Sari la continut | Sari la navigare

Unelte personale
OSHA Network

Selectare limbă :

Locatia curenta: Prima pagina Bune Practici Radioprotecţia în mediul de muncă

Radioprotecţia în mediul de muncă

Fiz. Alin MOŢ, INCDPM Alexandru Darabont, Bucureşti, România
e-mail: aalin_mot@yahoo.com
Fiz .Gilda Rusu-Zagar, INCDPM Alexandru Darabont, Bucureşti, România
e-mail: gildarusuzagar@yahoo.com
Fiz.Monica Matornei, INCDPM Alexandru Darabont, Bucureşti, România
e-mail: rf.icem@yahoo.com
Conf. Univ. Dr. N. BĂLŢĂŢEANU, Universitatea Hyperion, Bucureşti, România
e-mail: nicolaebaltateanu@yahoo.com
Prof. Univ. Dr. I. SPÂNULESCU, Universitatea Hyperion, Bucureşti, România
e-mail: spanules@fx.ro

Rezumat

Radioprotectia este un domeniu interdisciplinar cu scopul realizarii protectiei individului si a mediului fata de actiunea unui anumit tip de radiatii ( ionizante ) si anume acela care poate produce efecte biologice. Scopul principal al radioprotectiei este asigurarea limitarii expunerii organismului, atat pentru angajatii care lucreaza in mediu cu radiatii ionizante cat si pentru populatia expusa in cazul unui incident nuclear. Aceasta se bazeaza pe aprofundarea mai multor discipline: „fizica” pentru intercatia radiatiilor cu substanta cat si pentru metrologia marimilor caracteristice interactiei si transferului energiei de la radiatii la obiectul iradiat; „biologia”, pentru efectul biologic produs de catre radiatii asupra tesutului; „biochimia”, pentru comportarea chimica a substantelor care apar la interactia radiatiilor cu corpul iradiat; „matematica” deoarece exista un domeniu al teoriei matematice a dozimetriei si a radioprotectiei care cuprinde modelarea matematica a numeroase procese din dozimetrie si radioprotectie. Pentru problema riscului la expunere la radiatii ionizante trebuie sa se tina seama ca expunerea reala si potentiala poate sa apara in patru ramuri principale: industria nucleara, domeniul sanatatii, sectorul industrial nenuclear (care cuprinde radiografia industriala ca si aplicatiile industriale ale acceleratorilor) si sectorul extractiv-minier care se confrunta cu radioactivitatea naturala exacerbata.Legislatia in vigoare cuprinde valori limita si modul de calcul al nivelului de expunere atat pentru indivizii care lucreaza intr-un mediu radioactiv cat si pentru intreaga populatie in cazul unui incident nuclear.

Cuvinte cheie: radiatii ionizante, radioprotectie, dozimetrie, radioactivitate

1.Dozimetrie

In anul 1895 au fost descoperite radiatiile x de catre Wilhelm Conrad Roentgen.Primele aplicatii ale acestora au fost in terapia antitumorala, dar tot atunci s-a constatat si efectul lor nociv.De la primele utilizari s-a constatat ca ele produc inrosirea pielii. Din aceasta cauza a fost necesara gasirea unui mod de dozare a tratamentului aplicat, deci determinarea unei dependente cantitative intre radiatii si efectele lor, iar pentru aceasta a fost introdusa marimea numita „doza”.Termenul de doza poate avea mai multe semnificatii respectiv doza absorbita, „doza efectiva sau doza echivalenta”

1.1.Doza absorbita reprezinta energia cedata de radiatia ionizanta unitatii de masa a substantei prin care trece.Unitatea de masura pentru aceasta marime este J/Kg pentru care se utilizeaza denumirea de gray (Gy).Se mai foloseste si unitatea de masura tolerata numita rad (1rad ­­ 0,01 J/Kg Gy). Marimea care tine cont de faptul ca unele radiatii produc efecte mai pronuntate asupra substantei vii decat altele, in conditiile in care se transfera acesteia aceeasi cantitate de energie este “doza echivalenta”. [Oncescu M, 1996; Curs de radioactivitate 1997]

1.2.Doza echivalenta reprezinta doza absorbita intr-un tesut supus la o radiatie oarecare care produce acelasi efect biologic ca o doza absorbita corespunzatoare unei radiatii standard (radiatia x de 200KeV). [Oncescu M, 1996; Curs de radioactivitate 1997]
H= DQN, unde: D- doza absorbita; Q-factor de calitate dependent de tipul si energia radiatiei;N- factor de corectie care tine cont de procese care introduc modificari de mai mica importanta asupra efectelor biologice ale iradierii (ex. Factori de distributie ai energiei absorbite)

Unitatea de masura in SI este tot J/Kg, dar pentru distinctie a primit denumirea de sievert (Sv) Se foloseste si unitatea tolerata numita rem; 1rem 10-2 Sv. Doza echivalenta constituie un indicator al riscului de expunere pentru un anumit tesut la diferite radiatii; aceeasi doza echivalenta datorata unor radiatii diferite se considera ca produce acelasi risc de cancer. O doza de 1rem se poate considera ca fiind determinata de o expunere de 1R datorita radiatiei x sau γ.Valorile recomandate pentru factorul de calitate Q sunt: Q pentru radiatiile x, γ si β este Q= 20 pentru neutroni rapizi, particule α si particule grele. Daca ne referim la iradierea intregului organism si este vorba de un radionuclid care se fixeaza intr-un singur organ sau mai multe, atunci este importanta definirea unei marimi aditive care sa caracterizeze iradierea organismului in ansamblu pentru a putea fi comparata cu o alta iradiere a aceluiasi organism sau a altor indivizi. O doza echivalenta primita de un organ sau tesut nu poate fi adunata cu alta primita de alt organ pentru a ne referi la intreg organismul. S-a plecat de la constatarea ca iradierea unei parti a organismului si a intregului organism cu aceeasi doza echivalenta, efectul asupra organismului in ansamblu este mai mic la iradierea partiala si s-a introdus marimea numita doza efectiva HE.

Doza efectiva reprezinta doza echivalenta la iradierea unui tesut, care produce acelasi efect ca si iradierea uniforma a intregului corp. Aceasta marime permite estimarea atat a efectului rezultat din expunerea unui singur organ sau tesut cat si a efectului total si se calculeaza ca suma ponderata a dozelor echivalente pentru fiecare tesut iradiat luat separat:

HE = ∑ wTHT (1)
HE - doza efectiva
HT - doza echivalenta in tesut

Deci, aceeasi valoare HE va implica acelasi efect total, indiferent de distributia dozei in organism. Ponderile wT care intervin in aceasta suma se numesc „factori de risc”.

1.3. Doza angajata si doza colectiva

Pentru estimarea consecintelor unui accident nuclear se utilizeaza marimile “doza angajata” si “doza colectiva”. Doza angajata rezultata in urma iradierii organismului se defineste ca doza efectiva acumultata in organism pe o perioada de 50 de ani ulteriorara expunerii.Uneori este necesara extinderea acestei perioade si estimarea „dozei pe timpul vietii”. [Curs de radioactivitate 1997] Doza colectiva da o masura a efectului total asupra sanatatii populatiei expuse la o sursa data si se defineste ca:

(2)

Unde P(HE)dHE este numarul de indivizi care incaseaza un echivalent al dozei efective intre HE si HE+d HE de la o sursa data. Unitatea de masura pentru doza colectiva este om x Sievert.

2. Dozimetria mediului inconjurator

Principalele probleme ale dozimetriei sunt: definirea, calculul si masurarea marimilor dozimetrice. Odata cu dezvoltarea disciplinei numita dozimetrie s-au conturat ramuri specializate ale sale legate de diverse aplicatii ale radiatiilor in fizica, medicina, industrie dar si de protectia mediului ambiant. Dozimetria mediului inconjurator isi propune estimarea iradierii interne si externe a organismului uman datorita surselor de radiatii incorporate in diversele componente ale mediului. [www.ciwmb.ca.gov]

2.1. Identificarea surselor de radiatie din mediu

Pentru realizarea acestui scop trebuie identificate toate sursele de radiatii din mediu si cunoscute marimile care caracterizeaza contaminarea diferitelor componente ale mediului, respectiv: a) Concetratia in aer (Bq/m3); b) Concetratia in apele de suprafata si subterane (Bq/l); c) Concetratia in sol presupusa ca fiind constanta intr-un strat de o anumita adancime (Bq/Kg); d) Concentratia in vegetatia spontana si cultivata care se refera la activitatea distribuita in diferitele parti ale unei plante (Bq/Kg);e) Concentratia in depunere (Bq/m2 zi).

Mediul ambiant este deci considerat un sistem foarte complex cu multe compartimente.Caile de transfer de la un compartiment la altul sunt multe si de multe ori nu sunt complet cunoscute. Organismul uman este iradiat extern de aerul din jurul sau, de depunerile radioactive de pe sol, cladiri, etc, dar si intern, prin inhalarea aerului, ingerarea apei si a alimentelor contaminate.

Determinerea marimilor dozimetrice depinde de modul de iradiere al organismului.Astfel, daca in cazul iradierii externe este posibila determinarea unei marimi dozimetrice atat prin calcul cat si prin masurare, in cazul iradierii interne marimile dozimetrice se determina indirect daca se cunosc concentratiile in materialele radioactive care intra in organism si cantitatile inhalate sau ingerate.

3. Masurarea marimilor dozimetrice

Aparatele destinate masurarii marimilor dozimetrice se numesc dozimetre si in general pot masura doza, expunerea sau debitul dozei.
Un dozimetru se compune dintr-un detector de radiatii (ex.contor Geiger –Muller) si aparatura asociata ) alimentator de retea, sursa de inalta tensiune, afisor, etc). Un astfel de aparat trebuie sa satisfaca o serie de cerinte privind domeniu de masurare, sensibilitatea, dependenta de diversi factori ai mediului (temperatura, presiune, umiditate) si durata de functionare.Astfel, trebuie facuta deosebirea intre dozimetrele pentru supraveghere de rutina si cele pentru accident, cele din a doua categorie avand in mod evident un domeniu mult mai mare, in timp ce primele trebuie sa aiba o sensibilitate mult mai buna. Desi contoarele Geiger Muller, raspund la numarul particulelor si nu la energia acestora, impulsul furnizat fiind practic independent de natura si energia particulei care a initiat ionizarea, faptul ca sunt simple si robuste, iar aparatura asociata lor este ieftina si de dimensiuni mici explica marea lor raspandire in dozimetria ambientala.Desi precizia lor este limitata, ele au o mare sensibilitate, ceea ce reprezinta un mare avantaj in supravegherea mediului inconjurator unde avem de-a face in general cu doze mici.

3.1. Contorul Geiger –Muller

Contorul Geiger –Muller face parte din categoria detectorilor cu ionizare in gaz. Fiind utilizat pentru detectarea radiaţiilor cu particule încărcate (electroni, protoni, fragmente de fisiune nucleară şi pentru radiaţii Roentgen de mică energie). [Baltateanu N,2000; Baltateanu N, SpanulescuI, 2008]

3.1.1. Caracteristici tehnice:

Este alcatuit din doi electrozi introdusi intr-un tub de sticla sau de metal.Tubul contine si un gaz nobil la presiune joasa (zeci de torri).


Fig.1
Schema de conectare a unui contor Geiger-Muller

De obicei, electrozii au geometrie cilindrica, anodul fiind un fir metalic, subtire, dispus pe axul unui cilindru care constituie catodul.Acesta poate fi un strat conductor depus pe peretele interior al tubului de sticla, iar daca tubul exterior este metalic, va servi chiar el drept catod.Intre cei doi electrozi se aplica o diferenta de potential.

3.1.2. Principiul de funcţionare:

La trecerea unei radiatii prin volumul contorului se produce o excitare si ionizarea moleculelor gazului.In functie de natura radiatiei incidente, ionizarea se face direct, in cazul particulelor incarcate electric, sau indirect, prin intermediul electronilor smulsi din peretele contorului de radiatiile x si γ, respectiv al unei particule incarcate dintr-o reactie nucleara produsa de neutroni.

Ionii si electronii formati, daca sunt accelerati in camp electric, pot produce la randul lor ionizari secundare.Caracterul descarcarii interioare depinde deci de tensiunea aplicata pe contor.Sarcinile electrice aparute in urma trecerii unei particule sunt colectate si provoaca variatia intr-un timp scurt a tensiunii aplicate pe contor, deci un puls de tensiune care apare la bornele contorului si care este transmis printr-un condensator la instalatia de numarare. In cazul acestui tip de contor apare fenomenul de multiplicare in gaz a sarcinilor prin ionizari secundare adica descarcarea in “avalansa”.Functionarea detectorului se bazeaza pe existenta unui camp electric de intensitate mare, astfel ca descarcarea in avalansa se intensifica si este insotita de avalanse secundare.Astfel, pulsurile de tensiune care apar au o amplitudine mare (1-10V sau mai mult) si pot fi numarate direct, fara amplificare prealabila.Contorul Geiger Muller este neselectiv, poate servi numai pentru numararea particulelor, are in schimb sensibilitate mare-este suficient sa apara un electron in interiorul sau pentru ca acesta sa declanseze “descarcarea in avalansa”. Dupa colectarea electronilor, ionii pozitivi deplasandu-se lent ajung la catod.Aici se neutralizeaza cu elctroni smulsi din catod, procesul fiind insotit de eliberarea unei cantitati de energie.Cand aceasta energie depaseste lucrul de extractie al catodului, poate fi eliberat un electron care va genera o noua descrcare Geoger Muller.Procesul se poate repeta si la iesirea contorului vor apare noi pulsuri de tensiune.In tot acest timp contorul nu mai este sensibil la radiatii.Este deci necesara ca descracarea sa fie stinsa utilizand: a) un circuit de stingere: alegand o rezistenta R de la iesirea contorului suficient de mare (108 – 109Ω) astfel incat dupa aparitia unui puls, tensiunea aplicata contorului scade sub valoarea necesara intretinerii descarcarii ; b) prin autoextinctie: la gazul nobil cu care este umplut contorul se aduga un procent mic de “gaz de stingere” gaz care are potentialul de ionizare mai mic decat decat gazul nobil si energia de disociere mica. Ca gaze de stingere se pot folosi anumiti vapori organici sau halogeni. [Baltateanu N, Oproiu C, 1976; Baltateanu N, SpanulescuI, 2008]

31.3. Eficacitatea contorului - reprezintă probabilitatea ca o particulă ce străbate volumul sensibil al contorului să fie detectată. Ea se defineşte prin raportul dintre numărul de impulsuri dat de contor şi numărul de particule care au străbătut volumul sensibil al contorului, într-un interval de timp dat şi se exprimă în procente. Pentru particule α sau protoni, eficacitatea contorilor cu descărcare în gaze este de aproximativ 100%. Ea este, de asemenea, ridicată (10%...100%) şi în cazul radiaţiilor β. Pentru radiaţii Röntgen sau γ eficacitatea acestor contori este mult mai mică şi depinde de probabilitatea de a se produce electroni prin interacţiunea radiaţiei γ cu peretele contorului. Pentru a mări această posibilitate, catodul contorilor se confecţionează din materiale cu Z (impedanta) mare. Eficacitatea contorului Geiger-Müller pentru radiaţiile γ este de aproximativ 1%. [Borca E, Duliu O, 1997; Jurba M, Baltateanu N,1995]

4. Radioactivitate

Prin radioactivitate, se intelege proprietatea pe care o au nucleele atomice ale unor elemente de a se dezintegra, de a emite spontan radiatii, numite generic „ionizante” (α, β, γ), fara vreo interventie din afara. Aceasta dezintegrare spontana se desfasoara dupa legi statistice, nucleele unei cantitati de element radioactiv avand, in fiecare moment, aceeasi probabilitate de transformare.Noul element format este, in general, el insusi radioactiv, asa incat radioelementele naturale formeaza familii radioactive, care au ca ultimi descendenti atomii neradioactivi ai plumbului.Procesul este important datorita radiatiilor emise, care au efecte, de cele mai multe ori negative, asupra organismului uman. [Ivanov V.I, 1999; Semenescu G, Rapeanu S, 1977]

In sens mai general prin radiactivitate se intelege prezenta nucleelor (atomilor) radioactive in diferite substante sau materiale, in mediu, in alimente, etc.Vom spune astfel despre o anumita substanta ca este radioactiva sau ca este contaminata radioactiv atunci cand ea contine nuclee radioactive.Practic, toate substantele din natura sunt intr-o anumita masura radioactive. Atunci cand despre un element spunem ca este radioactiv sau contaminat, inseamna ca radioactivitatea sa depaseste limitele normale.

Despre un anumit radionuclid spunem ca este natural, atunci cand existenta lui este rezultatul unor procese care au (sau au avut) loc in natura, fara interventia omului. In contrast, un radionuclid este numit artificial, atunci cand existenta lui este rezultatul unei activitati umane.In functie de radionuclizii care sunt implicati, vorbim de radioactivitate naturala sau artificiala.

4.1. Poluarea cu radionuclizi din seriile naturale

Unele activitati umane nenucleare, care implica utilizarea unor cantitati mari de roci (minereu de carbune, fosfogips, etc) duc la cresterea cantitatii de radionuclizi naturali in mediul inconjurator, peste nivelul normal. Un exemplu in acest sens il constituie centralele termice pe carbuni, care emana cantitati mari de de pulberi cu continut ridicat de Ra -226, Ac-228, K-40, etc, care duc la o iradiere interna semnnificativa, precum si la cresterea iradierii externe de la sol de aceea in ultimii ani aceste tipuri de centrale au fost inlocuite. [www.fhh.org.ro]

Cu toate ca nu este o poluarea propriu-zisa, o problema importanta este folosirea unor deseuri cum ar fi cenusa de termocentrala, la constructia de locuinte.Ra-226 si Ac-228 din pereti unor asemenea locuinte produc o emanatie suplimentara de Rn si Tn, realizand cresteri ale dozei comparabile in privinta efectelor asupra populatiei cu cea datorata accidentelor nucleare. [KorenkovI.P., Kozlov A.A, 1989]

4.2. Radioactivitatea artificiala

Prin radioactivitate artificiala se intelege prezenta in mediul inconjurator a unor radionuclizi care isi datoreaza existenta activitatii omului.Cele mai importante activitati umane care au dus la contaminarea mediului inconjurator cu substante radioactive artificiale sunt, in ordinea amploarei efectelor, exploziile nucleare in atmosfera si energetica nucleara.In afara acestora, toate aplicatiile fenomenelor nucleare in scopuri practice duc, constient sau accidental, la raspandirea unor substante radioactive in mediu.

Trebuie subliniat ca in mod normal si in medie, impactul tuturor acestor activitati este mic fata de radioactivitatea naturala; totusi, in situatii de incident si accident nuclear, efectele (pe zone mai mult sau mai putin restranse) sunt dramatice.

5. Calculul marimilor dozimetrice

Marimea cea mai importanta in radioprotectie este doza efectiva care este o marime nemasurabila.Pentru aceasta marime este furnizata si limita anuala de iradiere, care pentru o persoana expusa profesional este de 20mSv, iar pentru o persoana din populatie este de 1mSv pe an. Evaluarea acestei marimi se face in mod indirect prin modelare. [Mihai A, Voicu M, 2008]

Prin modelarea se stabileste relatia intre activitatea din diversele compartimente ale mediului si echivalentul dozei efective pentru un individ plasat intr-un anumit loc fata de mediul contaminat.

Modelele sunt de doua tipuri: modele de transfer si modele dozimetrice.

5.1. Modelul de transfer: descrie caile de transfer in diferitele compartimente ale mediului ( aer, apa, alimente) si furnizeaza valori ale concentratiilor in acestea, valori necesare modelului dozimetric. Un astfel de model descrie caile de transfer in diferitele compartimente ale mediului (aer, apa, alimente) si furnizeaza valori ale concentratiilor in acestea, valori necesare modelului dozimetric. Un astfel de model tine cont de antrenarea, retinerea si eliminarea fiecarui radionuclid din fiecare compartiment si presupune omogenitatea si uniformitatea distributiei fiecarui radionuclid in fiecare compartiment.Astfel, un compartiment poate fi aerul de unde radionuclizii ajung prin depunerea uscata sau umeda pe sol sau vegetatie.Vegetatia poate fi considerata ca avand doua compartimente: partea de deasupra solului si partea de sub pamant. [Curs de radioactivitate, 1997]

In mediu exista diverse procese de transfer de la un compartiment la altul, dar nu se poate vorbi de iesirea radionuclizilor din mediu.Acestia raman in mediu pana la dezintegrarea lor totala.

5.2. Modelul dozimetric: descrie caile si distributia unui radionuclid in organism si furnizeaza valoarea dozei efective. Pentru a se aplica modelul, organismul uman este considerat un sistem cu compartimente, acestea fiind defapt organele si tesuturile.

Numarul de compartimente depinnde de radionuclidul studiat. De exemplu pentru un radionuclid care se distribuie numai in tractul gastric acesta este singurul compartiment studiat. Caile de eliminare din organism difera de asemenea de la un radionuclid la altul, fiind in general cele obisnuite respectiv expiratia, transpiratia si excretia. [Curs de radioactivitate, 1997]

5.3. Dozele limita

Expunerea normala a unui individ este caracterizata cantitativ atat prin doza efectiva cat si prin doza echivalenta in organele si tesuturile importante.Aceste doze, cauzate de posibila combinare a expunerilor din procedeele autorizate, nu trebuie sa depaseasca doza limita: prin expresia „doza limita” se intelege„doza efectiva limita”.

Doza limita se refera la: expunerea profesionala si la expunerea publicului. Nu se refera la expunerea medicala.

5.3.1 Expunerea profesionala

Pentru respectarea prevederilor legislative de radioprotectie este important sa nu se depaseasca doza limita. [HG 623din 2009]. In acest sens este necesar sa se cunoasca, la locul de munca, valoarea debitului dozei efective precum si durata expunerii in operatia in care se manipuleaza surse radioactive ( sau de radiatii). [ Curs de radioactivitate, 1997; Karipidis K, Benke G, 2007]

Doza maxim admisa pentru o persoana expusa profesional la un debit constant al dozei din surse externe si interne de radiatii-pe intreg corpul (pe gonade, cap, trunchi, pe organele hematopoetice sau pe cristalin este de 0,1 rem/saptamana (admisa a avea 40 ore de lucru) sau 5 rem/an (admisa a avea 50 saptamani). O persoana expusa profesional la iradieri extene si interne poate cumula o doza maxim admisa, exprimata in rem, care se calculeaza cu formula:

H = 5 (N-N0) (3)

unde H-doza acumulata de persoana respectiva pe toata durata in care se desfasoara activitati nucleare; N-varsta persoanei la data cand se calculeaza doza exprimata in ani; N0- varsta persoanei la data angajarii in activitati nucleare, exprimata in ani (aceasta varsta nu poate fi mai mica de 18 ani)

Expuneri unice ale intregului organism la doze mari: [Mihai A, Voicu M, 2008]
  • 25 rem 0,25 Sv – doza periculoasa –sub aceasta valoare nu se observa prejudicii clinice;
  • 100 rem 1Sv-doza critica.Intre (75 -150) rem apare boala de iradiere, primele cazuri mortale;
  • 400 rem 4Sv-doza mortalitatii medii.Intre (300- 600) rem apare boala de iradiere care in 50% din cazuri este mortala;
  • 700 rem 7Sv-doza letala

5.3.1.1. Expunerea profesionala exceptionala

In anumite cazuri o persoana expusa profesional la radiatii nucleare poate fi supusa la radiatii externe, fie printr-o expunere unica fie printr-o expunere cumulata in decurs de 13 saptamani consecutive pe intreg corpul, la o doza maxima de 3 rem, cu conditia ca persoana expusa sa nu fi primit in ultimile 3 luni, printr-o expunere unica interna si externa, o doza pe intreg corpul, ca a depasit doza trimestriala, iar doza totala pe care o va putea primii pe parcursul anului urmator expunerii sa nu depaseasca 5 rem pe an.In situatii de urgenta care pot afecta securitatea instalatiilor nucleare a personalului ocupat profesional, a populatiei sau a mediului inconjurator, o persoana expusa profesional poate fi supusa la radiatii externe ( pe intreg corpul), printr-o expunere unica sau expunere cumulata in 13 saptamani consecutive la o doza cuprinsa intre 3 rem -10 rem cu conditia ca persoana sa nu fi primit pana la data expunerii de urgenta o doza cumulata care sa depaseasca doza maxima admisa rezultata din relatia nr (3), iar in urmatorii 3 ani dupa expunerea de urgenta, doza cumultata de persoana respectiva va fi adusa la valoarea limita. [ Popescu I, HavrneanuD, 2005; Mihai A, Voicu M, 2008]

5.3.1.2. Expunerea profesionala accidentala

Expunerea profesionala la doze de peste 0,1 rem pe saptamana sau 5 rem pe an, se considera expunere accidentala.Orice expunere unica sau cumulata intr-o perioada de cel mult 30 de zile consecutive, de peste 10 rem dar sub 25 rem, se considera periculoasa.la o expunere unica sau cumulata, intr-o perioada de cel mult 30 de zile consecutive, peste 25 rem activitatea ulterioara a persoanei respective in mediul de radiatii va fi interzisa tot restul vietii [www.chip.ro]

5.3.2 Expunerea populatiei

Doza maxim admisa pentru o persoana din populatie- din surse externe si interne de radiatii- pe intreg corpul, pe gonade, cap , trunchi, organe hematopoetice sau pe cristalin este de 0,01 rem pe saptamana sau 0,5rem pe an.Doza genetica maxim admisa pentru populatia in ansamblul ei este de 0,07 rem pe an sau 2 rem pe 30 de ani.

Expunerea totala a unui individ este data de suma dintre expunerea externa pe durata considerata si dozele angajate datorate incorporarilor de radionuclizi( expunerea interna) pe aceeasi durata.Doza angajata se calculeaza pe o durata de 50 ani pentru incorporarile la adulti si 70 in cazul incorporarilor la copii. [Oncescu M, 1996; Curs de radioactivitate, 1997]

Pentru a se verifica conformarea cu expunerea limita se compara doza efectiva totala cu doza limita, ambele referindu-se la aceeasi durata si aceeasi situatie ( de exemplu, expunere profesionala sau a publicului).

Doza efectiva totala pe an se calculeaza cu formula:

(4)

unde Hp(d) este doza echivalenta personala datorata radiatiilor penetrante pe anul considerat; h(g)j,ing si h(g)j,inh sunt, respectiv, factorul de conversie incorporare doza (doza efectiva angajata pentru unitatea de incorporare), definit pentru radionuclidul j la ingerare (ing) si inhalare (inh) pentru grupul de varsta g. Marimile Ij,ing si Ij,inh sunt, respectiv, incorporarea prin ingerare si inhalare a radionuclidului j pe aceeasi durata de timp.

Conformarea cu expunerea limita se mai poate verifica prin satisfacerea conditiei

(5)

Unde, in afara marimilor definite mai inainte, DL este doza efectiva limita, iar Ij,ing,L si Ij,inh,L sunt, respectiv, limita anuala de incorporare prin ingerare si inhalare, a radionuclidului j.

Observatie: Din doza anuala limita se calculeaza limite pentru durate de timp mai mici, in functie de conditiile timpului de lucru in camp de radiatii si anume: numarul lunilor lucrate intr-un an, numarul de saptamani de lucru intr-o luna, numarul zilelor lucratoare pe saptamana si numarul orelor de lucru pe zi.

6. Efecte biologice

Efectele biologice produse in tesutul viu sub actiunea radiatiilor nucleare se clasifica astfel :

  1. Dupa generatia afectata: efecte somatice: apar la populatia expusa la radiatii; efecte genetice: apar la urmasi;
  2. Dupa intervalul de timp scurs de la expunere pana la aparitia efectelor: a) efecte acute: apar la scurt timp dupa expunere; b) efecte subacute: apar in decursul primului an; c) efecte intarziate: apar dupa trecerea primului an .
  3. Dupa probabilitatea de aparitie: efecte nestochastice si efecte stochastice.
    1. Efectele nestochastice sunt caracterizate de o relatie de cauzalitate determinista intre doza si efect. Aceste efecte au loc atunci cand doza incasata depaseste o valoare prag. Valoarea prag pentru un anumit efect biologic variaza de la un individ la altul si de asemenea, depinde de conditiile expunerii. Exemple de astfel de efecte sunt prezentate in tabelul 1 impreuna cu valorile prag ale dozei. Cu cat doza incasata este mai mare, cu atat efectul este mai serios. Aceste efecte nu sunt, in general, mult intarziate in timp fata de momentul expunerii.

      Tab. 1 Valori prag pentru efecte nestochastice

      Efectul

      Doza (Sv)

      Cataracta

      7

      Eriteme

      10

      Pierderea parului

      2

      Sterilitate (barbati):
      -temporala
      -permanenta

       

      2,5
      5

      Sterilitate (femei)

      6

      Supravietuire limitata

      10

    2. Efectele stochastice sunt caracterizate de o relatie probabilista doza-efect.

Dupa ce populatia este expusa la radiatie, efectele stochastice vor apare numai la anumiti indivizi, aparent aleator. Pentru aceasta categorie de efecte nu exista o valoare praga dozei, iar severitatea efectului este independenta de doza. [ www.cacer.org; Popescu I, Havrneanu D, 2005].

Efectele somatice, respectiv cancerele fatale si nefatale si efectele genetice sunt considerate efecte stachastice pentru valori ale dozei incasate cuprinse in sirul de valori luate in considerare in reglementarile legislative in domeniul protectiei la radiatie. Studiile statistice arata ca frecventa acestor efecte variaza, uneori considerabil, cu conditiile de mediu , cu caracteristicile ereditare ale individului si cu alti factori.

Incidenta cea mai probabila a efectelor stochastice este prezentata in tabelul 2. Datele prezentate reprezinta numarul de indivizi afectati la mie care incaseaza o doza de 1 Sv si sunt mediate pe ambele sexe si pe toate varstele pentru o populatie adulta.

Tab.2 Efecte stochastice ale iradierii


Organ /Tesut

Cancere fatale

Cancere nefatale

Efecte ereditare

Gonade

-

-

4

Sani

2,5

2,5

-

Maduva

2

-

-

Plamani

2

-

-

Tiroida

0,5

10

-

Oase

0,5

-

-

Alte organe interne

5

-

-

Piele

0,1

10

-

Efectele genetice care pot apare ca urmare a iradierii sunt mutatiile cromozomiale in urma carora apar malformatii congenitale, tumori, etc. In eventualitate iradierii externe in utero efectele nestochastice nu sunt aceleasi cu cele datorate iradierii adultului, din cauza radio-sensibiltatii mai mari a embrionului. Efectele sunt in general retardarea mentala, microcefalia, malformatiile si deficientele de crestere si de vedere. Forma relatiei doza-efect este cunoscuta numai pentru doze foarte mari.

Pentru valori mici ale dozei aceasta relatie nu este cunoscuta iar efectele radiatiei, daca exista, pot fi confundate cu efectele altor factori.

7. CONCLUZII

Categoriile expunerii la radiatii care prezinta interes din punctul de vedere al supravegherii dozimetrice sunt: expunerea naturala, expunerea suplimentara, expunerea medicala si expunerea profesionala.

Scopul principal al radioprotectiei este asigurarea limitarii expunerii organismului, atat pentru angajatii care lucreaza in mediu cu radiatii cat si pentru populatia expusa in cazul unui incident nuclear. Controlul expunerii este reglementat pentru laboratoarele si „obiectivele nucleare”. S-a stabilit ca la indivizii care lucreaza in mediu radioactiv, frecventa de aparitie a afectiunilor maligne creste cu doza absorbita sau primita. Se poate afirma ca forma relatiei intre doza si efect, la asemenea efecte biologice nu este cunoscuta decat pentru doze destul de mari.Pentru dozele absorbite mai mici, efectul iradierii, daca exista poate fi mascat de incertitudinea statistica care afecteaza frecventa de aparitie naturala a acelui efect.Dupa efectele pe care radiatiile nucleare le produc, la trecerea prin substanta dispozitivele de detectie se impart in diferite tipuri de detectori. Unele din ele permit obtinerea spectrului energetic al fluxului de radiatii incidente si din acest motiv se numesc detectori spectrometrici iar altele indica doar prezenta radiatiilor, fara sa poata masura energia lor (de exemplu contorul Geiger-Muller studiat la cap.3.1.)

Pentru lucrul cu surse de radiatii sunt stabilite principii pentru: protectia individului fata de expunerea la radiatii; siguranta surselor de radiatii atat in lucrul obisnuit cat si in procesele conexe: producere, depozitare, transport si eventual distrugere. Supravegherea dozimetrica se extinde si asupra intregii populatii formata atat din public cat si din angajatii obiectivelor nucleare in afara muncii lor (acestia pot suferi expunerea unei surse radioactive naturale exacerbate).

In ceea ce priveste expunerea publicului, legislatia in vigoare cuprinde valori limita si modul de calcul al acestora atat pentru indivizii care lucreaza intr-un mediu radioactiv cat si pentru populatia expusa in cazul unui incident sau accident nuclear.In acest caz, pentru supravegherea dozimetrica a intregii populatii este necesara supravegherea radioactivitatii componentelor mediului: atmosfera, hidrosfera, litosfera precum si a produselor necesare organismului de exemplu alimentele.

Bibliografie

  1. Bălţăţeanu N., Elemente de fizică atomică şi nucleară, Note de curs, Facultatea de fizică, Universitatea Hyperion, Bucureşti,2000.
  2. Bălţăţeanu N., Oproiu C., Stirbet M., Camera de ionizare pentru măsurarea debitului expunerii la radiaţii de frânare la acceleratorul liniar de electroni; Studii si cercetări de fizică TOM 28, Nr. 4, Bucureşti, 1976.
  3. Bălţăţeanu N., Spânulescu I., Pirnau M., Influence of some variable parameters on Bremsstrahlung dosimetric characteristic for electron LINAC; Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, seria B, vol. 226/10, P. 2134, 2137, Bucureşti, 2008.
  4. Borca E, Duliu O., Aplicatiile Radiatiilor Nucleare: exemple practice, Bucuresti, Edirura tehnica 1997
  5. Korenkov I.P , Kozlov A.A. , Sobolev A.I. , Analysis of the exposure of personnel working with sources of ionizing radiation, Journal Atomic Energy, 20 July 1989
  6. Ivanov V. I., Curs de dozimetrie, Editura Planeta, Bucureşti, 1999.
  7. Jurba M., Bălţăţeanu N., Metoda de măsurare a dozei integrale de iradiere folosind cristale de LiF, 1995;
  8. Mihai A, Voicu M Introducrea in defectoscopia nedistructiva Editura Printech, Bucuresti 2008
  9. Oncescu M., Conceptele radioprotectiei, Editura Horia Hulubei, 1996
  10. Semenescu G., Rapeanu S., Magda T., Fizica atomică şi nucleară, Editura tehnică, Bucureşti, 1977.
  11. Popescu I, Havrneanu D,Roman I, Cytogenetic and respiratory changes in ionizing radiation occupational exposure, Journal of preventive medicine, 13 (3-4):52-61, 2005
  12. Karipidis K, Benke G Occupational exposure to ionizing and non-ionizing radiation and risk of glioma, Occupational Medicine Advance, 2007
  13. Curs de radioactivitate pentru supravegherea radioactivitatii mediului, Editura Horia Hulubei 1997
  14. Hotarare nr. 623 din 20/05/2009 (Hotarare 623/2009) privind modificarea Regulamentului de organizare si functionare a Comisiei Nationale pentru Controlul Activitatilor Nucleare, aprobat prin Hotararea Guvernului nr. 1.627/2003
  15. http://www.cancer.org/docroot/ped/content/ped_1_3x_radiation_exposure_and_cancer.asp , Radiation Exposure and Cancer
  16. http://www.ciwmb.ca.gov/Safety/Manual/Chapter6/default.htm, Ionizing Radiation Exposure-Monitoring and Dosimetry, Health and Safety Manual, june 2005
  17. http://www.chip.ro/revista/iunie_2000/46/supusi_radiatiilor/8215
  18. http://www.fhh.org.ro/ed_fhh/reviste/arhiva_cdf/46_8_2003.htm, Radioprotecţie. Managementul deşeurilor de metal potenţial radioactive