Les concentrations de matières radioactives dans l’air sont limitées par la concentration en air dérivée (DAC), qui est dérivée de l’ALI. Le DAC est la concentration d’activité dans l’air en unités de Bq / m 3 du radionucléide considéré, ce qui conduirait à l’apport d’un ALI (Bq) en supposant un rythme respiratoire moyen de 1,1 m 3 / h et un temps de travail annuel de 2000 h (une prise d’air annuelle de 2200 m 3 ).
Le CAD a été défini par la CIPR dans la publication 60 (CIPR, 1991b, paragraphe S30) comme:
«La concentration d’air dérivée est égale à la limite annuelle d’admission, ALI, (d’un radionucléide) divisée par le volume d’air inhalé par une personne de référence au cours d’une année de travail (soit 2,2 × 10 3 m 3 ). L’unité du CAD est le Bq / m 3. »
Référence spéciale: CIPR, 2007. Les recommandations de 2007 de la Commission internationale de protection radiologique. Publication 103 de la CIPR. Ann. ICRP 37 (2-4).
Par conséquent, si nous divisons l’ALI par 2200 m 3 , nous obtiendrons le DAC en Bq / m 3 . Par exemple, l’ALI de l’iode 131 est de 1 x 10 6 Bq. Le CAD correspondant sera de 1 000 000/2400 = 417 Bq / m 3 .
Le CAD du radionucléide j est donné par:
Si un travailleur respire de l’air contenant des matières radioactives à une concentration de 1 DAC pendant une heure, alors le travailleur a été exposé à 1 DAC.hr.
Voir aussi: Contamination aéroportée
Limite annuelle d’admission – ALI
Dans l’évaluation des doses efficaces engagées pour les travailleurs, les apports de matières radioactives sont contrôlés par la limite annuelle d’apport (ALI) définie par la CIPR, et exprimés en unités d’activité ( becquerels ou curies ).
L’ALI a été défini par la CIPR dans la publication 60 (CIPR, 1991b, paragraphe S30) comme:
« L’apport d’activité (Bq) d’un radionucléide qui conduirait à une dose efficace correspondant à la limite annuelle limite E ; w , dans l’hypothèse où le travailleur n’est exposé qu’à ce radionucléide. »
L’ALI du radionucléide j est alors:
où e (50) est le coefficient de dose efficace de référence correspondant en (Sv / Bq). Ce coefficient de dose, e (T), est déterminé par la radiotoxicité d’un nucléide, et il tient compte des facteurs de pondération des rayonnements et des tissus, des informations métaboliques et biocinétiques.
Voir aussi: ICRP, 1994. Coefficients de dose pour les apports de radionucléides par les travailleurs. Publication 68 de la CIPR. Ann. CIPR 24 (4).
Dans la publication 60, la Commission a recommandé que l’ALI soit basé sur la limite de dose de la limite E , w = 0,020 Sv par an, sans moyenne temporelle. Pour les membres du public limite E ; w = 0,001 Sv est la valeur recommandée.
Par exemple, supposons un apport de tritium radioactif . Pour le tritium, l’apport limite annuel (ALI) est de 1 x 10 9 Bq. Si vous absorbez 1 x 10 9 Bq de tritium, vous recevrez une dose de 20 mSv pour tout le corps. Notez que la demi-vie biologique est d’ environ 10 jours, tandis que la demi-vie radioactive est d’environ 12 ans. Au lieu d’années, il faut quelques mois pour que le tritium soit assez bien éliminé. La dose efficace engagée , E (t), est donc de 20 mSv. Cela ne dépend pas si une personne entreprend cette activité en peu de temps ou en longtemps. Dans tous les cas, cette personne reçoit la même dose pour tout le corps de 20 mSv.
Pour 131 I, la CIPR a calculé que si vous inhalez 1 x 10 6 Bq (ALI pour 131 I), vous recevrez une dose thyroïdienne de HT = 400 mSv (et une dose pondérée pour tout le corps de 20 mSv).
Exposition professionnelle – Dose efficace
Dans la plupart des situations d’exposition professionnelle, la dose efficace , E, peut être dérivée des quantités opérationnelles en utilisant la formule suivante:
La dose engagée est une quantité de dose qui mesure le risque sanitaire stochastique dû à un apport de matières radioactives dans le corps humain. Étant donné que la limite de dose opérationnelle de 20 mSv s’applique à la somme des expositions internes et externes, si un travailleur a une dose externe, l’ALI doit être modifié ou compensé pour tenir compte de la dose externe. Par exemple, supposons que le travailleur ait 10 mSv de sources externes de rayonnement. Seuls 10 mSv supplémentaires sont autorisés par les rayonnements internes avant que le travailleur n’atteigne la limite professionnelle du corps entier.
Voir aussi: Limites de dose
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