Sugárvédelem 2. előadás
2 A biológiai hatások osztályozása Szomatikus: egy biológiai egyeden jelentkezik Genetikai: egy populáción jelentkezik VAGY
3 A biológiai hatások osztályozása Direkt hatás a sugárenergia elnyelődése és a kiválasztott elsődleges folyamat ugyanazon molekulán következik be, amelyen a fixálódott szerkezeti és működésbeli változásokat észleljük. Indirekt hatás az energiaabszorpció, majd az általa kiváltott hatás különböző molekulákon jön létre. Legfontosabb példa a szabad gyök képződés. VAGY
4 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.
5 A hatásmechanizmusról dióhéjban Az ábra forrása: Dr. Sáfrány Géza Sugárbiológia előadás
6 A hatásmechanizmusról dióhéjban
7 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.
8 Az ionizáló sugárzás determinisztikus hatása Küszöbdózishoz kötött (0.3 0.4 Gy) Szövetpusztulást okoz a sugárzás Életveszélyes károsodások: központi idegrendszer, emésztőrendszer, vérképző rendszer
9 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)
10 Az ionizáló sugárzás determinisztikus hatása 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)
11 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 (?)
12 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?
A sugárhatást befolyásoló tényezők Az atomreaktor, mint sugárforrás A sugárvédelmi dóziskorlátok alapelvei, dóziskorlátozási rendszer
14 A sugárhatást befolyásoló tényezők 1. Sugárzás minősége Csak az elnyelődő (kölcsönható) részecskék váltanak ki hatást LET érték (ionizációs képesség)
15 A sugárhatást befolyásoló tényezők 2. Időfaktor A szövetek regenerációs képessége eltérő Frakcionált dózis
16 3. Anyagcsere, biológiai tényezők Élénkebb anyagcsere-folyamatok érzékenyebbek Sejtciklus során az M és G2 fázis a legérzékenyebb A gyors osztódó szövetek sugárérzékenyebbek A kevésbé differenciált sejtek érzékenyebbek M: mitózis M G1: növekedés G2 S: DNS szintézis S G1 Az osztódást végleg befejező sejtek G2: növekedés, felkészülés az osztódásra
17 4. Oxigéneffektus Oxigenizált szövetek károsodása kifejezettebb Hipoxia/anoxia csökkenti a sugárérzékenységet Rtg. Gamma sugárzás esetén kifejezettebb O 2 jelenléte elősegíti a szabad gyökök képződését
18 Az atomreaktor, mint sugárforrás
19 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
20 Az üzemelő atomreaktor γ - források: ~10 20 foton/s 1375 MW esetében trícium-aktivitás: nitrogén-aktivitás: 1 2 H(n, γ) 3 1 H 16 8O(n, p) 16 7 N 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 17 8O(n, p) 17 7 N
21 A leállított atomreaktor α, β, γ, n-sugárzás is megtalálható α - források: A kiégett üzemanyag és a nagyaktivitású hulladék hőfejlődését és sugárkárosodását befolyásolják. β - források: A leállított reaktor ill. a kiégett üzemanyag remanens hőfejlődését nagymértékben befolyásolják.
22 A leállított atomreaktor, mint sugárforrás n-források: Spontán hasadásból és (α,n), (γ,n) reakciókból Neutronforrás-erősség: ~ 10 9-10 10 neutron/s
23 Rövid történeti áttekintés 1895: W. K. Röntgen elektroncső-kísérlet közben felfedezi a később róla elnevezett sugárzást. 1896: H. Becquerel: az első magfizikai jelenség észlelése uránsóból kilépő radioaktív sugárzás. 1898: Marie Curie-Sklodowska, P. Curie: radioaktivitás szó alkalmazása, sugárzásdetektor készítése, rádium és polónium felfedezése. 1925: Létrejön az International Committee on Radiological Units (ICRU) - nemzetközi sugárvédelmi bizottság megalakítását 1928: Létrejön az első nemzetközi sugárvédelmi szervezet, neve 1950 óta ICRP International Commission on Radiation Protection. 1957: Létrejön az International Atomic Energy Agency (IAEA), vagy magyarul Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (NAÜ)
24 Sugárvédelmi szabályozás Nemzetközi ajánlások, irányelvek: ICRP #60 (1991) IAEA Safety Series #115 (1996), 96/29 EU Directive Új ajánláscsomag: ICRP #103(2007) IAEA General Safety Requirements GSR Part 3 (Interim) (2011) Magyar jogszabályok: 1996. évi CXVI. tv. (atomtörvény) kisebb módosítások 2011-ben. Személyi sugárvédelem: egészségügy, ÁNTSZ (16/2000. SzEM-rendelet) Környezeti sugárvédelem: környezetvédelem, felügyelőségek (15/2001. KöM. rendelet) Nukleáris biztonság: Országos Atomenergia Hivatal
25 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.
26 Sugárvédelmi szabályozás Elhanyagolható dózis 10 µsv/év közvetlenül nem deklarálták DL dóziskorlát - immisszió korlátozása effektív dózis külső és belső sugárterhelés összege foglalkozási korlát 20 msv/év (100 msv/5 év) lakossági korlát 1 msv/év normális és baleseti helyzetekre külön szabályozás DC - dózismegszorítás - emisszió korlátozása kiemelt létesítmények 0.1 0.03 msv/év kibocsátási szintek egyes radionuklidokra: Bq/év DL s DC DC A max,i : A dózismegszorítás betartása esetén még bevihető max. aktivitások i A max,i DCF i
27 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.
28 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 16-18 év között Évi 6 msv effektív dózis Szemlencsére Bőrre Végtagokra A lakosság tagjaira Évi 1mSv 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
29 Dózismérés
30 A dózismérés alapelve Bragg-Gray elv: A dózismérő (m) és az emberi testszövet (x) tömegabszorpciós együtthatójának aránya ne függjön a sugárzás energiájától. f m = D x D m = φ E φ E μ ρ x μ ρ m
31 KERMA kinetic energy released in mass absorption E f = E el m + E el m+δm + E f részecske kerma sugárzási kerma E f az m tömegbe belépő foton energiája; E f* a kilépő szórt fotonok maradék energiája; Szekunder részecske egyensúly (SzRE): az elnyelő közeg egy, a beeső primer sugárzás irányára merőleges differenciális vastagságú szeletében a primer kölcsönhatás során energiát felvett, a szeletet elhagyó részecskék száma és energiája megegyezik a külső szeletekből az adott szeletbe érkező szekunder részecskék számával és energiájával.
32 KERMA Az emberi szervezetbe irányuló foton- és elektronsugárzásra az SzRE 70 μm mélységben beáll.
33 Külső sugárterhelés mérése Dózismérés: utólagos kiértékelés személyi dozimetria filmdózismérő - kémiai változás TLD: szilárdtest-dózismérő (termolumineszcencia) Elektronikus dózismérők: impulzusüzemű gáztöltésű detektorok, félvezető detektorok, buborék detektorok Dózisteljesítmény-mérés: azonnali kiértékelés területi dozimetria impulzusüzemű gáztöltésű detektorok szerves szcintillációs detektor
34 Külső sugárterhelés mérése Követelmények: energiafüggetlenség : a kijelzett dózis ne függjön az egyes részecskék energiájától Intenzitás/dózisteljesítmény arányosság Felejtés = 0 a dózis ne változzék a mérés és a kiértékelés között
35 Belső sugárterhelés meghatározása Közvetlen dózismérés nem lehetséges Közvetett mérés: az inkorporált aktivitás meghatározása Nehézség: pillanatnyi mérések, tartózkodási idő ismerete szükséges Vizsgálati módszerek: inkorporálható közeg (levegő, víz, élelmiszer) analízise: radiokémiai feldolgozás + α- és β-sugárzók mérése; γ- spektrometria testnedv-, exkrétumanalízis: α- és β-sugárzók mérése, γ-spektrometria; testrész- és egésztest-analízis: γ-spektrometria
36 Számolós példák Témakör: Dózisfogalmak 1a.) Mekkora a belső sugárterhelése egy év alatt annak a 70 kg-os püspökszilágyi dolgozónak, aki 9 kbq 241 Am-ot lélegzett be? Az Am α-bomló, felezési ideje 432,6 év. Az α részecske energiája 5485,16 kev, elnyelési hányada 1, részecske-gyakorisága 1. b.) Mekkora lenne ez a dózis, ha a dolgozó az izotópot lenyelte volna? Ebben az esetben a dóziskonverziós tényező 1,2 msv/bq.
37 2. Mekkora effektív dózist kapott az a páciens, aki 200 MBq radioaktív jódot ( 131 I) tartalmazó injekciót kapott egy vizsgálat alkalmával? A 131 I felezési ideje 8.04 nap. Tételezzük fel, hogy a jód a pajzsmirigyben 100%-ban megkötődik, es kiürülési sebessége elhanyagolható a radioaktív bomlással történő fogyáshoz képest. A pajzsmirigy tömege 50 g, szöveti súlytényezője 0.04. A 131 I bomlásának sugárzási jellemzői: Béta-sugárzás: átlagos energia 200 kev, bomlási gyakoriság 100%, a sugárzás elnyelési valószínűsége a pajzsmirigyben 100%. Gamma-sugárzás: energia 365 kev, bomlási gyakoriság 81%, a sugárzás elnyelési valószínűsége a pajzsmirigyben 15%. A test más szöveteit érő dózistól eltekintünk. 1 ev = 1,6 10-19 J
38 3. Egy növénysterilizáló besugárzó állomás tervezésénél kiderült, hogy a forrás tervezett helyétől 8 m távolságra játszótér van. A 60 Co sugárforrás aktivitása 1 TBq, a testszövetre vonatkozó dózisállandó 305 (μsv/h)/(gbq/m 2 ). Az épület köré sugárvédelmi falat terveznek betonból. A beton sűrűsége 2700 kg/m 3, tömegabszorpciós együtthatója a 60 Co átlagos energiájára 4 10 3 m 2 /kg. Tapasztalat szerint a build-up tényező az ilyen létesítményeknél alkalmazott vastagságú védőbetonra legfeljebb 1,5 lesz. Milyen vastag védőfalat tervezzünk, ha a besugárzó állomásra a hatóság 30 μsv éves dózismegszorítást állapított meg? A fal vékonyítása érdekében ólom betétet alkalmaznak olyan elrendezésben, hogy két azonos vastagságú betonréteg közé ólomréteget tesznek. Milyen vastag legyen az ólomréteg, hogy a védőfal vastagsága az eredeti fele legyen? Az ólom tömegabszorpciós együtthatója 0,08 cm 2 /g, sűrűsége 11,7 g/cm 3. Azt tételezzük fel, hogy a játszóteret egy gyerek egész éven át napi 6 órában használja, a besugárzó állomás hetente 5 munkanapon működik.
39 Köszönöm a figyelmet!