游離輻射防護安全標準 及合理抑低 李境和義守大學醫學影像暨放射科學系 1
游離輻射防護安全標準 2
內容 緣由 主要內容 結語 3
緣由 國際輻射防護委員會 (ICRP) 研究日本原子彈爆炸生存者的輻射效應, 發現致死放射性癌 (fatal radiogenic cancer) 的機率可能被低估一個因子, 於是於 1990 年發布 ICRP-60 號報告 建議 : 職業曝露的有效劑量限值為 5 年平均年劑量 20 msv, 任何一年之限值為 50 msv; 一般民眾的有效劑量限值為每年 1mSv 4
緣由 原能會於民國 92 年 1 月 30 日發布的游離輻射防護安全標準, 已參酌 ICRP-60 之建議, 但為避免造成國內業者衝擊太大, 故僅採用 ICRP-60 所建議之劑量限度, 仍維持舊標準之專有名詞 加權因數及劑量轉換因數 民國 94 年原能會認為全面落實 ICRP-60 建議之時機已漸臻成熟, 爰進行修正作業, 於民國 94 年 12 月 30 日公布此新標準, 但於條文最後一條說明自 97 年 1 月 1 日全面實施 條文共計 21 條, 增訂 1 條 修正 19 條,1 條未修正, 修訂之輻度相當大 5
輻防標準共計 21 條, 主要內容如下 : 第一條說明法源依據 ( 依游離輻射防護法第五條規定訂定之 ) 第二條說明輻防標準之用詞定義 第三條規定活度及各種劑量之計算公式 第四條說明如何計算有效劑量 第五條規定輻射示警標誌 第六條說明輻射作業之原則 第七條規定職業曝露之劑量限度 第八條說明工作人員有效劑量的計算方法及推定空氣濃度之規定 6
第九條說明預估輻射作業無法符合工作人員職業曝露之劑量限度時之申請規定 第十條規定未成年人接受輻射作業教學或工作訓練之年劑量限度 第十一條規定雇主應檢討懷孕女性輻射工作人員之工作條件及規定懷孕女性工作人員之輻射劑量限度 第十二條規定輻射作業造成一般人之年劑量限度 第十三條說明設施經營者如何執行輻射作業符合一般人年劑量限度之證明方法 第十四條規定放射性廢水排入污水下水道之限值 7
第十五條說明設施經營者預估輻射作業無法符合一般人之年劑量限度時之申請規定 第十六條授權主管機關為合理抑低集體有效劑量, 得採較輻防標準更嚴格的要求 第十七條說明緊急曝露之適用情況 第十八條規定緊急曝露人員之劑量限值 第十九條說明閃爍液排放不適用輻防標準之條件 第二十條說明動物組織或屍體之廢棄不適用輻防標準之條件 第二十一條說明輻防標準之施行日期 8
重要用詞定義及計算公式 : 吸收劑量 : 指單位質量物質吸收輻射之平均能量,1kg 物質吸收 1 焦耳能量為 1 戈雷 D d / dm 等效劑量 (dose equivalent ): 指人體組織或器官之吸收劑量與射質因數之乘積, 其單位為西弗 ( 射質因數用於體外曝露, 與輻射種類有關, 其值可取自輻射加權因數 用於組織或器官體外曝露的物理量 ) H D Q T,exp T, exp 9
個人等效劑量 : 指人體表面定點下適當深度處軟組織體外曝露之等效劑量 對於強穿輻射, 為 10 毫米深度處軟組織 ; 對於弱穿輻射, 為 0.07 毫米深度處軟組織 ; 眼球水晶體之曝露, 為 3 毫米深度處軟組織, 其單位為西弗 ( 專為度量人員體外曝露的物理量 ) H P ( d) 皮膚可分為兩層, 外層稱為上皮層 (epidermis), 內層稱為真皮 (dermis), 兩層間為基層膜 基層膜是由活躍原始細胞 (biologically active progenitor cell) 所組成, 以產生皮膚外表面的細胞, 是皮膚劑量限值的關鍵組織, 約位於 0.007cm 深度 D exp Q 10
器官劑量 : 指單位質量之組織或器官吸收輻射之平均能量, 其單位為戈雷 ( 器官劑量為吸收劑量 ) D T 等價劑量 (equivalent dose, H T ): 指器官劑量與對應輻射加權因數 (W R ) 乘積之和, 其單位為西弗 H T 1 m T W D R m T D dm R T,R ( 輻射加權因數能代表各種輻射之相對生物效應 ) ( 等價劑量表示器官吸收輻射劑量後之相對生物效應 等效劑量僅表示人員體外曝露的物理量 ) 11
本標準附表一之一 ( 二 ) 表一各類輻射加權因數 (1) 輻射加權因數 W R 輻射種類與能量區間 (2) 所有能量之光子 1 WR 1 D 0 DL Q L dl 所有能量之電子及 μ 介子 (3) 1 中子 (4) 能量 <10 千電子伏 (kev) 5 10 千電子伏 (kev) 100 千電子伏 (kev) 10 >100 千電子伏 (kev) 2 百萬電子伏 (MeV) 20 >2 百萬電子伏 (MeV) 20 百萬電子伏 (MeV) 10 >20 百萬電子伏 (MeV) 5 質子 ( 回跳質子除外 ) 能量 >2 百萬電子伏 (MeV) 5 α 粒子, 分裂碎片, 重核 20 1 QL 0.32L 2.2 300 L L 10 10 L 100 L 100 (2) 表中未述及之輻射種類或能量範圍, 其加權因數可依公式 (1.1) 及 (1.2) 求得 12
約定等價劑量 : 指組織或器官攝入放射性核種後, 經過一段時間所累積之等價劑量, 其單位為西弗 一段時間為自放射性核種攝入之日起算, 對 17 歲以上者以 50 年計算 ; 對未 t 滿 17 歲者計算至 70 歲 H ( ) 0 τ T τ H T (t) dt t0 有效劑量 (E): 指人體中受曝露之各組織或器官之等價劑量 (H T ) 與各該組織或器官之組織加權因數 (W T ) 乘積之和, 其單位為西弗, 組織加權因數依附表一之二規定 E E W T WR T W T H T T R D T,R 13
本標準附表一之二 表二組織加權因數 (1) 組織或器官 組織加權因數 W T 組織或器官組織加權因數 W T 性腺 0.20 肝 0.05 紅骨髓 0.12 食道 0.05 結腸 0.12 甲狀腺 0.05 肺 0.12 皮膚 0.01 胃 0.12 骨表面 0.01 膀胱 0.05 其餘組織或器官 0.05 (2)(3) 乳腺 0.05 (2) 其餘組織或器官 : 指腎上腺 腦 大腸之上段 小腸 腎 肌肉 胰 脾 胸腺以及子宮 這些組織或器官中包括可能受選擇性照射 (selectively irradiated) 之組織或器官 表中某些組織或器官已知易於受輻射誘發癌症 如果其他組織與器官未來經認定具癌之危險度, 亦將納入本表, 並引用指定之加權因數或納入其餘組織或器官 後者亦可包括可能受選擇性照射之組織或器官 (3) 其餘組織或器官中其中單一項之等價劑量, 若超過表中 12 個具有特定加權因數之組織或器官中任一具最高劑量者, 則使用 0.025 為該組織或器官之加權因數, 另 0.025 用以作為其餘組織或器官之平均 14 劑量加權之用
約定有效劑量 : 指各組織或器官之約定等價劑量與組織加權因數乘積之和, 其單位為西弗 E( ) W H ( T T T ) 集體有效劑量 : 指特定群體曝露於某輻射源, 所受有效劑量之總和, 亦即為該特定輻射源曝露之人數與該受曝露群組平均有效劑量之乘積, 其單位為人西弗 S E i N i i 15
ALI stoc 年攝入限度 (ALI): 指參考人在一年內攝入某一放射性核種而導致 50 毫西弗之約定有效劑量或任一組織或器官 500 毫西弗之約定等價劑量兩者之較小值 (h 50,T 為單位攝入量之約定等價劑量 ) 推定空氣濃度 : 指參考人在輕微體力之活動中, 於一年中呼吸此濃度之空氣 2000 小時, 將導致年攝入限度 A T T WT h50, T 50mSv 0.05 W h T 50, T ALI non 0.5 h 50, T Ah50, T 500 msv ALI min., DAC ALI stoc ALI non 50 /1000 Bq DCF 2400 m 3 16
輻射之健康效應 確定效應 : 指導致組織或器官之功能損傷而造成之效應, 其嚴重程度與劑量大小成比例增加, 此種效應可能有劑量低限值 ( 用等價劑量管制 ) 機率效應 : 指致癌效應及遺傳效應, 其發生之機率與劑量大小成正比, 而與嚴重程度無關, 此種效應之發生無劑量低限值 ( 用有效劑量管制 ) 合理抑低 : 指盡一切合理之努力, 以維持輻射曝露在實際上遠低於本標準之劑量限度 其原則為 : 須符合原許可之活動 須考慮技術現狀 改善公共衛生及安全之經濟效益以及社會與社會經濟因素 須為公共之利益而利用輻射 17
有效劑量之獲得方法 有效劑量, 得以度量或計算強穿輻射產生之個人等效劑量及攝入放射性核種產生之約定有效劑量之和表示 E T = H p (d)+σ j h(g) j,ing I j,ing +Σ j h(g) j,inh I j,inh 強穿輻射產生之個人等效劑量或攝入放射性核種產生之約定有效劑量於一年內不超過二毫西弗時, 體外曝露及體內曝露得不必相加計算 18
第五條輻射示警標誌之規定規定 輻射示警標誌如下圖所示, 圖底為黃色, 三葉形為紫紅色, 圖內 R 為內圈半徑 輻射示警標誌以蝕刻 壓印等特殊方式製作時, 其底色及三葉形符號之顏色得不受前項規定之限制 輻射示警標誌得視需要於標誌上或其附近醒目位置提供適當之示警內容 19
第六條 ( 輻射作業規定 ) 輻射作業應防止確定效應之發生及抑低機率效應之發生率, 且符合下列規定 : 一 利益須超過其代價 ( 正當性,Justification) 二 考慮經濟及社會因素後, 一切曝露應合理抑低 ( 最佳化,Optimization) 三 個人劑量不得超過本標準之規定值 ( 劑量限值,Dose Limitation) 前項第三款個人劑量, 指個人接受體外曝露及體內曝露所造成劑量之總和, 不包括由背景輻射曝露及醫療曝露所產生之劑量 20
第七條 ( 工作人員劑量限度規定 ) 輻射工作人員職業曝露之劑量限度, 依下列規定 : 每連續 5 年週期之有效劑量不得超過 100 毫西弗, 且任何單一年內之有效劑量不得超過 50 毫西弗 眼球水晶體之等價劑量於一年內不得超過 150 毫西弗 皮膚或四肢之等價劑量於一年內不得超過 500 毫西弗 前項第一款五年週期, 自民國九十二年一月一日起算 21
第八條 ( 規定有效劑量之計算方法 推定空氣濃度 ) 計算總有效劑量 H p (d) 係在指定期間內由強穿輻射之體外曝露產生之個人等效劑量 h(g) j,ing 及 h(g) j,inh 分別為 g 年齡群組人員嚥入或吸入放射性核種 j 每單位攝入量產生之約定有效劑量 ( 亦稱為劑量轉換因數,DCF) I j,ing 及 I j,inh 分別為在同一期間內經由嚥入或吸入途徑攝入放射性核種 j 之量 ET H p ( d) h( g) j, ing I j, ing h( g) j, inh I j, inh j j 22
附表三之一 輻射工作人員吸入及嚥入每單位攝入量放射性核種產生之約定 有效劑量,h (g)( 西弗 / 貝克,Sv.Bq -1 ) 核種物理半化期 Co-60 5.27 年 M S Sr-90 29.1 年 F S Tc-99m 6.02 時 F M 吸入途徑 嚥入途徑 類別 f 1 h (g) 1μm h (g) 5μm f 1 h (g) 0.100 0.050 0.300 0.010 0.800 0.800 9.6 10-9 2.9 10-8 7.1 10-9 1.7 10-8 0.100 0.050 2.4 10-8 3.0 10-8 0.300 1.5 10-7 7.7 10-8 0.010 3.4 10-9 2.5 10-9 2.8 10-8 2.7 10-9 1.2 10-11 2.0 10-11 0.800 2.2 10-11 1.9 10-11 2.9 10-11 I-131 8.04 日 F 1.000 7.6 10-9 1.1 10-8 1.000 2.2 10-8 Cs-137 30.0 年 F 1.000 4.8 10-9 6.7 10-9 1.000 1.3 10-8 Ra-226 1.60 10 3 年 M 0.200 3.2 10-6 2.2 10-6 0.200 2.8 10-7 F M 及 S 分別表示自肺快速 中速及慢速吸收 23
有效劑量之計算 設一工作人員去年的膠片配章劑量, 四季分別為 2 1.5 1 0.5 毫西弗 ; 工作環境有 Cs-137 與 I-131 的空浮, 分別吸入 20 與 10 μci, 求此工作人員去年之有效劑量解 : 個人等效劑量 H p (d)=2+1.5+1+0.5=5 msv 從附表三之一中 h(g) 5 μm, 得知 Cs-137 與 I-131 分別為 6.7 10-9 及 1.1 10-8 Sv/Bq, 故攝入放射性核種的約定有效劑量 Σ j h(g) j,inh I j,inh =[6.7 10-9 20+ 1.1 10-8 10] 3.7 10 4 =9 10-3 Sv=9 msv 工作人員去年之有效劑量 E T = H p (d)+σ j h(g) j,ing I j,ing +Σ j h(g) j,inh I j,inh =5+0+9=14 msv 24
表三之四 一般人之個人嚥入每單位攝入量放射性核種產生之約定有效劑量,h (g)( 西弗 / 貝 克,Sv.Bq -1 ) 核種 物理年齡 1 歲年齡 1-2 歲 2-7 歲 7-12 歲 12-17 歲 >17 歲半化期 f 1 (g 1 歲 ) h (g) f 1 (g>1 歲 ) h (g) h (g) h (g) h (g) h (g) 鈷 (c) (Cobalt (c) ) (c) 對 1-15 歲者,f 1 值取 0.3 Co-60 5.27 年 0.600 5.4 10-8 0.100 2.7 10-8 1.7 10-8 1.1 10-8 7.9 10-9 3.4 10-9 鍶 (d) (Strontium (d) )(d) 對 1-15 歲者 f 1 取 0.4 Sr-90 29.1 年 0.600 2.3 10-7 0.300 7.3 10-8 4.7 10-8 6.0 10-8 8.0 10-8 2.8 10-8 Tc-99m 6.02 時 1.000 2.0 10-10 0.500 1.3 10-10 7.2 10-11 4.3 10-11 2.8 10-11 2.2 10-11 I-131 8.04 日 1.000 1.8 10-7 1.000 1.8 10-7 1.0 10-7 5.2 10-8 3.4 10-8 2.2 10-8 Cs-137 30.0 年 1.000 2.1 10-8 1.000 1.2 10-8 9.6 10-9 1.0 10-8 1.3 10-8 1.3 10-8 鐳 (g) (Radium (g) )(g) 對 1-15 歲者,f 1 值取 0.3 Ra-226 1.60 10 3 年 0.600 4.7 10-6 0.200 9.6 10-7 6.2 10-7 8.0 10-7 1.5 10-6 2.8 10-7 25
附表三之五一般人之個人吸入每單位攝入量放射性核種產生之約定有效劑量,h (g)( 西弗 / 貝克,Sv.Bq -1 ) 核種 物理半化期 肺吸收年齡 1 歲年齡 1-2 歲 2-7 歲 7-12 歲 12-17 歲 >17 歲類別 f 1 (g 1) h (g) f 1 (g>1) h (g) h (g) h (g) h (g) h (g) 鈷 (Cobalt (c) )(c) 類別 F 對 1-15 歲者 f 1 值取 0.3 Co-60 5.27 年 F M S 0.600 0.200 0.020 3.0 10-8 4.2 10-8 9.2 10-8 鍶 (Strontium (d) )(d) 類別 F 對 1-15 歲者 f 1 值取 0.4 Sr-90 29.1 年 F M S Tc-99m 6.02 時 F M S I-131 8.04 日 F M S Cs-137 30.0 年 F M S 0.600 0.200 0.020 1.000 0.200 0.020 1.000 0.200 0.020 1.000 0.200 0.020 1.3 10-7 1.5 10-7 4.2 10-7 1.2 10-10 1.3 10-10 1.3 10-10 7.2 10-8 2.2 10-8 8.8 10-9 8.8 10-9 3.6 10-8 1.1 10-7 鐳 (Radium (g) )(g) 類別 F 對 1-15 歲者 f 1 值取 0.3 Ra-226 1.60 10 3 年 F M S 0.600 0.200 0.020 2.6 10-6 1.5 10-5 3.4 10-5 0.100 0.100 0.010 0.300 0.100 0.010 0.800 0.100 0.010 1.000 0.100 0.010 1.000 0.100 0.010 0.200 0.100 0.010 2.3 10-8 3.4 10-8 8.6 10-8 5.2 10-8 1.1 10-7 4.0 10-7 8.7 10-11 9.9 10-11 1.0 10-10 7.2 10-8 1.5 10-8 6.2 10-9 5.4 10-9 2.9 10-8 1.0 10-7 9.4 10-7 1.1 10-5 2.9 10-5 1.4 10-8 2.1 10-8 5.9 10-8 3.1 10-8 6.5 10-8 2.7 10-7 4.1 10-11 5.1 10-11 5.2 10-11 3.7 10-8 8.2 10-9 3.5 10-9 3.6 10-9 1.8 10-8 7.0 10-8 5.5 10-7 7.0 10-6 1.9 10-5 8.9 10-9 1.5 10-8 4.0 10-8 4.1 10-8 5.1 10-8 1.8 10-7 2.4 10-11 3.4 10-11 3.5 10-11 1.9 10-8 4.7 10-9 2.4 10-9 3.7 10-9 1.3 10-8 4.8 10-8 7.2 10-7 4.9 10-6 1.2 10-5 6.1 10-9 1.2 10-8 3.4 10-8 5.3 10-8 5.0 10-8 1.6 10-7 1.5 10-11 2.4 10-11 2.5 10-11 1.1 10-8 3.4 10-9 2.0 10-9 4.4 10-9 1.1 10-8 4.2 10-8 1.3 10-6 4.5 10-6 1.0 10-5 5.2 10-9 1.0 10-8 3.1 10-8 2.4 10-8 3.6 10-8 1.6 10-7 1.2 10-11 1.9 10-11 2.0 10-11 7.4 10-9 2.4 10-9 1.6 10-9 4.6 10-9 9.7 10-9 3.9 10-8 3.6 10-7 3.5 10-6 9.5 10-6 26
推定空氣濃度 肺吸收類別 F 類 : 指將自呼吸道為血液快速吸收之沉積於體內之物質, 其生物半化期之預設值為 : 10 分鐘 M 類 : 指將自呼吸道為血液以中速率吸收之沉積於體內之物質, 其生物半化期之預設值為 : 百分之十為 10 分鐘, 餘百分之九十為 140 天 S 類 : 指將自呼吸道為血液以慢速率吸收之沉積於體內之難溶物質, 其生物半化期之預設值為 : 百分之 O 一為 10 分鐘, 餘百分之九十九. 九為 7000 天 劑量轉換因子 (h(g)).. F 類 < M 類 < S 類 27
推定空氣濃度之計算 對以攝入 ( 約定有效劑量 ) 為主要限制之核種 ( 一年工作 50 週, 每週工作 5 天, 每天工作 8 小時, 每分鐘吸入 20 公升之空氣, 每年吸入空氣體積 V=0.02 60 8 5 50=2400m 3 ) (DCF:Sv/Bq) DAC 50 /1000 Bq DCF 2400 m 3 對以氣態瀰漫 ( 體外曝露 ) 為主要限制之核種 ( 一年工作 50 週, 每週工作 5 天, 每天有 1/3 接受曝露, 一年之有效天為 50 5 1/3=83.3 天 ) (DCN:(Sv. m 3 )/(Bq.day)) DAC 50 /1000 Bq DCN 83.3 m 3 28
附表四之一 第一欄 原子序 輻射工作人員推定空氣濃度管制限度 第二欄第三欄第四欄第五欄 放射性核種 肺吸收類別 吸入每單位攝入量放射性核種劑量轉換因數 ( 西弗 / 貝克 ) 嚥入每單位攝入量放射性核種劑量轉換因數 ( 西弗 / 貝克 ) 第六欄 推定空氣濃度 ( 貝克 / 立方米 ) (DAC) 27 Co-60 M 7.1 10-9 3.4 10-9 2.93 10 3 S 1.7 10-8 2.5 10-9 1.23 10 3 38 Sr-90 F 3.0 10-8 2.8 10-8 6.94 10 2 S 7.7 10-8 2.7 10-9 2.71 10 2 43 Tc-99m F 2.0 10-11 2.2 10-11 1.04 10 6 M 2.9 10-11 7.18 10 5 53 I-131 F 1.1 10-8 2.2 10-8 1.89 10 3 55 Cs-137 F 6.7 10-9 1.3 10-8 3.11 10 3 88 Ra-226 M 2.2 10-6 2.8 10-7 9.47 10 0 F 類 < M 類 < S 類 29
有效劑量之計算 設一工作人員去年的膠片配章劑量, 四季分別為 2 1.5 1 0.5 毫西弗 ; 工作環境有 Cs-137 與 I-131 的空浮, 去年平均濃度分別為 311 及 189 Bq/m 3, 求此工作人員去年之有效劑量 解 : 個人等效劑量 H p (d)=2+1.5+1+0.5=5 msv 從附表三之一中 h(g) 5 μm, 得知 Cs-137 與 I-131 分別為 6.7 10-9 及 1.1 10-8 Sv/Bq, 故攝入放射性核種的約定有效劑量 Σ j h(g) j,inh I j,inh =[6.7 10-9 311+ 1.1 10-8 189] 2400=1 10-2 Sv=10 msv 工作人員去年之有效劑量 E T = 5+0+10=15 msv 另解 : 從附表四之一, 得知 Cs-137 與 I-131 之 DAC 分別為 3.11 10 3 及 1.89 10 3 Bq/m 3, 故攝入放射性核種的約定有效劑量 Σ j h(g) j,inh I j,inh =[311/(3.11 10 3 )+189/(1.89 10 3 )] 50=10 msv 工作人員去年之有效劑量 E T = 5+0+10=15 msv 30
第十條 ( 未成年之劑量限值規定, 約為成年人 1/3) 十六歲以上未滿十八歲者接受輻射作業教學或工作訓練, 其個人年劑量限度依下列規定 : 一 有效劑量不得超過 6 毫西弗 二 眼球水晶體之等價劑量不得超過 50 毫西弗 三 皮膚或四肢之等價劑量不得超過 150 毫西弗 31
第十一條 ( 孕婦劑量規定 ) 雇主於接獲女性輻射工作人員告知懷孕後, 應即檢討其工作條件, 使其胚胎或胎兒接受與一般人相同之輻射防護 前項女性輻射工作人員, 其賸餘妊娠期間下腹部表面之等價劑量, 不得超過 2 毫西弗, 且攝入體內放射性核種造成之約定有效劑量不得超過 1 毫西弗 32
第十二條 ( 一般人之年劑量規定 ) 輻射作業造成一般人之年劑量限度, 依下列規定 : 一 有效劑量不得超過 1 毫西弗 二 眼球水晶體之等價劑量不得超過 15 毫西弗 三 皮膚之等價劑量不得超過 50 毫西弗 33
第十三條 ( 設施設計及進行輻射作業之規定 ) 設施經營者於規劃 設計及進行輻射作業時, 對一般人造成之劑量, 應符合前條之規定 設施經營者得以下列兩款之一方式證明其輻射作業符合前條之規定 : 一 依附表三或模式計算關鍵群體中個人所接受之劑量, 確認一般人所接受之劑量符合前條劑量限度 二 輻射工作場所排放含放射性物質之廢氣或廢水, 造成邊界之空氣中及水中之放射性核種年平均濃度不超過附表四之二規定, 且對輻射工作場所外地區中一般人體外曝露造成之劑量, 於一小時內不超過 0.02 毫西弗, 一年內不超過 0.5 毫西弗 34
空氣中排放物濃度 (ADC) 對以攝入 ( 約定有效劑量 ) 為主要限制之核種 ( 一般個人 (>17 歲 ) 每天吸入 22.2m 3 之空氣, 工作人員每分 20 升 ) (DCA:Sv/Bq) 1/1000 Bq ADC DCA 22.2365 m 3 對以氣態瀰漫 ( 體外曝露 ) 為主要限制之核種 (DCN:(Sv. m 3 )/(Bq.day)) ADC 1/1000 Bq DCN 365 m 3 水中排放物濃度 ( 每天約喝 3 公升的水, 每年嚥入水之體積為 0.003 365=1.095m 3 ) (DCW:Sv/Bq) WDC 1/1000 Bq DCW 1.095 m 3 35
附表四之二一般人放射性核種排放管制限度 第一欄 第二欄 第三欄 第四欄 第五欄 第六欄 原子序 放射性核種 肺吸收類 排放物濃度 ( 貝克 / 立方米 ) 污水下水道排放 別 空氣中 水中 物月平均濃度 ( 貝克 / 立方米 ) 27 Co-60 F 2.37 10 1 2.69 10 5 2.69 10 6 M 1.23 10 1 S 3.98 10 0 38 Sr-90 F 5.14 10 0 3.26 10 4 3.26 10 5 M 3.43 10 0 S 7.71 10-1 43 Tc-99m F 1.03 10 4 4.15 10 7 4.15 10 8 M 6.50 10 3 S 6.17 10 3 53 I-131 F 1.67 10 1 4.15 10 4 4.15 10 5 M 5.14 10 1 S 7.71 10 1 55 Cs-137 F 2.68 10 1 7.02 10 4 7.02 10 5 M 1.27 10 1 S 3.16 10 0 88 Ra-226 F 3.43 10-1 3.26 10 3 3.26 10 4 M 3.53 10-2 S 1.30 10-2 36
第十四條 ( 廢水排放規定含放射性物質之廢水排入污水下水道, 應符合下列規定 : 一 放射性物質須為可溶於水中者 二 每月排入污水下水道之放射性物質總活度與排入污水下水道排水量所得之比值, 不得超過附表四之二規定 )(0.1- 誤飲污水下水道水量修正因數 ) 三 每年排入污水下水道之氚之總活度不得超過 1.85 10 11 貝克, 碳十四之總活度不得超過 3.7 10 10 貝克, 其他放射性物質之活度總和不得超過 3.7 10 10 貝克 (DCW:Sv/Bq) DWC 1/1000 Bq DCW 1.0950.1 m 3 37
第十六條 ( 授權主管機關要求合理抑低集體有效劑量 ) 主管機關為合理抑低集體有效劑量, 得再限制輻射工作場所外地區之輻射劑量或輻射工作場所之放射性物質排放量 第十七條 ( 緊急曝露之限制 ) 緊急曝露, 應於符合下列情況之一時, 始得為之 : 一 搶救生命或防止嚴重危害 二 減少大量集體有效劑量 三 防止發生災難 設施經營者對於接受緊急曝露之人員, 應事先告知及訓練 38
第十八條 ( 緊急曝露劑量之要求 ) 設施經營者應盡合理之努力, 使接受緊急曝露人員之劑量符合下列規定 : 一 為搶救生命, 劑量儘可能不超過第七條第一項第一款單一年劑量限度之十倍 二 除前款情況外, 劑量儘可能不超過第七條第一項第一款單一年劑量限度之二倍 接受緊急曝露之人員, 除實際參與前條第一項規定之緊急曝露情況外, 其所受之劑量, 不得超過第七條之規定 緊急曝露所接受之劑量, 應載入個人之劑量紀錄, 並應與職業曝露之劑量分別記錄 39
第十九條 ( 閃爍液排放之規定 ) 液態閃爍計數器之閃爍液每公克所含氚或碳十四之活度少於 1.85 10 3 貝克者, 其排放不適用本標準之規定 第二十條 ( 動物組織或屍體廢棄之規定 ) 動物組織或屍體每公克含氚或碳十四之活度少於 1.85 10 3 貝克者, 其廢棄不適用本標準之規定 第二十一條 ( 施行日之規定 ) 本標準除第二條至第七條第一項 第八條至第十八條修正條文, 自中華民國九十七年一月一日施行者外, 自發布日施行 40
結語 部分用詞定義修正 : 增訂器官劑量 等價劑量 等效劑量分為等效劑量與等價劑量 有效等效劑量改稱為有效劑量 修正體外曝露及體內曝露所造成劑量合併計算之方式及不合併計算之規定 修正非機率效應為確定效應 輻射工作人員之劑量度量及計算方式修正 修正孕婦等價劑量限度之規定 一般人之劑量度量及計算方式修正 41
輻射劑量合理抑低 42
內容 前言 法源依據 推行合理抑低措施之必要性 合理抑低的最適化 合理抑低措施實行要領 減少劑量之分析與方法 結語 43
前言 輻射劑量合理抑低 : 係儘可能降低輻射曝露至合理可達之低限 (As Low As Reasonably Achievable, ALARA) 不但對人員劑量能達有效的管理, 且對維修作業方式 設施系統之輻射改善及人員訓練等均能產生很好的效果 44
法源依據 游離輻射防護法 第一條 : 為防制游離輻射之危害, 維護人民健康及安全, 特依輻射作業必須合理抑低其輻射劑量之精神制定本法 第十五條 : 為確保輻射工作人員所受職業曝露不超過劑量限度並合理抑低, 雇主應對輻射工作人員實施個別劑量監測 游離輻射防護法施行細則 第二條 : 設施經營者依規定擬訂輻射防護計畫, 應參酌下列事項規劃, 其中第八款為合理抑低措施 45
法源依據 游離輻射防護安全標準 第二條第十款 : 合理抑低, 指盡一切合理之努力, 以維持輻射曝露在實際上遠低於游離輻射防護安全標準之劑量限度 合理抑低原則為 :(1) 須符合原許可之活動 (2) 須考慮技術現狀 改善公共衛生及安全之經濟效益以及社會與社會經濟因素 (3) 須為公共之利益而利用輻射 第六條 : 輻射作業應防止確定效應之發生及抑低機率效應之發生率, 且符合下列規定 :(1) 利益須超過其代價 ( 正當性,Justification) (2) 考慮經濟及社會因素後, 一切曝露應合理抑低 ( 最佳化, Optimization) (3) 個人劑量不得超過本標準之規定值 ( 劑量限值,Dose Limitation) 46
法源依據 第九條 : 特別情形之輻射作業, 雇主及設施經營者評估採取合理抑低措施 第十六條 : 主管機關為合理抑低集體有效劑量, 得再限制輻射工作場所外地區之輻射劑量或輻射工作場所之放射性物質排放量 47
推行合理抑低措施之必要性 輻射之健康效應區分為 確定效應 : 指導致組織或器官之功能損傷而造成之效應, 其嚴重程度與劑量大小成比例增加, 此種效應可能有劑量低限值 機率效應 : 指致癌效應及遺傳效應, 其發生之機率與劑量大小成正比, 而與嚴重程度無關, 此種效應之發生無劑量低限值 效應低限劑量與劑量的關係例子 機率效應 無 成正比 癌 白血病 基因突變 確定效應 有 成比例 紅斑 脫毛 白內障 不孕 48
推行合理抑低措施之必要性 輻射作業應防止確定效應之發生及抑低機率效應之發生率 由於機率效應無劑量低限值, 為抑低其發生率, 又顧及作業利益, 故推行 ALARA 措施有其必要性 49
合理抑低的最適化 合理抑低不是不計成本地降低輻射曝露, 而是應將努力 ( 成本 ) 與收獲 ( 利益 ) 達到最佳化 進行成本 利益分析 (cost-benefit analysis), 以達到輻射劑量合理抑低 輻射作業 : 利益須超過其代價 ( 具正當性 ) 個人劑量不得超過限值 ( 劑量限值 ) 符合前述兩條件後 再考慮經濟及社會因素, 使一切曝露應合理抑低 ( 最佳化 ) 50
合理抑低的最適化 輻射作業曝露應合理抑低之分析方法 : 設總利益為 V 此作業之基本成本為 P 降低集體有效劑量 (S) 所需成本為 X 集體有效劑量之輻射傷害成本 ( 包括經濟及社會成本 ) 為 Y 所以此輻射作業之淨利益 B 為 B = V -(P+X(s)+Y(s)) 淨利益 B 必須大於 0, 集體有效劑量之任何個人劑量必須小於劑量限值 此輻射作業之總利益 V 及基本成本 P 幾乎為定值, 為使淨利益 B 為最大值, 則令 db/ds=0, 可求得最適化的集體有效劑量 51
合理抑低的最適化 案例分析 : 設國人死亡的社會成本為 500 萬元, 已知輻射的致癌風險為 5 10-2 /Sv, 故輻射健康損害成本 Y(S)=500 5 10-2 S 萬元 / 人西弗 =25S 萬元 / 人西弗某一設施降低集體有效劑量 (S) 所需成本 X 為 X(S)=1 10 4 exp[-5(s-0.01)] 萬元 / 人西弗 求合理抑低的集體劑量為多少人西弗? db ds d ds V ( P X Y ) 0 dx ds dy ds 解 : dx/ds= -5 10 4 exp[-5(s-0.01)] dy/ds=25-5 10 4 exp[-5(s-0.01)]= -25 exp[-5(s-0.01)]=5 10-4 -5(S-0.01)=-7.6 S-0.01=1.52 合理抑低的集體劑量為 S=1.53 人西弗 52
合理抑低措施實行要領 設計時之 ALARA 考量 : 最有效的方法 將設施依輻射狀況, 劃分成數個不同的輻射管制區 進入某管制區執行某項工作, 全年工作時數 T(hr/yr) 該管制區輻射強度 D(mSv/hr) 工作人數 N(man), 則執行該項工作之全年集體劑量 S 為 S=T D N(man-mSv/yr) 若該管制區年集體劑量 S <ALARA 目標值, 表示設計原則上符合 ALARA 措施 若該管制區年集體劑量 S >ALARA 目標值, 則應檢討較大的集體劑量項, 探討降低的方法 ( 甚至修改設計 ), 判定何種方式最為合理可行 53
合理抑低措施實行要領 運轉操作時之 ALARA 執行 兩項 ALARA 準則必須遵守 第一項儘量降低輻射曝露, 不必要的劑量應絕對要求工作者避免接受 第二項為高輻射劑量之工作, 應先經合理抑低措施之評估及審查 必須遵行的 ALARA 措施 嚴格遵守輻射管制區域畫分之各種規定要求 放射性物質應嚴格有效管制 制定輻射工作人員劑量管制措施 54
分析 減少劑量之分析與方法 對整廠而言, 首先對輻射劑量管理 (dose management) 應有一完整制度 先充分瞭解那些是造成劑量的來源, 那些地區可能會接受到輻射, 那種工作可能會接受到高劑量, 那些問題應與輻射安全人員或其他有關人員商談 減少劑量的方法 : 屏蔽 時間 距離 55
結語 合理抑低把握下列三項要領 : 養成良好守法的工作習慣 不必要的輻射絕對不去接受 不可草率從事高輻射危險工作 執行合理抑低措施時可簡單用下面方式來說明 : 計畫 (P) 執行 (D) 檢討 (C) 改善 (A) ALARA 措施的推行是全面性的, 包括各層次且更需有權威性之支持方可順利發展進行, 以收實效 56
Thank you for your attention 57