Építőanyagok radonemanációját és exhalációját befolyásoló paraméterek meghatározása

DOKTORI (PhD) ÉRTEKEZÉS

Építőanyagok radonemanációját és exhalációját befolyásoló paraméterek meghatározása

Szerző:

Sas Zoltán

Kémiai és Környezettudományi Doktori Iskola

Témavezető:

Dr. Somlai János egyetemi docens

Pannon Egyetem

Radiokémiai és Radioökológiai Intézet

2012

Értekezés doktori (PhD) fokozat elnyerése érdekében Írta:

Sas Zoltán

Készült a Pannon Egyetem Kémiai és Környezettudományi Doktori Iskolája keretében Témavezető: Dr. Somlai János

Elfogadásra javaslom (igen / nem)

(aláírás) A jelölt a doktori szigorlaton…... % -ot ért el,

Az értekezést bírálóként elfogadásra javaslom:

Bíráló neve: …... …... igen /nem

……….

(aláírás) Bíráló neve: …... …...) igen /nem

……….

(aláírás) Bíráló neve: …... …...) igen /nem

……….

(aláírás) A jelölt az értekezés nyilvános vitáján…...% - ot ért el.

Veszprém/Keszthely, ……….

a Bíráló Bizottság elnöke A doktori (PhD) oklevél minősítése…...

………

Az EDT elnöke

KIVONAT ... 1

ABSTRACT ... 2

SINOPSIS ... 3

BEVEZETÉS-CÉLKITŰZÉS ... 4

I. IRODALMI ÖSSZEFOGLALÁS ... 6

1. TERMÉSZETES RADIOAKTIVITÁS HATÁSA AZ ÉLŐVILÁGRA ... 6

1.1. A legfontosabb dózismennyiségek ... 6

1.2. Ionizáló sugárzás hatásai az élővilágra... 10

1.3. Sugárzások forrásai ... 14

1.4. Építőanyagoktól származó sugárterhelés ... 19

1.5. Építőanyagok beépíthetőségének feltétele az EU-ban ... 22

2. A RADON ... 24

2.1. A radon tulajdonságai... 24

2.2. A radon kijutása a légtérbe (emanáció és exhaláció)... 26

2.3. Radon az épületekben... 32

3. JOGI SZABÁLYOZÁS NEMZETKÖZI ÉS HAZAI HELYZETE... 35

3.1. Nemzetközi viszonyok ... 35

3.2. Magyar helyzet ... 36

3.3. A radonkérdés hazai jogi szabályozásának tervezett szakmai koncepciója ... 36

4. RADIOANALITIKAI ÉS ANYAGSZERKEZETI VIZSGÁLATOK ... 37

4.1. Radionuklid-koncentráció meghatározása ... 37

4.2. A radon detektálása ... 38

4.3. Anyagszerkezeti vizsgálatok bemutatása ... 42

4.4. Termikus analízis ... 44

4.5. Termogravimetria (TG), Derivatív termogravimetria (DTG) ... 45

II. KÍSÉRLETI RÉSZ ... 47

5. MINTAVÉTEL... 47

6. RADIOANALITIKAI VIZSGÁLATOK ... 48

6.1. Gamma-spektrometriai vizsgálatok ... 48

6.2. Radon meghatározása ... 50

6.3. Radonexhalációs vizsgálatok ... 51

6.4. Szabadexhaláció feltételeinek meghatározása ... 52

6.5. Agyagminták fajlagos exhalációjának és emanációs tényezőjének maghatározása szabadexhalációs módszerrel ... 54

6.6. Fajlagos exhaláció nedvességtartalom függésének vizsgálata ... 54

6.7. Agyagminták hőkezelése ... 55

7. KIEGÉSZÍTŐ, BELSŐ SZERKEZETI VIZSGÁLATOK ... 56

7.1. Röntgendiffrakciós fázisanalízis ... 56

7.2. Fajlagos felület és porozitás vizsgálat ... 56

7.3. Termogravimetriás mérések ... 57

7.4. Pásztázó elektron mikroszkópos felszíni morfológia vizsgálat ... 57

III. EREDMÉNYEK ... 58

8. MAGYARORSZÁGI ÉPÍTŐANYAG GYÁRAKBAN HASZNÁLT AGYAGOK RADIOLÓGIAI ELEMZÉSE ... 58

8.1. Gamma-spektrometriai vizsgálatok eredménye ... 58

9. RADONEMANÁCIÓT ÉS EXHALÁCIÓT BEFOLYÁSOLÓ PARAMÉTEREK MEGHATÁROZÁSA ... 62

9.1. Szabadexhaláció meghatározása ... 62

9.2. Nedvességtartalom emanációs és exhalációs tényezőre gyakorolt hatása ... 63

9.3. Hőkezelés emanációs és exhalációs tényezőre gyakorolt hatása ... 65

10. ANYAGSZERKEZETI VIZSGÁLATOK EREDMÉNYEI ... 66

10.1. Röntgendiffrakció ... 66

10.2. Pásztázó elektron mikroszkópos felületi morfológia vizsgálat eredményei ... 67

10.3. Derivatográfia ... 68

10.4. Porozitás, pórusátmérő és fajlagos felület ... 69

IV. ÖSSZEGZÉS ... 72

V. IRODALOMJEGYZÉK ... 75

VI. PUBLIKÁCIÓS TEVÉKENYSÉG ... 85

VII. FÜGGELÉK ... 90

Függelék I. ... 90

Függelék II. ... 91

Függelék III. ... 92

Függelék IV. ... 92

Függelék V. ... 94

Függelék VI. ... 95

VIII. TÉZISEK ... 95

Magyarországi agyagok építőipari felhasználhatóságának minősítése radiológiai szempontból ... 96

Agyagok radonemanációját és exhalációját befolyásoló paraméterek vizsgálatára kifejlesztett módszer és eredményei ... 96

Építőagyagok beépíthetőségének vizsgálati és szabályzási hiányosságai ... 97

IX. THESIS ... 98

Building material classification of Hungarian clay in radiological point of view ... 98

The developed method for determination of radon emanation and exhalation influential parameters and the obtained results ... 98

Incompletions of regulation and examination method of building material inbuilt conditions ... 99

X. THESIS (ESPAÑOL) ... 100

Clasificación de los materiales de construcción de las arcillas húngaras desde un punto de vista radiológico ... 100

Método desarrollado para la determinación de emanación de radon y parámetros de influencia en la exhalación y resultados obtenidos ... 100

Carencias de la regulación y del método de análisis de materiales de construcción ... 101

XI. KÖSZÖNETNYILVÁNÍTÁS ... 102

K

A szerző a disszertáció irodalmi részében összefoglalja az építőanyagoktól származó sugárterhelés forrásinak, szabályozásának, az attól származó kockázat csökkentésének, valamint a radionalaitikai vizsgálatok méréstechnikai lehetőségeit.

A kísérleti részben kifejti a Magyarországon nagy mennységben alkalmazott építőipari alapanyagok építőipari felhasználásból eredő sugárvédelmi hatásának vizsgálatát. Az ország különböző régióiban található 16 telephelyről származó, összesen 27 különböző agyagmintát vizsgál gamma-spektrometriás mérési módszer segítségével meghatározta a gyűjtött minták radionuklid tartalmát és EU ajánlás alapján (I-index) minősítette az agyagokat.

A szerző bemutatja egy kiválasztott agyagminta példáján a radonexhalációt és radonemanációt befolyásoló paraméterek meghatározásának mérési módszerét. A kapott eredmények alapján meghatározza a mérési módszer optimális körülményeit.

Bemutatja a gyűjtött építőanyagok radonexhalációs és radonemanációs vizsgálatának eredményeit.

Hőkezelést végez 100 - 950 °C között és vizsgálja annak radonemanációt és exhalációt módosító hatásait. A hőkezelt agyagmintákon a belső szerkezeti módosulásokat vizsgálja különböző anyagszerkezeti vizsgálatokkal (fajlagos felület, porozitás, XDR, felületi morfológia, termogravimetriás vizsgálatok). Korrelációt keres a kapott eredmények és a módosult exhaláció-profil között. Vizsgálatai eredményei alapján meghatározza az exhalációt legfőképpen befolyásoló belső szerkezeti paramétereket.

A

In theoretical part of this dissertation the author summarizes the possibilities of the natural radioactive sources, the regulations, the risk reduction and the radioanalitical methods of radiation dose originated from building materials.

In experimental section he unfolds the radiation protection effects in Hungary resulting from the inbuilt of bulk amount used building materials. He examined 27 different type of clay starting material originated from 16 miscellaneous company seats. The radionuclide content of the collected samples was determined by the aid of gamma spectrometry. On the basis of the obtained results he classified the examined materials by reason of EU recommended classifying method (I-index).

The author demonstrates the determination method of the radon emanation and exhalation modifying parameters on a selected clay sample and defines the optimal conditions of the measuring procedure.

He displays the obtained results of the optimized radon exhalation and emanation measurements.

He performs heat-treatment on selected clay between 100 – 950 °C temperature ranges and investigates the changes in case of radon emanation and exhalation as well. Furthermore the internal structure changes were surveyed detail, such as porosity, specific surface, superficial morphology, phase identification via XDR phase analysis and thermal stability.

Significant correlation was found between the obtained exhalation profile and the internal structure parameters. As a result of the investigation he determines the main influential internal structure parameters.

S

En la parte teórica de esta tesis el autor resume las posibilidades de las fuentes radiactivas naturales, las regulaciones, la reducción de riesgos y los métodos radioanalíticos para las dosis de radiación provenientes de los materiales de construcción.

En la sección experimental, desvela los efectos de la protección radoiológica en Hungría resultantes del uso de materias primas en materiales de construcción. Examinó 27 tipos de arcillas diferentes provenientes de 16 compañías. El contenido en radionúcleos de las muestras recogidas se determinó mediante espectrometría gamma. En base a los resultados obtenidos, clasificó los materiales analizados según el método de clasificación de la UE (índice I). El autor demostró el método de determinación de emanación de radón y modificación de los parámetros de exhalación en una muestra de arcilla seleccionada y definió las condiciones óptimas del procedimiento de medida.

Mostró los resultados obtenidos de las medidas optimizadas de exhalación de radón y emanación. Llevó a cabo un tratamiento térmico en arcillas seleccionadas en el rango de temperatura 100 – 950 ºC e investigó los cambios de emanación y exhalación de radón.

Además se investigó con detalle los cambios en la estructura interna tales como porosidad, superficie específica, morfología superficial, identificación de fase mediante difracción de rayos X y estabilidad térmica. Se encontró una correlación significativa entre el perfil de exhalación obtenido y los parámetros de estructura interna. Como resultado de la investigación, determinó la principal influencia interna de los parámetros estructurales

B

-

Az emberi egészségre kockázatot jelentő folyamatok tanulmányozása, azok hatásmechanizmusainak minél pontosabb megismerése jelenkorunk egyik legégetőbb feladatává vált. A módosult életvitelnek, az intenzív ipari termelésnek köszönhetően újabb és már meglévő, azonban arányait tekintve megváltozott egészségkárosító anyagok, folyamatok hatnak az emberiségre. Mindezek mellett a módosult szociális szokások eredményeképpen jelentősen megnőtt az épületben eltöltött átlagos időtartam, emiatt fokozott figyelmet kell fordítani az alkalmazott építőanyagokra.

Az építőanyagok természetes radionuklid tartalma is része a közvetlen környezettől származó, az emberi egészségre kiható környezeti tényezőknek. Az építőanyagok egyrészről leárnyékolhatják a külső sugárzásokat, másrészről pedig természetes radionuklid tartalmuknak köszönhetően hozzájárulhatnak a természetes háttérsugárzáshoz, így növelve az egészségkárosító kockázatot. [BR_1]

Általában az építőanyagoktól származó sugárterhelés nem jelentős, azonban az építkezések során előfordulnak olyan természetes, vagy gyártási folyamatok melléktermékeként keletkező anyagok is, melyek az átlagoshoz képest jelentősen nagyobb aktivitáskoncentrációban tartalmazzák a földkérgi (K-40, U-238, Th-232) radionuklidokat, illetve bomlástermékeiket. Az alkalmazott építőanyagokban ezek a természetes eredetű radionuklidok gamma-sugárzó izotópjai dózistereket hoznak létre, melyek a szervezet külső sugárterhelését növelik. Az épületekben a gamma-dózisteljesítmény általában magasabb (világátlag 84 nGy/h) mint a szabadban (59 nGy/h) [BR_1].

A rádiumtartalomból keletkező radon és leányelemei a belső sugárterheléshez járulnak hozzá és egészségkárosító hatásukat a tüdőrákot kiváltó okok között a dohányzás mögött másodikként tartják nyílván. Emiatt fordul rendkívüli figyelem az épületek beltéri radonszintjeire.

A radonforrások (talaj, építőanyagok, földgáz, vezetékes víz, épületen kívüli radonszint) közül az építőanyagok az egyik legfontosabbak, hiszen a bennük található Ra-226 tartalomtól, a beépített anyag belső szerkezetétől, illetve számos egyéb tulajdonságától függően, zárt, vagy rosszul szellőző terek esetén igen jelentős radon aktivitáskoncentrációk alakulhatnak ki, mely a benntartózkodók számára jelentős dózist okozhatnak.

Az egyre szigorodó, lakóépületekre vonatkozó ajánlások közül a WHO által új építésű lakóépületek esetén javasolt radonszint mindösszesen 100 Bq/m³, melynek betartása

érdekében célszerű a kiindulási anyagok radiológiai minősítése, a gyártási folyamat radonexhalációt csökkentő lehetőségeinek megvizsgálása, valamint a késztermék radonexhaláció miatti korlátozása is [BR_2-3].

Célom volt a kutatási témához szorosan kapcsolódó szakirodalom áttanulmányozása, legfontosabb adatok, mérési módszerek elvi és gyakorlati alapjainak elsajátítása.

A dolgozat fő célja az építőanyagok minősítésére vonatkozó nemzetközi és hazai lehetőségek meglévő és tervezett ajánlásainak szakirodalmi áttekintése, ezek pontosítása, valamint az elméleti megfontolások kísérleti eredményekkel való alátámasztása [BR_4].

További cél volt a Magyarországon üzemelő építőanyaggyárak által a téglagyártás során széles körben felhasznált agyagok radionuklid tartalmának felmérése, minősítése, valamint a radonemanációs és radonexhalációs tulajdonságainak meghatározása.

Meg kívántam határozni továbbá az emanációt és exhalációt befolyásoló legfontosabb paramétereket, az optimális mérési körülményeket, illetve a téglagyártás során alkalmazott hőkezelés hatását is. Kiegészítő szerkezetvizsgálatok segítségével korrelációt kerestem a radonexhaláció, valamint az anyag szerkezetmódosulása között.

Kerestem továbbá a vizsgált paraméterek közötti kapcsolatok segítségével a gyártás során az optimalizáláshoz (gyártási folyamat – radonexhaláció) leginkább meghatározó belső szerkezeti paramétert.

I. IRODALMI ÖSSZEFOGLALÁS

1. Természetes radioaktivitás hatása az élővilágra

Az élővilág és annak részeként az emberiség is folyamatosan ki van téve a természetes forrásokból eredő radioaktív sugárzásoknak. A bomlások során keletkező részecskék az egyes sejtekkel kölcsönhatásba lépve átadhatják energiájukat, melyek a sejtek és a belőlük felépülő szövetek, szervek, végső esetben pedig az egész szervezet károsodását, pusztulását okozhatják. A radioaktív sugárzások által okozott károsodások mértékének becslésére a dózisfogalmak szolgálnak.

1.1. A legfontosabb dózismennyiségek Elnyelt dózis (

A különböző részecskék energiája elnyelődhet az anyagban, az elnyelt energia nagysága arányos az általa előidézett hatással. Adott közeg tömegegységében elnyelt energiát nevezzük elnyelt dózisnak, jele D, mértékegysége [J/kg]; [Gy] (Gray) [BR_5-6^].

dV dW dm

D dW^e   ^e



1 (1.1-1)

Ahol:

 dW_e az elnyelt energiát, dm a dV térfogatelem tömegét, míg ρ az anyag sűrűségét jelöli.

Egyenérték dózis (H

):

Élő szervezeteknél az okozott károsodás mértéke az elnyelt dózis mellett függ az azt kiváltó sugárzás fajtájától, valamint a sugárzás energiáját abszorbeáló szövet, illetve szerv fajtájától is. A sugárzás fajtájának figyelembe vételére definiálták az egyenérték dózist (HT,_R), mely az R sugárzás hatására, az adott R sugárzáshoz tartozó W_R súlyozó tényezővel megszorzott, a T testszövet, vagy szerv elnyelt dózisa (D_T,R). Mértékegysége: Sievert [Sv]

R T R R

T W D

H _,   _, (1.1-2)

A W_R értékek (1. táblázat) megállapodás szerinti egysége a γ-sugárzás által okozott hatás, a többi sugárzást ehhez hasonlítjuk [BR_5].

1. táblázat: Az egyenérték dózis meghatározásához használatos WR súlyozó tényezők [WR_1, JR_1, BR_7]

Sugárzás fajtája WR faktor

Régi (ICRP 1991) Új (ICRP 2008) Fotonok (teljes energia

intervallum) 1 1

Elektronok, müonok

(Teljes energia tartomány) 1 1

Protonok >2 MeV 5 2

Neutron

<10 keV 5

2,5 – 20 (neutronenergiától függően függvényről

leolvasható)

10 keV - 100 keV 10

100 keV - 2 MeV 20

2 MeV - 20 MeV 10

>20 MeV 5

Alfa részecskék, hasadvány

termékek, nehéz magok 20 20

Effektív dózis, E:

Különböző szervek szöveti elváltozásai nem egyforma súllyal járulnak hozzá az egész szervezet károsodásához. A teljes szervezetre vonatkozó károsodás megállapítására definiálták az effektív dózist, mely nem más, mint az egyenérték dózisok szervekre gyakorolt hatásának súlyozott összege. Az így meghatározott értékek 1 Gy dózisig adnak pontos információt.

Jele: E, mértékegysége az egyenértékdózissal megegyezően Sievert [Sv]. A súlyozó tényezők (2. táblázat) összege pontosan egy, azaz a teljes szervezet dózisa.

R T R R

TWT W D

E   _, (1.1-3)

Ahol:

 _T

TW

 a testszövetre jellemző súlytényező [BR_6].

2. táblázat testszövetre jellemző súlytényezők WT [JR_1-2, BR_6].

Szerv WT súlytényező Összesített WT

súlytényező Csontvelő

0,12 0,6

Vastagbél Tüdő Gyomor

Emlő

Ivarszervek 0,08 0,08

Húgyhólyag

0,04 0,16

Máj Nyelőcső Pajzsmirigy

Bőr

0,01 0,04

Csontfelszín Agy Nyálmirigyek Fennmaradó egyéb

szövetek* 0,12 0,12

Összesen 1,00

* Fennmaradó szövetek/szervek: mellékvese, légcső, epehólyag, szív, vese, nyirokmirigyek, izomszövetek, szájnyálkahártya, hasnyálmirigy, prosztata (♂), vékonybél, lép, csecsemőmirigy, méh/méhnyak (♀)

Lekötött dózisok

A szervezetbe bekerült izotópoktól származó, hosszú időtartam alatt elszenvedett dózis jellemzésére szolgál a lekötött dózis [BR_6].

Az inkorporációt követően a bekerült radionuklidok mennyisége a fizikai bomlás, valamint az élettani folyamatok hatására csökken, melyet a lekötött dózis számításánál figyelembe kell venni. Amennyiben a felvételtől számított időtartam nincs megadva abban az esetben felnőtteknél 50, míg gyermekeknél 70 évre kell integrálni. Elnyelt, egyenérték és effektív dózis esetében egyaránt számítható lekötött dózis.

Lekötött elnyelt dózis (D

 

Mennyiségét az alábbi kifejezés határozza meg:

 

 

^



0

(1.1-4)

Ahol:

 D

 

 D

 



- az elnyelt dózisteljesítmény a felvételt követő t időpontban.

Mértékegysége: Gray (Gy).

Lekötött egyenérték dózis (H_T

 

Mennyiséget az alábbi kifejezés határozza meg:

 

 



0

(1.1-5)

Ahol:

 H

 

 ^H

 

Mértékegysége: Sievert [Sv]

Lekötött effektív dózis (E_T

 

Mennyiséget az alábbi kifejezés határozza meg:

 

 

^



0

(1.1-6)

Ahol:

 E

 

 E

 



- az effektív dózisteljesítmény a felvételt követő t időpontban.

Mértékegysége: Sievert [Sv] [BR_5].

Kollektív dózis:

Egy adott populáció egyedei által elszenvedett dózisok összegét kollektív dózisnak nevezzük. [BR_5,8]. Mértékegysége: személysievert [személy˙Sv]

1.2. Ionizáló sugárzás hatásai az élővilágra

Eltérő intenzitással és formában a radioaktív anyagok, illetve az általuk kibocsátott sugárzások mindenhol megtalálhatóak, részei az életnek, hiszen az élővilág a kezdetektől fogva ki volt téve a radioaktív sugárzás hatásának. Számos kutatási, orvosi, hadiipari alkalmazás és/vagy baleset hívta fel a figyelmet a radioaktív anyagok, ionizáló sugárzást kibocsátó berendezések sugárzása okozta egészségügyi károsodásra.

Fény derült arra is, hogy az emberi szervezet károsodását több tényező befolyásolja, így pl. az elszenvedett expozíció körülményei, eltérő biológiai érzékenység, amelyek megnehezítik a károsító hatások mértékének becslését.

1.2.1. Determinisztikus hatás

Bizonyos érték fölött elszenvedett dózisok már egyértelmű egészségügyi hatást ún.

determinisztikus hatást váltanak ki (deterministic effects; non-stochastic effect). Az egyén hajlamától, valamint egészségi állapotától függően a küszöbdózis igen eltérő lehet, azonban a bekövetkezés valószínűsége a dózis növekedésével minden egyednél növekszik és egy adott érték fölött a bekövetkezés minden egyednél megtörténik [BR_9].

Az elszenvedett dózis eredményeképpen a tünetek rövid időn, néhány órán, vagy néhány napon belül jelentkezhetnek (hányás, hasmenés, szédülés, ájulás, halál). Azonban későn megjelenő tünetek, káros hatások is előfordulhatnak (bőrgyulladás, hajhullás, rákos elváltozás, utódoknál jelentkező fejlődési rendellenességek, stb.).

Eddig megfigyelt eredmények alapján csak 500 mSv fölött várhatóak maradandó determinisztikus hatások, míg átmeneti sterilitás már 150 mSv felett jelentkezik. Néhány determinisztikus dózis – hatás a 3. táblázatban található.

3. táblázat: Néhány determinisztikus hatást kiváltó dózis (elnyelt dózisra vonatkoztatva) [BR_9-10].

Tünetek, hatások Elnyelt dózis [Gy]

Maradandó bőrkárosodás 20 – 40

Szürke hályog (katarakta) 5

Elhalálozás (Egésztest dózis

esetén) 3 – 5

Bőrpír, bőrgyulladás

2 – 5 Hajhullás: 2-5Gy

Sterilitás 2-3Gy 2 – 3

Rendellenes magzati fejlődés 0,1 – 0,5

1.2.2. Kis dózisok hatása az élővilágra

Az alacsony dózisok okozta biológiai hatások tisztázása a sugárvédelem, a sugárbiológia és a toxikológia legfontosabb feladata. Tudományos körökben megoszlanak a vélemények az alacsony dózisok okozta egészségkárosító hatások mértékéről. Kis dózisok esetében nem született egyetértés arról, hogy létezik-e olyan küszöbszint, amely alatt a sugárzás nem jelent veszélyt, illetve nem okoz egyértelműen a sugárzástól eredeteztethető károsodást az élő szervezetek számára.

Az nem kérdéses, hogy a determinisztikus hatások egyértelműen az elszenvedett dózisnak köszönhetőek. Ennél kisebb dózisok esetén is kimutatható a rákkockázat megnövekedése, de alacsony (kisebb, mint 100 mSv) dózisok esetén nem tisztázott, hogy a magasabb dózistartományban tapasztalható egészségügyi kockázat valószínűsége miképpen alakul ebben a dózistartományban. Jelenleg a konzervatív becslést, azaz a lineáris küszöb nélküli dózis – hatás összefüggést, az LNT (Linear No Threshold) hipotézist fogadta el az ICRP. [JR_3-4, BR_11-12].

A probléma tisztázásának érdekében olyan elváltozások igazolására lenne szükség, melynek kiváltó oka egyértelműen csak az elszenvedett kismértékű dózis lenne. Azonban az alacsony dózistartományok okozta elváltozásokat más környezeti tényezők is előidézhetik, melyek szinte lehetetlenné, vagy rendkívül bonyolulttá teszik az epidemiológiai vizsgálatok statisztikai módszerekkel történő vizsgálatát.

Egyes kutatások szerint nem a lineáris extrapoláció érvényesül az alacsony dózistartományban, egyaránt vannak pozitívabb (szupralinearitás), és pesszimistább hatást feltételező modellek [JR_5].

A szupralineáritást feltételező megközelítések pozitív hatásról számolnak be (Adaptive-Response Model), melyek reményeképpen előnyösen hat az alacsony dózis az élő szervezetre és túlbecsültnek tartják az LNT modell által származtatott egészségügyi kockázatot [JR_6-7].

Általánosságban azonban a linearitást veszik alapul, mely a nagy dózisok okozta károsodások extrapolációjából eredő maximális kockázattal számol, azonban felmerülhet azon lehetőség is, miszerint nem ésszerűek és indokoltak a kockázat csökkentése érdekében megtett lépések. Az ALARA-elv (As Low As Reasonably Achievable Radiation) azt javasolja, hogy olyan alacsony szintet, illetve kockázatot válasszanak, ami az adott ország társadalmi-gazdasági szintjének megfelelő, teljesíthető [BR_13].

1.2.3. Sztochasztikus hatások jellemzői

A sztochasztikus tartományba tartozó dózisokra általánosan jellemző, hogy az okozott károsodásoknak nincsen küszöbdózisa, azaz csak a bekövetkezés valószínűségére van hatással. Az elszenvedett sugárterhelés hatására a szignifikáns egészségkárosult állapot nem minden egyednél jelentkezik, azonban a kialakulás valószínűsége, azaz a károsodott egyedek száma az adott populációban növekszik az elszenvedett dózis mértékének növekedésével [BR_14].

A tünetek kiváltó okainak diagnosztizálását, beazonosítását tovább nehezíti, hogy az expozíciót követően csak későn jelennek meg, illetve a kialakult elváltozásokat más környezeti tényezők egyaránt okozhatják. Egyes szervezetek eltérő érzékenységet mutatnak bizonyos környezeti tényezőkre, melyet biológiai variabilitással szokás magyarázni [JR_8-9].

A bekövetkezett hatások leginkább daganatos megbetegedések és az átörökített genetikai hibák okozta egészségkárosodások formájában jelentkeznek [BR_15].

A sugárvédelmi gyakorlatban a kis dózis tartományban – pontosabb ismeretek híján – ún. konzervatív becslést alkalmazva feltételezzük, hogy a dózis és a károsodás valószínűsége, gyakorisága között lineáris a kapcsolat. Az ICRP 103-ban foglaltak szerint 1 Sv sugárterhelés rákot kiváltó kockázata (lakosság esetén) megközelítőleg 5,5 %. Örökletes betegségek között a legjelentősebb a DNS mutációk, azon belül is az X kromoszómához köthető genetikai elváltozások. A csernobili katasztrófa áldozatainak tanulmányozása során megállapították, hogy az öröklött károsodások ~80 %-ban az X kromoszóma sérülésének köszönhetőek. A tanulmány alapján az örökletes betegségek kialakulására ~0,2 % bekövetkezést becsültek a felmérést végző kutatók 1 Sv sugárterhelés elszenvedése esetén [BR_7,16].

A rákos megbetegedések, valamint az örökletes, kóros elváltozások okozta problémák mellett több általános egészségügyi probléma kialakulásának valószínűségét elidéző hatást figyeltek meg epidemiológiai vizsgálatok alapján. Ezeket rendszerint olyan nagy egyedszámú populációk esetében elemezték, melyeknek mindent tagja, vagy igen jelentős hányada nagy biztonsággal szignifikáns nagyságú dózist szenvedett el.

1.2.4. Dózis-hatás összefüggések

Az utóbbi évtizedekben összegyűjtött adatok epidemiológiai elemzése során a szakemberek arra jutottak, hogy szigorú szabályok és korlátozások bevezetése és betartása szükséges annak érdekében, hogy elkerülhetőek legyenek a sugárzás által okozott jelentős egészségügyi kockázatok. Néhány dózis – hatás összefüggés az 4. táblázatban került felsorolásra.

4. táblázat: dózis – hatás összefüggések Elszenvedett dózis

[mSv] Tünetek és hatások

Determinisztikus tartomány

>10 000 (akut dózis)

Azonnali rosszullét Émelygés, hányás Lecsökkent fehérvérsejt szám Biztos elhalálozás (néhány héten belül) 3 000 – 5 000

(krónikus dózis) Félhalálos dózis (egésztest dózis esetén) 2 000 – 10 000

(akut dózis) Erősödő sugárbetegség tünetek 1 000

(akut dózis)

Akut expozíció esetén sugárbetegség okozta tünetek megjelenésének alsó határa

> 1 000 (krónikus dózis)

Késői rákos megbetegedés kialakulásának egyértelmű bekövetkezése

250

Életmentő baleseti munka esetén (fukusimai dolgozók rendkívüli helyzetben)

engedélyezett dóziskorlát

> 100

Rák kialakulásának valószínűsége bizonyítottan arányosan növekszik az

elszenvedett dózissal

Sztochasztikus tartomány

50

Bizonyítottan rákot okozó legalacsonyabb dózis felnőtteknél

Megengedett legmagasabb éves munkavállalói dózis

20 / év 5 év átlagában megengedett legmagasabb munkavállalói dózis.

2.4 / év Természetes háttérsugárzás világátlaga 1 / év 5 év átlagában megengedett, nukleáris

ipartól származó lakossági dózis 0,3 Dohányzás okozta éves többletdózis

(átlagosan 16 szál cigaretta/nap)

<0.001 / év A Paksi Atomerőműtől származó éves elszenvedett lakossági dózis

1.3. Sugárzások forrásai

A lakosságot érő sugárzások eredetét tekintve megkülönböztetünk:

 Természetes eredetű

 Mesterséges eredetű radioaktív és egyéb ionizáló sugárzások források (nukleáris energiatermelés, hadipari és orvosi alkalmazások során keletkezett és a környezetbe kijutott izotópoktól eredő sugárterhelés) [BR_1].

1.3.1. Természetes eredetű sugárterhelés

A természetes eredetű sugárterhelés különböző forrásokból eredhet. Mértéke az adott terület környezeti tényezőitől (tengerszint feletti magasság, talaj és kőzetek radionuklid- koncentrációja, stb.) igen jelentős mértékben függ. Az emberiséget érő, természetes eredetű radioizotópoktól származó sugárterhelés jellemzésére a népességgel súlyozott világátlag szolgál, amely figyelembe veszi a felmért területhez tartozó demográfiai adatokat is. Az így kapott, népességgel súlyozott világátlag 2,4 mSv/év, mely összetétele az 1. ábrán látható [BR_1,17].

1. ábra Természetes eredetű háttérsugárzás [mSv/év] megoszlása

Kozmikus sugárzás

A Föld légkörét nagy energiájú részecskék bombázzák. Ezek a részecskék felelősek az ún. elsődleges kozmikus sugárzásért.

Eredetük szerint megkülönböztetünk:

 Galaktikus eredetű kozmikus sugárzás: nagy energiájú protonokból (~85 %), alfa- részecskékből (~12 %), elektronokból (~2 %), különböző nehezebb atommagokból (~1 %) áll.

 Szoláris eredetű kozmikus sugárzás: A napkitörések során jelentős mennyiségű röntgen, illetve UV fotont sugároz ki az égitest, valamint nagy energiájú részecskék, zömében (~99 %) protonok hagyják el a Nap felszínét.

 Magreakciók során ún. kozmogén radioizotópok keletkeznek. A magreakciók lejátszódásának színtere legfőképpen a felső sztratoszféra, azonban néhány nagy energiájú neutron az atmoszféra alsóbb részében is képes előidézni a jelenséget. Magreakciókat a neutronok mellett protonok, müonok, pionok, kaonok, is okozhatnak [BR_1,5,18, JR_10].

Terresztriális (földkérgi) eredetű sugárterhelés

A földkérgi eredetű (terresztriális) radionuklidok, vagy más néven primodális radioizotópok változó koncentrációban, a természetben mindenhol előfordulnak, beleértve az emberi szervezetet is. Ezen radionuklidok mindegyikére jellemző, hogy felezési idejük a Föld korával összemérhető és a természetben csak az ezek, illetve leányelemeik találhatóak meg jelentős mennyiségben. A legfontosabb földkérgi eredetű radionuklidok és főbb tulajdonságaik a 6. táblázatban tálalhatók.

6. táblázat: Néhány fontosabb terresztriális izotóp [WR_2]

Izotóp Felezési idő Előfordulás a

földkéregben

Th-232 1,46 × 10¹⁰ év 10 – 12 ppm

U-238 4,47 × 10⁹ év 2 – 3 ppm

K-40 1,25 × 10⁹ év 1,5 %

A természetes eredetű izotópok bomlásuk során kibocsátott ionizáló sugárzásuk révén hozzájárulnak az élő szervezetek külső, illetve belső sugárterheléséhez.

A felsorolt primodális radionuklidok nyomnyi mennyiségben megtalálhatóak minden talaj, illetve kőzettípusban, valamint a biokémiai folyamatok eredményeképpen az élőlények

által felevett tápanyagokban is. Néhány kőzet primodális radionuklid tartalmát a 7. táblázatban szemléltetem [BR_1,19].

7. táblázat: Néhány kőzet primodális radionuklid tartalma

Kőzet típus Fajlagos aktivitás (Bq/kg)

K-40 U-238 Th -232

Vulkanikus eredetű

Bazalt (földkérgi átlag) 300 7-10 10-15

Gránit (földkérgi átlag) >1000 40 70

Üledékes kőzet

Pala, homokkő 800 40 50

Kvarc <300 40 25

Talaj 420 33 45

Építőanyagok 412 32 42

A földkérgi eredetű külső sugárterhelés a talajokban található primodális radionuklidok gamma-sugárzásától ered. A K-40 izotóp aktivitáskoncentrációja megközelítőleg egy nagyságrenddel nagyobb, mint az U-238, illetve Th-232 esetében.

Azonban a K-40-től eredő külső sugárterhelés megközelítőleg azonos az U-238, valamint a Th-232 sorban található izotópok eredő gamma-dózisával.

Az egyre szélesebb körben folytatott radiológiai felméréseknek köszönhetően, az UNSCEAR 2008-ban megtalálható adatok alapján a talajok népességgel súlyozott radionuklid tartalma a következő: K-40: 420 Bq/kg; U-238: 33 Bq/kg; Th-232: 45 Bq/kg.

Az említett radioizotópok, és/vagy leánytermékeik gamma-sugárzásuk révén dózistereket hoznak létre, melyek nagysága az egyes izotópok aktivitáskoncentrációjától, azok eloszlásától és az izotópokat tartalmazó mátrixok anyagi minőségétől is nagymértékben függ.

Az anyagok árnyékoló hatása miatt a külső gamma-dózisteljesítmény szempontjából a talajfelszíntől számított 30 cm-es rétegvastagság radionuklid-koncentrációja a meghatározó.

A gamma dózisteljesítmény nagy része a K-40-től, az U-238 bomlási sorában a Pb-214 és a Bi-214, míg a Th-232 sorban a Tl-208 és az Ac-228 radioizotópoktól származik.

A szabadtéri gamma-dózis mérések összesítése révén a népességgel súlyozott világátlag 59 nGy/h-nak adódott. A felmérésekben, résztvevő országokban, a talajfelszíntől 1 m magasságban mért átlagértékek 18 – 93 nGy/h között változtak, a mért

gamma-dózisteljesítmények pedig az egyes országokban felmért mérési pontokon 10 – 200 nGy/h között ingadoztak.

A Magyarországon a mért eredmények alapján a vizsgált aktivitáskoncentrációk az alábbiak szerint alakultak: K-40: 370 Bq/kg, U-238: 29 Bq/kg, Th-232: 28 Bq/kg [BR_1].

Az építkezések során használt építőanyagok a természetben fellelhető anyagokból készültek és készülnek legtöbb esetben napjainkban is. A felhasználás, beépítés révén körbeveszik a benntartózkodókat, azaz a sugárzás már 4π térszögből hat a szervezetre, szemben a fél-végtelen síkként közelíthető kültéri viszonyokkal. Az alábbi ténynek köszönhetően jelentős dózisnövekménnyel lehet számolni már a talajok átlagos radionuklid- koncentrációjával megegyező építőanyagok esetén is. A lakóépületekben mért értékek alapján a népességgel súlyozott világátlag 84 nGy/h-nak adódott, azonban ez az egyes területeken alkalmazott építkezési szokásoktól, illetve felhasznált anyagoktól jelentősen függ. Az egyes országokban az épületekben mért átlagértékek 20 – 200 nGy/h között változik. Példának okáért 40 nGy/h alatti dózisteljesítmény volt megfigyelhető az USA-ban, ahol jellemzően könnyű szerkezetes épületeket építenek. A legmagasabb értékek (átlagosan 95 – 115 nGy/h) rendszerint azon országok (Magyarország, Malajzia, Kína, Olaszország Spanyolország, stb.) esetében kerültek rögzítésre, melyekben nagy mennyiségben alkalmaztak kő eredetű (gránit, bazalt), vagy más, nagy mennyiségben használt falazati anyagot (tégla, agyag, föld).

Egy álló ember esetén, sugárvédelmi szempontból meghatározó szervek tekintetében kb. 1 m magasságban van a súlypont. Ennek köszönhetően 1 m magasságban végezzük a dózisteljesítmény meghatározását.

Annak érdekében, hogy az elszenvedett effektív dózist számítani lehessen a levegőben mért értékekből, dóziskonverziós faktort vezettek be [BR_18].

Mivel az emberi szervezet önárnyékoló hatása miatt a sugárzásnak csak egy része éri el a szervezetben mélyebben elhelyezkedő, sugárzásra érzékenyebb szerveket, szöveteket, ezért a dóziskonverziós faktor izotóponként és korcsoportonként is változik. A földkérgi izotópokra vonatkozó átlagos érték felnőttek esetén 0,7 Sv/Gy, gyermekeknél 0,8 Sv/Gy, csecsemők esetében pedig 0,9 Sv/Gy. Az épületekben eltöltött órák száma a megváltozott életvitelnek köszönhetően jelentősen megnőtt. Amennyiben nem állnak rendelkezésre pontos adatok, abban az esetben 0,8-as benntartózkodási tényezővel végezzük a számításokat.

A 8. táblázatban a különböző korcsoportok éves külső effektív dózisai találhatóak a népességgel súlyozott dózisteljesítmények függvényében.

8. táblázat: Különböző korcsoportok külső természetes forrásból származó éves effektív dózisai

Forrás Dózisteljesítmény [nGy/h]

Benntartózkodási

tényező Csecsemő [mSv/év]

Gyermek

[mSv/év] Felnőtt [mSv/év]

Épületben 84 0,8 0,53 0,47 0,41

Szabadban 59 0,2 0,09 0,08 0,07

Magyarországon a külső sugárzásból eredő elnyelt dózisteljesítmény az ország területének kb. 60 %-án 70 – 90 nGy/h, kb. 30 % -án 90 – 110 nGy/h érték a jellemző [JR_11].

A földkérgi eredetű belső sugárterhelés a szervezetbe bekerült radioizotópoktól származik, melyek lenyelés, belégzés útján kerülhetnek a szervezetbe.

A levegőben található, illetve a reszuszpendáló és kiülepedő portartalom radionuklidjainak belégzése egészségkárosító hatást okozhat a szervezet számára. A levegőbe került radon izotópok, illetve azok leányelemei ~1,26 mSv/év effektív dózissal, megközelítőleg a természetes 2,4 mSv/év felével járulnak a belső sugárterheléshez.

Másrészről pedig a portartalom Th-232, U-238, valamint ezek leányelemei és a K-40 okoznak belső sugárterhelést (~ néhány µSv/év) a porterheléstől, de ez átlagos körülmények esetén elenyészőnek tekinthető. Jelentősége poros környezetben számottevő (építőipar, kohászat, bányászat), ahol néhány mSv/év dózisjárulék is előfordulhat.

A kiülepedett szilárd szemcsék a táplálkozás során is a szervezetbe kerülhetnek, amely révén fokozott lehetőség nyílik az emésztő szervrendszer, valamit az azon keresztül a véráramba és a szervezet más részeibe eljutott izotópoktól eredő sugárterhelésre [BR_20].

Míg a szervezet elsődleges védelmi vonalául szolgáló bőrfelszínen keresztül igen kicsi a valószínűsége a természetes eredetű radionuklidok inkorporációjának, addig a lenyelés esetén a bekerült izotóp a szervezet egyes részeibe könnyen eljuthat.

1.3.2. Mesterséges izotópoktól származó sugárterhelés

A mesterséges eredetű radioizotópoktól származó sugárterhelés a mesterséges izotópok megjelenésétől kezdődően része lett az emberiséget érő sugárterhelésének. A kísérleti, kutatási, hadi- és nukleáris ipari, valamint a gyógyászatban keletkezett és felhasznált, esetlegesen balesetekből származó izotópok a környezete jutva bekerülnek a természetes körfolyamatokba és hatással vannak az egészségre. A keletkezés és felhasználás helyétől,

idejétől, módjától, valamint az izotópok minőségétől és kémiai formájától függően részt vesznek a biokémiai folyamatokban.

1.4. Építőanyagoktól származó sugárterhelés

Az építőanyagok kettős szerepet töltenek be a sugárterhelés szempontjából. A kozmikus sugárzást, illetve a félvégtelennek tekintett talajból kijutó sugárzást egyrészről leárnyékolhatják, míg másrészről a bennük található izotópoktól és azok aktivitáskoncentrációjától függően, valamint az alkalmazott beépítés módjának függvényében sugárforrásként vannak jelen a benntartózkodók számára. Könnyűszerkezetes, vagy zömében fából készült épületek esetén csekély mennyiségű természetes eredetű radionukliddal kell számolni, azonban a kozmikus sugárzást csökkentő hatásuk is elenyésző alacsony sűrűségük miatt. Nagy mennyiségben használt építőanyagok árnyékoló hatásuk révén a kozmikus sugárzásból eredő dózisjárulékot csökkenthetik, emiatt alacsony radionuklid-koncentráció esetén, a beltérben mért dózisteljesítmény érték akár kisebb is lehet. Az épületekben és a szabadban mért értékek összehasonlítása során tapasztalt épületen belüli / szabadban mért hányad 0,6 – 2,3 éték között változik és a népességgel súlyozott átlag pedig 1,4-nek adódott.

Az egyes épületekben igen eltérő dózisteljesítmény értékeket mérhetünk, annak függvényében, hogy a beépített építőanyag, valamint az altalaj milyen mennyiségben tartalmaz radionuklidokat [BR_21].

Építőanyagoktól származó sugárterhelés kockázati tényezői

 Külső gammadózis – többlet

 Porszemcsék, illetve az aeroszolok felületén megkötődött izotópok belégzése (radon leányelemei)

 Kiülepedett porszemcsék lenyelésből származó többletdózis (az előbbihez képest 2 – 4 nagyságrenddel kisebb)

1.4.1. NORM anyagok (Naturally Occurring Radioactive Material)

A környezetben megtalálható természetes eredetű radionuklidokban gazdag anyagokat NORM anyagoknak (Naturally Occurring Radioactive Materials) nevezzük. Az ilyen magas aktivitáskoncentrációval bíró anyagok eloszlása, fellelhetősége a geoszférában nagymértékben függ az egyes kőzetek keletkezésekor lezajlott átalakulási folyamatoktól, a folyamatban részt vevő anyagok minőségétől és környezeti tényezőktől egyaránt. Ezen tényezőknek köszönhetően az izotópok feldúsulhattak egyes anyagokban, mely emelkedett radiológiai kockázatot eredményez az élővilág számára.

A világon számos olyan terület fordul elő, melynek természetes izotópoktól eredő háttérsugárzása többszörösen meghaladja a becsült világátlagot (HBRAs – High Background Radiation Areas).

Az Irán északi területén található Ramsar esetében a feltörő meleg vizű források rendkívül magas Ra-226 tartalommal bírnak, mely eredményeképpen az adott területen a világátlaghoz viszonyítva 55-200-szor magasabb gamma-sugárzásból eredő háttérsugárzás is előfordul. A forrásvizet előszeretettel alkalmazták gyógyvízként, mely nagy népszerűségnek örvendett a helyi lakosság és az oda látogató turisták körében [JR_12].

A lakóépületek esetén gyakran a területről származó magas radionuklid tartalmú anyagokat építették be, melynek eredményeképpen akár 1000 – 5000 nGy/h beltéri dózisteljesítmény is előfordul épületek esetén [JR_13].

Brazíliában található Guarapari és Meaipe tengerparti üdülővárosok nagyon magas Th-232 tartalmú monacit eredetű homokkal „büszkélkedhet”. A part néhány helyén a mért dózisteljesítmény meghaladja a 20 µSv/h-ás értéket. Egyes felmérések eredményeképpen 55500 Bq/kg Th-232 és nem ritkán 4-5000 Bq/kg Ra-226 aktivitáskoncentrációt határoztak meg [JR_14].

Az indiai Kerala tartományban is az átlagosnál magasabb háttérsugárzás mérhető. A terület a magas népességnek köszönhetően a kis dózisokkal kapcsolatos epidemiológiai tanulmányok egyik meghatározó szereplőjévé vált. Megközelítőleg százezres nagyságrendű a felmért lakóépületek száma az adott területen, melynek eredményeképpen az átlagos dózisteljesítmény az 1800 nGy/h értéket is eléri [BR_1, JR_15].

A példaként említet területeken az iparosodást és mesterségesen előállított építőanyagok gyártását és felhasználását megelőzően az építkezésekhez természetben és sokszor a közvetlen környezetben megtalálható anyagokat hasznosították az emberek. Ennek eredményeképpen olyan anyagokkal vették körbe magukat, melyek radioaktivitása a természetes átlagértékhez viszonyítva emelkedett volt, így tovább fokozták az őket érő külső sugárterhelést, holott az épület az egészségüket és kényelmüket volt hivatott védeni. A külső sugárterhelés mellett a levegőben megtalálható, a kiülepedett és a növények, állatok, vagy vízfogyasztás révén szervezetbe került izotópoktól a belső sugárterhelés is jelentősen megnövekedett. A belső sugárterhelés nagysága az egyéni szokásoktól (személyi higiénia, táplálkozás, vízbázis) nagymértékben függ, emiatt becslése bonyolult feladat. Azonban minden épületben tartózkodóra igaz, hogy a nagyarányú benntartózkodás miatt az épületek anyagai nagymértékben meghatározzák az egyén által elszenvedett dózis nagyságát. Néhány

természetes eredetű építőanyag radionuklid tartalma a 9. táblázatban található [JR_16-20, BR_1,22].

9. táblázat: Néhány természetes eredetű építőanyag radionuklid tartalma

Építőanyag Fajlagos aktivitás [Bq/kg]

K-40 U-238 Th -232

Beton 5-1570 1-250 1-190

Tégla (égetett agyag) 60-2000 1-200 1-200

Homokkő 500-700 6-90 1-60

Kő 10-4000 10-500 1-310

Természetes gipsz 7-280 1-70 1-100

Cement 24-850 7-180 7-240

Csempe, cserép 160-1410 30-200 200-200

Világátlag 412 32 42

A fejlődő ipari tevékenység hatására egyre több, az építőanyag iparban felhasználható melléktermék keletkezett. Az egyes technológiai folyamatok eredményeképpen a radionuklidokat alkotó mátrix megváltozott, esetenként lehetőséget adódott az izotópok feldúsulására is. Számos nemzetközi és hazai példa említhető, melyek magas, a kiindulási anyaghoz képest jelentősen megnövekedett radionuklid tartalmú melléktermékeket tartalmaznak. Ezek gyártása és beépítése során is emelkedett radiológiai kockázattal kell számolni.

Az alkalmazott technológiai folyamat eredményeképpen megnövekedett, de természetes radionuklidoktól származó, relatíve magas aktivitáskoncentrációjú anyagokat Technologically Enhanced NORM anyagoknak is nevezik (TENORM).

1.4.2. Példák TENORM anyagok felhasználására Főbb TENORM melléktermékeket eredményező iparág:

Foszforsav gyártás  foszfogipsz keletkezik. Emelkedett Ra-226 aktivitáskoncentráció.

Építőanyag adalékként hasznosítják (gipszkarton) [BR_23]

Cirkon (ZrSiO₄) gyártás  Ra-226 aktivitáskoncentráció magas (csempék zománcozásánál használják, bár kis mennyiségben) [JR_21].

Karbon tégla  magas U és Ra tartalmú szénréteg (adalékanyag beton és téglagyártásnál) [JR_22].

Timföldgyártás  vörösiszap magasabb Ra-226, valamint Th-232 tartalom (adalékanyag

Uránérc bányászat  urán meddő relatíve magas U tartalom (Kővágószőlős uránmeddőt útalapba építették be, homokot vakolatként alkalmazták csehországi Joachimovban, emellett több helyen talaj és födém feltöltés) [BR_1].

Szénerőművek, kohászat  szénsalak magas Ra-226 tartalom (Ajka, Tatabánya: tömeges felhasználás födémszigeteléshez) [BR_1].

1.5. Építőanyagok beépíthetőségének feltétele az EU-ban

A NORM/TENORM anyagokból készített építőanyagok, vagy adalékanyagként való alkalmazásuk során számos a természetes háttérsugárzást többszörösen meghaladó, jelentős külső és belső sugárterhelést okozó épület készült. A probléma felismerését követően előtérbe került az építőanyagok beépíthetőségének radiológiai feltételeinek meghatározása is.

Az EU-ban az építőanyagokra vonatkozó EC RP112-ben foglalt sugárvédelmi ajánlásokat veszik figyelembe. A 10. táblázatban, az Európai Unióban leggyakrabban használt építőanyagok áltagos és maximális aktivitáskoncentráció értékeit tüntettem fel [BR_3].

10. táblázat. Az EU-ban használt építőanyagok átlagos és maximális aktivitáskoncentrációja Építőanyag Átlagos aktivitáskoncentrációk

(Bq/kg)

Maximális aktivitáskoncentrációk

(Bq/kg)

226Ra ²³²Th ⁴⁰K ²²⁶Ra ²³²Th ⁴⁰K

Természetes eredetű építőanyagok

Beton 40 30 400 240 190 1600

Vályogtégla,

Égetett tégla 50 50 670 200 200 2000

Mészhomok tégla 10 10 330 25 30 700

Természetes

építőkövek 60 60 640 500 310 4000

Természetes gipsz 10 10 80 70 100 200

Legfontosabb ipari melléktermék eredetű építőanyagok

Foszfogipsz 390 20 60 1100 160 300

Habosított kohósalak 270 70 240 2100 340 1000

Porszén hamu (tégla) 180 100 650 1100 300 1500

A beépítés feltétele az építőanyagok radionuklid tartalmának függvényében történő minősítése.

Az EU-n belül elfogadott minősítési eljárás az ún. I-index (aktivitáskoncentráció) szerinti minősítés, mely a következőképpen definiálható:

3000 1 200

300

40 232

226   

C^Ra C^Th C^K

I (1.5-1)

A képletből látható, hogy az egyes radionuklidok különböző súlyozó tényezővel szerepelnek, melynek oka, hogy az egyes radionuklidok és bomlástermékeik az eltérő energiájú és intenzitású dózistereket hoznak létre. Az épületek eltérő kialakításúak, (vastagság, az elérhető építőanyagok jellemző radionuklid tartalma), emiatt egyes országok esetén a súlyozó tényezők némiképpen eltérhetnek az ajánlott értéktől. Néhány EU országban használt súlytényezőt az 11. táblázatban tüntettem fel.

11. táblázat. Néhány európai országban használatos I(x) paraméter Ország IRa-226 [Bq/kg] ITh-232 [Bq/kg] IK-40 [Bq/kg]

Ausztria 1000 670 10000

Finnország 300 200 3000

Luxemburg 350 250 5000

Svédország (1000) (700) (10000)

A beépíthetőség szempontjából megkülönböztethetőek a nagy mennyiségben (pl. tégla, beton, salak, etc.), illetve kisebb, felületi, kis mennyiségben alkalmazott építőanyagok. Az ajánlat a szabadtéri, illetve épületen belüli tartózkodás különbségéből számolt dózistöbbletet korlátozza. Így például, ha az építőanyagoktól származó dózistöbbletet 1 mSv/évben kívánjuk korlátozni, akkor a nagy mennyiségben használt építőanyagokra teljesülni kell az I ≤ 1 kritériumnak. Szigorúbb követelményként a < 0,3 mSv/év többletdózis is irányadó érték lehet, amelynél I ≤ 0,5 feltételnek kell teljesülni. A kis mennyiségben használt anyagoknál természetesen enyhébb a kritérium (12. táblázat). A minősítéshez használt I-index értékek az 12. táblázatban találhatóak. Az irányadó értékről az indexet alkalmazó ország maga dönt, a rendelkezésére álló építőanyagok minősége és a beépíthetőség gazdaságossága szerint.

12. táblázat: Dóziskorláthoz tartozó I aktivitásindexek

Dóziskorlát (mSv/év) 0,3 1

Nagy mennyiségben használt

anyagok (beton, tégla, stb.) I  0,5 I  1 Felületi, kis mennyiségben használt

anyagok (cserép, stb.) I  2 I  6

2. A radon

A radont a dohányzás után a második legveszélyesebb tüdőrákot kiváltó okként tartják nyílván. A rákos megbetegedés bekövetkezésének valószínűsége epidemiológiai vizsgálatok alapján 3 – 14 % között mozgott az egyes területek átlagos radon-koncentrációjának függvényében. Lineáris összefüggést találtak a kutatók az emelkedett radon szint és a megbetegedés bekövetkezésének valószínűsége között, emiatt egyre inkább a figyelem központjába került az egyes légterek radon szintje [BR_2].

A radon és leányelemei a szervezetbe bekerülve igen jelentős mértékű, megközelítőleg 1,3 mSv/év természetes eredetű sugárterhelést okoz átlagosan (népességgel súlyozott világátlag). Nemesgáz mivoltának köszönhetően képes kijutni az anyagmátrixból, és zárt terekben való feldúsulása révén jelentős aktivitáskoncentrációval kell számolni. Egyes zárt terek esetén (lakások, munkahelyek, mint például bányák, turisztikai és kutató barlangok, pincék és egyéb rosszul szellőző tereknél) a benntartózkodás függvényében elszenvedett dózis igen jelentős lehet a világátlaghoz képest. Emellett a dohányzás okozta kockázat szerves részeként, a növény által megkötött leányelemek tüdőbe jutása révén szintén kockázati tényezőként tartható számon [JR_24].

2.1. A radon tulajdonságai

A radon okozta egészségkárosító hatásokra jóval annak felfedezése előtt, már a XVI. századan felfigyeltek. Szokatlanul magas arányban vesztették életüket a 20-as, 30-as éveikben levő, életerős bányászok, akiknél néhány év munka után tüdőbajt diagnosztizáltak az akkori kor orvosai. A XX. században több, magas radon-koncentrációval bíró bánya esetén figyeltek meg magasabb tüdőrákos megbetegedésre utaló adatokat [JR_25].

2.1.1. Fizikai, kémiai tulajdonságok

A radon a periódusos rendszer VIII. Főcsoportjának 6. utolsó eleme. Felfedezése 1900-ban történt, amely Ernest Rutherford és Frederick Soddy nevéhez fűződik. A radon egyatomos színtelen, szagtalan, a levegőnél ~9-szer nehezebb (9,74 kg/m³) nemesgáz. Szilárd és cseppfolyós állapotban radioaktivitása miatt foszforeszkál sárga, míg fagypontja alá hűtve narancsszínnel. Stabil izotópja nincs. A 27 aktív izotópja közül a Rn-222 3,824 napos felezési ideje a leghosszabb [BR_24].

A földkérgi eredetű radionuklidok közé tartozó U-238, Th-232 és U-235 bomlási sorában egyaránt megtalálhatóak radon izotópok. Az egyes bomlási sorok, illetve anyaelem

tulajdonságait a 13. táblázatban összegeztem. A bomlási sorok az I-III. Függelék alatt találhatóak.

13. táblázat. A három radon izotóp legfontosabb tulajdonságai Bomlási sor

anyaeleme U-238 Th-232 U-235

Radon anyaeleme Ra-226 Ra-224 Ra-223

Anyaelem felezési

ideje 1622 év 3,64 nap 11,4 nap

Radon izotóp Rn-222 Rn-220 Rn-219

Felezési idő 3,824 nap 55,6 s 3,9 s

Stabil végmag Pb-206 Pb-208 Pb-207

Mindhárom izotóp esetén elmondható, hogy anyaelemük rádium izotóp és alfa-bomlással bomlanak tovább, valamint a bomlási soruk végén stabil ólomizotópokká alakulnak.

Legjelentősebb közülük a Rn-222 (továbbiakban radon), mely az U-238 sorban található.

Felezési ideje révén (3,824 nap) képes az egyes kőzetekből, talajokból, építőanyagokból kidiffundálni és esetenként feldúsulni a légterekben. (A radon légtérbe kerülésének folyamatát a 2.2 fejezetben részletezem.) A Rn-220 (továbbiakban toron) esetében a viszonylag rövid, mindössze 55,6 másodperces felezési ideje miatt csak a felszín-közeli rétegekben keletkező izotópoknak van esélye a légterekbe kerülni (csak magas Th-232 tartalom esetén jelentős). A toron egészségkárosító hatása egyes napjainkban futó kutatások eredményeképpen egyre nagyobb figyelmet kap [JR_26].

A legrövidebb felezési idővel (3,9 s) rendelkező Rn-219 (továbbiakban aktinon) egyrészről rövid élettartama miatt nem képes kidiffundálni az anyagból, másrészről pedig az anyaelemeként szolgáló U-235 alacsony természetes izotóparánya miatt (~0,7 %) sugárvédelmi szempontból rendkívül csekély mennyiség keletkezik.

A radon keletkezése az alábbi folyamat szerint zajlik:

)

4

(

2 222

86 226

88

Ra  Rn  He  

Ahol:

 ₂⁴He: alfa részecske





A radon bomlását követően alfa-sugárzó polónium, emellett béta negatív bomló ólom és bizmut izotópok keletkeznek, melyek az emberi egészségre egészségügyi kockázatot jelentenek.

2.1.2. A radon és leányelemeinek egészségkárosító hatásai

A korábbiakban többször utaltam a zárt terekben, feldúsulás eredményeképpen keletkező magas radon szintek egészségügyi kockázatára. A radon csak közvetetten jelent problémát, ugyanis nemesgáz mivolta miatt a belélegzett radon jelentős része távozik is a kilégzés során, 1 - 2 % kerül be csak a véráramba, és onnan a test minden pontjába eljuthat. Apoláris jellege miatt a zsírszövetekben dúsul fel inkább, ahol bomlását követően leányelemi visszamaradnak [BR_25].

Az így elszenvedett dózis azonban elenyésző mértékű a leányelemektől eredő, a légzőszervrendszerben kifejtett hatáshoz képest.

A leányelemek töltésüknek köszönhetően rendkívül jól kötődnek a levegőben található aeroszolokhoz, illetve egyéb felületekhez. Az aeroszolok belégzését követően a szemcse nagyságának függvényében, a tüdő eltérő részein, főleg a hörgők elágazásaiban letapadhatnak. A letapadt szemcséken található izotópok bomlásuk során a sejteket (elsősorban a hámsejteket) bombázzák. Az osztódó szövetek esetében a legnagyobb a kockázat, hiszen a sugárzás által okozott esetleges mutációk miatt sokkal nagyobb a rákos sejtek megjelenésének veszélye, melyet az egyéb környezeti tényezők, mint például aktív és passzív dohányzás tovább növel.

2.2. A radon kijutása a légtérbe (emanáció és exhaláció)

A radon légtérbe került mennyiségét számos tényező befolyásolja az anyag Ra-226 aktivitáskoncentrációján kívül. A radon keletkezésének, pórustérbe jutásának, valamint migrációs folyamatainak megértése rendkívül fontos, hiszen ezek tisztázása nélkül a védekezés, a radon-koncentrációk csökkentése, valamint azok kialakulásának megelőzése nem, vagy csak csekély hatásfokkal végezhető el. Építőanyagok esetén a gyártási folyamatok eredményeképpen számos belső szerkezetet módosító folyamat zajlódhat le, melyek esetenként megnövelhetik a radon kijutásának valószínűségét, más felől pedig lehetőséget nyújthatnak a kiáramlás csökkentésére, valamint a gyártási folyamat optimalizálására is.

2.2.1. Szilárd-Chalmers effektus

A rádium anyaelem bomlása során az újonnan keletkező radon atom meglökődik, ahol érvényesül az impulzus-megmaradás törvénye. A visszalökődött radon atom 86,24 keV-nyi

mozgási energiával rendelkezik (teljes alfa-bomlás energiájának ~1-2 %-a). Ez az energia elegendő, hogy a visszalökődött termékmag szilárd anyagban (annak anyagi minőségétől függően) ~20-70 nm; vízben ~0,1 µm, valamint levegőben ~0,06 mm távolságot megtegyen [JR_27].

Amennyiben a radon atom a szemcse felületétől kisebb távolságban helyezkedik el, mint az az úthossz, melyet képes megtenni a visszalökődése révén, abban az esetben van esélye, hogy a pórustérbe kikerüljön (2. ábra „2 – 5” esetek), mélyebb elhelyezkedés esetén a szemcsében marad (2. ábra „1”-es eset).

2. ábra A radon pórustérbe jutásának lehetséges módjai

A pórustér tulajdonságaitól függően (méret, víztartalom, szomszédos szemcse távolsága) maradék kinetikus energiáját leadva a pórusközi térben lelassulhat (2. ábra

„3, 5”-ös eset), vagy a szomszédos szemcsébe csapódhat (2. ábra „2”-es és „4”-es eset). Az onnan történő kijutására a becsapódáskor meglévő energiájától függően van lehetőség, ugyanis ha nem a szemcse felszínéhez közel lassul le, belefúródik a szomszédos szemcsébe, ahol megreked. A pórustér nedvességtartalma szintén jelentősen növeli a kilökődött szemcse lefékeződésének mértékét (2. Ábra „3”-as eset), ezáltal növelve a pórustérben található radon atomok számát [JR_28].

2.2.2. Emanációs tényező

Az anyag nyitott pórusaiban található és a mátrixban összesen keletkezett radon, (amely megegyezik a Ra-226 aktivitáskoncentrációval) hányadosát emanációs tényezőnek (ε) nevezzük [JR_29].