Sự tương tác của bức xạ ion hóa với cơ thể sống khởi đầu từ các quá trình vật lý diễn ra trong thời gian cực ngắn. Khi các chùm bức xạ truyền qua môi trường sinh học, năng lượng của chúng được chuyển giao cho các nguyên tử và phân tử tế bào, dẫn đến hiện tượng ion hóa trực tiếp hoặc gián tiếp. Quá trình này bẻ gãy các liên kết hóa học của phân tử nước, tạo ra các gốc tự do phản ứng mạnh như gốc hydroxyl và gốc hydro. Các gốc tự do này, do tính hoạt động hóa học cực cao, sẽ khuếch tán và tấn công vào cấu trúc xoắn kép của phân tử DNA nằm trong nhân tế bào, gây ra các đứt gãy đơn hoặc đứt gãy kép mạch nucleotide. Nếu các tổn thương di truyền này không được hệ thống enzyme nội bào sửa chữa một cách chính xác, tế bào có thể đi vào chu trình tự chết hoặc sống sót với các đột biến di truyền sai lệch.
Mức độ tổn thương sinh học phụ thuộc chặt chẽ vào bản chất vật lý của từng loại bức xạ. Bức xạ alpha gồm các hạt nhân Heli có khối lượng lớn và điện tích dương, tương tác mạnh mẽ với vật chất dẫn đến sự mất năng lượng nhanh chóng trên một quãng đường rất ngắn. Khả năng đâm xuyên của hạt alpha rất hạn chế, có thể bị chặn lại bởi một tờ giấy mỏng hoặc lớp sừng biểu bì của da, nhưng khi xâm nhập vào bên trong thông qua đường hô hấp hoặc tiêu hóa, chúng trực tiếp bắn phá và phá hủy các mô nhạy cảm. Ngược lại, bức xạ beta gồm các electron hoặc positron nhanh, có khả năng đâm xuyên sâu hơn vào mô cơ thể. Bức xạ gamma và tia X là các sóng điện từ năng lượng cao, không có khối lượng và điện tích, cho phép chúng đâm xuyên cực mạnh qua cơ thể và đòi hỏi các vật liệu mật độ cao như chì hoặc bê tông dày để che chắn. Bức xạ neutron tương tác trực tiếp với các hạt nhân nguyên tử, đặc biệt là các nguyên tố nhẹ như hydro, gây ra sự truyền năng lượng hiệu quả và có thể kích hoạt các vật liệu thông thường xung quanh trở thành chất phóng xạ thông qua quá trình kích hoạt neutron.
Ủy ban Quốc tế về Bảo vệ Bức xạ (ICRP) trong Công bố số 103 đã cập nhật danh mục hệ số trọng số mô dựa trên các dữ liệu dịch tễ học và sinh học phóng xạ mới nhất, phản ánh hiểu biết sâu sắc hơn về khả năng nhạy cảm của các cơ quan như mô tuyến vú hay sự sụt giảm ước tính về nguy cơ di truyền ở tuyến sinh dục.
| Cơ quan hoặc Mô nhạy cảm | Hệ số trọng số mô (wT) theo ICRP 103 | Tổng nhóm (∑wT) |
| Tủy xương đỏ, Đại tràng, Phổi, Dạ dày, Tuyến vú, Các mô còn lại(*) | 0.12 | 0.72 |
| Tuyến sinh dục | 0.08 | 0.08 |
| Bàng quang, Thực quản, Gan, Tuyến giáp | 0.04 | 0.16 |
| Bề mặt xương, Não, Tuyến nước bọt, Da | 0.01 | 0.04 |
() Các mô còn lại bao gồm: Tuyến thượng thận, vùng ngoài lồng ngực (ET), túi mật, tim, thận, hạch bạch huyết, mô cơ, niêm mạc miệng, tụy, tuyến tiền liệt (ở nam), ruột non, lách, tuyến ức, tử cung/cổ tử cung (ở nữ).
Sự chuyển dịch trọng số từ các cơ quan sinh dục sang các cơ quan như tuyến vú thể hiện sự thay đổi quan điểm dịch tễ học quan trọng giữa ICRP 60 và ICRP 103. Các nghiên cứu dài hạn đối với những người sống sót sau vụ ném bom nguyên tử tại Nhật Bản chỉ ra rằng nguy cơ ung thư vú và các khối u đặc thứ cấp do bức xạ lớn hơn nhiều so với tỷ lệ biến dị di truyền truyền lại cho các thế hệ sau.
Đánh giá liều chiếu xạ từ các nguồn tự nhiên
Bức xạ vũ trụ và bức xạ mặt đất là hai thành phần chiếu ngoài chủ yếu cấu thành nên phông phóng xạ tự nhiên. Bức xạ vũ trụ bắt nguồn từ các hạt năng lượng cao đi vào bầu khí quyển Trái Đất, tương tác với các nguyên tử khí tạo ra một cơn mưa hạt thứ cấp truyền xuống mặt đất. Bầu khí quyển đóng vai trò như một lá chắn bảo vệ tự nhiên, do đó liều chiếu xạ từ bức xạ vũ trụ phụ thuộc chặt chẽ vào độ cao so với mực nước biển. Tại mực nước biển ở Vancouver (Canada), liều hiệu dụng năm từ bức xạ vũ trụ chỉ khoảng 0,3 mSv, nhưng tại đỉnh núi Lorne ở độ cao 2.000 mét, giá trị này tăng lên 0,84 mSv. Tại Mexico City ở độ cao 2.300 mét, liều vũ trụ năm đạt khoảng 0,8 mSv. Bức xạ mặt đất phát sinh từ các hạt hạt nhân nguyên thủy có chu kỳ bán rã rất dài được phân bố trong vỏ Trái Đất, chủ yếu là các chuỗi phân rã phóng xạ của Uran-238, Thori-232 và đồng vị đơn lẻ Kali-40. Các nguyên tố này có mặt trong hầu hết các loại đất, đá và vật liệu xây dựng. Liều lượng chiếu ngoài từ bức xạ mặt đất dao động đáng kể tùy thuộc vào cấu trúc địa chất địa phương, trung bình đạt khoảng 0,4-0,5 mSv/năm trên toàn thế giới.
Thành phần đóng góp lớn nhất vào liều chiếu xạ tự nhiên của con người đến từ việc hít thở khí Radon-222 và Thoron-220, hai chất khí phóng xạ không màu, không mùi, được sinh ra từ chuỗi phân rã của Uran và Thori trong đất đá. Khi Radon thoát ra khỏi các kẽ hở của đất và tích tụ trong các tòa nhà khép kín, đặc biệt là các tầng hầm hoặc các phòng thiếu thông gió, nồng độ của nó tăng cao. Khi hít vào phổi, các sản phẩm phân rã của Radon bám vào các phế nang, phát ra hạt alpha bắn phá lớp tế bào biểu mô đường hô hấp, làm tăng nguy cơ đột biến gene dẫn đến ung thư phổi.
Một nghiên cứu chuyên sâu tại tỉnh Fukushima (Nhật Bản) về nồng độ khí Radon trong các căn hộ tạm thời cho thấy sự biến thiên nồng độ theo cấu trúc xây dựng: các đơn vị phòng khám y tế có nồng độ Radon trung bình là 5Bq/m3 (liều hiệu dụng năm tương ứng 0,18 mSv), căn hộ chung cư là 0,22 mSv, và nhà biệt lập là 0,29 mSv.
Nguồn chiếu trong tự nhiên khác bắt nguồn từ việc ăn uống các đồng vị phóng xạ tự nhiên có trong thực phẩm và nước uống. Các loại cây trồng hấp thụ các đồng vị phóng xạ từ đất và nước ngầm. Khi tiêu thụ thực phẩm, các đồng vị này tích tụ vào các mô trong cơ thể. Đồng vị Kali-40 là nguyên tố thiết yếu tự động điều hòa nồng độ ở mức hằng định sinh lý trong cơ thể người, đóng góp khoảng 0,165 mSv/năm. Ngoài ra, các thực phẩm thông thường đều chứa một lượng nhỏ các đồng vị phóng xạ tự nhiên khác như Radi-226, Carbon-14, Triti và Uran. Liều hiệu dụng trung bình từ con đường ăn uống đóng góp khoảng 0,29-0,5 mSv/năm vào tổng liều phông tự nhiên.
Dữ liệu lịch sử từ UNSCEAR ghi nhận mức phông bức xạ tự nhiên trung bình toàn cầu trước đây là 2,4 mSv/năm. Tuy nhiên, tại Báo cáo UNSCEAR năm 2024 (công bố chính thức vào ngày 12 tháng 2 năm 2026), các chuyên gia đã cập nhật giá trị trung bình phông tự nhiên toàn cầu lên mức 3,0 mSv/năm. Sự gia tăng này không phản ánh một sự thay đổi vật lý về lượng phóng xạ trên hành tinh, mà là kết quả của việc cải tiến phương pháp luận đánh giá, có thêm nguồn dữ liệu khảo sát đại diện từ nhiều quốc gia và nâng cao độ chính xác trong việc đo đạc nồng độ khí Radon trong nhà ở. Tại Việt Nam, các phép đo đạc thực địa tại vùng đồng bằng sông Hồng và đồng bằng sông Cửu Long ghi nhận phông bức xạ tự nhiên trung bình dao động khoảng 1,4-1,5 mSv/năm. Các nghiên cứu về khí Radon trong nhà ở và không khí xung quanh tại Việt Nam ghi nhận nồng độ trung bình tương ứng với liều hiệu dụng năm từ các đồng vị phóng xạ trong không khí dao động từ 0,73-0,84 mSv/năm, thấp hơn nhiều so với quy chuẩn quốc tế.
Nghiên cứu địa lý y học tại các vùng phông bức xạ tự nhiên cao bất thường (HBRA)
Địa cầu tồn tại một số khu vực địa chất đặc biệt được gọi là “Vùng có phông bức xạ tự nhiên cao bất thường” (High Background Radiation Areas – HBRAs). Tại các địa điểm này, liều bức xạ mà công chúng nhận được có thể cao gấp hàng chục đến hàng trăm lần giới hạn cho phép thông thường. Nguyên nhân xuất phát từ các cấu trúc địa chất chứa cát monazite đen hoặc suối nước nóng giàu radium.
Tại Ramsar (Iran), đặc biệt là khu vực Talesh Mahalleh, các nguồn suối nước nóng ngầm hòa tan lượng lớn Radi-226 từ các vỉa địa chất sâu bên dưới. Khi nước suối nóng trào lên mặt đất, Radi kết tủa vào đá vôi travertine, loại đá được sử dụng để xây dựng nhà ở của người dân địa phương. Sự kết hợp giữa chiếu ngoài từ tường nhà bằng đá travertine và chiếu trong do hít thở khí Radon thoát ra tạo nên mức liều khổng lồ. Suất liều chiếu ngoài tại một số điểm nóng có thể lên tới 260 mSv/năm và một số trường hợp cực đoan đo được mức tích lũy lên tới 700 mSv/năm.
Tại Guarapari (Brazil), bãi biển cát monazite đen mang lại mức suất liều tự nhiên ghi nhận kỷ lục lên tới 440-800 mSv/năm. Tại Dương Giang (Trung Quốc), nền địa chất granite phân rã chứa hàm lượng Uran và Thori cao khiến khoảng 80.000 cư dân tiếp nhận liều lượng trung bình năm lên tới 6,3 mSv/năm.
| Vùng HBRA tiêu biểu | Quy mô dân số | Tuổi thọ trung bình | Liều tích lũy trọn đời trung bình (mSv) | Nguồn gốc địa chất chính |
| Ven biển Kerala (Ấn Độ) | 400.000 | 70 tuổi | 420 | Cát đen Monazite giàu Thori-232 |
| Guarapari (Brazil) | ~12.000 | 74 tuổi | 518 | Cát Monazite dọc bờ biển |
| Ramsar (Iran) | ~2.000 | 75 tuổi | 450 | Suối nước nóng giàu Radon, travertine |
| Dương Giang (Trung Quốc) | ~80.000 | 78 tuổi | 500 | Đất cát từ đá Granite nhạy phóng xạ |
Sự tồn tại của các cộng đồng dân cư sinh sống qua nhiều thế hệ tại các vùng HBRA đặt ra một thách thức lớn đối với giả thuyết Tuyến tính không ngưỡng (Linear Non-Threshold – LNT) vốn là nền tảng của an toàn bức xạ hiện đại0. Theo mô hình LNT, bất kỳ mức liều bức xạ nào, dù nhỏ đến đâu, đều làm tăng nguy cơ ung thư theo tỷ lệ tuyến tính. Tuy nhiên, các nghiên cứu dịch tễ học quy mô lớn kéo dài nhiều thập kỷ của các tổ chức y tế quốc tế không phát hiện bất kỳ sự gia tăng có ý nghĩa thống kê nào về tỷ lệ dị tật bẩm sinh, sảy thai hay tỷ lệ mắc bệnh ung thư tại các khu vực này so với nhóm đối chứng sống ở vùng phông bình thường. Tại Kerala, nghiên cứu theo dõi tỷ lệ dị tật bẩm sinh ở trẻ sơ sinh cho thấy không có sự khác biệt có ý nghĩa thống kê với nhóm đối chứng, đồng thời ghi nhận giá trị rủi ro tương đối của ung thư đại trực tràng và ung thư phổi ở mức âm.
Cơ chế sinh học đằng sau hiện tượng này được giải thích bằng “Phản ứng thích nghi sinh học” (Radio-adaptive response). Khi tế bào sống bị kích thích liên tục bởi một liều lượng bức xạ rất thấp và liên tục, nó sẽ kích hoạt các cơ chế tự vệ nội bào bao gồm tăng cường sản sinh các enzyme sửa chữa đứt gãy mạch đơn và mạch kép của DNA, kích hoạt hệ thống dọn dẹp gốc tự do như glutathione để trung hòa tác động oxy hóa, và thúc đẩy quá trình tự chết của các tế bào tổn thương quá nặng. Các lympho bào của cư dân Ramsar khi tiếp xúc với liều bức xạ thách thức lớn trong phòng thí nghiệm thể hiện tỷ lệ đứt gãy nhiễm sắc thể thấp hơn nhiều so với lympho bào của nhóm đối chứng sống ở vùng phông bình thường, chứng minh khả năng kháng phóng xạ thích nghi được hình thành qua nhiều thế hệ.
Liều chiếu xạ từ nguồn nhân tạo
Nguồn bức xạ ion hóa nhân tạo đóng góp lớn nhất vào liều lượng chiếu xạ của công chúng hiện nay đến từ các ứng dụng y tế, bao gồm chẩn đoán hình ảnh và y học hạt nhân. Trong vài thập kỷ qua, tỷ lệ đóng góp của nguồn y tế đã tăng vọt, tiêu biểu tại Hoa Kỳ, tỷ lệ liều lượng từ nguồn y tế trong tổng liều trung bình năm của một người dân đã tăng từ mức 15% vào những năm 1980 lên khoảng 50% ngày nay, đưa mức liều trung bình năm lên 6,2 mSv. Nếu loại bỏ các nguồn chiếu xạ y tế, liều lượng trung bình năm của một người dân chỉ dao động quanh mức phông tự nhiên khoảng 3,0 mSv.
Các kỹ thuật chẩn đoán bằng tia X thông thường như chụp X-quang phổi hay X-quang nha khoa đem lại mức liều chiếu xạ rất thấp. Tuy nhiên, sự bùng nổ của công nghệ chụp cắt lớp vi tính (CT scan) và chụp PET/CT toàn thân đã làm gia tăng đáng kể liều lượng bức xạ tích lũy của bệnh nhân. Một ca chụp CT lồng ngực hoặc ổ bụng có thể mang lại liều lượng tương đương từ vài trăm đến gần một nghìn lần một ca chụp X-quang ngực thẳng thông thường, biến chúng thành nguồn đóng góp liều lượng đơn lẻ lớn nhất trong các ứng dụng chẩn đoán.
Liều hiệu dụng trong các quy trình y tế phổ biến.
Sự tích lũy liều lượng từ nhiều ca chụp CT lặp lại đặt ra mối lo ngại lớn về nguy cơ phát sinh ung thư. Nghiên cứu dịch tễ học của Bệnh viện Brigham and Women’s (BWH) tại Boston (Mỹ) thực hiện trên 31.462 bệnh nhân trong vòng 22 năm đã chỉ ra rằng rủi ro phát sinh ung thư tăng thêm khoảng 0,7% đối với toàn bộ nhóm nghiên cứu so với tỷ lệ ung thư nền tự nhiên là 42%. Tuy nhiên, đối với nhóm bệnh nhân phải chụp CT nhiều lần, nguy cơ phát sinh ung thư tăng thêm dao động từ 2,7% đến 12%. Trong nhóm này, có 33% bệnh nhân đã trải qua hơn 5 lần chụp CT, 5% chụp hơn 22 lần và 1% chụp hơn 38 lần trong suốt cuộc đời của họ, cho thấy tính cấp thiết của việc kiểm soát và tối ưu hóa liều lượng trong thực hành lâm sàng.
Trái ngược với nhận thức lo ngại của công chúng, hoạt động vận hành bình thường của các nhà máy điện hạt nhân và toàn bộ chu trình nhiên liệu hạt nhân đóng góp một tỷ lệ cực kỳ nhỏ vào liều chiếu xạ của cộng đồng. Lượng phát thải phóng xạ dạng khí và lỏng từ các nhà máy điện hạt nhân được kiểm soát nghiêm ngặt. Liều hiệu dụng năm của những người dân sống ở khu vực lân cận xung quanh các cơ sở hạt nhân vận hành bình thường thường không vượt quá vài chục microsievert (dưới 0,01-0,05mSv/năm), chỉ tương đương một phần trăm phông phóng xạ tự nhiên. Liều hiệu dụng tập thể trên một đơn vị điện năng sản xuất được ước tính ở mức rất thấp. Đối với công chúng nói chung, liều chiếu từ điện hạt nhân là hoàn toàn không đáng kể so với phông tự nhiên.
Ở khía cạnh chiếu xạ nghề nghiệp, báo cáo của UNSCEAR ước tính có khoảng 24 triệu lao động trên toàn cầu chịu chiếu xạ ion hóa trong giai đoạn 2010-2014, với khoảng 52% trong số đó làm việc trong các ngành công nghiệp liên quan đến nguồn phóng xạ tự nhiên. Liều hiệu dụng năm trung bình của tất cả lao động chịu chiếu xạ đạt khoảng 1,2mSv, giảm đáng kể so với mức trung bình của giai đoạn 1995-1999. Khi phân tách theo nguồn gốc, liều hiệu dụng trung bình năm đạt khoảng 2,0mSv đối với nhóm lao động tiếp xúc với nguồn tự nhiên (như thợ mỏ quặng hoặc phi hành đoàn hàng không) và chỉ khoảng 0,5mSv đối với lao động tiếp xúc với các nguồn nhân tạo. Phi hành đoàn bay ở các vĩ độ trung bình tiếp nhận liều lượng tích lũy năm lên tới 5mSv/năm và tăng lên 9 mSv/năm đối với các đường bay xuyên cực địa như từ New York đến Tokyo do sự suy giảm của từ trường Trái Đất ở vùng cực. Thợ mỏ khai thác quặng uranium tiếp nhận liều lượng trung bình dao động từ 1,5-2,5 mSv/năm, với mức ghi nhận tối đa ở một số thợ mỏ tại Úc đạt khoảng 10 mSv/năm. Đối với các nhà du hành vũ trụ làm việc trên Trạm Vũ trụ Quốc tế (ISS), mức liều hiệu dụng năm trung bình đạt tới 150 mSv/năm do không có sự bảo vệ của khí quyển Trái Đất.
Phân tích rủi ro sinh học và bài học từ các sự cố hạt nhân
Các tác động sinh học của bức xạ ion hóa lên cơ thể được chia làm hai nhóm chính dựa trên cơ chế tổn thương tế bào: hiệu ứng tất định (Deterministic Effects – phản ứng mô) và hiệu ứng ngẫu nhiên (Stochastic Effects).
Hiệu ứng tất định xảy ra do sự hủy diệt hoặc làm mất chức năng của một lượng lớn tế bào trong mô hay cơ quan vượt quá khả năng bù trừ tự nhiên của cơ thể. Đặc trưng cơ bản của hiệu ứng này là có một liều ngưỡng rõ rệt. Dưới mức liều ngưỡng, hiệu ứng hoàn toàn không xảy ra do các cơ chế tự sửa chữa tế bào hoạt động hiệu quả. Khi liều chiếu vượt quá ngưỡng, mức độ nghiêm trọng của tổn thương sẽ tăng lên theo tỷ lệ thuận với liều lượng nhận được. Các ví dụ điển hình về hiệu ứng tất định bao gồm đỏ da (ngưỡng khoảng 3Gy), rụng tóc (3-5Gy), suy giảm khả năng sinh sản tạm thời (0,15Gy đối với tinh hoàn nam giới) và đục thủy tinh thể (0,5Gy).
Hội chứng nhiễm xạ cấp tính (ARS) xảy ra khi toàn bộ hoặc phần lớn cơ thể bị chiếu một liều lượng bức xạ đâm xuyên cực cao trong thời gian ngắn (thường trên 0,7-1,0Gy). Mức liều cấp tính khoảng 3,0-5,0Gy toàn thân sẽ gây tử vong cho khoảng 50% số người bị chiếu trong vòng 30 ngày nếu không được can thiệp y tế đặc biệt do sự hủy diệt hệ tạo máu trong tủy xương. Ở mức liều trên 10Gy (10Sv), cái chết là gần như chắc chắn xảy ra trong vài tuần do sự hủy diệt hoàn toàn lớp biểu mô lót đường ruột hoặc tổn thương hệ thần kinh trung ương.
Hiệu ứng ngẫu nhiên (chủ yếu là ung thư và các đột biến di truyền truyền lại cho thế hệ sau) xảy ra do sự sửa chữa sai lệch của DNA. Tế bào bị tổn thương DNA bởi bức xạ không chết đi mà tiếp tục sống sót, phân chia mang theo mã di truyền bị biến đổi. Quá trình này có thể dẫn đến sự hình thành vô kiểm soát của tế bào ác tính sau một thời gian tiềm tàng kéo dài nhiều năm hoặc nhiều thập kỷ. Đối với hiệu ứng ngẫu nhiên, khoa học bức xạ hiện đại giả định không có liều ngưỡng an toàn. Hệ số rủi ro ung thư gây tử vong ước tính là khoảng 5% cho mỗi Sievert liều hiệu dụng tích lũy đối với toàn bộ quần thể.
Dữ liệu thực nghiệm dịch tễ học chỉ ra rằng mức liều thấp nhất mà tại đó sự gia tăng nguy cơ ung thư có thể phát hiện rõ ràng bằng các phương pháp thống kê là 100mSv. Ở các mức liều dưới 100mSv (và đặc biệt là dưới 50mSv chiếu mạn tính), các bằng chứng dịch tễ học trở nên cực kỳ mờ nhạt và không chắc chắn do bị nhiễu bởi các yếu tố lối sống, môi trường và tỷ lệ ung thư nền tự nhiên vốn đã rất cao trong cộng đồng (khoảng 25-40% dân số nói chung chết vì ung thư do các nguyên nhân tổng hợp).
Lịch sử ngành công nghiệp hạt nhân đã ghi nhận một số vụ tai nạn nghiêm trọng làm phát tán lượng lớn chất phóng xạ ra môi trường, cung cấp những bài học lớn về quản lý và ứng phó khẩn cấp. Trong thảm họa Chernobyl (1986), khoảng 1.000 nhân viên ứng phó khẩn cấp và nhân viên vận hành tại chỗ đã nhận mức liều cực cao từ nguồn chiếu ngoài và hít thở, ước tính lên tới 20Sv. 28 người trong số họ đã tử vong nhanh chóng vì hội chứng ARS trong vài tuần. Trong số khoảng 200.000 công nhân xử lý hậu quả trực tiếp trong giai đoạn 1986-1987, có khoảng 20.000 người nhận mức liều trung bình khoảng 250mSv và một số ít nhận tới 500mSv. Mức liều hiệu dụng trung bình nhận được của nhóm công nhân dọn dẹp này được ghi nhận khoảng 150mSv.
Ngược lại, tại sự cố Fukushima Daiichi (2011), nhờ áp dụng các quy trình ứng phó khẩn cấp hiện đại, thiết lập vùng sơ tán kịp thời và kiểm soát nghiêm ngặt thực phẩm nhiễm xạ, không có bất kỳ ca tử vong hay ca ARS nào xảy ra đối với công chúng hoặc công nhân nhà máy do bức xạ. Trong giai đoạn khủng hoảng, giới hạn liều khẩn cấp cho nhân viên cứu hộ Nhật Bản được nâng lên mức 250mSv để thực hiện các hành động ứng cứu khẩn cấp cốt lõi. Khảo sát sau sự cố ghi nhận chỉ có 173 nhân viên cứu hộ nhận liều trên 100mSv, trong đó có 6 người nhận liều vượt 250mSv chủ yếu do hít phải khí Iod-131 trước khi chuyển sang hệ thống lọc khí chuyên dụng. Đối với công chúng, ngay cả trong năm đầu tiên sau tai nạn, liều hiệu dụng trung bình của những người dân sơ tán từ thị trấn Namie chỉ khoảng 5,0mSv từ các nguồn nhân tạo.
Hiện nay, mức liều tại các vùng không phải sơ tán quanh Fukushima đã giảm xuống mức rất thấp, dao động từ vài microsievert đến tối đa 0,3mSv/năm nhờ quá trình phân rã tự nhiên và các biện pháp tẩy xạ đất đai.
Từ khóa: bức xạ;
– CMD –
