As concentrações de materiais radioativos no ar são limitadas pela Concentração de Ar Derivado (DAC), derivada do ALI. O DAC é a concentração de atividade no ar em unidades de Bq / m 3 do radionuclídeo considerado, o que levaria à ingestão de um ALI (Bq) assumindo uma taxa de respiração média de gênero de 1,1 m 3 / h e um tempo de trabalho anual de 2000 h (uma entrada de ar anual de 2200 m 3 ).
O DAC foi definido pelo ICRP na publicação 60 (ICRP, 1991b, parágrafo S30) como:
“A concentração de ar derivada é igual ao limite anual de ingestão, ALI (de um radionuclídeo) dividido pelo volume de ar inalado por uma Pessoa de Referência em um ano de trabalho (ou seja, 2,2 × 10 3 m 3 ). A unidade do DAC é Bq / m 3. ”
Referência especial: ICRP, 2007. Recomendações de 2007 da Comissão Internacional de Proteção Radiológica. Publicação 103 do ICRP. Ann. ICRP 37 (2-4).
Portanto, se dividirmos o ALI por 2200 m 3 , obteremos o DAC em Bq / m 3 . Por exemplo, o ALI do iodo-131 é 1 x 10 6 Bq. O DAC correspondente será de 1 000 000/2400 = 417 Bq / m 3 .
O DAC do radionuclídeo j é dado por:
Se um trabalhador respira ar contendo material radioativo a uma concentração de 1 DAC por uma hora, ele é exposto a 1 DAC.hr.
Veja também: Contaminação no ar
Limite anual de ingestão – ALI
Na avaliação de doses efetivas comprometidas para os trabalhadores, a ingestão de material radioativo é controlada pelo Limite Anual de Consumo (ALI) definido pelo ICRP e expresso em unidades de atividade ( becquerels ou curies ).
O ALI foi definido pelo ICRP na publicação 60 (ICRP, 1991b, parágrafo S30) como:
“A ingestão de atividade (Bq) de um radionuclídeo que levaria a uma dose efetiva correspondente ao limite E anual ; w , sob a expectativa de que o trabalhador esteja exposto apenas a esse radionuclídeo”.
O ALI do radionuclídeo j é então:
onde e (50) é o coeficiente de dose eficaz comprometido de referência correspondente em (Sv / Bq). Esse coeficiente de dose, e (T), é determinado pela radiotoxicidade de um nuclídeo e é responsável por fatores de radiação e de ponderação tecidual, informações metabólicas e bioquinéticas.
Veja também: ICRP, 1994. Coeficientes de dose para ingestão de radionuclídeos por trabalhadores. Publicação ICRP 68. Ann. ICRP 24 (4).
A Comissão recomendou na publicação 60 que o ALI se baseiasse no limite da dose do limite E ; w = 0,020 Sv em um ano, sem tempo médio. Para membros do limite E público ; w = 0,001 Sv é o valor recomendado.
Como exemplo, vamos assumir uma ingestão de trítio radioativo . Para o trítio, a ingestão limite anual (ALI) é de 1 x 10 9 Bq. Se você ingerir 1 x 10 9 Bq de trítio, receberá uma dose de 20 mSv no corpo inteiro. Observe que a meia-vida biológica é de 10 dias, enquanto a meia-vida radioativa é de 12 anos. Em vez de anos, leva alguns meses até que o trítio seja bem eliminado. A dose efetiva comprometida , E (t), é, portanto, 20 mSv. Não depende se uma pessoa realiza essa quantidade de atividade em um curto espaço de tempo ou em um longo período de tempo. Em todos os casos, essa pessoa recebe a mesma dose de 20 mSv no corpo todo.
Para 131 I, o ICRP calculou que, se você inalar 1 x 10 6 Bq (ALI para 131 I), receberá uma dose tireoidiana de HT = 400 mSv (e uma dose ponderada de 20 mSv no corpo inteiro).
Exposição Ocupacional – Dose Efetiva
Na maioria das situações de exposição ocupacional, a dose eficaz , E, pode ser derivada de quantidades operacionais usando a seguinte fórmula:
A dose comprometida é uma quantidade de dose que mede o risco estocástico para a saúde devido à ingestão de material radioativo no corpo humano. Como o limite de dose operacional de 20 mSv se aplica à soma das exposições interna e externa, se um trabalhador tiver alguma dose externa, o ALI deve ser modificado ou compensado para contabilizar a dose externa. Por exemplo, suponha que o trabalhador tenha 10 mSv de fontes externas de radiação. Apenas mais 10 mSv são permitidos a partir da radiação interna antes que o trabalhador atinja o limite ocupacional do corpo inteiro.
Veja também: Limites de dose
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