‹#›‹#› 11 ‹#›‹#› 22 • ‹#›‹#› 33 lokality mereni radioaktivity radio odber snehurka Monitorování radionuklidů v ovzduší Zařízení pro odběr aerosolu (průtoky v rozmezí 40 - 900 m3/h). Filtr s kontinuálně odebíraným aerosolem je měněn zpravidla v týdenních intervalech a následně měřen pomocí polovodičové spektrometrie gama. ‹#›‹#› 44 limit pro pracovníka se zářením 50 mSv/rok přírodní radiační pozadí občana ČR 2,0 až 3 mSv/rok přírodní radiační pozadí občana Kerale v Indii 17 mSv/rok přírodní radiační pozadí občana Guapari v Brazílii 175 mSv/rok přírodní radiační pozadí občana Ramsaru v Iránu 400 mSv/rok RTG střev 4 mSv RTG žaludku 2,4 mSv RTG kyčlí 1,7 mSv pracovník JE Dukovany obdrží 0,4 mSv/rok člověk sledující televizi 1 hodinu denně 0,01 mSv/rok člověk žijící v okolí uhelné elektrárny 0,01 mSv/rok obyvatelstvo v okolí JE Dukovany obdrží 0,005 mSv/rok 3 lety nadzvukovým letadlem Praha - USA 0,38 mSv/rok Ionizující záření vyjadřujeme dávkovým ekvivalentem v sievertech (Sv). Radiační dávky ‹#›‹#› 55 137Cs je především dána přísunem z vyšších vrstev atmosféry a resuspenzí původního spadu z půdního povrchu. Její hodnota se v současné době pohybuje okolo 1 mBq/m3. Část aktivity 137Cs pochází z globálního spadu, který je důsledkem dřívějších zkoušek jaderných zbraní v atmosféře, část pochází z havárie jaderné elektrárny v Černobylu. 7Be je kosmogenního původu a vykazuje typické sezónní variace dané charakterem vzdušného proudění v průběhu každého roku. Průměrná hodnota objemové aktivity je okolo 3000 mBq/m3. 210Pb je produktem přeměny 222Rn. Jeho průměrná dlouhodobá hodnota činí přibližně 500 mBq/m3. 85Kr pochází ze zkoušek jaderných zbraní v atmosféře, ze závodů na přepracování jaderného paliva a v malé míře též z výpustí jaderných elektráren. Jde o jeden z tzv. globálních radionuklidů, které přispívají k ozáření populace více méně rovnoměrně po celém světě. Hodnota jeho objemové aktivity mírně vzrůstá. Obsah radionuklidů v atmosféře a jejich původ ‹#›‹#› 66 Radionuklidy v ovzduší Průměrné měsíční hodnoty objemové aktivity 137Cs, 7Be a 210Pb ve vzdušném aerosolu naměřené v lokalitě SÚRO Praha mesicCZ radio ‹#›‹#› 77 http://www.volny.cz/kostka2000/Cernobyl.htm Havárie v jaderné elektrárně Černobyl 26.dubna roku 1986 v 1 hodinu 23 minut CERNOBYL ‹#›‹#› 88 ozareni Jód s poločasem rozpadu 8 dní byl nebezpečný pouze v prvních týdnech po havárii, ohrožena byla hlavně štítná žláza u dětí. Cesium s poločasem rozpadu 30 let se zapojilo do potravinového řetězce (např. houby, divočina) a bude v něm působit desítky let. ‹#›‹#› 99 Radon Nebezpečí pro člověka = koncentrace dceřinných produktů radonu na povrchu dýchacích cest a jeho ozařování alfa zářením Účinky jsou somatické a genetické (postihují potomky). • radioaktivní plyn vznikající přirozeným rozpadem uranu přes radium • bezbarvý plyn bez chuti a zápachu, nehořlavý, lidskými smysly nedetekovatelný • sám škodlivý není, to jeho produkty, vznikající přirozeným rozpadem. Jsou to částice snadno se spojující s pevnými a kapalnými částicemi v ovzduší a vytváří radioaktivní aerosol. Dále se rozpadají na alfa a beta záření a končí olovem. ‹#›‹#› 1010 Radon – zdroje a šíření • nejvýznamnější jsou stopová množství v zemské kůře (nejvyšší koncentrace jsou obvyklé ve vyvřelých, magmatických horninách, jako jsou např. žuly, protože primárně již v době svého vzniku byly obohaceny uranem) • uvolňuje se z půdy (propustné – štěrkovité horniny, tektonické zlomy), difunduje do atmosféry, kde běžně 4 až 6 Bq/m3 • pokud uniká do dutin v budovách, může být až 100 000 Bq/m3, ve vyšších podlažích klesá • průměr v budovách v ČR = 59 Bq/m3 s velkým rozptylem • zdroj v interiéru – cigaretový kouř • stavební hmoty z důlních odpadů – některé druhy škváry a popílku, obecně silikáty (zejména beton – radioaktivní písek) Difúzní délka radonu – vzdálenost, kterou urazí radon od zdroje během níž klesne jeho aktivita 2,72 x: Polyetylen 0,25 cm, mikroten 0,61 cm, těžký beton 10 cm, omítky 30 cm, pórobeton 57 cm. ‹#›‹#› 1111 Radon – limity a optimalizace Radonový index pozemku je podle § 6 odst. 4 zákona určen k posouzení a usměrnění možného pronikání radonu z geologického podloží do budov. Při jeho stanovení se postupuje tak, že se vychází z těchto měření a ukazatelů: a) reprezentativního souboru měření objemové aktivity radonu 222 v půdním vzduchu (80cm pod povrchem, 15 vzorků – nehomogenita půdy), b) posouzení plynopropustnosti základových půd v kontaktním prostředí budovy s geologickým podložím, c) posouzení dalších ukazatelů a charakteristik geologického podloží ovlivňujících transport radonu v základových půdách Směrné hodnoty pro stavební úpravy ve stavbách pro pobyt lidí: Stávající stavby: 400 Bq/m3 Projektované stavby: 200 Bq/m3 ‹#›‹#› 1212 radonova mapa Radonová mapa – Brno SZ http://nts2.cgu.cz/ ‹#›‹#› 1313 Radon – limity a optimalizace Ve státech EU platí: stávající byty – max. 200 Bq/m3 nová výstavba – max. 100 Bq/m3 Ashrae – max. 74 Bq/m3 Orientační hodnoty a optimalizační opatření Koncentrace Bq/m3 opatření 200 - 300 Zvýšení přirozeného větrání, příp. zavedení nuceného větrání 300 - 600 Středně nákladné stavební úpravy, nucené větrání s rekuperací 600 - 2000 Zásadní stavební úpravy nad 2000 Vyloučení pobytu osob ‹#›‹#› 1414 Radon – výskyt v budovách Jeden z výzkumných projektů sledoval úroveň radonu v různých typech objektů na homogenním podloží s vysokým indexem. Výsledky ukazují, že radon nejsnáze proniká do objektů typu rodinného domku, postaveného před r. 1960, s izolacemi základové desky ve špatném technickém stavu a nepodsklepeného. Naopak ve vícepodlažních objektech mladšího data výstavby v dobrém technickém stavu se setkáváme s nižšími hodnotami objemové aktivity radonu, i když je objekt situován na podloží s vysokým indexem. Z toho je zřejmé, že technický stav objektu, zejména jeho izolace od podloží, může výrazně ovlivnit výslednou hodnotu obsahu radonu v objektu. ‹#›‹#› 1515 Radon – optimalizace zásahem do zdroje 1. odvětrání podloží (drenážní systém – nopované fólie) 2. radonová studně (10 až 80m od objektu, dno pod základovou spárou, nucený odvod vzduchu – vhodné pro průvzdušné podloží) povrchová úprava stěn – nátěry, tapety jsou zpravidla málo účinné 1 2 4-6 Bq/m3 1 000 až 100 000 Bq/m3 60 Bq/m3 ‹#›‹#› 1616 Radon – optimalizace zásahem do pole přenosu 1.Omezení šíření radioaktivních látek budovou 2.Větrání s kaskádovými tlakovými poměry 3.Filtrace není účinná ‹#›‹#› 1717 Ionizující záření •Ionizující záření - označení pro záření, jehož energie postačuje k ionizaci atomů nebo molekul ozářené látky. -konvenčně je za hranici ioniz. záření považována energie - 5 keV • pro fotonové záření X,γ, záření β- a α záření. • •Pro neutronové záření a záření β+ je kvantifikace obtížnější, i pomalé částice (v příp. neutronů) vstupují do jader a vyvolávají sekundární ionizaci prostřednictvím jaderných reakcí. •Obdobný případ nastává v příp. pozitronů, • •UV, VID mají energie fotonů 1 – 125 eV ‹#›‹#› 1818 Základní veličiny pro dozimetrii Fyzikálně-chemické účinky ionizujícího záření Název "ionizující záření" napovídá, že primárním účinkem tohoto záření na každou látku je ionizace. Je-li ozařovaná látka prvkem, rekombinují zářením uvolněné elektrony s kladnými ionty za vzniku týchž atomů prvku jako před ozářením. Chemické a fyzikální změny nejsou buď žádné, nebo nevýznamné *); např. vznik atomárního kyslíku a ozonu při ozařování plynného kyslíku O2. Pokud je však ozařovanou látkou sloučenina, zvláště složitá organická látka, ionizace atomů může vést k řadě chemických změn a reakcí - ionizované atomy se uvolňují z chemických vazeb, dochází k disociaci molekul, vznikají vysoce reaktivní radikály, které dále chemicky reagují a tak mohou vznikat nové sloučeniny. Rozklad sloučenin působením ionizujícího záření se nazývá radiolýza. Míra účinků záření na látku (jakož i indukovaných účinků biologických, pokud ozařovanou látkou je živá tkáň) je úměrná koncentraci iontů vzniklých v daném objemu látky. A tato koncentrace iontů je zase úměrná energii záření, která se v daném objemu látky absorbovala. *) Toto všechno platí pro "běžné" druhy záření a, b, g obvyklých energií, kdy dochází k interakcím na úrovni atomového obalu. Interakce záření, jehož kvanta mají velmi vysokou energii (vyšší než desítky MeV), nebo záření neutronového, způsobuje změny i v jádrech atomů ozařovaného materiálu - dochází k fyzikálním (a indukovaným chemickým) změnám, včetně aktivace původně neradioaktivních látek. ‹#›‹#› 1919 Dávkový příkon D´, dD/dt je dávka obdržená v daném místě ozařovanou látkou za jednotku času, tedy poměr přírůstku dávky DD za časový interval Dt : průměrné hodnoty dávkových příkonů na území ČR 100 nGy/h Brazilie - monazit 50000 nGy/h ‹#›‹#› 2020 Starší jednotky pro hodnocení účinku nepřímo ionizujícího záření na látku Kerma má velmi podobnou definici a stejnou jednotku Gy jako absorb. dávka D, přičemž za DE se bere součet kinetických energií všech nabitých částic uvolněných při interakci nenabitých ionizujících částic v uvažovaném objemu látky o hmotnosti Dm. U kermy je třeba specifikovat, k jaké látce se vztahuje (např. kerma ve vzduchu či kerma v tkáni). Pro záření gama o energii menší než 3MeV hodnoty obou veličin (kermy a dávky) prakticky splývají. kinetic energy released in material Expozice –expoziční dávka je definována jako poměr absolutní hodnoty DQ celkového elektrického náboje iontů jednoho znaménka, které byly uvolněny při interakci fotonů (X, gama) v hmotnostním elementu vzduchu o hmotnosti Dm, při úplném zabrzdění všech vzniklých elektronů a pozitronů DQ/Dm, vztažený jednotku hmotnosti tohoto vzduchu. Jednotkou expozice je [C.kg-1] (dříve rentgen, přičemž 1R=0,258 C.kg-1 ), tato veličina se snadno měří, lze ji přepočítat za urč.podmínek na dávku D. Expozice/ozáření Definována na základě ionizačních účinků fotonového záření, jako podíl středního součtu elektrických nábojů všech iontů jednoho znaménka vzniklých v objemovém elementu vzduchu o určité hmotnosti při úplném zabrzdění korpuskulárního záření (elektronů a positronů), uvolněného fotonovým zářením v tomto objemovém elementu a hmotnosti. Veličina expozice i expoziční rychlost jsou tedy definovány jen pro popis pole a účinků fotonového záření (gama a RTG) ve vzduchu. Charakterizuje potenciální schopnost uvedeného záření způsobit ionizační účinky ve vzduchu. Jednotkou je 1 Coulomb/kg (C/kg). Na vytvoření 1páru iontů ve vzduchu je třeba energie 34eV. ‹#›‹#› 2121 Zákl. veličina - absorbovaná dávka D v sobě nezahrnuje okamžité lokální rozložení energie přenesené na látku, které může ovlivnit konkrétní procesy fyzikálních, chemických (a zvl. biologických) účinků ionizujícího záření. Tak se zavádí veličina, která popisuje míru ztrát energie podél dráhy částice v látce, tedy míru brzdění částice a hustotu vytvářených iontů podél trajektorie: Lineární přenos energie představuje střední energii lokálně předanou látce prolétající částicí, vztaženou na jednotkovou dráhu částice: L = DE / Dx , kde DE je energie odevzdaná nabitou částicí při jejím průchodu po dráze Dx. Jednotkou L je [J.m-1], v praxi [1 keVmm-1= 1,602.10-10 J.m-1]. Má-li záření krátký dosah (alfa), je absorbovaná energie rozložena podél krátké dráhy, lineární přenos je vysoký, ionty jsou podél dráhy částice rozloženy hustě. Např.beta krátký dolet (v tkáni cca 3 – 4 mm) Někdy se zavádí i veličina lineární ionizace, což je počet iontových párů vztažený na jednotkovou dráhu částice (např. na mikrometr délky dráhy). ‹#›‹#› 2222 ‹#›‹#› 2323 Spektrum energií elektronu nebo pozitronu při přeměně je spojité, mění se od nuly do maximální hodnoty Wmax (Podle druhu radionuklidu jde o 5keV do 5MeV.) Střední dolet částic představuje nejpravděpodobnější dráhu, kterou je schopna částice v daném prostředí urazit. ‹#›‹#› 2424 Radiobiologická účinnost záření; dávkový ekvivalent Z hlediska biolog.účinků ionizujícího záření na ozařovanou látku záření dělíme podle hustoty ionizace: - Záření řídce ionizující - záření X, gama, beta. - Záření hustě ionizující - záření alfa, neutronové a protonové záření. Biologická účinnost záření se liší právě v závislosti na hustotě ionizace, proto se pro každý druh záření zavádí tzv. jakostní faktor Q ( "radiační váhový faktor" nebo “RBE relativní biologická účinnost"), toto číslo udává, kolikrát je dané záření biologicky účinnější než záření fotonové (za základ se bere RTG o energii 200keV). Pro záření X, gama a beta je jakostní faktor Q=1, pro neutrony Q » 2 (pomalé neutrony) až 10 (rychlé neutrony), pro protony Q»10, pro záření alfa je dokonce Q » 20. Dávkový ekvivalent H(ekvivalentní dávka) v uvažované tkáni je dán součinem dávky D v daném místě a jakostního faktoru Q: H = Q . D . Jednotkou dávkového ekvivalentu je 1 Sievert [Sv]. Dávka 1 Sv jakéhokoli záření má stejné biologické účinky jako dávka 1 Gy rtg nebo gama záření. Podobně jako u dávky se zavádí i ekvivalentní dávkový příkon (příkon dávkového ekvivalentu), [Sv.s-1]. ‹#›‹#› 2525 Jelikož tkáně jsou různě citlivé a jejich radiační poškození vede k různě závažným následkům pro organismus, zavádí se veličina: Efektivní dávka jako součet vážených středních hodnot ekvivalent.dávek v tkáních těla: HE = S wT . HT , [Sv] kde HT je ekvivalentní dávka v dané tkáni, wT je tkáňový váhový faktor. Sčítá se přes všechny uvažované tkáně T. Tkáňový vahový faktor wT vyjadřuje relativní příspěvek dané tkáně T k celkové zdravotní újmě způsobené rovnoměrným ozářením těla; je normován tak, aby se součet všech SwT = 1. Hodnoty tkáň.faktorů jsou v příslušných tabulkách. Výhodou efektivní dávky je, že lze vyjádřit radiační zátěž jednou hodnotou a to i při nerovnoměrném ozáření, či ozáření jen určitých orgánů, jako kdyby se jednalo o radiační zátěž při rovnoměrném ozáření. Tak lze porovnávat radiační zátěže osob z různých zdrojů - např. z radioisotopových a rentgenových vyšetření. ‹#›‹#› 2626 http://www.premis.cz/profi/R_latky.htm Pro posouzení dlouhodobých účinků záření z vnitřní kontaminace radioaktivní látkou – radiotoxicity - se dále zavádí tzv. Dávkový úvazek, což je absorbovaná dávka ionizujícího záření, kterou způsobí v určitém orgánu nebo tkáni daná radioaktivní látka za dobu 50 let od jejího příjmu do organismu. Radiotoxicita je závislá nejen na fyzikálních parametrech radionuklidu (poločas rozpadu, druh a energie záření), ale i na chemických vlastnostech kontaminantu, které určují jeho metabolismus, distribuci do jednotlivých orgánů, biologický poločas, způsob vylučování. ‹#›‹#› 2727 A(t) = - d N(t) / d t , kde N(t) je počet dosud nepřeměněných jader v daném čase t. přirozenou jednotkou aktivity 1 rozpad za 1 sekundu. Tato jednotka byla na počest Henri Becquerela nazvána 1 Becquerel : 1 Bq = 1rozpad/1sekundu (v průměru*). Čím větší je radioaktivita dané látky (vzorku) v Bq, tím více jader za sekundu se nám přeměňuje a tím intenzivnější záření látka do svého okolí vysílá. V definici jednotky radioaktivity je v závorce uvedeno slovo"v průměru"; radioaktivní rozpad totiž pod vlivem stochastických zákonitostí kvantové fyziky neprobíhá rovnoměrně, ale vykazuje statistické fluktuace. Proto bychom každou vteřinu naměřili poněkud jiný počet rozpadlých jader - výsledky je třeba zprůměrovat, nebo měřit delší dobu a výsledky normalizovat k 1sekundě. Dřívější jednotky aktivity - Ci, mCi, mCi AKTIVITA ZDROJE Vedle celkové aktivity zářiče bývá v řadě případů potřebné znát i měrnou (specifickou) aktivitu příslušného preparátu či vzorku. Měrná aktivita se většinou uvádí jako hmotnostní aktivita, což je aktivita hmotnostní jednotky zářiče - 1kg, v praxi však většinou 1gramu: A[1g] = A/M [Bq/g], kde A je celková aktivita a M hmotnost preparátu. U kapalných (popř. plynných) preparátů se často používá objemová aktivita, tj. aktivita na jednotku objemu - litr, v praxi většinou mililitr: A[1ml] = A/V [Bq/ml], kde A je celková aktivita a V objem preparátu. Čím vyšší je aktivita zářiče, tím intenzívněji září. Celkový energetický výkon P[W] zářiče o aktivitě A[Bq] je: P = A . DE, kde DE je energie uvolněná při jednom rozpadu (přepočtená na Jouly: 1eV=1,6.10^-19J), tj. rozdíl energií mateřského a dceřinného jádra, zmenšený o klidovou energii emitované částice vzniklé při rozpadu (jak bylo výše uvedeno). Např. zářič o aktivitě 1GBq tvořený radionuklidem s energií DE= 1MeV/rozpad bude mít energetický výkon cca 1,6.10^-4W=0,16mW. Část energetického výkonu zářiče se mění na teplo (kinetická energie odražených jader a absorbovaná energie záření již ve zdroji), zbytek odnáší ionizující záření - tvoří vlastní radiační výkon zářiče, při absorbci záření pak dávkový příkon ‹#›‹#› 2828 Kapalné radioaktivní odpady, především 131I, jsou vedeny (odděleně od neaktivní kanalizace) do vymíracích jímek, odkud jsou do kanalizace nebo čističky vypouštěny až po dostatečném rozpadu (cca 60 dní) – je nutno dodržet limitní hodnotu pro aktivitu odpadní vody, která činí v současné době 450 Bq/litr. 1 Bq je malá hodnota • 3000 Bq in the body from natural sources •20 000 000-1000 000 000 Bq in nuclear medicine examinations ‹#›‹#› 2929 Na počátku výzkumů radioaktivity byla jedním z heroických činů separace 1 gramu čistého radia 226Ra z několika tun uranové rudy, kterou provedla Marie-Sklodowská-Curie se svým manželem Pierem Curie. Jelikož to byl první známý čistý radioisotop, byl na jejich počest vzat 1 gram radia 226 za etalon a základní jednotku radioaktivity, která byla nazvána 1 Curie. Později, když bylo objeveno či připraveno mnoho dalších radionuklidů a byla poznána vlastní podstata radioaktivity vyvstaly nevýhody této náhodně vzniklé jednotky. Přepočet mezi starými a současnými jednotkami aktivity je: 1Ci =37GBq (tj. 1mCi=37MBq a 1mCi= 37kBq). ‹#›‹#› 3030 nejvíce kontaminované zóny (depozice 137Cs > 1480 kBq m-2 rezidenti ve významně kontaminovaných zónách (> 555 kBq m-2 ) Syndrom (nemoc) akutního ozáření (ARS) byl potvrzen u 134 pracovníků elektrárny a hasičů. Z toho 28 lidí zemřelo během několika měsíců po nehodě, dalších 19 lidí z této skupiny zemřelo na následky ozáření v průběhu dalších let. průměrná "přírodní" radiace 2,4 milisievertů (mSv) za rok ‹#›‹#› 3131 Bezprostřední –akutní - následky Zdravotní následky Černobylu můžeme dělit na bezprostřední a pozdní. O bezprostředních účincích stačí pojednat velmi stručně, neboť z hlediska veřejného zdraví převládá význam pozdních účinků. Lze jen shrnout, že celkem u 134 osob (účastníků záchranných operací) byla diagnostikována a potvrzena akutní nemoc z ozáření, 28 z nich zemřelo v časném období. Z přežívajících zemřelo v období 1987-2004 pro různé příčiny 19 osob, z nichž asi jen u 5 lze předpokládat možnou souvislost příčiny smrti s předchozím ozářením. Skupina přežívajících je dále pozorně sledována, jak o tom svědčí podklady shromážděné na jednání UNSCEAR v září 2005. V ostatních sledovaných populacích akutní nemoc z ozáření pozorována nebyla. ‹#›‹#› 3232 Z grafu je mj. patrné, že děti počaté po r. 1988 žádné zvýšení těchto rakovin nevykazují. Pokud jde o výši dávek u běloruských dětí v rozpětí 0-7 let, tak u rezidentů nejvíce postižení gomelské oblasti činily v průměru 0,61 Gy, u evakuantů 3,1 Gy, dospělí obdrželi dávky asi o jeden řád nižší. ‹#›‹#› 3333 Dávky ozáření a limity : limit pro pracovníka se zářením 50 mSv/rok 100mSv/5let přírodní radiační pozadí občana ČR 2,5 až 3 mSv/rok přírodní radiační pozadí občana Kerali v Indii 17 mSv/rok přírodní radiační pozadí občana Guapari v Brazílii 175 mSv/rok přírodní radiační pozadí občana Ramsaru v Iránu 400 mSv/rok RTG střev 4 mSv RTG žaludku 2,4 mSv RTG kyčlí 1,7 mSv pracovník JE Dukovany 0,4 mSv/rok obyvatelstvo v okolí JE Dukovany obdrží 0,005 mSv/rok 3 lety letadlem Praha – USA 0,38 mSv/rok Průměrná efektivní dávka obyvatelstvu ČR v r.1986 0,26 mSv Ionizující nebezpečné záření vyjadřujeme dávkovým ekvivalentem v sievertech. Průměrná dávka ozáření z přírodních zdrojů pro člověka činí zhruba 3 mSv/rok, z umělých zdrojů se odhaduje na cca 0,3 mSv/rok K této hodnotě je potřeba připočítat individuální dávkový ekvivalent. Tak např. člověk sledující televizi 1 hodinu denně si připočítá 0,01 mSv za rok, člověk žijící v okolí uhelné elektrárny navíc 0,01 mSv za rok, člověk žijící v okolí jaderné elektrárny 0,002 až 0,005 mSv za rok, atd. (ozáření z mikrovlnky, počítače, mobilu, u lékaře, aj.) Všimněte si, že lidé žijící u uhelné elektrárny jsou paradoxně ozáření více než lidé žijící v blízkosti jaderné elektrárny. Roční limit pro celkové ozáření civilních obyvatel je 1 až 5 mSv/rok (různé zdroje uvádějí různé čísla) a pro pracovníky se zářením 50 mSv/rok. . Přírodní pozadí se na některých místech světa vyznačuje zvýšenou radioaktivitou hornin. Dávky ozáření a limity lze vidět z následující tabulky: limit pro pracovníka se zářením 50 mSv/rok přírodní radiační pozadí občana ČR 2,5 až 3 mSv/rok přírodní radiační pozadí občana Kerali v Indii 17 mSv/rok přírodní radiační pozadí občana Guapari v Brazílii 175 mSv/rok přírodní radiační pozadí občana Ramsaru v Iránu 400 mSv/rok RTG střev 4 mSv RTG žaludku 2,4 mSv RTG kyčlí 1,7 mSv pracovník JE Dukovany í0,4 mSv/rok obyvatelstvo v okolí JE Dukovany obdrží 0,005 mSv/rok 3 lety letadlem Praha – USA 0,38 mSv/rok Průměrná efektivní dávka obyvatelstvu na našem území v roce 1986 0,26 mSv Černobyl ‹#›‹#› 3434 Zdroj záření Roční dávka Přírodní zdroje záření Kosmické záření: při mořské hladině 0,3 mSv ve výšce 300 m nad mořem 0,325 mSv ve výšce 600 m nad mořem 0,375 mSv ve výšce 1 000 m nad mořem 0,45 mSv Potraviny a nápoje: 0,35 mSv Záření z půdy: 1,35 mSv bydlíte-li v dřevěném domku, odečtěte -0,135 mSv bydlíte-li ve stanu, odečtěte -0,27 mSv bydlíte-li v žulovém domě, přičtěte +1,35 mSv pokud nevětráte, přičtěte +1,35 mSv Umělé zdroje záření: spalování uhlí 0,04 mSv spad po zkouškách jaderných zbraní 0,01 mSv každá hodina sledování televize 0,002 mSv cesta letadlem na vzdálenost 4000 km ve výšce 10 000 m 0,25 mSv bydlení na hranici jaderné elektrárny 0,0002 mSv rentgenové vyšetření plic 0,08 mSv rentgenové vyšetření trávicího a zažívacího traktu 4 mSv radiofarmaceutické vyšetření 0,3 mSv Podle rozboru Vědeckého výboru OSN pro účinky atomového záření (UNESCAR) je velikost dávkového ekvivalentu, který v průměru obdrží každý obyvatel naší planety, asi 2,5 mSv. Ve světě existují oblasti, kde jsou tyto průměrné roční radiační dávky mnohonásobně překročeny, a přesto zde nebyly zaznamenány zvýšené zdravotní potíže. Za nízké radiační dávky považují radiologové dávky, které jsou až 100x vyšší, než jsou průměrné roční radiační dávky ve světě, tj. kolem 250 mSv/rok. Ze studií UNESCAR vyplývá, že nelze prokázat riziko vzniku dodatečných případů rakoviny až do radiačních dávek 200 mSv. V rámci výzkumů bylo dále zjištěno, že k prvním příznakům zdravotních potíží dochází při dávkách vyšších než 500 mSv. ‹#›‹#› 3535 http://astronuklfyzika.wz.cz/RadiacniOchrana.htm ‹#›‹#› 3636 Leukémie a ostatní maligní onemocnění Zvýšený výskyt leukémií bývá významným indikátorem zvýšeného ozáření populací.Poměrně vysoké absolutní riziko na jednotku dávky a nízký spontánní výskyt působí příznivěpro statistický průkaz jejich vyššího výskytu. K tomu přistupuje poznatek z japonských studií,že doba latence je poměrně krátká a nejvyšší výskyt je v časovém okně 5-15 let po expozici. V černobylských studiích však zatím zvýšená incidence leukémií u dětí zjištěna nebyla, i když relativní riziko ERR/Gy bývá v nižších věkových skupinách vyšší. Nejvýznamnější nálezy byly zjištěny (2004) v populaci ruských likvidátorů -v souvislosti s jejich vyššími celotělovými dávkami (jejich průměrná osobní dávka v roce 1986 byla 0,17 Gy). Grafické znázornění jeho výsledků je patrné na obr.. Do roku1993 našel celkem 48 leukémií, do nichž zahrnuje všechny typy včetně CLL. Velká šíře 95%