Nukleáris környezetvédelem Környezeti sugárvédelem

Átírás

1 Nukleáris környezetvédelem Környezeti sugárvédelem Tanmenet Előadások: IX. 5. XII. 5. Félévközi dolgozatok: X. 15., XII. 5. Laborgyakorlatok: péntekenként, egyéni beosztás szerint, csoportokban vezető: Kerkápoly Anikó Dékáni szünet: IX

2 Irodalom a felkészüléshez Fehér I., Deme S. (szerk.): Sugárvédelem (ELTE Eötvös Kiadó, Budapest, 2010.) Környezetmérnöki Tudástár sorozat 14. kötet: Somlai János: Sugárvédelem sugvedelem.pdf Zagyvai Péter és mások: A nukleáris üzemanyagciklus radioaktív hulladékai (PSI-EK 2013.) es.html rvedelem.pdf 2

3 Laborgyakorlatok anyaga 3

4 Az előadások tematikája 1. Fizikai alapok Ionizáló sugárzások keletkezése és dózisa 2. Az ionizáló sugárzások egészségkárosító hatásai 3. A dózis meghatározásának mérési és számítási módszerei 4. A sugárvédelmi szabályzás rendszere 5. Természetes radioaktivitás a környezetben, radioaktív hulladékok 6. Szennyezések transzportja a környezetben, környezeti monitorozás 4

5 Forrásai: Ionizáló sugárzások Radioaktív anyagok = gerjesztett állapotba jutott atommagok bomlása során kilépő részecskék Nagy (relativisztikus) sebességre gyorsított részecskék (pl. elektronok) és azok fékeződésével keltett elektromágneses sugárzás (röntgengépek, gyorsítók stb.) 5

6 A radioaktivitás alapegyenletei dn A Ndt dn N dt N: bomlásra képes, azonos fajtájú atommagok száma [darab] λ: bomlási állandó = időegység alatti bomlás valószínűsége [1/s] t: idő A: aktivitás [1/s ; Becquerel; Bq] T 1/2 : felezési idő [s] N N e 0 t A A e 0 t A fentiek kiegészülhetnek a keletkezést (aktivációt) leíró taggal T 1/ 2 ln 2 6

7 Ionizáló sugárzások A közeg és a sugárzás közötti kölcsönhatás szerint: - Közvetlenül ionizáló sugárzások: α, β, γ, röntgen az elektronoknak képesek azok ionizációjához ütközésekkel vagy abszorpcióval elegendő energiát átadni. Forrásuk elsősorban a radioaktív bomlás. Az α 2+ - és β- (β - és β + ) részecskék elektromos töltéssel rendelkeznek, sok egymást követő ütközésben ionizálnak, amíg energiájuk le nem csökken. A töltés és nyugalmi tömeg nélküli γ- és röntgenfotonok csak az első lökést adják a céltárgyban az általuk meglökött elektron által továbbvitt sorozatos ionizációhoz, ezért ezt a folyamatot szokták közvetett ionizációnak is tekinteni. (γ-foton: atommagok energiaállapot-változásából származik: kísérő sugárzás, nem önálló bomlási forma) Röntgenfotonok: nagy sebességgel mozgó elektronok energiaállapot-változásából származik. 7

8 Ionizáló sugárzások - Közvetve ionizáló sugárzás: neutronok: atommagokkal való kölcsönhatásaik során ionizációra képes részecskék jelennek meg, de ők maguk az elektronokkal közvetlenül nem cserélnek energiát. Egyes közlemények e kategóriába sorolják a fotonsugárzásokat is. További (hasonló) osztályozás: kis- és nagy áthatoló képességű sugárzások. Kis áthatoló képességűek = töltött részecskék; nagy áthatoló képességűek: fotonok és neutronok 8

9 Ionizáló sugárzások Az anyagi közegnek a sugárzásokkal kölcsönhatásra képes alkotórészei: - elektronok, - az atom elektromágneses erőtere, - atommag. Az elektronokkal való ütközés nem minden esetben vezet azok ionizációjára. A sugárzás által több lépésben átadott energia egy jelentős része (általában %-a) nem ionizációt, csak gerjesztést eredményez, azaz a közeg termikus energiáját növeli meg. 9

10 Ionizáló sugárzások Az ionizáló sugárzások és az anyagi közegek közötti energiaátadás jellemző mennyiségei: Energia [J] és [ev] és energiacsökkenés 1 ev = 1, J - Ha egy elektron 1V potenciálkülönbségen áthaladva felgyorsul, akkor mozgási (kinetikus) energiája 1 ev-tal nő meg. (W=Q.U) Intenzitás = adott irányba haladó, egy megfigyelési helyen időegység alatt áthaladt részecskék száma [s -1 ] = áram 10

11 Alfa- és bétasugárzás elnyelődése és szórása az anyagban Ütközés elektronokkal energia átadása: ionizáció, gerjesztés Szórás: ütközés utáni mozgás megváltozott irányban és sebességgel 11

12 Lineáris energiaátadási tényező (LET) alfa- és bétasugárzásra Lineáris energiaátadási tényező = Linear Energy Transfer = Fékezőképesség = Stopping Power = LET = de/dx 12

13 Alfa- és bétasugárzás elnyelődése anyagi közegekben α-sugárzás LET-értéke vízben: > 150 kev/μm Energiaátvitel: a meglökött elektronok ionizációja vagy gerjesztése (Coulomb-kölcsönhatás) Hatótávolság (range) vízben μm, levegőben 4 8 cm (útvonala kb. egyenes) β-sugárzás LET-értéke vízben: 10 kev/μm Energiaátvitel: - elektronokkal Coulomb-kölcsönhatás: ionizáció vagy gerjesztés; - atom elektromágneses erőterével: fékezési sugárzás (folytonos röntgensugárzás, energiája az elektron energiájától és a közeg rendszámától függ) - Cserenkov-sugárzás: az adott közegben érvényes fénysebességnél nagyobb sebességű elektron látható fényt is kibocsát. A sugárzás hatótávolsága lényegesen kisebb, mint az energiaátvitelben részt vevő elektronok összes úthossza (előbbi vízben mmcm nagyságrendű). 13

14 Gamma- és röntgensugárzás elnyelődése és szórása Foton energiaátadása részben hullám, részben anyagi természetű rendszernek sikeres ütközés Elektronoknal (ionizáció többféle kölcsönhatásban, a foton elnyelődik vagy szórás után továbbhalad ) Atommagokkal (abszorpció küszöbreakció, >5 10 MeV energiánál) Atomok elektromágneses erőterével (párkeltés - küszöbreakció, >1,2 MeV energiánál)) Általános törvényszerűség: sztochasztikus (véletlenszerű) kölcsönhatás: nem hatótávolság, hanem gyengítési együttható/felezési rétegvastagság jellemzi Az energiát átvett elektronok kinetikus energiája: - További ionizációt okozhat; - Ionizáció nélküli gerjesztést okozhat; - Szekunder fotonsugárzás (folytonos röntgen-sugárzás) keltését eredményezheti. 14

15 Gamma-sugárzás kölcsönhatása anyagi közeggel valószínűségi modell di = -I(x) N dx I: részecskeáram [darab/s] σ: kölcsönhatási valószínűség egy partnerre [-] N: partnerek száma egységnyi úthosszon [darab/m] μ = σ.n = kölcsönhatási valószínűség [1/m] = lineáris gyengítési tényező di Idx Párhuzamos sugárnyaláb esetén Integrálás után: általános gyengülési egyenlet 15

16 A A Fotonsugárzás elnyelése és szórása Z N V A A M I I0 exp e A 2 m atom atom mól 3 m mól m m x 2 3 σ e = elektron hatásos ütközési keresztmetszete σ A = atomi hatásos ütközési keresztmetszete ütközés: abszorpció vagy rugalmatlan szórás, µ ezek valószínűségének összegét jelenti, függ az anyagtól és a sugárzás energiájától is. Párhuzamos, homogén fotonnyaláb gyengülése anyagi közegben (gyengülés = minden, a foton haladási irányát befolyásoló kölcsönhatás) / [m 2 /kg] = lineáris energiaátadási tényező = térfogategységre jutó hatásos ütközési keresztmetszet / = tömegabszorpciós vagy tömeggyengítési tényező = tömegegységre jutó hatáskeresztmetszet LET = de/dx = a szabaddá tett elektronokra jellemző lineáris energiaátadási tényező 16

17 D dd dt de dm Fizikai dózismennyiségek Elnyelt (fizikai) dózis E E m J kg,gray, Gy Fotonsugárzás elnyelt dózisteljesítménye [Gy/s] Af RE E 2 4r Φ E : energiaáram-sűrűség (fluxus) [J/(m 2 s)] A = dn/dt : a sugárforrás aktivitása [bomlás/s = Bq] f R : részecske-(foton)gyakoriság [foton/bomlás] E R : fotonenergia [J/foton] R dd dt k A 2 r Négyzetes gyengülési törvény dózisszámítás pontszerű radioaktív sugárforrástól származó külső sugárterhelés esetére k γ : dózistényező 17

18 Biológiai dózismennyiségek Egyenérték dózis H D w R = a fizikai dózisnak az emberi szövetekre irányuló, de szövetek pusztulásával nem járó biológiai kártételével arányos mennyiség [J/kg, sievert, Sv] w R sugárzási tényező - a LET függvénye w α = 20, w γ = 1, w β = 1, w n = 2,5 20 (az energiától függően, a maximális érték a közepes energiákhoz tartozik) Az egyenérték dózis csak a sejti hatást jellemzi de a sejtekre (és ezáltal a szövetekre) többféle hatást fejthet ki a sugárzás! 18

19 Az ionizáló sugárzások egészséget károsító hatásai Determinisztikus hatás: - küszöbdózishoz kötött ( 0,3 0,4 Gy szervtől és életkortól függően, magzat: 0,1 Gy); - szövetpusztulást okoz a sugárzás; - a hatás súlyossága függ a dózistól; - akut/azonnali hatás; - halált okozhat: központi idegrendszert, emésztőrendszert, csontvelőt érő nagy dózis - erre a hatásra NEM alkalmazható az egyenérték dózis, csak egy másik, szintén az elnyelt dózisból származtatott sajátos mennyiség Hatás 100% 0% Küs zöb Dózis 19

20 Az ionizáló sugárzás egészségkárosító hatásai Sztochasztikus hatás: - nincs küszöbdózis (bár a kis dózisok hatása nem igazolt); - sejtmutációt okoz (vannak DNS-javító mechanizmusok, a mutáció nem azonnali hatású, csak az osztódásnál érvényesül); - a hatás valószínűsége függ a dózistól; - a kockázat/dózis függvény lineáris (?); - CSAK erre a hatásra vonatkozik az egyenértékdózis Kockázat Az 1945-ös japán atombomba-támadások túlélőinek statisztikájából származtatva m /Sv Dózis??? 20

21 Sztochasztikus hatás - mutációk Az ionizáló sugárzás hatása nem különbözik a természetes mutációktól, csak valamelyest növeli (?) azok gyakoriságát. A testi sejtekben átlagosan 0, DNS-mutáció keletkezik osztódásonként és bázispáronként. Az emberi genom átlagos hossza 6, bázispár, így minden osztódásnál hozzávetőlegesen öt mutáció keletkezik; függetlenül a "különleges" környezeti hatásoktól. (forrás: ) 21

22 E( Biológiai dózismennyiségek H E ) Effektív dózis H w T T T J/kg = Sievert [Sv] w T szöveti súlyozó tényező A szövet daganat kialakulására vonatkozó relatív érzékenységétől függ (általános statisztikai adatokból származtatták, mert nincs elegendő adat a sugárzásokról) kockázat/effektív dózis-egyenes becsült meredeksége: eset / Sv T w T 1 22

23 w T Változó ajánlások Szövet ICRP-26 (1976) ICRP-60 (1990) ICRP-103 (2007) Ivarszervek (genetikus) 0,25 0,20 0,08 Vörös csontvelő 0,12 0,12 0,12 Tüdő 0,12 0,12 0,12 Emlő 0,15 0,05 0,12 Pajzsmirigy 0,03 0,05 0,04 Csontfelszín 0,03 0,01 0,01 Maradék 0,30 0,05 0,12 Belek - 0,12 0,12 Gyomor - 0,12 0,12 Hólyag - 0,05 0,04 Máj - 0,05 0,04 Nyelőcső - 0,05 0,04 Bőr - 0,01 0,01 Nyálmirigyek - - 0,01 Agy - - 0,01 Ezek szerepelnek a hatályos magyar szabályozásban (487/2015. korm. r.) 23

24 Két további dózismennyiség Lekötött dózis H C T 0 E(t)dt Kollektív dózis C E n i i i A szervezetben 1 évnél hosszabb ideig jelenlévő, oda akut módon bejutott radioaktív anyag által T=50 év (felnőtt) vagy T=70 év (gyerek) alatt okozott effektív dózis. Adott forrásból i számú, egyenként n i tagú embercsoportnak okozott effektív dózis, egysége személy.sv. Csak sugárvédelmi tervezéshez ajánlja használatát az ICRP

25 Dózis mérése és számítása Külső sugárterhelés dózisa = a sugárforrás az ember testén kívül, attól adott távolságra van (lehet pontszerű és kiterjedt forrás is) Az elnyelt dózis dózismérővel, dózisteljesítmény-mérővel mérhető Számítási egyenletek (foton-dózisteljesítményre) k γ dózistényező: egységnyi radioaktivitás által egységnyi távolságban lévő testnek okozott dózis; elsősorban pontforrásra és adott elnyelő anyagokra találhatók meg a szakirodalomban Belső dózis = a sugárforrást inkorporálták a dózis közvetlenül nem mérhető Meghatározás módjai: egésztest-számlálás, vér- és exkrétum-analízis, bejutó anyagok (levegő, víz, ételek) analízise DCF [Sv/Bq] dóziskonverziós tényező egységnyi radioaktivitás inkorporációjától származó lekötött effektív dózis A dózist az elnyelt energia és a radioaktivitást hordozó anyag tartózkodási ideje határozza meg Akut (pillanatszerű) vagy krónikus (folyamatos) bevitel: eltérő effektív dózist eredményeznek 25

26 Külső sugárterhelés hiteles mérése: a Bragg-Gray feltétel teljesülése Ha a detektort és a mérendő személyt a sugárforrástól azonos távolságba helyezve mindkettőt azonos energiafluxus éri, akkor a dózismérőt érő dózis csak annak sugárgyengítési sajátossága miatt lehet más, mint az emberé. D D x m E,x E,m x m f m Elvárás: Az abszorpciós együttható energiafüggése legyen azonos a detektorra és a testszövetre. Szövetekvivalens detektor energiafüggetlenség = azonos energiafüggés a két közegre. Ekkor a mérőeszközt és a személyt érő dózis aránya minden sugárzási energiánál azonos lesz. (f m állandó, az energiától függetlenül) 26

27 Külső sugárterhelés mérése A mérőeszköz általában nem a test külső felszínére jutó dózisteljesítményt méri, hanem a sugárzásra érzékeny szövetek mélységében fennálló értéket. H p (10) személyi dózisegyenérték 10 mm mélyen a testben. H*(10) környezeti dózisegyenérték 10 mm mesterségesen előállított testszövet-ekvivalens anyag (ICRU-gömb felszíne) alatt. H p (0,07) személyi dózisegyenérték 70 µm mélyen a testben 27

28 Külső sugárterhelés mérési eljárásai Dózismérés: utólagos kiértékelés - filmdózismérő, nyomdetektor - kémiai változás - TLD: szilárdtest-dózismérő (termolumineszcencia) kristályrács-hibákat okoz a sugárzás; melegítésre megszűnnek = dózisarányos fénykibocsátás - elektronikus dózismérők: elektroszkóp, impulzusüzemű gáztöltésű és félvezető detektorok Dózisteljesítmény-mérés: azonnali kiértékelés - impulzusüzemű gáztöltésű és félvezető detektorok - áramüzemű gáztöltésű detektorok - szerves szcintillációs detektor 28

29 Belső sugárterhelés számítása Egy adott radionuklidtól származó dózist az egyes szövetek eltérő egyenértékdózisainak összegzéséből kapjuk, a dózist a radioaktív anyagot tartalmazó szövetekből kiinduló sugárzás (radiation = R) okozza; célpont- (target=t) és forrás- (source=s) szöveteket különböztetünk meg. (S=T is lehetséges) A [Bq] T [nap] Retenció: a radioaktivitást hordozó anyag tartózkodása egy szövetben =29

30 Belső sugárterhelés számítása H T S u S R w R E R f R Q R S T 1 m T Belső dózis a T cél (target) szövetben, az S forrás (source) szövetekből kiinduló R sugárzásoktól; u: a forrás-szövetekben bekövetkező bomlások száma; Q: az R sugárzásnak az S szövetből kiinduló és a T szövetben elnyelődő hányada; E R, f R,w R : a sugárzásra jellemző fizikai és dozimetriai adatok DCF A BE E: effektív dózis A BE : felvett radioaktivitás (rövid idő alatt) DCF: dóziskonverziós tényező [Sv/Bq] egy adott radioizotópra jellemző, de a DCF különbözik: - Beviteli útvonal szerint (belégzés vagy lenyelés), - Kémiai forma szerint (a testnedvekben oldható vagy nem oldható) - Fizikai forma szerint (belégzésnél: milyen átmérőjű aeroszolhoz kötődik) - Életkor szerint 30 E Modellkísérletekből, mérésekből meghatározandók: u, Q

31 Belső sugárterhelés számítása Mintavétel a belső sugárterheléshez alkalmazott aktivitásméréshez: Felvett radioaktivitásból: egésztest, testrészek, exkrétumok, vér stb. aktivitása nem tudjuk, mikor vették fel. Felvehető radioaktivitásból: (levegő, víz, táplálék) ami bejut a szervezetbe A dózisszámításhoz a minták minőségi és mennyiségi analízise szükséges. Az analízis akkor lehetséges, ha Ismertek a minta radioaktív összetevői, vagy azok az analízis eredményeiből meghatározhatók, A mennyiségi összetétel számításához hatásfokkalibráció szükséges. Im A f R Hatásfok: megszámolt összes részecske A: aktivitás [Bq] I m : mért intenzitás az adott izotópot jellemző sugárzástól [jel/s] f R : a sugárzás részecske-gyakorisága [részecske/bomlás] 31

32 A sugárvédelem alapelvei sugárvédelmi szabályozás Indokoltság: a sugárforrás alkalmazásának több előnye legyen, mint kára Optimálás: az alkalmazás a lehető legnagyobb előnnyel kell, hogy járjon optimális dózisszint tervezési alap ALARA (As Low As Reasonably Achievable) Egyéni korlátozás immissziós és emissziós korlátok át nem léphetők, ha a tervezési alap helyes volt. Két további elv: A determinisztikus hatáshoz vezető dózis forgatókönyve legyen lehetetlen Csak az alkalmazásokhoz kapcsolható dózis korlátozható, a természetes eredetű nem a korlátozás csak a többletdózisra vonatkozhat 32

33 A dóziskorlátozás rendszere DL immissziós korlát: egyénekre érvényes tervezett sugárzási helyzetben, minden hatást számításba véve foglalkozási korlát 20 msv/év (általában, de legfeljebb 5 év átlagaként) lakossági korlát 1 msv/év hallgatók, tanulók 6 msv/év DC - emissziós korlát = dózismegszorítás [Sv/év] létesítményekre vonatkozik, a legnagyobb effektív dózist kapó fiktív személy (= reprezentatív személy) dózisa A max : ezen személy által inkorporálható maximális radioaktivitás. A ki kibocsátási határérték [Bq/év], a dózismegszorításból kell levezetni minden radionuklidra DC Amax,i Amax, i DCFi DC DCF i i Amax,i Aki,i DC DL h Az emissziós korlátok összegének számítása értelmetlen, mivel nem vonatkozhatnak ugyanarra a személyre. A kibocsátott aktivitás a környezeti terjedés során jelentősen hígul h i : hígulási tényező i 33

34 A dóziskorlátozás rendszere Sugárzási (expozíciós) helyzetek az ICRP-103 (2007) szerint: Tervezett - általános dóziskorlátok: lásd előbb. Baleseti - az elhárításban résztvevőknek különleges dóziskorlátok, a lakosságra irányadó szintek = ha a várható dózis ezt meghaladja, elhárító intézkedések szükségesek. Fennálló - korábbi, jelentős kibocsátással járó balesetek után tartósan megnövekedett környezeti szennyezettség (Csernobil, Fukushima) irányadó szintek, eseti dóziskorlátok 34

35 A dóziskorlátozás rendszere Szabályzásból kizárt sugárzási helyzetek (Exclusion) természetes radioaktivitás az emberi testben, természetes forrásokból származó (terresztriális és kozmikus sugárzás) a Föld felszínén Elhanyagolható dózis: H min 10 μsv/év csak akkora kockázatot ( /év) jelent, ami ellen nem optimális intézkedéseket hozni (= költeni) Mentességi szint: (Exemption) egy sugárforrás, illetve egy adott radioaktív koncentrációval jellemzett anyag a legkedvezőtlenebb forgatókönyv esetén sem okozhat H min -nél nagyobb dózist (foglalkozási vagy lakossági helyzetben). [Bq], [Bq/kg] Felszabadítási szint: (Clearance) egy korábban sugárvédelmi szabályozás alá tartozó anyag kivonható a szabályzás alól, ha szabad elhelyezése a legkedvezőtlenebb forgatókönyv esetén sem okozhat H min -nél nagyobb dózist jellemzően 1 t-nál nagyobb mennyiségű hulladékokra alkalmazható (lakossági helyzetben). [Bq/kg], [Bq/m 2 ] Hasonlóság: kapcsolat H min -nel. Eltérés: forgatókönyv 35

36 Természetes és mesterséges radioaktivitás a környezetben; radioaktív hulladékok Természetes radioaktivitás összetevői (külső és/vagy belső terhelést is okoznak): * kozmikus sugárzás szoláris, galaktikus, befogott részecskék - világűrben és a Föld közvetlen vonzáskörében: protonok, - részecskék, pozitív ionok, elektronok - légkörben: neutronok, müonok, fékezési fotonsugárzás (Föld felszínén: nsv/h) * kozmogén radionuklidok ( 3 H, 14 C, 7 Be stb. magreakciókból; célmagok: a levegő fő alkotórészei = N, O, Ar, CO 2, H 2 O) * ősi radionuklidok (az ős-nap létezése alatt, többféle ciklus -ban keletkeztek, a Naprendszer bolygóinak anyagát képezik) 36

37 Természetes ősi radionuklidok Legfontosabb ősi radionuklidok: 40 K (T= 1, év, az általa okozott belső sugárterhelés: 0,3 msv/év) Szupernehéz atomok bomlási sorozatai: 238 U, 232 Th, 235 U és leányelemeik Környezeti = földkérgi előfordulásuk nem egyenletes. Külső sugárterhelésük = terresztriális gamma-dózistér 37

38 238 U bomlási sorozata 238 U: T= 4, év (4-6 ppm a Föld felszínén) bomlási sor kiindulása leányelemek között 226 Ra (T= 1600 év), 222 Rn 222 Rn (T= 3,8 nap) rövid felezési idejű, - és - -sugárzó leányelemei 218 Po, 214 Pb, 214 Bi, 214 Po belső sugárterhelés: átlagban 1,0 2,0 msv/év a hatás oka: a belélegzett porra kiülepedett leányelemek sugárzása a légutakat éri, mert azok természetes tisztulása lassabb, mint a leányelemek bomlása 222 Rn-koncentráció (EEC): szabad levegőn átlagban 1 10 Bq/m 3 zárt térben átlagban Bq/m 3, de jóval több is lehet sok radon: pince, bánya, barlang, építőanyag kevés radon: víz felett Aktivációs termékek 238 U ból nukleáris reaktorban: 239 Pu, 240 Pu, 241 Pu stb. köztük hasadóanyagok, hosszú felezési idejű α-sugárzók = nagy DCF 38

39 További természetes bomlási sorozatok 232 Th: T= 14, év (7-10 ppm a Föld felszínén) bomlási sorában a leányelemek között 220 Rn 220 Rn (T= 55 s) ezért sokkal kisebb térfogatból tud kikerülni a levegőbe, mint a 222 Rn dózisjáruléka ezért csak 0,1 msv/év 235 U: T= 0, év (a természetes urán 0,72 %-a) a nukleáris energiatermelés legfontosabb alapanyaga: indukált hasadás termikus neutronok hatására 39

40 Természetes sugárterhelés - összegzés Természetes sugárterhelés : átlagosan 2-3 msv/év belső sugárterhelés 65 % (radon, 40 K, 14 C, 3 H stb.) külső sugárterhelés 35 % (kozmikus sugárzás, terresztriális sugárzás a talajból, építőanyagokból) Rendszeres lakossági = természetes + orvosi sugárterhelés orvosi eredetű sugárterhelés (diagnosztika, terápia): Magyarországon átlagosan 0,5 msv/év, de évről évre nő (PET-CT stb.) 40

41 Természetes sugárterhelés radiation pie Forrás: Public Health England 41

42 Természetes sugárzási környezet Devon, UK Forrás: Public Health England 42

43 Természetes sugárzási környezet Devon, UK Forró pontok felismerése 43

44 Dózisok, dózisteljesítmények összehasonlítása * 0.1 Sv/h Külső háttérsugárzás a kontinensen * 0.3 Sv/h Külső háttérsugárzás eső után * 0.1 msv: Fogröntgen; Budapest New York repülőút * 0.5 msv: Átlagos egy éves orvosi sugárterhelés * 1 msv: Lakossági dóziskorlát 1 évre * 3-10 msv: Teljes természetes sugárterhelés Európában 1 évre (falvakban kisebb, városokban több) * 50 msv ( 20 msv): Foglalkozási sugárterhelés 1 évre * 5 Gy (órák alatt): Nagy valószínűséggel halált okoz Az 1. dolgozat anyaga idáig tartott 44

45 Radioaktív hulladékok Radioaktív hulladékok = hasznos (célszerű) emberi tevékenységhez köthető, további felhasználásra nem szánt, a környezetbe került (ott elhelyezett) radioaktív anyagok A radioaktív hulladékok típusai keletkezésük módja szerint: folyamatos üzemi kibocsátás (kezelésük üzemeltetési feladat, hatásukat a dózismegszorítás részeként veszik tekintetbe) folyamatosan keletkező, az üzem területén tárolt hulladék (kezelésük üzemeltetési feladat, hatásukat a dózismegszorítás részeként veszik tekintetbe) leszerelési hulladék (költségviselő: önálló állami alap KNPA, dózismegszorítás: új engedélyezési folyamatban állapítják meg) 45

46 A radioaktív hulladékok forrásai Nukleáris energiatermelő reaktorok hulladékai - hasadási termékek (pl. 131 I, 137 Cs) - fűtőelem anyagából aktivációs termékek (pl. 239 Pu), - szerkezeti anyagok neutronaktivációs termékei (fémes szerelvények: korróziós termékek: pl. 60 Co stb.; biológiai védelem = beton) - a hűtőközeg (könnyűvíz, nehézvíz stb.) aktivációs termékei a reaktor védőburkolata a konténment, még súlyos baleset esetén is nagyrészt ezen belül maradnak a radioaktív anyagok Egyéb nukleáris létesítmények hulladékai Nukleáris robbantások, fegyverkísérletek hulladékai Ipari sugárforrások (előállításuk, felhasználásuk hoz létre hulladékot) Orvosi (diagnosztikai és terápiás) sugárforrások (- -) TENORM : mesterséges okból megnövekedett, de természetes radioaktivitástól származó sugárterhelés * szén-, olaj- és gáztüzelés (vezetékek, salak, hamu, pernye) * bányászati hulladékok (a kőzetek urán- és tóriumtartalmától, ide tartozik az uránbányák meddőhányója is) * egyéb (műtrágyagyártás stb.) 46

47 S i Radioaktív hulladékok osztályozása ci VAK i VAK: vonatkoztatási aktivitás-koncentráció = kis mennyiségnél a mentességi szint (MEAK [Bq/g]), 1 t felett a felszabadítási szint (FEAK [Bq/g] Csoportosítás: kis-, közepes- és nagyaktivitású hulladék a lehetséges maximális dóziskövetkezmény alapján c: aktivitás-koncentráció [Bq/g] i: a hulladékcsomag minden komponense elemzés szükséges! S: Hulladékindex (veszélyességi index) Kisaktivitású hulladék (LLW) 1 < S < 1000 Közepes akt. h. (ILW) 10 3 < S <10 6 Nagy akt. h. (HLW) S > 10 6, hőtermelés > 2 kw/m 3 Felszabadítás: egy korábban radioaktív anyag inaktív hulladékként kezelhető, ha S<1 Nukleáris/radioaktív anyagot alkalmazó létesítmény leszerelése során szükséges Mentesség Felszabadítás??? hasonlóság: kapcsolat az elhanyagolható dózissal (10 μsv/év) eltérés: expozíciós forgatókönyvek A hulladékindexben >1 t anyagmennyiségnél már a felszabadítási szint szerepel; a 2013/59 EU ajánlás és IAEA GSR Part 3 (2014) szerint. (47/2003. ESZCSM rendelet) 47

48 Radioaktív hulladék menedzsment Gyűjtés Osztályozás, minősítés Tárolás, szállítás Térfogatcsökkentés (a kezelés = processing része) Kondicionálás (a kezelés = processing része) Átmeneti és/vagy végleges elhelyezés (= disposal) Reprocesszálás: a kiégett reaktor-fűtőelemeket még nem tekintik hulladéknak! Alternatív megoldás: hosszú felezési idejű hulladékkomponensek transzmutációja 48

49 Radioaktív hulladék menedzsment Gyűjtés, osztályozás Fő szempont: hulladékindex (külön gyűjtendők az eltérő kategóriákba sorolt hulladékok) Továbbiak: felezési idő, halmazállapot, felületi dózisteljesítmény a hulladékcsomagon. -Kis akt.: 1 dd/dt 300 µsv/h -Közepes akt.: 0,3 dd/dt 10 msv/h -Nagy akt.: dd/dt > 10 msv/h 49

50 Radioaktív hulladék kezelése - térfogatcsökkentés i: a hulladékban jelenlévő radionuklidok V 1 hulladékáram c i,1 m 1 A hulladékáram jellemzői művelet V 0 c i,0 <VAK tiszta V 2 szennyezett c i,2 VAK: vonatkoztatási aktivitás-koncentráció 1 t felett: felszabadítási szint, alatta: mentességi szint V 1, c i,1, m 1 : a kiindulási állapotot jellemző térfogat, koncentráció és tömeg V 2, c i,2, m 2 : ugyanezek a végállapotban m 2 A tiszta anyag jellemzői V 0, c i,0 50

51 Térfogatcsökkentés Általános: préselés, égetés vagy hőbontás, bepárlás Specifikus (szelektív): felületi (szorpció), térfogati (extrakció) szubsztitúciós (ioncsere) vagy addíciós folyamatok Dekontaminálás: szennyezett felület tisztítása (általános és specifikus is lehet) Mutatók: pl. térfogatcsökkentési tényező (VR), dekontaminációs tényező (DF) DF i,1 V1 i VR ci, 0 V2 c 51

52 Radioaktív hulladék kezelése - Térfogatcsökkentés Préselés: supercompactor (Dounreay, UK) 52

53 Kondicionálás Cementezés (folyadékok: előbb felitatás kovafölddel) (LLW, ILW-hez) Bitumenezés (szerves LLW-hez) cementezéssel kombinálva Üvegesítés vitrifikáció (főként HLW-hez) Fémhulladék olvasztása (kisaktivitású hulladék térfogatcsökkentése és kondicionálása egy közös műveletben a salakban feldúsulhatnak a szennyezések, ezáltal tisztul a fém) Mutatók: kimoshatóság (standard felületről kioldódó anyaghányad), mechanikai szilárdság, hő- és sugárállóság 53

54 Radioaktív hulladékok kondicionálása cementezéssel Beton = cement + kavics + víz + adalékok Portlandcement = 75-80% mészkő és 20-25% agyag zsugorodásig történt kiégetésével (kalcinálás, >1400 o C) előállított klinker + kötéslassító (néhány százalék) gipszkő. További adalékok: lösz, pernye, kohósalak, homok, trasz = őrölt vulkáni tufa, szerpentin = hidratált magnézium-szilikát (Pakson is alkalmazták a biológiai védelem anyagában) Kémiai alkotórészek: SiO 2, Al 2 O 3, CaO, FeO stb. Szilárdulás = Hidratáció (kristályosodás víz felvételével) Klinker + Víz Hidrátok + Mész Kalcium-alumínium-szilikátok átalakulnak Ca-Al-szilikát-hidrátokká és kalcium-hidroxiddá. A szilárdulás során 15-20% mész keletkezik. A beton felületén a mész kalcium-karbonáttá alakul. 54

55 Radioaktív hulladékok tárolása és elhelyezése Tárolás (storage): a hulladékot elkülönítetten, de az üzem (=a sugárzó anyag alkalmazásának engedélyese) ellenőrzött területén tárolják; Elhelyezés (disposal): a hulladékot erre a célra szolgáló külön létesítményben, külön engedély alapján helyezik el. Mélységi és felszínközeli tárolók: a talajvízrétegek elhelyezkedéséhez képest 55

56 Radioaktív hulladékok elhelyezése Engedélyezési feltételek: többszörös mérnöki gátak és mélységi védelem Mérnöki gát: épített és/vagy vegyi eljárásokkal kialakított rendszerek a víz és a benne oldott anyagok terjedésének megakadályozására (beton, bentonit, geopolimer stb.) Mélységi védelem elve: az egyik gát sérülése nem ronthatja egy másik gát védelmi képességét Átmeneti elhelyezés: telephelyen belül vagy önálló felszíni telephelyen (Paks KKÁT) nedves vagy száraz tárolás évig kiégett fűtőelemekre; Üzemeltető/engedélyes: RHK Kft. Végleges elhelyezés: LLW ILW: felszínközeli vagy mélységi lerakóhelyre (Püspökszilágy, Bátaapáti) HLW: tervezett mélységi lerakóhelyre (Boda BAF) Nyílt üzemanyagciklus: a kiégett fűtőelemet HLW-ként eltemetik Zárt üzemanyagciklus: reprocesszálás, 4. generációs atomerőművek, transzmutáció 56

57 A Paksi Atomerőmű négy blokkja (Paks I) 57

58 Paks Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolója (KKÁT) 58

59 Száraz, aknás tárolórendszer Modular Vault Dry Storage = MVDS Természetes hőáramlás a padozatba süllyesztett tárolókazetták között; felső szint: szállítórendszer; meleg levegőt kivezető kémény Egymáshoz illeszkedő elemek: bővíthetőség 59

60 Mélységi elhelyezés Bátaapáti (Paksi kis- és közepes aktivitású hulladékhoz ILW, LLW) Gránitban, két lejtős aknán elérhető 300 m mély keresztvágatokban 60

61 Mélységi elhelyezés Bátaapáti (LLW) Mária lejtősakna bejárata a vágathajtás alatt 61

62 Bátaapáti NRHT modellje Tárolóvágatok a friss gránitban (egy korábbi terv szerint, a megvalósítás ettől különböző alakzatban történt) A létesítmény lezárása: tömedékelés, betonozás 62

63 Bátaapáti NRHT első tárolótér üzembe helyezése: XII

64 Radioaktív hulladékok elhelyezése Püspökszilágy RHFT felszínközeli tároló LLW, ILW (kapacitás: 5000 m 3 ) + feldolgozó üzem és átmeneti tároló Befogadó természeti környezet: agyaglencse (18 20 m vastagon) 64

65 Püspökszilágy A típusú medencék 65

66 66

67 67

68 Radioaktív hulladékok feldolgozása Püspökszilágy - felszínközeli végleges LLW tároló Tömörítés után visszatemetett hulladék elhelyezése: (4 új aknarész) Mérnöki gátak az új lerakóaknákban 68

69 69

70 70

71 Pécs környéki uránbánya területének helyreállítása = TENORM hulladék elhelyezése Forrás: Mecsek-Öko ZRt. 71

72 TENORM - Pécs - zagytározók rekultivációja: Tájrendezés Morfológia kialakítás, felületstabilizálás Beszivárgást minimalizáló fedés Felszíni vízrendezés, vízelvezetés Hosszú távú stabilitás biztosítása 72

73 TENORM Pécsi rekultiváció Geotechnika és rekultiváció... Az iszapmag konszolidációja a vízleengedés után 73

74 Radioaktív hulladékok feldolgozása - Reprocesszálás Sellafield (Nagy- Britannia) reprocesszáló üzem - központi tároló medence és a kiszolgáló darurendszer 74

75 Radioaktív anyagok terjedése a környezetben Általános terjedési differenciálegyenlet: dc dt A D R P c A : advekció (hajtóerő: gravitáció, hidrosztatikai nyomás) D : diffúzió (hajtóerő: kémiai potenciál) R : reakció (fizikai és kémiai szorpció, ioncsere stb.) (hajtóerő: kémiai potenciál) P : ülepedés (hajtóerő: gravitáció) E függvények a helytől, környezeti állapottól (fizika, kémia, biológia stb.) függő paramétereket tartalmaznak. Forrástag: lehet időben állandó vagy változó 75

76 c t A D R Terjedési egyenletek Megoldásuk célja: a koncentráció (c) idő- és térbeli függésének meghatározása, a környezeti közegek között érvényes állandó koncentrációarányok számítása érdekében P S(t) c Reakció és ülepedés nélkül, homogén rendszerre: Általános egyenlet az időfüggő forrástaggal (S(t)) kiegészítve c t u grad(c) div(d grad(c)) Egyirányú advekció, homogén diffúzió S(t) c c t u x c x D i 2 j c 2 jx,y,z S(t) c 76

77 Migráció felhasználása, számítások validálása Homogén rendszerek: levegő, felszíni- és karsztvíz Heterogén rendszerek: talajvíz és kőzetvíz, biológiai anyagok A terjedés során általában hígul a koncentráció, de a szorpció és az ülepedés által helyi dúsulás is lehetséges Terjedési egyenletek inverziója szükséges a dózismegszorításhoz, illetve az elhanyagolható dózishoz rendelhető kibocsátási határértékek megállapításához A modellek validálása: Nukleáris és radiológiai balesetek, kibocsátások rekonstruálása (példák: Majak, Windscale, Three Mile Island, Csernobil, Goiania, Algeciras, Tokai-mura, Fukushima) [Csernobil becsült magyarországi hatása az 1. évben 1 3 msv effektív dózis volt] 77

78 A terjedési számítások alkalmazása a sugárvédelemben a forrástag jellege Állandó forrástag: folyamatos üzemi kibocsátás példái: nukleáris reaktor szellőzőkéményén távozó szennyezés folyamatos víztisztítás/ részleges vízcsere atomerőművek reaktorainál dózismegszorítás Változó forrástag: üzemzavari és baleseti kibocsátások hatásának számítása hatósági szabályozásban (Magyarországon: NBSZ) az adott eseménytípushoz rendelt maximális dóziskövetkezmény (vonatkoztatási szint; alapkritérium) nem folyamatos üzemi kibocsátások (pl. hulladékfeldolgozás, leszerelés) dózismegszorítás 78

79 Terjedési egyenletek megoldása Radioaktív anyagok koncentrációja a környezeti közegekben (azonos tulajdonságú részek = rekesz = compartment) Közegek közötti állandó koncentrációarányok (CF) vagy dinamikus koncentrációváltozások (SA) Dózisarányosság: E t 2 t 1 c(x, y,z)dt Egy radionuklid által okozott effektív dózis (belső vagy külső sugárterhelés) arányos a kibocsátás helyétől vett (x,y,z) koordinátán (gyakran z=0) az ottani koncentráció időintegráljával. Ennek megadásához kétszer kell integrálni a terjedési differenciálegyenletet. 79

80 Kibocsátás hatása és ellenőrzése A kibocsátott radioaktivitás hatása nem lehet nagyobb, mint a dózismegszorítás. Az ehhez tartozó kibocsátási határértékeket a migráció modellezésével lehet csak meghatározni. A határértékek betartásának ellenőrzésére mérni kell a kibocsátott és a környezeti radioaktivitást. Meg kell különböztetni a természetes ( kizárólag természeti eredetű, nem emberi tevékenységhez köthető) és mesterséges ( kibocsátott) radioaktivitást. 80

81 Nukleáris környezeti monitorozás A feladatok hasonlóak minden sugárzási helyzetben. (ICRP 103: a sugárzási helyzet lehet tervezett, baleseti és fennálló) Tervezett helyzet: dóziskorlát (DL) és dózismegszorítás (DC). DL és DC betartásának ellenőrzése: Mérés Kiértékelés Beavatkozás Irányadó szintek szükségesek minden radionuklidra a környezeti közegekben (levegő, víz, talaj stb.) ezek különböznek a kibocsátási (emissziós), illetve a mentességi és felszabadítási szintektől, mivel ezek már immissziós (kibocsátott, így a környezetben már jelenlévő = hígított ) koncentráció értékek Biztonság: a szint mérhető kell, hogy legyen, mielőtt az irányadó szintet túllépnénk. Monitorozás: mintavétel, mérés és kiértékelés szervezett, standard rendszere. 81

82 Nukleáris környezeti monitorozás Helyi rendszerek: jelentős emissziót produkáló létesítmény körül (kevésbé érzékeny, mint a kibocsátás ellenőrzése de biztonságosabb a sugárterhelés elkerülése érdekében) Regionális rendszerek: immisszió ellenőrzése nagyobb területen egyenletesen (illetve pl. a népesség arányában) elosztott mérőállomásokkal Módszerek: Gamma-dózisteljesítmény folyamatos mérése KORAI RIASZTÁS Légköri szennyeződés folyamatos mérése dúsításos mintavétellel KORAI RIASZTÁS aeroszol- és jódszűrés (elemi, szerves) Szakaszos mintavételezéses módszerek: - száraz és nedves légköri kihullás, - felszíni-, ivó- és talajvíz, (ha nincs légköri kibocsátás, erre is alapozható korai riasztás) - talaj- és biológiai minták. Magyarország: OKSER (Országos Környezeti Sugárzás-ellenőrző Rendszer) 132 központi rendszerbe csatlakozó mérőállomás 82

83 Nukleáris környezeti monitorozás magyarországi korai riasztást adó rendszerek Gamma-dózisteljesítmény mérése folyamatos és automatizált mérési adatgyűjtés környezeti dózisteljesítmény (talajszint felett 1 m-re) OKSER figyelmeztetési szint OKSER riasztási szint : nsv/h : 250 nsv/h : 500 nsv/h Lehetséges források: Természetes radioaktivitás: szintje eltérő a környezetben, általában nem tárgya a szabályozásnak. ( kizárás = kozmikus sugárzás, talajban lévő radioaktivitás) TENORM: technologically enhanced naturally occurring radioactive material alkalmazásnak tekintendő, szabályozandó. Mesterséges radioaktivitás: alkalmazások kibocsátása, radioaktív hulladékok stb. szabályozandó Berendezések ionizáló sugárzása (pl. röntgen) kikapcsolható, szabályozandó 83

84 Nukleáris környezeti monitorozás korai riasztást adó rendszerek környezeti dózisteljesítmény monitorozása hosszú időn át dózisteljesítmény [nsvh] A felvételen három különböző hatás látható: helyi hatások (emisszió), gyors környezeti hatások (változó szintű szennyezés), lassú környezeti hatások. A jelszint nem éri el a figyelmeztetési küszöböt sem. A felvétel részletes értékelésre e formában nem alkalmas. 84

85 Nukleáris környezeti monitorozás korai riasztást adó rendszerek helyi hatások a környezeti dózisteljesítményre dózisteljesítmény [nsvh] Az oktatóreaktorban frissen előállított 24 Na-sugárforrások ideiglenes tárolását érzékelte a közeli dózisteljesítmény-mérő. A felfutó él a művelet pillanatszerűségére, a lefutás a főkomponens felezési idejére jellemző. 85

86 dózisteljesítmény [nsvh] Nukleáris környezeti monitorozás korai riasztást adó rendszerek környezeti csapadékcsúcsok A csapadék kimossa a levegőből a talaj felszínére az aeroszolhoz kötött radonleányelemeket. Ezek ( 222 Rn- és 220 Rnszármazékok) feldúsulása a ülepedési sebességtől és hatásfoktól, bomlása az effektív felezési időtől függ. Hasonló alakú profilok származhatnak mesterséges eredetű radioaktív szennyezést tartalmazó pöfföktől is. 86

87 Következtetések: Nukleáris környezeti monitorozás korai riasztást adó rendszerek környezeti dózisteljesítmény mérése A dózisteljesítmény változása képet ad a környezet állapotáról. Helyi rendszerek: jelzik a helyi változásokat is. Regionális rendszerek: nehéz (néha lehetetlen) megkülönböztetni a természetes növekedést a mesterséges szennyezéstől. A biztonságos riasztási küszöb jóval nagyobb kell, hogy legyen a természetes ingadozás maximumánál. További mérési módszer szükséges a jobb érzékenység eléréséért és a téves riasztások kizárásához, valamint a szennyezés azonosításához. 87

88 Nukleáris környezeti monitorozás korai riasztást adó rendszerek aeroszol mintavételezés és mérés Légköri mesterséges eredetű radioaktív szennyezés dúsítása és azonnali mérése (főként energiatermelő nukleáris reaktorok kibocsátására) mintavétel: speciális szűrők az alábbi anyagokra: - aeroszol, - atomos vagy molekuláris jód, - szerves jódvegyületek mérés: alfa/béta energiaszelektív mérés, gamma-spektrometria = minőségi és mennyiségi azonosítás (minőségi azonosítás csak az alfa- és gammaspektrumokból lehetséges, a tisztán bétasugárzó radionuklidokat csak radiokémiai feldolgozással lehet azonosítani. eljárás: folyamatos/automatikus működés, mozgószűrős vagy állószűrős kivitel 88

89 Nukleáris környezeti monitorozás aeroszol mintavételezés és mérés a kibocsátási források közelében Lokális rendszer egy emissziós forrás köré telepítve Elméleti szennyezési profil: egységugrás-függvény Activity on filter Előnyös módszer: mozgó szűrőszalag (differenciálás) Nem gyűlhet össze sok aktivitás a szűrőn de azonnal megjelenik a növekmény. time 89

90 Nukleáris környezeti monitorozás aeroszol mintavételezés és mérés a kibocsátási forrásoktól távol Regionális rendszer egyenletesen elosztott állomások - immisszió ellenőrzése Elméleti szennyezési profil a szűrőn: elnyújtott, egy ideig lassan növekvő, aztán ha nincs már megkötődés a bomlás miatt csökkenő Activity on filter Előnyös módszer: rögzített szűrőlap (integrálás) egy ideig növekszik a természetes radon eredetű alapvonal, de akkumulálódik a mesterséges eredetű aktivitás. time 90

91 Nukleáris környezeti monitorozás környezet-ellenőrzés aeroszol mintavétellel Az állomás vezérlő programja az alábbi feladatokat látja el: Adatgyűjtés a detektor(ok)tól; Nukleáris spektrumok kiértékelése mesterséges radioaktivitás azonosítása változó természetes alapvonalon mért értékek [Bq/m 3 ]; Természetes radioaktivitás értékének számítása: 222 Rn EEC [Bq/m 3 ] KIMUTATÁSI HATÁROK (LD [Bq/m 3 ]) megadása, ha mesterséges radioaktivitást nem detektált; A detektor(ok) rendszeres kalibrálása; Elektromechanikus elemek vezérlése (szivattyú, szűrőkezelés stb.); Adatgyűjtés más mérőberendezésekből (meteorológiai szenzorok, dózisteljesítmény-mérő stb.); Kommunikáció a központi számítógéppel. 91

92 Basic equation for activity build-up on filter surface (I m = measured intensity [cps]) I m t Nukleáris környezeti monitorozás - Detektorok válasza Közvetlenül mért érték: adott radioizotóp sugárzásának intenzitása (I m ). Keresett érték: az izotóp radioaktív koncentrációja (C) a levegőben ebből lehet dózist számolni..f LIVE t TRUE 0 C. V (1 e t )dt t t LIVE TRUE η γ : efficiency for the gamma line of the radioisotope, f γ : gamma abundance of the gamma line, t LIVE : live time, t TRUE : true time, λ: decay constant, V. : volume rate of pump. After integration and solving the equation for C, mean activity concentration during sampling cycle [Bq/m 3 ] C Im.f 1 V t 1 e 1 t TRUE t TRUE TRUE Ezeket a számításokat a kiértékelő programnak kell elvégeznie. 92

93 Aeroszolszűrőn gyűjtött 222 Rn leányelemek alfa-béta spektruma beütésszám csatornaszám energia 93

94 beütésszám Aeroszolszűrőn gyűjtött 220 Rn Rn leányelemek alfa-béta spektruma csatornaszám energia 94

95 222 Rn Rn EEC változása környezeti mérőállomásokon 95

96 Radon and LDs vs. time Mesterséges radioaktivitás mérési érzékenységének (LD) változása környezeti mérőállomásokon 96

97 Nukleáris környezeti monitorozás korai riasztást adó rendszerek aeroszol-mintavétellel Összefoglalás: Részecskeszűrő és azt követően jódszűrőt is alkalmazhatunk. Regionális rendszereknél az álló szűrő előnyösebb. Nuklidspecifikus meghatározás szükséges, hogy megkülönböztessük a természetes és a mesterséges radioaktivitást. Jelentendő értékek: természetes radioaktivitás ( 222 Rn-EEC stb.) minőség-ellenőrzés mesterséges radioaktivitás (radionuklid, aktivitás-koncentráció, KIMUTATÁSI HATÁR (limit of detection - LD) 97

98 NKV KSV őszi félév A második félévközi dolgozat anyaga: sz. diák. 98