Embed Size (px)
Citation preview
Sugárvédelem alapjai
Atomenergetikai alapismeretek
Dr. Czifrus Szabolcs
BME NTI
Rövid történeti áttekintés
1895: W. K. Röntgen elektroncső-kísérlet közben felfedezi a később róla elnevezett sugárzást.
1896: H. Becquerel: az első magfizikai jelenség észlelése – uránsóbólkilépő radioaktív sugárzás: azt találta, hogy sugárzás intenzitása arányos az urán koncentrációjával, így arra következtetett, hogy ez a sugárzás az uránatom tulajdonsága.
1898: Marie Curie-Sklodowska, P. Curie: „radioaktivitás” szó alkalmazása, sugárzásdetektor készítése, rádium és polónium felfedezése.
Curie házaspár kísérletei a radioaktív sugárzásnak két összetevőjét mutatta ki: a nagyon rövid hatótávolságú alfa-sugárzást és a béta-sugárzást
1925: Létrejön az International Committee on Radiological Units(ICRU) - nemzetközi sugárvédelmi bizottság
1928: Létrejön az első nemzetközi sugárvédelmi szervezet, neve 1950 óta ICRP – International Commission on Radiation Protection.
1957: Létrejön az International Atomic Energy Agency (IAEA), vagy magyarul Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (NAÜ)
2
Természetes eredetű
radioaktivitás
Kozmikus sugárzás (szoláris, galaktikus, befogott részecskék)
Kozmogén nuklidok: állandóan keletkeznek a kozmikus sugárzás hatására (3H, 14C)
Ősi nuklidok: keletkezés a szoláris folyamatokban és az ősrobbanáskor (nagyon hosszú felezési idő)
Fontosabb ősi nuklidok: 40K, 87Rb, 238U
3
Mesterséges eredetű
radioaktivitás
Nukleáris reaktorok hulladékai (hasadási (131I, 137Cs)
aktivációs (239Pu) és korróziós (60Co) termékek)
Nukleáris robbantások, fegyverkísérletek hulladékai
Ipari sugárforrások (nagybesugárzók, sűrűségmérők,
radiográfiás források, geofizikai mérőforrások,
folyamatszabályozás, méréstechnika)
Orvosi (diagnosztikai és terápiás) sugárforrások
TENORM (Technologically-Enhanced, Naturally-
Occurring Radioactive Material): mesterséges okból
megnövekedett természetes sugárterhelés (pl. szén-,
olaj- és gáztüzelésű erőművek hulladéka (salak, hamu,
pernye); nukleáris üzemanyag előállítása során
keletkező hulladék)
4
5
arcápoló
krém,
púder,
szappan,
lemosó tej,
ajak rúzs,
fogkrém
A sugárzások és az anyagi közeg
kölcsönhatása A közeg kölcsönhatásra képes alkotórészei: elektronok, az atom
elektromágneses erőtere, atommag.
A közeg és a sugárzás közötti kölcsönhatás szerint:
Közvetlenül ionizáló sugárzások: α, β, γ, röntgen – az
elektronoknak képesek azok ionizációjához elegendő
energiát átadni.
Közvetve ionizáló sugárzás: neutron – atommagokkal való
kölcsönhatás során ionizációra képes részecskék jelennek
meg.
Az elektronokkal való ütközés nem minden esetben vezet azok
ionizációjára. A sugárzás által több lépésben átadott energia egy
része (általában 60-70 %-a) nem ionizációt, csak gerjesztést
eredményez, azaz összességében a közeg termikus energiáját
növeli meg.
6
γ-sugárzás kölcsönhatásai -
Fotoeffektus
7
γ-sugárzás kölcsönhatásai –
Compton szórás
8
γ-sugárzás kölcsönhatásai -
Párkeltés
9
Fotoeffektus és Compton-szórás
hatáskeresztmetszetének
energiafüggése
10
11
γ-sugárzás kölcsönhatásai –
Exponenciális sugárgyengülési
törvény
12
I: részecskeáram
σ: mikroszkópikus
hatáskeresztmetszet
N: magok száma 1 cm3-ben
μ = σN = kölcsönhatási
valószínűség [1/m]
Megoldás:
𝐼 𝑥 = 𝐼0𝑒−𝜇𝑥
𝑑𝐼 = −𝐼(𝑥)𝜎𝑁𝑑𝑥
Feltevés: párhuzamos nyaláb
LET
Linear Energy Transfer ― lineáris energiaátadási
tényező
𝐿𝐸𝑇 =𝑑𝐸
𝑑𝑥
α- β- sugárzásra:
13
LET értéke vízben:
α-ra: 100 keV/μm
β-ra: 5-10 keV/μm
Dózismennyiségek
Külső és belső sugárterhelés
meghatározása
14
Dózismennyiségek
Fizikai (elnyelt) dózis: az anyag tömegegységében elnyelt
összes sugárzási energia, csak fizikai kölcsönhatásokat
foglal magába.
Bármelyik ionizáló sugárzásra értelmezhető.
Csak ionizáló sugárzásra értelmezett, de nem csak
ionizációs energiát jelent.
Nem tartalmazza az anyagból kilépett (szórt, szekunder)
sugárzási energiát.
„Egyesíti” a különböző forrásokból származó energia-
beviteleket.
15
𝐷 =𝑑𝐸
𝑑𝑚≈Δ𝐸
m
𝐽
𝑘𝑔, 𝐺𝑟𝑎𝑦, 𝐺𝑦
Dózisteljesítmény
Időegység alatt elnyelt dózis
16
𝐷 =𝑑𝐷
𝑑𝑡
Egyenérték dózis
wR
α 20
β, γ 1
n 5…20
17
wR: sugárzási tényező
A sejti méretű élő térfogatba bevitt energia (mikrodózis)
dönti el az elnyelt dózis veszélyességét (kártételét).
„Antropomorf” dózisfogalom és mértékegység: az emberi
szövetek, sejtek viselkedése befolyásolja a dózisértéket.
𝐻 = 𝐷 ∙ 𝑤𝑅 𝑆𝑣, 𝑠𝑖𝑒𝑣𝑒𝑟𝑡
18
Egyenérték dózis
Effektív dózis
wT: szöveti súlyozó tényező
A gyorsan osztódó, rövid ciklusidejű sejtek a
legérzékenyebbek.
19
𝐸 = 𝐻 ∙ 𝑤𝑇 𝑆𝑣
𝑇
𝑤𝑇 = 1
wT
ivarszervek 0.2
legérzékenyebbek tüdő, gyomor, belek, vörös
csontvelő
0.12
Közepesen érzékenyek
máj, vese, pajzsmirigy stb. 0.05
kissé érzékeny bőr, csontfelszín 0.01
20
Egyéb dózisfogalmak
Lekötött egyenértékdózis: inkorporálódott és a
szervezetben jelenlévő radioaktív anyag
egyenértékdózisa
Hasonlóan: lekötött effektív dózis
50/70 éves integrálási idő
Kollektív dózis: egy embercsoport tagjainak egy adott
sugárforrástól származó effektív dózisának összege.
Csak az emisszió mértékéül használható.
21
𝐻𝐶(𝜏) = 𝑡
𝑡+𝜏 𝑑𝐻𝐸𝑑𝑡
𝑑𝑡
𝐶 =
𝑖
𝐻𝐸,𝑖 ∙ 𝑛𝑖 𝑆𝑣
Belső sugárterhelés dózisa22
𝐻𝑇 =1
𝑚𝑇
𝑆𝑢𝑠
𝑅
𝑤𝑅 ∙ 𝐸𝑅∙ 𝑓𝑅 ∙ 𝑄𝑅(𝑆 → 𝑇)
A HT szöveti egyenértékdózist egy adott radioizotópra határozzuk meg.
uS: az egyes forrás-szövetekben bekövetkező bomlások száma [darab]
wR: sugárzási tényező [Sv/Gy]
ER: sugárzási energia [keV]
fR: részecske-gyakoriság [részecske/bomlás]
mT: a célpont-szövet tömege [kg]
Q az R sugárzásfajtának az S (source) szövetből kiinduló és a T (target) szövetben energiát leadó hányada (elnyelési hányad)
S=T is lehetséges
Belső sugárterhelés dózisa
DCF = dóziskonverziós tényező [Sv/Bq]: egységnyi
inkorporált aktivitás (Aintake) adott útvonalon (belégzés
vagy lenyelés) és adott kémiai formában történő bevitele
által kiváltott egyenérték-dózis (szervekre).
Eltérő lehet:
Beviteli útvonal szerint (belégzés vagy lenyelés),
Kémiai forma szerint (a testnedvekben oldható
vagy nem oldható)
Életkor szerint.
23
𝐷𝐶𝐹 =𝐸
𝐴𝐼𝑛𝑡𝑎𝑘𝑒
Néhány számadat…
A kozmikus sugárzás járulékai:
tengerszinten mindössze 0,27 mSv/év,
4000 méteres magasságban azonban már 2 mSv/év,
8 km magasságban akár 34 μSv/h.
A kozmogén radioaktív izotópok belélegzésétől és nagyobbrészt a
fogyasztásától eredő átlag belső sugárterhelése 10 μSv/év.
Sugárterhelés repülőgépen 7-12 km magasban pl. Európa- Észak-
Amerika repülőút alatt 30-45 μSv.
Űrhajósok sugárterhelése 300-500 km magasságban az űrállomáson
0,3 mSv/nap.
A természetes sugárterhelés több, mint fele (1,26 mSv/év) a 222Rn-tól
származik.
24
Külső dózisterhelés számítása
Érvényesség: pontszerű γ-sugárforrásra,
gyengítetlen (primer) fotonsugárzásra.
𝜙 E: energiaáram-sűrűség [J/(m2s)]
A=dN/dt : a sugárforrás aktivitása [Bq]
f : részecske-(foton)gyakoriság [foton/bomlás]
E : fotonenergia [J/foton]
25
ahol𝑑𝐷
𝑑𝑡= 𝜙𝐸 ∙
𝜇
𝜌𝜙𝐸 =
𝐴 ∙ 𝑓 ∙ 𝐸
4 ∙ 𝑟2 ∙ 𝜋
Külső dózisterhelés számítása
Négyzetes gyengülési törvény – a dózisszámítás
alapja:
j: összegzés az egyes energiákra, k pedig a
közegekre
kγ: dózistényező, szokásos dimenziója:
[(μGy/h)/(GBq/m2)]
26
𝑑𝐷
𝑑𝑡= 𝑘𝛾 ∙
𝐴
𝑟2ahol 𝑘𝛾 =
𝑗𝜇𝜌
𝑗∙ 𝑓𝑗 ∙ 𝐸𝑗
4 ∙ 𝜋
Exponenciális sugárgyengülési
törvény
27
Megoldás:
D 𝑥 = 𝐷0𝑒−𝜇𝑥
Feltevés: párhuzamos nyaláb
Az ábra forrása: http://www.radprocalculator.com/Files/ShieldingandBuildup.pdf, A hozzáférés ideje: 2014.03.24.
Shielding (fizikai sugárvédelmi
falak) sugárgyengítésének
számítása
B – build-up tényező: a szórt sugárzás részaránya a dózist okozó intenzitásban
B=B(μx)
28
𝐷(𝑥) = 𝐷0 ∙ 𝐵(𝜇𝑥) ∙ 𝑒−𝜇𝑥
Az ábra forrása: http://www.radprocalculator.com/Files/ShieldingandBuildup.pdf, A hozzáférés ideje: 2014.03.24.
Az ionizáló sugárzások biológiai
hatásai
29
A biológiai hatások osztályozása
Szomatikus: egy biológiai egyeden jelentkezik
Genetikai: egy populáción jelentkezik
VAGY
30
A biológiai hatások
osztályozása
Direkt hatás – a sugárenergia elnyelődése és a
kiválasztott elsődleges folyamat ugyanazon
molekulán következik be, amelyen a fixálódott
szerkezeti és működésbeli változásokat észleljük.
Indirekt hatás – az energiaabszorpció, majd az általa
kiváltott hatás különböző molekulákon jön létre.
Legfontosabb példa a szabad gyök képződés.
Sugárérzékeny:
- DNS
- sejtmembránok – többszörösen telítetlen zsírsavak
31
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.
32
A hatásmechanizmusról
dióhéjban…
33
Az ábra forrása: Dr. Sáfrány Géza – Sugárbiológia előadás
A hatásmechanizmusról
dióhéjban…
34
A hatásmechanizmusról
dióhéjban…
35
Relatív biológiai hatás (RBE): azt mutatja meg, hogy egy adott
sugárzás biológiai hatása milyen viszonyban van 250 keV-os
röntgen sugárzás hatásával.
Az ionizáló sugárzás
determinisztikus hatása
Küszöbdózishoz kötött (0,3 – 0,4 Gy)
Szövetpusztulást okoz a sugárzás
Életveszélyes károsodások: központi idegrendszer, emésztőrendszer,
vérképző rendszer
36
Az ionizáló sugárzás
determinisztikus hatása37
Akut/azonnali hatás 1 Gy-nél nagyobb dózis (egész test)
esetén1. Kezdeti szakasz (hányás, étvágytalanság, émelygés,
fejfájás, levertség, mozgáskoordinációs zavar)
2. Lappangási szakasz (2-3 Gy dózisnál 3-4 hét is lehet,
10 Gy felett nincs lappangás)
3. Kritikus szakasz (magas láz,
pontszerű bőrbevérzések,
vérképben elváltozások,
immunrendszer károsodása,
3-4 Gy egésztest dózis esetén
60 napon belül halál a
betegek kb. 50%-ánál)4. Regeneráció szakasza
(kedvező lefolyás, a 3 szakasz
tünetei visszafejlődnek)
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 (?)
38
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?
39
A sugárvédelem dóziskorlátok
alapelvei, dóziskorlátozási
rendszer
40
Sugárvédelmi szabályozás
Nemzetközi ajánlások, irányelvek:
ICRP #60 (1991) ►► IAEA Safety Series #115 (1996), 96/29
EU Directive
Új ajánláscsomag: ICRP #103(2007) ►► IAEA General Safety
Requirements GSR Part 3 (2013)
Magyar jogszabályok: 1996. évi CXVI. tv. (atomtörvény) –
kisebb módosítások 2011-ben.
Személyi sugárvédelem: egészségügy, OAH (487/2015
kormányrendelet), OKI - OSSKI
Környezeti sugárvédelem: környezetvédelem,
felügyelőségek (15/2001. KöM. rendelet)
Nukleáris biztonság: Országos Atomenergia Hivatal
41
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.
42
Sugárvédelmi szabályozás
„Elhanyagolható dózis” ≤ 10 µSv/év – közvetlenül nem
deklarálták („de minimis non curat lex”)
DL – dóziskorlát - immisszió korlátozása
effektív dózis – külső és belső sugárterhelés összege
foglalkozási korlát 20 mSv/év (100 mSv/ 5 év)
lakossági korlát 1 mSv/év
normális és baleseti helyzetekre külön szabályozás
DC - dózismegszorítás - emisszió korlátozása
kiemelt létesítmények 0.1 – 0,03 mSv/év
kibocsátási szintek egyes radionuklidokra: Bq/év
𝐴𝑚𝑎𝑥,𝑖: A dózismegszorítás betartása esetén még bevihető
maximális aktivitások
43
𝐷𝐿 ≠
𝑠
𝐷𝐶 𝐷𝐶 ≤
𝑖
𝐴𝑚𝑎𝑥,𝑖 ∙ 𝐷𝐶𝐹𝑖
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
kibocsátott aktivitás (kibocsátási határértékek) közötti
kapcsolatot a TERJEDÉSI MODELLEK teremtik meg. A modell és
egy valóságos terjedési folyamat összevetése a validálás.
44
𝐴𝑖,𝑚𝑎𝑥 ≪ 𝐴𝑖,𝑘𝑖
Példa sugárdózis minimalizálására
Egy ember egy sugárforrással dolgozik (pl. geofizikai
mérések során)
A forrás gamma-sugárzó Co-60 izotópot tartalmaz, melynek
gamma-energiája 1 MeV felett van
Milyen módszerekkel csökkenthető a munkát végző
személy által elszenvedett dózis?
1.
2.
3.
45
Lakossági és munkavállalói
dóziskorlátok46
Munkavállalókra
Évi 20 mSv effektív dózis 5 évre átlagolva (ICRP), azaz 100 mSv/5 év, de egy
évben nem lehet több, mint 50 mSv
Szemlencsére 150 mSv egyenérték dózis
Bőrre 500 mSv 1 cm2 területre átlagolva
Végtagokra 500 mSv
Tanulók, gyakornokok 16-18 év között
Évi 6 mSv effektív dózis
Szemlencsére 50 mSv egyenérték dózis
Bőrre 150 mSv 1 cm2 területre átlagolva
Végtagokra 150 mSv
A lakosság tagjaira
Évi 1 mSv effektív dózis
Szemlencsére 15 mSv egyenérték dózis
Bőrre 50 mSv 1 cm2 területre átlagolva
Érdekesség: sugárbalesetek
47
Sugárbalesetek48
1982 - Taiwan: radioaktív anyag került acélba,
melyet utána betonvasnak használtak fel. Több
ezer lakásba bekerült – a dózisok enyhék voltak –
1982-ben fedezték fel
1983 – Mexikó: sugárterápiás célra használt Co-
60 izotópot talált valaki, majd elszennyezte vele a
teherautóját. Acélt szállított vele: kb. 5000 tonna
acél lett szennyezett. Felhasználták
asztallábakhoz, betonvasnak
1987 – Brazília: egy elhagyatott klinikán feltörtek
egy terápiás berendezést és elvittek egy 40 TBq-
es Cs-137 forrást
I-131 szivárgás
Hasonlók előfordultak később is
Miért fontosak ezek?
Szabályozás erősítése:
minőségbiztosítás,
szállítókonténerek, ellenőrzések
Tanulva a balesetekből, ezek megelőzése érdekében
sok változást hajtottak végre
Orvosi terápiás gyakorlat: nagyon szigorú
ellenőrzések, minőségbiztosítás
Izotópgyártás: többszörös ellenőrzés, védelem a
kijutás ellen
„Illicit trafficing” elleni védekezés – minden ország
saját érdeke, de nemzetközi szabályozás is van
Határokon sugárzásmérő kapuk
Sugárzásmérő járművek speciális célokra
49
Sugárforrások szállítása
Közúti, vízi, vasúti és légi szállítás külön szabályozva
Közúti szállítás Európában: egységes szabályozás
ADR: Accord européen relatif au transport international des
marchandies Dangereuses par Route - Veszélyes Áruk
Nemzetközi Közúti Szállításáról szóló Európai
Megállapodás
A radioaktív és nukleáris anyagok csak egy kategória a
kilenc közül: 7. osztály
Sugárvédelmi előírások különböző
csomagolás-fajtákra
Számítások, mérések, tesztek
Harmonikus szabályozás a NAÜ
dokumentummal
50
Dózismérés
51
A dózismérés alapelve
A dózismérő valamilyen sugárzásdetektor
Megkülönböztetünk dózisteljesítmény- és dózismérőket
Bragg-Gray elv:
A dózismérő (m) és az emberi testszövet (x) tömegabszorpciós együtthatójának aránya ne függjön a
sugárzás energiájától.
Mikor lesz ez igaz?
52
𝑓𝑚 = 𝐷𝑥 𝐷𝑚=𝜙𝐸𝜙𝐸
∙
𝜇𝜌 𝑥
𝜇𝜌 𝑚
Külső sugárterhelés mérése
Dózismérés: „utólagos” kiértékelés – személyi
dozimetria
filmdózismérő - kémiai változás
TLD: szilárdtest-dózismérő
(termolumineszcencia)
Elektronikus dózismérők: impulzusüzemű
gáztöltésű detektorok, szcintillációs
számlálók, félvezetők (diódák)
Dózisteljesítmény-mérés: azonnali kiértékelés –
területi dozimetria
impulzusüzemű gáztöltésű detektorok: GM-
cső, ionizációs kamra
GM-cső ??? Nem ezt tanultuk …
előnyök és hátrányok
szerves (pl. plasztik) szcintillációs detektor
53
TLD kifűtése: fényintenzitás
mérése melegítés közben54
Külső sugárterhelés mérése
Követelmények:
„energiafüggetlenség”: a (mért dózis) / (valódi
dózis) aránya ne függjön az egyes részecskék
energiájától
Intenzitás/dózisteljesítmény arányosság széles
dózisteljesítmény-intervallumban
Felejtés = 0 – a dózis ne változzon a mérés és a
kiértékelés között
55
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 (számlálás):
γ-spektrometria
56
Az atomreaktor, mint
sugárforrás
57
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
58
Az üzemelő atomreaktor, mint
sugárforrás
γ - források:
~1020 foton/s 1375 MW esetében
trícium-aktivitás:
nitrogén-aktivitás:
n-források:
Sugárvédelmi szempontból a prompt neutronok fontosak
Nagy neutronforrás-erősség (~1020 neutron/s 1375 MW esetében)
A szerkezeti elemek aktivációja
(γ,n) reakciók
59
12𝐻(𝑛, 𝛾)1
3𝐻
816𝑂(𝑛, 𝑝) 𝟕
𝟏𝟔𝑵
817𝑂(𝑛, 𝑝) 7
17𝑁
A leállított atomreaktor, mint
sugárforrás
α, β, γ, n-sugárzás is megtalálható
α - források:
Elsősorban a transzuránok, melyek a kiégett üzemanyagban találhatók; a nagyaktivitású hulladék hőfejlődését és sugárkárosodását befolyásolják
β - források:
A leállított reaktor ill. a kiégett üzemanyag remanens hőfejlődését nagymértékben befolyásolják
γ -források:
béta-bomlás kísérői
Sugárvédelmi szempontból alegfontosabbak
Kiemelkedően fontos nuklidok a felaktivált szerkezetekben:Co-60, Eu-152 és -154
60
Kiégett fűtőelem
Elhelyezése különböző stratégiák szerint történik az egyes országokban
Pl: USA, Svédország, Magyarország – üzemanyagciklus nem záródik
Pl: Franciaország, Oroszország: reprocesszálás
Sugárvédelmi szempontból különleges szerepe van a kiégett fűtőelemnek
Elhelyezése: több ezer évre biztosítani kell a biztonságát
Mélységi tárolók – kiválasztás - Boda
Finnország, Svédország: első a világon – 450 m mélységű tároló
De: 4. generációs reaktorok lehetséges alternatívát jelentenek a radioaktív anyagok transzmutálása szempontjából
61
A dózistér számítása,
árnyékolás-tervezés
62
Sugárvédelmi számítások:
árnyékolás (shielding) tervezése
Két, alapvetően különböző módszer:
Sugárgyengülés, build-up faktorral
kiegészítve
Nagyon gyors, egyszerű
Jó becslés
A build-up faktorok nem mindig
megbízhatók
Monte Carlo módszer
Lassabb
Tetszőleges modellezési pontosság
(geometria, anyagi jellemzők)
Kompromisszumok nélküli dózistér-
számítás
63
Sugárvédelmi számítások:
Monte Carlo módszer64
Példa sugárvédelmi számításra
(árnyékolástervezés)
ESS: European Spallation Source (Lund, Sweden)
Jelenleg épül, a világ legnagyobb neutronforrása lesz
65
Felhasznált irodalom
Csom Gyula: Atomerőművek üzemtana I. kötet IV. fejezet, Műegyetemi
Kiadó, 1997.
Fehér István, Deme Sándor: Sugárvédelem, ELTE Eötvös Kiadó, 2010.
Pesznyák Csilla, Sáfrány Géza: Sugárbiológia elektronikus tankönyv,
http://www.osski.hu/kiadvanyok/sugbiol/sugarbiologia_tankonyv.pdf
Zagyvai Péter: Sugárvédelem és jogi szabályozása c. tárgyhoz készített
diasorai
66
Köszönöm a figyelmet!
67
