1

Eötvös Loránd Tudományegyetem

Természettudományi Kar

Környezettudományi Centrum

A radon sugárvédelme a Paksi Atomerőműnél és más

munkahelyeken

SZAKDOLGOZAT

Készítette:

GYŐRI ORSOLYA LENKE

KÖRNYEZETTAN ALAPSZAKOS HALLGATÓ

Témavezető

Dr Horváth Ákos

Egyetemi Docens

Budapest 2016

2

3

Tartalomjegyzék

1. Célkitűzés ............................................................................................................................... 5

2. Történelmi háttér .................................................................................................................. 5

3. Az atommag tulajdonságai ................................................................................................... 7

3.1 Környezeti radioaktivitás ........................................................................................ 7

3.1.1 Aktív magok szerinti osztályozás .................................................................... 7

3.1.2 A radioaktív sugárzás attribútumai .................................................................. 8

3.1.3 Radioaktív sugárzások típusai ......................................................................... 9

3.1.2 -sugárzás ...................................................................................................... 10

3.1.3 Ionizáció ......................................................................................................... 10

4. Radon ................................................................................................................................... 11

4.1. A radonról általánosságban .................................................................................. 11

4.2 A radon bomlási sora ............................................................................................ 11

4.3. A radon környezeti fontossága ............................................................................ 12

4.3.1. A radon és az a-részecske útja ..................................................................... 12

4.3.2. A leányelemek útja ....................................................................................... 13

4.4 A radon hatása az emberi szervezetre ............................................................................ 13

5. Sugárvédelem ...................................................................................................................... 15

5.1 Háttérsugárzás ....................................................................................................... 15

5.1.1 Mesterséges háttérsugárzás ............................................................................ 15

5.1.2 Természetes háttérsugárzás ............................................................................ 15

5.2 Definíciók ............................................................................................................. 15

5.3 Sugárterhelés ......................................................................................................... 16

5.1.2 Lakossági sugárterhelés ................................................................................. 16

5.1.3 Foglalkozási sugárterhelés ............................................................................. 17

5.4 A levegő radon-tartalmát és annak dózisát leíró mennyiségek ............................. 17

5.3 Szabályozás ........................................................................................................... 18

5.3.1 ICRP 65 .......................................................................................................... 18

5.3.2 Hazai jogszabályozás ..................................................................................... 19

5.3.3 EU BSS .......................................................................................................... 20

5.3.4 Összehasonlítás .............................................................................................. 21

6. A mérési műszerek .............................................................................................................. 21

6.1. RAD7 detektor ..................................................................................................... 21

4

6.2. Az MGP aeroszol detektor ................................................................................... 23

6.3 AlphaGUARD detektor ......................................................................................... 24

7. Mérési helyszínek és körülmények bemutatása ............................................................... 25

7.1. Jánossy-akna ......................................................................................................... 25

7.2 MVM Paksi Atomerőmű Zrt. ................................................................................ 26

8. Mérési eredmények kiértékelése ....................................................................................... 27

8.1 Jánossy-akna mérési eredményeinek bemutatása és kiértékelése ......................... 27

8.2 MVM Paksi Atomerőmű Zrt. ................................................................................ 29

9. Összefoglalás ....................................................................................................................... 34

10. Irodalomjegyzék ............................................................................................................... 37

5

1. Célkitűzés

Dolgozatom célja hazai példákon bemutatni, és összehasonlítani az eltérő

munkahelyek illetve munkakörök alapján az ott dolgozók radontól és leányelemeitől

származó potenciális sugárterhelését.

A vizsgálatokat, számos tényező indokolja. A radon és leányelemei adják a

háttérsugárzás közel felét. Vizsgálatának fontosságát és erre irányuló figyelmet jól jelzi,

hogy az Európai Unio és a WHO is számos programot indított vizsgálatára. Környezeti

és egészségügyi szempontból a háttérsugárzás részhányadán kívül a nemesgáz

szerkezete miatt jelentős. Tekintettel arra, hogy a tüdőbe könnyen bejutva és ott

elbomolva komoly egészségügyi kockázatot jelent. Az egyes munkahelyeken dolgozók

vagy munkakörükből kifolyólag vagy a munkahelyük elhelyezkedése miatt lehetnek

fokozottan kitettek sugárterhelésnek. Dolgozatomban a munkakörök összehasonlítása

lehetővé teszi, hogy belelássunk az így kapható sugárterhelés eltérő mértékére.

2. Történelmi háttér

Miután az emberiség fölismerte az atommag energiájában lévő lehetőségeket, és

kezdtek megépülni az első atomreaktorok, ezzel párhuzamosan az emberek

sugárterhelés elleni védelme is szem elé került. Ahhoz, hogy megértsük ennek a

fontosságát, vissza kell mennünk az időben az ionizáló sugárforrás, radioaktivitás

felfedezéséhez, alkalmazásához.

Az első fontos mérföldkő Epicurus, atomista filozófus nevéhez köthető.

Foglalkozási megbetegedéseket, tüdőbántalmakat írt le. (Pesznyák és Sáfrány, 2013) Az

okát ezen megbetegedéseknek nem lehet biztosra tudni, ugyanis az egészségügyi

problémákat vagy a szilikózis, melyet az akkori technológia és bányakörülmények

egyszerűsége vagy pedig az elegendően magas radontartalom okozta, mutatott rá Titus

Lucretius Carus, aki időszámításunk előtt 100 körül. (Luykx és Frissel, 1996) [1]

Egy másik fontos történelmi esemény a radon fontossága kapcsán a 16. század

első felében leírt „schneebergi tüdőbaj”, melyet a Schneeberg környéki

bányamunkásoknál figyeltek meg. Ennek a kornak a feljegyzései, mely a foglalkozási

sugár-megbetegedésekhez kapcsolódik, az Paracelsus nevéhez fűződik. Ezt a jelenséget

6

„Über die Bergsucht und andere Bergkrankheiten” (A „bergsucht”-ról és más bányász

betegségekről) című művében írt le. Ez a német kifejezés a bányamunkát folytató

emberek körében elterjedt tüdőbántalmak összefoglaló elnevezése volt.

Ahogy fokozódott a 17. és 18. században az ércbányászat (réz, ezüst, kobalt)

intenzitása, úgy nőt ezzel együtt a tüdőbaj gyakorisága is az ott élő bányászok körében.

Végül ezt a megbetegedés tüdőrákként, illetve hörgőrákként azonosították. Ezekben az

évtizedekben a Schneeberg környéki bányászok 75%-a halt meg rákban. Akkoriban úgy

gondolták, hogy ez főleg a bányászat során levegőbe került ércporok, az akkoriban igen

gyakori tuberkulózis illetve a szálló porral keveredett arzén okozzák.

Miután Geitel és Elster elindították az első radon-méréseket a schneebergi és

jachymovi bányáknál, igen magas radon-koncentrációkat mértek. Ezen tudományos

kutatások és feltételezések beigazolták, hogy kapcsolat van a tüdőrák, és az említett

bányákban mért radon-tartalom között. (ICRP 65, 1995)

A XIX. század végén, egész pontosan 1896-ban Becquerel felfedezte a

radioaktivitást. Felismerte, hogy az uránszurokérc (egész pontosan a

[SO4(UO)K+H2O]), olyan áthatoló sugárzást bocsát ki magából, amit ez idáig nem

ismertek. Meglepő felfedezése, hogy a sugárzás intenzitása napok múlva sem csökkent,

illetve az a só mesterséges átkristályosítását követően sem vesztett a sugárzás az

erősségéből.

Ezt a tudományos felfedezést Becquerel doktorandusza, Marie Curie is

megerősítette, majd férjével Pierre Curie-vel a sugárzás eredetét kutatták. Különböző

kémiai elemeken vizsgálták ezt a jelenséget, végül Marie Curie nevezte el

radioaktivitásnak. (Fizikai Szemle 1996/11)

A 20. század végén Marie Curie és Pierre Curie rádiumot és polóniumot nyert ki

jachymovi bányák uránszurokérceiből. (ICRP 65, 1995) Megjegyzendő hogy 2,8[t]

természetben előforduló uránmennyiségből lehet előállítani 1[g] rádiumot. A rádium

mivel egy radioaktív család tagja maga is radioaktív anyagot bocsát ki bomlása során.

Ezt nevezte el Rutherford rádium-emanációnak (emanáció, latin eredetű szó, kiömlést

jelent), melyet később radonra kereszteltek. (Fizikai Szemle 1996/11)

A radioaktivitás kapcsán felvetődik a maghasadás kérdésköre is, mely Otto

Hahn, Fritz Strassman és Lise Meitner nevéhez fűződik. Az ő munkásságuk alapján

tudta meg a világ, hogy a kellően nagy rendszámú elemeket elég egy nem túl gyors

neutronnal besugározni, ahhoz, hogy stabilból instabil atommag keletkezzen, és ezáltal

7

kialakítsa a jellegzetes babapiskótaformát, hogy utána elhasadhasson két könnyebb

elemre. (TVFizika, 2006) A hasadás során keletkező izotópok radioaktívak, és a

környezeti radioaktivitás fontos részei.

3. Az atommag tulajdonságai

A természetben nagyjából 280 izotóp található meg. Az atom elektronból és

atommagból áll. Az atommag tartalmazza a neutronokat és a protonokat, melyek

tömegüket tekintve közel azonosak. Ezeket az elemi részecskéket együttesen

nukleonnak nevezzük. A protonszám adja meg az elem rendszámát, tömegszámát pedig

a proton és neutron együttesen. A periódusos rendszert tekintve egy elemnek pl.

hidrogén, létezhet több izotópja is. Ez a kifejezés azt jelenti, hogy az atommagon belül a

protonszám azonos, de a neutronszám eltérő (pl. 235

U, 238

U, hidrogén). Vannak olyan

magok, melyek izotonok. Ebben az esetben eltérő kémiai elemekről beszélünk, ám a

neutronszámuk megegyezik (pl. 16

O, 15

N). Léteznek még izobar atommagok, ahol az

elemek tömegszámai azonosak (pl. 40

K, 40

Ca) (Kiss és Tasnádi, 2012) A hidrogén

esetében az izotópok úgy néznek ki, hogy a protonszám az egy, míg a neutronszám

lehet egy, kettő és három. Ha egy, akkor az a közönséges hidrogénről (próciumról), ha

kettő, akkor az a deutériumról, ha három, akkor meg a tríciumról beszélünk. (A

hidrogén izotójai) [4]

3.1 Környezeti radioaktivitás

Az instabil atommagok, képesek a már említett radioaktivitásra és az ionizáló

sugárzásra. Ezen folyamatok a természetben több okra is visszavezethetőek, és az

atommagok alapján több csoportba is sorolhatók.

3.1.1 Aktív magok szerinti osztályozás

a ) R a d i o a k t í v c s a l á d o k

Ebbe a kategóriába az olyan izotópok tartoznak, melyek jóval később

keletkeztek, mint ahogy a Föld kialakult, egy távoli szupernóva- robbanás során.

Ezeknek az atommagoknak a felezési ideje olyan hosszú, hogy még nem sikerült

elbomlaniuk teljesen. Így ezek illetve leányelemeik befolyásolják a természetes

8

radioaktivitást. Ide soroljuk az 238

U-t, az 235

U-t és a 232

Th-t. Ezek az atommagok az

úgynevezett bomlási sorok kezdő magjai. Akkor beszélünk bomlási sorról, ha a lánc

elején álló radioaktív mag a lehetséges leányelemein keresztül elbomlik és végül egy

stabil atommaggá alakul. Mindhárom bomlási sor, végül az ólom valamely izotópjában

végződik.

b ) H o s s z ú f e l e z é s i i d e j ű , k ö n n y e b b m a g o k

Ebbe az osztályba tartoznak az olyan radioaktív izotópok, melyeknek a felezési

ideje már összemérhetők a Föld kialakulásától számított időskálával. Csaknem húsz

ilyen atommagnak tudunk a létezéséről. Ilyen például a 115

In, 40

K vagy a 87

Rb.

c ) F o l y a m a t o s a n k e l e t k e z ő r a d i o a k t í v a t o m m a g o k

A Napból illetve a kozmoszból érkező távoli, nagysebességű részecskék

kölcsönhatásba kerülnek a légkörrel. Ezek a részecskék legfőképp nagy energiájú

protonok, amelyek ütköznek a légkört alkotó molekulákkal. A folyamat során

gyorsneutronokat szakítanak ki és indítanak el. Végül ezek a neutronok váltják ki a

trícium és a radiokarbon keletkezéséhez szükséges folyamatokat.

d ) M e s t e r s é g e s e r e d e t ű r a d i o a k t í v a t o m m a g o k

Az ilyen atommagok forrása lehet például a nukleáris ipar, technológia termékei,

a meghibásodott erőművek okozta szennyező anyagok, nukleáris fegyverkezés. Amit

érdemes még itt megemlíteni, az két olyan izotóp, melyek nagy mennyiségben

keletkeznek és emberi években mérve igen hosszú a felezési idejük. Ez a két atommag a

90Sr (T1/2=28,78[év]) és a

137Cs (T1/2=30,07[év])

3.1.2 A radioaktív sugárzás attribútumai

A radioaktív bomlás során az atommag átalakul egy másik tömegszámú és/vagy

rendszámú atommá, ami energetikailag kedvezőbb állapotot biztosít. Eközben gyorsan

mozgó töltött részecskék vagy gamma-kvantumok áramát bocsátják ki magukból. (Kiss

és Tasnádi, 2012)

Először is meg kell említeni az aktivitást. Ez a fogalom számszerűsíti az

időegység alatt elbomló atommagok számát. Egysége a [Bq], a már fentebb említett

Henry Becquerel tiszteletére. 1[Bq] = 1bomlás/sec értéknek felel meg. Régi mértéke az

aktivitásnak a Curie volt, ami 3,7×1010

bomlás/sec-nek felelt meg.

9

Másodszor tudnunk kell, hogy ezek a radioaktív folyamatok az atommagon belül

teljesen izoláltan zajlanak. Nem szólnak bele a külső hatások, hiszen az atomburok

megóvja a magokat.

Mindezek mellett, fontos a már többször leírt felezési idő definíció magyarázata.

Ez a kifejezés megadja (1. egyenlet), hogy mennyi idő múlva feleződik el a mintában

jelen lévő radioaktív magok száma.

T1/2 = ln 2/= 0,69×

1. egyenlet: Felezési idő. bomlási állandó (Kiss és Tasnádi, 2012)

Az első felezési idő után az aktív magok a felére, míg a második bomlás után a

negyedére, a harmadik után a nyolcadára csökkennek, és így tovább.

Az élettartam pedig azt az időintervallumot adja meg, míg az mintában jelen

lévő összes aktív mag el nem bomlik. Az élettartam és a felezési idő kapcsolatát az

alábbi (2. egyenlet) összefüggés adja meg.

= /ln 2

2. egyenlet: Élettartam. bomlási állandó (Kiss és Tasnádi, 2012)

A már fentebb említett bomlási sorok kapcsán, látható, hogy számos radioaktív

atommag bomlása után is olyan leánymag keletkezik, ami szintén radioaktív, és az a

mag képes továbbalakulni. Meg kell állapítani, hogy a vizsgált mintában az atommagok

két okból kifolyólag is változhatnak. Az egyik, hogy az anyamag bomlásával új magok

keletkeznek, ilyenkor nő a leányelemek száma. A másik ok, maguk leányelemek is

bomlanak, így efelől csökken a számuk. Azonban sokat egyszerűsödik az eset, ha van a

bomlási láncban egy olyan atommag, melynek felezési ideje nagyságrenddel nagyobb,

mint a sor többi tagjának a felezési ideje. Ekkor az anyamag bomlása egyensúlyban van

a rövid felezési idejű leányelem bomlásával. A bomlási sor következő pontjaira is ennek

a jelenségnek kell vonatkoznia. Ebben az esetben beszélünk radioaktív egyensúlyról.

Ezt az alábbi (3. egyenlet) összefüggés reprezentálja.

A = N11 = N22 = N33 = ….. = Nii.

3. egyenlet: A radioaktív egyensúly. N – aktív magok száma, bomlási

állandó (Kiss és Tasnádi, 2012)

3.1.3 Radioaktív sugárzások típusai

Legfőbb tulajdonsága a radioaktív elemeknek az az energia, melyet a bomlás

során a kirepülő részecske magával visz. Az atommagban lévő, egy nukleonra eső

10

kötési energiák általában pár [MeV] körüliek. Ezért az atommagon belüli spontán

átrendeződések, átalakulások ennél alacsonyabb energiák szabadulnak fel. Tehát a

radioaktív bomlások során a felszabaduló energia tipikusan a 10[keV]-tól a pár [MeV]-

ig intervallumba esik.

A fent leírtak alapján megkülönböztetünk -, -, -bomlást. Az utóbbi esetben

már azt atommag elektromágneses bomlása figyelhető meg. A -bomlásnak három

típusa ismert. Az egyik a negatív, a másik a pozitív-béta bomlás, a harmadik az

elektronbefogás (EC). Valamint létezik még a spontán hasadás jelensége. Ebben az

esetben bárminemű külső hatás nélkül az atommag elhasad két új, kisebb tömegű

magra. Ez a természetes izotópok esetében figyelhető meg, ott is csak a 238

U, 235

U, 232

Th

atommagoknál. Azonban ennek a spontán hasadásnak a valószínűsége igen csekély az

-bomlás végbemenéséhez képest. (Kiss és Tasnádi, 2012)

Ezen sugárzások, bomlások szolgálnak alapjául a természetben is pontosan

mérhető háttérsugárzásnak.

3.1.2 -sugárzás

Az alfa-bomlás során a radioaktív atommag kiemittál egy hélium atommagot.

Kilök egy két neutronból és két protonból álló atommagot. Ezáltal a kezdeti

tömegszáma néggyel, rendszáma pedig kettővel csökken. A két proton és a két neutron

alkotta rendszer olyan erősen kötött, hogy energetikai szempontból a megvalósulása

kedvező. A kibocsátott mag elektromos töltését tekintve pozitív, és általában 5-

10[MeV] körüli kinetikus energia szabadul fel a bomlás során (1[MeV] az 1,6×10-23

energiát jelent). Az atommagon belül lévő töltés pozitív, ezért igen erős a protonok

taszításából származó elektromágneses taszítás. Tehát egy alfa részecske emittálódása

esetén, a protonszám kettővel csökken, így ez a jelenség a nukleonok kötése közötti

taszítóerőt lecsökkenti. [5]

3.1.3 Ionizáció

A fentebb említett -bomlás kapcsán látható, hogy ilyenkor egy nagy energiájú

töltött részecske hagyja el az atomot. Ez a részecske a megtett útja során, pályája

mentén képes kölcsönhatásba kerülni más atomokkal, molekulákkal. Ez a kölcsönhatás

sokszor az ionizáció.

Ionizáció során, egy nagy energiájú töltött részecske ionizálja az atommagot.

Ebben az esetben az elektronhéjból kiszakít pár kevésbé kötött elektront. Az ionizáció

11

mértékét a fajlagos ionizációval adják meg. Ez azt jelenti, hogy ha a levegőt tekintjük

reakcióközegnek, akkor a részecske a megtett út kezdeti és a végpontja között összesen

hány ionpárt hoz létre (ionpár/cm). Ez természetesen függ az áthaladó részecske

energiájától és töltésétől. [6] [2] [3]

4. Radon

4.1. A radonról általánosságban

A radon egy színtelen, jellegzetes szaggal nem rendelkező radioaktív, inert nemesgáz,

mely a rádium alfa-bomlásával keletkezik. Rendszáma 86, atomszáma pedig az alapján

változik, hogy melyik bomlási sorból, családból származik. Hiszen mindegyik

radioaktív család bomlási sorában megtalálható a radon (1. táblázat). Molekuláját

tekintve egy atomos, sűrűsége 9,73[g/cm3], vegyértéke pedig nulla. (Cs. Nagy és Nagy,

2014)[9]

1. táblázat: A radon izotópjai (Cs. Nagy és Nagy, 2014)

Bomlási sor Radon izotóp Elnevezés Felezési idő

238U 222Rn Radon 3,8 nap

235U 219Rn Aktinon 3,9 s

232Th 220Rn Toron 55 s

4.2 A radon bomlási sora

Esetünkben az urán-238-ból keletkező radon a lényeges. A természetben több

leányeleme is megtalálható, hiszen folyamatosan keletkezik és bomlik alfa-bomlással,

melynek során 5,5[MeV] energia szabadul föl. A radon alfa-bomlása során, melynek

felezési ideje 3,8[nap] egy 218

Po atom keletkezik, ami szintén alfa-bomló és már nem

gáznemű. Ennek felezési ideje 3[perc] és a felszabaduló kinetikus energiája 6[MeV].

Ebből újabb bomlás során is egy fémion a 214

Pb jön létre, melynek felezési ideje

26,8[perc] és energiája pedig kevesebb, mint 1,02[Mev]. Ez az atommag már béta-

bomló. Bomlása utána egy 214

Bi keletkezik. Ennek a felezési ideje 19,9[perc], a

felszabaduló energiája kevesebb, mint 3,27[MeV]. Ebből béta-bomlással egy 214

Po

képződik, mely már alfa-bomló. Energiája 7,69[MeV], felezési ideje pedig 164[s].

12

Ebből végül, de nem utolsó sorban egy 210

Pb keletkezik. Ennek felezési ideje már

22,2[év] és a bomlásakor felszabaduló energia 17[keV]. Ez az úgynevezett radonsor,

mely a radon bomlásától 210

Pb keletkezéséig tart. Ezért eddig tart, mert olyan hosszú az

ólom felezési ideje, hogy a kiértékeléséhez és feldolgozásához éveket kellene várni.

(Durridge Company, 2015) [10] A radioaktív sort az alábbi ábra szemlélteti (1. ábra).

1. ábra: 238

U bomlási sora. [7]

4.3. A radon környezeti fontossága

4.3.1. A radon és az a-részecske útja

A radon a rádiumból alfa-bomlással keletkezik. A radonnal egyidejűleg egy alfa

részecske is kilökődik a keletkezett atommaggal ellenétes irányba. A radon izotópok

közül kiemelkedő jelentősége van a Rn-222 atommagnak. Felezési ideje (3.8 nap)

lehetővé teszi a keletkezés helyétől való eltávolodását. Nagyobb a valószínűsége annak,

hogy kölcsönhatásba kerül a tüdőszövettel, mint a többi radon izotóp.

A rádium előfordul urándús kőzetekben. Ilyen geológiai képződményeket

elsősorban a Velencei-hegységben és a Mecsekben találunk. Ezen hegységeknek a fő

kőzettani alkotója az andezit és a gránit. [11] Jellemző előfordulása ásványokban:

uraninitban (UO2), koffinit (USiO4). [12][13] Az eltérő közegekben kilökődött radon-

ion az ásványokban 0,02-0,07[m]-t tesz meg, míg vízben 0,1[m]-t, de ami a

13

legfontosabb a levegőben 63m.[8] Az alfa-részecske ennél hosszabb utat tesz meg.

Levegőben kb. 3,5[cm] a hatótávolsága.

A radon környezetünkbe, beltereinkbe diffúzióval tud bekerülni. Bediffundál a

talajlevegővel a házak repedésein keresztül, a vezetékes vízzel, az építésre használt

építőanyagokkal, a földgázzal, valamint egy kisebb hányaddal a külső levegővel is. [14]

4.3.2. A leányelemek útja

A keletkezett többi leányelem már ki tud ülepedni az épületek helyiségeiben

lévő aeroszol szemcsékre, esetleg a különböző bútorokra, felületekre, mivel nem

nemesgázok. A radon leányelemeinek csak egy része marad a levegőben, másik része a

bel terek falain kitapad. A leányelemek vagy maguk találkoznak a fal felületével és

kitapadnak, vagy először egy aeroszollal ütköznek és egy olyan aeroszol tapad ki a

falra, melyen megtalálhatóak a leányelemek. Több variáció is lehetséges, a következő

ábra ezt hivatott reprezentálni. (2. ábra)

2. ábra: A radon lehetséges útvonala. (Készült a Radon and its decay products in indoor

air című könyv 163. oldala alapján) (Nazaroff, Nero, 1988)

4.4 A radon hatása az emberi szervezetre

Dolgozatom szempontjából az a mozzanat a lényeges, amikor egy radioaktív

izotópot belélegzünk, vagy pedig az aeroszolra tapadt leányeleme kerül be a

szervezetünkbe, ahogy azt a (2. ábra) is szemléltette. Az emberi szervezetre úgy van

nagy hatással a részecske, ha a légcsőbe, hörgőkbe, tüdőbe bekerül. A legnagyobb

hatását a hörgők elágazásánál fejti ki, hiszen ott a bekerült izotópok könnyen meg

tudnak tapadni. Az ott végbemenő további alfa-bomlások erősen károsíthatják a

jelenlévő sejteket. Az alfa-bomlás a közvetlen környezetében igen erősen képes

14

roncsolni a szöveteket, hiszen nagy energiát ad le, ami úgymond sokkolja az ottani

közeget. Ez az úgynevezett direkt roncsolás. Ilyenkor károsodhat a sejt anyagcseréje, a

sejtet alkotó molekulákból szabad gyökök keletkezhetnek, valamint az öröklődést

szabályozó DNS is sérülhet. A másik esetben a károsodás a radioaktivitás

vízmolekulákra fejtett hatásán alapul, itt ugyanis erősen reaktív szabadgyökök

keletkeznek. Ez az úgynevezett indirekt károsodás.

A sejt reakciója az őt ért ionizációra többféle lehet. Három féle eset történhet a

jelenlévő sejtekkel:

- A sejt sikeresen helyre tudja állítani magát.

- Már nem tudja teljesen helyreállítani magát, de funkcióját többé-kevésbé el tudja

látni. (Azonban megeshet az is, hogy genetika változások mennek végbe

petesejtben és hímivarsejtben.) Elszenvedhet részleges sejtfunkció-vesztést.

Legrosszabb esetben az ilyen sejtekből alakulhat ki rákos elburjánzás.

- A sejt teljesen elhal. [17] [22]

A fent leírtak tükrében láttuk a radon lehetséges hatásait az emberi szervezetre, így

érthető miért is kell nagy körültekintéssel eljárni radondús környezet esetén. Legyen szó

lakókörnyezetről vagy nukleáris tevékenységet folytató munkahelyről vagy egyéb

munkákról (például tudományos mérésekről, látogatók körbevezetéséről, turisztika).

A gyakorlati életben nem feltétlenül kell a legrosszabbra gondolni, ha a radon-

koncentráció meghaladja a jogszabályok által előírt iránymutatásokat, hiszen ma már

létezik a radonmentesítés, mint kárhelyreállítás vagy kármegelőzés. Erre jó példa Cs.

Nagy Géza és Nagy Hedvig Éva 2014-ben megjelent könyve, melynek címe a

„Radonmentesítés lehetséges műszaki megoldásai”. Ebben részletes útmutatást

nyújtanak a radon okozta problémák helyreállítására, megelőzésére.

Álljon itt néhány példa a könyvből. Prevencióra lehetőség a talajcsere, a

levegőtisztító berendezés, az úgynevezett radon-kút. Helyreállításra, mentesítésre pedig

jó megoldás a speciális felületszivárgó lemezek geotextíliával kombinálva, vagy a

szellőztető, nedvességzáró, dombornyomott lemez. Míg az előbbi főleg a vízszintes

részekre alkalmazható, addig az utóbbi a függőleges területekre. (Cs. Nagy és Nagy,

2014)

15

5. Sugárvédelem

5.1 Háttérsugárzás

5.1.1 Mesterséges háttérsugárzás

A mesterséges háttérsugárzás dózisa ugyanakkor körülbelül 0,41mSv egy évre

vetítve. Idesorolható a nukleáris energiatermelés (0,0007mSv/év), a csernobili

atomkatasztrófa (0,002mSv/év), és az atomfegyverkezés, a kísérleti, légköri

robbantások (0,005mSv/év). Mégis, ami kiemelkedik a mesterséges radioaktív

háttérsugárzások közül az nem más, mint az orvosi diagnosztika (0,4mSv/év).

5.1.2 Természetes háttérsugárzás

Ennél nagyobb a természetes háttérsugárzás, mely egy évre átlagolva 2,4[mSv]

nagyságú. Egy részét az élelmiszerek, italok adják, melyekben a kálium-40 radioaktív

izotóp nagy mennyiségben fordul elő (0,1[mSv/év]). Valamint a kozmikus sugárzás

(0,4[mSv/év]), a Föld anyagának a sugárzása (0,5[mSv/év]), és ami a legszámottevőbb

hányaddal járul hozzá az összes természetes háttérsugárzásnak az nem más, mint a

radon és annak leányelemi (1,2[mSv/év]). Százalékosan tekintve ez a természetes dózis

világátlagának 50%-a. [17]

A fent leírtak alapján belátható, hogy az mesterséges háttérsugárzás, csupán a

természetesnek a 20%-a. Ez éves világátlagban 2,6[mSv] Magyarországra

vonatkoztatva pedig nagyjából 3[mSv/év]. (KISS Á. – TASNÁDI P. 2012)

A sugárvédelem témakörében – ami az összes radioaktív elemek által keltett

ionizáló sugárzás okozta problémákat magába foglalja, általánosságban beszélhetünk

foglalkozási és lakossági sugárterhelésről.

5.2 Definíciók

A sugárterhelés megértéséhez ismernünk kell pár alapvető definíciót. Ilyen az

ALARA-elv. Ez azt jelenti, hogy olyan alacsonyan kell tartani a sugárforrás okozta

lehetséges sugárterhelést, amennyire ésszerűen ez megvalósítható. Figyelembe véve a

jelenkori gazdasági és társadalmi követelményeket. Lényeges a védelem optimalizálása

és a személyeket érhető sugárterhelés lekorlátozása. Ez a három alapelv az alappillére a

globálisan alkalmazott sugárvédelmi normáknak.

16

Az elnyelt dózis megadja a minta egységnyi tömegében abszorbeált energiát.

Dimenziója a Gy (gray). 1[Gy] ekvivalens 1[J/kg]-mal.

A dóziskorlát, azaz effektív dózis, mely az emberi szervezetbe, külső forrásból

került radionuklodokból származik. Adott időre vonatkozóan megszabott érték, a

lekötött egyenértékdózis és az effektív dózis. Ezt a határértéket ellenőrzött körülmények

között sem haladhatja meg az egyéni sugárterhelés. [18]

Az effektív dózis (E), egy olyan biológiai dózisfogalom, amely megadja az

egész testre vonatkozó dózist. Figyelembe véve a különböző szövetek különböző

mértékű kockázatnövelő hatását. Egysége a [J/kg], melynek neve a sievert Ezt az

összefüggést az alábbi egyenlet reprezentálja (4. egyenlet).

4. egyenlet: Effektív dózis. wT – súlyozó tényező, HT – egyenérték dózis a

különböző szervekre számítva [20]

Az effektív dózis egysége: [J/kg], melynek neve: sievert (Sv). [17]

Egyenérték dózis (HT): T szervben vagy szövetben elnyelt dózis, R minőségű és

típusú Az R típusú és minőségű sugárzás súlytényezőjével súlyozott (5. egyenlet).

5. egyenlet: Egyenérték dózis. wR – sugárzási súlyzótényező, DT,R – elnyelt dózis

átlagértéke T szervben vagy szövetben

Az egyenérték dózis egysége: [J/kg]. [20]

5.3 Sugárterhelés

5.1.2 Lakossági sugárterhelés

A lakossági sugárterhelés esetén a foglalkozásinál jóval alacsonyabb dózisokról

beszélhetünk. Ezeket erőművek, orvosi besugárzó technikai eszközök okozhatnak, vagy

a lakosság környezetében fellelhető nukleáris reaktorok. A lakossági sugárterhelés

kényszerített kockázatot hoz létre az embereken. Egy-egy főre az effektív dózis nem

lehet nagyobb 1[mSv]-nél egyetlen évben, különös körülmények között ez az érték

5[mSv]-re módosul, úgy hogy a következő öt év átlagolva 1[mSv/év] legyen, melyet

egy évben sem haladhat meg.

17

5.1.3 Foglalkozási sugárterhelés

A foglalkozási sugárterhelésnél ellenben jóval magasabb értékek vannak

beállítva, hiszen foglalkozásukat az emberek maguk vállalják, és nem kényszerített,

hanem vállalt kockázatról van szó. A sugárterheléssel járó foglalkozásoknál állandó

orvosi vizsgálat is kiegészíti a munkát. Ebben az esetben az ember nap, mint nap

kapcsolatba kerül radioaktív izotópok által kibocsátott sugárzással. Az effektív dózisra 5

év átalgában 20[mSv/év] maximális korlát van megadva, de az 50[mSv/év] értéket

egyetlen évben sem haladhatja meg. [17]

5.4 A levegő radon-tartalmát és annak dózisát leíró mennyiségek

Dolgozatomban szeretnék választ kapni arra, hogy a radon, mint radioaktív

nemesgáz milyen hatással van az egyes munkakörökben dolgozó emberekre. Egyrészt a

Paksi Atomerőmű helyiségeit vizsgáltam, másrészt olyan környezetet vettem górcső alá,

ahol szintén a foglalkozási sugárvédelmi rendszer betartása a kötelező. Ilyen pl. a

csillebérci MTA telephelyen lévő Jánossy-akna.

Mindezekhez, hogy értelmezni tudjuk majd a nyers adatokat, az eredményeknek

informatív jellege legyen, előbb be kell vezetni néhány definíciót.

Ilyen az aktivitáskoncentráció, mely megadja egy köbméter levegőben a

másodpercenkénti bomlások számát [Bq/m3]-ben, ebből tudunk következtetni az ott

jelen lévő aktivitásra, A=cV. Tehát, ami mérhető mennyiség az a koncentráció. Ennek

következtében az emberre gyakorolt ionizáló sugárzás dózisát nem a radon, hanem a

leányelemek mennyiségével arányos sugárzás fogja okozni. Nemcsak azok, amelyek

alfa-bomlással keletkeznek, hanem az összes leányelem, mivel azok együttesen

arányosak a radonkoncentrációval (CRn).

Ahhoz, hogy a koncentrációból ki tudjuk számolni a dózist, melyet Sievertben

[Sv] szoktak megadni, be kell vezetnünk egy ismeretlent, ami a k, dóziskonverzós

állandó. Ez azt mutatja meg, hogy az 1[Bq/m3] radontartalmú levegőben tartózkodás

egy óra alatt mekkora sugárdózist okoz a leányelemi által, mértékegysége

[nSv/h]/[Bq/m3]. Ennek átlagos értéke 9-12[nSv/h]/[Bq/m

3] között változik. A mérési

eredmények kiértékelésénél 10[nSv/h]/[Bq/m3] dóziskonverziós faktort vettünk alapul.

Tehát, ha dózist akarunk számolni, először figyelembe kell venni a k dóziskonverziós

faktort és a koncentrációt. A k értéket befolyásolja az egyensúlyi f faktor. Ezt az

egyensúlyi állandót pedig a 2. ábrán bemutatott folyamatok határozzák meg. Az

18

aktivitáskoncentráció és a k konverziós faktor szorzata megadja a dózisintenzitást,

melyet beszorozva a t eltelt idővel megkapjuk a dózist. Az átlagos lakótéri

radontartalommal számolva megkapjuk a természetes sugárzások dózisában fontos

tényezőként említett radon leányelemeinek éves dózisát.

Egy egyszerű számolási példával élve: ha az átlagos beltéri radon-koncentrációt

50[Bq/m3]-nek vesszük, akkor, a k konverziós faktort 10-nek és 365×8 órával

számolunk (alvásidő).

50[Bq/m3]×10[nSv/h/Bq/m

3]×2920[h] = 1,46×10

-9[Sv] = 1,46[mSv].

A radonkoncentráció alapszintjét lehet úgyis értelmezni, hogy az a radon-

koncentráció a levegőben, ahol a bomlástermékek egy liter levegőben potenciálisan

1,3×105[MeV] energiájú alfa-bomlásból származó energiamennyiséget tudnak leadni

ionizációval a közegnek. Másképp fogalmazva, ez az a potenciális alfa-energia

koncentráció, amely 100[pCi/l] (3700[Bq/m3]) radon-aktivitáskoncentrációjú levegővel

van egyensúlyban. Ez az úgynevezett munkaszint [WL].

Ebből származtathatjuk az 1 munkaszint radon-koncentrációban eltöltött 1

hónapos munkaidő alatt megkapott dózist, és bevezethetjük a WLM, azaz a munkaszint-

hónap fogalmát. Ez ugyanis az egy WL koncentrációjú levegő egy munkahónapon (170

óra) keresztül való belélegzéséből adódó halmozódó sugárterhelés. (IRCP 65)

Fontos fogalom még az EECRn, ami a radonra vonatkoztatott egyensúlyi

ekvivalens koncentráció. A jelentés mögött az a tartalom húzódik meg, hogy a radon

olyan leányelemeinek alfa-dózisai adódnak össze, melyek alfa-bomlás során

keletkeznek. Tehát EECRn=0,11CPo-218+0,52CPb-214+0,38CBi-214. Természetesen ez is

[Bq/m3]-ben értendő. Összekapcsolva a két radon koncentrációt, megkapjuk a már

említett f, egyensúlyi faktort (az egyensúlyi ekvivalens koncentrációt elosztjuk a teljes

koncentrációval). Ez az érték többféle lehet, de legtöbbször ez a 0,4. [19]

5.3 Szabályozás

5.3.1 ICRP 65

Ennek kapcsán meg kell említeni a radon-222 elleni sugárvédelemről szóló

kiadványt, mely a Nemzetközi Sugárvédelmi Bizottság 65-ös számú közleménye, ami

1995-ben jelent meg. Ebben a jegyzetben a radon elleni védekezésről szóló javasolt

értékek az alábbiak szerint alakulnak cselekvési szint tekintetében: a lakosságnál az

effektív dózis 200-600[Bq/m3] koncentráció esetén 3-10[mSv/év] az érték, míg a

19

munkahelyeken 500-1500[Bq/m3] radonkoncentrációnál az effektív dózis ugyanúgy,

mint a lakosságinál 3-10[mSv] között van meghatározva. A [Bq/m3]-ben megadott

radonkoncentrációt a jegyzet olyan vonatkoztatásban adja meg, hogy évi 7000 lakásban

vagy évi 2000 munkahelyen eltöltött óra 0,4 egyensúlyi tényező mellett. A közlöny,

említést tesz még továbbá az alapvető radonmentesítési eljárásokra is. Ilyen például a

talaj és az épület közötti nyomáskülönbség irányának a megváltoztatása, vagy maga a

radon forrás eltávolítása, ami a vízbázis és az alapkőzet eltávolítását, kicserélését jelenti.

Példa még radonmentesítési eljárásokra a radon és leányelemei koncentrációjának

felhígítása, amit el lehet érni szellőztetéssel, vagy magát az összkoncentrációt is lehet

csökkenteni pl. szűréssel. Azonban, amit a leggyakrabban látunk megvalósulni a

gyakorlatban, az a fentebb már említett különböző szigetelőanyagok felhelyezése a

falfelületre vagy a padlóra. (ICRP 65).

5.3.2 Hazai jogszabályozás

Magyarországon a 2000-ben hatályba léptetett 16/2000. (VI. 8.) EüM rendelet az

atomenergiáról szóló 1996. évi CXII. törvény egyes rendelkezéseinek végrehatásáról a

jogköteles.

Ez a kormányrendelet a munkahelyi sugárterhelésből származó

aktivitáskoncentrációhoz rendelhető cselekvési szintet 1000[Bq/m3]-ben határozta meg.

A sugárterhelés nem haladhatja meg a 100[mSv] effektív dózist, 5 naptári évre

summázva. Az effektív dózis egyetlen egy évben sem haladhatja meg az 50[mSv]

határértéket. Mindemellett, ha foglalkozási körülmények olyanok, hogy a többlet

sugárterhelés valószínűségét magával hozza, akkor az Országos Tisztiorvosi Hivatal

elrendelheti egy egyéni dozimetria rendszeres ellenőrzését valamint annak módját is

meghatározhatja. Az ajánlott, IRCP 65-ben meghatározott dóziskonverziós faktorral

(7,9×10-9

[Sv/Bqhm-3

]) és 0,4-es egyensúlyi tényezővel a fentebb említett 1000[Bq/m3]-

vel számolva 6,3[mSv] éves sugárterhelést jelent. A rendelet további kimondja, hogy

2003. január 1.-től kezdődően minden földalatti munkahelyen ellenőrizni kell a

radonkoncentrációt. Nem haladhatja meg a fenti értéket. Az ilyen munkahelyen

dolgozók és turisztikai látogatók potenciális jelöltjei a magas sugárterhelésnek. [16]

Ezen kívül – mely már nem a hazai egységes jogszabály alá tartozik –, az adott

munkahelyi létesítmény, saját maga is meghatározhat dóziskorlátokat.

Erre példa a Paksi Atomerőmű Zrt., ahol kevesebb, mint 20mSv/év van kitűzve a

létesítményen belüli dóziskorlátnak, szemben a hazai 50mSv/év effektív dózissal.

20

Például, a 2014 évi erőművi felmérést követően a legmagasabb sugárterhelés

11,12[mSv] volt, ami jelentősen alatta van a hatósági korlátnak. Az alábbi ábra (3. ábra)

szemlélteti 1983-tól 2014-ig személyi dózisokat a Paksi Atomerőmű Zrt. területén.

3. ábra: Személyi dózisok alakulása. A vízszintes tengelyen az évszámok, míg a

függőleges tengelyen [mSv]-ben kivejezett dózisértékek láthatók. (Sugárvédelmi

értékelés 2014-ben)

Az olyan munkahelyeken, ahol van sugárterhelés, ajánlott a személyi ellenőrzés

esetén az un. személyi dózisegyenérték használata [Hp(d)]. A d=10[mm] esetén az a

lágy szövetekre vonatkozó dózist jellemzi. [21]

5.3.3 EU BSS

Az ICRP 65-ös brossúrával szeretném összehasonlítani az Európai Unió 2014-

ben kiadott hivatalos jogszabályokról szóló közleményét (57. évfolyam.). A

kiadványban szó van az Európai Unió tagországaira vonatkozó a biztonsági

standardekről (basic safety standards). Ebben már meghatározták, hogy úgynevezett

referencia szinteket, azaz vonatkoztatási szinteket kell kiépíteni köz- és lakóépületekre,

valamint munkahelyekre. Jelen esetben a referencia szint azt jelenti, hogy az ebből

származtatott sugárterhelés az adott körülmények között már nem kívánatos

többletsugárzást mutat. (4. cikk 84. pont) A közlemény ajánlása az, hogy egyik esetben

sem lehet nagyon a koncentráció, mint 300[Bq/m3], viszont, ha mégis magasabb, mert

azt valamilyen különleges körülmény okozza, akkor azt jelenteni kell az uniós

21

bizottságnak. (54. 74. cikk) További az EU-BSS előírja, hogy a tagországok kötelesek

cselekvési tervet készíteni a már meglévő sugárzási helyzetekhez igazítva (100. cikk). A

radont egyaránt számításba véve hazai cselekvési tervet kell készíteni. Figyelembe véve

a radon-koncentráció hatására jelentkező sugárterhelést mind a munkahelyekre, mind

pedig a köz- és lakóépületekre. Ezen cselekvési terv elkészítésében figyelembe kell

venni különböző pontokat, melyeket a kiadvány XVIII. melléklete foglalt össze. A

tagállamoknak továbbá megfelelő intézkedéseket kell tenniük az új épületekbe való

radon-beáramlás csökkentése érdekében. Nemzeti feladat továbbá, hogy azonosítsák

azokat a területeket, ahol vélhetően a radonkoncentráció meghaladja a hazai

vonatkoztatási szintet. (103. cikk) Ezen Európai Uniós közlemény kapcsán fontos még

megemlíteni a 106. cikket, melyben azt ismertették, hogy a tagországok hatályba

léptetik azon rendeleteket, melyek eleget tesznek az irányelvnek legkésőbb 2018.

február 6-ig. [15]

5.3.4 Összehasonlítás

A munkahelyi sugárterhelést tekintve az ICRP 65 füzetben, a 2000,

munkahelyen eltöltött órák számát valamint a 0,4-es egyensúlyi faktorral alapul véve,

500-1500[Bq/m3] radonkoncentrációra esetén 3-10[mSv/év] effektív dózis van

kalkulálva. Ezzel szemben az EU-BSS olyan irányelvet jelöl ki, melyben a

radonkoncentráció nem haladhatja meg a 300Bq/m3 értéket 10mSv/év effektív dózis

esetén. Egy másik lényeges különbség, hogy az Unió lapja nem tesz különbséget lakó-

és munkahely között a megengedett radonkoncentráció kapcsán, hanem egységesen

kezeli őket. A harmadik fontos észrevétel, hogy az Európai Unió csak iránymutatásokat,

javaslatokat tehet, mert a Magyarországon figyelemmel kísért sugárterhelés okozta

dózist a Magyar Kormány fogja bírálni, elrendelni.

6. A mérési műszerek

6.1. RAD7 detektor

A RAD7 detektor alapelve a félvezető detektor (szilícium) és az ionizáló

sugárzás kölcsönhatásán alapszik. Ez a műszer az alfabomlását követően keletkezett

fémionok alfa-sugárzását detektálja, és energia spektrumuk alapján különíti el őket. Ez a

22

valóságban úgy működik, hogy a műszer egy kis nyíláson keresztül szívja be a levegőt.

Ezen a nyíláson van egy szűrő és egy páralekötő egység. A szűrőnek nagyon fontos

szerepe van, hiszen kiszűri a már korábban elbomlott radon leányelemeket. Azokat az

izotópokat akarjuk mérni, melyek a kamrában bomlanak el. A szűrő további feladata,

por és egyéb szennyező anyagok megkötése. A megszűrt levegő bekerül egy 0,7[dm3]

térfogatú tartályba, ahol a radon elbomlik. Ezen bomlás során a keletkezett alfa

részecskével ellentétes irányba lökődik ki az új fémion. Azonban a kamrára feszültség

van kapcsolva, így a keletkezett elektromos tér hatására, amely leányelemek más

útvonalon haladtak eredetileg, azok ennek hatására a detektor felé vándorolnak. Itt a

már említett félvezetőre kitapadnak és ezen leányelemek bomlásakor leadott energiát

detektálhatjuk. Ezek alapján tudunk következtetni az adott helyiségben jelen lévő radon

mennyiségre.

A műszer képes a különböző leányelemek megkülönböztetésére, így különböző

csatornákba sorolja a bomlástermékektől eredő beütéseket. A 0-10[MeV] közötti

energiájú alfa-részecskéket 200 csatornába gyűjti össze, 0,05[MeV]-s sávokként, majd

ezeket az A, B, C, D tartományokba osztályozza. Ezen ablakok a radon

bomlástermékeinek felelnek meg. Az „A” a keletkezett 218-Po izotópot reprezentálja,

ez az új radon. A „B” ablak a toron (220

Rn) első leányeleme a 216-Po izotóp. A „C”

tartomány a radon negyedik leányeleme az úgynevezett régi radon, a 214-Po izotóp.

Végül a „D” ablakba kerül a toron negyedik bomlásterméke a 212-Po izotóp, mely a

régi toron. Ezek rendre 6; 6,78; 7,69; 8,8[MeV] energiát adnak le. Mindezek mellett

megjelenik a kijelzőn az E, F, G, H csatornák valamelyike, melyek a fentebb említett

energiáktól eltérő energiákat detektálnak, és ezek együttesen adják az O ablakot. A

műszer és a spektrum az alábbi ábrán láthatók. (4. ábra, 5. ábra) [10]

23

4.ábra: Spektrum. 5.ábra: RAD7 detektor

6.2. Az MGP aeroszol detektor

A mérésekhez használt másik műszer, az egy MGP detektor volt, amit az erőmű

biztosított számunkra. Ezen műszer működése azon alapszik, hogy egy vékony

szűrőpapírra kitapadt aeroszol szemcséken végbemenő bomlásokat detektálja.

Egyszerre képes nézni az alfa-, béta-, gammabomlás sugárzását. Ez a szűrőpapír rá van

fogatva két, egymástól kb. 10[cm]-re lévő fém hengerre, mely bizonyos időközönként

elfordul egy irányba, így biztosítva a papír tovább haladását és új tiszta felület kerül a

detektorfej alá. A detektor két szilícium félvezetőből áll, amik igen közel helyezkednek

el. Az első félvezetőben az alfa-részecskék elnyelődnek rövid hatótávolságuk miatt. A

béta és gamma-kvantumok eljutnak a második félvezető detektorhoz, így tudjunk

elkülöníteni az alfa-bomlásoktól.

A rövid hatótávolságú alfa-részecskéknek 12[mm] vastagságú levegőrétegen kell

áthaladniuk a detektorig. Ennél fogva a detektor csak a lecsökkent energiát tudja

detektálni. A szűrőre az aeroszol-részecskék egy kör alakú területen képesek kiülepedni

a légbefúvó csőnek köszönhetően. A cső sugara 10[mm]. A filteren jelen lévő részecske

bomlása során kirepülő alfa-kvantum a tér minden irányába képes repülni, azonban a

detektor csak azt tudja mérni, ami, ami pontosan a felületére csapódik be. Egy

alumínium keret van elhelyezve a szűrő és a detektor között. Ez egy kör alakú test,

melynek magassága 7[mm.] Belül pedig 60º–onkénti térelválasztó lapokkal van

kiegészítve. A formája olyan, hogy az alfa-részecskék a kör egy hatodáról csak a

24

fölöttük található detektor azon körcikkére tudnak becsapódni, így a keret csökkenti a

megtett úthossz szórását. A többi részecske az alumínium felületén fennakad. (6 .ábra)

6. ábra: MGP Aeroszol detektor sematikus vázlata. (Strádi és Horváth, 2010)

6.3 AlphaGUARD detektor

A mérést egy Genitron Instruments által gyártott AlphaGUARD műszer tette

lehetővé. Ez egy hordozható, mobil detektor. Ez az eszköz a radon

aktivitáskoncentriációját méri. A műszer egy 0,62l térfogatú ionizációs kamrával van

ellátva.

Összehasonlítva a RAD7-es detektorral, itt is a vizsgálni kívánt levegő egy

szűrőegységen halad át. Részben azért, hogy a kiszűrje a radon leányelemeit, részben

pedig azért, hogy a detektor belsejét szennyezés mentesen tartsa. A kamra

hossztengelyében egy kifeszített elektród (katód) található. A katód és a kamra belső

fémburkolata között 750[V] feszültség alakul ki. A kamrából az elektromos jel a

katódon keresztül jön ki. (Genitron Instruments GmbH 1998) A műszert az alábbi ábra

szemlélteti (7. ábra).

7. ábra: AlphaGuard műszer. [23]

25

7. Mérési helyszínek és körülmények bemutatása

A mérési helyszínek kiválasztására nagy gondot fordítottam. Hiszen, szeretném

bemutatni, hogy a munkahelyi dózis korlátok nem csupán a kifejezetten nukleáris

létesítményekben kerülnek alkalmazásra. Számos munkakör van, ahol egy adott földtani

közeg szolgáltatja a radon forrását. Ilyen munkahelyek lehetnek kutatóaknák vagy adott

esetben természetes barlangok, ahol valamely turisztikához köthető munkavégzés

folyik.

7.1. Jánossy-akna

A kutató akna a Wigner Kutatóintézethez tartozik és a KFKI területén található

(Budapest 1121, Konkoly-Thege út 31-35). Az akna mélysége 32 m, és tíz méterenként

hat darab táró fut szét sugárirányban. Eredetileg a pontosan ismert geometriai

kialakítása miatt kozmikus müonök észlelésre, detektálásra használják. Mindemellett

számos más földalatti mérést lehetővé tett, pl. radon aktivitáskoncentráció

meghatározását. (Fizika szemle 2011/12) A kutató aknában egy RAD7 detektor lett

kihelyezve. A mérés paramétereit az alábbi táplázat reprezentálja (2. táblázat) A

szakdolgozat kivitelezése során, ebben az aknában az általam kihelyezett műszerrel

átfedésben mért egy, a Kocsonya András, a KFKI munkatársa által kihelyezett

AlphaGuard is. Dolgozatomban ezeket az adatokat is felhasználtam. Az AlphaGuard

mérési körülményei közül csak a mérés kezdete és vége az ismert. (2015. december 21.

11:00 – 2016. január 11. 11:00)

2. táblázat: Jánossy-akna

Helyszín Wigner Kutató Intézet Jánossy-akna,

Konkoly-Thege út 31-35.

–3. szint (folyosó közepén jobbra)

RAD7 gyári száma 40

Mérés kezdete 2016. január 8., 16:11

Mérés vége 2016. január 28., 15:03

T 1 óra

Adatfájl Janossy-akna-adat2.xls

26

7.2 MVM Paksi Atomerőmű Zrt.

A Paksi Atomerőmű Zrt., Somogy megyében, Paks városa mellett található,

közvetlen a Duna partja mentén. Levelezési címe: Paks, 8803/10 HRSZ, 7031. A

vállalat 1976-ban jött létre. Méréseimet az erőmű épületében végeztem. Mindkét

esetben a primer körben helyeztem ki detektorokat. Két RAD7-et és a két MGP

detektort, amit az erőmű biztosított számunkra. Az egyik helyiség egy karbantartó

csarnok, ahol különböző műszaki, gépészeti javításokat végeznek. A másik mintavételi

hely a hermetikus térben elhelyezkedő 305-s terem. Ez egy teljesen zárt helyiség, mely

a reaktor meghibásodása esetén a lokalizációs toronnyal együtt akadályozza meg a

radioaktív közeg szétterjedését a reaktorcsarnokban. (Fizikai Szemle, 1990/11)

Az alábbi két ábrán láthatóak a mérési paraméterek. (3. táblázat, 4. táblázat)

3. táblázat: Karbantartó helyiség

Helyszín PA ZRt., 2. blokk, 28 m-es szint,

karbantartó helyiség

RAD7 gyári száma 40

Mérés kezdete 2016. április 8., 10:13

Mérés vége 2016. április 25., 11:54

T 30 perc

Adatfájl RAD7 0040 2016-04-25.xls

4. táblázat: 305-s helyiség

Helyszín PA ZRt., 2. blokk, Hermetikus tér,

305-ös terem

RAD7 gyári száma 1620

Mérés kezdete 2016. április 8., 8:11

Mérés vége 2016. április 26., 9:51

T 30 perc

Adatfájl RAD7 1620 2016-04-26.xls

27

8. Mérési eredmények kiértékelése

8.1 Jánossy-akna mérési eredményeinek bemutatása és kiértékelése

A mérési időszakban az általam kihelyezett műszer (RAD7) mellett egy

AlphaGuard radonmonitor is mérte a radonkoncentrációt összehasonlításképpen. Az

első képen az AlphaGuard és az általunk kihelyezett RAD7-tel detektált radon-

koncentrációk adatai láthatók összehasonlítva. Látható, hogy a két műszer egyidejű

működésekor a mért koncentrációk teljesen fedésben vannak. Ezzel az átfedéssel

igazolható a másik műszer pontossága, precizitása. Hiszen az egyik mérés alátámasztja

a másik mérési eredményét.

A rózsaszín színkód az általunk kihelyezett műszer aktivitáskoncentrácóját méri,

míg a kék az AlphaGuard műszer eredményeit jelöli. A nagy aktvitás csökkenések

feltételezhetően a szellőzésnek köszönhetők. Ahol pedig magas értékek olvashatóak le,

ott szellőzés mentesen a barlang falából frissen beáramló radondús levegő állhat a

háttérben. (8. ábra)

8. ábra: A Jánossy-akna aktivitása. Kék – AlphaGuard, Rózsaszín – RAD7. X tengely:

a kihelyezéstől számított eltelt idő, Y tengely: koncentráció

A második ábrán szintén az AlphaGuard és a RAD7es műszerek által mért

értékek vannak szemléltetve (sötétkék), kiegészítve a folyamatosan detektált nyomással.

Hiszen az AlphaGuard képes mérni az aktivitás mellett a relatív páratartalmat, a

hőmérsékletet, és a nyomást is. Vízszintesen ugyanúgy ez eltelt órák száma látható,

28

mint az előző ábrán, a bal oldali ordinátán a [Bq/m3]-ben kifejezett aktivitás értékek,

míg a jobb oldalin a nyomás [mBar]-ban megadott változói.

Ezen az ábrán észrevehető, hogy az aktivitáskoncentráció és a nyomás között

kapcsolat van. Az ábra első szakaszában látható, hogy az aknában megvan az

egyensúlyi koncentráció, majd ezután a nyomás hirtelen lecsökkent. Ez

valószínűsíthetően a meteorológiai viszonyoknak köszönhető. A külső légköri nyomás

lecsökkent, így egy szívó hatás alakult ki az akna irányából a felszín felé. Ez azt

eredményezte, hogy a kőzettestből származó levegő áramlik be a barlang falán, aminek

az aktivitáskoncentrácója 10[kBq/m3] is lehet. Ez tudta pótolni az eredeti alacsonyabb

aktivitáskoncentrációjú levegőt. Ahol hirtelen lecsökkent a nyomás, ott ugrásszerűen

megnőtt a radonkoncentráció. Ahol pedig a nyomás megnőtt, ott a koncentráció

csökkent le. Ezekből látszik, hogy a nyomásnak hatása van a barlangi környezetben

jelen lévő radonra, korrelálnak egymással. Negatív korrelációt tapasztaltunk. (9. ábra)

9.ábra: Jánossy-akna nyomás, idő és radon koncentráció függvényében. A bal oldali

tengely a koncentrációt, a jobb oldali a nyomást, míg a vízszintes a kihelyezéstől

számított eltelt időt mutatja.

Dózisszámolás esetén a 5.4 fejezetben ismertetett dózisegyenlet alapján

szeretném beutatni a Jánossy-aknában mért aktivitáskoncentrációtól származó

sugárterhelést. Az fenti két ábráról leolvasva a RAD7 és az AlphaGuard detektorok által

mért értékeket akkor a következő eredményekre jutunk. Ezt szemlélteti az alábbi

táblázat (5. táblázat).

250[Bq/m3]×10[nSv/h/Bq/m

3]×250[h] = 625[Sv] = 0,625[mSv]

750[Bq/m3]×10[nSv/h/Bq/m

3]×250[h] = 1875[Sv] = 1,875[mSv]

29

5. táblázat: Dózisok

Aktivitáskoncentráció

[Bq/m3]

Eltelt Idő

[óra]

Dózis

[mSv]

Dózis/év

[mSv/év]

250 0-250 0,625 5

750 251-500 1,875 15

8.2 MVM Paksi Atomerőmű Zrt.

Az alábbi képeken láthatóak a speciális RAD7 detektor feldolgozó programjából

(Capture) kiexportált adatok. Ezeket excelben jelenítettem meg. A mérési eredmények

rámutatnak arra, hogy egy nagyságrendbeli aktivitáskoncentráció különbség van a két

helyiség között. Ez a deficit abból származhat, hogy míg egy karbantartó helyiségnek

viszonylag jó a légcseréje, mert van légbefúvás, addig a 305-s terem hermetikusan zárt.

Azonban a képeket látva felmerül a kérdés, hogy, ha a hermetikus tér teljesen

zárt, mégis hogy mutatkozhat meg ilyen szabályos görbe. Erre a valószínűsíthető válasz

az az, hogy a fal és talapzat repedésein keresztül bediffundál a levegő. Gyorsan

emelkedni kezd az aktivitáskoncentráció, ezután szinte függőleges meredekséggel

lecsökken. Feltételezhetően a gyors koncentráció gyökkenés egy légcserének,

szellőztetésnek tudható be. Ezután beáll az egyensúlyi radonkoncenráció.(10. ábra)

10. ábra: RAD7 305-s helyiség (Capture). X tengelyen a mintavétel dátuma látható, az

Y tengelyen pedig a radon aktivitáskoncentrációja.

30

A másik ábrán a karbantartó helyiségből vett mintavétel eredménye látható.

Leolvasható az alacsony aktivitáskoncentráció és a fűrészfogas szerű elrendeződés. A

karbantartó helyiségben rendszeres munkavégzés zajlik, ezért a levegő cseréje

elengedhetetlen. Ez a légcsere valószínűsíti az alacsony koncentrációt. A kiugróbb

értéknél látszik, hogy megnőtt az aktivitáskoncentráció. Feltehetően azért, mert nem

indították el a szellőztetést. A szellőztetés időszakaszairól, rendszeréről azonban

nincsenek adataink. (11.ábra)

11. ábra: RAD7 Karbantrató helyiség (Capture). X tengelyen a mintavétel dátuma

látható, az Y tengelyen pedig a radon aktivitáskoncentrációja.

A Következő ábra szemlélteti a karbantartó helyiség és a 305-s terem összevetett

adataid. Egymásra illesztve a kettőt, látható, hogy valóban van nagyságrendbeli

különbség az aktivitáskoncentrációt nézve (12. ábra).

31

12. ábra: RAD7 Karbantartó és 305-s helyiség. X tengelyen a mérések száma látható,

az Y tengelyen pedig a radon aktivitáskoncentrációja. Kék vonal – karbantartó helyiség,

piros vonal – 305-s terem, mozgó átlag – fekete vonal

A RAD7 műszerek mellett – mint az említve volt – , ki lettek helyezve MGP

aeroszol detektorok is a két helyiségbe. Az alábbi ábrán a karbantartó csarnokban felvett

spektrumok láthatók (ábra). A dolgozat beadásig a 305-s teremben mért adatok nem

kerültek feldolgozásra, így azok nem lesznek bemutatva.

Az alábbi képen látható a RAD7 és MGP detekorral mért értékek összevont

ábrája. Az MGP detektor excelbe importált állománya a beütészámokból és az

energiákból állt. Ezt át kellett alakítani aktivitáskoncentrációvá. A kék vonal nem más,

mint az (13. ábra) excelben tárolt 644. és 693. sora közötti beütések száma összegezve,

majd elosztva egy 2000-es osztóval. Ezzel a faktorral kaptunk meg a RAD7-el

összeegyeztethető aktivitáskoncentrációt. A célja az volt, hogy lássuk a két műszer mért

értékei egymásra jól illeszkednek.

32

13. ábra: MGP és RAD7 műszer a karbantartó helyiségben. X tengelyen az eltelt idő

látható, az Y tengelyen pedig a radon aktivitáskoncentrációja. Kék vonal – MGP, piros

vonal – RAD7, fekete vonal – mozgó átlag

Az 5.4 fejezetben ismertetett dózisegyenlet alapján szeretném beutatni a két

erőművi helyiségben mért aktivitáskoncentrációtól származó sugárterhelést. Ezeket a

számolásokat fogalalja magába az alábbi táblázat (6.táblázat)

Ez első példán kiszámolva:

- 4,09[Bq/m3]×10[nSv/h/Bq/m

3]×75,66[h] = 4946,15[Sv] = 0,005[mSv].

6. táblázat:Saját mérések

Szakasz Helyiség Aktivitás

koncentráció

[Bq/m3]

Időintervallum Órában

kifejezbe

Dózis

[mSv]

1 Karbantartó 4,09 4/13/16 12:29

4/16/16 16:07

75,66 0,005

2 Karbantartó 3,91 4/16/16 16:07

4/20/16 22:26

126,5 0,003

3 305 4,64 4/13/16 12:34

4/16/16 16:26

76 0,004

4 305 203 4/16/16 16:26

4/20/16 22:32

102 0,2

Dolgozatomban szeretnék az éves foglalkozási sugárterhelésre kitérni. Az erőmű

karbantartó helyiségében és hermetikus terében, ha az aktivitáskoncentráció eltérő

mértékű és a munkával eltöltött idő egy évben, 2000 óra, akkor az értékek a

következőképpen alakulnak. A fentebb leírt aktivitáskocentrációkat alapul véve, az

alábbi táblázatban vannak feltüntetve az éves dózisterhelések (7.táblázat).

33

Az első példát szintén a karbantartó helyiség első szakaszán reprezentálom.

- 4,09[Bq/m3]×10[nSv/h/Bq/m

3]×2000[h] = 4946,15[Sv] = 0,08[mSv].

7.táblázat: Saját mérések

Szakasz Helyiség Éves dózisterhelés

[mSv]

1 Karbantartó 0,08

2 Karbantartó 0,078

3 305 0,0928

4 305 4,1

Összességében elmondható, hogy a radonnak nagy szerepe van a természetes

háttérsugárzás alakulásában, a helyi körülményeknek megfelelően.

Összehasonlítva a két teljesen különböző körülmények között működő többlet

sugárterheléses munkahelyet, elmondható, hogy jelentős különbségek vannak a

koncentrációk között.

A Paksi Atomerőmű területén, noha vannak teljesen zárt helyek, mégis be tud

kerülni a radon diffúzió segítségével a benti légtérbe. A karbantartó helyiségnél még

inkább fontosabb az, hogy szellőztetve legyen a légtér, hiszen ott folyamatosan van

munkavégzés.

A Jánossy-aknát tekintve az radon sokkal könnyebben eléri az itthon hatályos

1000[Bq/m3] aktivitáskoncentrációjú cselekvési szintet. Az akna azonban nem egy

könnyen szellőztethető közeg. Vannak furatok, járatok, melyeken keresztül cserélődhet

a levegő, de a fentebb (9. ábra) bemutatottak alapján, a nyomáskülönbség okozta

koncentrációváltozás a döntő hatású.

A leírtak tükrében elmondható, hogy mindig szem előtt kell tartani és komolyan

kell venni a sugárterhelés miatt esetlegesen kialakuló többletdózisból származó

egészségügyi problémákat.

34

9. Összefoglalás

Szakdolgozatomban bemutattam a radont, mint potenciális lehetőségét a

természetes háttérsugárzásnak. Környezeti és egészségügyi szempontból a

háttérsugárzás részhányadán kívül a kémiai tulajdonságai miatt is jelentős.

Rámutattam, hogy a tüdőbe könnyen bejutva, és ott a leányelemek valamint a

keletkezett alfa-részecskék komoly egészségügyi kockázatot jelentenek.

Áttekintettem a hazai és nemzetközi sugárvédelmi rendszer előírásait.

Megvizsgáltam a Jánossy-akna és a Paksi Atomerőmű Zrt. területén mérhető

222Rn izotóp aktivitáskoncentrációját, majd ebből számoltam dózist. A mért

aktivitáskoncentrációt alapul véve kiszámoltam egy egész évre vonatkoztatott

foglalkozási (2000 óra) sugárterhelést.

Legvégül összehasonlítottam a két munkahelyet az eltérő körülmények miatt.

35

Summary

In my thesis I described Radon as a potentian source of natural background

radiation. It is also important ont he field of environment and health because of its

chemical properties.

I demonstrated that Radon easily get into the lung where it and daughter

elements with generated Alpha particles are able to cause serios damages to organs.

I reviewed domestical and international regulations of radiation protection

system.

I calculated dose according to my examinations of activity concentration of

Radon-222 at Jánossy-akna and Paks Nuclear Power Plant.

I calculated the exposure rate per year (2000 hours) based ont he measurement

activity concentration related.

36

Köszönetnyilvánítás

Szeretném megköszönni Családomnak a támogatásukat és a türelmüket. Szeretnék

továbbá köszönetet mondani mindazoknak, akik nélkül dolgozatom nem jöhetett volna

létre. Szeretném megköszönni konzulensemnek Horváth Ákos Tanár Úrnak, továbbá C.

Szabó Istvánnak és Sülyi Leventének, akik biztosították a mérési körülményeket és

adatokat.

37

10. Irodalomjegyzék

Pesznyák Cs. – Sáfrány G., 2013: Sugárbiológia pp. 13.

ICRP 65 Kiadvány, 1995, pp. 48-49.

Radványi P., 1996, A Radioaktivitás Felfedezése –Fizikai Szemle 1996/11. pp. 369.

Hraskó P., 2006, Epizódok a maghasadás felfedezésének történetéből. – TVFizika,

2016.01.24., 59-66. pp. 65.

Barnaföldi G. G. – Bencédi Gy. – Hamar G. – Melegh H. – Oláh L. – Surányi G. –

Varga D. 2011/12: Kincskeresés Kozmikus Müonokkal – avagy kozmikus

müondetektálás alkalmazott kutatásokban - Fizikai Szemle pp. 401.

Kiss Á. – Tasnádi P., 2012: Környezetfizika pp. 26-27.

Dr. Cs. Nagy G. – Dr. Nagy H., 2014: Radonmentesítés lehetséges műszaki megoldásai

pp. 15-16;

Nazaroff W., Nero A., Jr., 1988: Radon and its decay products in indoor air pp. 163.

Figure 5.2.

Strádi A. – Horváth A., 2010: Természetes és mesterséges radioaktivitás elkülönítése a

Paksi Atomerőmű légterében pp. 16.

Csordás J., 1990/11, Atomerőmű hermetikus terének lokalizációs rendszere. – Fizikai

Szemle pp. 331.

Internetes források

[1] https://goo.gl/0m5Tnn Felix F. Luykx and Martin J. Frissel, 1996 Radioecology and

the Restoration of Radioactive – Contaminated Sites 7. The natural radioactive

background (2016.03.28)

[2] http://goo.gl/uDgLPa (2016.02.28)

[3] http://goo.gl/jVrs3L (2016.02.25)

[4] http://goo.gl/KTTIHv (2016.05.01)

[5] http://goo.gl/CTCIpi (2016.03.31)

[6] http://goo.gl/r3Lj1g (2016.03.31)

[7] https://goo.gl/BSBFCE (2016.03.28)

38

[8] http://goo.gl/rNZYIn (2016.05.01)

[9] https://goo.gl/8boIoY (2016.05.05)

[10] http://goo.gl/IuVwlb (2016.05.05)

[11] http://goo.gl/MlmiwD (2016.05.02)

[12] http://goo.gl/8pNi7e (2016.05.01)

[13] http://goo.gl/Nk9TYd (2016.03.28)

[14] https://goo.gl/c1MpfE (2016.04.13)

[15] http://goo.gl/BX9hSX (2016.03.13)

[16] http://goo.gl/7FL8sK (2016.03.13)

[17] http://goo.gl/nLGLLj (2016.03.02)

[18] http://goo.gl/hx1DUa (2016.03.08)

[19] http://goo.gl/epkSQS (2016.03.28)

[20] http://goo.gl/7DFhBK (2016.03.30)

[21] http://goo.gl/XcNxdC (2016.03.5)

[22] http://goo.gl/kxyiOZ (2016.03.11)

[23] http://goo.gl/adCVYu (2016.03.17)