Лекция №9 Тема: «Дозиметрия инкорпорированных радионуклидов»
| Вид материала | Лекция |
- 1 11 Тема 2 12 тема 3 13 Тема 4 14 Тема 5 15 Тема 6 17 Тема 7 20 Тема 8 22 Тема, 284.17kb.
- Т. А. доцент кафедры Индустрии моды исмд владивостокский государственный университет, 284.47kb.
- Тема Лекция, 34.13kb.
- «Социальная стратификация и социальная мобильность», 46.19kb.
- Лекция №19. Общая экология Лекция №19 Тема: Биоразнообразие (Царство Животные), 107.84kb.
- Русской Православной Церкви и их особенности. 22 сентября лекция, 30.24kb.
- Лекция №10. Общая экология 2 Лекция №10 Тема: Биоценозы, 109.82kb.
- Лекция по учебной дисциплине: «Общественно-государственная подготовка» Тема, 526.49kb.
- • Семинар «Методические и технические аспекты контроля накопления радионуклидов в организме, 38.09kb.
- Тематический план практических занятий по радиационной медицине hа IX семестр для студентов, 49.44kb.
Лекция 9 Радиационная безопасность. 2006г.
Лекция №9
Тема: «Дозиметрия инкорпорированных радионуклидов»
Вопросы:
- Загрязнение Республики Беларусь радионуклидами.
- Закономерности формирования радиоактивного загрязнения территории Республики Беларусь.
- Пути поступления радионуклидов внутрь организма.
- Радионуклиды в организме человека.
- Формирование дозы излучения инкорпорированных радионуклидов.
- Кинетика формирования дозы.
- Экспериментальная дозиметрия излучения инкорпорированных радионуклидов.
- Загрязнение Республики Беларусь радионуклидами.
В соответствии с Законом РБ «О правовом режиме территорий, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие катастрофы на ЧАЭС» к зонам радиоактивного загрязнения относятся территории, где загрязнение почвы 137Cs составляет 37 кБк/м2 и более, 90Sr 5,5 кБк/м2 и более, 238, 239, 240Pu – 0,37 кБк/м2 и более. После аварии на ЧАЭС на 66% территории РБ уровни загрязнения 137Cs превышали 10 кБк/м2 (до аварии загрязнение почвы 137Cs составляло 1,5 кБк/м2 и лишь в некоторых точках оно доходило до 3,7 кБк/м2). Загрязнения 90Sr выше, чем 5,5 кБк/м2, обнаружены на ~ 10% территории РБ. В Ветковском районе Гомельской области обнаруженная загрязнённость 90Sr составляла 137 кБк/м2. Загрязнение изотопами 238Pu, 239Pu, 240Pu более, чем 0,37 кБк/м2, охватывает ~ 2% площади республики (преимущественно в Брагинском, Наровлянском, Хойникском, Речицком, Добрушском и Лоевском районах Гомельской области и в Чериковском районе Могилёвской области).
Радиационный мониторинг показывает, что Pэксп γ-излучения по сравнению с 1986 г значительно снизилась (в Брагине в 470 раз, в Мозыре и Славгороде – в 80 раз, в Пинске – в 70 раз). Прогноз показывает, что, например, в Брагине Pэксп достигнет доаварийного значения (менее 10 мкР/ч) приблизительно через 65 лет после аварии на ЧАЭС, в Чечерске, Славгороде – через ~ 25 лет.
Прогноз радиационной обстановки также показывает, что будет возрастать загрязнение окружающей среды 241Am и достигнет своего максимума к 2060 году. В момент аварии удельная активность 241Am была меньше удельной активности суммы изотопов плутония (Pu-238, -239, -240, -241) примерно в 22,5 раза. В 2006 г эти величины должны сравняться, а в период достижения максимума удельная активность 241Am превысит сумму изотопов плутония более, чем в два раза. В связи с этим необходимо продолжить радиационный мониторинг трансурановых элементов, в том числе америция-241. Анализ изменения площадей загрязнения территории РБ цезием-137 показывает, что эти площади со временем уменьшаются медленно (от 23,7% в 1986 г (с загрязнением более 1 кБк/м2) до 21% – в 2001 году, до ~ 18% (ожидается) к 2010 году и до 14% – в 2020 г.).
На загрязнённой территории располагалось более 3600 населённых пунктов, в том числе 27 городов, с численностью населения 2,2 ∙ 106 человек, 26,9% из которых составляли дети и подростки. Жители этих территорий подверглись острому «йодному удару» в первые недели после катастрофы. Кроме того, для ликвидации последствий аварии были привлечены несколько сот тысяч человек. Все они в той или иной степени подверглись воздействию вредных для здоровья факторов. Радиационные эффекты многокомпонентного и пролонгированного действия ионизирующего излучения усугубились разнообразными факторами социального, психологического и антропогенного происхождения и непосредственно оказали деструктивное воздействие на все стороны жизнеобеспечения и жизнедеятельности человека.
- Закономерности формирования радиоактивного загрязнения территории Республики Беларусь.
Основные уровни загрязнения почвы в результате глобальных выпадений на территории РБ сформировались в середине 70-х годов после интенсивных ядерных испытаний, когда плотность годовых выпадений плутония достигла максимальных значений: 10 – 15 Бк. В воздухе концентрация 239+240Pu достигла десятков мкБк/м3, что привело к повышенному ингаляционному поступлению трансурановых элементов (ТУЭ) в организм жителей РБ и к моменту аварии на ЧАЭС содержание 239+240Pu в организме жителей РБ составляло 7 Бк. В мае 1981 г на северо-западе РБ концентрация 137Cs возросла с 4 мкБк/м3 до 130 мкБк/м3. Для 239+240Pu это повышение составило от 57 нБк/м3 до 2300 нБк/м3 (результат стратосферных выпадений от последнего 26-го китайского наземного ядерного испытания, проведенного в октябре 1980 г). Максимальное содержание 239+240Pu и 137Cs наблюдалось в середине мая и составило 3500 нБк/м3 и 220 мкБк/м3 соответственно. Для глобальных выпадений соотношение по активности на апрель 1986 г наиболее значимых актинидов было равно: 238Pu : 239Pu : 240Pu : 241Pu : 241Am = 0,043 : 1,0 : 0,57 : 20 : 0,5.
В динамике загрязнения территории РБ радионуклидами после аварии на ЧАЭС можно выделить следующие стадии:
1. Йодно-нептуниевый этап. Длительность – около месяца после выброса. Содержание радионуклидов в приземном воздухе в этот период возросло более, чем в 106 раз по сравнению с глобальными уровнями. Отношение активностей 137Cs/239+240Pu возросло со 100 до 105. На этой стадии содержание «чернобыльского» Pu-238+239+240 в организме жителей Гомельской области оценивается величиной 15 Бк. Радиационная обстановка определялась 131I, хотя в первые дни аварии существенный вклад в дозу внесли и короткоживущие изотопы 132Te, 132I, 133I, 135I, а также 91Y, 99Mo, 99mTc, 140La, 140Ba, 95Zr, 95Nb, 89Sr, 242Cm, 239Np. Среднее соотношение активностей «чернобыльских» актинидов в пересчёте на момент выброса (26.04.1986 г) составляло: 238Pu : 239Pu : 240Pu : 241Pu : 241Am : 239Np : 242Cm = 1,2 : 1,0 : 1,5 : 210 : 0,17 : 56000 : 40.
2. Этап стабилизации радиационной обстановки.
3. Цезиево-стронциевый этап. Характеризуется тем, что в сотни и тысячи раз снизилось радиоактивное загрязнение радионуклидами с периодом полураспада оголо 1 года. Началась деструкция топливных частиц и повышенная миграция 90Sr. Радиационная обстановка на этом этапе в основном обусловлена 137Cs и 90Sr. Происходит заметное накопление 241Am за счёт распада 241Pu.
4. Актинидный этап. В сотни раз снизилось загрязнение 241Pu, 137Cs, 90Sr. Загрязнение в основном определяется актинидами 239,240Pu и 241Am, причём загрязнение 241Am превышает загрязнение 239,240Pu. Опасные уровни загрязнения располагаются локально в радиоактивных пятнах ближнего следа. Наблюдается постоянный рост содержания 241Am во всех компонентах экосистемы Беларуси в результате распада 241Pu. Максимальный уровень загрязнения 241Am установится к 2060 году и превысит загрязнение 239+240Pu в 2,7 раза, при этом территории с уровнем загрязнения 238+239+240Pu + 241Am до 1000 Бк/м2, возможно, выйдут за пределы 30-километровой зоны.
Через 15 лет после аварии на ЧАЭС более 70% «чернобыльского» урана находилось в верхнем (0 –10 см) слое почвы. Средняя скорость вертикальной миграции для различных типов почв ~ 1 мм в год. Установлено, что накопление растительностью 90Sr преобладает над таковым для 137Cs, а поступление 241Am в луговую растительность на порядок выше, чем 239,240Pu.
3. Пути поступления радионуклидов внутрь организма.
Инкорпорированными называют радионуклиды, попавшие внутрь живого организма ингаляционным, пероральным путями и через кожу. В течение некоторого времени радионуклиды находятся в органах дыхания, пищеварения и на коже, в так называемых входных депо. Из депо часть радионуклидов попадает в кровь и с кровью разносится по внутренним органам и тканям, непосредственно не связанным с внешней средой. Дальнейшая судьба радионуклидов зависит от их физико-химических свойств и от процессов, происходящих в организме. В конечном итоге радионуклиды частично распадаются, частично выводятся из организма в результате биологических обменных процессов. В течение некоторого времени они создают внутреннее облучение. Поглощенная доза при внутреннем облучении может быть сопоставлена с биологическими последствиями и может являться мерой радиационной опасности излучения инкорпорированных радионуклидов. Радиоактивные и стабильные изотопы одного и того же элемента имеют одинаковые физико-химические свойства. Основные дозообразующие радионуклиды 137Cs и 90Sr химически очень активны. По химическим свойствам Sr близок к Ca, а Cs – к K. Sr более подвижен, чем Cs, хорошо вымывается водой, попадая в водоёмы, характеризуется большей вертикальной (вглубь почвы) и горизонтальной (по поверхности земли) миграцией.
В растения радионуклиды попадают из почвы, при фотосинтезе (
) и во время атмосферных осадков. У лиственных деревьев накопление радионуклидов меньше, чем у хвойных. В настоящее время радионуклиды в растения поступают главным образом из почвы и особенно те, которые хорошо растворимы в воде. По убыванию растворимости некоторые радионуклиды можно выстроить в ряд: 90Sr, 131I, 140Ba, 137Cs, 134Cs. Лишайники, мхи, грибы, бобовые, злаки являются сильными концентраторами (накопителями) радионуклидов. В табл 14 приведены результаты исследования накопления радиоактивного Cs некоторыми сельскохозяйственными (с/х) культурами:Табл. 14 Накопление 137CS различными видами с/х культур при плотности радиоактивного загрязнения 25-30 Ки/км2.
-
Видовой состав культур
НКи/кг
Зерно (корнеплоды)
Солома (вегетативная масса)
Озимая рожь
0,70
2,2
Озимая пшеница
0,30
1,3
Ячмень
0,61
2,6
Овес
0,98
2,4
Люпин
52,0
39,0
Горох
24,2
15,3
Рапс озимый
19,2
1,2
Сахарная свекла
1,25
6,5
Картофель
1,10
-
Кукуруза
0,55
1,6
Повышено содержание Cs и Sr в укропе, петрушке, шпинате, щавеле, но их вклад в суммарную активность невысок. Высокой концентрацией радионуклидов характеризуются луговые травы (пастбища). Поэтому высоко содержание радионуклидов и в организме животных. В табл. 15 приведено содержание 137Cs и 90Sr у совхозных (совхоз “Звезда” Чериковского р-на, 1993) животных:
Табл. 15 Содержание радионуклидов в органах и тканях крупного рогатого скота, Бк/кг.
| Органы и ткани | Радионуклиды | Органы и ткани | Радионуклиды | ||
| Cs-137 | Sr-90 | Cs-137 | Sr-90 | ||
| Мышечная ткань | 1700 | <0,1 | Легкие | 430 | 0,9 |
| Язык | 1600 | 0,9 | Мозги | 211 | 2,1 |
| Почки | 1140 | 0,7 | Вымя | 313 | 0,8 |
| Сердце | 1040 | 0,4 | Трахея | 59 | 4,5 |
| Пищевод | 460 | 2,0 | Кровь | 132 | 0,6 |
| Селезенка | 630 | 0,3 | Кости пластинчатые | 300 | 1269 |
| Печень | 490 | 1,1 | Кости трубчатые | 63 | 746 |
При дыхании радионуклиды из воздуха поступают в легкие. Человек за день отфильтровывает через легкие ~20-25м3 воздуха. С воздухом в организм поступает ~1% всей радиоактивности. С питьевой водой – еще ~5%. Основная масса радионуклидов попадает в организм с пищей. Пищевые цепочки: растение (овощи, фрукты) – человек; растение, мясо (молоко), человек; придонные животные – рыба – человек. Выводятся радионуклиды через выделительные органы. В табл. 16 приведены некоторые характеристики ряда радионуклидов, в том числе и период полувыведения (время, в течение которого из организма выводится половина радионуклидов Т1/2(б)). В таблице 16 также приведены период полураспада Т1/2(ф), значения эффективной энергии (Еэф), поглощенной в критическом органе взрослого условного человека на один акт распада радионуклида, доля нуклида, попадающая в орган (кровь) алиментарным путем или при вдыхании.
Табл. 16 Характеристики ряда радионуклидов.
| нуклид | Орган, его масса, эффективный радиус | Периоды полураспада и полувыведения, сутки. | Эффективная энергия, МэВ/расп | Доля нуклида, попадающая в рассматриваемый орган | |||
| перорально, в кровь, f1 | при вдыхании fa, | от общего кол-ва в организ-ме, f2 | |||||
| 3H | Все тело, 7∙104г, 30см (равномерное распределение в ‘воде’ всего тела) | 4,5∙103 | 10 | 0,01 | 1,0 | 1,0 | 1,0 |
| 137Cs | --//-- | 1,1∙104 | 140 | 0,437 | --//-- | --//-- | --//-- |
| 14C | Все тело | 2∙106 | 10 | 0,54 | 1,0 | 0,75 | 1,0 |
| Жировая ткань | --//-- | 12 | 0,54 | 1,0 | 0,38 | 0,6 | |
| Скелет | --//-- | 40 | 2,7 | 1,0 | 0,02 | 0,1 | |
| 24Na | Все органы (кроме скелета) | 0,63 | 10 | 2,7 | 1,0 | 0,7 | 0,7 |
| Скелет | --//-- | --//-- | --//-- | 1,0 | -- | 0,3 | |
| 32P | Мягкие ткани | 14,3 | 19 | 0,69 | 0,8 | 0,6 | 0,4 |
| Плазма крови; 3,1∙103г | --//-- | 0,5 | 0,04 | --//-- | 0,15 | 0,15 | |
| Скелет | --//-- | 1500 | 3,5 | 0,3 | 0,13 | 0,3 | |
| 35S | Все органы и ткани (равномерное) | 87,1 | 20 | 0,056 | 0,8 | 0,75 | 0,15 |
| 89Sr | Скелет | 50,5 | 1,8∙104 | 2,8 | 0,3 | 0,28 | 0,97 |
| 90Sr | --//-- | 104 | --//-- | 1,1 | 0,3 | 0,12 | --//-- |
| 131I | Все тело (кроме щитовидной железы) | 8,05 | 12 | 0,41 | 1,0 | 0,7 | 0,7 |
| Щитовидная железа | --//-- | 120 | 0,20 | --//-- | 0,23 | 0,3 | |
| 210Po | Все тело (кроме почки, селезенки, печени) | 138,4 | 50 | 55 | 0,1 | 0,28 | 0,7 |
| Почки; 310г, 7см | --//-- | --//-- | --//-- | --//-- | 0,02 | 0,1 | |
| Селезенка | --//-- | --//-- | --//-- | --//-- | 0,01 | --//-- | |
| Печень | --//-- | --//-- | --//-- | --//-- | 0,05 | --//-- | |
| 226Ra | Все тело (кроме скелета) | 5,9∙105 | 8,1∙103 | 110 | 0,2 | 0,4 | 0,17 |
| Скелет | --//-- | 1,64∙104 | 196 | --//-- | 0,03 | 0,83 | |
| 239Pu | Все тело | 8,9∙106 | 6,5∙104 | 53 | 10-4 | 0,25 | 0,1 |
| Скелет | --//-- | 3,6∙104 | 270 | --//-- | 0,20 | 0,45 | |
| Печень | --//-- | 1,4∙104 | 53 | --//-- | 0,04 | --//-- | |
| 241Am | Скелет | 1,6∙105 | 3,6∙104 | 27 | 5∙10-4 | 0,2 | 0,45 |
| Печень | 1∙105 | 1,4∙104 | 19,2 | --//-- | 0,04 | 0,45 | |
| 42K | Все органы и ткани (равномерное распределение) | 0,52 | 30 | 1,6 | 1,0 | 0,75 | 1,0 |
4. Радионуклиды в организме человека.
Различают 4 группы радиоактивных веществ по характеру их распределения внутри организма:
- Равномерно распределяющиеся (24Na, 40K, 137Cs и др.).
- Скапливающиеся преимущественно в скелете (32P, 90Sr, 226Ra и др.).
- Скапливающиеся преимущественно в паренхиматозных органах (почки, печень, сердце и т.п.) – 144Ce, 147Pm и др.
- Имеющие смешанный тип распределения (скелет и печень и т.п.) – 239Pu, 241Am, 210Po и др.
Такие радионуклиды, как 3H, 14C (включаются в состав всех органических молекул), 42K, 24Na (входят в состав внутриклеточных и межклеточных растворов) равномерно распределяются во всех тканях человека. Такие радионуклиды как 131J тоже легко присоединяются к белкам клеток щитовидной железы, где они нужны для функционирования гормонов (регуляторов в организме процессов роста, развития, созревания и т.п.). В северном полушарии на Земле отмечается эндемия по йоду. Это обусловило отсутствие в организме ограничителей поглощения йода. На рисунке 26 представлена зависимость накопления и выведения 131J из щитовидной железы для жителей Гомельской области от времени, прошедшего с момента аварии.
В таблице 17 представлены дозовые нагрузки на щитовидную железу жителей Беларуси с 26.04.86 по 05.05.86, рассчитанные по сценарию с самыми консервативными значениями критических параметров (скорость осаждения 131J при ингаляционном поступлении в организм - примерно 3,8*10-4м/с, характерная для мелкодисперсного аэрозоля; коэффициент первичного удержания 131J растениями при пероральном поступления 131J в организм равен 25% для «влажных» и 75% для «сухих» выпадений).
Табл. 17 Дозовые нагрузки на щитовидную железу, чел-Зв.
| Область | Коллективная доза на Щитовидную железу | Область | Коллективная доза на Щитовидную железу |
| Гомельская | 1369813 | Брестская | 131838 |
| Могилевская | 426169 | Гродненская | 98119 |
| Минская | 110056 | Витебская | 41688 |
Для всей страны рассчитанная дозовая нагрузка на щитовидную железу оказалась равной 2177681 чел-Зв. В момент прохождения облака, когда концентрация 131J в воздухе была минимальной, население Беларуси получило дозу от ингаляционного поступления 131J, сравнимую по величине с дозой от перорального поступления, однако за весь йодный период (от 80 до 100 дней) ингаляционный вклад в дозу будет около 28%. Основной вклад в дозу при пероральном поступлении для всех возрастных групп вносит употребление в пищу молока (около 54%), вклад в дозу при пероральном поступлении молочных продуктов и листовых овощей составляет около 22 и 24%, соответственно. Процентный вклад в дозу при пероральном поступлении перечисленных продуктов питания меняется для различных возрастных групп и зависит от типа населённого пункта. В таблице 18 приводится средние данные о вкладе в пероральную дозу от приёма в пищу некоторых продуктов питания для жителей Беларуси.
Табл. 18 Вклад в пероральную дозу от продуктов питания для жителей РБ.
| Возрастные группы | Вклад в пероральную дозу продуктов питания, % | ||
| Молоко | Листовые овощи | Молочные продукты | |
| Взрослые | 45 | 35 | 20 |
| Подростки | 50 | 29 | 21 |
| Дети | 67 | 8 | 25 |
В таблицах 19-21 представлены данные о средних и индивидуальных дозах облучения щитовидной железы для различных групп жителей РБ.
Табл. 19 Распределение средних доз облучения щитовидной железы по возрастным группам у жителей Хойникского района.
| Категория жителей | Возрастные группы | Средняя доза облучения (сГр) |
| Хойники | 0-6 месяцев | 68 |
| 6 месяцев – 2 года | 102 | |
| 2-7 лет | 62 | |
| 7-12 лет | 33 | |
| 12-17 лет | 34 | |
| взрослые | 19 | |
| Отселённые до 5 мая 1986г. деревни Хойникского района | 0-6 месяцев | 527 |
| 6 месяцев – 2 года | 577 | |
| 2-7 лет | 399 | |
| 7-12 лет | 262 | |
| 12-17 лет | 242 | |
| взрослые | 157 | |
| Неотселённые до 5 мая 1986 г. деревни Хойникского района | 0-6 месяцев | 165 |
| 6 месяцев – 2 года | 224 | |
| 2-7 лет | 127 | |
| 7-12 лет | 71 | |
| 12-17 лет | 57 | |
| взрослые | 46 |
Табл. 20 Распределение средних доз облучения щитовидной железы по возрастным группам у жителей Гомеля и Минска.
| город | Возрастные группы | Средняя доза облучения (сГр) |
| Гомель | 0-6 месяцев | 60 |
| 6 месяцев – 2 года | 56 | |
| 2-7 лет | 39 | |
| 7-12 лет | 21 | |
| 12-17 лет | 15 | |
| взрослые | 11 | |
| Минск | 0-6 месяцев | 9,2 |
| 6 месяцев – 2 года | 12,0 | |
| 2-7 лет | 6,5 | |
| 7-12 лет | 3,3 | |
| 12-17 лет | 2,4 | |
| взрослые | 1,8 |
Табл. 21 Процентное распределение индивидуальных доз облучения щитовидной железы для жителей РБ
| Дозовые интервалы, сГр | Возрастные группы | |||||
| 0-6 месяцев | 6 месяцев – 2 года | 2-7 лет | 7-12 лет | 12-17 лет | взрослые | |
| 0-30 | 39.3 | 43.9 | 57.0 | 60.8 | 59.8 | 72.8 |
| 30-100 | 28.2 | 26,7 | 25,7 | 26,9 | 27,6 | 20,1 |
| 100-200 | 13,4 | 12,3 | 8,8 | 7,5 | 7,7 | 4,7 |
| 200-500 | 13,8 | 11,2 | 6,3 | 4,1 | 4,3 | 2,1 |
| 500-1000 | 3,0 | 4,4 | 1,7 | 0,5 | 0,5 | 0,2 |
| 1000-1500 | 1,5 | 0,8 | 0,3 | 0,1 | 0,08 | 0,02 |
| Свыше 1500 | 0,8 | 0,6 | 0,2 | 0,02 | 0,01 | 0,01 |
Проведённый анализ радиационно-индуцированных злокачественных новообразований среди населения Беларуси свидетельствует о том, что в течение жизни облучённого населения различных областей возможно возникновение от 0,9 до 39,0 случаев опухолевых заболеваний на 105 человек. Радиационная «прибавка» является минимальной по сравнению со спонтанным уровнем, характеризующимся ежегодным ростом.
Прогноз развития роста заболеваемости раком щитовидной железы среди детского населения Беларуси, облучившегося в возрасте до 14 лет, свидетельствует о том, что в этой группе можно ожидать развития 2840 случаев рака щитовидной железы в течение жизни, причём 72% ожидаемых случаев может реализоваться среди детей, которым на момент Чернобыльской аварии было до 6 лет.
В последующие периоды стало основным дозообразующим фактором накопление излучающих -, - и -частицы радионуклидов 134,137Cs, 90Sz, 239Pu, 241Am. Эффект их воздействия зависит от баланса поступления и выведения из организма этих радионуклидов. Цезий выводится за 120-170 суток. Стронций, плутоний и америций, накапливаясь в скелете, выводятся очень медленно (~n∙104 суток). Находясь вблизи красного костного мозга (ткани кроветворения), эти радионуклиды своим излучением обуславливают нарушения быстропротекающих процессов формирования клеток крови, в том числе и клеток иммунной системы. «Горячие» частицы, содержащие большое количество -излучающих радионуклидов плутония, попадая в организм, выводят из строя его узловые структуры. Попадая в лёгкие, «горячие» частицы прожигают и омертвляют окололежащие ткани.
В каждом из входных депо механизм попадания радионуклидов в кровь имеет свои особенности. Важными факторами при этом являются химическая форма радионуклида, его растворимость в жидкой среде входного депо, время нахождения в депо, состояние организма, в частности, избыток или недостаток жизненно важного элемента, аналогом которого может быть то или иное радиоактивное вещество, а также функциональное назначение данного депо.
Дыхательные органы, например, обладают хорошей адсорбирующей способностью взвешенных частиц (аэрозолей). Через трахею и бронхи аэрозольные частицы попадают в альвеолярные ткани, а оттуда в лимфатическую систему или кровь. Частицы размером > (2 – 5)∙10-4 см удаляются из лёгких мерцательным аппаратом (ресничками). Более мелкие частицы осаждаются в нижних отделах дыхательных путей.
В конечном счёте радиационная опасность определяется поглощённой в организме дозой излучения радионуклидов. Особенно опасны радиационно-индуцированные генетические последствия. Например, результаты исследования частоты структурных мутаций в лимфоцитах периферической крови подростков, проживающих на загрязнённых радионуклидами после аварии на ЧАЭС территориях, облучавшихся внутриутробно на разных стадиях онтогенеза (14 лет проводился цитогенетический мониторинг 149 детей в Калужской области России), показали, что суммарная частота хромосомных аберраций (дицентриков и центрических колец, являющихся маркерными аберрациями радиационного воздействия) в 4-5 раз выше у внутриутробно облучённых детей, чем в контрольной группе.
- Формирование дозы излучения инкорпорированных радионуклидов.
Рассмотрим случай однократного (мгновенного) поступления радиоактивного вещества в одно из входных депо. Пусть активность этого количества радионуклидов равна A0. Переход части радионуклидов в кровоток определяется коэффициентом всасывания f1(t)
,где A(t) – активность радионуклидов, попавших в кровь из входного депо.
Если скорость поступления радионуклидов в кровеносное русло равна x(t), то
.Поступление радионуклидов в кровь продолжается до тех пор, пока они находятся во входном депо. Следовательно, максимальная активность радионуклидов в крови A будет при t=, равном времени полного выведения радионуклидов из входного депо в кровь. Обозначим через f2 долю активности радионуклидов, попавших из крови в орган (обычно через f2 обозначают долю активности, сформированной радионуклидами, находящимися в органе, от полной активности, созданной всеми инкорпорированными радионуклидами во всём организме, а не только находящимися в крови). Тогда общая активность поступивших в орган (ткань) радионуклидов равна
.Именно эта активность радионуклидов ответственна за поглощённую дозу в органе (в отсутствие внешнего облучения). Пусть E – поглощённая в тканях органа энергия вследствие распада радионуклидов, создававших активность q, в течение некоторого времени t. Величина E зависит от скорости распада и биологического выведения радионуклидов из органа (организма в целом):
,где E0 – поглощённая энергия от излучения данного радиоактивного вещества в расчёте на один распад, r(t) – функция уменьшения начального количества радиоактивного вещества в организме вследствие биологического выведения и распада.
Мощность поглощённой дозы в органе с массой m:
,откуда выражения для поглощённой и эквивалентной дозы в органе от излучения некоторого количества (создавшего активность q) радиоактивного вещества запишутся в виде
,
,K – коэффициент качества излучения.
6. Кинетика формирования дозы.
Рассмотрим влияние фактора времени на формирование поглощённой дозы от излучения инкорпорированных радионуклидов.
Пусть, как и в первом случае, в некоторый элемент объёма внутри организма импульсно (однократно) введено некоторое количество радионуклидов, сформировавших активность Q0. Пусть f(t) – функция уменьшения активности за счёт распада и выведения радионуклидов. Если состав радионуклидов неизменен, то мощность поглощённой дозы P(t)=aQ0f(t) пропорциональна активности радионуклидов в этом объёме (a – коэффициент перехода от активности к мощности дозы, или мощность дозы, создаваемая единичной активностью). Поглощённую дозу в этом случае можно определить интегрируя выражение для мощности дозы:
.Теперь перейдём к ситуации, когда радионуклиды внедряются в этот элемент объёма непрерывно по закону Q(t) (рис. 27).
З
Рис. 27. Кинетика формирования дозы излучения инкорпорированных радионуклидов.
а время от t до t+dt прирост активности равен Q(t)dt. Следует определить мощность дозы P() через время t= от начала внедрения радионуклидов, и затем поглощённую дозу за время от t=0 до t=.
От излучения радионуклидов, внедрённых за время от t до t+dt, мощность дозы в момент времени t= будет равна
.Если процесс внедрения радионуклидов продолжается от t=0 до t=T, искомая мощность дозы
.Эта формула справедлива до тех пор, пока T (если T>, то интегрировать надо от 0 до ).
Полную дозу за время от 0 до , обусловленную излучением радионуклидов, внедрённых за время от 0 до T по закону Q(t), можно получить интегрируя
.Первое слагаемое в полученном выражении определяет поглощённую дозу, сформированную в элементе объёма внутри организма (органе) за время внедрения радионуклидов, а второе – за время после окончания внедрения до момента исследования (определения дозы).
7. Экспериментальная дозиметрия излучения инкорпорированных радионуклидов.
Степень опасности радионуклидов как источников внутреннего облучения оценивают путём контроля их содержания в органе или ткани с помощью радиометрических (спектрометрических) и дозиметрических методов. Непосредственные дозиметрические измерения производят либо с помощью ионизационных камер (например, с помощью с помощью плоскопараллельной экстраполяционной с изменяющимся расстоянием между пластинами камеры), либо с помощью сцинтилляционной техники, либо с помощью кожного термолюминесцентного детектора и др. Разработаны методы измерения удельной активности толстослойных и тонкослойных объектов с поправками на схему распада, на самопоглощение, на рассеяние. Однако использование данных методов ограничивается длиной пробега частиц излучающих радионуклидов в биологическом объекте. Но даже, если известны концентрация радионуклида и его распределение в органе, функция выведения из организма, период полураспада, эффективная энергия и схема распада, то и в этом случае расчёт поглощённой дозы будет носить приближенный характер, т.к. трудно строго проконтролировать протекающие процессы (выведение, саморассеяние, обратное рассеяние, поглощение, учёт поправок на телесный угол при регистрации излучения и т.п.). Зависит результат и от выбора модели расчёта.
В качестве примера приведём простейший расчёт поглощённой дозы для -излучающего радиоактивного вещества в некотором органе или ткани.
При равномерном распределении изотопа энергия, поглощённая в 1 г исследуемого объекта, равна энергии -частиц, испущенных 1 г в течение времени исследования, что можно было бы измерить. Иными словами, пусть нам известна средняя энергия (
) -излучения, пусть нам известен и тип распада, т.е. из спектрометрических измерений известен радионуклид, его период полураспада T1/2(ф), известна начальная концентрация радионуклида (C0) и изменение концентрации его во времени C(t), известен период полувыведения(T1/2(ф)).Мощность дозы, создаваемую -излучением этого радионуклида в органе определим как
;постоянная связана с выбором единиц измерения, C – концентрация в Ки/г.
Периоды радиоактивного полураспада и биологического полувыведения определяют эффективный период уменьшения количества радионуклидов в органе:
Закон радиоактивного распада в данном случае примет вид:
и поглощённую дозу от -излучения данного радионуклида в органе определим интегрированием:
.