Sugárvédelem alapjai. Atomenergetikai alapismeretek. Dr. Czifrus Szabolcs BME NTI

Átírás

1 Sugárvédelem alapjai Atomenergetikai alapismeretek Dr. Czifrus Szabolcs BME NTI

2 2 Rövid történeti áttekintés 1895: W. K. Röntgen elektroncső-kísérlet közben felfedezi a később róla elnevezett sugárzást. 1896: H. Becquerel: az első magfizikai jelenség észlelése uránsóból kilépő radioaktív sugárzás: azt találta, hogy sugárzás intenzitása arányos az urán koncentrációjával, így arra következtetett, hogy ez a sugárzás az uránatom tulajdonsága. 1898: Marie Curie-Sklodowska, P. Curie: radioaktivitás szó alkalmazása, sugárzásdetektor készítése, rádium és polónium felfedezése. Curie házaspár kísérletei a radioaktív sugárzásnak két összetevőjét mutatta ki: a nagyon rövid hatótávolságú alfa-sugárzást és a bétasugárzást 1925: Létrejön az International Committee on Radiological Units (ICRU) - nemzetközi sugárvédelmi bizottság 1928: Létrejön az első nemzetközi sugárvédelmi szervezet, neve 1950 óta ICRP International Commission on Radiation Protection. 1957: Létrejön az International Atomic Energy Agency (IAEA), vagy magyarul Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (NAÜ)

3 3 Természetes eredetű radioaktivitás Kozmikus sugárzás (szoláris, galaktikus, befogott részecskék) Kozmogén nuklidok: állandóan keletkeznek a kozmikus sugárzás hatására ( 3 H, 14 C) Ősi nuklidok: keletkezés a szoláris folyamatokban és az ősrobbanáskor (nagyon hosszú felezési idő) Fontosabb ősi nuklidok: 40 K, 87 Rb, 238 U

4 4 Mesterséges eredetű radioaktivitás Nukleáris reaktorok hulladékai (hasadási ( 131 I, 137 Cs) aktivációs ( 239 Pu) és korróziós ( 60 Co) termékek) Nukleáris robbantások, fegyverkísérletek hulladékai Ipari sugárforrások (nagybesugárzók, sűrűségmérők, radiográfiás források, geofizikai mérőforrások, folyamatszabályozás, méréstechnika) Orvosi (diagnosztikai és terápiás) sugárforrások TENORM (Technologically-Enhanced, Naturally- Occurring Radioactive Material): mesterséges okból megnövekedett természetes sugárterhelés (pl. szén-, olaj- és gáztüzelésű erőművek hulladéka (salak, hamu, pernye); nukleáris üzemanyag előállítása során keletkező hulladék)

5 5 arcápoló krém, púder, szappan, lemosó tej, ajak rúzs, fogkrém

6 6 A sugárzások és az anyagi közeg kölcsönhatása A közeg kölcsönhatásra képes alkotórészei: elektronok, az atom elektromágneses erőtere, atommag. A közeg és a sugárzás közötti kölcsönhatás szerint: Közvetlenül ionizáló sugárzások: α, β, γ, röntgen az elektronoknak képesek azok ionizációjához elegendő energiát átadni. Közvetve ionizáló sugárzás: neutron atommagokkal való kölcsönhatás során ionizációra képes részecskék jelennek meg. Az elektronokkal való ütközés nem minden esetben vezet azok ionizációjára. A sugárzás által több lépésben átadott energia egy része (általában %-a) nem ionizációt, csak gerjesztést eredményez, azaz összességében a közeg termikus energiáját növeli meg.

7 7 γ-sugárzás kölcsönhatásai - Fotoeffektus

8 8 γ-sugárzás kölcsönhatásai Compton szórás

9 9 γ-sugárzás kölcsönhatásai - Párkeltés

10 10 Fotoeffektus és Compton-szórás hatáskeresztmetszetének energiafüggése

11 11

12 12 γ-sugárzás kölcsönhatásai Exponenciális sugárgyengülési törvény di = I(x)σNdx I: részecskeáram σ: mikroszkópikus hatáskeresztmetszet N: magok száma 1 cm 3 -ben μ = σn = kölcsönhatási valószínűség [1/m] Feltevés: párhuzamos nyaláb Megoldás: I x = I 0 e μx

13 13 LET Linear Energy Transfer lineáris energiaátadási tényező LET = de dx α- β- sugárzásra: LET értéke vízben: α-ra: 100 kev/μm β-ra: 5-10 kev/μm

14 14 Dózismennyiségek Külső és belső sugárterhelés meghatározása

15 15 Dózismennyiségek D = de dm ΔE m J, Gray, Gy kg Fizikai (elnyelt) dózis: az anyag tömegegységében elnyelt összes sugárzási energia, csak fizikai kölcsönhatásokat foglal magába. Bármelyik ionizáló sugárzásra értelmezhető. Csak ionizáló sugárzásra értelmezett, de nem csak ionizációs energiát jelent. Nem tartalmazza az anyagból kilépett (szórt, szekunder) sugárzási energiát. Egyesíti a különböző forrásokból származó energiabeviteleket.

16 16 Dózisteljesítmény D = dd dt Időegység alatt elnyelt dózis

17 17 Egyenérték dózis H = D w R Sv, sievert w R : sugárzási tényező A sejti méretű élő térfogatba bevitt energia (mikrodózis) dönti el az elnyelt dózis veszélyességét (kártételét). Antropomorf dózisfogalom és mértékegység: az emberi szövetek, sejtek viselkedése befolyásolja a dózisértéket. w R α 20 β, γ 1 n 5 20

18 18 Egyenérték dózis

19 19 Effektív dózis E = H w T Sv T w T = 1 w T : szöveti súlyozó tényező A gyorsan osztódó, rövid ciklusidejű sejtek a legérzékenyebbek. ivarszervek 0.2 legérzékenyebbek Közepesen érzékenyek tüdő, gyomor, belek, vörös csontvelő w T 0.12 máj, vese, pajzsmirigy stb kissé érzékeny bőr, csontfelszín 0.01

20 20

21 21 Egyéb dózisfogalmak Lekötött egyenértékdózis: inkorporálódott és a szervezetben jelenlévő radioaktív anyag egyenértékdózisa H C (τ) = t t+τ dh E dt dt Hasonlóan: lekötött effektív dózis 50/70 éves integrálási idő Kollektív dózis: egy embercsoport tagjainak egy adott sugárforrástól származó effektív dózisának összege. Csak az emisszió mértékéül használható. C = i H E,i n i Sv

22 22 Belső sugárterhelés dózisa H T = 1 m T S u s R w R E R f R Q R (S T) A H T szöveti egyenértékdózist egy adott radioizotópra határozzuk meg. u S : az egyes forrás-szövetekben bekövetkező bomlások száma [darab] w R: sugárzási tényező [Sv/Gy] E R : sugárzási energia [kev] f R : részecske-gyakoriság [részecske/bomlás] m T : a célpont-szövet tömege [kg] Q az R sugárzásfajtának az S (source) szövetből kiinduló és a T (target) szövetben energiát leadó hányada (elnyelési hányad) S=T is lehetséges

23 23 Belső sugárterhelés dózisa DCF = E A Intake DCF = dóziskonverziós tényező [Sv/Bq]: egységnyi inkorporált aktivitás (A intake ) adott útvonalon (belégzés vagy lenyelés) és adott kémiai formában történő bevitele által kiváltott egyenérték-dózis (szervekre). Eltérő lehet: Beviteli útvonal szerint (belégzés vagy lenyelés), Kémiai forma szerint (a testnedvekben oldható vagy nem oldható) Életkor szerint.

24 24 Néhány számadat A kozmikus sugárzás járulékai: tengerszinten mindössze 0,27 msv/év, 4000 méteres magasságban azonban már 2 msv/év, 8 km magasságban akár 34 μsv/h. A kozmogén radioaktív izotópok belélegzésétől és nagyobbrészt a fogyasztásától eredő átlag belső sugárterhelése 10 μsv/év. Sugárterhelés repülőgépen 7-12 km magasban pl. Európa- Észak- Amerika repülőút alatt μsv. Űrhajósok sugárterhelése km magasságban az űrállomáson 0,3 msv/nap. A természetes sugárterhelés több, mint fele (1,26 msv/év) a 222 Rn-tól származik.

25 25 Külső dózisterhelés számítása dd dt = φ E μ ρ ahol φ E = A f E 4 r 2 π Érvényesség: pontszerű γ-sugárforrásra, gyengítetlen (primer) fotonsugárzásra. φ E : energiaáram-sűrűség [J/(m 2 s)] A=dN/dt : a sugárforrás aktivitása [Bq] f : részecske-(foton)gyakoriság [foton/bomlás] E : fotonenergia [J/foton]

26 26 Külső dózisterhelés számítása Négyzetes gyengülési törvény a dózisszámítás alapja: μ dd dt = k γ A j f ρ j E j j r 2 ahol k γ = 4 π j: összegzés az egyes energiákra, k pedig a közegekre kγ: dózistényező, szokásos dimenziója: [(μgy/h)/(gbq/m 2 )]

27 27 Exponenciális sugárgyengülési törvény Feltevés: párhuzamos nyaláb Megoldás: D x = D 0 e μx Az ábra forrása: A hozzáférés ideje:

28 28 Shielding (fizikai sugárvédelmi falak) sugárgyengítésének számítása D(x) = D 0 B(μx) e μx B build-up tényező: a szórt sugárzás részaránya a dózist okozó intenzitásban B=B(μx) Az ábra forrása: A hozzáférés ideje:

29 29 Az ionizáló sugárzások biológiai hatásai

30 30 A biológiai hatások osztályozása Szomatikus: egy biológiai egyeden jelentkezik Genetikai: egy populáción jelentkezik VAGY

31 31 A biológiai hatások osztályozása Direkt hatás a sugárenergia elnyelődése és a kiválasztott elsődleges folyamat ugyanazon molekulán következik be, amelyen a fixálódott szerkezeti és működésbeli változásokat észleljük. Indirekt hatás az energiaabszorpció, majd az általa kiváltott hatás különböző molekulákon jön létre. Legfontosabb példa a szabad gyök képződés. Sugárérzékeny: - DNS - sejtmembránok többszörösen telítetlen zsírsavak

32 32 A biológiai hatások osztályozása Determinisztikus: A károsodás súlyossága függ a dózistól, a hatás egy bizonyos küszöbdózis fölött következik be. Sztochasztikus: A károsodás valószínűsége függ a dózistól, küszöbdózis nincs.

33 33 A hatásmechanizmusról dióhéjban Az ábra forrása: Dr. Sáfrány Géza Sugárbiológia előadás

34 34 A hatásmechanizmusról dióhéjban

35 35 A hatásmechanizmusról dióhéjban Relatív biológiai hatás (RBE): azt mutatja meg, hogy egy adott sugárzás biológiai hatása milyen viszonyban van 250 kev-os röntgen sugárzás hatásával.

36 36 Az ionizáló sugárzás determinisztikus hatása Küszöbdózishoz kötött (0,3 0,4 Gy) Szövetpusztulást okoz a sugárzás Életveszélyes károsodások: központi idegrendszer, emésztőrendszer, vérképző rendszer

37 37 Az ionizáló sugárzás determinisztikus hatása Akut/azonnali hatás 1 Gy-nél nagyobb dózis (egész test) esetén 1. Kezdeti szakasz (hányás, étvágytalanság, émelygés, fejfájás, levertség, mozgáskoordinációs zavar) 2. Lappangási szakasz (2-3 Gy dózisnál 3-4 hét is lehet, 10 Gy felett nincs lappangás) 3. Kritikus szakasz (magas láz, pontszerű bőrbevérzések, vérképben elváltozások, immunrendszer károsodása, 3-4 Gy egésztest dózis esetén 60 napon belül halál a betegek kb. 50%-ánál) 4. Regeneráció szakasza (kedvező lefolyás, a 3 szakasz tünetei visszafejlődnek)

38 38 Az ionizáló sugárzás sztochasztikus hatása A fő célpont a sejtmag DNS-állománya, nincs küszöbdózis (kis dózisok hatása nem igazolt) Sejtmutációt okoz a sugárzás (javító mechanizmus) Kockázat-dózis-függvény lineáris (?)

39 39 A kockázat effektív dózis függvény meghatározása Elfogadott forma: LNT (linear no threshold) Kérdőjelek: A függvény megállapításához tiszta adatok (pontos mérések, minta és kontroll csoport szükségesek) Hormézis: a kis dózisok immunitást okoznak? A kis dózisoknál nincs sejthalál javul a mutáns sejtek túlélési hányada? A függvény összes kockázatra vonatkozik, de a tumor szervekben jelenik meg. Primer tumor vagy áttét? Mennyi időn át adhatók össze a dózisok?

40 40 A sugárvédelem dóziskorlátok alapelvei, dóziskorlátozási rendszer

41 41 Sugárvédelmi szabályozás Nemzetközi ajánlások, irányelvek: ICRP #60 (1991) IAEA Safety Series #115 (1996), 96/29 EU Directive Új ajánláscsomag: ICRP #103(2007) IAEA General Safety Requirements GSR Part 3 (2013) Magyar jogszabályok: évi CXVI. tv. (atomtörvény) kisebb módosítások 2011-ben. Személyi sugárvédelem: egészségügy, OAH (487/2015 kormányrendelet), OKI - OSSKI Környezeti sugárvédelem: környezetvédelem, felügyelőségek (15/2001. KöM. rendelet) Nukleáris biztonság: Országos Atomenergia Hivatal

42 42 A sugárvédelem alapelvei (ICRP 26, 60,103) Determinisztikus hatáshoz vezető dózis legyen lehetetlen. Csak az alkalmazásokhoz kapcsolható dózis korlátozható, a természetes eredetű nem a korlátozás a többletdózisra vonatkozik. Indokoltság: a sugárforrás alkalmazásának több előnye legyen, mint kára. Az indokoltság nem tisztán sugárvédelmi, hanem széleskörű társadalmi feladat (ICRP 103). Optimálás: az alkalmazás a lehető legnagyobb előnnyel kell, hogy járjon ALARA (As Low As Reasonably Achievable). Egyéni korlátozás immissziós és emissziós korlátok nem léphetők át, ha a tervezési alap helyes volt.

43 43 Sugárvédelmi szabályozás Elhanyagolható dózis 10 µsv/év közvetlenül nem deklarálták ( de minimis non curat lex ) DL dóziskorlát - immisszió korlátozása effektív dózis külső és belső sugárterhelés összege foglalkozási korlát 20 msv/év (100 msv/ 5 év) lakossági korlát 1 msv/év normális és baleseti helyzetekre külön szabályozás DC - dózismegszorítás - emisszió korlátozása kiemelt létesítmények 0.1 0,03 msv/év kibocsátási szintek egyes radionuklidokra: Bq/év DL s DC DC A max,i : A dózismegszorítás betartása esetén még bevihető maximális aktivitások i A max,i DCF i

44 44 Sugárvédelmi szabályozás Az egy személybe az i-edik nuklidból bejutó aktivitás sokkal kisebb, mint a kibocsátható. A normális üzemelés során kibocsátott aktivitás nem koncentrálódhat egyetlen személyben. Az emissziós korlátozás két lényegi eleme: a létesítmény környezetében élő lakosságra vonatkozó dózismegszorítás és a létesítményből levegőbe és vízi úton A i,max A i,ki kibocsátott aktivitás (kibocsátási határértékek) közötti kapcsolatot a TERJEDÉSI MODELLEK teremtik meg. A modell és egy valóságos terjedési folyamat összevetése a validálás.

45 45 Példa sugárdózis minimalizálására Egy ember egy sugárforrással dolgozik (pl. geofizikai mérések során) A forrás gamma-sugárzó Co-60 izotópot tartalmaz, melynek gamma-energiája 1 MeV felett van Milyen módszerekkel csökkenthető a munkát végző személy által elszenvedett dózis?

46 46 Munkavállalókra Lakossági és munkavállalói dóziskorlátok Évi 20 msv effektív dózis 5 évre átlagolva (ICRP), azaz 100 msv/5 év, de egy évben nem lehet több, mint 50 msv Szemlencsére Bőrre Végtagokra 150 msv egyenérték dózis 500 msv 1 cm 2 területre átlagolva 500 msv Tanulók, gyakornokok év között Évi 6 msv effektív dózis Szemlencsére Bőrre Végtagokra A lakosság tagjaira Évi 1 msv effektív dózis Szemlencsére Bőrre 50 msv egyenérték dózis 150 msv 1 cm 2 területre átlagolva 150 msv 15 msv egyenérték dózis 50 msv 1 cm 2 területre átlagolva

47 47 Érdekesség: sugárbalesetek

48 48 Sugárbalesetek Taiwan: radioaktív anyag került acélba, melyet utána betonvasnak használtak fel. Több ezer lakásba bekerült a dózisok enyhék voltak 1982-ben fedezték fel 1983 Mexikó: sugárterápiás célra használt Co- 60 izotópot talált valaki, majd elszennyezte vele a teherautóját. Acélt szállított vele: kb tonna acél lett szennyezett. Felhasználták asztallábakhoz, betonvasnak 1987 Brazília: egy elhagyatott klinikán feltörtek egy terápiás berendezést és elvittek egy 40 TBqes Cs-137 forrást I-131 szivárgás Hasonlók előfordultak később is Miért fontosak ezek?

49 49 Szabályozás erősítése: minőségbiztosítás, szállítókonténerek, ellenőrzések Tanulva a balesetekből, ezek megelőzése érdekében sok változást hajtottak végre Orvosi terápiás gyakorlat: nagyon szigorú ellenőrzések, minőségbiztosítás Izotópgyártás: többszörös ellenőrzés, védelem a kijutás ellen Illicit trafficing elleni védekezés minden ország saját érdeke, de nemzetközi szabályozás is van Határokon sugárzásmérő kapuk Sugárzásmérő járművek speciális célokra

50 50 Sugárforrások szállítása Közúti, vízi, vasúti és légi szállítás külön szabályozva Közúti szállítás Európában: egységes szabályozás ADR: Accord européen relatif au transport international des marchandies Dangereuses par Route - Veszélyes Áruk Nemzetközi Közúti Szállításáról szóló Európai Megállapodás A radioaktív és nukleáris anyagok csak egy kategória a kilenc közül: 7. osztály Sugárvédelmi előírások különböző csomagolás-fajtákra Számítások, mérések, tesztek Harmonikus szabályozás a NAÜ dokumentummal

51 51 Dózismérés

52 52 A dózismérés alapelve A dózismérő valamilyen sugárzásdetektor Megkülönböztetünk dózisteljesítmény- és dózismérőket Bragg-Gray elv: A dózismérő (m) és az emberi testszövet (x) tömegabszorpciós együtthatójának aránya ne függjön a sugárzás energiájától. Mikor lesz ez igaz? f m = D x D m = φ E φ E μ ρ x μ ρ m

53 53 Külső sugárterhelés mérése Dózismérés: utólagos kiértékelés személyi dozimetria filmdózismérő - kémiai változás TLD: szilárdtest-dózismérő (termolumineszcencia) Elektronikus dózismérők: impulzusüzemű gáztöltésű detektorok, szcintillációs számlálók, félvezetők (diódák) Dózisteljesítmény-mérés: azonnali kiértékelés területi dozimetria impulzusüzemű gáztöltésű detektorok: GMcső, ionizációs kamra GM-cső??? Nem ezt tanultuk előnyök és hátrányok szerves (pl. plasztik) szcintillációs detektor

54 54 TLD kifűtése: fényintenzitás mérése melegítés közben

55 Külső sugárterhelés mérése 55 Követelmények: energiafüggetlenség : a (mért dózis) / (valódi dózis) aránya ne függjön az egyes részecskék energiájától Intenzitás/dózisteljesítmény arányosság széles dózisteljesítmény-intervallumban Felejtés = 0 a dózis ne változzon a mérés és a kiértékelés között

56 Belső sugárterhelés meghatározása 56 Közvetlen dózismérés nem lehetséges Közvetett mérés: az inkorporált aktivitás meghatározása Nehézség: pillanatnyi mérések, tartózkodási idő ismerete szükséges Vizsgálati módszerek: inkorporálható közeg (levegő, víz, élelmiszer) analízise: radiokémiai feldolgozás + α- és β- sugárzók mérése; γ-spektrometria testnedv-, exkrétumanalízis: α- és β-sugárzók mérése, γ- spektrometria; testrész- és egésztest-analízis (számlálás): γ-spektrometria

57 57 Az atomreaktor, mint sugárforrás

58 58 Az üzemelő atomreaktor, mint sugárforrás α, β, γ, n-sugárzás is megtalálható α - források: üzem közben a kis áthatolóképesség miatt kis jelentőségű β - források: üzem közben a kis áthatolóképesség miatt kis jelentőségű

59 Az üzemelő atomreaktor, mint 59 sugárforrás γ - források: ~10 20 foton/s 1375 MW esetében trícium-aktivitás: 1 2 H(n, γ) 3 1 H nitrogén-aktivitás: n-források: Sugárvédelmi szempontból a prompt neutronok fontosak Nagy neutronforrás-erősség (~10 20 neutron/s 1375 MW esetében) A szerkezeti elemek aktivációja (γ,n) reakciók 16 8O(n, p) 16 7 N 17 8O(n, p) 17 7 N

60 60 A leállított atomreaktor, mint sugárforrás α, β, γ, n-sugárzás is megtalálható α - források: Elsősorban a transzuránok, melyek a kiégett üzemanyagban találhatók; a nagyaktivitású hulladék hőfejlődését és sugárkárosodását befolyásolják β - források: A leállított reaktor ill. a kiégett üzemanyag remanens hőfejlődését nagymértékben befolyásolják γ -források: béta-bomlás kísérői Sugárvédelmi szempontból a legfontosabbak Kiemelkedően fontos nuklidok a felaktivált szerkezetekben: Co-60, Eu-152 és -154

61 61 Kiégett fűtőelem Elhelyezése különböző stratégiák szerint történik az egyes országokban Pl: USA, Svédország, Magyarország üzemanyagciklus nem záródik Pl: Franciaország, Oroszország: reprocesszálás Sugárvédelmi szempontból különleges szerepe van a kiégett fűtőelemnek Elhelyezése: több ezer évre biztosítani kell a biztonságát Mélységi tárolók kiválasztás - Boda Finnország, Svédország: első a világon 450 m mélységű tároló De: 4. generációs reaktorok lehetséges alternatívát jelentenek a radioaktív anyagok transzmutálása szempontjából

62 62 A dózistér számítása, árnyékolás-tervezés

63 63 Sugárvédelmi számítások: árnyékolás (shielding) tervezése Két, alapvetően különböző módszer: Sugárgyengülés, build-up faktorral kiegészítve Nagyon gyors, egyszerű Jó becslés A build-up faktorok nem mindig megbízhatók Monte Carlo módszer Lassabb Tetszőleges modellezési pontosság (geometria, anyagi jellemzők) Kompromisszumok nélküli dózistérszámítás

64 64 Sugárvédelmi számítások: Monte Carlo módszer

65 65 Példa sugárvédelmi számításra (árnyékolástervezés) ESS: European Spallation Source (Lund, Sweden) Jelenleg épül, a világ legnagyobb neutronforrása lesz

66 66 Felhasznált irodalom Csom Gyula: Atomerőművek üzemtana I. kötet IV. fejezet, Műegyetemi Kiadó, Fehér István, Deme Sándor: Sugárvédelem, ELTE Eötvös Kiadó, Pesznyák Csilla, Sáfrány Géza: Sugárbiológia elektronikus tankönyv, Zagyvai Péter: Sugárvédelem és jogi szabályozása c. tárgyhoz készített diasorai

67 67 Köszönöm a figyelmet!