A radioaktív sugárzással kapcsolatos alapfogalmakRadioaktivitás, radioaktív izotópok Az elemeknek több, különbözõ atomsúlyú változata létezik, melyek a legtöbb fizikai és kémiai tulajdonsága megegyezik. Ezeket izotópoknak nevezzük. Az elnevezés az "azonos hely" görög elnevezésébõl származik. Ez arra utal, hogy ezek az atommagok a periódusos rendszer azonos helyén vannak. Az izotópokat úgy különböztetjük meg egymástól, hogy az elem jele mellett feltüntetjük az atommagot alkotó részecskék számát, a tömegszámot is. A káliumnak például létezik 37, 38, 39, 40, 41, 42, 43 és 44 tömegszámú izotópja. A megfelelõ jelölések 37K, 38K ... 44K. Egy adott elem izotópjai az atommagjukban található semleges részecskék (a neutronok) számában különböznek egymástól. Ez a különbség alig befolyásolja az anyag kémiai tulajdonságait, az atommag szerkezetében azonban nagy változásokat okoz. Bizonyos részecskeszámoknál az atommagok instabillá válnak, és hosszabb-rövidebb idõ elteltével átmennek egy számukra kedvezõbb állapotba, miközben emberi érzékszervekkel nem észlelhetõ, de meg-felelõ mûszerekkel jól kimutatható sugárzást bocsátanak ki. Ez a jelenség a radioaktivitás, és azokat az izotópokat, amelyek ilyen átalakuláson mennek keresztül, radioaktív izotópoknak nevezzük. Magát az átalakulást közönségesen csak radioaktív bomlásként szokták emlegetni. A fent felsorolt kálium izotópok közül a 37K, 38K, 40K, 42K, 43K, 44K változatok sugároznak, ezek radioaktív izotópok, a többi nem sugárzó (stabil) izotóp. A radioaktív izotópok magjában lezajló átalakulások nagyon változatosak. Az átalakulást kísérõ sugárzások között megkülönböztetünk alfa, béta, gamma és neutron sugárzást. A Miniray sugárzásmérõ ezek közül a béta és a gamma sugárzás észlelésére alkalmas. A béta sugárzás gyors elektronokból áll. A gamma sugárzás a közönséges fényhez hasonlóan fotonokból áll. Statisztikus ingadozásA radioaktív izotópok átalakulása nem egyszerre megy végbe, az átalakulásra váró magoknak nem egyforma az élettartama. Az átalakulás statisztikus törvényszerûségek szerint zajlik le. A magok élettartama helyett az átalakulás idõegységre esõ valószínûsége jellemzi a folyamatot. A folyamat statisztikus jellegének mélyreható következményei vannak a radioaktivitás mérésére és a mérési adatok értelmezésére vonatkozóan. A radioaktivitás mérésénél ugyanazt a mérést többször egymás után elvégezve különbözõ mért értékeket kapunk. Nagyon sokszor megismételve a mérést, azt tapasztaljuk, hogy az eredmények egy bizonyos érték körül sûrûsödnek. Ez a mérendõ mennyiség várható értéke. A mért értékek ennek közelítései. Azt a jelenséget, hogy a mért értékek a várható érték körül ingadoznak statisztikus ingadozásnak nevezzük. Ez nem a mérõkészülék hibája, hanem a radioaktivitás természetébõl következik. A statisztikus ingadozást nem lehet megszüntetni, de a jelentõsége annál kisebb, minél több bomlási folyamatot sikerül regisztrálni. Ha túl nagy a statisztikus ingadozás, akkor az egyes mért értékek a várható értéknek csak durva közelítését adják. Ilyenkor több mérési eredményt átlagolva kaphatunk jobb közelítést a mérendõ mennyiség várható értékére. Felezési idõA radioaktív izotópok átalakulása úgy zajlik le, hogy egy adott anyagmennyiségben egységnyi idõ alatt a még átalakulásra váró magoknak mindig azonos hányada alakul át. Ha egy radioaktív izotóp atommagjában lezajlott az átalakulás, akkor az a mag többé nem vesz részt ugyanabban az átalakulásban. A lezajló átalakulások tehát csökkentik az átalakulásra váró magok számát. Elõfordul, hogy az új állapot sem stabilis. Ilyenkor idõvel újabb átalakulásra kerül sor, de ez az elõzõ átalakulást nem befolyásoló folyamat. Példaképpen tekintsünk egy olyan radioaktív izotópot, amelynek egy hét alatt a kétharmada lebomlik. Így egy hét után a kezdeti mennyiség egy harmadára csökken az átalakulásra váró magok száma. Egy újabb hét múlva ennek is csak az egy harmada, azaz a kezdeti mennyiség egy kilencede marad. Azt az idõtartamot, amely alatt valamely radioaktív izotóp mennyiségének a fele lebomlik, az illetõ anyag felezési idejének nevezzük. A felezési idõ a radioaktív izotópok fontos fizikai állandója. Van olyan izotóp, amelyiknek a felezési ideje kisebb a másodperc tört részénél, és olyan is akad, amelyiké több tízezer év. Az alábbi táblázatban megadjuk néhány, az ipari méréstechnikában használt radioaktív izotóp felezési idejét:
AktivitásA radioaktív anyag által kibocsátott sugárzás mennyisége egyenesen arányos az adott anyagmennyiségben lezajló átalakulások számával. A magátlakulások gyakoriságának mértéke az aktivitás. Ez fontos jellemzõje a sugárzó anyagoknak. Az aktivitás egy adott - a felezési idõhöz képest rövid - idõ alatt lezajló magátalakulások száma elosztva az idõtartammal. A felezési idõnél mondottak szerint egy adott sugárforrás aktivitása az idõvel csökken. Az aktivitás egysége a becquerel1 (ejtsd bekerel), jele Bq. Egy becquerel az aktivitása annak a forrásnak, melyben idõegységenként átlagosan egy magátalakulás zajlik le. A becquerel a gyakorlat számára túlságosan kis egység, ezért általában a többszöröseivel, a kBq-rel (kilobekerel), a MBq-rel (megabekerel) és a GBq-rel (gigabekerel) találkozunk. Ezek rendre ezer, millió és milliárd becquerelt jelölnek. A radioaktív sugárzás elnyelõdéseÁrnyékolás A sugárzások részecskéi a környezõ anyag atomjaiba ütközve fokozatosan elveszítik energiájukat és elnyelõdnek. Az ütközések során lezajló kölcsönhatások a sugárzás fajtájától, energiájától és a benne résztvevõ atomok anyagi minõségétõl függõen rendkívül változatosak. Bizonyos esetekben rendkívül intenzív a sugárzással való kölcsönhatás. Ilyenkor gyorsan elnyelõdik a sugárzás. Ez a jelenség az árnyékolás. A béta sugárzás árnyékolására alacsony rendszámú anyagokat, például mûanyagot, vizet vagy üveget célszerû alkalmazni. A gamma sugárzás árnyékolására éppen ellenkezõleg, a nagy rendszámú és sûrûségû anyagok, például ólom vagy beton a legalkalmasabbak. A fentieken kívül természetesen más anyagok is elnyelik a béta és a gamma sugárzást, de ezekbõl ugyanolyan hatás eléréséhez több kell. Felezõréteg A sugárzás elnyelõdése is statisztikus folyamat. Bizonyos határok között mind a béta, mind a gamma sugárzásra elnyelõdésére igaz, hogy adott vastagságú anyagréteg a még el nem nyelõdött sugárzásnak mindig ugyanakkora hányadát nyeli el. Valamely anyagnak azt a rétegvastagságát, amelyik a ráesõ sugárzásnak a felét nyeli el, felezõrétegnek nevezzük. A radioaktív sugárzás hatásának méréseDózis A sugárzás útján terjedõ energiának az adott közegben elnyelt mennyisége a dózis. Ez a mennyiség jellemzõ a sugárzás és az anyag kölcsönhatására. A dózis valamely idõtartam alatti teljes sugárterhelést írja le. Az energiaátadás módozata szerint többféle dózismennyiséget is definiáltak. Ezek közül most csak egyet ismertetünk: Az elnyelt dózis a besugárzott anyag térfogatelemében elnyelt energia és a térfogatelem tömegének hányadosa. Mértékegysége a gray2, jele Gy. Dózisteljesítmény A pillanatnyi sugárterhelés mértékét a dózisteljesítmény adja meg. Ez a dózis és az idõtartam hányadosa, vagyis a dózisfelvétel sebessége. Ebbõl az adott helyen kapott dózist úgy kaphatjuk meg, hogy a mért dózisteljesítményt megszorozzuk azzal az idõvel, amit az adott helyen töltöttünk. Dózisegyenérték Az elnyelt dózis az energialeadás nagyságával méri a sugárzás hatását. A sugárzás és az anyag kölcsönhatása azonban rendkívül sokféle lehet. A különféle sugárzások hatását egységes skálán jellemzi a dózisegyenérték. Ez az elnyelt dózis és egy a sugárzás jellegétõl függõ minõségi tényezõ szorzata. Az élõ anyag esetében pedig még az ugyanolyan elnyelt dózisú sugárterhelés is más és más biológiai hatást fejthet ki a sugárzás az elnyelõ szövet jellemzõitõl függõen. A biológiai hatás mennyiségi jellemzésére az effektív dózisegyenérték szolgál. Ez egy további súlyozó tényezõvel figyelembe veszi az egyes szövetek különbözõ sugártûrõ képességét is. Mindkét mennyiség mértékegysége a sievert3 (ejtsd szívert), jele Sv. A különbözõ sugárzásokhoz és szervekhez tartozó szorzótényezõk meghatározása rendkívül bonyolult és szerteágazó feladat. A Miniray SM 2000 X dózisegyenérték-teljesítményt mér. A mért értéket µSv/h (mikroszívert per óra) egységben jelzi ki. Ebbõl a dózisegyenértéket az idõvel való szorzással lehet meghatározni. Sugárforrásoktól távol a Miniray SM 2000 X 0,1 µSv/h körüli értékeket jelez ki. Ez a mindenütt jelen levõ természetes háttérsugárzás dózisegyenértékének felel meg. Ezt az értéket megszorozva az egy évben levõ órák számával jó közelítéssel megkapjuk a természetes háttérsugárzásból eredõ éves dózisegyenértéket, ami kb. 1000 µSv: 0,1 µSv/h * 365 * 24 h = 876 µSv. A radioaktív sugárzások biológiai hatásaA sugárzás elnyelõdése során megsérülhet az elnyelõ anyag molekuláris szerkezete. Ez - a szélsõséges esetektõl eltekintve - élettelen anyagok esetén gyakorlatilag elhanyagolható hatás. Az élõ anyag azonban ebbõl a szempontból sérülékenyebb, és a radioaktív sugárzás általában káros hatást fejt ki rá. A károsodás a kapott dózistól függ. Figyelembe kell azonban venni, hogy az állandóan jelenlevõ természetes háttérsugárzáshoz az evolúció során alkalmazkodtak a földi élõlények. A sugárzásoknak az élõ szervezetre kifejtett hatását jelenlegi tudásunk alapján két csoportba lehet sorolni: a véletlenszerû és a nem véletlenszerû hatásokra. A nem véletlenszerû hatások csak bizonyos dózisértékek túllépése esetén lépnek fel. Jellemzõjük, hogy a besugárzás után nem sokkal jelentkeznek, és a tünetek súlyossága arányos a kapott dózissal. Ezeknek a hatásoknak a kivédésére elegendõ, ha ügyelünk arra, hogy a megfelelõ dózisértékeket ne lépjük túl. A véletlenszerû hatások csak bizonyos valószínûséggel következnek be. A kapott dózis nem az ilyen hatások súlyosságát, hanem csak a besugárzásnak kitett személyek közötti elõfordulás gyakoriságát befolyásolja. A véletlenszerû hatások mindig csak hosszú idõ múltával lépnek fel. Az ilyen hatásokról csak hozzávetõleges ismeretekkel rendelkezünk, és ezek csak az igen nagy dózisokra vonatkoznak. A természetes háttérsugárzás néhányszorosát kitevõ dózisok esetén ugyanis a sugárterhelés véletlenszerû hatása olyan ritka, hogy a következtében fellépõ tünetek már nem különíthetõk el az egyéb okokból fellépõktõl. A lakosság dózisterheléseMagyarország területén az elfogadott becslés szerint a háttérsugárzásból származó éves effektív dózisegyenérték kb. 1 mSv. Ennek kimutatható káros hatása nincs. Az emberi szervezet az evolúció során alkalmazkodott az ilyen mértékû sugárterheléshez. Napjainkban a radioaktivitás jelenségét az ipari méréstechnikától az energiatermelésen keresztül az orvostudományig nagyon sok helyen hasznosítják. Annak érdekében, hogy a radioaktív anyagokkal végzett munka ne okozzon egészségkárosodást, a nemzetközi sugáregészségügyi szervezet ajánlásokat ad ki az ilyen jellegû munkák során betartandó óvórendszabályokra és dóziskorlátokra. A dóziskorlátok megállapításának két fõ szempontja a felesleges kockázat és a felesleges korlátozások elkerülése. Más korlátok vonatkoznak a hivatásszerûen radioaktív anyagokkal foglalkozókra, és más (szigorúbb) korlátok a lakosságra. Minden határ úgy van megállapítva, hogy biztonságosan alatta legyen a nem véletlenszerû hatásokra érvényes korlátnak és a véletlenszerû hatások gyakoriságát se emelje számottevõen. A magyarországi szabályozás fogalmi meghatározásai és elõírásai az MSZ 62/1-1989 számú szabványban és a 7/1988 (VII. 20) SZEM rendelet 1. számú mellékletében vannak rögzítve. A lakosságra vonatkozó egyedi éves korlát 5 mSv (azaz 5000 µSv), nagyobb csoport tartós terhelése esetén 1 mSv. Védekezési módokNoha az élõ szervezetek az evolúció során szert tettek a sugárzás hatásával szemben bizonyos védekezõ mechanizmusra, alapvetõ szabály, hogy a felesleges sugárterhelést el kell kerülni. A sugárterhelést három alapvetõ módon lehet csökkenteni: a sugárzásban eltöltött idõ csökkentésével, a sugárforrástól való távolság növelésével és árnyékolás alkalmazásával. Ezeket lehetõség szerint kombináltan alkalmazzuk. A besugárzási idõ csökkentése A legkézenfekvõbb módszer a sugárterhelés csökkentésére az, ha kerüljük sugárzásnak kitett helyeket. Ha a sugárzási térben kell munkát végezni, akkor jól átgondolt munkaszervezéssel, és az elvégzendõ mûveleteknek a sugárzási tértõl távolabbi begyakorlásával csökkenthetõ a tartózkodási idõ a lehetséges legrövidebbre. Tegyük fel, hogy egy ipari üzemben felszerelt sugárforrás a közvetlen környezetében a dózisintenzitást a természetes háttérsugárzás kétszeresére emeli. Ha valaki teljes munkaidejében közvetlenül a sugárforrás mellett tartózkodna, akkor a sugárterhelése a természtes átlagnál mintegy harminc százalékkal lenne több, ami még mindig belül van a fentebb említett dóziskorláton. De ha csak naponta egy negyed órát tölt ott, akkor csak mintegy egy százalékkal növekszik a sugárterhelése, ami gyakorlatilag elhanyagolható. Távolságvédelem A sugárzás forrásától távolodva gyorsan csökken a sugárzás intenzitása. Ez igen hatásos és egyszerû védelmet nyújt a felesleges sugárterhelés ellen. Ha a sugárforrás mérete a tõle való távolságunkhoz képes elég kicsi, akkor a sugárforrástól való távolságot megduplázva a sugárzás intenzitása a negyedére csökken. Így még nagy aktivitású források esetén is egy bizonyos távolságon túl már minden védelem nélkül biztonságban vagyunk. Közvetlen közelrõl azonban még egy viszonylag kis aktivitású sugárforrás is komoly terhelést okozhat, ezért sugárforrásokat tilos szabad kézzel megfogni vagy zsebre tenni. A sugárforrások mozgatására a gyakorlatban a sugárforrás fajtájától és aktivitásától függõen hosszú csipeszeket, fogókat vagy távmanipulátorokat használnak. Árnyékolás A sugárzás természetének megfelelõ sugárelnyelõ rétegek alkalmazásával hatásosan csökkenthetõ a sugárterhelés mértéke. A szükséges árnyékolás mértéke erõsen függ az árnyékolandó sugárzástól és az alkalmazott árnyékoló anyagtól is. Az alkalmazott árnyékolás hatásossága egyszerûen ellenõrizhetõ úgy, hogy a Miniray SM 2000 X-szel megmérjük az árnyékolás mögötti dózisegyenérték-teljesítményt. A szükséges tartózkodási idõ ismeretében már kiszámítható, hogy megfelelõ-e az árnyékolás. Tegyük fel például, hogy egy karbantartási munka miatt a szerelõnek max. 20 percet kell egy árnyékolt sugárforrás mellett 3 µSv/h dózisegyenérték teljesítménynek kitéve tartózkodnia. Ez legfeljebb 20/60 h * 3 µSv/h = 1 µSv dózisegyenértéket jelent, ami a lakosságra vonatkozó legszigorúbb éves korlát ezredrésze. ****************************** 1
A.H. Becquerel (1852-1908) Nobel-díjas francia fizikus, a természetes
radioaktivitás felfedezõje • MSZ
62/1-1998 Ionizáló sugárzás elleni védelem |