Introduktion till Strålskyddsläran

Transkript

1 Introduktion till Strålskyddsläran Komplement till laborationshandledningarna i Kärnfysik Under laborationerna i kärnfysik kommer du att handskas med ett antal radioaktiva preparat. För att detta skall göras på ett smidigt och säkert sätt ges här en kort översikt över människans strålningsmiljö och strålskydd. Figurerna i denna översikt är hämtade från R. Bertil R. Persson, Strålningsbiofysik och Strålskyddslära, CWK Gleerup Bokförlag, där du också kan läsa mer om ämnet. Se även kapitel 6.6, 6.8 i Krane, Introductory Nuclear Physics, där bl a vår strålningsmiljö behandlas. Se även Strålsäkerhetsmyndighetens hemsida, Effekter av joniserande strålning på människan För människan är det i huvudsak den så kallade joniserande strålningen som påverkar henne. Denna strålnings effekt på henne beror i grunden på att strålningsenergi överförs till atomer och molekyler i kroppens vävnader. Resultatet blir kemiska förändringar av biologiskt viktiga ämnen i vävnadernas celler vilket i sin tur medför att biologiska förändringar uppstår. Medan de rent fysikaliskt-kemiska förändringarna i cellerna sker inom bråkdelen av en sekund uppträder de biologiska effekterna först timmar, dagar, år eller t.o.m. generationer efter bestrålningstillfället. Viktiga enheter inom strålskyddsfysiken Följande begrepp och enheter är vanliga inom strålskyddsläran: * Aktivitet, Becquerel (Bq) = antal sönderfall per sekund. Den gamla enheten var Curie (Ci). 1 Ci = 3, Bq. * Absorberad dos, Gray (Gy) = J/kg = ((Energi in i ett masselement) + (Energi frigjord i masselement) - (Energi ut ur masselement)) / masselement = de/dm. Den gamla enheten var rad. 100 rad = 1 Gy. * Dosekvivalenten, Sievert (Sv) = (Absorberad dos)* (kvalitetsfaktor), där kvalitetsfaktorn varierar med strålslag och energi enligt : För β-, γ- och röntgenstrålning: Q = 1 Atom och kärnfysik med tillämpningar, LTH 1

2 ( ln( 2E) ) 2 För neutroner (Energi E i MeV): Q = e 6 För tunga laddade partiklar a) med en enhetsladdning, E>2MeV: Q = 5 b) med mer än en enhetsladdning Q = 20 Dosekvivalenten är alltså ett mått på hur farlig strålningen är för människan och biologisk vävnad. Den gamla enheten för dosekvivalenten var rem. 100 rem = 1 Sv. * Expositionen, X (As/kg) = kvoten av absolutvärdet för summan av de elektriska laddningarna av ett tecken som frigörs i ett masselement dm i luft, då det bestrålas med fotoner, och masselement = dq/dm. Specialenheten för expositionen är Röntgen (R). Många γ-intensimetrar mäter expositionshastigheten vilket ger strålnivån i R/h. Men Q = 1 för γ-strålning och 1 R = 8,7 mgy vilket ger 1 R/h 10 msv/h. ICRP - International Comission on Radiation Protection - definierar en maximalt tillåten dosekvivalent MPD - Maximum Permissible Dose-equivalent - till en person i radiologiskt arbete som den maximala effektiva stråldosekvivalent (helkroppsdos), som om den ackumuleras under en lång tidsperiod, eller om den är resultatet från en engångsbestrålning, inte medför några akuta effekter på individen. Vid MPD värdet skall risken för sena eller fördröjda stråleffekter vara försumbara, d v s sannolikheten för att dessa effekter skall uppträda är mindre än variationen i den naturliga frekvensen för motsvarande effekt. Som radiologisk personal räknas alla personer som arbetar med radioaktiva strålkällor. Följande gränser är satta av Statens Strålskyddsinstitut (SSI FS 1998:4): radiologisk personal över 18 år Icke-radiologisk personal helkroppsdos per år. 50 msv 1 msv Notera att radiologisk personal ingalunda fysiologiskt "tål" en större dos än andra, men dessa arbetar i regel i en miljö där strålningen är väl känd och kontrollerad. För att få ett mått på vilken dos man kan utsätta sig för per timme är det lämpligt att dela med "50 veckor" och "40 arbetstimmar", d v s Detta ger en maximal dos av 25 μsv per timma för radiologisk personal. Strålningens effekt på människan 2 Atom och kärnfysik med tillämpningar, LTH

3 Den effekt som strålningen har på människan i ett längre tidsperspektiv är bara delvis känd. För att kunna mäta denna har man infört begreppet populationsdos som erhålles genom att multiplicera den genomsnittliga stråldosen för individerna, i t ex ett land, med antalet individer (enhet: mangray). Bättre kända är effekterna på människan då hon utsätts för en kortvarig helkroppsbestrålning med röntgen eller gammastrålning. Följande riktvärden kan användas (naturligtvis är gränserna flytande): Absorberad dos: mgy Inga omedelbart observerbara kliniska effekter. Fördröjda effekter kan uppstå men med mycket låg frekvens. Absorberad dos: mgy Smärre övergående reduktion av vissa blodkroppar. Bestrålade individer känner inget obehag utan kan fortsätta sitt vanliga liv. Fördröjda effekter kan uppkomma men med mycket låg frekvens. Absorberad dos: mgy Bestrålade individer känner sig trötta och illamående med uppkastningar. Reduktion av vissa blodkroppar med fördröjd återhämtning. Fördröjda effekter kan förkorta medellivslängden med 1%. Återhämtning inom 3 månader om inga komplikationer tillstöter. Absorberad dos: mgy Den närmaste tiden efter bestrålningen illamående, kräkningar och diarré. Efter en latensperiod av 1-2 veckor uppträder håravfall, feber, blödningar och inflammationer i slemhinnorna. Ca 50%-ig risk för dödlig utgång vid > 3000 mgy medan övriga tillfrisknar inom 6 månader. Absorberad dos: >6000 mgy Död. Effekterna av annan typ av strålning kan "översättas" till ovanstående värden med hjälp av dosekvivalenten och korrekt kvalitetsfaktor (absorberad dos i Gray ger dosekvivalenten i Sievert). Människans strålningsmiljö Människans strålningsmiljö kan delas upp i en naturlig och en artificiell. Några bidrag till den naturliga strålningen är kosmisk strålning, bestrålning från radioaktiva ämnen inne i kroppen (t ex 40 K och 14 C) samt bestrålning från radioaktiva ämnen i omgivningen, dvs i marken, tegel, betong och i luften. I KF-III behandlas radonet mera ingående och då också vår naturliga strålningsmiljö. Totalt ger denna i Sverige upphov till ca 1 mgy per år och individ. I vissa länder kan dock bidraget vara väsentligt större, då ofta på högt belägna platser där den kosmiska strålningen ger ett större bidrag. Atom och kärnfysik med tillämpningar, LTH 3

4 Den artificiella strålningen som förekommer i vår omgivning kommer i huvudsak från kärnkraften, radioaktiva utsläpp och kärnvapenprov, då framför allt från de prov som gjordes i atmosfären på 60-talet. Totalt till år 2000 motsvarar dessa 1-3 mgy (för personer födda före 1962). Notera att detta bidrag minskar med tiden eftersom några atmosfäriska kärnvapenprov ej görs mer. Slutligen ger det bidrag som vi får i oss vid medicinsk behandling (tandläkarröntgen etc) ca 0.4 mgy per år. Olika typer av strålning vid laborationstillfällena Vid laborationerna kommer du att möta α, β, γ samt neutronstrålning. Den strålning som du kommer att utsättas för är dock mycket liten, förutsatt att en viss försiktighet iakttas vid hanteringen av preparaten. Ta aldrig i preparaten med bara händerna, utan använd pincett. γ-preparaten är inkapslade vilket gör dessa mindre farliga, men det kan finnas sprickor i inkapslingen. β- och α-preparaten måste på grund av respektive strålnings natur vara "öppna" vilket gör dessa extra känsliga. Iaktta försiktighet! Neutronpreparaten sitter i regel längst ut på en "pinne" och skall endast handhas av handledaren. Strålskydd Figur 1 nedan ger en grov bild över vad som krävs för att stoppa olika typer av strålning: I regel är det fyra punkter som i huvudsak bestämmer hur man skall skydda sig för strålning: 1. Strålslag och strålningens energi. 2. Avståndet till preparatet. 3. Tiden för arbetsoperationen. 4. Övrigt strålskydd. Figur 1: Jämförelse av genomträngningsförmågan hos α-, β- och γ-strålning. Alfastrålningen stoppas av ett vanligt skrivpapper, och betastrålningen av en tjock träskiva. Gammastrålningen däremot kräver tjocka betongblock eller bly för att tillräcklig dämpning skall uppnås. α-strålare har en mycket hög toxicitet, men också mycket kort räckvidd. I regel räcker ett par gummihandskar. 4 Atom och kärnfysik med tillämpningar, LTH

5 β-strålare har också kort räckvid, men observera att vid absorption av β-strålning bildas det bromsstrålning, speciellt i material med högt atomnummer (t ex bly). γ-strålning är mer genomträngande än både α- och β-strålning. Man måste därför ta speciell hänsyn till alla fyra punkter ovan för att få ett gott skydd. Notera att strålningen avtar (rent geometriskt) med kvadraten på avståndet till källan. Avstånd är därför ett effektivt strålskydd. Neutronstrålning avskärmas bäst med vatten eller paraffin. De fysikaliska processer som är verksamma vid neutronbromsning är: 1. elastisk spridning 2. inelastiskt spridning 3. kärnreaktioner med emission av sekundärpartiklar (n,2n), (n,p), (n,α) etc. 4. infångningsprocesser (n,γ) i regel för termiska neutroner. Då en neutronkälla skärmas med vatten kommer neutronerna att bromsas mot framför allt vätekärnorna i vattnet genom inelastisk spridning. Så småningom blir neutronerna termiska, varvid infångningsprocesserna enligt ovan gör sig gällande. Härvid uppkommer också γ-strålning. Det är därför väsentligt att ett neutronpreparat omges först av vatten (eller t ex paraffin) och därefter av någon effektiv γ-skärmare (t ex bly). Fundera lite på vad som händer om man gör tvärt om (dvs sätter blyet närmast neutronpreparatet). Figurerna 2-5 nedan ger lite data om olika typer av strålning i olika material. Figur 2: Räckvidden hos α-partiklar, protoner samt elektroner i mjukvävnad R m (till vänster) respektive luft R l (till höger) vid olika partikelenergier. Atom och kärnfysik med tillämpningar, LTH 5

6 Figur 3: Transmissionskurvor i bly för breda strålknippen (45x45 cm 2 ) av normal - röntgenstrålning med rörspänningarna 100, 200, 250 och 300 kv samt av 60 Co-γ-strålning (1,25 MeV). Figur 4: Transmissionskurvor i betong för breda strålknippen (45x45 cm 2 ) av normalröntgenstrålning med rörspänningarna V max = 100 och 300 kv 60 Co-γ-strålning (1.25 MeV) samt bromsstrålning från elektron-acceleratorer med maximalenergierna 4, 10 och 30 MeV. Figur 5: Transmissionskurvor i bly för breda strålknippen (30x30 cm 2 ) av 60 Co-γ-strålning samt av bromsstrålning från elektronacceleratorer med maximal-energierna 4, 10 och 30 MeV. 6 Atom och kärnfysik med tillämpningar, LTH