Wyniki wyszukiwania - Biblioteka Nauki

1

Assessment of exposure of workers to ionizing radiation from radioiodine and technetium in nuclear medicine departmental facilities

100%

Krajewska G. , Pachocki K. A.

|

tom 64

|

nr 5

625-630

PL

Wprowadzenie: Ze względu na stosowanie promieniowania jonizującego medycyna nuklearna jest istotną i unikalną gałęzią metod diagnostycznych i leczniczych. Celem podjętych badań była ocena narażenia wewnętrznego pracowników zakładów medycyny nuklearnej na jod promieniotwórczy 131I i technet 99mTc oraz ocena dawek pochodzących z ekspozycji zewnętrznej. Materiał i metody: Pomiary zawartości radiojodu 131I i technetu 99mTc w tarczycy osób pracujących z tymi radionuklidami (ok. 100 osób) wykonano w 4 ośrodkach medycyny nuklearnej. Zastosowano przenośny zestaw detekcyjny mierzący radionuklidy in situ. Dawki pochodzące z ekspozycji zewnętrznej mierzono, wykorzystując środowiskowe dozymetry termoluminescencyjne (thermoluminescent dosimeters - TLD) o dużej czułości. Wyniki: Zawartość radiojodu 131I w tarczycy wynosiła średnio: 83 Bq (zakres aktywności: 70-250 Bq) w grupie personelu technicznego, 280 Bq (zakres: 70-4000 Bq) w grupie personelu medycznego i 275 Bq (zakres: 70-1000 Bq) w grupie personelu pomocniczego. Średnia zawartość technetu 99mTc w tarczycy wynosiła ok. 1500 Bq (zakres: 50-1800 Bq). Otrzymana moc dawek pochodzących z ekspozycji zewnętrznej mieściła się w zakresie 0,5-10 μGy/godz. Wnioski: Oszacowana średnia dawka skuteczna pochodząca z inhalacji radiojodu 131I stanowiła mniej niż 5% rocznego limitu dla narażenia zawodowego, które wynosi 20 mSv/rok. Med. Pr. 2013;64(5):625–630

EN

Background: Due to its use of ionising radiation, the field of nuclear medicine is a unique and significant part of medical diagnostics and patient treatment. The aim of this study was to assess the internal exposure of nuclear medicine employees to radioiodine 131I and technetium 99mTc as well as to assess the external exposure doses. Material and Methods: The radioiodine 131I and technetium 99mTc contents in the thyroid of staff members (about 100 persons) dealing with these radionuclides have been measured in four departments of nuclear medicine. The measurements were conducted with a portable detection unit for in situ measurements of radioiodine and technetium. High sensitivity environmental thermoluminescent dosimeters (TLD) were used to measure the external exposure dose. Results: The average values and ranges of radioiodine 131I activity measured in the thyroids of all of the medical units' employees were: 83 Bq (range: 70-250 Bq), 280 Bq (range: 70-4000 Bq), 275 Bq (range: 70-1000 Bq) for technical staff, nuclear medicine staff and hospital services staff, respectively. The mean value of technetium 99mTc content in the thyroids of nuclear medicine staff was approximately 1500 Bq (range: 50- -1800 Bq). External exposure dose rates were in the range of 0.5-10 μGy/h. Conclusions: The calculated average effective dose for particular person caused by the inhalation of radioiodine 131I is below 5% of 20 mSv/year (occupational exposure limit). Med Pr 2013;64(5):625–630

2

Skażenia promieniotwórcze środowiska i człowieka w Polsce

100%

Pietrzak-Flis Z.

|

tom T. 51, z. dodatk

70-72

3

Obliczenia obszaru ograniczonego użytkowania wokół pierwszej polskiej elektrowni jądrowej

80%

Bielewski W. , Fornalski K. W.

|

tom z. 2

23--36

PL

Poniższy raport stanowi podsumowanie trzymiesięcznych praktyk odbytych w PGE EJ 1 Sp. z o.o. na przełomie 2014 i 2015 r., których celem było uproszczone oszacowanie promienia obszaru ograniczonego użytkowania wokół planowanej polskiej elektrowni jądrowej do celów poglądowych i edukacyjnych. Kalkulacje wymagały uwzględnienia danych meteorologicznych, parametrów emisji, a także danych o rocznej aktywności substancji promieniotwórczych uwalnianych w przypadku zaistnienia różnych sytuacji eksploatacyjnych. Podczas obliczeń rozpraszania substancji w powietrzu posłużono się modelem chmury Gaussa (uproszczeniem modelu Lagrange’a) oraz modelem dyfuzji atmosferycznej Sagendorfa. Przyjęte limity dawek oraz sposób ich szacowania zostały ustalone w zgodzie z zasadami opisanymi w art. 36f ustawy Prawo atomowe. Brak decyzji dotyczącej konkretnej technologii reaktora mającego powstać w Polsce wymusił uwzględnienie w obliczeniach różnych typów elektrowni. Obliczenia pokazały, iż brak dostępności precyzyjnych danych dotyczących parametrów emisji substancji w przypadku różnych typów awarii dla różnych reaktorów, uniemożliwia określenie dokładnego promienia obszaru ograniczonego użytkowania (głównie w warunkach awaryjnych bez stopienia rdzenia). Udowodniono jednak, jak duży wpływ na wielkość tego obszaru mają wspomniane parametry, a także określono, jaki jest w przybliżeniu charakter zmian rozkładu dawek promieniowania w przypadku zmiany każdego z nich. W warunkach normalnej eksploatacji oraz przewidywanych zdarzeń eksploatacyjnych, uwolnienia dla technologii EPR, AP1000 oraz ESBWR nie spowodowały przekroczenia progu rocznej dawki skutecznej, zdefiniowanego w Prawie atomowym jako limitujący, wymagający utworzenia obszaru ograniczonego użytkowania. Największe dawki w tych warunkach generowane są natomiast w przypadku reaktorów typu ESBWR. W warunkach awaryjnych bez stopienia rdzenia, dla pewnego zestawu założonych parametrów emisji, roczne dawki skuteczne przekraczały próg 10 mSv, wymuszając tym samym określanie obszaru ograniczonego użytkowania. Natomiast przy innym pakiecie parametrów dawki spadały poniżej tego progu. Zgodnie z obliczeniami, niezależnie od przyjętych wartości, najwyższe dawki spośród technologii ESBWR, EPR i AP1000 generowała pierwsza z nich w wyniku awarii ze zniszczeniem 1000 prętów paliwowych.

EN

The following report is a summary of the three-month internship in PGE EJ1 at the turn of 2014 and 2015. Its purpose was to calculate, in a simplified manner, the radius of the restricted-use area around the first planned polish nuclear power plant, for the educational and illustrative purposes. The calculations required meteorological data, emission parameters and annual activities of radioactive substances released in the event of occurrence of different operational situations to be included as an input. The dispersion of substances in the air was modeled using Gaussian cloud model (Lagrange model simplification) and Sagendorf atmospheric diffusion model. The effective doses limits and methods of calculating them were determined based on art. 36f of the Polish Atomic Law. Lack of decision regarding a particular reactor technology to be introduced in Poland forced us to include various types of nuclear power plant in the simulations. The results of the calculations showed that the lack of availability of precise data on emission parameters in case of various types of emergencies for different reactors makes it impossible to determine the exact radius of the restricted-use area. Nonetheless, it has been proven that the size of this area is heavily influenced by the aforementioned parameters. Moreover, the approximate character of changes in the distribution of radiation doses in the event of a change in each of them has been determined. Under normal operating conditions and during predictable operating emergencies, releases for EPR, AP1000 and ESBWR technologies did not exceed the threshold of annual effective dose, defined in the Atomic Law as a limited one, requiring the creation of a restricted-use area. The highest doses in these conditions are generated in case of ESBWR type reactors. Under emergency conditions during which the reactor core remains safe, for a certain set of assumed emission parameters, the annual effective doses exceeded the threshold of 10 mSv, thus forcing the determination of the restricted-use area. Whereas, with a different set of parameters, the doses fell below this limit. According to calculation results, regardless of the values adopted, the highest doses among ESBWR, EPR and AP1000 technologies generated the first of them in the case of 1000 fuel rods failure.