Was ist die interne Dosisaufnahme – Definition

Wenn die Strahlungsquelle in unserem Körper ist, sagen wir, ist es innere Exposition. Bei der internen Dosierung sollte zunächst zwischen Aufnahme und Aufnahme unterschieden werden. Aufnahme bedeutet, was eine Person aufnimmt. Aufnahme bedeutet, was eine Person behält. Interne Dosisaufnahme – Interne Exposition

Wenn die Strahlungsquelle in unserem Körper ist, sagen wir, ist es innere Exposition . Die Aufnahme von radioaktivem Material kann auf verschiedenen Wegen erfolgen, z. B. durch Einnahme radioaktiver Kontamination in Lebensmitteln oder Flüssigkeiten, Einatmen radioaktiver Gase oder durch intakte oder verletzte Haut. Die meisten Radionuklide geben Ihnen viel mehr Strahlendosis, wenn sie irgendwie in Ihren Körper eindringen können, als wenn sie draußen bleiben würden. Bei der internen Dosierung sollte zunächst zwischen Aufnahme und Aufnahme unterschieden werden. Aufnahme bedeutet, was eine Person aufnimmt. Aufnahme bedeutet, was eine Person behält.

Wenn eine radioaktive Verbindung in den Körper gelangt, nimmt die Aktivität mit der Zeit ab, sowohl aufgrund des radioaktiven Zerfalls als auch aufgrund der biologischen Clearance . Die Abnahme variiert von einer radioaktiven Verbindung zur anderen. Zu diesem Zweck wird die biologische Halbwertszeit im Strahlenschutz definiert.

Die biologische Halbwertszeit ist die Zeit, die benötigt wird, bis die Menge eines bestimmten Elements im Körper auf die Hälfte seines Anfangswerts abfällt, und zwar allein aufgrund der Beseitigung durch biologische Prozesse, wenn die Entfernungsrate ungefähr exponentiell ist. Die biologische Halbwertszeit hängt von der Rate ab, mit der der Körper normalerweise eine bestimmte Verbindung eines Elements verwendet. Radioaktive Isotope, die über andere Wege aufgenommen oder aufgenommen wurden, werden nach und nach über Darm, Nieren, Atmung und Schweiß aus dem Körper entfernt. Dies bedeutet, dass ein radioaktiver Stoff ausgestoßen werden kann, bevor er die Möglichkeit zum Zerfall hatte.

Infolgedessen beeinflusst die  biologische Halbwertszeit die effektive Halbwertszeit und die Gesamtdosis aufgrund innerer Kontamination erheblich. Wird eine radioaktive Verbindung mit einer radioaktiven Halbwertszeit (t 1/2 ) mit einer biologischen Halbwertszeit t b aus dem Körper entfernt, ergibt sich die effektive Halbwertszeit (t e ) aus dem Ausdruck:

Wie zu sehen ist, verringern die biologischen Mechanismen immer die Gesamtdosis aufgrund innerer Kontamination . Wenn außerdem t 1/2 im Vergleich zu t b groß ist , ist die effektive Halbwertszeit ungefähr die gleiche wie t b .

Beispielsweise hat Tritium eine biologische Halbwertszeit von ungefähr 10 Tagen, während die radioaktive Halbwertszeit ungefähr 12 Jahre beträgt. Andererseits haben Radionuklide mit sehr kurzen radioaktiven Halbwertszeiten auch sehr kurze effektive Halbwertszeiten. Diese Radionuklide liefern für alle praktischen Zwecke die gesamte Strahlungsdosis innerhalb der ersten Tage oder Wochen nach der Einnahme.

Für Tritium beträgt die jährliche Aufnahmegrenze (ALI) 1 x 10 9 Bq. Wenn Sie 1 x 10 9 Bq Tritium einnehmen , erhalten Sie eine Ganzkörperdosis von 20 mSv. Die zugesagte effektive Dosis E (t) beträgt daher 20 mSv. Es kommt nicht darauf an, ob eine Person diese Menge an Aktivität in kurzer oder langer Zeit aufnimmt. In jedem Fall erhält diese Person die gleiche Ganzkörperdosis von 20 mSv.

Festgelegte effektive Dosis

Beim Strahlenschutz ist die festgelegte Dosis eine Dosismenge, die das stochastische Gesundheitsrisiko aufgrund der Aufnahme von radioaktivem Material in den menschlichen Körper misst . Die festgeschriebene Dosis erhält das Symbol E (t) , wobei t die Integrationszeit in Jahren nach der Einnahme ist. Die SI-Einheit von ) ist der Sievert (Sv) oder es wird immer noch häufig rem (Röntgenäquivalent Mann) verwendet ( 1 Sv = 100 rem ). Die Einheit von Sievert wurde nach dem schwedischen Wissenschaftler Rolf Sievert benannt, der einen Großteil der frühen Arbeiten zur Dosimetrie in der Strahlentherapie durchgeführt hat.

Die festgelegte Dosis ermöglicht es, die biologischen Folgen der Bestrahlung durch radioaktives Material in unserem Körper zu bestimmen. Eine festgelegte Dosis von 1 Sv aus einer internen Quelle stellt das gleiche wirksame Risiko dar wie die gleiche Menge einer wirksamen Dosis von 1 Sv, die von einer externen Quelle gleichmäßig auf den gesamten Körper angewendet wird.

Das ICRP definiert zwei Dosismengen für die individuell festgelegte Dosis.

Festgelegte effektive Dosis

Gemäß dem ICRP ist die festgelegte wirksame Dosis E (t) definiert als:

„Die Summe der Produkte der gebundenen Organ- oder Gewebeäquivalentdosen und der geeigneten Gewebegewichtungsfaktoren (w T ), wobei t die Integrationszeit in Jahren nach der Einnahme ist. Die Verpflichtungsfrist beträgt für Erwachsene 50 Jahre und für Kinder 70 Jahre. “

Festgelegte äquivalente Dosis

Gemäß dem ICRP ist die festgelegte äquivalente Dosis H T (t) definiert als:

„Das Zeitintegral der äquivalenten Dosisleistung in einem bestimmten Gewebe oder Organ, das eine Person nach Aufnahme von radioaktivem Material in den Körper durch eine Referenzperson erhält , wobei t die Integrationszeit in Jahren ist.“

Sonderreferenz: ICRP, 2007. Die Empfehlungen der Internationalen Strahlenschutzkommission von 2007. ICRP-Veröffentlichung 103. Ann. ICRP 37 (2-4).

Jährliche Aufnahmegrenze – ALI

Bei der Bewertung der zugesagten wirksamen Dosen für Arbeitnehmer wird die Aufnahme von radioaktivem Material durch die vom ICRP festgelegte jährliche Aufnahmegrenze (ALI) kontrolliert und in Aktivitätseinheiten ( Becquerel oder Curies ) ausgedrückt .

Der ALI wurde vom ICRP in Publikation 60 (ICRP, 1991b, Absatz S30) wie folgt definiert:

„Die Aktivitätsaufnahme (Bq) eines Radionuklids, die zu einer wirksamen Dosis führen würde, die der jährlichen Grenze E entspricht ; w , unter der Erwartung, dass der Arbeiter nur diesem Radionuklid ausgesetzt ist.“

Der ALI von Radionuklid j ist dann:

Jährliche Aufnahmegrenze - ALI

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).

Jährliche Aufnahmegrenze - ALI
Jährliche Aufnahmegrenzen (ALI) für Arbeitnehmer, was zu einer Dosis von 0,020 Sv führt.

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.

Abgeleitete Luftkonzentration – DAC

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 zu einer Aufnahme eines ALI (Bq) unter der Annahme einer geschlechtsgemittelten Atemfrequenz von 1,1 m 3 / h und einer jährlichen Arbeitszeit führen würde von 2000 h (ein jährlicher Lufteinlass von 2200 m 3 ).

Der DAC wurde vom ICRP in Publikation 60 (ICRP, 1991b, Absatz S30) wie folgt definiert:

„Die abgeleitete Luftkonzentration entspricht der jährlichen Aufnahmegrenze ALI (eines Radionuklids) geteilt durch das Luftvolumen, das von einer Referenzperson in einem Arbeitsjahr eingeatmet wurde (dh 2,2 × 10 3 m 3 ). Die Einheit des DAC ist Bq / m 3. ”

Sonderreferenz: ICRP, 2007. Die Empfehlungen der Internationalen Strahlenschutzkommission von 2007. ICRP-Veröffentlichung 103. Ann. ICRP 37 (2-4).

Wenn wir also den ALI durch 2200 m 3 teilen , erhalten wir den DAC in Bq / m 3 . Beispielsweise beträgt der ALI von Iod-131 1 × 10 6 Bq. Der entsprechende DAC beträgt 1 000 000/2400 = 417 Bq / m 3 .

Der DAC von Radionuklid j ist gegeben durch:

Abgeleitete Luftkonzentration - DAC - Definition

Wenn ein Arbeiter eine Stunde lang Luft mit radioaktivem Material in einer Konzentration von 1 DAC atmet, wurde der Arbeiter 1 DAC.hr. ausgesetzt.

Siehe auch: Luftverschmutzung

Berufliche Exposition – effektive Dosis

In den meisten Situationen beruflicher Exposition kann die effektive Dosis E aus Betriebsgrößen unter Verwendung der folgenden Formel abgeleitet werden:

Berufliche Exposition - extern und intern.

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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