En la evaluación de las dosis efectivas comprometidas para los trabajadores, las ingestas de material radiactivo están controladas por el Límite Anual de Ingesta (ALI) definido por el ICRP, y expresado en unidades de actividad ( becquerels o curies ).
El ICRP definió el ALI en la Publicación 60 (ICRP, 1991b, párrafo S30) como:
«La ingesta de actividad (Bq) de un radionúclido que conduciría a una dosis efectiva correspondiente al límite anual del límite E ; w , bajo la expectativa de que el trabajador esté expuesto solo a este radionúclido».
El ALI del radionúclido j es entonces:
donde e (50) es el coeficiente de dosis efectivo comprometido de referencia correspondiente en (Sv / Bq). Este coeficiente de dosis, e (T), está determinado por la radiotoxicidad de un nucleido, y tiene en cuenta los factores de ponderación de la radiación y los tejidos, la información metabólica y biocinética.
Ver también: ICRP, 1994. Coeficientes de dosis para la ingesta de radionucleidos por los trabajadores. Publicación 68 de la CIPR. Ann. CIPR 24 (4).
La Comisión recomendó en la Publicación 60 que el ALI se base en el límite de dosis del límite E ; w = 0.020 Sv en un año, sin promedios de tiempo. Para miembros del límite público E ; w = 0.001 Sv es el valor recomendado.
Como ejemplo, supongamos una ingesta de tritio radiactivo . Para el tritio, la ingesta límite anual (ALI) es 1 x 10 9 Bq. Si toma 1 x 10 9 Bq de tritio, recibirá una dosis para todo el cuerpo de 20 mSv. Tenga en cuenta que la vida media biológica es de aproximadamente 10 días, mientras que la vida media radiactiva es de aproximadamente 12 años. En lugar de años, lleva un par de meses hasta que el tritio se haya eliminado bastante bien. La dosis efectiva comprometida , E (t), es por lo tanto 20 mSv. No depende de si una persona realiza esta cantidad de actividad en poco tiempo o en mucho tiempo. En todos los casos, esta persona recibe la misma dosis para todo el cuerpo de 20 mSv.
Para 131 I, ICRP ha calculado que si inhala 1 x 10 6 Bq (ALI para 131 I), recibirá una dosis de tiroides de HT = 400 mSv (y una dosis ponderada de todo el cuerpo de 20 mSv).
Concentración de aire derivada – DAC
Las concentraciones de materiales radiactivos en el aire están limitadas por la Concentración de aire derivado (DAC), que se derivan del ALI. El DAC es la concentración de actividad en el aire en unidades de Bq / m 3 del radionúclido considerado, lo que llevaría a una ingesta de un ALI (Bq) suponiendo una tasa de respiración promedio de género de 1.1 m 3 / hy un tiempo de trabajo anual de 2000 h (una toma de aire anual de 2200 m 3 ).
El ICRP definió el CAD en la Publicación 60 (ICRP, 1991b, párrafo S30) como:
“La concentración de aire derivada es igual al límite anual de admisión, ALI (de un radionúclido) dividido por el volumen de aire inhalado por una persona de referencia en un año laboral (es decir, 2.2 × 10 3 m 3 ). La unidad de DAC es Bq / m 3 «.
Referencia especial: CIPR, 2007. Recomendaciones de 2007 de la Comisión Internacional de Protección Radiológica. Publicación 103 de la CIPR. Ann. ICRP 37 (2-4).
Por lo tanto, si dividimos el ALI por 2200 m 3 , obtendremos el DAC en Bq / m 3 . Por ejemplo, el ALI de yodo-131 es 1 x 10 6 Bq. El DAC correspondiente será 1 000 000/2400 = 417 Bq / m 3 .
El DAC del radionúclido j viene dado por:
Si un trabajador respira aire que contiene material radiactivo a una concentración de 1 DAC durante una hora, entonces el trabajador ha estado expuesto a 1 DAC.hr.
Ver también: contaminación en el aire
Exposición ocupacional: dosis efectiva
En la mayoría de las situaciones de exposición ocupacional, la dosis efectiva , E, puede derivarse de cantidades operativas utilizando la siguiente fórmula:
La dosis comprometida es una cantidad de dosis que mide el riesgo de salud estocástico debido a una ingesta de material radiactivo en el cuerpo humano. Dado que el límite de dosis operativa de 20 mSv se aplica a la suma de las exposiciones internas y externas, si un trabajador tiene alguna dosis externa, el ALI debe modificarse o compensarse para tener en cuenta la dosis externa. Por ejemplo, suponga que el trabajador tiene 10 mSv de fuentes externas de radiación. Solo se permiten 10 mSv más de radiación interna antes de que el trabajador alcance el límite ocupacional de todo el cuerpo.
Ver también: límites de dosis
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