Nukleáris alapfogalmak, jelölések Protonszám, rendszám: p = Z Tömegszám: A = p + n = Z + n

1. Nukleáris alapfogalmak, jelölések Protonszám, rendszám:p = Z Tömegszám:A = p + n = Z + n Neutronszám:n = A - p = A - Z Nuklid jelölése:AZX

2. Radioaktív átalakulások típusai -bomlás:AZX  A-4Z-2X + 42He + E -radioaktivitás, ami háromféleképpen mehet végbe: - elektron- vagy - bomlás: AZX  AZ+1X + e- + ’ - pozitron- vagy + bomlás: AZX  AZ-1X + e+ +  - elektron- vagy K-befogás: AZX + e-  AZ-1X +  Spontán maghasadás: AZX  A1Z1X + A2Z2X + neutronok -sugárzás (kísérő jelenség, nem önálló bomlástípus): AZX*  AZX + 1 + 2 + ... + n

3. A radioaktív bomlás törvénye Radioaktivitás: az atommag spontán átalakulása Típusai: alfa- és béta-bomlás, spontán maghasadás Statisztikus törvényszerűséget követ: -dN = . N . dt  a bomlási állandó: - csak a bomló atomfajtára jellemző - nem függ külső tényezőktől - dimenziója: 1/idő Integrálás után: Nt = N0 e-t ahol: N0 az atomok száma a t=0 kezdeti időpontban Nt a megmaradt atomok száma t idő elteltével

4. A keletkezett új magok száma: Nk = N0 - Nt = N0 - N0 . e-t = N0(1 - e-t) Felezési idő: T1/2 = ln2/ = 0,693/ kb. 10 felezési idő alatt gyakorlatilag lebomlik Átlagos élettartam:  = 1/ = 1,443 . T1/2 Aktivitás: A = N .  - mértékegysége: SI: 1 becquerel (Bq) = 1 bomlás/s hagyományos: 1 curie (Ci) = 3,7.1010 Bq (= 1 g 226Ra aktivitása) Fajlagos aktivitás: tömegegységre jutó bomlások száma (Bq/kg) Aktivitáskoncentráció: térfogategységre jutó boml. száma (Bq/m3)

5. Radioaktivitás a környezetünkben Természetes eredetű: - terresztrikus (földkéregbeli, fogyó) (~99 %) - kozmogén (folyamatosan megújuló) Mesterséges eredetű: - nukleáris robbantások, atomenergetika, (itt és ma: <1 %) részecskegyorsítók A terresztrikus radioaktivitás forrásai: - elsődleges (Naprendszer keletkezése óta megőrződött, hosszú felezési idejű izotópok - másodlagos (folyamatosan újratermelődnek) A terresztrikus radioaktivitás legfontosabb összetevői: - 40K - urán bomlási sorok tagjai - tórium bomlási sor tagjai - egyéb izotópok (pl. 87Rb, 48Ca, stb., szerepük alárendelt)

6. A 40K bomlása: A K izotópok megoszlása a természetben: - 39K (93,08 %) stabil, - 41K (6,91%) stabil, - 40K (0,0119 %) radioaktív, T1/2 = 1,484 . 109 év 12% K-befogás 40Ar (1,46 MeV -foton) 40K 88% -bomlás40Ca (Emax = 1,32 MeV)

7. Radioaktív bomlási sorok 4-féle képzelhető el (alfa-bomlás: tömegszám 4-esével változik): 4n 232Th (tórium sor) T1/2 = 14.000 millió év 4n+1 237Np (neptunium sor) T1/2 = 2,2 millió év 4n+2 238U (urán sor) T1/2 = 4.500 millió év 4n+3 235U (aktino-urán sor) T1/2 = 685 millió év Megjegyzések: - a neptunium sor már "kihalt" - a 238U és 235U aránya ma: 99,3 és 0,7 % - az U és Th családoktól adódó átlagos földkérgi radioaktivitás kb. azonos (a K-é is hasonló)

8. Radioaktív bomlási sorok sematikus ábrája: -bomlás -bomlás 238U bomlási sora  235U bomlási sora  232Th bomlási sora 

9. Közös tulajdonságaik: - a kezdő elem hosszú felezési idejű - a sor közepén gáznemű (emanációs) tag: a radon - a radon után viszonylag rövidéletű tagok - a radon után konkurrens  és  bomlás: elágazások - ugyanitt vannak a fő -sugárzók - a stabil végtermék mindenütt ólomizotóp Radioaktív egyensúly: a keletkező és lebomló magok száma azonos 1N1 = 2N2 = ... = nNn = konstans Radioaktív sorokon belüli eltérő geokémiai viselkedés radioaktív egyensúlybomlás a természetben gyakori

10. Radioaktív sugárzások és az anyag kölcsönhatása Kölcsönhatás fizikai alaptípusa szerint: - erős kölcsönhatás (magerők)  szóródás, magreakciók - elektromágneses kölcsönhatás  szóródás, foton kibocsátás - gyenge és gravitációs kölcsönhatás szerepe elhanyagolható Kölcsönhatásfajták: - magreakciók - rugalmas szóródás (energia változatlan, irány változik) - rugalmatlan szóródás (energia is, irány is változik) - szekunder sugárzások kiváltása (gerjesztés) - ionizáció - elektron-pozitron párkeltés (E > 1,02 MeV esetén) A radioaktív sugárzásfajták tipikus úthossza:

11. Töltött részecske áthaladása az anyagon: gerjesztett elektron  szekunder sugárzás leszakított elektron  ionizáció Nehéz részecskék fajlagos energiavesztése Alfa-részecske levegőbeli úthossza: R (cm) = 0,318 . E3/2 (MeV)

12. Gamma-sugárnyaláb lehetséges kölcsönhatásai az anyaggal: x vastagságú anyagrétegen áthaladó sugárnyaláb intenzitása: I = I0 e-x ahol: I0 a beeső, I a kilépő sugárnyaláb intenzitása az abszorpciós együttható x dimenziója lehet távolság (cm) vagy felületi tömegsűrűség (g/cm2)

13. Fotoeffektus: - gamma foton kölcsönhatása a kötött elektronokkal - a teljes energiamennyiség átadásra kerül - a kiszakadó elektron Ee energiával távozik: Ee = E - Ii ahol: E a gamma-foton energiája Ii az i-edik elektrohhéj ionizációs energiája Compton-effektus: - elektronokon történő szóródás - a gamma-foton iránya és energiája is megváltozik Párkeltés: - elektron-pozitron pár keletkezik, amelyek kinetikus energiája: Ee + Ep = h - 2mc2 - csak h > 1,02 MeV esetén fellépő kölcsönhatás

14. A teljes folyamatot jellemző abszorpciós tényező:  = f + c+ p Az abszorpciós tényező energiafüggése: (ólom esetén)

15. Neutronok kölcsönhatása az anyaggal: - rugalmas potenciálszórás a magerőkön - magreakciók: (n, ), (n, p), (n, ), maghasadás - a kölcsönhatás valószínűsége: hatáskeresztmetszet (barn) - sugárzásos neutronbefogás: (A, Z) + n  (A+1, Z) +  lebomlik: (A+1, Z)  (A+1, Z+1) + e- +  - (n, p) reakció 0,5 - 10 MeV energiájú neutronok esetén: (A, Z) + n  (A, Z-1) + p - (n, ) reakció: (A, Z) + n  (A-3, Z-2) + 42He +  - maghasadás: (A, Z) + n  (A1, Z1) + (A2, Z2), ahol A1 + A2 = A + 1 és Z1 + Z2 = Z A1 : A2  2 : 3

16. Radioaktív sugárzások detektorai és mérőműszerei Mit mérünk: - sugárzás fajtája (, , , n stb.) - sugárzás intenzitása - sugárzás energiája  azonosítás - fajlagos aktivitás, aktivitáskoncentráció - egyéb specifikus paraméter Detektortípusok: - Gázionizációs detektorok: - ionizációs kamra - proporcionális számláló - GM-cső - Szcintillációs detektorok: - : ZnS (Ag) (+ fotoelektron-sokszorozó) - : NaI (Tl) - : plasztik

17. - Félvezető detektorok: - Ge(Li), - nagytisztaságú Ge (HPGe) - Szilárdtest nyomdetektorok: - KODAK LR-115 (SSNTD) - CR-39 - Termolumineszcens (TLD) detektorok - Elektretek Ionizációs kamra vázlata

18. Ionizációs kamra karakterisztikája A: rekombinálódási szakasz (az ionpárok egy része rekombinálódik) B: ionizációs kamra tartomány (minden ionpár begyűjtésre kerül) C: proporcionális számláló tartomány (össz. beeső energiával arányos) D: GM-cső tartomány (a kisülés önfenntartóvá válik) GM-cső karakterisztikája 

19. Szcintillációs detektor működési elve A szcintilláció keletkezése  Fotoelektromos hatás: Ee = h - Eki ahol: Ee a fémből kilépő elektron kinetikus energiája h a foton energiája Eki az adott fémre jell. kilépési munka Fotoelektron-sokszorozó felépítése és bekötési vázlata

20. A detektorok jeleinek feldolgozása Impulzusszám-amplitúdó spektrum  A detektorok jellegzetes jelalakja Nukleáris mérőberendezés  vázlata

21. Radiometriában alkalmazott analizátorok Differenciál-diszkriminátor elvi vázlata Beütésszám-átlag mérő (rate-meter) Egy- és többcsatornás mérés elvi vázlata

22. HPGe félvezető detektorral felvett gamma-spektrum

23. SUGÁRVÉDELMI ALAPFOGALMAK Sugárvédelem: Ionizáló sugárzások hatásai elleni védekezés Dózismennyiségek: Ionizáló sugárzás fizikai kémiai biokémiai  biológiai hatáshatás hatás hatás Besugárzási dózis (X) Elnyelt dózis (D) Egyenérték dózis (H) Effektív dózis (E)

24. Elnyelt dózis: D = dWe/dm = 1/ dWe/dV ahol: D az elnyelt dózis [joule/kg] = [gray, Gy] We elnyelt energia [joule] m tömeg [kg] V térfogat [m3] sűrűség [kg/m3] történelmi egység: 1 rad = 0,01 Gy Elnyelt dózisteljesítmény: . D = dD / dt [Gy/s]

25. Besugárzási dózis: - levegőionizáción alapul - csak fotonsugárzásra értelmezzük X = dQ / dmlev = dQ / levVlev ahol: X a besugárzási dózis [coulomb/kg, C/kg] Q a levegőben keletkezett töltésmennyiség [C] mlev a levegő tömege [kg] lev a levegő sűrűsége [kg/m3] Vlev a levegő térfogata [m3] történelmi egység: 1 röntgen (R) 1 kg levegőben 1,611015 ionpár Besugárzási dózisteljesítmény: . X = dX / dt [A/kg], [R/óra]

26. Az elnyelt és besugárzási dózis kapcsolata: 1 ionpár keltéséhez szükséges energia levegőben: 33,7 eV 1 R  8,710-3 Gy Testszövetben elnyelt dózis: 1 R  9,610-3 Gy (200 keV...3 MeV fotonenergiáknál) Dlágy testszövet = 1,1Dlev

27. Egyenérték dózis, minőségi tényező: figyelembe veszi az adott sugárzás biológiai hatásosságát H = D  Q ahol: H dózis egyenérték [sievert, Sv] D testszövetben elnyelt dózis [Gy] Q minőségi tényező [dimenzió nélküli szám] történelmi egység: 1 rem = 0,01 Sv . dózisteljesítmény egyenérték: H = dH / dt [Sv/óra] A Q minőségi tényező értéke egyes sugárzás-típusokra:

28. Effektív dózis: figyelembe veszi az egyes szervek eltérő jelentőségét E =  wT  HT [Sv] ahol E az effektív dózis egyenérték HT átlagos dózis egyenérték a T szervben wT súlyozó tényező A wT értékei különböző szervekre ill. szövetekre:

29. A HÁTTÉRSUGÁRZÁS ÖSSZETEVŐI • I. Természetes eredetű • Kozmikus sugárzás (szoláris, galaktikus) • Kozmogén radioaktív izotópok (pl. C-14, H-3) • Terresztrikus sugárzás (99 %-ban K-40, U-238, U-235 • és Th-232 bomlási sorok) • Effektív dózisa 1,5 – 2,5 mSv/év • II. Mesterséges beavatkozás által megnövelt természetes eredetű • (Technologically Enhanced Natural Origin Radioactive Materials: TENORM) • Bányászat, kohászat, energetika • Speciális építőanyagok (salak, pernye) • Utasszállító repülőgépek • Földgáz, hálózati víz radontartalma stb. • Effektív dózisa 0 - 1 mSv/év • III. Mesterséges eredetű • Orvosi (diagnosztika, terápia) • Légköri nukleáris robbantások (atomcsend egyezmény előtt) • Atomtechnika, atomenergetika • Effektív dózisa 0 – 0,5 mSv/év I. + II. + III. átlagértéke Magyarországon ~ 3,1 mSv/év

31. Determinisztikus dózis-hatás összefüggés - egyszeri, baleseti besugárzás esetén - Jellemzői: - csak nagy dózisoknál érvényes - küszöbdózisa van - a hatás súlyossága arányos a dózissal - egyéni érzékenység szerepe jelentős

32. Sztochasztikus dózis-hatás összefüggés - kis dózisok tartománya - Jellemzői: - csak kis dózisoknál érvényes - nincs küszöbdózis - az elváltozások gyakorisága arányos a dózissal - az elváltozások súlyossága nem dózisfüggő

33. A kockázat-hasznosság elve Kockázat: halálozási valószínűség személyenként és évenként - betegség (mindenki meghal): 10-2 - nagy (elfogadhatatlan) kockázat: 10-3 (nem vállalható) - közepes kockázat: 10-4 (közlekedés, munkavégzés) 10-5 (civilizációs ártalmak) - alacsony kockázat: 10-6 (pl. természeti csapások) - elhanyagolható kockázat: 10-7 vagy ez alatt Ionizáló sugárzások sztochasztikus hatásainak kockázata 1 Sv dózis egyenérték esetén: Halálos kimenetelű elváltozásKockázati tényező - emlőrák 0,0025 - leukémia 0,002 - tüdőrák 0,002 - pajzsmirigyrák 0,0005 - csontdaganat 0,0005 - egyéb rákos elváltozás 0,005 - súlyos genetikus ártalom 0,004 Összesen 0,0165

34. Sugárvédelmi normák ICRP (International Commission on Radiological Protection) ajánlásai. - történeti áttekintés - 1920-as években az első dóziskorlátozások 1928: ICRP megalakul: tolerancia dózis: 1,8 mGy/nap (lakosságra még nincs korlát) 1950: megengedhető dózis: 2,7 mGy/hét 1966: MMD (megengedhető maximális egyenérték dózis) sugárveszélyes munkahelyen dolgozók: 50 mSv/év lakosság kritikus csoportja: 5 mSv/év egyéb lakosság: 1,65 mSv/év ill. 50 mSv/30 év Kritikus szervcsoportok megkülönböztetése - I: ivarmirigyek, vérképző szervek, egész test (50 mSv/év) - II: csont, pajzsmirigy, bőr (300 mSv/év) - III: kéz, alkar, lábfej (750 mSv/év) - IV: egyéb szervek ... (150 mSv/év)

35. MMK (megengedhető maximális koncentráció) bevezetése - inkorporációs sugárterhelés korlátozására - MMD-re visszavezethető - levegőre és ivóvízre adják meg A sugárvédelem legújabb alapelvei BSS (Basic Safety Standards for Radiation Protection) 1982-ben kiadott gyakorlati ajánlások: nemzeti szabályozások alapja (nem kötelező) - indoklás: sugárveszély csak indokolt esetben (pl: röntgen-ultrahang) - optimálás: ALARA elv (as low as resonably achievable) - a sugárvédelem optimuma (költség!) - korlátozás: a dózis a megadott határértékeket ne haladja meg Besugárzási kategóriák: - (1) foglalkozásszerűen sugárveszéllyel dolgozók - (2) népesség kritikus csoportja (a népességre általában nincsenek korlátok)

36. Elsődleges korlátok: dózis határértékek (1 / 2 kategória) - effektív dózis: 50 / 5 mSv/év - szemlencse: 150 mSv/év - többi szerv: 500 / 50 mSv/év A dózis határértékek a természetes háttér + eü. felett értendők! Rendkívüli sugárterhelés (életveszély, baleset esetén): - egyszeri max. 100 mSv - egész életre: max. 250 mSv Másodlagos korlátok: ALI értékek (annual limit of intake) - adott izotópból felvehető max. éves mennyiség - inkorporációs modellek alapján - dolgozók / felnőtt lakosság / gyerekek: 1 / 0,1 / 0,01 ALI Származtatott korlátok: - levegőbeli koncentrációra: DAC (derived air concentration) - külső sugárterhelésre: levegőben elnyelt dózis

37. A jelenleg Magyarországon hatályos korlátok és ajánlások: EüM 16/2000 (VI. 8.) rendelete - Gyakorlatilag átvette az ICRP-60 (Rn-222 tekintetében az ICRP-65) irányelveit - Törvényi szintű szabályozás: atomenergiáról szóló 1996. évi CXVI. törvényen alapul Effektív dóziskorlátok: Foglalkozási: - 5 egymást követő naptári évben maximum 100 mSv - 1 év alatt maximum 50 mSv - hosszú távon (tervezési alap): 20 mSv/év Lakossági: - 5 egymást követő naptári évben maximum 5 mSv - 1 év alatt maximum 2 mSv - hosszú távon (tervezési alap): 1 mSv/év

38. A sugárterhelést meghatározó legfontosabb radiológiai paraméterek Levegő gamma dózisteljesítmény - lakosságra nincs külön szabályozva - 1 nGy/h  0,7 nSv/h effektív dózist ad - M. o. átlagértéke szabadban 87, épületben 116 nGy/h - ugyanez Pécs környékén 123 ill. 142 nGy/h - U bányászatban (ÁBBSz): 20 Gy/h (14 Sv/h) volt a korlát - OSSKI: rekultivált területeken háttér+200 nGy/h alatt kell lennie (1 ha terület átlagában kell teljesülni) Aeroszol hosszú életű össz-alfa aktivitás - lakosságra nincs szabályozva - IAEA: U-sor 5 db hosszúéletű -sugárzó tagjára adja meg (Th-sorra vagy vegyes esetre más határértékek) - bányászatban (ÁBBSz): 1,85 Bq/m3 volt a korlát - ICRP (munkahelyi) 1700 Bq/év (ez 20 mSv/év dózist ad, 2000 óra éves munkaidő és 1,2 m3/h légzési teljesítmény esetén)

39. Rn-222 és radontermék koncentráció - Légkörben 1 – 10, M. o. lakások átlaga régebben 55, újabban 120 Bq/m3 (növekedés oka: szigeteléstechnika, nyílászárók fejlődése) - Dóziskonverzió: 1 Bq/m3 Rn+Rn-termék levegőbeli koncentrációja (Rn_EEC) 7,13 nSv/h dózisterhelést ad - lakásokban Rn/Rn-termékre 0,4-es egyensúly az átlag - Mátraderecske: cselekvési szint lakásoknál 800 Bq/m3 (OSSKI) - ICRP–65 ajánlások: - lakásokra 200 – 600 Bq/m3 (3 – 10 mSv/év, 7000 óra tartózkodás) - munkahelyen 500 – 1500 Bq/m3 (3 – 10 mSv/év, 2000 óra tartózkodás) - U bányászatban (ÁBBSz): 5 WLM/év (= régen kb. 50, újabban kb. 25 mSv/év) - 1 WLM megfelel 1,3105 MeV/l vagy 3700 Bq/m3 Rn-termék konc.-nak 1 hónap munkaidőben (200 óra) - 0,4-es egyensúly esetén maga a Rn csak kb. 2 %-át adja a Rn-termékektől eredő dózisnak - a toron járulékát általában elhanyagoljuk, de magas Th-koncentráció esetén a toron járuléka is jelentős lehet (pl. Nagykovácsi) Rn-222 exhaláció - átlagos talajokra 10 – 60 mBq/m2s a szokásos érték - 100 mBq/m2s alatt még nem anomális - rekultivált területekre 740 mBq/m2s határérték ajánlott

40. Szilárd táplálék (ingestion) - egyes izotópokra ÉFEK határértékek - ICRP (munkahelyi, természetes sugárzókra): 3300 Bq ad 20 mSv-et - OSSKI vizsgálatai szerint a lakosságra néhányszor 10 Sv/év (dózisszámításoknál ezért legtöbbször elhanyagolható) Vizek radioelem koncentrációja U-term (mg/l) Ra-226 (Bq/l) - ivóvízre: 0,4 0,63 - elengedett vízre: 2,0 1,1 - 2 liter/nap átlagos vízfogyasztás esetén - ÉFEK határértékek az egyes radioelemekre

41. Felületi alfa-aktivitás - kötött és kötetlen szennyeződés - ÁBBSz: 3 -bomlás/cm2min felett nem kiszállítható - nemzetközi ajánlások uránipari felszámolás esetére: - dekontaminálás (nagynyomású vízsugaras lemosás) - lakossághoz kikerülhet: < 0,05 Bq/cm2 esetén - 0,05 – 0,5 Bq/cm2 között kohászati felhasználás - 0,5 Bq/cm2 felett meddőhányón kell elhelyezni - 30 – 100 cm2 átlagában kell mérni Talaj fajlagos aktivitás - Ra-226-ekvivalensben szokás megadni - M. o. átlag 97 Bq/kg - 185 Bq/kg-ig "normál", felette szennyezett talaj - 20 cm-nél mélyebben 550 Bq/kg szennyezettség megengedett - a határértékeknek 15 cm vastag réteg átlagában kell teljesülni - Ra-ekv. kiszámítása: Ra + 1,26 Th + 0,086 K 1% K  300 Bq/kg 1 g/t Th  4 Bq/kg 1 g/t U  12,5 Bq/kg

42. Járulékos sugárterhelés meghatározása - mindig a természetes + orvosi háttér felett értendő Dj = (D – H) + (D – H)Rn + (D – H) + (D – H)in ahol: Dj a járulékos sugárterhelés D a külső gammasugárzás dózisjáruléka DRn a Rn rövidéletű bomlástermékeitől (Rn_EEC) eredő dózisjárulék D a belélegzett hosszú életű alfa-sugárzók dózisjáruléka Din a táplálékkal és ivóvízzel bekerült radioelemek dózisjáruléka H a háttérsugárzás komponense - általában csak az első 2 taggal számolunk - poros munkahelyeken belép a 3. tag is - a 4. tagot legtöbbször elhanyagoljuk - a dóziskorlátoknak a 4 tag összegére kell teljesülniük!

43. Dózisszámítási gyakorlat Az effektív dózis kiszámítása komponensenként: Ex = Dx Kx  T ahol: x az dózisterhelést adó sugárzásfajta (gamma, Rn, stb.) Dx az adott sugárzás intenzitásának mértéke Kx a dóziskonverziós tényező T az adott sugárzási térben eltöltött idő (tartózkodási idő)

44. 1. Magyar átlagember éves effektív dózisa a természetes háttérsugárzástól - a külső gamma sugárzás és a radontermékek hatásával számolunk - a belélegzett és lenyelt hosszú élettartamú alfa-sugárzók hatását elhanyagoljuk (OSSKI) kiindulási adatok: háttér: gamma dózisteljesítmény nyílttéri 87 nGy/h zárttéri 116 nGy/h 222Rn koncentráció nyílttéri 9 Bq/m3 zárttéri 55 Bq/m3 tartózkodási idők: 70 % otthon (kb. 5000 óra) 20 % munkahelyen (kb. 2000 óra) 10 % szabad levegőn dóziskonverziós tényezők: gamma: 1 nGy/h  0,7 nSv/h Rn_EEC: 1 Bq/m3  7,13 nSv/h Rn_EEC/Rn egyensúlyi tényező: 0,4

45. Effektív dózis: E = E + ERn + (E + Ein) Ein általában elhanyagolható E is, kivéve poros munkahelyet a) zárttéri: E = 116 x 0,7 x 365 x 24 x 0,9 = 0,64 mSv/év ERn = 55 x 0,4 x 7,13 x 365 x 24 x 0,9 = 1,24 mSv/év E = 0,64 + 1,24 = 1,88 mSv/év b) nyílttéri: E = 87 x 0,7 x 365 x 24 x 0,1 = 0,05 mSv/év ERn = 9 x 0,4 x 7,13 x 365 x 24 x 0,1 = 0,02 mSv/év E = 0,05 + 0,02 = 0,07 mSv/év a+b) összes: Eössz = Ezárt + Enyílt = 1,88 + 0,07 = 1,95 mSv/év

46. 2. Átlag pécsi polgár éves effektív dózisa a természetes háttérsugárzástól háttér: gamma dózistelj. nyílttéri 123 nGy/h zárttéri 142 nGy/h 222Rn konc. nyílttéri 12 Bq/m3 zárttéri 80 Bq/m3 a) zárttéri: E = 142 x 0,7 x 365 x 24 x 0,9 = 0,78 mSv/év ERn = 80 x 0,4 x 7,13 x 365 x 24 x 0,9 = 1,80 mSv/év E = 0,78 + 1,80 = 2,58 mSv/év b) nyílttéri: E = 123 x 0,7 x 365 x 24 x 0,1 = 0,08 mSv/év ERn = 12 x 0,4 x 7,13 x 365 x 24 x 0,1 = 0,03 mSv/év E = 0,08 + 0,03 = 0,11 mSv/év a+b) összes: Eössz = Ezárt + Enyílt = 2,58 + 0,11 = 2,69 mSv/év Többlet M.o. átlaghoz képest: 2,69 – 1,95 = 0,74 mSv/év

47. 3. Uránbányász éves munkahelyi sugárterhelése Kiindulási adatok: gamma dózistelj. 5000 nGy/h Rn-termék akt. konc. 0,5105 MeV/l aeroszol hosszú é.  akt. konc. 1 Bq/m3 Munkaidő: 6 óra/műszak, 200 mű./év Ebből fúrás-rakodás (poros) 2 óra/műszak Légzési telj. (nehéz fiz. munka) 2 1,2 = 2,4 m3/h Konverziós tényezők:  akt.: 1700 Bq U-ércpor  20 mSv (IAEA) Rn_EEC: 1 emán  1 WL  1,3105 MeV/l  3,7 kBq/m3 Effektív dózisok: E = 5000 x 0,7 x 200 x 6 = 4,2 mSv/év ERn = 0,5 x 3700/1,3 x 7,13 x 200 x 6 = 12,2 mSv/év E = 1 x 2,4 x 20/1700 x 200 x 2 = 11,3 mSv/év E = 4,2 + 12,2 + 11,3 = 27,7 mSv/év