Die Konzentrationen radioaktiver Stoffe in der Luft werden durch die abgeleitete Luftkonzentration (DAC) begrenzt, die vom ALI abgeleitet wird. Der DAC ist die Aktivitätskonzentration in Luft in Einheiten von Bq / m 3 des betrachteten Radionuklids, die bei einer geschlechtsgemittelten Atemfrequenz von 1,1 m 3 / h und einer jährlichen Arbeitszeit zu einer Aufnahme eines ALI (Bq) führen würde von 2000 h (eine jährliche Luftaufnahme von 2200 m 3 ).
Der DAC wurde vom ICRP in Veröffentlichung 60 (ICRP, 1991b, Absatz S30) definiert als:
„Die abgeleitete Luftkonzentration entspricht der jährlichen Aufnahmegrenze ALI (eines Radionuklids) geteilt durch die Luftmenge, die eine Referenzperson in einem Arbeitsjahr eingeatmet hat (dh 2,2 × 10 3 m 3 ). Die Einheit von DAC ist Bq / m 3. ”
Spezielle Referenz: ICRP, 2007. Die Empfehlungen 2007 der Internationalen Strahlenschutzkommission. ICRP Publication 103. Ann. ICRP 37 (2-4).
Wenn wir daher den ALI durch 2200 m 3 teilen , erhalten wir den DAC in Bq / m 3 . Beispielsweise beträgt der ALI von Jod-131 1 × 10 6 Bq. Der entsprechende DAC beträgt 1 000 000/2400 = 417 Bq / m 3 .
Der DAC des Radionuklids j ist gegeben durch:
Wenn ein Arbeiter eine Stunde lang Luft mit radioaktivem Material in einer Konzentration von 1 DAC einatmet, wurde der Arbeiter 1 DAC.hr ausgesetzt.
Siehe auch: Luftverschmutzung
Jährliches Aufnahmelimit – ALI
Bei der Beurteilung der zugesagten wirksamen Dosen für die Arbeitnehmer wird die Aufnahme von radioaktivem Material durch das vom ICRP festgelegte jährliche Aufnahmelimit (ALI) kontrolliert und in Aktivitätseinheiten ( Becquerel oder Curies ) ausgedrückt .
Das ALI wurde von der ICRP in Veröffentlichung 60 (ICRP, 1991b, Absatz S30) wie folgt definiert:
„Die Aktivitätsaufnahme (Bq) eines Radionuklids, die zu einer wirksamen Dosis führen würde, die dem jährlichen Grenzwert E entspricht ; w unter der Erwartung, dass der Arbeitnehmer nur diesem Radionuklid ausgesetzt ist.“
Der ALI von Radionuklid j ist dann:
wobei e (50) der entsprechende Referenz- gebundene effektive Dosiskoeffizient in (Sv / Bq) ist. Dieser Dosiskoeffizient e (T) wird durch die Radiotoxizität eines Nuklids bestimmt und berücksichtigt Strahlungs- und Gewebegewichtungsfaktoren sowie metabolische und biokinetische Informationen.
Siehe auch: ICRP, 1994. Dosiskoeffizienten für die Aufnahme von Radionukliden durch Arbeiter. ICRP-Veröffentlichung 68. Ann. ICRP 24 (4).
Die Kommission empfahl in Veröffentlichung 60, dass der ALI auf der Dosisgrenze der E- Grenze basieren sollte: w = 0,020 Sv in einem Jahr ohne zeitliche Mittelung. Für Mitglieder der öffentlichen E- Grenze ist w = 0,001 Sv der empfohlene Wert.
Nehmen wir als Beispiel eine Aufnahme von radioaktivem Tritium an . Für Tritium beträgt die jährliche Grenzaufnahme (ALI) 1 x 10 9 Bq. Wenn Sie 1 x 10 9 Bq Tritium einnehmen , erhalten Sie eine Ganzkörperdosis von 20 mSv. Beachten Sie, dass die biologische Halbwertszeit etwa 10 Tage beträgt , während die radioaktive Halbwertszeit etwa 12 Jahre beträgt. Anstelle von Jahren dauert es ein paar Monate, bis das Tritium ziemlich gut beseitigt ist. Die festgelegte wirksame Dosis E (t) beträgt daher 20 mSv. Es kommt nicht darauf an, ob eine Person diese Menge an Aktivität in kurzer Zeit oder in langer Zeit aufnimmt. In jedem Fall erhält diese Person die gleiche Ganzkörperdosis von 20 mSv.
Für 131 I hat ICRP berechnet, dass Sie beim Einatmen von 1 x 10 6 Bq (ALI für 131 I) eine Schilddrüsendosis von HT = 400 mSv (und eine gewichtete Ganzkörperdosis von 20 mSv) erhalten.
Berufliche Exposition – effektive Dosis
In den meisten Situationen beruflicher Exposition kann die effektive Dosis E aus Betriebsgrößen unter Verwendung der folgenden Formel abgeleitet werden:
Die festgelegte Dosis ist eine Dosismenge, die das stochastische Gesundheitsrisiko aufgrund der Aufnahme von radioaktivem Material in den menschlichen Körper misst . Da die operative Dosisgrenze von 20 mSv für die Summe der internen und externen Expositionen gilt, muss der ALI geändert oder ausgeglichen werden, wenn ein Arbeitnehmer eine externe Dosis hat, um die externe Dosis zu berücksichtigen. Angenommen, der Arbeiter hat 10 mSv von externen Strahlungsquellen. Nur 10 weitere mSv sind durch interne Strahlung zulässig, bevor der Arbeitnehmer die berufliche Ganzkörpergrenze erreicht.
Siehe auch: Dosisgrenzen
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