• All matter is made up of atoms
• All atoms of the same chemical element
have an identical number of positively
charged protons in the nucleus and
negatively charged electrons on the
orbits (electrically neutral)
• The number of protons defines the
atomic number of the element
• The mass of the atom is determined by
the number of protons and neutrons and
the total number is called the mass
number
• The same element can have different numbers of neutrons and
consequently different mass numbers = isotope.
• Some are unstable and eventually transform into atoms of another
element with the simultaneous emission of alpha (α)- or beta (β)particles and accompanied usually by gamma (γ)-rays.
• This property of the unstable atom is called radioactivity (radioactive
decay).
• Somatic
Relate to the individual who is exposed, may be early or late, and in
the embryo or fetus may be teratogenic
– Deterministic
• Severity increases with dose
• Threshold exists
– Stochastic
• Probability of occurrence increases with the dose
• Severity is independent of the dose
• No threshold
• Hereditary
Effects would occur in the offspring, through genetic damage to
germ cells of the exposed individual
• The time for the activity to decay by one-half is termed the half-life
(t½).
•
24Na
(a radioactive isotope of 23Na)  24Mg (t1/2=15h).
• This activity is measured by the numbers of disintegrations per unit
time - 1 Bq (Becquerel) = one atomic disintegration per second.
• 60 Bq is the average amount of natural potassium-40 (40K) in every
kilogram of the average person. This means that about 15 million40K atoms disintegrate inside a person each hour.
• Higher energy electromagnetic radiations (x-rays and γ-rays) or
energetic subatomic particles such as α- and β-particles and
neutrons
• According to their energy, x-rays and γ-rays interact with matter and
tissue and although the mechanisms may be different, they all
produce positively and/or negatively charged ions, which then
interact with the absorbing matter to produce physicochemical
changes by adding or subtracting electrons
• Higher energy photons penetrate further than low energy ones.
• When they interact with tissues and cells, energy is deposited within
the tissue.
α Alpha
β Beta
γ Gamma, x-Rays
Neutrons
Aluminum Lead
Concrete
Range in air
Range in
tissue
Hazard
Examples
Few cm
10s of μm
Internal
Plutonium
Up to several
meters
Few mm
External and
Internal
Cesium
Many meters
Many cm
External and
Internal
Cobalt source
x-Rays
Many meters
Many cm
External
Hospitals
Neutrons
Many meters
Many cm
External
Reactors
Type
Alpha (α)
Beta (β)
Gamma (γ)
• The absorbed dose is a measure of the mean energy absorbed by
unit mass of tissue, and the absorbed dose in grays (Gy) is equal to
the deposition of one joule (J) of energy in 1 kilogram (kg) of tissue
• The average deposition of energy per unit length is called the linear
energy transfer (LET)
– Charged particles tend to have higher LET values than x- or γ-rays
– ICRP weight factors (WR)
•
•
•
•
Photons (x, γ) = 1
β particles = 1
α particles = 20
Neutrons = 2.3 (fast neutrons = 20)
– Tissue weight factors (WT)
– WR + WT  calculate effective dose in Sieverts (Sv)
‫•‬
‫מנה נבלעת (‪ - DT,R )absorbed dose‬הגודל הבסיסי למדידת מנה‪ .‬האנרגיה‬
‫הממוצעת הנמסרת למסה של חומר המתחלקת במסה שלו‪ .‬יחידת ‪ SI‬של מנה נבלעת‬
‫היא הגריי )‪ (gray‬המוגדר כג'אול‪/‬ק"ג‪.‬‬
‫מבטאת את כמות האנרגיה שנבלעה במסה של חומר‬
‫•‬
‫מנה אקוויוולנטית (‪ – HT )equivalent dose‬הגודל ‪ HT‬לאבר‪/‬רקמה ‪ T‬ולקרינה מסוג‬
‫‪ ,R‬הניתן ע"י הנוסחה‪) HT = DT,R · WR :‬נמדד בסיוורט )‪((Sv‬‬
‫– כאשר ‪ DT,R‬הוא המנה הנבלעת מקרינה ‪) R‬כגון קרינת אלפא‪ ,‬ביתא‪ ,‬גמא‪ ,‬ניוטרונים(‬
‫באבר‪/‬רקמה ‪ T‬ו –‪ WR‬הוא מקדם השקלול לסוג הקרינה ‪R‬‬
‫– כאשר שדה הקרינה לו חשוף האבר‪/‬רקמה מורכב מכמה סוגי קרינה בעלי ערכים שונים של ‪,WR‬‬
‫אזי המנה האקוויוולנטית היא )‪HT = ΣR (WR · DT,R‬‬
‫מבטאת את הנזק הביולוגי שנגרם על ידי חשיפה לקרינה כפונקציה של סוג הקרינה‬
‫•‬
‫מנה אפקטיבית (‪ – E )effective dose‬הגודל המוגדר כסכום המנות האקוויוולנטיות‬
‫לאברים‪/‬רקמות שונים המוכפלות‪ ,‬כל אחת‪ ,‬במקדם השקלול הרלוונטי לאותו איבר‪/‬רקמה‬
‫‪E = ΣTWT · HT‬‬
‫מבטאת את הנזק הביולוגי תוך התחשבות ברגישות המוגברת של איברים שונים‬
‫•‬
‫מנה אקוויוולנטית מחויבת (‪HT(τ) - )committed equivalent dose‬‬
‫– המנה האקוויוולנטית לאיבר‪/‬רקמה ‪ T‬במשך תקופת זמן שאורכה ‪ ,τ‬כתוצאה מקליטת‬
‫חומר רדיואקטיבי ע"י הגוף‪ .‬בהיעדר ציון אחר‪ ,‬אורכה של התקופה ‪ τ‬יילקח כ‪50-‬‬
‫שנה למבוגרים ועד גיל ‪ 70‬שנה לילדים‪.‬‬
‫•‬
‫מנה אפקטיבית מחויבת (‪E(τ) - )committed effective dose‬‬
‫– חיבור מכפלות המנה האקוויוולנטית המחויבת לכל איבר‪/‬רקמה בתקופת זמן‬
‫שאורכה ‪ τ‬במקדם השקלול לכל איבר‪/‬רקמה )‪E(τ) = ΣT WT · HT(τ) : (WT‬‬
‫•‬
‫מנה אפקטיבית כוללת (‪)total effective dose equivalent‬‬
‫– המנה‪ ,‬בתקופה מסוימת‪ ,‬המתקבלת ע"י חיבור‪:‬‬
‫• המנה האפקטיבית מחשיפה חיצונית‬
‫‪+‬‬
‫• המנה האפקטיבית המחויבת מחשיפה פנימית‬
For occupational exposure in planned exposure situations the equivalent dose
limit for the lens of the eye is 20 mSv in a year, averaged over defined periods of
5 years, with no single year exceeding 50 mSv
ICRP April 21, 2011
External Contamination
•
•
•
•
External contamination results when
radioactive material is deposited on skin,
hair, eyes, or other external structures,
much like mud or dust.
External contamination stops when the
material is removed by shedding
contaminated clothes and/or completely
washing off the contamination.
Full body: entire person is covered with
radioactive material, not necessarily
homogeneously
Partial body: shielding blocks radioactive
material from covering the entire person
Full body
Partial body
Internal Contamination
•
•
•
•
Radioactive material is taken into the body via inhalation or
ingestion or open wounds.
Internal deposition of radioisotopes in organs results in local
exposure at that location.
Internal contamination continues until the radioactive material
decays, is flushed from the body by natural processes, or is
removed by medical countermeasures.
Types of internal contamination
–
–
–
Via respiratory tract: When aerosol particles are inhaled, those
measuring <5 micrometers can reach the alveoli, whereas larger
particles will remain in proximal airways. Tiny particles can be
absorbed by the lymphatic system or the blood stream, or continue to
irradiate locally until exhaled, removed, or depleted of their
radioactivity.
Via digestive tract: If swallowed, soluble radionuclides may be
absorbed in the upper tract, whereas insoluble radioactive particles
may affect the lower gastrointestinal (GI) tract. Depending on the
specific radioisotope, particles in the GI tract may be lavaged,
expelled, and/or removed using drugs.
Via radioactive dust in open wounds: Small radioactive particles in
open wounds may be absorbed into the body via blood or lymphatic
channels.
•
•
Ionizing radiations cannot be directly detected
by the human senses
Can be measured by photographic films, Geiger
tubes and scintillation counters
No single device can detect all kinds of
radiation
No one device is useful in all situations
•
Real-time (e.g. Geiger Mueller (GM) detectors)
•
•
– Detect only a percent of the total energy with
varying efficiency
– Efficiency conversion factors – determine actual
DPS/DPM
• Types of personal dosimeters
– Non-self reading dosimeters
•
•
•
•
Real time dose information not available
Film badges
Thermoluminescent dosimeters (TLDs)
Optically stimulated luminescence (OSL) dosimeter
– Self-reading dosimeters
• Provide real time dose information
• (aka. direct-reading dosimeters, self-reading pocket dosimeters, pocket
electroscopes)
• Film badges
– Photographic film
– Metallic and plastic filters
– Coated with two different emulsions:
large grain, fast emulsion (sensitive to
low levels of exposure), fine grain, slow
emulsion (less sensitive)
– Least accurate personal dosimeter for
recording very low exposure
– Sensitive to temperature and humidity,
which may limit use by emergency
responders
– Available for use on torso and finger
• Thermoluminescent
dosimeters (TLDs)
– Radiation-sensitive lithium
/calcium fluoride crystal 
exposure to radiation  electron
trapping in an excited state
– Crystal is heated to a very high
temperature  release of energy
(visible light)  determine dose
– More sensitive than film badges
– Some can measure readings
lower than film badges
– Not sensitive to heat and
humidity
– Available for use on torso and
finger
•
•
•
•
•
•
Radiation-sensitive aluminum oxide  exposure to radiation  electron
trapping in an excited state
Irradiation with laser (specific λ)  emission of light  determine radiation
dose
More recent device of choice for occupational exposure monitoring
More sensitive than film badge or TLD
Results can be read up to a year following exposure
Available for use on torso and finger
•
Older type
–
–
•
Often used in hospital settings
Dose is determined by looking through the eyepiece on one end of the dosimeter, pointing the other end
towards a light source, and noting the position of the fiber on a scale
Newer type
–
–
–
–
–
Electronic
Can measure and display dose rate and total dose
Some can alert wearer that pre-set dose rate and/or total dose limits have been exceeded by both visual and
vibrating alarms
Dose rate and total dose readings can be downloaded in real time to a computer
Some are designed for use in extreme environments by emergency responders wearing bunker gear or higher
level PPE
• Measurement of radioactivity within the
human body
• Internal exposure dose estimation
• Direct: Whole body counter
• A whole-body counter is a shielded scintillation
detector system used to evaluate the quantity
of radioactive material in the body when
radiation from that material can be detected
outside the body
• Primarily applicable to radioactive material that
emits gamma rays
• Can misinterpret external contamination as an
internal contamination
• Results converted into annual effective dose
• Indirect: Urine / feces
• Natural background radiation
–
–
–
–
Cosmic radiation
Gamma rays from the earth
Radon
Activity in diet
• Artificial radiation
– Occupational exposure
– Medical exposures
United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic
Radiation (2008 (published 2010))
Average Annual Effective Dose
Radiation source
Remark
World
USA
Japan
Inhalation of air
1.26
2.28
0.40
mainly from radon;
depends on indoor accumulation
Ingestion of food & water
0.29
0.28
0.40
(K-40, C-14, etc.)
Terrestrial radiation from ground
0.48
0.21
0.40
depends on soil and building material
Cosmic radiation from space
0.39
0.33
0.30
depends on altitude
sub total (natural) (mSv/year)
2.40
3.10
1.50
Medical
0.60
3.00
2.30
Consumer items
-
0.13
Atmospheric nuclear testing
0.005
-
world-wide figure excludes radiotherapy;
US figure is mostly CT scans and nuclear
medicine.
cigarettes, air travel, building materials,
etc.
0.01
peak of 0.11 mSv in 1963 and declining
since; higher near sites
Occupational exposure
0.005
0.005
0.01
world-wide average to all workers is
0.7 mSv, mostly due to radon in mines;
US is mostly due to medical and aviation
workers.
Chernobyl accident
0.002
-
0.01
peak of 0.04 mSv in 1986 and declining
since; higher near site
Nuclear fuel cycle
0.0002
0.001
up to 0.02 mSv near sites; excludes
occupational exposure
Other
-
0.003
sub total (artificial) (mSv/year)
0.61
3.14
2.33
Total (mSv/year)
3.01
6.24
3.83
Industrial, security, medical, educational,
and research
• Aircrew
– Occupationally exposed group according to ICRP
• Extractive and processing industries
– Main source of exposure – radon
– Average annual effective dose
• 60% of worldwide workforce – 2.4mSv
• 40% of worldwide workforce – 3mSv
• Operation of nuclear reactors for generation of electricity
• Medical uses of radiation
– Diagnostic radiology
• Conventional diagnostic radiology
• Interventional procedures
–
–
–
–
Dental practice
Nuclear medicine
Radiotherapy
Other
• Industrial uses of radiation
– Industrial irradiation (sterilization, preservation of foodstuffs, polymer
synthesis, eradication of insects…)
– Non-destructive testing (γ-rays from 137Cs, 60Co, x-rays…)
– Well logging (measure geological characteristics in mineral, oil and gas
explorations)
– Luminizing (gunsights, low-level light sources…)
– Radioisotope production
– Thickness, moisture, density and level gauging
– Tracer techniques
– Fluoroscopic and crystallographic analysis of materials
• Industrial uses of radiation
–
–
–
–
–
–
–
Industrial irradiation ~0.56mSv/a
Industrial radiography ~1.48mSv/a
Luminizing ~0.72mSv/a
Radioisotope production ~1.8mSv/a
Well logging ~0.94mSv/a
Accelerator operation ~0.73mSv/a
All other industrial uses ~0.33mSv/a
Exposures to workers from all industrial uses of radiation
Country
World estimate
Annual collective Average annual effective dose (mSv)
effective dose
(man Sv)
Monitored
Measurably
workers
exposed workers
Monitored
3
workers (10 )
Measurably
exposed
3
workers (10 )
1975–1979
530
290
870
1.64
3.00
0.01
0.35
1980–1984
690
300
940
1.36
3.20
0.01
0.28
1989–1989
560
250
510
0.90
2.00
0.01
0.31
1990–1994
700
160
360
0.51
2.24
0.00
0.25
[390]
[100]
[2.34]
[0.01]
[0.26]
[240]
[0.62]
1995-1999
790
315
0.4
2000-2002
869
348
0.40
NR15
b
Period
SR15
• Other miscellaneous uses
–
–
–
–
Educational establishments ~0.09mSv/a
Radiology in veterinary medicine ~0.15mSv/a
Transport of radioactive material ~1mSv/a
Others ~0.1mSv/a
• Sources for military purposes
– Production and testing of nuclear weapons and associated activities
– Use of nuclear energy as a source of propulsion for naval vessels
– Ionizing radiation for same purposes used in civilian spheres
The highest level of occupational exposure comes from exposure
to natural sources of radiation.
United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic
Radiation (2008 (published 2010))
•
•
•
UNSCEAR - Its mandate in the United Nations system is to assess and report levels
and effects of exposure to ionizing radiation upon humans and environment.
ICRP - Provides recommendations and guidance on all aspects of protection against
ionizing radiation.
IAEA - Serves as the world's central intergovernmental forum for scientific and
technical co-operation in the nuclear field and develops nuclear safety standards.
BEIR – US National Research Council, analysis of biological effects and development
of dose-response risk models
UNSCEAR,
BEIR
ICRP
Principles and
recommendations
Radiation effects
International
safety
standards
(BSS)
IAEA
‫תקנות הבטיחות בעבודה (גיהות תעסוקתית ובריאות העוסקים‬
‫בקרינה מייננת)‪ ,‬התשנ"ג‪1992-‬‬
‫תקנות בטיחות בעבודה (ניטור סביבתי וניטור ביולוגי של עובדים‬
‫בגורמים מזיקים)‪ ,‬התשע"א‪2011-‬‬
‫(להלן תקנות הניטור)‬
‫תקנות עבודת הנוער (עבודות אסורות ועבודות מוגבלות)‪,‬‬
‫התשנ"ו‪1995-‬‬
‫תקנות עבודת נשים (עבודות בקרינה מייננת)‪,‬התשל"ט‪1979-‬‬
‫•‬
‫"עובד קרינה"‬
‫– אדם העוסק בקרינה שחשיפתו התעסוקתית עלולה לעבור בשנה אחת את ‪1/10‬‬
‫המנה הגבולית‪,‬‬
‫או‬
‫– העובד באחת‪ ,‬או בכמה מהעבודות המפורטות בתוספת השלישית בהיקף של ‪200‬‬
‫שעות בשנה לפחות‪.‬‬
‫•‬
‫"חשיפה תעסוקתית"‬
‫– חשיפת גופו של אדם לקרינה מייננת או לזיהום רדיואקטיבי עקב תעסוקה‪ ,‬הכשרה‬
‫מקצועית‪ ,‬לימודים או מחקר‪ ,‬למעט חשיפתו לקרינת רקע טבעי ולקרינה שמטרתה‬
‫טיפול או אבחון רפואיים בו עצמו‬
‫•‬
‫"המנה הגבולית"‬
‫– הנמוכה מבין מנות הקרינה כמפורט בתוספת השנייה לתקנות הניטור‬
‫‪ .1‬מרפאות‪ ,‬מעבדות ומכונים רפואיים בהם עוסקים בפעולות‬
‫הבאות‪:‬‬
‫‪ .1‬אבחון ברנטגן על כל צורותיו לרבות מרפאות שיניים‪ ,‬צילומי פה פנורמיים‪,‬‬
‫הפעלת סורק ממוחשב )‪.(CT‬‬
‫‪ .2‬טיפולים אונקולוגיים או רפואה גרעינית לרבות טיפולי הקרנה חיצוניים‬
‫)במכונת רנטגן‪ ,‬מאיצים‪ ,‬מקורות חתומים(‪ ,‬טיפולי הקרנה פנימיים‬
‫באמצעות מקורות חתומים‪ ,‬אבחון או טיפולי הקרנה באמצעות תרופות שהן‬
‫חומרים רדיואקטיביים פתוחים‪.‬‬
‫‪ .3‬רדיואימונואסיי )‪.(RIA‬‬
‫‪ .2‬מעבדות במכוני מחקר ובמוסדות להשכלה גבוהה בהן מפעילים‬
‫או משתמשים במקורות הקרינה הבאים‪:‬‬
‫‪ .1‬מקורות חזקים לקרינה מייננת )מכונת רנטגן‪ ,‬מאיצים‪ ,‬מקורות חתומים‬
‫פולטי גמא בהם מכפלת האקטיביות של המקור באנרגיה הממוצעת של‬
‫פוטון‪ ,‬היא מעל ‪ (~1mCi MeV) 4x107 Bq MeV‬מקורות ‪ β‬באנרגיה‬
‫ממוצעת מעל ‪ 0.3 Mev‬ובאקטיביות של ‪ (~100μCi) 4x106 Bq‬ומעלה‪,‬‬
‫מקורות ‪ β‬באנרגיה ממוצעת מתחת ל‪ 0.3MeV-‬ובאקטיביות של ‪4x109 Bq‬‬
‫)‪ (~100mCi‬ומעלה‬
‫‪ .2‬חומרים רדיואקטיביים פתוחים‪.‬‬
‫‪ .3‬מפעלי תעשייה וחקלאות בהם מפעילים‪ ,‬מייצרים או משתמשים‬
‫במקורות הקרינה הבאים‪:‬‬
‫‪ .1‬מקורות רדיוגרפיה‪.‬‬
‫‪ .2‬מדידים גרעיניים פולטי קרינה מייננת )מד‪-‬גובה‪ ,‬מד‪-‬צפיפות‪ ,‬מד‪-‬לחות‪,‬‬
‫מסלקי מטען סטטי וכו'(‪.‬‬
‫‪ .3‬ציפוי עדשות בתוריום‪-‬פלואוריד‪.‬‬
‫‪ .4‬תרכבות מסומנות בחומרים רדיואקטיביים פתוחים‪.‬‬
‫‪ .4‬מסחר ושירותים‪:‬‬
‫‪ .1‬ספקים ומובילים של חומרים רדיואקטיביים פולטי קרינת גמא )לשימושים‬
‫רפואים‪ ,‬תעשייתיים או אחרים( במדד פעילות כוללת העולה על ‪.100‬‬
‫‪ .2‬ספקים ונותני שירות לגלאי עשן‪.‬‬
‫‪ .3‬מפעילי מכונות שיקוף לצרכי בטחון‪.‬‬
‫א‪ .‬החשיפה התעסוקתית לעובד קרינה לא תעלה על אלה‪:‬‬
‫‪ .1‬המנה הגבולית בתוך תקופה של שנה (‪;)50mSV‬‬
‫‪ .2‬כל הגבלה נוספת המפורטת בתוספת השנייה לתקנות הניטור‪.‬‬
‫(עד ‪ 100mSv‬ב‪ 5-‬שנים עוקבות)‬
‫ב‪ .‬במקרים חריגים‪ ,‬כאשר עבודה מתוכננת בקרינה היא חיונית ואין אפשרות מעשית לבצעה‬
‫בלא לחשוף עובד קרינה למנת קרינה שהיא מעבר למנה הגבולית‪ ,‬יוכל מעביד‪ ,‬לאחר שנועץ‬
‫במפקח קרינה‪ ,‬לאשר חשיפה חד פעמית של עד כפל המנה הגבולית (‪ ,)100mSv‬ובכל חיי‬
‫עובד הקרינה צבירת חשיפות חריגות עד כדי חמש פעמים המנה הגבולית (‪ ;)250mSv‬לפני‬
‫ביצוע עבודה כאמור‪ ,‬יודיע המעביד לעובד‪ ,‬בכתב‪ ,‬על הסיכונים הכרוכים בה‪ ,‬ויפרט בפניו את‬
‫האמצעים הננקטים כדי להקטין את חשיפתו‪.‬‬
‫ג‪ .‬המנה המרבית לעובד לצורך הצלת חיים של בני אדם או למניעת אסון רבתי תהיה כאמור‬
‫בתקן*‪*( .‬תקן להגנה מקרינה מייננת של הוועדה לאנרגיה אטומית‪ ,‬עדכון אחרון‪)2011 :‬‬
‫ד‪ .‬על אף האמור בתקנות משנה )א( ו )ב(‪ ,‬לא תעלה חשיפת נשים בגיל הפוריות או נשים‬
‫בהריון על האמור בתקנות עבודת נשים )עבודות בקרינה מייננת(‪ ,‬תשל"ט‪.1979-‬‬
‫כללי‬
‫‪ 3.1‬חשיפות תעסוקתיות של עובדי קרינה תבוקרנה כך שלא תחרוגנה מהגבולות הבאים‪:‬‬
‫)א( מנה אפקטיבית ממוצעת של ‪ 20mSv‬בשנה‪ ,‬כאשר הממוצע מחושב על‬
‫פני ‪ 5‬שנים עוקבות‪.‬‬
‫)ב( מנה אפקטיבית של ‪ 50mSv‬בשנה בודדת כלשהי‪.‬‬
‫)ג( מנה אקוויוולנטית לעדשת העין של ‪ 150mSv‬בשנה‪.‬‬
‫)ד( מנה אקוויוולנטית לידיים ולרגליים או לעור של ‪ 500mSv‬בשנה‪.‬‬
‫עובדים צעירים‬
‫‪ 3.2‬חשיפות נוער )בגיל ‪ ,(16-18‬במסגרת לימודים או הכשרה מקצועית תבוקרנה כך שלא‬
‫תחרוגנה מהגבולות הבאים‪:‬‬
‫)א( מנה אפקטיבית של ‪ 6mSv‬בשנה‪.‬‬
‫)ב( מנה אקוויוולנטית לעדשת העין של ‪ 50mSv‬בשנה‪.‬‬
‫)ג( מנה אקוויוולנטית לידיים ולרגליים או לעור של ‪ 150mSv‬בשנה‪.‬‬
‫נשים בהריון ונשים מניקות‬
‫‪ 3.3‬חשיפת אישה בהיריון תוגבל‪ ,‬וזאת החל מהרגע בו הודיעה על הריונה‪ ,‬באופן שיהיה זה‬
‫לא סביר שהעובר ייחשף למנה אפקטיבית )מחשיפות חיצוניות ופנימיות גם יחד( העולה על‬
‫‪ 1mSv‬במשך תקופת ההיריון הנותרת‬
‫‪ 3.4‬בחישוב החשיפה לעובר‪:‬‬
‫)א( בחשיפות חיצוניות תיחשב מנה של ‪ 1mSv‬לדופן הבטן של אישה כמנה של‬
‫‪ 0.5mSv‬לעובר עבור קרינה חודרת‪ x ,‬או ‪ ,γ‬באנרגיה של עד ‪ 100KeV‬וכמנה‬
‫של ‪ 1mSv‬לעובר עבור קרינה חודרת אחרת‪.‬‬
‫)ב( בחשיפות פנימיות תיחשב מנה אפקטיבית מחויבת של ‪ 1mSv‬לגוף האישה‬
‫כמנה של ‪ 1mSv‬לעובר‪.‬‬
‫‪ 3.5‬נשים מיניקות לא תועסקנה בעבודה בה קיים סיכון משמעותי לזיהום רדיואקטיבי חיצוני‬
‫או פנימי לגוף האישה‬
‫עובדים העוסקים בפעולות התערבות‬
‫‪ 3.6‬החשיפות לקרינה עקב פעולות התערבות לאחר תקלה \ תאונה‪ ,‬הן לעובדי היחידה בה‬
‫ארעה התאונה‪ ,‬הן לעובדי יחידות אחרות הנחלצים לסייע והן לאנשי ארגוני חרום‪ ,‬תוגבלנה ל‪-‬‬
‫‪ 50mSv‬לאירוע‪ .‬חריגה מעבר למנות אלה תותר רק באחד מן המקרים הבאים‪:‬‬
‫)א( להצלת חיים או למניעת פגיעה בריאותית חמורה‪.‬‬
‫)ב( למניעת מנות קולקטיביות גבוהות במיוחד‪.‬‬
‫)ג( למניעת אסון רבתי )דהיינו‪ ,‬אסון בקנה מידה גדול שעלול להתרחש אם לא‬
‫תבוצע פעולת ההתערבות(‪ ,‬או להקטנה משמעותית של תוצאות תאונה‪.‬‬
‫במקרים חריגים אלה‪ ,‬למעט בפעילות מצילת חיים‪ ,‬ייעשה מאמץ להגביל את המנות האפקטיביות לעובדים אל מתחת‬
‫לפעמיים גבול המנה לשנה בודדת )‪.(100mSv‬‬
‫בפעילות מצילת חיים ייעשה כל מאמץ להגביל את המנות לעובדים אל מתחת לעשר פעמים גבול המנה לשנה בודדת‬
‫)‪ (500mSv‬במטרה למנוע אפקטים דטרמיניסטיים‪.‬‬
‫עובדים המבצעים פעילות התערבות למטרות )א(‪)-‬ג( לעיל‪ ,‬בה מנתם עלולה להתקרב ל‪ 500mSv-‬או לעבור ערך זה‪,‬‬
‫יעשו זאת‪ ,‬רק כאשר התועלת לאחרים תהיה גדולה משמעותית מהנזק העלול להיגרם להם‪.‬‬
‫עובדים העוסקים בפעולות התערבות‬
‫‪ 3.7‬אנשים‪ ,‬העוסקים בפעולות התערבות וצפויים להיחשף למנות קרינה העולות על ‪,50mSv‬‬
‫יהיו מתנדבים בלבד שתודרכו בהתאם‪ ,‬קיבלו מידע על הסיכון הכרוך בפעולה ותורגלו במידת‬
‫האפשר לביצוע המשימה הנדרשת‪ .‬עבור אנשים‪ ,‬הנמנים עם כוחות חילוץ ייעודיים‪ ,‬יתכנו‬
‫מצבים בהם הנחיה זו אינה ישימה‪ .‬החשיפות של אנשים אלה תוגבלנה לרמות שתקבענה על‬
‫ידי הרשות המוסמכת‪ ,‬בכל מקרה לגופו‪.‬‬
‫‪ 3.8‬חשיפות עובד עקב פעולות התערבות בחרום לא ימנעו‪ ,‬בדרך כלל‪ ,‬את המשך‬
‫חשיפתו התעסוקתית בשגרה‪ .‬כאשר חשיפתו של העובד גבוהה מעשר פעמים גבול המנה‬
‫לשנה בודדת‪ ,‬או על פי בקשתו של העובד‪ ,‬המשך החשיפה התעסוקתית יאושר רק לאחר‬
‫התייעצות עם רופא מומחה לנושא‪.‬‬
‫‪ 3.9‬בכל מקרה‪ ,‬בפעולות התערבות תאושרנה החשיפות הצפויות ותפוקחנה בפועל ע"י‬
‫המנהל המוסמך‪ ,‬או מי שיאושר על ידו כמוסמך לנושא זה‪.‬‬
‫‪ ‬אדם אחרי שנה ראשונה לעבודה בחשיפה לקרינה מייננת נחשף ל‪ 50mSv-‬לכל‬
‫הגוף‪ ,‬כלומר הגיע לגבול המקסימאלי של המנה הגבולית המותרת לשנה‪.‬‬
‫לכמה זמן יש להרחיק אותו מהחשיפה?‬
‫‪ ‬לאחר חזרתו לעבודה בתום שנת עבודה נוספת נחשף שוב ל‪ 50mSv-‬כל גופי‪.‬‬
‫לכמה זמן יש להרחיק אותו עכשיו?‬
‫עובד אשר עלול להיחשף לקרינה מייננת בשיעור העולה על ‪ 3/10‬המנה הגבולית בשנה או‬
‫אשר מוגדר כבעל סיכון לחשיפה חיצונית ופנימית ע"פ התוספת‪ ,‬יבוקר באופן אישי‪:‬‬
‫– סיכון לחשיפה חיצונית‪ -‬עבודה עם מקור קרינה או בסביבה עם קצב מנת קרינה מעל‬
‫‪2.5μSv/h‬‬
‫– סיכון לחשיפה פנימית‪ -‬עבודה עם חומרים רדיואקטיביים שאינם ממקור חתום‪:‬‬
‫• אם לא אבקה ולא חומר נדיף – כאשר מדד הפעילות הכולל מעל ‪10‬‬
‫• אם לפחות אחד נדיף ואין אבקה – כאשר מדד הפעילות הכולל מעל ‪3‬‬
‫• אם לפחות אחד אבקה – כאשר מדד הפעילות הכולל עולה על ‪1‬‬
‫*** מדד פעילות – מדד לפליטת קרינה ממקורות עם סיכון לחשיפה פנימית )ללא‬
‫יחידות(‬
‫בחשיפה חיצונית – דוזימטר אישי‪ ,‬ייקרא בידי מעבדה מוסמכת אחת לחודש‪.‬‬
‫בחשיפה פנימית – בדיקות רדיוטוקסיקולוגיות‪ ,‬ייערכו בסמיכות למועד העבודה עם החומרים‬
‫ויבוצעו אחת ל‪ 3-‬חודשים לפחות‬
‫•‬
‫"רמת בדיקה"‬
‫– מנת קרינה המחושבת לפי ‪ 3‬עשיריות המנה הגבולית חלקי מספר הבדיקות בשנה‪.‬‬
‫– ע"פ תקן הוא"א ‪ -‬רמת החקירה לחשיפה של עובד קרינה היא מנת הקרינה‬
‫האפקטיבית או מנה לאיבר‪ ,‬אשר חשיפה אליה )מקרינה חיצונית או פנימית( של‬
‫עובד‪ ,‬מחייבת בדיקה‪/‬חקירה מיוחדת במטרה להפיק לקחים ולצמצם בעתיד‪ ,‬ככל‬
‫הניתן‪ ,‬את החשיפות מהעיסוק‪/‬המקור הנבדקים‪.‬‬
‫– דוגמה בחשיפה חיצונית ‪ -‬אם תג ביקורת הקרינה החיצונית של עובד נקרא פעם‬
‫בחודש‪ ,‬תהיה רמת החקירה ‪( 1.25mSv‬המנה הנגזרת לחודש אחד מגבול המנה‬
‫לשנה בודדת היא החלק ה‪ 12-‬של ‪ ,50mSv‬דהיינו כ‪ .4.2mSv-‬שלוש עשיריות‬
‫מערך זה מהוות ‪.)1.25mSv‬‬
‫– דוגמה בחשיפה פנימית ‪ -‬עבור עובדים החשופים לקרינה מזיהום פנימי‪ ,‬להם‬
‫מבוצעת הערכת חשיפה (למשל ע"י רדיוטוקסיקולוגיה בשתן) פעם ב‪ 3-‬חודשים‪,‬‬
‫תהיה רמת החקירה שלוש עשיריות מ‪ ,12.5mSv-‬דהיינו ‪3.75mSv‬‬
‫•‬
‫•‬
‫•‬
‫•‬
‫•‬
‫•‬
‫•‬
‫בדיקת כניסה לעבודה בסמוך להתחלה‬
‫בדיקת פיקוח אחת לשנה‬
‫בהיעדרות מעל ‪ 60‬ימים רצופים – בדיקה נוספת‬
‫בחשיפה מעל המנה הגבולית – בדיקה נוספת‬
‫עובדת בהריון – בדיקה נוספת בחודש רביעי להריונה‬
‫ניתן להורות על הבדיקות גם לגבי עובד שאינו מוגדר עובד קרינה אם לדעת‬
‫הרופא‪ ,‬העובד נחשף או עלול להיחשף לקרינה בכמות שאינה פחותה מרמת‬
‫הבדיקה‬
‫ניתן להורות על ביצוע הבדיקות הנ"ל גם בתדירות מחמיקה יותר ע"פ שיקול דעת‬
‫•‬
‫•‬
‫•‬
‫•‬
‫•‬
‫•‬
‫אנמנזה עם דגש על טיפול ובדיקות רנטגן או עם חומרים רדיואקטיביים‬
‫בדיקה גופנית עם דגש על עור‪ ,‬עיניים ומערכת הנשימה‬
‫בדיקת שתן כללית‬
‫בדיקת דם – )‪complete blood count (CBC‬‬
‫תפקודי כליות וכבד – בבדיקה ראשונה בלבד‬
‫עיניים ועדשות‬
‫– בכניסה‪ ,‬פרישה וכן כל ‪ 5‬שנים )לעובדי רנטגן כל ‪ 3‬שנים(‬
‫– במקרה של חשיפה לנויטרונים יש לחפש ‪crystalline lenses‬‬
‫•‬
‫•‬
‫•‬
‫•‬
‫צילום חזה ות‪ .‬ריאות – בכניסה ורק בחשיפה לגזים ואבקות רדיו‪-‬אקטיביים )לא‬
‫בהריון(‬
‫בדיקות רדיוטוקסיקולוגיות )חשד לזיהום פנימי(‬
‫בדיקה במונה כל‪-‬גופי‪ ,‬ע"פ שיקול דעת‬
‫כל בדיקה נוספת ע"פ שיקול דעת של הרופא‬
‫‪ .1‬מחלת קרינה חריפה;‬
‫‪ .2‬חשיפה תעסוקתית העולה על המנה הגבולית והחקירה לגבי חריגה זו לא‬
‫הסתיימה;‬
‫‪ .3‬בהריון‪ -‬אם נמדדה רמת קרינה מוכללת כאמור בתקנת עבודת נשים )עבודות‬
‫בקרינה מייננת(‪ ,‬תשל"ט ‪1979‬‬
‫‪ .4‬אם נמצאה אצלו אי‪-‬התאמה אחרת‪ ,‬לדעת הרופא המורשה הבודק‪.‬‬
‫•‬
‫•‬
‫•‬
‫במחלת הקרינה החריפה החולה עסוק בהישרדות ולא בעבודה‬
‫אין פירוט הגבלת עבודה לעובד שחלה בסרטן‬
‫אין פירוט הגבלת עבודה לעובד עם קטרקט‬
‫גבולות מנה לאנשים מן הציבור (מכלל העיסוקים‪/‬מקורות)‬
‫‪ 4.1‬החשיפות של אנשים מן הציבור‪ ,‬מכלל העיסוקים‪/‬המקורות )כולל מרכז או מתקן‬
‫גרעיני של הוועדה לאנרגיה אטומית(‪ ,‬לא תעבורנה את הגבולות הבאים ‪:‬‬
‫)א( מנה אפקטיבית של ‪ 1mSv‬בשנה‪.‬‬
‫)ב( בנסיבות מיוחדות‪ ,‬ניתן יהיה להתיר בשנה בודדת מנה גבוהה יותר עד‬
‫כדי ‪ 5mSv‬ובלבד שהמנה הממוצעת ב‪ 5-‬שנים עוקבות לא תעלה על‬
‫‪ 1mSv‬בשנה‪.‬‬
‫)ג( מנה אקוויוולנטית לעדשת העין של ‪ 15mSv‬בשנה‪.‬‬
‫)ד( מנה אקוויוולנטית לעור של ‪ 50mSv‬בשנה‪.‬‬
‫‪ 4.2‬המנה הקולקטיבית הנגרמת לכלל האוכלוסייה מכלל העיסוקים‪/‬המקורות תשמר‬
‫ברמה נמוכה ככל האפשר )עיקרון ‪ (ALARA‬בהתחשב בין היתר בשיקולים כלכליים‬
‫וחברתיים‪.‬‬
‫המנה המרבית לאנשים מן הציבור מעיסוק‪/‬מקור בודד‬
‫‪ 4.3‬המנה המרבית לאיש מן הציבור מעיסוק‪/‬מקור בודד תהיה ‪ 0.3mSv‬בשנה‬
‫ל"אדם הנחשף ביותר" ע"פ המלצות ‪ ICRP‬לחסם מנה לעיסוק בודד‪.‬‬
‫‪ 4.4‬בהקשר של מנה מרבית זו תחשב הפעילות של מרכז גרעיני או של מתקן גרעיני‬
‫של הוועדה לאנרגיה אטומית כעיסוק בודד‪ ,‬הכפוף לחסם המנה המומלץ ע"י ה‪-‬‬
‫‪ ICRP‬ומוזכר לעיל‪.‬‬
‫‪ 4.5‬המנה המרבית‪ ,‬המצוינת בסעיף ‪ ,4.3‬נמוכה מהמנה המתקבלת כתוצאה‬
‫מחשיפה חיצונית לרקע הטבעי‪ .‬לאור זאת‪ ,‬בחינת העמידה במגבלה זו יכולה‬
‫להיעשות‪ ,‬חלקה או מרביתה‪ ,‬ע"י חישובים‪.‬‬
‫הגוף הממונה על בטיחות הקרינה )ועל גבולות המנה המוגדרים לעיל( לאנשים מן הציבור ולכלל האוכלוסייה במדינת‬
‫ישראל הוא המשרד לאיכות הסביבה‪ .‬המנה המרבית כפי שנקבעה בסעיף ‪ ,4.3‬לעיל‪ ,‬עבור פעילות מתקני הוא"א‪,‬‬
‫תואמת את הגבלת המנות המפורטת בסעיף ‪ 4.1‬לעיל‪.‬‬
‫•‬
‫"לא יעביד אדם נער )גיל ‪ (16-18‬בעבודות‪ ,‬בתהליכי הייצור או במקומות עבודה‬
‫כמפורט בתוספת‪) ,‬הוראה זו לא תחול על העבדת נער לפי חוק החניכות‪ ...‬או‬
‫במרכז להכשרה מקצועית לנערים‪:"(...‬‬
‫– חלק שני של התוספת ‪ -‬גורמים פיסיקליים‪:‬‬
‫סעיף ‪" :2‬עבודה במכשירי קרינה מייננת ובחומרים רדיו‪-‬אקטיביים או עבודה‬
‫שבה עלול הנער להיות נתון להשפעת קרינה מייננת‪".‬‬
‫א‪ .‬השר רשאי‪ ,‬בהודעה ברשומות‪ ,‬לפטור מקום עבודה המוחזק בידי המדינה או‬
‫המבצע פעילות ייחודית בעבודה מתחולת תקנות אלה‪ ,‬כולן או מקצתן‪.‬‬
‫ב‪ .‬על אף האמור בתקנת משנה )א(‪ ,‬יחולו כללי הבטיחות וההתנהגות האמורים‬
‫בתקנות ‪)7 ,1-6‬א()‪ (3‬ו‪)-‬ב(‪)10 ,‬א(‪) ,‬ב(‪) ,‬ד( ו‪)-‬ה(‪)13 ,12 ,11 ,‬ג(‪ 20 ,14 ,‬ו‪,22-‬‬
‫למעט ההוראות בעניין אישורים ובעניין דיווחים למי שאינם עובדים באותו מקום‬
‫עבודה‪ ,‬ובשינויים המחויבים גם על מקום עבודה אשר השר פטר מתחולת התקנות‪,‬‬
‫כולן או מקצתן‪.‬‬