Дозы внутреннего облучения и их определение

В случае радиоактивного загрязнения радионуклиды, поступившие в окружающую среду, могут являться источниками внешнего и внутреннего облучения.

Последнее играет существенную роль в формировании общей дозы облучения.

Цель занятия. Усвоение принципов определения доз внутреннего облучения от инкопорированной активности в органы и ткани человека, животных и растений.

Вопросы, подлежащие изучению:

1. Источники и пути поступления радионуклидов в организм человека.

2. Параметры, необходимые для расчета внутренних доз облучения.

3. Определение доз внутреннего облучения у человека.

4. Расчет доз внутреннего облучения растений.

Указания к выполнению заданий

1. Внутреннее облучение формируется за счет различных источников. Вклад космических радионуклидов в суммарную дозу, обусловленную естественным радиационным фоном, невелик. Наиболее значительно облучение от рассеянных во внешней среде естественных радионуклидов.

В районах природных радионуклидных аномалий и антропогенного радиоактивного загрязнения поступление радионуклидов в организм и дозы внутреннего облучения, вызываемые ими, сильно возрастают.

Повышенная опасность радионуклидов, попавших внутрь организма, обусловлена несколькими причинами, а именно: способностью некоторых нуклидов избирательно накапливаться в отдельных органах тела, называемых критическими (например, 30% йода депонируется в щитовидной железе, которая составляет только 0,03% массы тела), и отдавать свою энергию сравнительно небольшому объему ткани; значительной продолжительностью облучения до момента выведения нуклида из органа или уменьшения активности вследствие радиоактивного распада нуклида; ростом опасности высокоионизирующих a- и b- излучений, которые недейственны или малодейственны для внутренних органов при внешнем облучении ввиду низкой проникающей способности.

Нуклиды через кожу, органы дыхания и ЖКТ (желудочно-кишечный тракт) вначале попадают в кровь и разносятся по всему телу или, преимущественно, в критические органы. В некоторых случаях критическими органами становятся ЖКТ, его отдельные участки и легкие.

Поступление радионуклидов через легкие наиболее опасно.

За шесть рабочих часов человек вдыхает 9 м³ воздуха (в целом за 1 сутки 20 м³), а с пищей потребляется только 2,2 л воды. Усвоение и отложение в организме нуклидов через органы дыхания,как правило, выше, чем при заглатывании. Усвоение через поврежденную кожу в 200-300 раз меньше, чем через ЖКТ и не имеет существенного значения по сравнению с этим путем поступления.

Однако, имеются радиоактивные вещества, легко проникающие через кожу (оксид трития, нитрат уранила, изотопы йода и некоторые другие).

2. Радионуклиды избирательно накапливаются в отдельных органах и тканях и создают дозу внутреннего облучения. Характер накопления радионуклидов в организме, отдельных органах и тканях зависит от скорости их поступления с пищевыми продуктами и водой в ЖКТ, с воздухом в легкие; усвоения из ЖКТ или легких; распределения в органах или тканях; времени удерживания в них и т.д.

Для расчета дозы внутреннего облучения необходимо знать некоторые физиологические параметры, характеризующие обменные процессы в организме. МКРЗ рекомендует при таких расчетах использовать следующие величины:

1) минутный объем дыхания;

2) потребление воды;

3) количество воздуха, вдыхаемого человеком;

4) водный баланс организма.

При оценке степени опасности поступления в организм человека радиоактивных изотопов йода необходимы сведения о массе щитовидной железы людей различного возраста и средний эффективной энергии, поглощаемой в щитовидной железе. Последняя слабо зависит от массы щитовидной железы.

Для расчета дозы от остеотропных радионуклидов, на основании радиохимических исследований отдельных проб костной ткани, требуются данные о массе золы, образующейся при озолении отдельных костей скелета.

При расчете дозы внутреннего облучения необходимо знать удельную эффективную энергию, т.е. энергию, поглощенную в 1 г органа (ткани) – мишени Т_м при испускании излучения определенного вида, возникающего при радиоактивном распаде нуклида в органе (ткани) – источнике Т_и.

Для оценки дозы внутреннего облучения необходимы сведения о характере распределения активности радионуклида в теле человека и его эффективном периоде полувыведения из организма, т.е. при расчете доз учитывается интенсивность метаболизма отдельных радионуклидов в организме человека.

Биологические периоды полувыведения нуклидов из критических органов и тканей различаются от десятков суток (­³Н, ¹⁴ С, ²⁴ Na) до бесконечности (полное усвоение: ⁹⁰ Sr, ²³⁹ Pu).

По характеру распределения нуклидов в организме выделяют три их группы:

1) радионуклиды, концентрирующиеся в костях

( ⁹⁰ Sr, ²²⁶ Ra, ²³⁹ Pu, ²⁴¹ Am и др.);

2) радионуклиды, поступающие в печень

( ¹⁴⁴ Cr, ²³⁹ Pu, ²⁴¹ Am и др.);

3) радионуклиды, распределяющиеся во всем теле

( ³ H, ⁶⁰ Co, ¹⁰⁶ Ru, ¹³⁷ Cs и др.).

Задание. Усвоить основные источники и пути поступления радионуклидов в организм человека. Уяснить все необходимые параметры для расчета доз внутреннего облучения, а также особенности накопления и метаболизма радионуклидов в организме.

3. Трудность определения дозы внутреннего облучения состоит в невозможности прямыми методами измерения непосредственно зарегистрировать дозу облучения тела или критического органа.

Процесс определения дозы разбивается на две части. Вначале определяют активность радионуклида в организме, затем рассчитывают дозу с учетом метаболизма радионуклида за тот или иной промежуток времени.

Способы определения инкорпорированной активности:

1) Измерение концентрации радионуклида в источнике поступления (воздух, вода, продукты питания) с последующим расчетом отложения и удержания в организме;

2) Определение радиоактивности в биосубстратах (моче, кале, крови, волосах, зубах и т.п.) с последующим пересчетом на основании принятых моделей метаболизма;

3) Прямое измерение содержания радионуклидов в организме регистрацией проникающего излучения, исходящего из тела человека.

Последний из перечисленных способов сопряжен с использованием спектрометров: СИЧ-01Т, СИЧ-01Щ, СИЧ-01Л, СИЧ-9R, СИЧ-Universal и т.д.

Детекторами γ- излучения данных приборов являются монокристаллы NaJ или TeJ диаметром 150 мм и высотой до 100 мм в диапазоне энергий фотонов 0,1-3 МэВ. Для регистрации низкоэнергетических фотонов с энергией 10 КэВ и выше используют детекторы из сверхчистого германия. Низкую энергию фотонного излучения имеют радионуклиды ²³⁹ Pu (по рентгеновскому излучению) и ²⁴¹ Am (по низко энергетическому γ- излучению). Приборы имеют амплитудные анализаторы импульсов и устройства для размещения человека.

Для экспрессной оценки содержания радионуклида в организме можно использовать радиометр типа СРП-68-01 или СПР-88Н.

Измерения скорости счета допускается с диапазоном до 10 имп/с. Скорость счета n_c – измеряют в трех точках – в районе легких, желудка и щитовидной железы.

Перед обследованием оценивают фон прибора n_ф. Обычно n_ф=50 имп/с, что соответствует примерно 15 мкР/ч. Определяют n_ф от незагрязненных людей в той же геометрии измерения.

Если радионуклид известен и определена его локализация, то можно с погрешностью не более, чем в 2 раза оценить его активность (в Бк) по следующим формулам:

А=2*10³*n_γ*[n_c-( n_ф+∆ n_ф)], при равномерном распределении радионуклида;

А=7,9*10²*n_γ*[n_c-( n_ф+∆ n_ф)], при содержании в легких;

А=4,9*10²*n_γ*[n_c-( n_ф+∆ n_ф)], при содержании в желудке,

где n_γ – суммарный выход γ-квантов на распад данного радионуклида.

Активность ¹³¹ I в щитовидной железе определяют по формуле:

А = 66*[n_c-( n_ф+∆ n_ф)].

Если, полученные при расчетах результаты соизмеримы с ДОА (с допустимой объемной активностью), то этих лиц необходимо обследовать на установке СИЧ.

После определения активности радионуклида определяют мощность поглощенной дозы.

Для α- и β- активных радионуклидов мощность поглощенной дозы, Гр/с, в критическом органе, в котором откладывается радионуклид, рассчитывается по формулам:

Р_α,β = А*f*Е*1,6*10^-13/m = 1,6*10^-13*С*f*Е,

где А – активность радионуклида, содержащегося в органе или ткани, Бк;

Е – энергия частиц (для β- частиц – средняя), МэВ;

f – выход данного излучения на распад;

1,6*10^-13 – коэффициент перехода от мегаэлектронвольт к джоулям;

m – масса органа (ткани), кг;

С – удельная активность, Бк/кг.

Если время выразить в сутках, то мощность поглощенной дозы для α- и β- частиц (Р_α,β), Гр/сут, можно определить по формуле:

Р_α,β = 1,38*10^-8*С*f*Е

Это соотношение справедливо, если радионуклид достаточно равномерно распределен в ткани или органе и пробег β- частиц мал по сравнению с размерами ткани, в которой содержится радионуклид.

Поглощение γ- излучения в ткани (органе) зависит не только от энергии излучения, но и от размеров и геометрической формы органа, в котором распределен радионуклид. Поэтому распределение дозы γ- излучения в ткани неравномерно, даже когда радионуклид достаточно равномерно распределен в ткани. Для учета этого фактора вводят понятия: доза в отдельной точке, средняя доза, полученная всей тканью, и геометрический фактор.

Мощность поглощенной дозы в органе или ткани от γ- излучающего радионуклида в общем виде определяется по формуле:

Р_γ = С*р*К_γ*Z*g,

где Р_γ – мощность поглощенной дозы в отдельной точке или средняя мощность поглощенной дозы для всей ткани;

С – средняя удельная активность радионуклида в рассматриваемом органе (ткани);

р – плотность ткани;

Z – коэффициент перевода единицы экспозиционной дозы в единицу поглощенной дозы;

g – геометрический фактор;

К_γ – гамма-постоянная радионуклида.

Если активность и мощность дозы выражать в единицах СИ, то приведенное выше соотношение будет иметь следующий вид:

Р_γ = 7,5*10^-15*С*ρ*К_γ*g (Гр/с), для t в секундах;

Р_γ = 2,7*10¹¹*С*r *К_γ*g (Гр/ч), для t в часах;

Р_γ = 6,5*10^-10*С*r*К_γ*g (Гр/сут), для t в сутках,

где С выражается в Бк/кг; ρ – в г/см³, К_γ – в Р*см²/(мКu*ч);

Z – в Гр/Р, g – в см.

Вследствие большой проникающей способности γ- квантов при расчете дозы внутреннего облучения возникают определенные математические трудности, которые не существуют при расчете доз α- и β- излучения. Для упрощения расчетов в дозиметрии все органы и ткани представляют в виде простых геометрических тел: сферы, цилиндра, усеченного крнуса и т.п. или их сочетания. Числовые значения геометрического фактора в общем виде определяют уравнением:

ġ = 1/V* g_T*d*V₁

где ġ- средний геометрический фактор;

V- объем геометрической фигуры;

g_T- геометрический фактор центра фигуры.

Средний геометрический фактор для всего сферического объема рассчитывают по формуле:

ġ = ¾*g_ц.сф. = 3/p*R_сф.

Это соотношение можно использовать для органов, имеющих эффективный радиус R_сф.<10 см.

При расчете поглощенных доз необходимо учитывать закономерности накопления радионуклидов в организме (критическом органе), а также их выведения.

Если первоначальный период накопления незначительно влияет на поглощенную дозу в ткани, и выведение радионуклида из рассматриваемого органа можно описать одной экспонентой:

С(t) = С_оехр(-0,693t/Т_эф.),

где С_о- средняя первоначальная удельная активность радионуклида в ткани;

Т_эф.- эффективный период полувыведения из органа (ткани), то поглощенную дозу Д_α,β, Гр, можно определить по формуле: Д_α,β = 2,31*10^-13*С*f*Е*Т_эф.*[1-ехр(-0,693t/Т_эф.)],

где С_о- начальная удельная концентрация радионуклида в органе (ткани), Бк/кг; Е- энергия частиц (для β- частиц средняя),МэВ; t- время за которое за которое рассчитывается доза, с, при условии, что радионуклид медленно распадается и выводится из критического органа.

Поглощенная доза зависит от соотношения между t и Т_эф. (t<Т_эф., t>>Т_эф., t<<Т_эф..).

При t>>Т_эф. Д_α,β = 2,31*10^-13С_о*f*Е*Т_эф. (время в секундах);

Д_α,β = 2,31*10^-8С_о*f*Е*Т_эф.(время в сутках).

Когда физический период полураспада короче биологического периода полувыведения радионуклида и сравним с биологическим периодом полунакопления, формулы, приведенные выше не верны, так как здесь следует учитывать начальный период накопления. Это достигается введением в формулы еще одной или нескольких экспоненциальных компонент с отрицательными коэффициентами.

В простейшем случае уравнение для расчета средней концентрации в критическом органе имеет следующий вид:

С(t) = С_о*[ехр(-0,693t/Т_эф.)-ехр(-0,693t/Т_{накопл.})],

где Т_{накопл.}- эффективный период полунакопления;

С_о- максимальная средняя концентрация.

Дозу, Гр, поглощенную в ткани при условии полного выведения радионуклида, можно определить по формуле:

Д_(αβ) (∞) = 2*10^-8*С_о*f*Е*(Т_эф.-Т_{накопл.})

При расчете поглощенной дозы от γ- активных радионуклидов за время t используют соотношения:

для t>>Т_эф. Д_γ = 9,3*10^-10С_о*ρ*К_γ*Zg*Т_эф. ;

для t<<Т_эф. Д_γ = 6,5*10^-10С_о*ρ*К_γ*Zg*t ,

где t и Т_эф. выражается в сут., а С_о- начальная удельная активность, Бк/кг ткани, если выведение радионуклида из организма описывается одной экспонентной функцией. Биологическое выведение из желудочно-кишечного тракта подчиняются другому закону.

Вклад γ- излучения в суммарную поглощенную дозу от инкорпорированных β- и γ- активных нуклидов в основном зависит от размеров органов и тканей тела человека и выхода γ- квантов и β- частиц на распад и может составлять от долей до нескольких десятков процентов от суммарной дозы.

В некоторых случаях вкладом γ- излучения в суммарную поглощенную дозу пренебрегают, например, при Е_β/К_γ ≥4,7*10^-4ġ и

Е_β/К_γ ≥4,7*10^-3R _сср. для сферических источников.

Для расчета эквивалентных доз от инкорпорированных радионуклидов в теле взрослого человека используют приведенные выше соотношения с учетом эффективной энергии (Е_эф. вместо Е). При расчете эффективной энергии учитывается коэффициент качества излучения. Результаты вычисления мощности дозы выражаются в единицах мощности эквивалентной дозы, Зв/с, Зв/сут и т.д.

Задание. Ознакомиться со способами определения инкорпорированной активности. Уяснить порядок определения доз внутреннего облучения для α- и β- активных и γ- излучающих радионуклидов. Усвоить закономерности изменения концентрации радионуклидов в органах и тканях человека.

4. Применительно к сельскохозяйственным животным наиболее актуальна оценка доз внутреннего облучения для условий хронического поступления радионуклидов с кормом, как это, например, имеет место в районах радиоактивного загрязнения после аварии на Чернобыльской АЭС. Расчет производят по одной из формул:

Р_β = 2,13 Ec g/m, рад/ч;

Р_β = 51,2 Ec g/m, рад/сут;

Р_β = 1,86*10⁴ Ec g/m, рад/год;

Где Р_b- мощность поглощенной дозы в органах, в которых откладывается радионуклид; q – активность радионуклида в расчете на орган или ткань, мкКи; Ес – средняя энергия b-частиц, МэВ/расп.; m – масса органа или ткани, г.

Пример. Установлено, что в яичнике коров (m=15г.) содержится 0,0015 мкКи активности ¹³⁷Cs (т.е. 1*10^-7 Ки/кг органа). Определить Р_b (рад/ч). Известо, что Ес для ¹³⁷Cs=0,195 МэВ. Р_b = 2,13*0,195*0,0015/15 = 0,000041 рад/ч = 0,041 мрад/ч (или 0,362 рад/год).

Оценку внутреннего облучения растений для мягкого b-излучения и a-частиц проводят расчетным путем.

Радионуклиды, накапливаясь тканями растений при внекорневом и корневом поступлении, являются источниками внутреннего облучения, при котором доза формируется за счет суммарного действия излучений. Вклад a и b излучений в суммарную дозу может быть значительным. Оценку внутреннего облучения растений проводят, определяя и анализируя величины поглощенных доз.

При расчете доз от радионуклидов, инкорпорированных в ткани растений, используют соотношение:

,

где N_t – число атомов, распадающихся за время t; Е_b - средняя энергия b-частицы, МэВ; W^t_β -энергия, поглощаемая тканью за время t, МэВ.

Среднюю энергию b-частицы находим из таблицы 2.1.

Таблица 2.1 - Значения энергии b-частиц некоторых радионуклидов

Энергетический эквивалент поглощенной дозы в 1 рад составляет 1,83*10¹² пар ионов в 1 грамме. Поскольку на образование одной пары ионов расходуется энергия 34 эВ, то одному раду соответствует энергия 1,8310¹²*34эВ=6,22*10⁷МэВ.

Если А - активность (в мкКи), содержащаяся в 1 грамме ткани, то мощность дозы Р=3,7*10⁴*Е_b*А/6,22*10⁷ = 0,595*А*Е_b*10^-3 рад*с^-1 = 0,595*А*Е_b*10^-5Гр*с^-1.

Если в 1 г ткани содержится ¹⁴С с активностью 1мкКи, то мощность дозы составляет 0,105Р*ч^-1, а для ³²Р – 1,49Р*ч^-1.

Поглощенную дозу от инкорпорированных радионуклидов в ткани растений можно рассчитать по константе равновесной дозы.

Для некоторых продуктов деления урана значение этих констант таковы:

⁹⁰Sr – 3,187*10¹ (мкГр*г/МБк*с) ⁹⁵Zr – 1,366*10² (мкГр*г/МБк*с)

¹³¹I – 9,110*10¹ (мкГр*г/МБк*с) ¹³⁴Cs – 2,755*10² (мкГр*г/МБк*с)

¹³⁷Cs – 3,012*10¹ (мкГр*г/МБк*с) ¹⁴⁴Ce – 1,713*10¹ (мкГр*г/МБк*с)

²¹⁰Po – 8,485*10² (мкГр*г/МБк*с)

Таким образом, зная удельную активность радионуклидов (МБк/г) и константу его равновесной дозы, определяем мощность поглощенной дозы (мкГр/с) и поглощенную дозу за известное время без учета процессов накопления, выведения и распада радионуклида, инкорпорированного в ткани растения.

Нами рассмотрены простейшие случаи расчета внутренних доз, получаемых сельскохозяйственными животными и растениями. В общем, определение дозы облучения – задача сложная и требует специальных методов измерений и расчетов. Особые трудности возникают в случае сложной геометрии облучателей и облучаемых объектов и смешанного излучения. Радионуклиды, накопленные тканями, по отношению к этим тканям – источники внутреннего облучения, а по отношению к другим органам – источники внешнего облучения.

Задание. Определить поглощенную дозу b-излучения в плодах черники при содержании в них цезия-137 – 5000 Бк/кг за трое суток после сбора.

Рассчитать поглощенную дозу внутреннего b-излучения от инкорпорированных радионуклидов стронция-90 и цезия-137 в тонких ветвях березы за три месяца в период физиологического покоя по константам равновесных доз, при условии, что удельная активность цезия - 6000 Бк/кг, а стронция – 50 Бк/кг.

Снижением активности в результате естественного распада пренебречь.

Соотношение между внесистемными и международными

единицами активности

Список рекомендуемой литературы

1 Анненков, Б.Н. Основы сельскохозяйственной радиологии / Б.Н. Анненков, Е.В. Юдинцева. – М.: Агропромиздат, 1991. – 287 с.

2 Бударков, В.А. Радиобиологический справочник / В.А. Бударков, В.А. Киршин, А.Е. Антоненко. – Минск: Ураджай, 1992. – 336с.

3 Гродзинский, Д.М. Радиобиология растений / Д.М. Гродзинский – Киев: Наук. думка, 1989. – 379с.

4 Действие ионизирующей радиации на биогеоценоз / Д.А. Криволуцкий, Ф.А. Тихомиров, Е.А. Федоров и др. – М.: Наука, 1988. – 240 с.

5 Козлов, И.Ф. Справочник по радиационной безопасности / И.Ф. Козлов. – М.: Энергоатомиздат, 1991. - 352с.

6 Моисеев, А.А. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене / А.А. Моисеев, В.И. Иванов. – М.: Энергоатомиздат, 1990. - 252с.

7 Мурахтанов, Е.С.Основы лесохозяйственной радиационной экологии / Е.С. Мурахтанов, Н.Л. Кочегарова. – Брянск, 1985. – Курс лекций. - 345 с.

Оглавление

Введение ………………………………………………………….3

1 Дозы внешнего облучения и их определение………….……..4

2 Дозы внутреннего облучения и их определение……………..13

Список рекомендуемой литературы…………………………..21

Кистерный Григорий Анатольевич

Радиационная экология

Методические указания к практическим занятиям для студентов лесохозяйственного факультета, обучающихся по направлению подготовки бакалавров 250100 «Лесное дело» профиля «Лесное хозяйство»

Часть 3

Лицензия НД №14185 от 06. 03.2001

Формат 60х94 1/16 Тираж 50 экз. Печ. л. – 1,6

Брянская государственная инженерно-технологическая академия

241037 г. Брянск, пр. Станке Димитрова, 3,

Редакционно-издательский отдел.

Подразделение оперативной печати

Подписано к печати _______________ 2012 г