Wykład

RADIOIZOTOPY I OCHRONA

PRZED PROMIENIOWANIEM

Kod kursu: CHC103w

Wykładowca:

Prof. Władysław WALKOWIAK
Zakład Metalurgii Chemicznej
Wydział Chemiczny
budynek A-3, p. 121
tel. [phone]
email: [e-mail]

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  1,4910

-10

J/u = 9,3110

-12

J

Na 1 nukleon:

Na 1 mol: 1,03410

-12

J  6,02210

23

= 6,2210

11

J/mol
Energia jądrowa

~ 610

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

1,510

9

+

+

37

87

Rb

4,810

10

+

49

115

In

4,410

14

+

57

138

La

1,0610

11

+

62

147

Sm

1,0610

11

+

71

176

Lu

3,610

10

+

75

187

Re

4,710

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: 1,210

-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: 4,210

-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/skg = 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 = 2,5810

-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