Wykład
RADIOIZOTOPY I OCHRONA
PRZED PROMIENIOWANIEM
Kod kursu: CHC103w
Wykładowca:
Prof. Władysław WALKOWIAK
Zakład Metalurgii Chemicznej
Wydział Chemiczny
budynek A-3, p. 121
tel. (071) 320-3415
email: wladyslaw.walkowiak@pwr.wroc.pl
Wrocław, 2009
Program wykładu
1. Trwałość jądra
2. Zależność liczby neutronów w trwałych jądrach
atomowych od
liczby protonów
3. Samorzutne przemiany jądrowe
4. Szybkość rozpadu promieniotwórczego
5. Naturalne izotopy promieniotwórcze
6. Sztuczne izotopy promieniotwórcze
7. Definicja promieniowania jonizującego
2
8. Określenie dawek i ich jednostki
8.1. Dawka ekspozycyjna
8.2. Dawka pochłonięta
8.3. Równoważnik dawki
8.4. Moc dawki
9. Limity dawek
9.1. Przegląd poglądów w skali światowej
9.2. Dawki graniczne w Polsce
3
Program wykładu
10. Naturalne źródła promieniowania
10.1. Promieniowanie kosmiczne
10.2. Promieniowanie ziemskie
10.3. Radon
10.4. Dawki promieniowania naturalnego w Polsce
11. Sztuczne źródła promieniowania
11.1. Wybuchy jądrowe
11.2. Energetyka jądrowa
11.3. Źródła stosowane w medycynie
11.4. Inne źródła sztuczne
12. Monitoring promieniowania jonizującego w Polsce
13. Promieniowanie niejonizujące
4
Program wykładu
14. Osłony przed promieniowaniem jonizującym
14.1.
Moc
dawki
od
źródła
punktowego
promieniowania gamma
14.2. Osłony przed promieniowaniem gamma
14.3. Promieniowanie neutronowe
14.4. Obliczanie dawek od źródeł punktowych
5
Program wykładu
15. Metody pomiarów promieniowania jonizującego
15.1. Zasady ogólne pomiarów
15.2. Metody jonizacyjne
15.3. Metody scyntylacyjne
15.4. Metody półprzewodnikowe
15.5. Metody fotograficzne
15.6. Metody chemiczne
15.7. Błędy i statystyka pomiarów promieniowania
jonizującego
6
Program wykładu
16. Radioizotopy – wskaźniki promieniowania
16.1. Zasady ogólne
16.2. Dobór wskaźników
16.3. Związki znaczone
16.4. Metoda rozcieńczenia izotopowego
16.5. Miareczkowanie radiometrycznego
16.6. Inne radiometryczne metody analizy
chemicznej
7
Program wykładu
17. Pracownie radiologiczne (izotopowe)
17.1. Klasyfikacja pracowni
17.2. Pracownie z otwartymi źródłami
promieniowania
17.3. Organizacja w pracowniach radiologicznych
18. Akty prawne w zakresie promieniowania jonizującego
18.1. Prawo Unii Europejskiej
18.2. Prawo polskie
19. Stan energetyki jądrowej w Polsce
1. W. Szymański, Chemia jądrowa, PWN, Warszawa,
2006.
2. A. Hrynkiewicz, Człowiek i promieniowanie
jonizujące, PWN, Warszawa 2001.
3. P. A. Faires, B. H. Parks, Technika labolatoriów
izotopowych, PWN, Warszawa, 1998.
4. B. Dziunikowski, Radiologiczne metody analizy
chemicznej, WN-T, Warszawa 1991.
5. V. G. Graganic, Z. D. Draganic, J-P Alloff, Radiation
and radioactivity on earth and beyond, CRC Press,
Inc., Florida, 2005.
6. Czasopisma naukowe i materiały z internetu.
8
Monografie
wykładu
Bazy i biblioteki w internecie
Nazwa
Adres
1. Państwowa Agencja Atomistyki,
Warszawa
2. Centralny Instytut Ochrony Pracy w
Warszawie
3. Wojewódzki Inspektorat Ochrony
Środowiska
we Wrocławiu
4. Ministerstwo Ochrony Środowiska
5. US Environmental Protection Agency
6. European Environment Agency
7. Portal dot. energetyki jądrowej w
Polsce
www.paa.gov.pl
www.ciop.pl
www.wroclaw.pios.gov.pl
www.mos.gov.pl
http://www.epa.gov/
http://eea.eu.int/
www.nuclear.pl
9
10
Warunki zaliczenia
wykładu
1. Tryb zerowy
Uzyskanie minimum 50 punktów, w tym minimum
35 p. z kolokwium. Ocena końcowa
zależeć będzie od liczby uzyskanych punktów:
50 – 59 p. – dost.
60 – 69 p. – plus dost.
70 – 79 p. – dobry
80 – 89 p. – plus dobry
90 – 99 p. – b. dobry
100 i więcej p. - celujący
11
Warunki zaliczenia
wykładu
Za co można uzyskać punkty?
a)kolokwium - maksymalnie 70 p. (pod koniec
semestru).
b)odpowiedzi ustne na wykładzie lub emial-em (1 – 3 p.).
c)obecność na wykładzie – będzie sprawdzana
wyrywkowo, zwłaszcza przy niskiej frekwencji. Za 1
obecność 1 p.
d)napisanie jednego referatu na wybrany temat (patrz
wykaz) – maksymalnie na 10 stron. Można uzyskać do 20
p.
2. Studenci, którzy nie zalicza w terminie zerowym piszą
dodatkowy test w ostatnim tygodniu semestru.
Konsultacje w sem. jesiennym 2009/2010:
Wtorek 12 – 14,
Środa 10 – 12
Pokój 121 budynek A-3
12
1. Trwałość jądra
Miarą trwałości jądra jest wartość energii wydzielonej
podczas jego hipotetycznej syntezy z elementów
składowych, tj. protonów i neutronów
Rozpatrzmy dla przykładu atom izotopu berylu :
4 protony
4 x 1,0073 u = 4,0292 u
5 neutronów
5 x 1,0087 u = 5,0435 u
4 elektrony
4 x 0,0005 u = 0,0020 u
9,0747 u
Faktyczna masa izotopu wynosi 9,0122 u
Ubytek masy (defekt masy) m =
0,0625 u
Be
9
4
Be
9
4
13
1. Trwałość jądra
Odpowiada to energii (E = mc
2
):
0,0625 u 1,4910
-10
J/u = 9,3110
-12
J
Na 1 nukleon:
Na 1 mol: 1,03410
-12
J 6,02210
23
= 6,2210
11
J/mol
Energia jądrowa
~ 610
11
J/mol
Energia chemiczna
~ 10
5
J/mol
Energia jądrowa >> Energia chemiczna
MeV
48
,
6
J
10
034
,
1
9
J
10
31
,
9
12
12
14
1. Trwałość jądra
Energia wiązania:
H-2
1,11 MeV/nukleon
H-3
2,57
He-4 7,07
C-12 7,68
Maksimum energii:
Fe-56 8,79
Sposoby osiągnięcia maksimum trwałości:
Jądra lekkie synteza energia termojądrowa
Jądra ciężkie rozszczepienie jąder energia jądrowa
15
1. Trwałość jądra
2. Zależność liczby neutronów w trwałych
jądrach od liczby protonów
Liczba neutronów / liczba protonów
1,6
16
Trwałość jądra zależy również od tego czy liczby protonów
i neutronów
w jądrze są parzyste (p) lub nieparzyste (np)
proto
ny
neutro
ny
liczba znanych
nuklidów naturalnych
p
p
np
np
p
np
p
np
159
55
50
5
Najbardziej rozpowszechnione nuklidy w środowisku
ziemskim:
procent atomowy
16
O (Z = 8)
62
28
Si (Z = 14)
19
2. Zależność liczby neutronów w trwałych
jądrach od liczby protonów
17
3. Samorzutne przemiany jądrowe
a) Emisja cząstek
+
:
p n +
+
+
+
- pozyton (dodatni elektron)
- neutrino - cząstka o bardzo małej masie, nie
obdarzona ładunkiem
(cząstka elementarna
należąca do grupy leptonów)
b) Emisja cząstek
-
:
n p +
-
+
-
- negaton (elektron)
- antyneutrino (antycząstka neutrina)
_
υ
_
υ
18
c) Zmniejszenie nadmiaru protonów - wychwyt K
p + e
-
n +
d) Emisja cząstek
e) Emisji cząstek i towarzyszy emisja promieniowania
elektromagnetycznego, tj. kwantów promieniowania :
gdzie: - częstotliwość promieniowania, h – stała Plancka,
c – szybkość światła, - długość
promieniowania,
:
)
(
4
2
He
3. Samorzutne przemiany jądrowe
He
Rn
Ra
4
2
222
86
226
88
λ
c
h
υ
h
19
20
3. Samorzutne przemiany jądrowe
Schematy rozpadu w przemianach
β
4. Szybkość rozpadu promieniotwórczego
Rozpad nietrwałych jąder izotopu:
gdzie: N - aktualna liczba jąder nuklidu
promieniotwórczego
- stała rozpadu promieniotwórczego
Po scałkowaniu:
gdzie:
N
o
- początkowa liczba jąder nuklidu
promieniotwórczego
-
dN
dt
= N
t
λ
o
e
N
N
21
4. Szybkość rozpadu promieniotwórczego
gdzie:
- okres półtrwania nuklidu
promieniotwórczego
(okres połowicznego zaniku):
Przykłady okresów półtrwania:
lat
U
Tl
lat
Th
Po
lat
C
dnia
Rn
lat
H
9
238
92
210
81
10
232
90
218
84
14
6
222
86
3
1
10
5
,
4
min
3
,
1
10
4
,
1
min
1
,
3
5730
8
,
3
3
,
12
T
=
t
N
2
1
=
N
Dla
2
/
1
o
T
2
/
1
0,693
=
T
2
/
1
22
4. Szybkość rozpadu promieniotwórczego
Skala liniowa Skala
logarytmiczna
N
t
t
log
N
dN
dt
= A
-
aktywność substancji
promieniotwórczej
23
4. Szybkość rozpadu promieniotwórczego
Podstawowe jednostki aktywności substancji
promieniotwórczej:
Bequerel (układ SI) i Curie (jednostka pozaukładowa):
1 Bq = 1 s
-1
1 Ci = 3,7 10
10
Bq
Jednostki pochodne:
1 mCi
1 kBq
1 Ci
1 MBq
1 nCi
1 GBq
1 pCi
Dla przykładu:
1 mCi = 37 MBq
24
5. Naturalne izotopy promieniotwórcze
1) Z < 84
H-3, C-14, K-40, Rb-87, In-115, La-138, Sm-
147,
Lu-176, Re-187
Są to izotopy promieniotwórcze długo lub
średniożyciowe o niskiej energii
promieniowania.
25
5. Naturalne izotopy promieniotwórcze
Niektóre naturalne nuklidy
promieniotwórcze o Z < 84
Z
Symbo
l
(lat)
Rodzaj
promieniowania
1
T
12,3
+
12
14
C
5730
+
19
40
K
1,510
9
+
+
37
87
Rb
4,810
10
+
49
115
In
4,410
14
+
57
138
La
1,0610
11
+
62
147
Sm
1,0610
11
+
71
176
Lu
3,610
10
+
75
187
Re
4,710
10
+
T
2
/
1
26
5. Naturalne izotopy promieniotwórcze
2) Z > 83
Naturalne pierwiastki promieniotwórcze
od Z = 84 (Polon) do Z = 92 (Uran),
z wyjątkiem astatu, występują wyłącznie w postaci
izotopów promieniotwórczych.
Są to izotopy o A od 208 do 238.
Tworzą 3 szeregi naturalnych izotopów
promieniotwórczych:
1. 4n
torowy
232
Th
208
Pb
2. 4n + 2
uranowo-radowy
238
U
206
Pb
3. 4n + 3
uranowo-aktynowy
235
U
207
Pb
Uwaga: Jest jeszcze 4-ty szereg, tj. 4n + 1 (neptunowy)
złożony wyłącznie ze sztucznych izotopów
promieniotwórczych.
27
5. Naturalne izotopy promieniotwórcze
28
5. Naturalne izotopy promieniotwórcze
29
5. Naturalne izotopy promieniotwórcze
30
5. Naturalne izotopy promieniotwórcze
Tor naturalny
- rozpowszechnienie: 1,210
-3
%
- jest to izotop Th-232.
W praktyce w próbkach toru naturalnego są wszystkie
nuklidy
z szeregu torowego będące w równowadze z Th-232.
Uran naturalny
- rozpowszechnienie: 4,210
-4
%
- skład izotopowy: U-234
0,0058%
U-2350,714%
U-238 99,28%
W próbkach uranu naturalnego są wszystkie nuklidy
z szeregu uranowo-radowego i uranowo-aktynowego
będące
w równowadze z U-238 i U-235.
31
5. Naturalne izotopy promieniotwórcze
Równowaga promieniotwórcza
Rozpatrzmy równowagę pomiędzy macierzystą
substancją promieniotwórczą „1” i powstającą z niej
pochodną s. prom. „2”. Ta substancja „2” przechodzi w
subst. niepromieniotwórczą „3”.
1 → 2 → 3
Równania różniczkowe:
32
1
1
1
N
dt
dN
2
2
1
1
2
N
N
dt
dN
5. Naturalne izotopy promieniotwórcze
Po rozwiązaniu tych równań:
N
1
= N
01e
-λ1t
33
5. Naturalne izotopy promieniotwórcze
Można wyróżnić dwa zasadnicze przypadki:
1) λ
1
< λ
2
tzw. substancja macierzysta „żyje” dłużej niż pochodna.
Wtedy może zaistnieć równowaga promieniotwórcza.
34
Gdy λ
1
<< λ
2
jest równowaga
trwała
5. Naturalne izotopy promieniotwórcze
35
a – całkowita aktywność
początkowo czystej frakcji
macierzystej,
b – aktywność frakcji
macierzystej (t
1/2
= ), a także
całkowita aktywność pochodna
we frakcji macierzystej
i pochodnej,
c – rozpad świeżo oddzielonej
frakcji pochodnej (t
1/2
= 0,8 h),
d – aktywność pochodna
narastająca w świeżo
oddzielonej frakcji macierzystej
Równowaga trwała
5. Naturalne izotopy promieniotwórcze
2) λ
1
> λ
2
tzw. czas życia s. macierzystej jest krótszy niż pochodnej.
Tutaj mamy przypadek braku równowagi.
36
5. Naturalne izotopy promieniotwórcze
37
Przypadek braku
równowagi:
a – aktywność całkowita,
b – aktywność frakcji
macierzystej
(t
1/2
= 0,8 h),
c – ekstrapolacja
końcowego odcinka
krzywej do czasu zerowego
(aktywność pochodna od
macierzystej),
d – aktywność pochodna
w początkowo
czystej frakcji macierzystej
5. Naturalne izotopy promieniotwórcze
38
Gdy mamy więcej kolejnych rozpadów:
1 → 2 → 3 → 4… → n
n → jest niepromieniotwórcze
to trzeba uwzględnić kolejne równania różniczkowe
6. Sztuczne izotopy promieniotwórcze
Pierwsza sztuczna przemiana jądrowa wywołana przez
człowieka
- Rutheford (1919 r):
+
=
+
Liczba otrzymanych sztucznych izotopów
promieniotwórczych wynosi ok. 1400, przy ok. 350
izotopach naturalnych.
Ogólnie sztuczne przemiany promieniotwórcze dochodzą
do skutku
w wyniku bombardowania jąder atomowych takimi
cząstkami
jak cząstki , protony, neutrony, itp.
N
14
7
He
4
2
O
17
8
H
1
1
39
Podział reakcji jądrowych:
- proste reakcje jądrowe,
- rozszczepienie jąder,
- kruszenie jąder,
- reakcje termojądrowe.
Przykłady prostych reakcji jądrowych:
6. Sztuczne izotopy promieniotwórcze
40
H
Na
n
Mg
1
1
24
11
1
0
24
12
n
Ga
Li
Ni
o
1
63
31
6
3
58
28
6. Sztuczne izotopy promieniotwórcze
W roku 1934 Fryderyk i Irena Joliot-Curie
dokonali syntezy pierwszego sztucznego nuklidu
promieniotwórczego, tj.
P
30
15
41
.
195
2
/
1
0
1
30
14
30
15
1
0
30
15
4
2
27
13
s
T
Si
P
n
P
He
Al
6. Sztuczne izotopy promieniotwórcze
Reakcje rozszczepienia jąder atomowych polegają
na tym, że nietrwałe ciężkie jądra pod wpływem
strumienia neutronów ulegają rozpadowi na dwa
fragmenty o porównywalnych liczbach atomowych oraz
następuje emisja 2 - 3 neutronów.
Pierwszą reakcję rozszczepienia przeprowadzili w roku
1939 Hahn i Strassman:
Przykłady X i Y:
Sr
i
Xe
,
Ba
i
Kr
92
38
140
54
141
56
92
36
42
n
Y
X
n
U
)
3
2
(
235
92
6. Sztuczne izotopy promieniotwórcze
Schemat reakcji rozszczepienia:
Proces rozszczepienia realizuje się w reaktorach
jądrowych
(elektrownie atomowe).
43
6. Sztuczne izotopy promieniotwórcze
Przykładem reakcji termojądrowej jest synteza helu
zachodząca we wnętrzu gwiazd (temperatury rzędu 10
7
-
10
8
K):
0
1
4
2
1
1
2
He
H
4
W bombie wodorowej znalazła zastosowanie reakcja
termojądrowa:
gdzie:
+ 26,7 MeV
44
H
T
H
D
n
He
T
D
3
1
2
1
4
2
+ 17,6 MeV
7. Definicja promieniowania
jonizującego
Jest to taki rodzaj promieniowania, który
powoduje jonizację materii (tak żywej jak i martwej).
Jest to:
- promieniowanie korpuskularne, a więc typu i ,
-
promieniowanie
typu
gamma,
które
stanowi
wysokoenergetyczne promieniowanie
elektromagnetyczne, tj. o częstotliwości 10
21
Hz,
45
7. Definicja promieniowania
jonizującego
- promieniowanie rentgenowskie, które stanowi
promieniowanie elektromagnetyczne o częstotliwości
rzędu ≈ 10
17
- 10
20
Hz.
Wyróżnia
się
3
rodzaje
promieniowania
rentgenowskiego: twarde, średnie i miękkie.
-
promieniowanie
nadfioletowe:
prom.
elektromagnetyczne o częstotliwości rzędu 10
16
Hz.
46
8. Określenie dawek i ich jednostki
8.1. Dawka ekspozycyjna (X)
Jest to najstarszy typ dawki promieniowania
rentgenowskiego i promieniowania gamma i jest
ustalana
poprzez
pomiar
ładunku
elektrycznego
wytworzonego w atmosferze.
Dawka ekspozycyjna (X) jest to suma ładunków
elektrycznych (Q) wszystkich jonów jednego znaku
wytworzonych w jednostkowej objętości powietrza o
masie
m
przez
kwanty
promieniowania
elektromagnetycznego,
gdy
wszystkie
elektrony
uwolnione w wyniku oddziaływania są zatrzymane w tej
objętości powietrza:
dm
dQ
=
X
47
8. Określenie dawek i ich jednostki
Jednostki:
- tradycyjna - Rentgen (R)
- w układzie SI - C/kg
1R = 2,58·10
-4
C/kg
Moc dawki ekspozyjnej to przyrost tej dawki w jednostce
czasu:
Jednostki:
- tradycyjne: R/s, R/min, R/godz
- w układzie SI: C/kg∙s czyli A/kg
dt
dX
=
X
48
8.2. Dawka pochłonięta (D)
Jest to energia przekazana (E
p
) przez promieniowanie
jonizujące materii o masie jednostkowej:
Jednostki:
- tradycyjna - rad.
Jest to dawka odpowiadająca pochłonięciu energii 100
ergów w masie 1 grama materii.
W układzie SI jednostką jest grej (Gy)
1 Gy = 1 J/kg
1 rad = 0,01 Gy = 1 cGy
8. Określenie dawek i ich jednostki
D =
dE
dm
p
49
8. Określenie dawek i ich jednostki
Moc dawki pochłoniętej to przyrost tej dawki w jednostce
czasu:
Jednostki:
- rad/s,
- Gy/s
1 Gy/s = 1 J/skg = W/kg
Wytworzenie w powietrzu dawki ekspozycyjnej 1R
odpowiada dawce pochłoniętej:
D ≈ 0,87 rada
dt
dD
=
D
50
8. Określenie dawek i ich jednostki
8.3. Równoważnik dawki (H)
Jest iloczynem dawki pochłoniętej w określonej
tkance oraz współczynnika Q:
H = Q ∙ D
Współczynnik Q zależy od rodzaju promieniowania i jest
bezwymiarowy.
Jednostki:
- tradycyjna - rem
- w układzie SI - J/kg
1 Siwert (Sv) = 1 J/kg
1 rem = 1 cSv
51
8. Określenie dawek i ich jednostki
Pojęcie równoważnika dawki stosowane jest dla celów
ochrony przed promieniowaniem jonizującym.
Współczynnik Q przyjmuje następujące wartości:
Fotony (X i promieniowanie
gamma) powyżej 30 keV
1
Elektrony powyżej 30 keV
1
Promieniowanie beta trytu
2
Neutrony termiczne
4,5
Neutrony prędkie
25
Protony i ciężkie jądra
25
Cząstki alfa
25
52
Oprócz równoważnika dawki w danej tkance lub
narządzie ciała używa się również dawkę obrazującą
zagrożenie całego ciała.
Efektywny równoważnik dawki zagrożenia całego
ciała (H
E
) określa się według wzoru:
gdzie: W
T
- współczynnik wagowy,
H
T
- średni równoważnik dawki w tkance lub
narządzie T
8. Określenie dawek i ich jednostki
E
T
T
T
H = W H
53
Wartości współczynnika wagowego związane
z poszczególnymi tkankami lub narządami określa tabela:
8. Określenie dawek i ich jednostki
Tkanki lub narząd
Współczynnik
wagowy W
T
gonady
0,25
gruczoły piersiowe
0,15
czerwony szpik kostny
0,12
płuca
0,12
tarczyca
0,03
powierzchnia kości
0,03
inne najbardziej
narażone tkanki i
narządy
0,30
54
Moc równoważnika dawki:
Jednostki:
- tradycyjna
rem/s, rem/min, rem/godz
- w układzie SI Sv/s (Sv/min, Sv/godz).
8. Określenie dawek i ich jednostki
H
dH
dt
55
8. Określenie dawek i ich jednostki
Zestawienie najważniejszych wielkości stosowanych
w ochronie przed promieniowaniem jonizującym i
ich jednostki
Wielkość
Oznacze
nie
Jednostki
Zależności
Układ SI
pozaukładowe
Aktywność
Bekerel
(1Bq = 1s
-1
)
kiur
(1 Ci = 3,7
10
10
s
-1
)
1 Ci = 37 Gbq
1 m Ci = 37
MBq
Dawka
ekspozycyjna
kulomb na kg
(Ckg
-1
)
rentgen (R)
1 R = 2,5810
-4
C/kg
Moc dawki
ekspozycyjnej
amper na kg
(Akg
-1
)
rentgen na
godz. (R h
-1
)
14 m Rh
-1
=1
nAkg
-111
Dawka
pochłonięta
grej
(1Gy = 1Jkg
-
1
)
rad (rd)
1 rd = 1cGy
Moc dawki
pochłoniętej
grej na
sekundę
(1Gys
-1
=
1Wkg
-1
)
rad na godz.
(rd h
-1
)
Równoważnik
dawki
siwert
(1 Sv = 1Jkg
-
1
)
rem (rem)
1 rem = 1cSv
Moc
równowa-
żnika dawki
siwert na
sekundę
(Svs
-1
)
rem na
sekundę
rem na godz.
A
dN
dt
X
dQ
dm
X
dX
dt
dm
dE
D
dt
dD
D
D
Q
H
_
dt
dH
H
56
9. Limity dawek
9.1 Przegląd poglądów w skali światowej
Limitowanie narażania człowieka na działanie
promieniowania jonizującego ulegało ciągłej ewolucji.
Osoby narażone na promieniowanie jonizujące (narażenie
zawodowe):
a) Mutscheler, 1925 - tolerancyjna dawka biologiczna:
1,25 rentgena / tydzień (750 mSv/rok)
b) USA, 1948 - największa dawka dopuszczalna:
0,3 rentgena / tydzień (180 mSv/rok)
c) ICRP (Genewa), 1956 - dopuszczalna dawka:
5 rem / rok (50 mSv/rok)
d) ICRP (Genewa), 1990 – równoważna dawka efektywna:
20 mSv / rok
57
9. Limity dawek
58
9.2. Dawki graniczne w Polsce
Najnowsze uregulowania w zakresie dawek granicznych
przynosi
Zarządzenie Rady Ministrów RP z 18.01.2005 r:
Dawka graniczna dla osób zatrudnionych w warunkach
narażenia na promieniowanie jonizujące, w ciągu
kolejnych 12 miesięcy wynosi:
20 mSv (2 remy) całe ciało
150 mSv w soczewkach oczu
500 mSv na skórze
Inne zasady obowiązują dla kobiet, uczniów, studentów i
praktykantów
– patrz w/w Zarządzenie.
9. Limity dawek
59
W razie potrzeby ratowania życia ludzkiego należy
zapobiegać u ratownika dawkom przekraczającym:
500 mSv na całe ciało
3000 mSv w pojedynczych tkankach, w tym na
skórze
Dawka graniczna dla osób zamieszkałych lub
przebywających w ogólnie dostępnym otoczeniu
źródeł
promieniowania
jonizującego
(efektywny
równoważnik dawki) wynosi w ciągu 12 miesięcy:
1 mSv
9. Limity dawek
60
Dopuszcza się zwiększenie w ciągu 12 miesięcy tej dawki
do wartości:
5 mSv (5 remów) całe ciało
15 mSv w soczewkach oczu
50 mSv na skórze
Wskaźnikami pochodnymi, określającymi zagrożenie
promieniowaniem jonizujacym jest roczne wchłonięcie
graniczne (ALI),
odpowiadające efektywnemu równoważnikowi dawki 50
mSv.
9. Limity dawek
61
Izotop
ALI w Bq
droga oddechowa
droga pokarmowa
K-40
Co-58
Co-60
Sr-90
I-131
Cs-137
U nat.
Th nat.
1 10
7
4 10
7
6 10
5
7 10
5
2 10
6
6 10
6
5 10
4
70
1 10
7
6 10
7
2 10
7
1 10
6
1 10
6
4 10
6
4 10
5
5 10
4
9. Limity dawek
Wartości ALI dla wybranych izotopów:
62
Zarządzenie Prezesa PAA z 31.03.1988 r. (M.P. z 1988 r.
nr 14, poz. 124) i z 7.07.1995 r. (M.P. z 1995 r. nr 35,
poz. 419):
Średnie wartości roczne stężenia radonu-222 w
pomieszczeniach przeznaczonych na pobyt ludzi nie
mogą przekraczać 200 Bq/m
3
– pewne zmiany w tym zakresie zawarte są w Zarz. Rady
Ministrów z 2005 r.
9. Limity dawek
63
10. Naturalne źródła promieniowania
Człowiek podlega napromieniowaniu:
- zewnętrznemu,
-wewnętrznemu.
Średnio-roczne równoważniki dawek (mSv)
Zewnętrz
ne
Wewnętrzne
Razem
Promieniowanie
kosmiczne
K-40
Szereg U-Ra
Szereg Th
0,30
0,12
0,09
0,14
-
0,18
0,95
0,19
0,30
0,30
1,04
0,33
Razem
0,65
1,32
1,97
64
10.1. Promieniowanie kosmiczne
Jest to promieniowanie elektromagnetyczne o
bardzo wysokiej energii.
Średnio na poziomie morza otrzymuje się od
promieni kosmicznych dawkę 300 Sv/rok.
Ale już na poziomie 2000 m npm dawka otrzymana
jest kilka razy wyższa.
10. Naturalne źródła promieniowania
65
Zależność
natężenia
promieni
kosmiczny
ch od
wysokości
przedstawi
a wykres:
10. Naturalne źródła promieniowania
66
Maksymalna wartość na wysokości ok. 18 km.
Dla przykładu:
W samolotach latających na wysokości 11-18 km npm
równoważnik dawki wynosi 5-10 Sv/godz., a więc ok.
250 razy więcej niż moc dawki promieniowania
kosmicznego na powierzchni Ziemi.
Pasażer w czasie przelotu z Paryża do Nowego Yorku
otrzymuje dawkę 50 Sv.
10. Naturalne źródła promieniowania
67
Ważnym skutkiem oddziaływania promieniowania
kosmicznego z jądrami atmosfery jest produkcja
izotopów promieniotwórczych.
W ten sposób powstają następujące izotopy
promieniotwórcze:
10. Naturalne źródła promieniowania
----------------
H-3
12,4 lat
Be-7
53,3 dnia
Be-10
25000 lat
C-14
5730 lat
Na-22
2,6 lat
P-32
14,3 dni
P-33
25 dni
S-35
88 dni
Cl-39
55,5 min
T
2
/
1
68
10. Naturalne źródła promieniowania
Tryt powstaje w reakcji:
Węgiel-14 powstaje w reakcji:
Oba izotopy, tj. H-3 i C-14, emitują słabe promieniowanie
typu beta (cząstki
-
)
Be-7 powstaje w reakcji:
Izotop Be-7 emituje cząstki
+
o energii 386 keV i kwanty
o energii 480 keV.
7
14
0
1
6
12
1
3
N n C H
7
14
0
1
6
14
1
1
N n C H
6
12
2
3
4
7
2
4
2
C
He
Be
He
69
10.2. Promieniowanie ziemskie
Główne nuklidy występujące w skałach skorupy ziemskiej:
- radionuklidy z szeregu U-Ra i Th,
- izotop K-40,
- izotop Rb-87.
95% ludności otrzymuje dawkę 300 - 600 Sv/rok.
Polska: 130 – 790 Sv/rok.
Są miejsca o podwyższonej radioaktywności:
Sv/rok
----------------
Madras (Indie)
13000
Masyw Centralny (Francja)
3500
10. Naturalne źródła promieniowania
70
10. Naturalne źródła promieniowania
Przeciętne (w skali światowej) zawartości radionuklidów
w glebie
(w Bq/kg):
K-40
35 – 1100
U-238
75 - 750
Ra-226
3 - 75
Th-232
50
Przeciętna zawartość K-40 w polskich glebach szacowana
jest na poziomie 220 Bq/kg
71
10. Naturalne źródła promieniowania
10.3. Radon
Niedawno stwierdzono, że najważniejszy spośród
naturalnych źródeł promieniowania jest radon. Jest on
odpowiedzialny za
3
/
4
równoważnika dawki z ziemskich
źródeł promieniowania.
Naturalne izotopy promieniotwórcze radonu:
----------
- Rn-222
z szeregu U-238
3,6 dnia
- Rn-220
z szeregu Th-232 56 s
- Rn-219
z szeregu U-235
4 s
T
2
/
1
72
He
+
Rn
Ra
4
2
222
86
226
88
He
Po
Rn
4
2
218
84
222
86
T
1/2
= 3,6 dnia
Średnio w skorupie ziemskiej promieniowanie radu wynosi
30 Bq/kg.
Najwyższa zawartość radu w granitach.
Najniższa zawartość radu w skałach wapiennych.
10. Naturalne źródła promieniowania
73
10. Naturalne źródła promieniowania
Stężenia radonu-222 w atmosferze ulegają bardzo silnym
wahaniom:
Bq/m
3
--------------
Nad powierzchnią morza 0,15 – 20
W kopalniach:
- uranu
3700 – 20.000.000
- żelaza
75 - 5500
74
10. Naturalne źródła promieniowania
Właściwości radonu:
*Gaz bezbarwny, bezwonny, 7,5 raza cięższy od powietrza.
*Radon wydostaje się ze skorupy ziemskiej.
*W strefach klimatu umiarkowanego w pomieszczeniach
zamkniętych stężenie radonu jest ok. 8-krotnie wyższe niż
w powietrzu zewnętrznym.
*Zawartość radonu (dokładnie Rn-222) w mieszkaniach w
Polsce mierzono tylko w wybranych rejonach. Wyniki tych
pomiarów wykazały, że zawartość Rn-222 waha się: od 4
do 600 Bq/m
3
; średnio 40 Bq/m
3
.
Najwyższe zawartości radonu w Polsce są w Sudetach.
75
Każdy nowo wybudowany dom powinien mieć atest
radonowy.
Polska
200 Bq/m
3
USA
150 Bq/m
3
Niemcy
250 Bq/m
3
Pomiary stężenia radonu w domach w Polsce wykonują
m.in.:
- Centralne Laboratorium Ochrony Radiologicznej w
Warszawie,
- Instytut Medycyny Pracy w Łodzi,
- Laboratorium Izotopowe Zakładu Metalurgii
Chemicznej
Politechniki Wrocławskiej.
10. Naturalne źródła promieniowania
76
Główne, potencjalne drogi wnikania radonu
do budynku:
10. Naturalne źródła promieniowania
A - szczeliny
w fundamentach,
B - łącza
konstrukcyjne,
C - pory i
pęknięcia
w fundamentach,
D - łącza podłóg
i ścian,
F - luźno
osadzone rury,
G - materiały
budowlane,
H - woda.
77
Hermetyzacja budynku powoduje zwiększenie stężenia
radonu
10. Naturalne źródła promieniowania
Budynki
niepodpiw
-niczone
- wyższa
zawartość
radonu.
78
Na zawartość Rn-222 wewnątrz budynków posiada wpływ:
- rodzaj gruntu na którym usadowiony jest budynek,
- konstrukcja budynku (podpiwniczenie lub jego brak),
- sposób wentylacji budynku,
- radioaktywność używanej wody,
- rodzaj zastosowanych materiałów budowlanych,
- sposób ogrzewania budynku.
Stężenie radonu w wodzie do picia jest z reguły małe.
Ale woda ze studni artezyjskich lub głębinowych
może zawierać więcej radonu.
10. Naturalne źródła promieniowania
79
10. Naturalne źródła promieniowania
Głównym problemem nie
jest jednak picie wody
zawierającej radon; z
reguły jest to
woda przegotowana
(posiłki, herbata, kawa).
Znaczne zagrożenie
stanowi wdychanie
promieniotwórczości w
czasie brania natrysku
w łazience.
80
Aktywność właściwa powietrza w łazience (w
wybranym domu w Kanadzie), spowodowana obecnością
radonu i produktów jego rozpadu. Stężenie radonu wodzie
wynosiło 4400 Bq/m
3
.
Radon może też być zawarty w gazie ziemnym. Dlatego palniki
kuchenne, ogrzewcze i inne urządzenia spalające gaz powinny
być zaopatrzone w wyciągi spalin.
10. Naturalne źródła promieniowania
81
Aby określić promieniotwórczość materiałów
budowlanych podaje się zawartość K-40, Ra-226 i Th-
232.
10. Naturalne źródła promieniowania
Mat.
budowlany
Stężenie w Bq/kg
K-40
Ra-226
Th-232
Cegła
Beton
Piasek
Gips
Granit
Żużel
Popiół
lotny
Fosfogips
Drewno
Wełna
min.
629 - 740
518 - 555
262 - 333
89 - 148
1036 - 1480
225 - 2227
384 - 1731
74 - 370
znikome
znikome
52 - 81
33 - 74
22 - 81
18 - 22
88 - 111
18 - 458
70 - 610
518 - 777
znikome
znikome
37 - 96
30 - 33
18 - 104
7 - 18
85 - 167
22 - 429
52 - 310
18
znikome
znikome
82
Średnie wartości aktywności właściwej materiałów budowlanych
stosowanych w niektórych krajach Bq radu i toru na 1
kg
10. Naturalne źródła promieniowania
Drewno
(Finlandia)
1,
1
Gips natur.
(W.Bryt.)
29
Piasek i żwir
(Niemcy)
<34
Cement-prtl.
(Niemcy)
<45
Cegła (Niemcy)
126
Granit
(W.Brytania)
34
1
Popioły (Niemcy)
49
6
Tlenek glinu
(Szwecja)
lata 1974 – 1997
1367
Tlenek glinu
(Szwecja)
lata 1929 - 1975
Fosfogips
(Niemcy)
<547
Żużel krzemowo-
wap.
USA
2140
Odpady z
wzbogacanego
uranu
USA
4625
83
Coraz powszechniejsze stosowanie w budownictwie
produktów odpadowych przemysłu hutniczego jak i
chemicznego, takich jak żużel
i popioły lotne, prowadzi do zwiększania radioaktywności
materiałów budowlanych.
W roku 1980 Instytut Techniki Budowlanej w
Warszawie określił dopuszczalne stężenia radionuklidów
oraz metodę wykonywania pomiarów kontrolnych.
10. Naturalne źródła promieniowania
84
10. Naturalne źródła promieniowania
Przyjęto 2 warunki pozwalające zakwalifikować surowce
i materiały stosowane w budynkach
przeznaczonych na pobyt stały ludzi:
f
1
= 0,00027S
K
+ 0,00027S
R
+ 0,0043S
T
1
f
2
= S
R
< 185 Bq/kg
gdzie : S
K
, S
R
, S
T
- wartości stężeń K-40, Ra-226 i Th-
232 w Bq/kg
Warunki
te
wynikają
z
porównania
dawki
promieniowania
gamma
otrzymanej
przez
mieszkańca
budynku
rzeczywistego i tzw. "klarkowego".
85
Budynek "klarkowy" to obiekt zbudowany z materiału
zawierającego klarkowe, czyli średnie dla skorupy
ziemskiej, stężenia wspomnianych izotopów:
S
k
= 370 Bq/kg
S
R
= 26 Bq/kg
S
T
= 26 Bq/kg
Roczna dawka promieniowania gamma pochłoniętego
przez człowieka w budynku "klarkowym" wynosi 0,32
mSv.
10. Naturalne źródła promieniowania
86
W tabeli zestawiono wartości współczynników f
1
i f
2
próbek materiałów budowlanych mierzonych w latach
1995 - 2005 w Polsce
10. Naturalne źródła promieniowania
Rodzaj próbki
Wartości wsp. f
1
i f
2
Liczba próbek
o przekroczonej
wartości, w %
f
1
f
2
f
1
f
2
Cegła i pustaki
ceramiczne
Betony lekkie
Popioły
Żużle
0,08 - 0,70
0,43 -
0,84
0,30 -
1,20
0,30 -
1,30
5 – 100
28 – 146
50 – 220
30 – 350
0
0
33
10
0
0
10
13
87
Okazało się, że stężenie K-40, Ra-226 i Th-232 w
budynkach zależy nie tylko od zawartości tych izotopów
w materiałach budowlanych, ale również od:
- sposobu wykańczania ścian,
- sposobu wentylacji,
- położenia kondygnacyjnego w budynku,
- warunków terenowych.
10. Naturalne źródła promieniowania
88
W procesie oddychania powietrze, wraz z radonem i
produktami jego rozpadu i zawieszonymi w nim pyłami
jest zasysane poprzez usta lub nos do płuc, gdzie
następuje osadzanie i rozpad radonu oraz jego
pochodnych.
Rozpad typu alfa promieniotwórczych pochodnych
polonu-218 i polonu-214 jest główną przyczyną
dawek na drogi oddechowe.
10. Naturalne źródła promieniowania
89
Wynikiem pochłaniania dawek od radonu są skutki
ujawniające się głównie w postaci raka płuc po
kilkunastu lub kilkudziesięciu latach ekspozycji.
Szkodliwe działanie pochodnych radonu w układzie
oddechowym potęguje dym tytoniowy.
W przypadku równoczesnego działania produktów
spalania tytoniu i pochodnych radonu stwierdzono efekt
wyraźnego
zwiększenia
liczby
zachorowań
(efekt
synergetyczny).
10. Naturalne źródła promieniowania
90
10. Naturalne źródła promieniowania
Zestawienie
poniżej
pokazuje
prawdopodobieństwo zgonu na nowotwór płuc w ciągu
całego życia (w procentach, dla palących jedną paczkę
dziennie) i niepalących narażonych na ekspozycje radonu
w budynkach mieszkalnych.
Stężenie radonu
[Bq/m
3
]
100
400
1100
niepalący
0,5
0,6
1,0
palący
6,0
8,0
12,0
91
10. Naturalne źródła promieniowania
Każdy nowo wybudowany dom powinien mieć atest
radonowy !
Rozkłady stężenia radonu w dwóch grupach budynków:
wybranych przypadkowo (A)
Liczba mieszkań: 102
Liczba mieszkań ze stęż. Rn > 200 Bq/m
3
7 (7 %)
Średnia arytmetyczna: 85 Bq/m
3
Średnia geometryczna: 60 Bq/m
3
Min < 11 Bq/m
3
; Max = 472 Bq/m
3
92
i wskazanych przez geologów (B) na terenie Sudetów -
mieszkania na pierwszej kondygnacji.
10. Naturalne źródła promieniowania
Liczba mieszkań: 264
Liczba mieszkań ze stęż. Rn > 200 Bq/m3 (41 %)
Średnia arytmetyczna: 276 Bq/m3
Średnia geometryczna: 146 Bq/m3
Min < 11; Max = 3261 Bq/m3
93
Radon może pełnić rolę naturalnego wskaźnika
sejsmicznego.
Potwierdzają to wyniki badań na Uniwersytecie w
Hiroszimie.
10. Naturalne źródła promieniowania
94
10.4. Dawki promieniowania naturalnego w Polsce
KOMUNIKAT
PREZESA PAŃSTWOWEJ AGENCJI ATOMISTYKI
z dnia 14 lipca 2009 r.
w sprawie sytuacji radiacyjnej kraju w II kwartale 2009
roku
Na podstawie art. 81 ustawy z 29 listopada 2000 r.
Prawo atomowe (Dziennik Ustaw z 2007 r. Nr 42, poz.
276, z 2008 Nr 93, poz. 583 i Nr 227, poz.1505 oraz z
2009 r. Nr 18, poz.97) informuję, co następuje:
10. Naturalne źródła promieniowania
95
Wyniki pomiarów uzyskane ze stacji i placówek
wykonujących
pomiary
skażeń
promieniotwórczych
kształtowały się następująco:
moc dawki - 53 – 135 nSv/h (nanosiwertów na
godzinę)
(średnio 93 nSv/h)
Cs-137 w powietrzu - 0,1 – 5,3 μBq/m
3
(mikrobekereli na m
3
)
(średnio 1,2 μBq/m
3
)
Cs-137 w mleku - 0,1 – 1,7 Bq/dm
3
(bekerela na
dm
3
)
(średnio 0,5 Bq/dm
3
)
10. Naturalne źródła promieniowania
96
Zawartość izotopu Cs-137 w powietrzu i w mleku
stanowi podstawowy wskaźnik reprezentujący skażenie
promieniotwórcze materiałów środowiskowych oraz
artykułów
spożywczych
sztucznymi
izotopami
promieniotwórczymi.
Dane te wskazują, że narażenie osób z ogółu
ludności kraju powodowane obecnymi w środowisku i w
żywności sztucznymi izotopami promieniotwórczymi
utrzymuje się na bardzo niskim poziomie stanowiącym
jedynie kilka procent wartości dawki granicznej dla
ogółu ludności wynoszącej 1 mSv w ciągu roku.
10. Naturalne źródła promieniowania
97