atomenergetikai alapismeretek -...

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