nukleáris környezetvédelem
DESCRIPTION
Nukleáris környezetvédelem. Dózisfogalmak Az ionizáló sugárzások egészségkárosító hatásai A dózis meghatározásának mérési és számítási módszerei A sugárvédelmi szabályzás rendszere Természetes és mesterséges radioaktivitás (hulladékok) a környezetben - PowerPoint PPT PresentationTRANSCRIPT
Nukleáris környezetvédelem
1. Dózisfogalmak
2. Az ionizáló sugárzások egészségkárosító hatásai
3. A dózis meghatározásának mérési és számítási módszerei
4. A sugárvédelmi szabályzás rendszere
5. Természetes és mesterséges radioaktivitás (hulladékok) a környezetben
6. Szennyezések terjedése a környezetben, környezeti monitorozás
1. Dózisfogalmak
mól
mmól
atom
V
N
atom
m*Z
m
m*
3M
AA
2
eA
3
2
AA
.incEdxdE
= lineáris energiaátadási tényező = térfogategységre jutó hatásos ütközési keresztmetszet
/ = „tömegabszorpciós” tényező = tömegegységre jutó h.ü.k.
LET = dE/dx = lineáris energiaátadási tényező
σe= elektron h.ü.k. σA= atomi h.ü.k.ütközés: abszorpció vagy rugalmatlan szórás
/ [m2/kg]
x*exp*II 0 Párhuzamos fotonnyaláb gyengülése anyagi közegben
1/1
dózisElnyelt
,,
GyGraykgJ
mE
dmdE
D
*dt
dDE
*r*4
E*f*dtdN
2
RR
E
Egyenérték dóziswR sugárzási tényező - a LET függvénye
wR,α = 20, wR,γ= 1, wR,β= 1, wR,n= 5÷20
]Sv,Sievert[w*DH R 2r
A*k
dt
dD
Négyzetes gyengülési törvény – dózisszámítás
1/2
Effektív dóziswT szöveti súlyozó tényező
DCF [Sv/Bq] – egységnyi aktivitás inkorporációjából származó effektív dózis (HE/A)
kockázat/effektív dózis-egyenes meredeksége:
5*10-2 eset / Sv
T
TTE ]Sv[wHH
1wT
T
A dózist okozó sugárforrás és a dózist elszenvedő személykölcsönös pozíciója szerint külső és belső sugárterhelés jöhet létre.
Szöveti súlyozó tényezők:ivarszervek wT=0.20 (genetikus hatás)szomatikus hatásoklegérzékenyebb wT=0.12 tüdő, gyomor, belek, vörös csontvelőérzékenyek wT=0.05 máj, vese, pajzsmirigy stb.kissé érzékeny wT=0.01 bőr
1/3
2. Az ionizáló sugárzások egészséget károsító hatásai
Determinisztikus hatás:- küszöbdózishoz kötött (0.3 – 0.4 Gy)- szövetpusztulást okoz a sugárzás- akut/azonnali hatás- életveszélyes károsodások: központi idegrendszer, emésztőrendszer, vérképző rendszer
Hatás100%
Küs zöbDózis
0%
2/1
Sztochasztikus hatás:- nincs küszöbdózis (kis dózisok hatása nem igazolt)- sejtmutációt okoz a sugárzás (javító mechanizmus)- kockázat-dózis-függvény lineáris (?)
Kockázat
Dózis
m=5*10-2/S v
2/2
Külső dózis Dózismérővel, dózisteljesítmény-mérővel mérhető Számítási egyenlet (foton-dózisteljesítményre) kγ dózistényezők: pontforrásra, detektoranyagra határozható meg
Belső dózis közvetlenül nem mérhető Meghatározás módjai: egésztest-számlálás, vér- és exkrétum-analízis, bejutó
anyagok (levegő, víz, ételek) analízise DCF [Sv/Bq] dóziskonverziós tényező – egységnyi radioaktivitás inkorporációjához
köthető effektív dózis A dózist főként a radioaktivitást hordozó anyag tartózkodási ideje határozza meg Akut (pillanatszerű) vagy krónikus (folyamatos) bevitel – eltérő effektív dózist
eredményeznek
3. Dózis mérése és számítása 3/1
Külső sugárterhelés mérése
Dózismérés: „utólagos” kiértékelésfilmdózismérő - kémiai változásTLD: szilárdtest-dózismérő (termolumineszcencia)elektronikus dózismérők: elektroszkóp, impulzusüzemű gáztöltésű detektorok
Dózisteljesítmény-mérés: azonnali kiértékelésimpulzusüzemű gáztöltésű detektorokszerves szcintillátor detektor
3/2
Külső sugárterhelés mérésének feltétele – Bragg-Gray elv
A detektort és a mérendő személyt azonos távolságba helyezve a sugárforrástól mindkettőt azonos energiafluxus éri.
Az abszorpciós együttható energiafüggése legyen azonosa detektorra és a testszövetre-szövetekvivalens detektor-„energiafüggetlenség” = azonos energiafüggés a két közegre
m
m
x
mE
xE
m
x fD
D
)(
)(
*,
,
3/3
DCF = dóziskonverziós tényező [Sv/Bq]Eltérő lehet-Beviteli útvonal szerint (belégzés vagy lenyelés),-Kémiai forma szerint (a testnedvekben oldható vagy nem oldható)-Életkor szerint
intakeA
HDCF E
TR
RRRRS
ST mTSQfEwuH
1*****
Belső dózis a „T” cél (target) szövetben, az „S” forrás (source) szövetekből kiinduló „R” sugárzásoktól
Belső sugárterhelés számítása 3/4
Belső sugárterhelés számítása
A dózisszámításhoz a minták analízise szükséges.
Az analízis akkor lehetséges, ha
• Ismertek a minta összetevői, vagy azok az analízis eredményeiből meghatározhatók,
• A mennyiségi összetétel számításához hatásfokkalibráció áll rendelkezésre.
f*A
ImHatásfok: részecske
összes
megszámolt
3/5
Két további dózismennyiség
Lekötött dózis
Kollektív dózis
dttHHT
EC )(0
i
iiE nHC ,
A szervezetben 1 évnél hosszabb ideig jelenlévő nuklid által T=50 vagy T=70 év alatt okozott effektív dózis
Adott forrásból i számú, egyenként ni tagú embercsoportnak okozott dózis, egysége személy×Sv.
3/6
4. Sugárvédelmi szabályzás - A sugárvédelem alapelvei
• 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
• Optimálás: az „alkalmazás” a lehető legnagyobb előnnyel kell, hogy járjon – optimális dózisszint – tervezési alap – ALARA (As Low As Reasonably Achievable)
• Egyéni korlátozás – immissziós és emissziós korlátok – át nem léphetők, ha a tervezési alap helyes volt.
4/1
A dóziskorlátozás rendszere
DL – immissziós korlát foglalkozási korlát 20 mSv/év (5 év átlagaként)lakossági korlát 1 mSv/év
DC - emissziós korlát (dózismegszorítás)
is
DCDL Az emissziós és immissziós korlátok nem keverhetők
A kibocsátott aktivitás a környezeti terjedés során jelentősen hígul
DLDC és
ikii
ii
ii
i
AA
DCDCFAésDCFDC
A
,max,
max,max, *
4/2
A dóziskorlátozás rendszereSzabályzásból kizárt sugárzási helyzetek (Exclusion) – természetes
radioaktivitás az emberi testben, kozmikus sugárzás a Föld felszínén
Elhanyagolható dózis: Hi ≈10 μSv/év
Mentességi szint: (Exemption) egy sugárforrás, illetve egy adott radioaktív koncentrációval jellemzett anyag a legkedvezőtlenebb forgatókönyv mellett sem okoz Hi-nél nagyobb dózist (foglalkozási vagy lakossági helyzetben). [Bq], [Bq/kg]
Felszabadítási szint: (Clearance) egy korábban sugárvédelmi szabályozás alá tartozó anyag kivonható a szabályzás alól (lakossági helyzetben.) [Bq/kg], [Bq/m2]
Hasonlóság: kapcsolat Hi-vel. Eltérés: forgatókönyv
4/3
5. Természetes és mesterséges radioaktivitása környezetben – radioaktív hulladékok
Természetes radioaktivitás: * kozmikus sugárzás szoláris, galaktikus, befogott részecskékvilágűrben: protonok, -részecskék, pozitív ionoklégkörben: neutronok, fékezési fotonsugárzás (Föld felszínén: 25-30 nSv/h)* kozmogén radionuklidok (3H, 14C, 7Be)* ősi radionuklidok (az ős-Nap életciklusa során többféle „ciklus”-ban keletkeztek)
Legfontosabb ősi radionuklidok:- 40K (T= 1.28 milliárd év, belső sugárterhelés: 0.3 mSv/év)- bomlási sorozatok: 238U, 232Th, 235U
5/1
238U: T= 4.47 milliárd év (4-6 ppm a Föld felszínén) – bomlási sor leányelemek között 226Ra, 222Rn222Rn (T= 3.8 nap)rövid felezési idejű, - és --sugárzó leányelemei 218Po, 214Pb, 214Bi, 214Pobelső sugárterhelés: átlagosan 1.0 – 2.0 mSv/év222Rn-koncentráció (EEC):
szabad levegőn 1 – 10 Bq/m3
zárt térben 5 – 100 Bq/m3
sok radon: pince, bánya, barlang, építőanyagkevés radon: víz felett
aktivációs termékek 238U –ból nukleáris reaktorban: 239Pu stb. hasadóanyag, nagy DCF
5/2238U bomlási sorozata
232Th: T= 14.1 milliárd év (7-10 ppm a Föld felszínén) bomlási sor - leányelemek: köztük 220Rn
220Rn (T= 55 s) – kevéssé tud kikerülni a levegőbedózisjárulék 0.1 mSv/év
235U: T= 0.71 milliárd év (a természetes urán 0.7 %-a) a nukleáris energiatermelés legfontosabb alapanyaga: indukált hasadás neutronok hatására
További bomlási sorozatok 5/3
Természetes sugárterhelés : átlagosan 2 - 3 mSv/év belső sugárterhelés 65 %külső sugárterhelés 35 % (kozmikus sugárzás, ősi nuklidok a talajból,építőanyagokból)
továbbá: orvosi eredetű sugárterhelés átlagosan 0.3 mSv/év
5/4
Mesterséges radioaktivitás – hulladékok/üzemi kibocsátások- Nukleáris reaktorok hulladékai
hasadási (131I, 137Cs) aktivációs (239Pu) és korróziós (60Co) termékek
- Nukleáris robbantások, fegyverkísérletek hulladékai- Ipari sugárforrások- Orvosi (diagnosztikai és terápiás) sugárforrások- „TENORM”: mesterséges okból megnövekedett
természetes sugárterhelés* szén-, olaj- és gáztüzelésű erőművek (salak, hamu,
pernye)* nukleáris üzemanyag előállítása* egyéb
5/5
i i
i
MEAK
AKS
Kategóriák a mentességi szint(MEAK [Bq/kg]) alapján: kis-, közepes- és nagyaktivitású hulladékAK: aktivitás-koncentráció [Bq/kg]
Kisaktivitású hulladék (LLW) 1 < S < 1000Közepes akt. h. (ILW) 103 < S <106
Nagy akt. h. (HLW) S > 106, hőfejlődés > 2 kW/m3
Mentesség ≈ Felszabadítás ???azonosság: kapcsolat az elhanyagolható dózissal (10 μSv/év)eltérés: forgatókönyvek
5/6
Radioaktív hulladék menedzsment
Gyűjtés Osztályozás, minősítés Térfogatcsökkentés Kondicionálás Átmeneti és/vagy végleges elhelyezés
Alternatív megoldások: kiégett nukleáris üzemanyag reprocesszálása, hosszú felezési idejű hulladék-komponensek transzmutációja
5/7
Térfogatcsökkentés
• Általános: préselés, égetés, bepárlás
• Specifikus: felületi (szorpció), térfogati (extrakció)
Kondicionálás
• Cementezés (LLW, ILW)
• Bitumenezés (szerves LLW)
• Üvegesítés (HLW)
5/8
0,
1,
A
A
c
cVR
I
A
c
cDF 0,
TENORM és nukleáris energiatermelés összehasonlítása – üzemi adatok
Kibocsátott összes radioaktivitás (1988):
Paks AE: 0.5 MBq/MW
Ajka, Pécs szénerőmű: 3-4000 MBq/MW
Radioaktív hulladék elhelyezéseMérnöki gátak – mélységi védelem módszereÁtmeneti: telephelyen belül vagy önálló felszíni telephelyen (KKÁT)Végleges:
• LLW – ILW: felszínközeli vagy mélységi lerakóhely (Püspökszilágy *** Bátaapáti)•HLW: mélységi lerakóhely (Boda – BAF)•Alternatíva: reprocesszálás
5/9
6. Szennyezések terjedése a környezetben
Általános terjedési egyenlet:
A : advekció (hajtóerő: gravitáció, hidrosztatikai nyomás)D : diffúzió (hajtóerő: kémiai potenciál)R : reakció (fizikai és kémiai szorpció, ioncsere stb.) (hajtóerő: kémiai potenciál)P : ülepedés (hajtóerő: gravitáció)
(forrástag időben állandó) Homogén rendszerek: levegő, felszíni víz, karsztvízHeterogén rendszerek: talajvíz, geológiai rétegek, biológiai anyagokTerjedési egyenletek inverze szükséges az emissziós korlátozás megállapításáhozNukleáris/radiológiai balesetek, kibocsátások
Windscale, Three Mile Island, Csernobil, Goiania, Algeciras, Tokai-mura.
Csernobil becsült magyarországi hatása 1 – 3 mSv
cPRDAdt
dc
6/1
Terjedési egyenletek
ctSPRDAt
c*)(
ctScgradDdivcgradutc
*)())(*()(*
ctSi
cD
ix
cu
t
czyxiix *)()*(* ,,
Általános egyenlet időfüggőforrástaggal
Advekció és diffúzió kifejtése
Egyirányú advekció, homogén diffúzió
6/2
Nukleáris környezeti monitorozás
DL és DC betartásának ellenőrzése: Mérés Kiértékelés BeavatkozásA feladatok hasonlóak normális és baleseti helyzetben is.
Irányadó szintek szükségesek minden radionuklidra a környezeti közegekben (levegő, víz, talaj stb.)
Biztonság: a szint mérhető kell, hogy legyen, mielőtt az irányadó szintet túllépnénk.
Monitorozás: mintavétel, mérés és kiértékelés szervezett, standard rendszere.
6/3
Nukleáris környezeti monitorozás
Helyi rendszerek: emissziót produkáló létesítmény körül [= kibocsátás-ellenőrzés ??]Regionális rendszerek: immisszió ellenőrzése nagyobb területen
egyenletesen elosztott mérőállomásokkal
•Gamma-dózisteljesítmény folyamatos mérése – KORAI RIASZTÁS
•Légköri szennyeződés folyamatos mérése dúsításos mintavétellel – KORAI RIASZTÁS – aeroszol- és jódszűrés (elemi, szerves)
•Szakaszos mintavételezéses módszerek:- száraz és nedves légköri kihullás,- felszíni-, ivó- és talajvíz,- talaj- és biológiai minták.
6/4
Nukleáris környezeti monitorozás – korai riasztást adó rendszerek
Gamma-dózisteljesítmény mérésefolyamatos/automatizált mérési adatgyűjtéskörnyezeti dózisteljesítmény (talajszint) : 70 – 180 nSv/hOSJER riasztási szint : 500 nSv/h
•Természetes radioaktivitás: szintje eltérő a környezetben, általában nem tárgya a szabályozásnak. (kozmikus sugárzás, földi radioaktivitás)•TENORM: „technologically enhanced naturally occurring radioactive material” – „alkalmazásnak” tekintendő, szabályozandó.•Mesterséges radioaktivitás: „alkalmazások” kibocsátása, radioaktív hulladékok stb.•Berendezések ionizáló sugárzása (pl. Röntgen) – kikapcsolható.
6/5
Nukleáris környezeti monitorozás – korai riasztást adó rendszerek
környezeti dózisteljesítmény monitorozása hosszú időn át
A felvételen három különböző hatás látható:
• helyi hatások (emisszió),• gyors környezeti hatások (változó szintű szennyezés),• lassú környezeti hatások.
A jelszint nem éri el a riasztási küszöböt. A felvétel részletes értékelésre e formában nem alkalmas.
dózisteljesítmény[nSvh]
6/6
Nukleáris környezeti monitorozás – korai riasztást adó rendszerek
helyi hatások a környezeti dózisteljesítményre
Oktatóreaktorban frissen előállított 24Na sugárforrások ideiglenes tárolását érzékelte a monitor. A felfutó él a művelet pillanatszerűségére, a lefutás a főkomponens felezési idejére jellemző.
dózisteljesítmény[nSvh]
6/7
Nukleáris környezeti monitorozás – korai riasztást adó rendszerek
környezeti csapadékcsúcsok
A csapadék kimossa a levegőből a talaj felszínére az aeroszolhoz kötött radon-leányelemeket . Ezek (222Rn és 220Rn-származékok) feldúsulása a ülepedési sebességtől és hatásfoktól, bomlása az effektív felezési időtől függ. Hasonló alakú profilok származhatnak mesterséges eredetű radioaktív szennyezést tartalmazó „pöfföktől” is.
dózisteljesítmény[nSvh]
Nukleáris környezeti monitorozás – korai riasztást adó rendszerek
környezeti dózisteljesítmény mérése
Következtetések:
A dózisteljesítmény változása képet ad a környezet állapotáról.
Helyi rendszerek: jelzik a helyi változásokat is.
Regionális rendszerek: nehéz (néha lehetetlen) megkülönböztetni a természetes növekedést a mesterséges szennyezéstől.
A „biztonságos” riasztási küszöb jóval nagyobb kell, hogy legyen a természetes ingadozás maximumánál.
További mérési módszer szükséges a jobb érzékenység eléréséért és a téves riasztások kizárásához.
6/8
Nukleáris környezeti monitorozás – korai riasztást adó rendszerek aeroszol mintavételezés és mérés
Légköri radioaktív szennyezés dúsítása és mérése mintázás: speciális szűrők az alábbi anyagokra:
- aeroszol, - atomos vagy molekuláris jód,- szerves jódvegyületek
mérés: alfa/béta, gamma-spektrometria
eljárás: folyamatos/automatikus működés, mozgószűrős vagy állószűrős kivitel
6/9
Nukleáris környezeti monitorozás aeroszol mintavételezés és mérés a kibocsátási forrás
közelében
Lokális rendszer egy emissziós forrás köré telepítve
Várható szennyezési profil: egységugrás-függvény
Activityon filter
time
Előnyös módszer: mozgó szűrőszalag (differenciálás)
6/10
Nukleáris környezeti monitorozás aeroszol mintavételezés és mérés a kibocsátási forrástól távol
Regionális rendszer – egyenletesen elosztott állomások - immisszió felügyelete
Várható szennyezési profil: elnyújtott, lassan növekvőActivityon filter
time
Előnyös módszer: álló szűrőlap (integrálás)
6/11
Nukleáris környezeti monitorozás környezet-ellenőrzés aeroszol mintavétellel
Az állomás vezérlő programja az alábbi feladatokat látja el:• Adatgyűjtés a detektor(ok)tól;• Nukleáris spektrumok kiértékelése – mesterséges radioaktivitás
azonosítása változó természetes “alapvonalon” – mért érték [Bq/m3];
• Természetes radioaktivitás értéke: Rn EEC [Bq/m3] KIMUTATÁSI HATÁR megadása, ha mesterséges radioaktivitást nem detektált;
• A detektor(ok) rendszeres kalibrálása;• Elektromechanikus elemek vezérlése (szivattyú, szűrőkezelés
stb.);• Adatgyűjtés más mérőberendezésekből (meteorológiai
szenzorok, dózisteljesítmény-mérő stb.);• Kommunikáció a központi számítógéppel.
Basic equation for activity build-up on filter surface (Im = measured intensity [cps])
TRUE
LIVEtt
LIVEm t
tdteV
C
t
fI
TRUE
*)1(**** .
0
ηγ: efficiency for the gamma line of the given isotope, fγ: gamma abundance of the
given gamma line, tLIVE: live time, tTRUE: true time, λ: decay constant, .
V : volume rate of pump.
After integration and solving for
C , mean activity concentration during sampling cycle [Bq/m3]
TRUE
tTRUEm
te
t
Vf
IC
TRUE
*1
1
**
1*
* *
Nukleáris környezeti monitorozás Detektorok válaszának modellezése
Ezeket a számításokat a kiértékelő programnak kell elvégeznie.
6/12
222Rn alfa-béta spektrum6/13
220Rn + 222Rn alfa-béta spektrum
6/14
222Rn 6/15
Radon – LDs - Time 6/16
Nukleáris környezeti monitorozás – korai riasztást adó rendszerek aeroszol-mintavétellel
Összefoglalás:
Részecskeszűrő és azt követően jódszűrőt is alkalmazhatunk.
Regionális rendszereknél az álló szűrő előnyösebb.
Nuklidspecifikus meghatározás szükséges, hogy megkülönböztessük a természetes és a mesterséges radioaktivitást.
Jelentendő értékek: • természetes radioaktivitás (222Rn-EEC stb.) – „minőség-ellenőrzés”• mesterséges radioaktivitás (radionuklid, aktivitás-koncentráció, KIMUTATÁSI HATÁR )
6/17