő egyenlőtlenségnek kell teljesülnie: 25

ij R ij/ ELij

1 ,

ahol: ELij : a radionuklid, illetve radionuklid csoport j tevékenységre, besugárzási útvonalra vonatkozó határérték (pl. kibocsátás esetén Bq/év egységben), R ij :az i radionuklid, illetve radionuklid csoport j tevékenységre, besugárzási útvonalra vonatkozó értéke (pl. Bq/év).

26

Radioaktív hulladékok csoportosítása A radioaktív hulladékot átmeneti és végleges hulladéktárolóban kell elhelyezni. Az ÁNTSZ Sugáregészségügyi Decentrum engedélye szükséges a tároló létesítéshez, üzemeltetéshez, átalakításhoz, megszüntetéshez, lezáráshoz, aktív valamint passzív intézményes ellenőrzésre történő áttéréshez. Ezekhez kellenek szakhatósági közreműködések (ESZCSM 47/2003 rendelete). A tároláshoz a hulladékot szilárd formában, vízben kevésbé oldódó mátrixban, minél kisebb térfogatban kell előkészíteni. Általános szempontok szerinti osztályozás Kis és közepes aktivitású radioaktív hulladék, amelyben a radioaktív bomlás ill. magreakciók következtében a hőfejlődés az elhelyezés és tárolás során elhanyagolható. Rövid élettartamú: ha a radionuklidok felezési ideje, T  30 év és csak korlátozottan tartalmaz hosszú élettartamú -sugárzó radionuklidokat (egy gyűjtőcsomagolásban átlagolva C < 4000 Bq/g, a teljes hulladékra átlagolva C< 400 Bq/g) Hosszú élettartamú: élettartam, vagy az -sugárzók koncentrációja meghaladja a rövid élettartamúakban szerepelt értékeket. Nagy aktivitású radioaktív hulladék: amelyben a tárolás és elhelyezés tervezése és az üzemeltetés során figyelembe kell venni a hőtermelést. Részletesebb szempontok szerinti osztályozás (kis és közepes aktivitású hulladék esetén). Kis aktivitású: ha a benne lévő radionuklid aktivitása a mentességi aktivitás 1000-szeresénél kisebb vagy egyenlő (természetesen az egyszeresénél nagyobb; különben nem nevezhetjük radioaktív hulladéknak). Közepes aktivitású: ha a benne lévő radionuklid aktivitása a mentességi szint 1000-szeresénél nagyobb. Amennyiben a hulladék többfajta radionuklidot tartalmaz, akkor az ún. reciprok összeget kell alkalmazni, azaz a kis aktivitású esetén teljesülni kell a következőnek: AK1/MeAK1+ AK2/MeAK2 + ….= i AKi/MeAKi  1000 , ahol: AK1: az első radionuklid aktivitáskoncentrációja a hulladékban (Bq/kg), AK2: a második radionuklid aktivitás koncentrációja a hulladékban, stb. (AKi az i-ik radionuklid aktivitá koncentrációja a hulladékban) MeAK1: az első radionuklid mentességi aktivitás koncentrációja (Bq/kg), stb.

27

Sugárvédelmi képzés és továbbképzés Az EüM 16/2000 sz. rendelete szerint. • Alapfokú sugárvédelmi ismereteket nyújtó tanfolyam Ionizáló sugárzás mérsékelt veszélyével járó munkakörben dolgozók Sugárforrással önállóan nem dolgozók. • Bővített sugárvédelmi ismereteket nyújtó tanfolyam Ionizáló sugárzás veszélyével járó munkakörben dolgozók, sugárforrást önállóan kezelők, ill. azt felügyelők Esetenként ionizáló sugárforrást alkalmazó egészségügyi munkahelyen dolgozók. • Átfogó sugárvédelmi ismereteket nyújtó tanfolyam Ionizáló sugárzás fokozott veszélyével járó önálló, vagy vezető munkakörben dolgozik, ill. ilyet felügyelők, biztonsági szempontból ellenőrzők Sugárvédelmi munkahelyeket tervezők, terveket bírálók. Vizsgáztatás az ÁNTSz képviselőjének részvételével történik! Mindegyik fokozatnál 5 évenkénti továbbképzés szükséges.

Szervezetek, intézmények ICRP: International Commission on Radiological Protection (Nemzetközi Sugárvédelmi Bizottság) IBSS: International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources, közös nemzetközi (IAEA, WHO, ILO, FAO) kiadvány

UNSCEAR: United Nations Scientific Committee on Effects of Atomic Radiation IAEA: International Atomic Energy Agency (NAÜ: Nemzetközi Atomenergia Ügynökség) OECD NEA: OECD Nuclear Energy Agency EURATOM: (Nyugat-) Európai államok atomenergiával foglalkozó szerve NRPB: National Radiation Protection Board (Angol Országos Sugárvédelmi Szervezete) NRC: National Radiation Commission (USA országos sugárvédelmi szerve) OAH: Országos Atomenergia Hivatal ÁNTSZ: Állami Népegészségügyi és Tisztiorvosi Szolgálat MTA KFKI AEKI: …KFKI Atomenergia Kutatóintézet BME NTI: Budapesti Műszaki és Gazdaságtud. Egyetem Nukleáris Technikai Intézet (Tanreaktor) 28

OKK OSSKI: Országos Közegészségügyi Központ, Országos „Frederic Joliot Curie” Sugárbiológiai és Sugáregészségügyi Kutató Intézet RHKT KT: Radioaktív Hulladékot Kezelő és Tároló Közhasznú Társaság Rendszeres kiadványok •

NAÜ TECDOC-ok (évi 20-50)

•

ICRP Publications (recommendations)

•

UNSCEAR Reports (1-3 évenként)

•

Nukleáris létesítmények éves sugárvédelmi jelentései

•

Paks környékén a HAKSER (Hatósági Környezeti Sugárvédelmi Ellenőrző Rendszer) közös jelentés az Eü, az FM és a KÖM tárcák érdekelt intézményei ill. a PARt.

29

Irodalom ICRP No. 60 (1991): Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, Pergamon Press, Oxford, NewYork IAEA Safety Series No. 115 (1995): International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources, IAEA Vienna (magyar fordítás: OAH, 1996) Sources and Effects of Ionizing Radiation (1996). UNSCEAR 1996 Report, Scientific Annex. UN, NewYork

Council Directive 96/29/Euratom of 13 May 1996. Official Journal of the European Communities, No. L 159, Vol. 39. 29. June, 1996 1996. évi CXVI. törvény az atomenergiáról. Magyar Közlöny 1996/112. szám (XII.18.) 63216334. Az egészségügyi miniszter 16/2000 (VI.8.) EüM rendelete. Magyar Közlöny 2000/55. szám, 3204-3228. A környezetvédelmi miniszter 15/2001. (VI.6.) KÖM rendelete. Magyar Közlöny 2001/62. szám, 4004-4012. Az egészségügyi, szociális és családügyi miniszter 47/2003. (VIII.8.) ESZCSM rendelete. Magyar Közlöny 2003/94. szám, 7443-7453. A népjóléti miniszter 23/1997. (VII.18.) NM rendelete. Magyar Közlöny 1997/65. szám. Kanyár B., Béres Cs., Somlai J., Szabó S. A.: Radioökológia és környezeti sugárvédelem. Veszprémi Kiadó, Veszprém, 2000. Köteles Gy. (szerk.): Sugáregészségtan. Medicina Könyvkiadó Rt., Budapest, 2002. Ormai P.: Nemzetközi és hazai törekvések a radioaktív hulladékok biztonságos kezelésére és elhelyezésére. Kiadó: Radioaktív Hulladékokat Kezelő Közhasznú Társaság. Budaörs, 2003.

30