Sug�r- �s k�rnyezetv�delem by PItEY5iY

VIEWS: 0 PAGES: 36

									                             Sugárvédelem és jogi szabályozása
                                    Fizikus alapképzés
                                         Előadás


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


1. Magfizikai alapok

1. 1. Radioaktivitás, sugárzások és sugárvédelem - rövid történeti áttekintés

- 1895: W. K. Röntgen 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.
- 1911: Rutherford: α-sugárzás felfedezése.
- 1911-13: Rutherford-Bohr-modell az atom leírására: központi mag és körülötte keringő
elektronok.
- 1921: Nagy-Britanniában társaság alakul a röntgen- és rádiumsugárzás elleni védelem
céljából (BXRPC).
- 1928: Létrejön az első nemzetközi sugárvédelmi szervezet, neve 1950 óta ICRP –
International Commission on Radiation Protection.
- 1932: J. Chadwick: a neutron felfedezése.
- 1934: F. Joliot-Curie, I. Curie: mesterséges radioaktivitás felfedezése.
- 1934: Szilárd Leó szabadalmaztatja a nukleáris láncreakciót.
- 1939: O. Hahn, F. Strassman: az urán hasadásának felfedezése
- 1942. Az első magyar sugárvédelmi szabvány megjelenése.
- 1942. E. Fermi vezetésével megindul az első kísérleti atomreaktor (Chicago, USA).
- 1945. Az USA hadserege atombombát dob Hiroshimára és Nagasakira.
- 1954. Első, 5 MW elektromos teljesítményű hálózati atomerőmű – Obnyinszk, SZU
- 1957: Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (NAÜ – IAEA) az ENSZ keretében.
- 1976: „Gray” és „Sievert” dózisegységek bevezetése az SI-mértékrendszer részeként –
összefoglaló sugárvédelmi ajánlások: .ICRP #26 (1977)
- 1979: Three Mile Island - atomerőmű-baleset (USA)
- 1980. Az első magyar „atomtörvény”.
- 1982. A Paksi Atomerőmű első blokkjának fizikai indítása.
- 1986. Csernobil – atomerőmű-baleset (SZU)
- 1990-96: Újabb összefoglaló sugárvédelmi ajánlások – ICRP #60 (1991), ennek
továbbfejlesztéseként „Nemzetközi Biztonsági Alapszabályzat” a NAÜ-től (IAEA Safety
Series #115 (1996))


                                               1
- 1996: A második magyar „atomtörvény”.

1. 2. Az atommag szerkezete

       Az atommagok „hagyományosan” nukleonokból (neutron és proton) építhetők fel. Az
egyes elemek atomjai a rendszámban (Z), azaz a protonok és a „kívülről” semleges atom
atommagja körül meghatározott energiájú pályákon tartózkodó elektronok számában
különböznek egymástól. Az egyes elemek izotópjait azonos protonszám mellett különböző
neutronszám jellemzi. A tömegszám (A) a protonszám és a neutronszám összege.

A XIX. század végén ismerték fel, hogy egyes tömegszámú atomok instabilisak, és a bennük
felhalmozódó „többlet” energia a mag bomlását eredményezi. Megfigyelték, hogy a több
nukleonból felépülő atommagok mindig kissé kisebb tömegűek, mint a nukleonjaik
tömegének összege. Ezt a tömeghiányt (Δm) a tömeg és energia ekvivalenciájának
felismerését (Einstein) követően egyszerűen alkalmazni lehetett az atommag részecskéit
összetartó kötési energia ((ΔE) értelmezésére.

E  m * c 2                                                                           [1]

A nukleáris energia dimenziójának az SI rendszerben elfogadott J (joule) helyett a félig
„természetes” mértékegységet, az eV-ot (elektronvolt) használják.

A nukleonok között ható erők nem értelmezhetők kizárólag az atomon kívüli „makrovilág”-
ban ismert kölcsönhatásokkal. A legegyszerűbben erős és gyenge kölcsönhatásra felosztott
magerők sajátosságai a „makroerőkkel” összevetve:
   - a magerők hatótávolsága a távolság kettőnél nagyobb hatványával csökken, tehát
       hatótávolságuk lényegében az atommagok méretére korlátozott,
   - a magerők töltésfüggetlenek,
   - a magerők telíthetőek, azaz két komponens közötti kölcsönhatás nagyságát
       befolyásolja a többi komponens, egy komponens csak korlátozott számú többi
       komponenssel tud kölcsönhatást létesíteni.

         Q1 * Q 2
F  k*                                                                                  [2]
           r2

A „makroerők” fenti általános egyenlete a tömegvonzás, elektromágneses és mágneses vonzás
hatását képes leírni. A „mezőelmélet” szerint a kölcsönhatások nem közvetlenül a két
egymásra ható objektum között, hanem egy-egy objektum és a „mező” között, annak
közvetítésével jönnek létre. A [2] egyenlettel leírható „makroerők” terének mező-komponense
a nyugalmi tömeggel nem rendelkező, vákuumban fénysebességgel haladó foton. A „mező”-
fotont „virtuális foton”-nak nevezik, mert létezése csak a kölcsönhatás létesítésével
kapcsolatos. A magerők nem tartoznak ebbe a kategóriába. Különleges természetük egyik
                                                           E
bizonyítéka, hogy az egy nukleonra jutó kötési energia (       )nem nő lineárisan a nukleonok
                                                            A
számával, mint ahogy a fenti [2] összefüggés érvényessége esetén adódna, csak egy adott
határig (Z=26, vas, Fe) nő, utána csökken. A magerők különleges természete nem volt
megmagyarázható a „fotontér-elmélettel”, a mező-elméletet csak jelentős változtatással
lehetett kiterjeszteni a magon belüli térre. 1935-ben Yukawa a nukleonok között ható erők


                                             2
magyarázatához bevezette az akkor még nem ismert „mező”-komponens, a jelentős nyugalmi
tömeggel rendelkező mezon (π-mezon, pion) fogalmát. Ezzel sikerült értelmezni a magerők
fent felsorolt sajátosságait. Míg a virtuális fotonnal értelmezett kölcsönhatásoknál a fotonok
nyugalmi tömege zérus és a kölcsönhatások hatótávolsága gyakorlatilag végtelen, addig a
magerők körülbelül 1 fm hatótávolságából a közvetítő virtuális π-mezon tömegére a
korlátozott hatótávolságnak megfelelően mintegy 100 MeV ekvivalens energia adódott.




                                           1. ábra
                 Egy nukleonra eső kötési energia a rendszám függvényében

A magerők különleges természetének érdekes megnyilvánulása az egy nukleonra eső kötési
energia grafikonján látható anomália is: a 4 He -nak (2 pozitív töltéssel: α-részecske) extrém
                                            2
nagy kötési energiája van, ennek megfelelően a legstabilabb nukleoncsoport a 2 proton + 2
neutron. Ennek alapján várható volt, hogy a közel azonos alkotórészekből felépülő atomok
közül azok lesznek viszonylag stabilisak, amelyekben több „α-építőkocka” alakítható ki.

A nukleonok számának növekedésével a „Coulomb-taszítás” csak egyre több neutron
beépülésével kompenzálható, A stabilis atommagokban egyre nő a neutron-proton-arány, és a
radioaktív, tehát instabilis atommagokat a „stabilitási vonaltól” mindkét irányban eltérő
nukleonarány jellemzi.




                                              3
                                           2. ábra
                             Stabilis és instabilis atommagok


Izobár magcsoportok energiaviszonyai

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




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




                                      5
                                       4. ábra
     Páros tömegszámú izobár magcsoport kötési energiája a rendszám függvényében>


Páros tömegszám esetén: két „görbével” jellemezhető a kötési energiák grafikonja, különválik
a kétszer páros és a kétszer páratlan magok csoportja. Ennek oka az, hogy a kétszer páros
magoknál több „α-építőkocka” alakulhat, mint a kétszer páratlanoknál, ezért azok általában
stabilisabbak. Az energiaviszonyok bonyolultabbak, ezért lehetőség van arra, hogy egy
tömegszámhoz egynél több stabilis izotóp tartozzék.

Magmodellek:
  - Cseppmodell: az atommagon belül homogén struktúra.
  - Héjmodell: az atommagon belül a nukleonok az atomi elektronokhoz hasonló rögzített
     pályákon, különböző energiaállapotban mozoghatnak. Kitüntetett nukleoncsoport: α-
     részecskék
  - Összetett modell – mindkét modell igaznak bizonyult elemeit tartalmazza.




                                             6
1. 3. Magátalakulások

A radioaktivitás instabilis atommagok önmagától való, tehát külső hatás nélkül bekövetkező
átalakulása. A radioaktivitás definíciója és alapegyenlete:

dN   * N * dt                                                                      [3]

N  N 0 * e  t                                                                      [4]

       dN
A         N                                                                        [5]
       dt

A  A 0 * e  t                                                                      [6]

N: bomlásra képes, azonos szerkezetű atommagok száma; λ: bomlási állandó – időegységre
jutó bomlási valószínűség, A: (radio)aktivitás, t: idő. A felezési idő és a bomlási állandó
összefüggése:

       ln 2
T1                                                                                   [7]
 2
        

Az aktivitás (bomlás) értelmezése: a gerjesztett állapotban lévő nukleonok (kvarkok)
„rezgések” során adhatnak át egymásnak energiát – részecskekibocsátás a magból:,
alagúteffektus. A rezgések maximális frekvenciáját a belső kölcsönhatás típusa határozza
meg. „Alapidő”: az elemi állapotváltozáshoz szükséges minimális időtartam (pl. erős
kölcsönhatásnál 10-22 s körül). A bomlás statisztikusságának magyarázata: minden egyes
gerjesztett magban a többitől függetlenül áll fenn ez a „rezgési” rendszer, amely
véletlenszerűen eredményezhet alagúteffektust és ezáltal bomlást. A bomlás valószínűsége
arányos a rezgések frekvenciájával és a megfigyelés időtartamával.

Levezetések a [3] alapegyenletből: integrálás (elbomlott/megmaradt magok száma - [5], [6]
egyenlet), egyszeres leányelem aktivitása differenciális és integrális alakban.

dN 2
       2 * N 2   1 * N 1                                                         [8]
 dt

A radioaktivitást jellemző fizikai konstansok:
    - felezési idő és bomlási állandó,
    - bomlási mód(ok) – lásd később részletesen,
    - a bomlás során kibocsátott részecske kinetikus energiája ER [keV/részecske],
    - ezen részecskék kibocsátásának valószínűsége a bomlás bekövetkezésekor – bomlási
       valószínűség/gyakoriság fR [részecske/bomlás]

Bomlási módok:




                                            7
A bomlás lényege, hogy a bomlást „szenvedő” atommag energiatartalma (ΔE) csökken, és ez
az energia a bomlás által kibocsátott részecskesugárzás energiájává alakulva kijut az
atommagból:

E   ( Em Ekin )                                                                       [9]
       p



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

alfa [ 4 He 2 ] – diszkrét energiaváltozás, jellemző az adott radioizotópra, de megoszlik a
       2
részecske mozgási energiájára és a visszalökött mag energiájára. Az alfa-bomlás „hajtóereje”
a nukleonok közti erős kölcsönhatás.

                                 ~
béta   3-féle: n  p                   elektron és antineutrínó kibocsátása

                p   n                 pozitron és neutrínó kibocsátása,

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

e   e   2 f , Ef = 511 keV                                                            [10]

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

gamma - a nukleonok átrendeződése nyugalmi tömeggel és töltéssel nem rendelkező foton
kibocsátásával jár. A γ-bomlás „hajtóereje” nem határozható meg közvetlenül, mint az α- és
β-bomlásé, mert ez a bomlási mód csak más magátalakulások „maradék”, azaz újabb
részecske kibocsátásra már nem elegendő többlet-energiájának leadása során következik be,
mintegy a mag „finomszerkezetének” helyreállítása során. A foton energiája diszkrét,
szigorúan azonos a megváltozott belső részecske által betöltött előző és következő
energiaszint különbségével, ezért jellemző az adott radioizotópra. A mag belső energia-
eloszlásának változása egyes esetekben (főként kisebb energiaváltozásoknál, Εγ<2-300 keV)
nem foton kibocsátásával jár, hanem az energia egy, általában belső, szimmetrikus


                                              8
atompályán rezidens (azaz a magon „belül” is bizonyos tartózkodási valószínűséggel
rendelkező) elektron mozgási energiájává alakul. Ez a belső konverzió (internal conversion,
IC)

E   E e ,kin  E e ,köt                                                              [11]

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

hasadás – a 90-nél nagyobb rendszámú radioaktív atommagok egy része nem (csak) az előbb
bemutatott háromféle bomlási mód valamelyikével csökkentheti belső gerjesztett állapotát,
hanem két, nagyjából egyforma, közepes méretű atommagra való szétválással (fission) is.A
hasadás során zömében radioaktív, nagy neutronfelesleggel rendelkező, tehát β--bomlással
stabilizálódó nuklidok és hasadásonként 2-3 „szabad” neutron keletkezik. A neutronok más
nuklidok hasadását indukálhatják: láncreakció. A keletkezett hasadási termékek és azok
részecskesugárzása elnyelődik a hasadóanyagot körülvevő közegben – nukleáris
energiatermelés alapja.

Számítási példa: az emberi szervezetben lévő 40K-tartalomból származó aktivitás kiszámítása.
Adatok: 40K felezési ideje 1,28.109 év, átlagember testtömege 70 kg, átlagos K-tartalom:
(esszenciális makroelem, kortól és nemtől függő koncentráció határok: férfiak 1,7 – 2,73 g/kg,
nők 1,33 – 2,28 g/kg, 10 éves kor körül maximális). Átlag: 0,2 %, izotóparány a K-on belül
0,0118 %. Eredmény: kb. 4200 Bq. 40 K (kétszer páratlan tömegszámú nuklid!) bomlási
                                       19
               -
módjai: 89 % β -bomlás, 11 % EC és γ-sugárzás.




                                              9
1. 4. A sugárzások és az anyagi közeg kölcsönhatásai:

Általános jellemzők:
 A közeg kölcsönhatásra képes alkotórészei: elektronok, az atom és az atommag
     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 60-70 %-a) nem ionizációt, csak
     gerjesztést eredményez, azaz összességében a közeg termikus energiáját növeli meg.
 A gyorsan mozgó szabad töltéshordozók (β--részecskék vagy ionizált szekunder
     elektronok) az atomok elektromágneses terében fékeződve járulékos fotonsugárzást =
     folytonos röntgensugárzást kelthetnek.

A sugárzásnak anyagi közegben megtett rövid (ezért egyenes vonallal közelíthető)
útszakaszán bekövetkező (ionizációt, gerjesztést vagy szekunder sugárzást kiváltó) kinetikus
energiaváltozása a LET:

LET = dE/dx                                                                             [12]

Lineáris energiaátadási tényező – értéke jelentősen függ a közeg halmazállapotától, a
sugárzás típusától és energiájától, ezért nem konstans, de sugárzásfajtánként jellemzően
különböző. Mivel a sugárzás biológiai veszélyességét a sejt mérettartományában átadott
energia határozza meg, a LET jellemző dimenziója keV/μm.

1. 4. 1. α-sugárzás:
kölcsönhatási formák: gerjesztés/ionizáció.
Fékeződés során az α2+-részecske nagyobbára egyenes úton halad. Az általa „eltalált”
elektronok az adott kötési energiánál lényegesen nagyobb „energia-adagot” vesznek át a
részecskétől, ezért maguk is ionizáló képességgel rendelkező, nagy sebességgel haladó
részecskék lesznek. Ezek a „primer” ütközésben szórt elektronok a továbbiakban más
elektronoknak adnak át az energiájukból, azokat vagy gerjesztik, vagy ionizálják. A folyamat
végeredményeképpen az α2+-részecske lelassul, elveszti ionizáló képességét, viszont az
ütközések során ionizált elektronok összessége az anyagban szabaddá vált töltést képvisel.
Hatótávolság (range) definíciója: átlagos vagy maximális behatolási mélység, értéke függ az
energiától és a közeg (elektron)sűrűségétől. Szabad úthosszak levegőben: néhány cm és
kondenzált anyagokban: kevesebb, mint 100 μm. LET: vízben (élő szervezet anyagában) 120
– 180 keV/μm.

1. 4. 2. β- és β+-sugárzás:
kölcsönhatási formák:
    - elektronnal ionizáció/gerjesztés;
    - atomi erőtérrel: fékezési sugárzás (folytonos röntgensugárzás, energiája a közeg
         rendszámától is függ), Cserenkov-sugárzás: az adott közegben fennálló
         fénysebességnél nagyobb sebességű elektron emellett látható fényt is kibocsát.


                                             10
Primer elektron: a nukleáris sugárzás által elsőként „eltalált” (ionizált) elektron. A primer
részecske által átvett energia a továbbiakban az α-sugárzásnál ismertetett módon alakul át
gerjesztett illetve ionizált elektronok halmazává. Hatótávolság: átlagos behatolási mélység. Ez
lényegesen rövidebb (kondenzált anyagokban néhány milliméter), mint a β--részecskék által
megtett teljes úthossz, mert az ütközések jelentős irányváltozással is járnak. LET vízben: 5-10
keV/μm.

1. 4. 3. γ- és Röntgen-sugárzás:

kölcsönhatási formák:
    - elektronnal: sokféle szórási modell, legvalószínűbb a Compton- és a fotoeffektus.
       Előbbi: „mechanikus” ütközés a foton és a közeg egy elektronja között, a maximális
       (180o-os szóráshoz tartozó) átadható energia kisebb, mint a foton teljes energiája, az
       energiaátadás valószínűsége függ a szórás szögétől, az eredeti energia nagyságától és a
       rendszámtól.
       Utóbbi: teljes energia átadása (total absorption), „rezonancia-abszorpció” egy
       elektronnal: a foton megszűnik, teljes kinetikus energiáját átveszi a primer elektron. A
       két kölcsönhatás egymás versenytársa. Bekövetkezésük valószínűsége eltérő
       mértékben függ a sugárzás energiájától és a közeget alkotó atomok rendszámától. A
       fotoeffektus csak kis energiáknál (<3-400 keV) fordulhat elő.
       A Compton- illetve fotoeffektus révén szabaddá vált elektronok a továbbiakban a β-
       sugárzásnál ismertetett módon váltanak ki gerjesztést illetve ionizációt az anyagban.

   -   atomi erőtérrel: párkeltés, ha a foton energiája nagyobb az elektron nyugalmi
       tömegének kétszeresénél,

       Ef > 2* 511 keV

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




                                              11
4. ábra: Compton-szórás, teljes abszorpció („fotoeffektus”) és párkeltés valószínűsége a
fotonenergia függvényében

A sugárgyengülés egyszerűsített valószínűségi modellje:

dI   I ( x)    N  dx                                                              [13]

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

  N                                                                                 [14]

μ tehát az egységnyi úthosszon bekövetkező gyengülés valószínűségeként értelmezhető. A
[13] egyenlet integrálásával kapjuk a párhuzamos homogén energiájú sugárnyaláb homogén
közegben történő gyengülési egyenletét:

I  I 0  exp(  x)                                                                    [15]

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




                                             12
5. ábra A gamma-sugárgyengülés egyszerű modellje

1. 4. 4. neutronsugárzás:

kölcsönhatási formák:
    - elektronnal nincs közvetlen kölcsönhatás;
    - abszorpciós magreakció: a neutron elnyelődik az „eltalált” atommagban, és egy
       átmeneti mag-állapoton keresztül új, döntő többségben radioaktív atommagot hoz
       létre. Az átmeneti mag kialakulását a neutron beépülésével egyidejűleg részecskék
       (elsősorban γ-foton) kibocsátása kíséri. Ez a kísérő sugárzás csak a magreakció alatt,
       tehát a neutronbesugárzás fennállásáig tapasztalható, de a létrejött radioaktív mag
       bomlási sugárzása ezt követően is fennáll. Az abszorpciós magreakció főként kis
       mozgási energiájú (termikus) neutronokkal következhet be, az egyes atomfajták
       kölcsönhatási valószínűségét „abszorpciós hatáskeresztmetszet”-nek nevezik.
    - szórás: a neutron abszorpció, azaz átmeneti mag keletkezése nélkül szóródik az eltalált
       atommagon. A szórás eredményezhet magátalakulást (spalláció) vagy „csak” kinetikus
       energiát juttat az eltalált atomnak. A szóródás folyamata főként nagy mozgási
       energiájú neutronokkal valósul meg. A magátalakulás nélküli szórás különösen
       valószínű a kis rendszámú, a neutronnál nem sokkal nagyobb magokkal, így
       elsősorban a hidrogénnel és a deutériummal. Ezekben az ütközésekben nem keletkezik
       radioaktív nuklid, de a mozgási energiát átvett és ezáltal kötésállapotát „elhagyó”
       ionizált hidrogénatom (p+) a továbbiakban nagy energiájú töltött részecske-
       sugárzásként viselkedik, tehát sugárvédelmi szempontból „viselkedése” az α2+-
       sugárzáséhoz lesz hasonló.

A kölcsönhatásokat – különösen a külső sugárterhelés, tehát az emberi szervezeten kívülről
érkező, abba behatolni képes sugárzások energiaátadását – az abszorpciós együtthatókkal
szokás leírni. Az egyes kölcsönhatási formákat külön-külön abszorpciós együttható jellemzi.
Ezeket elsősorban a γ-sugárzás elnyelésének leírására alkalmazzák, mivel ez a sugárzásfajta
képes általában külső sugárterhelést okozni. A részecske teljes energiaveszteségére illetve a


                                             13
közeg ionizációjának bekövetkezésére az ezekből képezett kumulált abszorpciós együttható
határozható meg.


            m2 
  A * A  3                                                                          [16]
            m 

             m2 
A  Z * e                                                                             [17]
             atom 

         atom 
     N        
 A  A  mól                                                                            [18]
     VM  m 3 
         mól 
              

μ: lineáris abszorpciós együttható (más néven: makroszkópikus abszorpciós
hatáskeresztmetszet, az anyag térfogategységére jutó összes, abszorpcióra „alkalmas” felület).
σe: egy elektronnak az adott típusú és energiájú sugárzás abszorpciójára „alkalmas” felülete
(elektron-hatáskeresztmetszet, az elektron mint objektum felületének és az ütközés
bekövetkezése esetén érvényes abszorpciós valószínűségnek a szorzata, [m2/elektron]). σA:
atomi hatáskeresztmetszet. Z: rendszám [elektron/atom]. ρA: atomsűrűség (az anyag
térfogategységében lévő atomok száma [darab/m3], NA az Avogadro-szám (az anyag 1 mólnyi
mennyiségében lévő atomok száma), VM móltérfogat.

A μ értelmezése eltérő annak függvényében, hogy a sugárzás gyengülésének valószínűségét,
vagy „csak” az abszorpció révén a közeg elektronjainak energiafelvételi (ionizációs vagy
gerjesztési) valószínűségét kívánjuk kifejezni vele.

    dE
  dx                                                                                    [19]
    E inc .

A lineáris abszorpciós együttható a LET fogalmából is levezethető: itt az egységnyi,
„ütközésbe vitt” energiára (Einc, inc.=„incident”, ütközési) jutó differenciális
energiaveszteséget jelenti. Mivel μ a fenti definíciók szerint egységnyi térfogatra vonatkozik,
erősen függ az anyagok halmazállapotától, ezért sok esetben célszerűbb a térfogat helyett
                                   
egységnyi tömegre vonatkoztatni.     a lineáris abszorpciós együttható és a sűrűség hányadosa,
                                   
a tömegabszorciós együttható [m2/kg].

A fenti abszorpciós összefüggések közvetlen alkalmazhatóságának feltételei: a sugárzási
energia és a közeg homogenitása. Az abszorpciós együtthatók valószínűségként való
értelmezése révén összegüket egymást kizáró valószínűségek eredőjeként tekinthetjük.
Összetett anyagoknál μ-et a molekuláris összetétel szerint súlyozva szokás megadni, itt az
egyes μ-k a molekulát alkotó atomok összegzett abszorpciós együtthatóit jelentik. Egy adott
atomfajtánál is értelmezhető az „eredő valószínűség” az egyes kölcsönhatásokra vonatkozó μ-


                                              14
k összegeként, mivel az egyes energiaátviteli folyamatok (Compton-szórás, fotoeffektus,
párkeltés) egymásnak nem következményei, hanem egymást kizáró versenytársak.

  1   2  3  ...  i                                                           [20]

Jellemző értékek: 100 keV foton vízre (testszövet!) μ=17 m-1, ólomra μ=8700 m-1, 1000 keV
foton vízre μ=11 m-1, ólomra μ=120 m-1.

Gamma-sugárzásra (diszkrét energia, homogén összetétel) a lineáris sugárgyengülési egyenlet:

dI   * I * dx                                                                        [21]

I  I 0 * exp   * x                                                                 [22]

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




                                             15
2. Dózismennyiségek

Az anyagban elnyelt ionizáló sugárzási energia fizikai, az élő anyagban, az emberi test
szöveteiben emellett kémiai, biokémiai és biológiai hatást fejt ki. A hatás mértékeként a
tömegegységben elnyelt és ionizációra fordított összes sugárzási energiát, a dózist
választották.

2.1. Elnyelt dózis

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

     dE E  J            
D         kg , Gray, Gy                                                               [23]
     dm m                

dE, illetve ΔE a sugárzás részecskéi által az adott objektumban (annak infinitezimális
elemében) leadott és ott – összetett energiaátviteli folyamatok eredményeképpen - részben
ionizációt eredményező összes sugárzási energia, amely tetszőleges számú, de egyenként is az
adott közeg ionizációs energiáját jelentősen meghaladó mozgási energiával rendelkező
részecskétől származhat, m a tárgy tömege. Az elnyelő közeg és az elnyelt sugárzás
sajátosságainak szétválasztását bemutató egyenlet:

dD        
    E *                                                                                 [24]
dt        

       A *f R*E R
E                                                                                       [25]
       4*r2 *

Az elnyelt dózisteljesítmény a sugárzásra jellemző energiafluxus (energiaáram-sűrűség) és az
anyagra jellemző, de a sugárzás energiájától is függő tömegabszorprciós együttható szorzata.
„A” a forrás aktivitása [Bq], ER a bomlás során kibocsátott részecske kinetikus energiája
[keV/részecske], fR ezen részecskék bomlási gyakorisága [részecske/bomlás]. (Lásd az 1.2.
fejezetet) A [25] egyenlet felírásakor a sugárforrást pontforrásnak tételezzük fel, amely körül
az izodózis-tér gömbszimmetrikus. r a mérési pont távolsága a sugárforrástól. Ha az adott
radioizotóp többfajta illetve különböző energiájú sugárzásokat is kibocsát bomlása során,
akkor – mivel μ/ρ értékei energiafüggőek – minden sugárzásra külön kell felírni a [24]
egyenletet.

Ha a sugárzás és a közeg fenti sajátosságai ismertek, akkor a konstansok és az anyagok
minősége illetve a sugárzási energia függvényében változó, de ismert értékű anyagi jellemzők
egy közös tényezőbe, a dózistényezőbe (kγ) vonhatók össze:

dD       A
    k * 2                                                                               [26]
dt       r

Többkomponensű sugárzás esetén



                                              16
                  
      f i *E i *  
                  
     i             i
k                                                                                       [27]
            4*

A k dózisállandó (helyesebben dózistényező) nem „fizikai konstans”, mert adott sugárzó
anyaghoz és adott detektorhoz (elnyelő közeghez) tartozik, de ezeket rögzítve értéke állandó,
táblázatokban hozzáférhető.


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

           
       E * 
           
  D         x
Q x                                                                                     [28]
  Dm       
       E * 
           
            m

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

2.2. KERMA

KERMA = Kinetic Energy Released in Mass Absorption – a sugárzás közvetlenül vagy
közvetve ionizációhoz vezető elnyelése során energiát átvett részecskéknek juttatott összes
kinetikus energia. Szokásosan felosztják részecske- és sugárzási KERMÁra, előbbi az anyag
elektronjainak átadott energiát, utóbbi az energiaátadás során keletkező másodlagos
fotonsugárzásokat (folytonos és karakterisztikus röntgensugárzások, lásd 1.3. fejezet) foglalja
össze. A KERMA elsősorban a dózis mérésével kapcsolatban használatos fogalom, az az
elnyelt dózis, amelynek eredményeképpen a detektorban szabad töltéshordozók (válaszjelek)
keletkeznek. A detektor – szemben az élő szervezettel – a válaszjelek keltése szempontjából
ideálisan homogénnak tekintendő, tehát a válaszjelek száma/nagysága nem függhet attól, hogy
a detektor érzékeny térfogatának melyik pontjáról származnak.

A KERMA (a mérhető dózis) és az elnyelt dózis csak akkor azonos egymással, ha a sugárzás
elnyelésének összetett fizikai folyamata során az elnyelő közeg egy, a beeső primer sugárzás
irányára merőleges differenciális vastagságú „szeletében” a primer kölcsönhatás során


                                              17
energiát felvett, a szeletet elhagyó részecskék száma és energiája megegyezik a külső
„szeletekből” az adott szeletbe érkező szekunder részecskék számával és energiájával. Ekkor
fennáll a szekunder részecske egyensúly. Ez az állapot a testszövetbe jutó γ-és Röntgen-
fotonok esetében mintegy 0.07 mm mélységben már létrejön.

<6. ábra A D dózis és a K kerma változása az x rétegvastagság függvényében >

2.3. Egyenértékdózis

H  D * w R Sievert , Sv                                                        [29]

wR a sugárzás károsító képességére jellemző relatív szám, a sugárzási tényező. wR arányos az
egyes sugárfajták átlagos LET-értékével. Értéke α-sugárzásra 20, β--, γ- és Röntgen-sugárzásra
1, neutronsugárzásra – a neutronok igen különböző, erősen neutronenergia-függő
kölcsönhatásainak megfelelően – 5 és 20 között változik, maximális értékét a 100 keV és 2
MeV közötti energiájú neutronok esetében veszi fel, mert ezek az emberi testszövetben
hidrogénatomokkal való ütközés révén az α-sugárzással közel azonos LET-értékű H+-ionokat
keltenek. Az egyenértékdózis „antropomorf” fogalom: szigorúan csak az emberi testszövetre
alkalmazhatók az adott sugárzási tényezők, más élőlényekre más értékeket kellene
megállapítani.

Biológiai hatások: sejtpusztulás (nekrózis) vagy génmutáció. Előbbit determinisztikus, utóbbi:
sztochasztikus károsító hatásnak nevezzük. A determinisztikus hatás „kötelezően”
bekövetkezik, ha a dózis meghaladja a hatásküszöböt, ebben pl. az égéshez hasonlít.
„Sugárbetegségnek” is nevezik. Halálos sugárbetegség oka lehet a központi idegrendszert, az
emésztőrendszert vagy a vérképző szerveket ért nagy dózis.

Az emberi test mintegy 220 különböző sejttípusból áll. Minden sejt az emberi szervezet
felépítéséhez és működéséhez szükséges teljes genetikai információt tartalmazza, ám ennek
csak egy részét használja: egy izomsejtben például más gének aktívak, mint egy agysejtben. A
sejtek normális körülmények között szabályosan növekednek, majd életük, az „interfázis”
befejezéseként osztódnak (mitózis), s így újabb sejtek születnek, vagy elhalnak (apoptózis). A
mutáció eredményeként a sejt eredeti génállománya megváltozik, legtöbbször a DNS-lánc
hasadása (törése) történik meg. A mutációk káros hatása nem a mutációt elszenvedett sejt
biológiai viselkedésén, hanem a mutáns sejt osztódását (mitózis) követően létrejövő új sejtek
működésén tapasztalható. A DNS (dezoxi-ribonukleinsav) cukor- és foszfátcsoportokból
felépülő kettős spirál, amelyekhez szerves bázisok kapcsolódnak. Egy láncelem neve
nukleotid. A láncot a bázisok között hidrogénhidak tartják össze. A DNS-ből felépülő örökítő
elemek a kromoszómák. A DNS nukleotidjai a sejtet felépítő fehérjék összetételét kódolják. A
gén a DNS egy fehérjét kódoló, vagy egy sejti tulajdonságot meghatározó darabja. A gének
együtt alkotják az egyed genetikai információit tartalmazó genomot.

A mutáns ráksejt (tumorsejt) genetikai programja sérült, szaporodási programját a környező
ép sejtek felemésztésével tudja megvalósítani. A hibás DNS-láncot az interfázis során belső
(intracelluláris) enzimes folyamatokban, a „repair” során a sejt kijavíthatja. A tumorsejt a
mitózis révén manifesztálódik. A rosszindulatú (malignáns) tumorsejtek az egészséges
sejteknél sokkal gyorsabban osztódnak, és olyan új sejteket hoznak létre, melyek a szervezet
számára károsak. A mutációt a szervezet kétféleképpen eliminálhatja:
a/ a mutációt szenvedett sejt hormonrendszere felismeri és kijavítja a lánctöréseket – repair;


                                             18
b/ az osztódással létrejött új, káros (tumor) sejtet a szervezet védekező (immun)
mechanizmusa észleli és eltávolítja.
Ha a kijavítás nem sikeres, kifejlődik a tumor.

          Ha tá s
          100%




0%
                                                Dóz is
                 Küs z öb
                                             7. ábra
               A determinisztikus hatást jellemző dózis/károsodás összefüggés>




      Koc ká z a t




                                                         m=5*10 -2 /S v

                                                                          Dóz is

                                            8. ábra
                A sztochasztikus hatásnak betudható kockázat/dózis összefüggés

A feltételezett egyenes meredeksége: 5×10-2 eset/Sv. Ennek értelmezése: a természetes eredetű
sugárterhelés mellett adott esetben mutatkozó többletdózis növeli a daganatos megbetegedés
kockázatát. Konzervatív becslés: a kockázatot nem szabad alul- csak felülbecsülni.


2.4. Effektív dózis, lekötött dózis, kollektív dózis



                                                  19
Az egyes emberi szövetek nem egyformán érzékenyek az ionizáló sugárzás által keltett
génmutációk nyomán a rosszindulatú daganatok kialakulására. A gyors életciklusú, relatíve
nagy sejtmagot tartalmazó sejtekből felépülő szövetek a legérzékenyebbek. A szövetek relatív
érzékenysége szerint súlyozni kell a szerveket érő, adott esetben (belső sugárterhelés, azaz a
sugárforrások inkorporációja esetén) különböző egyenérték-dózisokat, ez az effektív dózis.

H E   H T w T [Sv ]                                                                    [30]
         T



w
 T
     T       1                                                                          [31]


Jelenleg alkalmazott wT értékek: 0.2: nemi szervek; 0.12: vörös csontvelő, tüdő, gyomor és
bélrendszer; 0.05: hólyag, emlő, máj, nyelőcső, pajzsmirigy; 0.01: bőr, csontfelszín – további
„maradék” összesen 0.05.

HE: effektív dózis, wT szöveti súlyozó tényező. Inkorporáció lehetőségei: lenyelés, belégzés,
bőrön át való bejutás.

HC: lekötött (effektív) dózis: a szervezetben 1 év alatt jellemzően ki nem ürülő radioaktív
szennyezés integrális dózisa gyermekeknél t=70, felnőtteknél t=50 évre:

      T
             dH E
HC              dt                                                                     [32]
         0
              dt

Az inkorporált sugárzás dózisa közvetlenül nem mérhető, csak számítható. A belső
sugárterhelés alapegyenlete:

                                            1
H T   u S * wR * E R * f R * QR S  T  *                                          [33]
      S      R                              mT

<9. ábra: a „forrás” (S) szövetek és a „cél” (T) szövet fiktív elhelyezkedése>

uS: az adott „forrás”(S) – szervben bekövetkező bomlások száma a radioaktív anyagnak az
adott szervben való tartózkodási ideje alatt, Q: abszorpciós (elnyelési) hányad, a
sugárforrásból kibocsátott energia hányadrésze jut az „S” szervből a „T” cél-szövetbe és okoz
ott ionizációt (függ a két szerv közötti térszögtől = bejutási valószínűségtől és a bejutott
sugárzás abszorpciós valószínűségétől). A többi jelölés azonos a korábbiakkal. HT pontos
számításához szükséges az összes érintett szövetre és radioizotópra vonatkozó átviteli
függvény ismerete. Ezek a függvények igen változó alakúak, függenek az izotópot „hordozó”
inaktív anyag kémiai természetétől (pl. vízben oldható vagy oldhatatlan, ionos vagy
molekuláris szerkezetű stb.), valamint az emberi egyedek biológiai variabilitásától is.

DCF = dose conversion factor – dóziskonverziós tényező [Sv/Bq] egységnyi, egyidejűleg (akut
módon) inkorporált aktivitás (Ain) adott útvonalon (belégzés vagy lenyelés) és adott kémiai
formában történő bevitele által kiváltott egyenérték-dózis (szervekre) és effektív dózis (az
egész emberre). Értékei kémiai forma és életkor szerint eltérőek. Az egyes radioizotópok
sugárveszélyességének mértékéül szolgál.


                                              20
          HE
DCF            [Sv/Bq]                                                                      [34]
          Ain

Kollektív dózis (C): egy embercsoport tagjainak egy adott sugárforrástól származó effektív
dózisának összege – emissziós dózisfogalom.

C   H E ,i  ni [személy×Sv]                                                               [35]
      i

ni az i-edik csoport tagjainak száma, akik az adott sugárforrástól HE,i effektív dózist kaptak.


Számítási példák a külső- és a belső sugárterhelés eseteire:

- külső sugárterhelés: [23] egyenlettel, 60Co 1 TBq-es forrás szerelését hány percig végezhetné
valaki 10 cm távolságból ahhoz, hogy dózisa kisebb legyen, mint 1 mSv? (k=305
[(Sv/h)/(GBq/m2)])

- belső sugárterhelés: [30] egyenlettel, mekkora dózisa lesz 1 év alatt saját magától egy
embernek? (K-tartalom 0.2 %, 40K-atomhányad 0.0117 %, testsúly 70 kg, 40K-felezési idő
1.277×109 év, gamma-sugárzás elnyelési hányada 37 %, béta- és röntgensugárzás elnyelési
hányada 100 %, gamma-energia (elektronbefogás kísérője) 1461 keV, gamma-gyakoriság 11
%, béta-energia 510 keV, béta-gyakoriság 89 %, röntgen-energia 3 keV)




                                               21
3. Az ionizáló sugárzás egészségkárosító hatásai, sugárvédelmi szabályzás


Dóziskorlátok értelmezése az általános kockázat alapján, ipari és lakossági szint, összevetés a
természetes dózis kockázatával.
Nemzetközi sugárvédelmi szervezet: ICRP International Commission on Radiation Protection
(1928 óta) – ajánlásokat készít, melyeket az IAEA International Atomic Energy Agency –
NAÜ Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (ENSz-szerv) „továbbít” a tagállamoknak.
EURATOM: az Európai Unió nukleáris technikai – sugárvédelmi szervezete.

A sugárvédelem alapvető célja, hogy senkit se érjen determinisztikus sugárhatás, és a
sztochasztikus hatás kockázata elviselhető legyen. A szabályzás tárgya a „többlet”-dózis,
tehát a természetes sugárterhelés (legalább is annak emberi beavatkozással nem
befolyásolható része) nem tárgya a szabályozásnak.

A sugárvédelmi szabályzás három „hagyományos” alapelve (ICRP#26 – 1976 óta):
   - indokoltság = a sugárzás alkalmazásának nagyobb legyen a haszna, mint a kára
       (kockázata),
   - optimálás (ALARA – as low as reasonably achievable) = az észszerűen elérhető
       legalacsonyabb sugárzási szint valósuljon meg az egyes alkalmazások során (ez
       „tervezési szint” legyen az egyes tevékenységekre),
   - immissziós (egyedi) korlátozás = a sugárzást „elszenvedő” egyénekre vonatkoznak a
       korlátok, bárhol is tartózkodjanak a sugárforrásokhoz képest.

1976 óta a dóziskorlátok csökkentek (szigorodtak): ICRP#60 (1991), EURATOM 96/29,
IBSS IAEA Safety Series 115 (1996).
Magyarország: 1996. évi CXVI. tv. (II. atomtörvény), 16/2000. EüM. r., 15/2001. KöM. r.
23/1997. NM. r.

Külön szabályozás a normális és a baleseti helyzetekre (utóbbinál: elkerülhető dózis alapján)
Immissziós dóziskorlát DL foglalkozási sugárterhelésre 20 mSv/év (pontosabban: 100 mSv 5
egymást követő évre), lakosságra 1 mSv/év többletdózis a természetes sugárterhelés felett.
Korlátozás logikája: immissziós és emissziós korlátok, utóbbiak a sugárzást és/vagy sugárzó
anyagokat kibocsátó létesítményekre érvényes korlátok. Mérhetőség: elsősorban az emisszió
korlátozásához vonatkoztatási szintekre van szükség. Emisszióra vonatkozó dóziskorlát: DC
dózismegszorítás.

DL   DC                                                                                 [36]
       s    i


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



                                              22
szétterülése (diszperziója) miatt nagyobb lehet a kibocsátási forrástól adott d távolságra élő
kritikus csoportra ható Amax,i-nél.

                         DC
A
 i
      m ax,i   
                    i   DCF i
                                                                                         [37]


Aem,i = Amax,i × f-1(d,...)                                                              [38]

f-1(d,...) a távolságtól és sok más paramétertől (levegőbeli terjedésnél meteorológiai, vízi
terjedésnél hidrológiai stb.) is függő terjedési egyenlet inverze, értéke gyakorlatilag minden
esetben jelentősen kisebb, mint 1. Az egyes magyarországi létesítmények jellemző DC
emissziós korlátai: Paksi Atomerőmű 0.09 mSv/év, más, kisebb összes aktivitást tartalmazó
létesítmények 0.01 – 0.03 mSv/év, az ÁNTSZ (Állami Népegészségügyi és Tisztiorvosi
Hivatal) egyedi engedélyében meghatározva. A foglalkozási sugárterhelésre is értelmezhető a
dózismegszorítás, de ott lényegében azonos az egyes műveletekre „lebontott” dóziskorláttal.

Mentességi szint: az az aktivitás (MeA) vagy aktivitás-koncentráció (MeAK), ami még a
lehető legnagyobb DCF-fel leírt útvonalon inkorporálva sem okozhat a dózismegszorítás
elfogadott minimumánál (10-30 μSv/év) nagyobb belső sugárterhelést az arra legérzékenyebb
személynek sem. Elsődlegesen radioaktív hulladékokra, tehát a természetben elhelyezett és
közvetlenül nem inkorporálható formában lévő anyagokra határozták meg. Az az anyag nem
mentes a sugárvédelmi szabályozás hatálya alól, amelyre nézve mindkét alábbi összefüggés
teljesül:

      Ai
 MeA
 i
               1                                                                        [39
           i



      AK i
 MeAK
 i
                   1                                                                    [40]
               i



I: radioizotóp, amely kimutatható a kérdéses anyagban. Izotóponként, rendeletben jelentették
meg ezen értékeket.

Terjedési modellek szerepe: belső sugárterhelés számításában, emisszió és immisszió
összekapcsolásában. Egyéb szabályzások: felületi szennyezettség munkahelyeken, radioaktív
hulladékok kategorizálása a [39] – [40] egyenletek, a hulladékcsomag hőtermelése ill. külső
dózisteljesítmény alapján.




                                             23
4. Sugárzásmérés

Célok: Dozimetria vagy nukleáris analízis

Dozimetria: utólagos ellenőrzés = dózismérés vagy megelőzés (tervezés) = dózisteljesítmény-
mérés

Követelmények dózismérőkkel szemben: energia- és sugárfajta-függetlenség – lásd 2.1.
fejezet. (Analízisnél: az adott sugárzásfajtára minél nagyobb érzékenység, a válaszjelek
pontos, reprodukálható energia-szelektivitása – egészen más!!!)
A dózismérők “energiafüggetlensége” – Bragg-Gray elv [26] egyenlet. Irányfüggetlenség,
lineáris jelzés/dózis-függés, sok nagyságrend átfogása, felejtés, szövetekvivalencia vagy
arányosság (korlátok, bizonytalanságok, hibák)

Eszközök:     1. dózismérők
              2. dózisteljesítménymérők
              3. analitikai detektorok

Dózismérők: általában “utólagos” ellenőrző mérésekre alkalmasak. Típusok:

4.1.1. Kémiai dózismérők (az elnyelt sugárzási energia kémiai változást okoz)
        - film “badge” AgBr bomlása, érzékenyítés, energiafüggés átalakítása előtét-lapok
alkalmazásával. Egyszeri expozíciós lehetőség, a kalibráláshoz egy másik, ugyanolyan
sajátosságú filmmel kell feketedés/dózis-arányt megállapítani. Gamma- és neutrondózis
mérésére alkalmas, utóbbi esetben a film előtt Cd-lemez van, ami a neutronokat magreakció
során elnyeli, és a magreakciót kísérő „prompt” gammasugárzás feketíti a filmet. Országos
Filmdozimetriai Szolgálat OFSz szintjei: feljegyzési, kivizsgálási, intézkedési.
        - Fricke-doziméter: Fe(II)-Fe(III) színreakciója, a színesség mértéke arányos a
dózissal.

4.1.2. Elektronikus dózismérők (az elnyelt sugárzási energia szabad töltéshordozókat hoz
létre, amelyek révén az addig szigetelő gáztér ideiglenesen vezető lesz)
    - elektroszkóp (a kondenzátorra vitt töltést csökkentik a gáztérben a sugárzás által
        keltett ionpárok),
    - gázionizációs detektorok (állandó potenciálkülönbség a fegyverzetek között, a
        sugárzás által keltett impulzusok regisztrálása)

4.1.3. Szilárdtestdetektorok (szigetelő ionkristályok – a bennük létrejött „szabad”
töltéshordozók nem tudnak helyet változtatni, ezért a sugárzástól átvett energiatöbbletet nem
elektromos jelként, hanem a kristályon áthatolni képes sugárzás formájában adják le) – a
detektálási folyamat két, egymástól időben elkülönülő részből áll, az expozícióból és a
kiolvasásból.
        - RPL (radiophotoluminescence) UV fénnyel kiolvasható, Yokota-üveg
        - TSEE (thermally stimulated exoelectron emission) (BeO: kis rendszámú ionkristály)
        - TL (thermal luminescence - termolumineszcencia): Nagyobb rendszámú elemekből
        álló speciális ionkristályoknál fénykibocsátássá konvertálható az elnyelt energia.
        Jellemző anyagok: CaF2, CaSO4, Li2B4O7, Al2O3, stb. Működési mechanizmus:
        ionkristályban szeparált = vezetési sávvá alakulni nem képes lazítópályák – a mérés


                                             24
       (expozíció) során a sugárzás által gerjesztett elektronok az aktivátor (Dy, Tm, Eu stb.
       ritka földfémek) betöltetlen elektronpályáiban „elektroncsapdába” esnek – a kiolvasás
       során a csapdaelektronokat termikus energiával gerjesztik, így alapállapotba jutnak és
       az energiakülönbségnek megfelelő fotont bocsátanak ki. A jó detektorral szembeni
       követelmények: Bragg-Gray-feltétel teljesülése, ne legyen elektronvesztés a csapdából
       (felejtés). Neutronok mérése: aktivációval létrejött „belső” radionuklidok által keltett
       gamma-dózist méri a detektor. „konverter” anyagok: Cd-film, 6Li/7Li stb.

4.1.4. Egyéb dózismérők: aktivációs detektorok neutronokra, biológiai dózismérés (nagyobb
dózisok hatására a vérben keletkező mikronukleuszok számlálása)

4.2. Dózisteljesítménymérők

elektronikus működésűek

     E
D       k *  n be,i * e i   n v , j                                                 [42]
     m        i                 j



nbe,i a e energiát leadó belépő részecskék száma, nv a keltett válaszjelek száma – optimális
működés esetén a válaszjelek száma (megjelenésének valószínűsége) arányos a válaszjel
keltéséhez felhasznált részecske-energiával.

4.2.1. Gáztöltésű detektorok (ionizációs kamra, proporcionális számláló, GM-cső)
         A detektor gázterébe jutott ionizáló részecskék hatására szabad töltéshordozók
(elektronok és pozitív ionok) keletkeznek, a válaszjeleket a töltésbegyűjtő fegyverzetekre
eljutott töltések hozzák létre.
- Ionizációs kamra: csak a primer ionizáló részecske által keltett töltések hozzák létre az
impulzust - energiaszelektív;
- Proporcionális számláló: a válaszimpulzusok nagysága arányos a primer ionizációval -
energiaszelektív;
- GM-cső: bármilyen primer energiabevitel a gáztér összes molekuláját ionizálja (kisülés) –
nem enrgiaszelektív

Az alfa-, béta- és gammadetektálás közötti hasonlóságok és eltérések (utóbbinál a primer
kölcsönhatások a csőfalban mennek végbe, a gáztérbe a csőfalból kilépő primer elektronok
jutnak). Töltőgázok. BF3-cső: neutrondetektálás – a neutronok a bórral ütközve magreakció
révén alfarészecskéket váltanak ki.

<10. ábra: Azonos intenzitású és energiájú bemenő részecskék által keltett válaszimpulzusok
nagysága a detektor működtető feszültségének függvényében>

4.2.2. Szilárdtestdetektor: félvezető (Si, Ge, spec. oxidok) működés, energiafüggés, mint
elébb.

4.3. Analitikai detektorok

4.3.1. Gáztöltésűek - eltérések a dózisteljesítmény-mérés és az analízis között: előbbi esetben
a dózisarányosság, utóbbinál a minél nagyobb számlálási hatásfok (a válaszjelek és a bemenő
részecskék intenzitásának aránya) az elsődleges cél.

                                              25
4.3.2. Félvezetők: ugyanez. HP Ge gammaspektrometriás detektor (az analízis a belső dózisok
számításához szükséges!) PIPS-detektor: alfa-spektrometria. Si(Li), egyéb Si: röntgen-
mérések.

4.3.3. Szcintillációs detektorok: működés elve, párhuzam a termolumineszcenciával, az
eltérések magyarázata. Típusok: NaI(Tl): gamma-spektrometria, antracén, plasztik, foly.
szcint.: bétamérések, ZnS(Ag): alfamérés. 6LiI: neutronmérés
Alkalmazások: belső sugárterhelés in vivo (egésztest, pajzsmirigy), in vitro (mintákból:
trícium/vizelet, vér, stb.)

4.3.4. Nyomdetektorok (cellulóz): alfasugárzó radioizotópok, elsősorban radon (lásd később)
mennyiségét méri a filmdózismérőkhöz hasonlóan: a nagyenergiájú sugárzás láncszakadást
okoz a polimerben, a „lyukak” maratással láthatóvá tehetők, a lyukak száma arányos a
detektor környezetében levő levegő alfa-aktivitás-koncentrációjával.




                                            26
5. Természetes és mesterséges radioaktivitás, radioaktív hulladékok

5.1. A természetben előforduló radioaktív nuklidok eredete - megkülönböztetés a természetbe
jutott mesterséges előállítású nuklidoktól

a/ kozmogén nuklidok 3H, 14C, 7Be részletes bemutatásával. A kozmikus sugárzás átalakulása
a légköri rétegeken való áthaladás során. A három felsorolt nuklid fizikai adatai az
izotóptáblázatból, néhány szó a jelentőségükről (3H: hidrológiai indikátor, 14C:
kormeghatározás, 7Be: légköri aktivitás)

b/ ősi nuklidok: 40K, 87Rb, 238U-sorozat, 235U, 232Th-sorozat részletes bemutatásával.
Keletkezés a szoláris folyamatokban és az ősrobbanáskor, fennmaradásuk. ős-Nap-ciklusai:
H-He-égés, CNO-ciklus, He-Fe-égés, „s” (slow) neutronbefogás: 1000 év/elem ugrási idővel a
                      19
83Bi-ig legfeljebb 10    neutron/(m2s) fluxusban, „r” (rapid) neutronbefogás: 10 s/elem ugrási
idővel a 90Th, 92U-ig legalább 1029 neutron/(m2s) fluxusban a szupernova-robbanás „során”.

5.2. Fontosabb ősi nuklidok
40
  K, 87Rb: előfordulásuk a szervezetben.
238
    U, 235U, 232Th: Bomlási sorok. Nukleáris energiatermelés: láncreakció “fissile”
(hasadóképes) és “fertile” (hasadóképes magokra bomló) nuklidok. Előbbiek: 235U, 239Pu,
241
    Pu. Utóbbiak: 238U → 239Pu, 232Th → 233U

5.3. Radon
222
   Rn és 220Rn keletkezése a megfelelő Ra-izotópokból, részletes bomlási ábrával, rajta a
bomlási módokkal és a felezési idővel, egészen a stabil ólom-nuklidokig.. Bekeretezendők a
radon-inhaláció szempontjából jelentős tagok. Részletezni kell az inkorporáció menetét és a
radon és a leányelemek szerepe közti különbséget. Miért fontosabb a radon, mint a toron?
Bemutató: NRPB-radon-brosúra, rajta a lakossági dózis megoszlási aránya.
226
    Ra   (T=1600 év)     Bomlási mód: α, γ
222
    Rn   (T=3.8 nap)     Bomlási mód: α
218
    Po   (T=3.05 perc)   Bomlási mód: α
214
    Pb   (T=26.8 perc)   Bomlási mód: β-, γ
214
    Bi   (T=19.9 perc)   Bomlási mód: β-, γ
214
    Po   (T=296 μs)      Bomlási mód: α
210
    Pb   (T=22 év)       Bomlási mód: β-, γ

A radon dozimetriai jelentőségének felismerése következtében, a múlt század 80-as éveiben a
dózisszámítással közvetlenebbül összekapcsolható mérendő mennyiségeket vezettek be. Ezek
közül legfontosabbak a Potenciális Alfa Energia Koncentráció, angol rövidítéséből PAEC és
az erre épülő Egyensúlyi Egyenérték Koncentráció, EEC.

                                                   1  MeV 
PAEC  N1 *13 .71  N 2 * 7.69  N 3 * 7.69  *                                         [43]
                                                   V  m3 
                                                          




                                               27
N1: az 1. leányelem (218Po) nuklidjainak száma, N2: a 2. leányelem (214Pb) nuklidjainak
száma, N3: a 3. leányelem (214Bi) nuklidjainak száma, V a vizsgált levegő térfogata. Egy
218
    Po-nuklidból 6.02 + 7.69, összesen 13.71 MeV alfaenergia, egy 214Pb- illetve egy 214Bi-
nuklidból 7.69 MeV alfaenergia juthat a szervezetbe.

Ha a radon-anyaelem (222Rn, „0” index az alábbiakban) és leányelemei szekuláris
egyensúlyban vannak, akkor aktivitásuk és aktivitás-koncentrációjuk körülbelül azonos.
     A         A
N     és c  helyettesítéssel :
              V
                 13.71 7.69 7.69 
                      
PAEC eq  c 0 *                                                                 [44]
                 1       2      3 



Az „eq” index az egyensúlyi állapotra utal. Ha a leányelemek nincsenek egyensúlyban, az
                                             Bq
egyensúlyi egyenérték koncentráció (EEC [ 3 ]) úgy értelmezhető, hogy az adott keverék
                                             m
által a szervezetbe vihető, az okozott egyenérték dózissal közvetlenül kapcsolatos összes
(potenciális) alfa-energia ugyanakkora, mint egy fiktív egyensúlyi keveréknek tulajdonítható
PAECeq. Azaz:

                                13.71         7.69        7.69
                         c1 *           c2 *       c3 *
         PAEC                    1            2          3
EEC            * c0 
        PAEC eq                   13.71 7.69 7.69                                      [45]
                                                
                                    1      2      3
EEC  c1 * 0.105  c 2 * 0.516  c 3 * 0.379

A bomlási állandók behelyettesítésével adódó számítási egyenlet alkalmazásához nem
szükséges c0 ismerete. Ha független eljárással a 222Rn anyaelem c0 koncentrációját is
meghatározzuk, EEC és c0 aránya meghatározza az átlagos egyensúlyi állandót ( f ).

5.4. Radioaktív hulladékok

A mesterséges hulladékok hatása alig néhány tized % a lakossági dózis eredetében. Hulladék:
potenciális veszély. Kategóriák az MSz 14344 alapján:
- halmazállapot szerint,
- az aktivitás (Ai) vagy aktivitás-koncentráció és a megfelelő mentességi szint (MeAi)
                                                     A
hányadosa szerint (kisaktivitású hulladék: 1≤  i ≤103, közepes aktivitású hulladék:
                                                 i MeAi

           A
103≤  i ≤106, efölött: nagyaktivitású hulladék. A nagyaktivitású hulladék 2 kW/m3-nél
       i MeAi

több bomlási hőt ad le);
- a hulladékcsomag külső felszínén mérhető felületi dózisteljesítmény szerint,
- felezési idő szerint.

Hulladékok forrásai:
nukleáris üzemanyagciklus;
izotópgyártás és gazdasági felhasználás;


                                                   28
orvosi alkalmazások;
légköri fegyverkísérletek visszahullása a felszínre;
nem nukleáris energiatermelés: Ajka, Pécs: 3-4000 MBq/MW kibocsátott radioaktivitás, Paks:
0.5 MBq/MW kibocsátott radioaktivitás (1988-as adat, azóta az arány jelentősen javult.)




                                           29
6. Sugárvédelmi tevékenységek

6.1. Monitorozás
Üzemi és környezeti monitorozás sajátosságai. Üzemi: dózismérők, dózisteljesítmény-mérés,
felületi szennyezettség mérése stb. Környezeti: lokális (emisszióra) és regionális/országos
(immisszióra) hálózatok. A hálózatok mérési eljárásai.

6.2. Hulladékkezelés, dekontaminálás
Hulladékkezelési technológiák az alábbi feladatokhoz: térfogatcsökkentés, kondicionálás,
átmeneti és végleges elhelyezés.
Dekontaminálás: radioaktív anyagok szelektív leoldása felületekről, ügyelve, hogy a lehető
legkisebb térfogatú radioaktív hulladék keletkezzék.

6.3. Shielding
B build-up faktor bevezetése az abszorpciós egyenletből kiindulva, azt a gyengített és
gyengítetlen sugárzás dózisteljesítményére felírva.


D  D 0 * B * exp  * x 
 .   .
                                                                                           [46]

Az intenzitásra felírt [15] egyenlet nyilvánvalóan az intenzitás – részecskeáram – által okozott
 .
D dózisteljesítményre is közelítőleg érvényes. A gyengítetlen dózisteljesítményt a [26]
egyenlettel számoljuk. Az egyenlet közvetlenül a primer (azonos energiájú és párhuzamos
nyalábban haladó) fotonok által okozott dózishányadra vonatkozik. Ahogy a sugárzás
„előrehalad” az anyagban, úgy nő a gyengítetlen = primer sugárzáshoz képest a szórt sugárzás
                      .
intenzitásaránya. ( D 0 a gyengítetlen, tehát a védelmi fal alkalmazása nélkül fennálló
dózisteljesítmény). A szórt sugárzás dózisjárulékát fejezzük ki a B = build-up tényezővel. B
nem konstans, függvénye a rétegvastagságnak, azaz μ*x-nek. (Monoton növekvő függvény
szerint.) A [46] egyenlet csak fotonsugárzásra alkalmazható.

Számítási példa: az alkalmazandó védelmi fal vastagságának meghatározása egy adott
dózisteljesítmény adott mértékű gyengítéséhez. A gyengítetlen dózisteljesítmény számításához
a [26] egyenletet használhatjuk.

6.4. Balesetek

Baleseti dózisok szabályzása. Sugaras balesetek: Windscale, Three Mile Island, Csernobil,
Goiania.




                                              30
Függelék

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

                              D  1 mT    Ddm
                                             m     T

         ahol mT a T testszövet vagy szerv tömege, D pedig a dm tömegelemben elnyelt dózis.
         Egyenérték dózis (Equivalent dose)
         A HT,R mennyiséget a
                                HT,R = DT,R * wR
         kifejezés határozza meg, ahol DT,R az R típusú sugárzástól származó, a T testszövetre
         ill. szervre átlagolt elnyelt dózis, wR pedig az R típusú sugárzás súlytényezője.
         Ha a sugárzási tér különböző típusú, különböző wR súlytényezőkkel jellemzett
         komponensekből tevődik össze, akkor az egyenértékdózis:
                             HT =   w
                                    R
                                         R   *DT,R .



                                                   31
         Az egyenérték dózis egysége a Sievert, 1 Sv = 1 J/kg.
         Effektív dózis (Effective dose)
         A HE mennyiség a vonatkozó testszöveti súlytényezővel szorzott egyes testszöveti
         egyenérték dózisok összege, amelyet az
                             HE =   w
                                    T
                                              T   *HT
         kifejezés határoz meg, ahol HT a T testszöveti egyenértékdózis és wT a T testszövetre
         vonatkozó súlytényező. Az egyenértékdózis meghatározásából következik, hogy
                             HE =   w
                                    T
                                              T   *   wR
                                                               R   * DT,R
         ahol wR az R sugárzás súlytényezője és DT,R az átlagos elnyelt dózis a T szervben ill.
         testszövetben.
         Az effektív dózis egysége a Sievert, 1 Sv = 1 J/kg.
         Lekötött egyenérték dózis (Committed equivalent dose)
         A HT() mennyiséget a
                                        t 0 
                             HT() =      H
                                                 T
                                                      (t )dt
                                         t0
                                                                   
         határozza meg, ahol t0 a radionuklid felvétel időpontja, H T(t) a T testszövetre vagy
         szervre vonatkoztatott egyenérték dózisteljesítmény a t időpontban és  a felvétel óta
         eltelt idő. Ha  nincs külön megadva, akkor az integrálási idő felnőttekre 50 év,
         gyermekekre pedig az integrálás 70 éves korig történik.
         Lekötött effektív dózis (Committed effective dose)
         A HE() mennyiséget
                             HE() =    wT
                                                  T    * HT()
         határozza meg , ahol HT() a T testszövetben a  integrálási idő alatt a lekötött
         egyenérték dózis.
         Ha  nincs külön megadva, akkor az integrálási idő felnőttekre 50 év, gyermekekre
         pedig az integrálás 70 éves korig történik.
      Dóziskorlát (Dose limit)
Az effektív dózis, vagy egyenérték dózis azon értéke, amelyet az egyént érő, az ellenőrzött
tevékenységből eredő sugárterhelésnek nem szabad meghaladnia.
      Dózismegszorítás (Dose constraint)
Egy adott forrásból eredő személyi dózis tervszerű és forrás vonatkozású korlátozása, amely
arra szolgál, hogy megszabja a forrás védelem- és biztonság optimálásának határát.
      Dózismegszorítás, foglalkozási sugárterhelésnél
Forrásra vonatkozó személyi dózisérték, amelyet arra használnak, hogy behatárolják az
optimálási eljárás során figyelembe vehető választási lehetőségek körét.
      Dózismegszorítás, lakossági sugárterhelésnél
Az éves dózisra vonatkozó felső határérték, amelyet a lakosság egyedei bármely ellenőrzött
forrás tervszerű működéséből eredően kapnának. A besugárzás éves dózisa, amelyre a
dózismegszorítás vonatkozik, bármely kritikus csoportra az ellenőrzött forrás rendeltetésszerű
működéséből eredő minden lehetséges besugárzási útvonalra számolt járulékok összegzéséből


                                                        32
származik. A minden egyes forrásra külön alkalmazott dózismegszorítás annak biztosítására
szolgál, hogy a kritikus csoportnak a valamennyi ellenőrzött forrásból eredő összes dózisa is a
dóziskorlát alatt maradjon.
     Dózisteljesítmény (Dose rate)
A radioaktív sugárzás időegységre jutó dózisa. A dózisteljesítmény gyakorlatban használt
egységei: Gy/h; Sv/h.

       Elkerülhető dózis (Avertable dose)
Egy védelmi tevékenységgel elkerülhető dózis, azaz a védelmi tevékenység meghozatalával,
illetve annak bevezetése nélkül előre jelzett dózisok különbsége.
     Ellenőrzött terület (Controlled area)
Bármely olyan terület, amelyben különleges védőintézkedéseket és biztonsági előírásokat
követelnek meg akár
      a normális besugárzások ellenőrzésére, vagy a normális munkavégzés során
        bekövetkezhető szennyeződés terjedésének megakadályozására, akár
      a potenciális besugárzás megakadályozására, ill. mértékének korlátozására.
      Előrejelzett dózis (Projected dose)
Az a dózis, amely a védelmi, vagy mentési tevékenység elmaradása esetén várható.
      Éves felvételi korlát (ÉFEK) (Annual limit on intake (ALI))
Egy bizonyos radionuklid belégzés, lenyelés útján vagy bőrön keresztül történő felvételének
azon értéke, amely egy év alatt a vonatkozó dóziskorláttal megegyező lekötött effektív dózist
eredményez. Az ÉFEK-et aktivitás egységekben adják meg.
      Felszabadítási szintek (Clearance levels)
A hatóság által meghatározott, aktivitás-koncentráció és/vagy aktivitás egységekben kifejezett
értékek, amelyeknél, ill. amelyek alatt a sugárforrások kivonhatók a hatósági felügyelet alól.
     Felügyelt terület (Supervised area)
  Bármely olyan terület, amelyet ugyan nem jelöltek ki ellenőrzött területnek, de amelyre a
  foglalkozási sugárterhelésre vonatkozó feltételeket betartják, még akkor is, ha különleges
  védőintézkedésekre és biztonsági előírásokra általában nincs szükség.

      Felvétel (Intake)
Radionuklidok emberi szervezetbe jutásának folyamata belégzéssel, lenyeléssel vagy bőrön
keresztül.

      Mentesség (Exemption)
Nem tartozik az atomtörvény hatálya alá az a radioaktív anyag,
       a) amelyben a radionuklid teljes aktivitása, vagy
       b) amellyel kapcsolatos tevékenység során az anyagban előforduló radionuklid
egységnyi tömegre vonatkoztatott aktivitás koncentrációja nem haladja meg a külön
jogszabályban (23/1997. NM rendelet) meghatározott mentességi szintet.

      Sugárterhelés (Exposure)
Besugárzásnak való kitettség állapota vagy eseménye. A sugárterhelés lehet külső (az emberi
testen kívüli forrásokból), vagy belső (a testen belüli forrásokból). A sugárterhelést lehet
normálisnak vagy potenciálisnak, továbbá foglalkozási, orvosi, lakossági sugárterhelésnek,



                                              33
valamint (beavatkozási helyzetekben) balesetinek vagy krónikus sugárterhelésnek is
minősíteni.
         Foglakozási sugárterhelés (Occupational exposure)
         A dolgozók által a munkavégzés közben elszenvedett összes sugárterhelés, kivéve
         azt a sugárterhelést, amely kívül esik az Alapszabályzat hatókörén, továbbá az olyan
         tevékenységekből és sugárforrásokból származókat, amelyeket az Alapszabályzat
         alól mentesítettek.
         Lakossági sugárterhelés (Public exposure)
         A lakosság egyedei által elszenvedett sugárterhelés, kizárva bármely foglalkozási
         vagy orvosi sugárterhelést és a normál helyi természetes háttérsugárzás járulékát, de
         beleértve az engedélyezett sugárforrásoktól és sugárveszélyes tevékenységektől
         származó, továbbá a baleseti helyzetekből származó sugárterhelést.
         Normális sugárterhelés (Normal exposure)
         Egy létesítmény vagy forrás rendeltetésszerű üzemeltetése esetén várható
         sugárterhelés, beleértve a kisebb üzemzavarokat is, amelyek ellenőrzés alatt
         tarthatók.
         Potenciális sugárterhelés (Potential exposure)
         Olyan sugárterhelés, amelynek bekövetkezése nem várható biztosan, de
         sugárforrással kapcsolatos baleset, vagy bizonyos valószínűséggel bekövetkező
         esemény, vagy eseménysor (pl. berendezés meghibásodások, üzemeltetői
         tévesztések) kapcsán ill. azok következményeiként felléphetnek.
     Sugárzási súlytényező (Radiation weighting factor)
Az egyenérték dózis számításánál az elnyelt dózis szorzótényezői (wR), amelyek a
sugárvédelem céljainak megfelelően figyelembe veszik a különböző típusú sugárzások relatív
hatékonyságát az egészségre gyakorolt hatások tekintetében.

                                   Sugárzási súlytényezők


    A sugárzás fajtája és energiatartománya          Sugárzási súlytényező, wR

            Fotonok, minden energián                              1

    Elektronok* és müonok, minden energián                        1

         Neutronok                 < 10 keV                       5

                              10 keV – 100 keV                   10

                              >100 keV - 2 MeV                   20

                              > 2 MeV - 20 MeV                   10

                                   >20 MeV                        5

 Protonok (nem visszaszórt)        > 2 MeV                        5



                                              34
 Alfa részecskék, hasadási termékek, nehéz magok                  20

* kivéve a DNS-be emittált Auger-elektronokat
      Szennyezettség (Contamination)
Radioaktív anyagok jelenléte anyagokban, emberi testben, testfelszínen vagy egyéb helyeken,
ahol azok nem kívánatosak, ill. veszélyesek lehetnek.
A radioaktív felületi szennyezettség mértékegysége: Bq/cm2.
     Szennyezettség-mentesítés, dekontaminálás (Decontamination)
A szennyezettség eltávolítása vagy csökkentése fizikai és/vagy vegyi eljárásokkal. A felületi
szennyezettség mentesítését általában dekontaminálásnak nevezik.
      Testszöveti súlytényező (Tissue weighting factor)
Az effektív dózis számításánál az egyes szervek vagy testszövetek egyenérték dózisának
szorzótényezői (wT), amelyek a sugárvédelem céljainak megfelelően figyelembe veszik a
különböző szervek vagy testszövetek eltérő érzékenységét a sztochasztikus hatások
kiváltásában.
                                   Testszöveti súlytényezők


               Testszövet vagy szerv                 Testszöveti súlytényező, wT

                     Ivarmirigyek                               0,20

   Csontvelő (vörös), vastagbél, tüdő, gyomor                   0,12

    Hólyag, emlő, máj, nyelőcső, pajzsmirigy                    0,05

                  Bőr, csont felszín                            0,01

                       Maradék                                  0,05

      Védelmi tevékenység (Protective action)
Olyan beavatkozás, amely a lakosság egyedeit érő sugárterhelés elkerülését vagy csökkentését
célozza hosszan tartó (krónikus) sugárterhelés esetén vagy sugárzási veszélyhelyzetben.
     Vonatkoztatási szintek (Reference levels)
Cselekvési, beavatkozási, kivizsgálási vagy feljegyzési szint. Mindezen szintek
megállapíthatók bármely, a sugárvédelmi gyakorlatban használatos mennyiség esetében.
          Cselekvési szint (Action level)
          A dózisteljesítmény vagy aktivitás-koncentráció olyan szintje, amely felett kiigazító
          vagy védelmi tevékenységet kell végezni krónikus sugárterhelés esetén vagy
          sugárzási veszélyhelyzetben.
          Beavatkozási szint (Intervention level)
          Az elkerülhető dózisnak azon értéke, amelynél egy meghatározott védelmi vagy
          kiigazító intézkedést hoznak sugárzási veszélyhelyzet vagy krónikus
          sugárzásterhelés esetén.
          Feljegyzési szint (Recording level)



                                                35
A sugárdózis vagy a radionuklid felvétel értékének a hatóság által meghatározott szintje,
amelynél ill. amely felett a sugárdózis ill. a radionuklid felvétel mértékét a dolgozó
sugárvédelmi nyilvántartó lapján fel kell jegyezni.
Kivizsgálási szint (Investigation level)
Egy mennyiség (pl. effektív dózis, felvétel, felületi vagy térfogati szennyezettség)
azon értéke, amely felett vizsgálatot kell lefolytatni.




                                      36

								
To top