10. Пределы загрязнения на рабочем месте

10. Пределы загрязнения на рабочем месте

Внутренняя радиационная опасность на рабочем месте оценивается путем измерения уровней загрязнения поверхностей и воздуха и сравнения измеренных значений с потенциальными дозами. Такое сравнение проводится для поверхностного загрязнения с использованием величины, называемой допустимым уровнем поверхностного загрязнения, а для загрязнения воздуха с использованием величины, называемой допустимая объемная активность (ДОА).

1.1 Допустимые уровни поверхностного загрязнения

Допустимые уровни (ДУ) могут использоваться для оценки и контроля опасности от поверхностного загрязнения на рабочем мете. Они определяются в единицах беккерель на квадратный сантиметр (Бк/см2) для легкого сравнения с измеренными уровнями загрязнения, и часто используется для классификации рабочих зон (как это обсуждается в Разделе 4.2.1 этого модуля).

Метод определения допустимых уровней (ДУ) достаточно сложен, но по существу они рассчитывается, приминая во внимание наивысшие потенциальные дозы, которые связаны с загрязнением кожи, ингаляционным или пероральным поступлением отдельного радионуклида, и учитывают основные дозовые пределы МКРЗ. Хотя допустимые уровни не определены на международном уровне, они обычно основываются на однократном пределе дозы. Например, в Австралии облучению одним допустимым уровнем (ДУ) в течение 2000 часов (8 часов в день, 5 дней в неделю, 50 недель в год) соответствует ожидаемая эффективная доза в 20 мЗв (то есть однократный дозовый предел МКРЗ для профессионалов). Однако, в других обстоятельствах облучение в один допустимый уровень за 2000 часов может соответствовать доле или кратному числу дозовых пределов МКРЗ. Поэтому при ссылке на допустимые уровни важно, чтобы Вы знали значение допустимого уровня в конкретной рассматриваемой стране.

Когда ссылаетесь на допустимые уровни, важно, чтобы Вы знали четкое его определение в отдельной стране или государстве, в котором Вы находитесь.

Потенциальное воздействие радионуклида при попадании в организм, зависит от величины ущерба наносимого этим радионуклидом. Это называется радиотоксичность отдельного радионуклида и зависит от:

  • вида излучения, испускаемого радионуклидом;
  • его эффективного периода полувыведения; и
  • радиочувствительности органов тела в которых он накапливается (органы-мишени).

Для облегчения использования допустимых уровней (ДУ) в радиационной защите радионуклиды с одинаковой радиотоксичностью объединены в группы. В Приложение В приведены данные по отнесению радионуклидов к той или иной группе и соответствующие допустимые уровни загрязнения поверхностей в классифицированных зонах, принятые в Австралии. Примеры радионуклидов из каждой группы приведены в Таблице 4.

Таблица 4

Радиотоксичность и допустимые уровни поверхностного загрязнения

Группа Радиотоксичность Пример Допустимый предел* (Бк/см2)
1 Очень высокая Am-241 0.1
2 Высокая U-238 1
3 Выше средней Sr-90 10
4 Ниже средней I-131 100
5 Низкая Tc-99m 1000

* Основан на дозовом пределе 20 мЗв в год, рекомендуемом МКРЗ в Публикации 60.

Отметим, что радионуклиды 1 и 2 групп являются альфа-излучателями и классифицируются как высоко радиотоксичные из-за тяжелых эффектов при их поступлении. Поэтому для них допустимые уровни загрязнения намного ниже, чем для других групп.

Пример 4 показывает, как возможно сравнивать и оценивать опасности от поверхностного загрязнения, используя допустимые уровни (ДУ).

ПРИМЕР 4

Вопрос

При обычном обследовании лаборатории на йод-131 Вы обнаружили нефиксированное поверхностное загрязнение с уровнем около 50 Бк/см2. Выразите этот уровень загрязнения в терминах допустимых уровней загрязнения и оцените, какова ожидаемая годовая эффективная доза, которая может быть получена в результате облучения при этом уровне поверхностного загрязнения?

Ответ

Их Таблицы 4 допустимый уровень загрязнения для йода-131 (I-131), установленный в Австралии, составляет 100 Бк/см2.

Следовательно, измеренный уровень эквивалентен 0.5 допустимого уровня.

Согласно принятого в Австралии допустимого уровня облучение в 1 ДУ в течение 2000 часов (8 часов в день, пять дней в неделю, 50 недель в году) приводит к ожидаемой годовой эффективной дозе в 20 мЗв.

Следовательно, мы можем сказать, кто облучение в 0.5 допустимого уровня в течение 2000 часов будет соответствовать ожидаемой годовой эффективной дозе в (0.5 x 20 мЗв)  10 мЗв.

Очевидно, это поверхностное загрязнение будет снижаться со временем за счет радиоактивного распада, но в соответствии с принципом ALARA, сами уровни и их величина должны быть уменьшены так низко, насколько это возможно. Следовательно, этот пример показывает, как с использованием долей допустимых уровней мы можем оценить уровень внутренней опасности.

Отметим, что в целях сравнения, измерения поверхностного загрязнения обычно усредняются по определенным площадям. Например, загрязнение кожи усредняется на 100 см2 (за исключением рук, где усредняется по всей руке). Для стен, полов и потолков загрязнение усредняется на 1000 см2. Обычная площадь для других поверхностей составляет 300 см2.

1.2 Допустимая объемная активность

Допустимая объемная активность в воздухе (ДОА) используется на рабочем месте для сравнения измеренных уровней загрязнения воздуха с уровнями, которые должны быть при поступлении в 1 ПГП.

ДОА – это концентрация радионуклида в воздухе (в Бк/м3), которая соответствует одному пределу годового поступления (ПГП), ингаляционным путем.

Согласно модели Стандартного человека объем вдыхаемого воздуха составляет 2 400м3 в год (т. е. номинальная скорость дыхания 1.2м3 в час в течение 8-часового дня, 5 дней в неделю и 50 недель в год).

Математическое определение ДОА приведено в Формуле 5:

ДОА =  ПГП (ингаляционное) [5]

2 400

Как рассчитываются ДОА для рабочей зоны, показано в Примере 5.

ПРИМЕР 5

Вопрос

Используя пределы годового поступления, приведенные в Таблице 3, рассчитайте допустимую объемную активность (ДОА) для фосфора-32.

Ответ

Из Таблицы 3:

ПГП (ингаляционное) = 6.9 x 106 Бк

Используя Формулу 5:

ДОА = 6.9 x 106 = 2.875 x 103 Бк/м3

2400

Следовательно, ДОА для фосфора-32 составляет 2.875 x 103 Бк/м3

Пример 6 показывает, как можно оценить внутреннюю опасность, путем сравнения измеренной активности в воздухе с допустимой объемной активностью в воздухе (ДОА) и, следовательно, с рекомендованными дозовыми пределами.

ПРИМЕР 6

Вопрос

Загрязнение воздуха в лаборатории, в которой работают с йодом-131, измерено и составляет 75 Бк/м3. Каков уровень загрязнения воздуха в терминах допустимой объемной активности в воздухе (ДОА) и какова ожидаемая годовая эффективная доза, связанная с этим уровнем загрязнения воздуха?

Ответ

Из Таблицы 3:

ПГП (ингаляционное) = 1.8 x 106 Бк

Используя Формулу 5:

ДОА = 1.8 x 106 = 7.5 x 102 Бк/м3= 750 Бк/м3

2400

Измеренный уровень загрязнения воздуха в лаборатории составляет 75 Бк/м3.

Следовательно, загрязнение воздуха в терминах допустимой объемной активности в воздухе составляет:

75 =  0.1 ДОА

750

Помня, что ДОА – это концентрация радионуклида, которая соответствует ПГП при ингаляционном поступлении, то 0.1 ДОА будет обуславливать 0.1 ПГП в год. Также помня, что поступление в 1 ПГП соответствует дозе внутреннего облучения в 20 мЗв, поступление в 0.1 ДОА соответствует ожидаемой годовой эффективной дозе в (0.1 x 20) 2 мЗв.

Следовательно, используя ДОА, можно сравнивать и оценивать внутренние радиационные опасности от загрязнения воздуха для определенных рабочих зон. К тому же, уровни ДОА могут использоваться для классификации рабочих зон в терминах связанных с уровнем внутренней радиационной опасности. Эта концепция будет обсуждаться дальше в Разделе 4.2.1 данног модуля.

2. Контроль внутренних радиационных опасностей

Существует три основных метода контроля внутренних радиационных опасностей в определенных зонах:

1. Минимизация количества активности, с которой работают;

2. Административный контроль; и

3. Элементы физической защиты для ограничения активности.

2.1 Минимизация количества радиоактивных веществ

Во всех процессах, включающих непосредственную работу с радионуклидами, количество активности должно быть уменьшено настолько, на сколько это возможно. Это требование принципа ALARA. К тому же снижение опасностей от загрязнения путем минимизации активности также приводит к снижению мощности дозы внешнего облучения работников.

В качестве примера, рассмотрим ситуацию, в которой радиоактивный материал используется в опыте с применением меченых атомов. Минимальное используемое значение активности будет зависеть от минимального количества, которое может быть зарегистрировано измерительной аппаратурой и количеством активности, которое может быть потеряно по пути к измерительной аппаратуре. Пример 7 показывает, как оценить необходимую минимальную активность.

ПРИМЕР 7

Вопрос

Проводится эксперимент с использованием фосфора-32 (P-32), чтобы изучить миграцию фосфора в системе почва — растения. Математическое моделирование показывает, что только 10 % P-32 поступит в растения. 1кБк – это минимальная активность, которая может быть зарегистрирована измерительной аппаратурой. Предыдущие эксперименты установили фактор неопределенности равный 2. Какую минимальную активность фосфора-32, Вы бы порекомендовали?

Ответ

Минимально детектируемая активность = 1 кБк.

Прогнозируемый фактор перехода = 10 %

Следовательно:

Начальная активность = 10 x 1 кБк= 10 кБк

Учитывая фактор неопределенности 2:

Минимальная рекомендуемая активность = 2 x 10 кБк = 20 кБк

2.2 Административный контроль

Административный контроль – это метод управления, который предотвращает или минимизирует облучение от радиационных опасностей. Административный контроль внутренней радиационной опасности очень похож на таковой для внешних радиационных опасностей, хотя основной акцент должен быть сделан на предотвращении попадания радиоактивных веществ в организм. Следующий перечень дает несколько полезных примеров методов административного контроля:

  • Классификация зон.
  • Размещение соответствующих знаков в каждой из классифицированных зон.
    • Обучение работников и руководителей радиационной защите.
    • Рабочие процедуры, которые включают использование элементов физической защиты.
    • Местные правила (например, ограничение доступа в определенные зоны) и условия работы (например, требование носить защитную одежду и респиратор).
    • Разработка инвентаризационного перечня источников для каждой зоны или помещения.
    • Аудит системы радиационной безопасности, включающий оценку безопасности рабочих процедур, производства и оборудования.
    • Использование уровней расследования при индивидуальном дозиметрическом контроли и мониторинге рабочих мест.

Классификация зон и местные правила, которые имеют особую значимость при внутренней радиационной опасности, будут обсуждаться в следующих двух разделах. Другие методы административного контроля будут обсуждаться в соответствующих модулях Частей 3 и 4 данных материалов для дистанционного обучения.

2.2.1     Классификация рабочих зон

Рабочие зоны могут быть классифицированы в соответствии с уровнем внутренней радиационной опасности. Система классификации, в которой зоны могут быть классифицированы как контролируемая зона и зона наблюдения, рекомендована МАГАТЭ в Основных нормах безопасности. Определения, приведенные ниже, такие же, как даны в Модуле 2.2 «Защита от внешних радиационных опасностей».

Контролируемая зона – это зона, где требуются или могут потребоваться специальные меры защиты и обеспечения безопасности при контролируемом нормальном облучении или для предотвращения и ограничения уровня потенциального облучения.

Зона наблюдения – это зона, где осуществляется контроль за условиями профессионального облучения, но не требуется специальных мер защиты.

Неклассифицированная зона – это зона, где не требуются мер защиты и нет необходимости осуществлять контроль за профессиональным облучением.

В целом, классификация зон различается в соответствии со специфическими потребностями рабочего места и обычно базируется на опыте работы и установленных требованиях. Если главная радиационная опасность исходит от внешнего излучения, то система классификации, предложенная в Модуле 2.2 «Защита от внешних радиационных опасностей», может обеспечивать также и достаточный контроль внутренней радиационной опасности. Однако, если внешняя радиационная опасность меньше по сравнению с внутренней радиационной опасностью, полезно классифицировать зоны в соответствии с потенциальным загрязнением воздуха и поверхностным загрязнением. Классификация зон определяется путем рассмотрения того, какие радионуклиды используются, как они используются и какова максимальная активность, которая используется. Таблица 5 приводит пример того, как ДУ поверхностного загрязнения и ДОА могут использоваться для классификации зон, которые имеют фактор занятости 1 (т. е. 100% занятость классифицированной зоны). Конечно, на практике эти уровни должны быть установлены с учетом условий работы в рабочей зоне и реального значения фактора занятости.

Таблица 5

Классификация зон в зависимости от уровней поверхностного загрязнения и загрязнения воздуха

Тип в соответст­вии с классифи­кацией Уровни поверхностного загрязнения Уровни загрязнения воздуха
Контролируемая Больше 0.3 ДУ Больше 0.3 ДОА
Наблюдения 0.05 – 0.3 ДУ 0.05 – 0.3 ДОА
Неклассифициро­ванная Меньше 0.05 ДУ Меньше 0.05 ДОА

2.2.2     Местные правила

Местные правила используются на рабочем месте для контроля уровней загрязнения и уменьшения вероятности поступления радиоактивных веществ в организм. Представленный ниже перечень включает несколько примеров местных правил и инструкций:

  • Запрещение принятия пищи, потребления воды, курения или применения косметики в классифицируемых зонах.
  • Поддержка хороших административно-хозяйственных инициатив.
  • Использование защитной одежды и защиты органов дыхания.
  • Регулярный контроль загрязнения территории и персонала.
  • Контроль доступа в классифицированные зоны.
  • Специальные процедуры по организации входа и выхода из классифицированной зоны.
  • Периодическая инвентаризация источников.

2.3 Элементы физической защиты

Не смотря на то, что административный контроль обеспечивают основу программы радиационной защиты, этот контроль полагается на знание работниками инструкций и письменно установленных процедур. Если новый работник не знает этого, или эти правила им не исполняются по каким-либо причинам, то существует возможность его аварийного облучения ионизирующим излучением. Для того, чтобы гарантировать, что вероятность аварийного облучения низка, настолько  насколько это разумно, на рабочем месте применяется элементы физической защиты для предотвращения распространения радиоактивных веществ. Следующий список дает несколько полезных примеров элементов физической защиты:

  • Разбрызгивающие лотки.
  • Барьеры.
  • Вытяжные шкафы.
  • Защитные перчаточные камеры
  • Защитные камеры.
  • Блокировки.

2.3.1     Системы защитных барьеров

Системы защитных барьеров состоят из физических устройств, (которые могут быть настолько просты, как разбрызгивающие лотки, или сложны, как система герметичных контейнеров с вытяжной вентиляцией), которые удерживают радиоактивные материалы и препятствуют распространению загрязнения. Выбор оборудования для эффективного удержания радиоактивных материалов зависит от их общей активности и физического состояния. Так как физическое состояние может изменяться (например, при кипении жидкости образуются пары), важно при проектировании подходящей системы защитных барьеров знать все об операциях, выполняемых в данном производственном помещении или рабочей зоне.

Большинство систем защитных барьеров для открытых источников имеет по крайней мере два защитных барьера. На Рисунке 3 показаны четыре защитных барьера, применяющиеся в лабораториях при работе с радиоактивными жидкостями.

Защитные барьеры:

1. Колба, содержащая радиоактивную жидкость.

2. Разбрызгивающий лоток.

3. Вытяжной шкаф

4. Барьер с монитором загрязнения

Рисунок 3

Защитные барьеры при работе с радиоактивными жидкостями в лаборатории

Больше защитных барьеров необходимо при опасности загрязнения воздуха парами и пылью радиоактивных веществ. Перчаточные камеры (т.е. камеры с установленными перчатками) и защитные камеры с дистанционными манипуляторами позволяют обращаться с радиоактивными материалами исключая в принципе загрязнение тела человека. Перчаточные камеры, такие как показана на рисунке 4, используются только при работе с альфа- и бета- излучателями, так как они обычно сделаны из плексигласа и имеют малую или вообще не имеют физической защиты от внешней опасности.

Рисунок 4

Схематическое изображение перчаточной камеры

При высокой мощности дозы гамма-излучателей сопровождающейся опасностью поверхностного загрязнения и загрязнения воздуха используются защитные камеры, подобные показанной на Рисунке 5.

Рисунок 5

Работа, проводимая в защитной камере

Система вентиляции для перчаточных и защитных камер обычно включают входное отверстие и выпускные фильтры. Внутри камеры поддерживается более низкое давление воздуха, чем снаружи, это препятствует выходу загрязнения.

Более низкий уровень сдерживания загрязнения обеспечивается вытяжным шкафом (как показано на Рисунке 6), в нем работают с материалами через отверстие на лицевой стороне шкафа. Воздух поступает через переднее отверстие, а удаляется через выпускное отверстие и может быть отфильтрован перед выходом наружу. Средства управления и сервиса, такие как электричество и вентиляция, располагают снаружи вытяжного шкафа, чтобы не влиять на поток воздуха, проходящий через переднее отверстие. Важно, чтобы вытяжной шкаф использовался правильно, чтобы обеспечить контроль загрязнения. Это означает, что следует ограничить количесто оборудования в вытяжном шкафу (без лишнего накопления), пространство около лицевой стороны вытяжного шкафа не должно загромождаться, следует контролировать поток воздуха перед вытяжным шкафом и площадь отверстия на лицевой стороне вытяжного шкафа должна быть минимальной.

Рисунок 6

Вытяжной шкаф

2.3.2     Контроль радиоактивных отходов

Контроль за обращением радиоактивных отходов является важным аспектом контроля загрязнения и часто подобные загрязнения не выявляется. Вы узнаете о безопасных методах захоронения и обращения с радиоактивными отходами из Модуля 3.4 «Безопасное обращение с радиоактивными отходами».

2.3.3     Проектирование лаборатории

Проектирование и оснащение лаборатории, в которой используются открытые радиоактивные вещества, также считается одним из элементов физической защиты. Важно, чтобы поверхности, которые могут быть загрязнены (рабочие поверхности стола, полы, стены и т. д.), были легко очищаемы, и чтобы не было абсорбирующих поверхностей или трещин, которые могут задерживать и накапливать загрязнение.

Основные понятия

  • Внутренняя радиационная опасность существует, когда есть возможность нанесения вреда ионизирующим излучением радиоактивного источника попавшего внутрь тела человека
  • Открытый радиоактивный материал, находящийся в нежелательном месте, называется загрязнением.
  • Закрытые источники определяются как радиоактивные вещества, которые находятся в защитной оболочке или в твердой форме, при этом исключается, что при его использовании часть радиоактивного вещества может быть утеряна.
  • Открытый источник – это радиоактивный материал, находящийся в форме, которая допускает потерю небольшого количества радиоактивного материала при его нормальном использовании (например, порошок, жидкость или газ).
  • Нефиксированное загрязнение – это загрязнение поверхности или воздуха, которое может свободно удаляться. Фиксированное загрязнение закреплено на определенной поверхности.
  • Весьма малое количество загрязнения, которое может представлять незначительную внешнюю радиационную опасность может вызвать значительную внутреннюю опасность.
  • Вообще, только открытые источники радиоактивных веществ считаются представляющими внутреннюю опасность, но если закрытый источник случайно или осознанно нарушен, то он также может представлять внутреннюю опасность.
  • Альфа-излучение представляет наиболее существенную внутреннюю радиационную опасность из-за его относительно высокой энергии  и малого пробега в органах и тканях.
  • Открытые радиоактивные вещества могут попасть в организм ингаляционным, пероральным путем и путем всасывания через кожу и  раны.
  • Отрезок времени, в течение которого радионуклид остается в организме, зависит от химической и физической форм загрязнения и физиологии человека.
  • МКРЗ рекомендует Стандартного Человека в качестве модели для расчетов по оценке внутренней радиационной опасности.
  • Термин «эффективная постоянная выведения» (leff) используется для описания одновременного распада и выведения радиоактивных веществ из организма.
  • Эффективный период полувыведения (Teff) радиоактивного вещества из организма – это время, в течение которого содержание радиоактивного вещества в организме уменьшается на половину за счет процессов радиоактивного распада и биологического выведения.
  • Период радиоактивного полураспада (Tr) вещества – это время, в течение которого распадется половина радиоактивного вещества по отношению к его первоначальному количеству в результате радиоактивного распада.
  • Биологический период полувыведения (Tb) радиоактивного вещества – это время, необходимое для уменьшения содержания радиоактивного вещества в организме на половину от его первоначального количества за счет биологического выведения.
  • Дозовые коэффициенты могут использоваться для расчета общей активности, попавшей в организм по ожидаемой эффективной дозе.
  • Предел годового поступления (ПГП) определяется как такое поступление определенного радионуклида ингаляционным, пероральным путем или путем поглощения кожей или раной, которое будет приводить к ожидаемой годовой эффективной дозе равной основному дозовому пределу.
  • Допустимые уровни (ДУ) – это такие уровни поверхностного загрязнения, ДОА, ПГП при которых основные дозовые пределы облучения тела, кожи и конечностей не превышены.
  • Допустимая объемная активность (ДОА) в воздухе определяется как концентрация определенного радионуклида, которая приведет к профессиональному облучению человека соответствующему ингаляционному поступлению одного ПГП в год.
  • Зоны могут быть классифицированы в терминах внутренней радиационной опасности (ДОА и ДУ).
  • Внутренняя радиационная опасность может контролироваться путем минимизации количества радиоактивных веществ, а также средствами административного и физического контроля.
  • Местные правила необходимы в зонах, где используются открытые радиоактивные вещества.
  • Системы защитных барьеров состоит из физических устройств, которые удерживают и препятствуют распространению радиоактивного загрязнения.

Заключительное задание

Это задание должно быть завершено перед тестовым заданием, поэтому потратьте некоторое время, чтобы изучить этот модуль. Затем свяжитесь с вашим руководителем, чтобы договориться о подходящем времени, чтобы завершить это задание.

Приложение А

некоторые характеристики стандартного человека

Некоторые органы стандартного человека (Взрослый мужчина)

Орган Масса (кг) % от всего тела
Все тело 70 100
Скелет 10 14
Мышцы 28 40
Жировая ткань 13.3 19
Кровь 5.5 7.9
Желудочно-кишечный тракт 2.2 3.1
Щитовидная железа 0.02 0.029

Водный баланс

Способ поступления Литры/день Выведение Литры/день
Пища 0.70 Моча 1.40
Жидкость 1.95 Пот 0.65
Окисление пищи 0.35 Малозаметно* 0.85
Совокупный 3.00 Фекалии 0.10

* С выдыхаемым воздухом, и в результате диффузии через кожу и очень низкой скорости потовыделения

Объемы вдыхаемого воздуха

Объем воздуха, вдыхаемый в течение 8 часового рабочего дня 9.6 м3
Объем воздуха, вдыхаемый в течение 16 часового рабочего дня 13.2 м3


Приложение В

Предельно допустимые уровни поверхностного загрязнения

100

Бк/см2

0.1

Бк/см2

1

Бк/см2

10

Бк/см2

1000

Бк/см2

Th-230 Sm-147 Sr-90 Na-22 Ag-110m H-3 Br-77 Ce-139
Th-232 Sm-153 Ra-223 P-32 Cd-109 C-14 Rb-81 Ce-141
Pa-231 Pb-210 Ra-224 Co-56 In-113m Na-24 Sr-85 Nd-147
U-232 Po-210 Co-60 Sb-124 S-35 Sr-87m Gd-153
Pu-238 Ra-226 Cu-64 I-125 Cl-36 Y-87 Tb-160
Pu-239 Th-227 Cu-67 I-131 Ca-45 Y-88 Eb-169
Am-241 Th-228 Zn-65 Cs-134 Ca-47 Mo-99 Tm-170
Cm-244 U-234 Ga-68 Cs-137 Sc-46 Tc-99m Yb-169
U-235 Se-75 La-140 Sc-47 Tc-99 Lu-177
U-236 Rb-86 Pm-147 Cr-51 Ru-103 Hf-181
U-238 Sr-89 Eu-152 Mn-54 Ag-111 W-185
Все остальные альфа-излучатели с периодом полураспада >3 месяцев
Y-90 Eu-154 Fe-55 In-111 Re-186
Ru-106 Bi-210 Fe-59 Sn-113 Ir-192
Co-57 Sb-125 Au-198
Все остальные радионуклиды не являются альфа-излучающими
Co-58 I-123 Hg-197
Ni-63 Cs-129 Hg-203
Ga-67 Cs-131 Tl-201
Ge-68 Ba-133 Tl-204

Взято из Recommended limits on radioactive Contamination on Surfaces in Laboratories (1995), Radiation Health Series No. 38, Australian National Health and Medical Research Council.


Глоссарий

Биологический период полувыведения Время, необходимое для уменьшения активности радионуклида в организме на половину от его первоначального количества за счет биологического выведения.
Внешняя радиационная опасность Ионизирующее излучение от радиоактивного источника вне тела человека потенциально способное нанести ущерб.
Внутренняя радиационная опасность Опасность, которая существует, когда есть потенциальная возможность попадания источника ионизирующего излучения в организм и причинения ущерба.
Дозовые коэффициенты Коэффициенты, используемые для определения ожидаемой эффективной дозы на единицу поступления радиоактивного вещества для взрослых (Зв/Бк), рассчитываемые за 50 лет с момента поступления.
Допустимая объемная активность (ДОА) Концентрация радионуклида в воздухе (в беккерелях на кубический метр), которая соответствует ингаляционному поступлению в один ПГП за рабочий год.
Допустимый уровень поверхностного

загрязнения (ДУ)

Предельный уровень поверхностного загрязнения для того, чтобы удержать дозы ниже соответствующих дозовых пределов.
Загрязнение Радиоактивное вещество, если оно в результате небрежности или аварийной ситуации локально загрязняет какие-либо объекты, где его не должно быть (включая в или на поверхности тела человека) определяют как загрязнение.
Закрытый источник Радиоактивные вещества находящиеся в защитной оболочке препятствующей их утечке при нормальных условиях работы.
Зона наблюдения Зона, где осуществляется контроль за условиями профессионального облучения, но не требуется мер защиты.
Контролируемая зона Зона, где требуются или могут потребоваться специальные меры защиты и обеспечения безопасности при контролируемом нормальным облучении для предотвращения или ограничения уровня потенциального облучения.
МАГАТЭ Международное агентство по атомной энергии.
МКРЗ Международная комиссия по радиологической защите. Организация, которая разрабатывает рекомендации и руководства по практической реализации фундаментальных принципов радиационной защиты.
Неклассифицированная зона Зона, где не требуются мер защиты и не нужно осуществлять контроль за профессиональным облучением.
Нефиксированное загрязнение Радиоактивное загрязнение, которое не фиксируется поверхностью.
Открытый источник Радиоактивный материал, без защитной оболочки для которого возможна частичная утеря при нормальных условиях работы.
Период полураспада Время, необходимое для уменьшения радионуклида на половину от его первоначального количества за счет радиоактивного распада.
Предел годового поступления (ПГП) Количество радиоактивности, измеренное в беккерелях, которое поступая в организм стандартного человека, будет соответствовать ожидаемой годовой эффективной дозе , равной основному дозовому пределу.
Радиотоксичность Мера ущерба, который может быть вызван поступлением радионуклидов в организм.
Система защитных

барьеров

Состоит из физических устройств, удерживающих радиоактивные материалы и препятствующих распространению загрязнения.
Стандартный человек, уроженец Азии Модель стандартного человека, разработанная Международным агентством по атомной энергии специально для населения Азии.
Стандартный человека Модель, разработанная МКРЗ для оценки доз, вызванных поступлением радионуклидов. Модель описывает средние характеристики человека.
Фиксированное загрязнение Загрязнение, фиксированное на поверхности.
Эффективный период полувыведения Время, в течение которого активность радионуклида в организме уменьшается на половину от его первоначального значения за счет процессов радиоактивного распада и биологического выведения.