Помощь в учебе и работе
Главная Рефераты Оценка воздействия радиации на биологические объекты (дозиметрия)
 
 

Оценка воздействия радиации на биологические объекты (дозиметрия) Печать E-mail

Оценка воздействия радиации на биологические объекты (дозиметрия)

СОДЕРЖАНИЕ

1. Понятие поля и дозы ионизирующих излучений

2. Основные виды доз. Современная система дозиметрических величин

·  Поглощенная доза

·  Экспозиционная доза

·  Эквивалентная доза

·  Эффективная эквивалентная доза

·  Эффективная коллективная доза

3. Принципы формирования и расчета дозовой нагрузки на сельскохозяйственные растения, животных и человека.

1. Понятие поля и дозы ионизирующих излучений

Воздействие ионизирующих излучений на объекты окружающей среды живой и неживой природы могут проявляться в физико-химических или биологических изменениях, происходящих в них, например, в виде повышения температуры облучаемого тела, инициирования специфических химических реакций, изменения биологических показателей и др. Воздействие ионизирующих изучений будет определяться характеристикой самого излучения и особенностями взаимодействия его с веществом. Параметры, функционально Связанные с влиянием радиации, называются Дозиметрическими.

Излучение, возникающее при ядерных превращениях, частично или полностью поглощается (абсорбируется) веществом, с которым оно взаимодействует. При этом происходит потеря энергии излучения. Для количественной характеристики дозы можно было бы использовать не передачу энергии, а другие измеряемые величины, связанные с взаимодействием излучений высоких энергий с веществом. Однако энергетическая характеристика дозы является интегральной и в этой связи наиболее удобна, хотя и существуют определенные трудности ее измерения. Целью дозиметрии является измерение, исследование и теоретические расчеты дозиметрических величин для предсказания или оценки радиационного эффекта, в частности — радиобиологического эффекта.

Таким образом: Доза ионизирующего излучения — Это характеристика количества излучения и мера его воздействия на облучаемую среду или объекты окружающей среды. Обычно доза ионизирующих излучений обозначается буквой Д (в русском варианте) или D (в латинском варианте). Однако, если иметь в виду конкретный способ выражения дозы, более корректно придерживаться обозначений документа «Нормы радиационной безопасности» (НРБ-99).

Радиационная дозиметрия (термин «дозиметрия» произошел от гр. Dosis Отмеренная доля и Metreo — измеряю) как наука возникла в связи с использованием ионизирующих излучений в медицине. Само понятие «доза» также заимствовано из медицины, и ОсНовной интерес представляет определение дозы излучения, полуЧаемой живым организмом, в частности человеком, в связи с биологическим действием радиации.

Следует различать дозу, формирующуюся при внешнем и при внутреннем облучении. При внешнем облучении источник излучения находится вне облучаемого объекта, при внутреннем облучении — внутри него.

При рассмотрении простейшего случая внешнего облучения — Системы из Точечного Источника γ-Излучения, например 60Со, и облучаемого объекта - можно обозначить величины, составляющие дозу. Прежде всего, доза зависит от активности (A): при увеличении активности доза возрастает. Таким образом, доза является функциЕй активности: D ~ f(A)

Очевидно также, что доза будет возрастать при увеличении времени T нахождения под воздействием ионизирующего излучения и уменьшении расстояния R Между источником излучения и облучаемым объектом. Причем если с активностью и временем доза связана прямой зависимостью, то с расстоянием — обратно-квадратичной:


где Кγ — Гамма-постоянная — коэффициент пропорциональности, характеризующий свойства излучения. Гамма-постоянная показывает, какую мощность поглощенной дозы создает нефильтрованное γ-излучение точечного источника активностью 1Бк на расстоянии 1 метр.. Величина гамма-постоянной зависит от схемы распада радионуклида и энергии его γ-излучения (табл. 1).

Таблица 1.

Характеристика Некоторых радионуклидов и их γ - излучений

Радио-нуклид

Период полураспода, Т1/2

Энергия γ-квантов, Е, Мэв

Выход

γ-квантов, %

Гамма-постоянная, Кγ,

(Гр · м2/с ·Бк)10-18

22Na

2,6 года

1,27

99,95

78,02

0,51

181,10

40K

1,3·109года

1,46

10,70

119,40

59Fе

44,5 дня

1,29

44,10

40,67

1,10

55,50

0,19

2,90

60Со

5,3 года

1,33

99,98

84,63

1,17

99,87

65Zn

244 дня

1,12

50,60

20,12

0,51

2,82

137Сs

30, 1 года

0,66

85,10

21,33

На практике обычно пользуются не величинами дозы, а величинами интенсивности ионизирующего излучения, которая характеризуется мощностью дозы Р, Т. е. значениями дозы D в единицу времени T:


Используя приведенные выше зависимости по значениям активности можно рассчитать дозу, формируемую точечным источником γ-излучения. Это весьма важно в практическом аспекте, например, в случае, когда при работе с точечным источником ионизирующего излучения нужно рассчитать безопасные величины, а дозиметр отсутствует.

Например, имеется точечный источник γ-излучения 60Со с активностью 40МБк (40 • 106 Бк) и необходимо рассчитать мощность дозы γ -излучения на расстоянии 4 м.

Из таблицы 1 находим значение гамма-постоянной (Кγ) — 84,63х х 10-18 Гр • м2/Бк • с, затем, используя формулу для мощности дозы Р вычисляем::


Подобным же образом можно и от величин мощности дозы, экспериментально определенных с помощью дозиметра, перейти к величинам активности точечного гамма-излучения.

Из формулы для мощности дозы Р следует также важная пространственная закономерность распределения мощности дозы вокруг точечного источника ионизирующего излучения при внешнем облучении.

Например, если имеется источник ионизирующего излучения А, То на расстояниях R1, R2, RN будет выполняться соотношение:


Это соотношение часто используют для вычисления безопасного времени работы с точечным источником Р γ - излучения и безопасного расстояния при работе с ним::


Где Рф и Фактические мощность дозы и расстояние, а Рб и — безопасные мощность дозы и расстояние, причем безопасная мощность дозы выбирается в соответствии с утвержденными и действующими в настоящее время «Нормами радиационной безопасности».

Для оценки дозы в практике дозиметрии используют Два П о д х о д а:

1) Приборная оценка Дозы (мощности дозы ионизирующих излучений). В этом случае дозу определяют по показаниям соответствующих приборов — дозиметров;

2) Расчетная оценка (прогноз) Дозы предполагает использование таких величин, как активность, формирующая дозу внешнего и внутреннего облучения.

2. Основные виды доз. Современная система дозиметрических величин

Существует несколько способов выражения доз ионизирующих излучений. В связи с этим различают поглощенную, экспозиционную, эквивалентную, эффективную эквивалентную, коллективную и другие виды доз.

Современная система дозиметрических величин включает:

·  Физические величины, являющиеся мерой воздействия ионизирующего излучения на вещество. Физические величины, как правило, являются характеристиками дозного поля излучения.

·  Нормируемые величины, являющиеся мерой ущерба (вреда) от воздействия излучения на человека;

·  Операционные величины, являющиеся непосредственно определяемыми в измерениях величинами, предназначенными для оценки нормируемых величин при радиационном контроле.

К Физическим дозиметрическим величинам Относятся экспозиционная доза, поглощенная доза и плотность потока частиц.

К Нормируемым дозиметрическим величинам Относятся: относительная биологическая эффективность излучений, эквивалентная доза облучения органа или ткани, ожидаемая эквивалентная доза, эффективная доза, ожидаемая эффективная доза, коллективная эффективная доза.

К Операционным дозиметрическим величинам Относятся: эквивалент дозы, амбиентная эквивалентная доза, поверхностная эквивалентная доза. Современное производство дозиметрических приборов ориентировано на выпуск дозиметров, с помощью которых можно оценить именно операционные дозиметрические величины.

1) Поглощенная доза. Изменения, происходящие в облучаемом объекте, под воздействием различных видов ионизирующего излучения зависят от количества поглощенной энергии. В связи с этим основной физической величиной, принятой в дозиметрии для оценки меры воздействия ионизирующего излучения, является поглощенная доза или просто доза излучения.

Доза излучения (поглощенная доза) DЭто поглощенная энергия излучения Е, Рассчитанная на единицу массы Т Облученного вещества: D = dE/dm

Поглощенная энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, отнесенной к массе этого объема. В Международной системе (СИ) поглощенная доза выражается в джоулях на килограмм массы (Дж/кг). Эта величина получила название Грей (Гр). При облучении человека 1 грей — крупная величина. Достаточно указать, что LD50 (доза, при которой погибают 50% опытных животных) при экстраполяции на человека составляет около 4Гр. Поэтому иногда используют другую, внесистемную единицу измерения поглощенной дозы — Рад, Причем 1Рад =10-2 Гр. Рад — это поглощенная доза, при которой количество поглощенной энергии в 1 грамме вещества составляет 100 эрг независимо от вида и уровня энергии излучения.

2) Экспозиционная доза (X). Поглощенная доза является, пожалуй, самым корректным способом выражения дозы ионизирующего излучения. Однако с измерением поглощенной энергии излучения на практике возникают определенные проблемы. Поэтому исторически раньше появился более простой способ оценки дозы излучения — по его ионизирующей способности для конкретной среды, в частности для сухого воздуха. Этим способом — экспозиционной дозой (или дозой в воздухе) X ионизирующего излучения — оценивали дозу только фотонного излучения.

Экспозиционная доза — это величина полного заряда Q ионов одного знака, которые образуются в воздухе при полном торможении электронов и позитронов, освобожденных фотонами в единице массы сухого атмосферного воздуха Т При нормальных условиях (при температуре 0 ° С и давлении 760 мм рт. ст.): X = Q / m.

Термин «экспозиционная доза» применяют для характеристики рентгеновского и гамма-излучения в диапазоне энергий 0,001—3 МэВ.

Установленная в СИ единица измерения экспозиционной дозы — Кулон, отнесенный к килограмму (Кл • кг-1). На практике и в научной литературе распространена другая, внесистемная, единица экспозиционной дозы — Рентген (Р). Один рентген — это доза фотонного излучения, при которой в I см3 сухого воздуха в процессе ионизации образуется 2,079 • 109 пар ионов каждого знака (или 1,61 • 1015 пар ионов в 1 кг воздуха).

Соотношения между единицами экспозиционной дозы:

1Р (1 рентген) = 2,58 • 10-4 Кл • кг-1; 1Кл • кг-1 (1 кулон) = 3,88 • 103Р

Экспозиционная доза — специфическая величина в дозиметрии и используется только для оценки внешнего рентгеновского или γ-излучения.

Энергетический эквивалент экспозиционной дозы составляет:

• для воздуха 1 Р = 0,84 рад,

• для воды и биологических тканей 1Р = 0,93 — 0,96 рад в зависимости от энергии γ - фотонов.

Это означает, что если живой объект помещен в дозное поле, в котором экспозиционная доза за определенное время оценивается значением 1Р (рентген), поглощенную дозу, полученную этим объектом, следует приблизительно оценить в 1 рад.

Экспозиционная доза корректна только для воздуха — объекта с практической точки зрения менее интересного и значимого, чем биологические объекты (органы, ткани, организмы). Кроме того, интерпретация экспозиционной дозы на биологические объекты носит лишь приблизительный характер. В связи с этим экспозиционной дозой в современной дозиметрии рекомендуется не пользоваться И в последнем варианте «Норм радиационной безопасности» (НРБ-99) этот вид дозы и ее мощность не упоминаются. В настоящее время практически прекращена разработка новых приборов для измерения экспозиционной дозы. С другой стороны, в силу многолетней традиции в радиологии, биологии и медицине этим видом дозы ионизирующего излучения и ее внесистемной единицей «рентген» пользуются достаточно широко. К примеру, фоновый уровень мощности дозы на той или иной территории Российской Федерации в СМИ до настоящего времени приводится в мкР/час.

3) Эквивалентная доза. Биологический эффект облучения при прочих равных условиях различен для разных видов излучения прежде всего потому, что он определяется не только величиной поглощенной энергии, но и характером распределения этой энергии в облучаемом объекте. Разные виды излучений создают ионы с неодинаковым пространственным распределением. Например, ά-частица, обладая значительными величинами размера, массы, заряда и энергии, по сравнению с β-частицей характеризуется большими значениями линейной плотности ионизации (ЛПИ) и создает на единице пути в ткани гораздо больше ионов. При одной и той же поглощенной энергии (поглощенной дозе) биологический эффект будет несоизмеримо больше при более высокой плотности ионизации. Для сравнения биологических воздействий, вызванных различными видами излучения, используется понятие Относительной Биологической эффективности (ОБЭ), которое показывает, во сколько раз радиобиологический эффект данного вида излучения больше радиобиологического эффекта образцового излучения при одной и той же поглощенной дозе: ή = D/Dобр, где

ή – относительная биологическая активность,

Dобр и D – поглощенные дозы, соответственно, образцового и данного излучения.

За образцовое излучение принимают рентгеновское излучение с энергией фотонов 200 кэВ. Очевидно, что для образцового излучения ή=1. Величина ОБЭ зависит в основном от плотности ионизации или размеров потерь энергии на единицу длины пути ионизирующей частицы — показателя линейных потерь энергии (ЛПЭ). С ростом ЛПЭ излучения увеличивается вероятность повреждений биологических тканей и, что немаловажно, снижается способность к самовосстановлению повреждений. ОБЭ проявляет зависимость также и от скорости частиц излучения: чем меньше скорость, тем выше ОБЭ.

Для определения дозы ионизирующего излучения с учетом биологического эффекта на практике используют не относительную биологическую эффективность, а регламентированный ОБЭ-показатель, который называют взвешивающим коэффициентом (WR), а доза в этом случае называется эквивалентной дозой НТ, R, ее рассчитывают следующим образом:

НТ, R – DT, R • WR

Где WR — взвешивающий коэффициент для излучения R;

DT, R — средняя поглощенная доза в органе или ткани Т.

Эквивалентная доза излучения НT, RЭто поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения. Эквивалентная доза учитывает различия в биологическом действии излучений различного вида в соответствии с их относительной биологической эффективностью. Эквивалентную дозу в СИ выражают в Зивертах (Зв). Внесистемная единица измерения — бэр (биологический эквивалент рада), 1 бэр = = 0,01 Зв. Один зиверт равен эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы в биологической ткани стандартного состава на средний взвешивающий коэффициент составляет 1 Дж/кг.

В случаях, когда на объект воздействуют разные виды излучений с различными взвешивающими коэффициентами, эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения:


4) Эффективная эквивалентная доза. Различные органы и ткани живых организмов обладают разной чувствительностью к воздействию ионизирующих излучений. Например, при одной и той же поглощенной дозе вероятность возникновения рака легких больше, чем щитовидной железы, а при облучении половых желез более вероятны генетические отклонения. Для оценки биологического эффекта (или меры риска) при облучении органов, тканей и организма в целом с учетом влияния разных видов излучения и радио-чувствительности отдельных органов вводят эффективную эквивалентную дозу (Е). Для организма в целом она может быть определена как сумма произведений эквивалентной дозы в отдельных органах и тканях на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного органа или ткани:


Таблица 2

Значения взвешивающих коэффициентов (WT для оценки эффективной дозы в различных органах и тканях (НРБ-99)

Органы и ткани

WT, Зв/Гр

Органы и ткани

WT, Зв/Гр

Гонады

Костный мозг (красный) Толстый кишечник

Легкие

Желудок

Мочевой пузырь

Грудная железа

0,20

0,12

0,12

0,12

0,12

0,05

0,05

Печень

Пищевод

Щитовидная железа

Кожа

Клетки костных поверхностей

Остальное

0,05

0,05

0,05

0,01

0,01

0,05

5) Эффективная коллективная доза. В тех случаях, когда возникает необходимость оценить меру риска появления стохастических эффектов облучения, используют эффективную коллективную дозу, которая является суммой индивидуальных эффективных доз. Единица измерения эффективной коллективной дозы — человеко-зиверт (чел.-Зв).

В настоящее время в связи с появлением новых норм радиационной безопасности (НРБ—99) в системе классификации доз появились новые величины эквивалентных доз. Их разработка связана прежде всего с попытками более обоснованно оценить эффект радиации в биологических объектах. Для этого введено понятие тканеэквивалентного материала, т. е. материала, взаимодействие излучения высокой энергии с которым эквивалентно таковому с тканью живого организма. Для этого используют шаровой фантом МКРЕ (Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям), который представляет собой шар диаметром 30 см, изготовленный из тканеэквивалентного материала, имеющего следующий химический состав (по массе, %): 76,2 — кислород; 11,1 — углерод; 10,1 — водород и 2,6 — азот; плотность материала 1 г/см3.

В зависимости от ситуации вводят следующие разновидности эквивалентных доз: амбиентную эквивалентную дозу, полевую эквивалентную дозу и направленную эквивалентную дозу.

Полевая эквивалентная доза, относящаяся к центру тканеэквивалентного шара диаметром 20мм.

Амбиентная эквивалентная доза Н(10) (от лат. AmbiКругом, вокруг, с обеих сторон) в данной точке поля излучения — это эквивалентная доза, соответствующая дозе, создаваемой направленным и гомогенным полем в тканеэквивалентной сфере на глубине 10 мм от поверхности.

Направленная Эквивалентная доза H(0,07) в данной точке дозного поля излучения — это эквивалентная доза в сфере тканеэквивалентного материала, аналогичная амбиентной дозе на глубине 0, 07 мм. Направленная эквивалентная доза применяется для оценки доз слабопроникающего излучения.

3. Принципы формирования и расчета дозовой нагрузки на сельскохозяйственные растения, животных и человека.

Величина дозовой нагрузки на сельскохозяйственные растения складывается из внешней и внутренней дозы и зависит от конкретной ситуации, в которой растения выращиваются. К наиболее значимым факторам, определяющим величину поглощенной дозы, следует отнести размер и состав радионуклидных загрязнений, время с момента начала загрязнения, характер трофических цепей и т. д.

Источниками облучения растений являются: загрязненная почва, радионуклиды, инкорпорированные в сами растения (поступившие в растения в результате корневого и листового поглощения), и соседние растения, также вероятно содержащие радиоактивные изотопы. Кроме того, суммарная дозовая нагрузка включает облучение от природных источников радиации — космического фона, космогенных и естественных радионуклидов. В условиях радио-нуклидного загрязнения растения подвергаются, как правило, смешанному — внешнему и внутреннему облучению, причем при внешнем облучении наиболее актуальным является γ-излучение, тогда как вкладом α-излучения и в большинстве случаев β-излучения можно пренебречь. При внутреннем облучении, наоборот, наибольшую значимость приобретают α - и β-излучения. Однако, учитывая, что в реальной сельскохозяйственной практике α-излучатели в составе загрязнений обычно не встречаются (например, после аварии на ЧАЭС протяженность распространения 239Рu и других радиоактивных изотопов, характеризующихся α-типом распада, не превысила расстояния в 30 км вокруг аварийного реактора) и основную дозу внутреннего облучения формируют β-активные радионуклиды, такие как 90Sr, 137Сs, 90Y. При свежих выпадениях, однако, содержание α-активных радионуклидов в составе загрязнений может быть существенным и вклад α-излучения в суммарную дозовую нагрузку значительно повышается. В этом случае приближенную мощность дозы в верхушечной меристеме Ра (Гр/с) можно оценить следующим образом:

Pα = 1,6 • 10-13 • C • Eα • KH • KM,

Где 1,6 • 10-13 – коэффициент, учитывающий размерность единиц, Гр•кг/МэВ; С – концентрация радионуклида в почве, Бк/кг; Eα – энергия α-излучения, МэВ; KH – коэффициент накопления радионуклида растением, отн. ед.; KM – относительное содержание радионуклида в верхучной меристеме по сравнению с растением в целом, отн. ед.

Следует отметить неодинаковую радиочувствительность разных органов растений к поглощенной дозе. В этой связи наиболее чувствительным к ионизирующему излучению органом растений является точка роста или апикальная меристема. При высоких дозовых нагрузках, равномерно распределенных по всему растению, происходит угнетение точки роста с последующим увеличением кущения, роста боковых побегов, активизации спящих пазушных почек. Поэтому по мере роста растений происходит удаление их точки роста от поверхности загрязненной почвы и благодаря этому — снижение дозовой нагрузки на конус нарастания от внешнего облучения. Кроме того, степень облиственности и ярусность растений оказывают влияние на распределение дозы ионизирующих излучений по растению.

При свежих выпадениях радионуклиды-загрязнители концентрируются в верхних слоях почвы. Обычно глубина проникновения свежих выпадений не превышает 1—3 мм. В этом случае β-излучение, наряду с γ-излучением, имеет большое значение. По мере вторичного перераспределения радионуклидов в компонентах агроэкосистем в результате переноса источников ионизирующих излучений (смывание и сдувание с поверхности листьев, ветровой перенос), миграционных процессов, происходящих в почве, и агротехнических мероприятий, они распределяются по пахотному слою почвы (обычно 0—20 см) и за счет экранирующего влияния слоя почвы роль β-активных радионуклидов в формировании дозы внешнего облучения снижается.

Если рассматривать общую поглощенную дозу, вклад β-излучения в ее формирование в десятки и даже сотни раз большее по сравнению с γ-излучением. Особенно эта разница велика для мокрых выпадений, так как в этом случае большая часть радионуклидов задерживается на поверхности листьев и соответственно меньшая переносится на поверхность почвы.

Почва, загрязненная радионуклидом, не является изотропным источником излучений. Поэтому существенное воздействие на формирование поглощенной дозы растений оказывает степень экранирования излучения почвой, что в свою очередь определяется глубиной инкорпорирования радионуклида в почву, ее свойствами и особенностями микрорельефа. Для разных видов микрорельефа коэффициент экранирования (отношение мощности дозы на высоте 1 м над реальной местностью к мощности дозы над плоским изотропным источником) колеблется в пределах 0,45—0,60 для пахотных почв, до 0,8 — для почв с естественным сложением. При равномерном и достаточно глубоком загрязнении почв влияние микрорельефа на распределение поглощенной дозы γ-излучения не проявляется.

При облучении сельскохозяйственных животных в условиях радионуклидного загрязнения дозовая нагрузка формируется иначе. В отличие от растений, локализованных территориально, животные способны перемещаться пространственно по территории, как правило, неоднородной по радионуклидному загрязнению. Это создает различные ситуации формирования внешнего и внутреннего их облучения и сложности оценки дозовой нагрузки.

При формировании дозы внешнего облучения сельскохозяйственных животных актуальны γ- и β-излучения, причем наибольшая дозовая нагрузка приходится на проникающее γ-излучение. Обладая гораздо меньшей проникающей способностью, β-излучение воздействует только на внешние покровы животных, тогда как γ-излучение внешних источников ионизирующего излучения может формировать дозовые нагрузки на внутренние органы животных. Очевидно, что β-излучение более значимо при максимальном приближении животных к загрязненному приземному слою воздуха или к поверхности загрязненной почвы (модели 2—4, табл. 5.6), поэтому наибольшие дозовые нагрузки при β-облучении животные получают, когда лежат на загрязненной почве (30—60% времени). Дозовая нагрузка внешнего облучения сельскохозяйственных животных формируется также и микрорельефом поверхности, на которой они находятся. Мощность дозы γ-излучения в случае открытой местности на лугу в 1,3 раза, а на пашне с отвалом пласта — в 2 раза меньше по сравнению с гладкой поверхностью с той же плотностью загрязнения.

Поглощенные дозы γ-излучения в воздухе и в теле животного различаются. Значения доз в том или ином органе животного зависят от его расположения в теле животного. Максимальные дозы формируются на боковых поверхностях животного и в области головы. По мере увеличения расстояния от кожного покрова внутрь доза, создаваемая γ-излучением, резко снижается. В центре тела доза, формируемая внешним облучением, уменьшается по сравнению с дозой на поверхности в 2—3 раза для овец и в 5—7 раз — для крупного рогатого скота.

В качестве основной дозиметрической характеристики γ-облучения кожи принято считать поглощенную дозу на глубине активно делящихся базальных клеток, равной минимальной толщине эпидермиса, и составляющей 4,5 мг/см2 у крупного рогатого скота и 2,0 мг/см2 — у овец.

Дозы, создаваемые γ-излучением при внешнем облучении сельскохозяйственных животных, различаются в зависимости от их содержания — стойлового или пастбищного (модель 5, табл. 5.6). Эти различия обусловлены экранированием излучений стенами животноводческих помещений, дозовой нагрузкой, создаваемой излучениями радионуклидов, осевших на крышу этих помещений и сорбированных на внутренней поверхности стен (в случае разгерметизации помещений). Кратность ослабления γ-излучения стенами построек характеризуется коэффициентом защиты К— отношением мощности дозы этого излучения на открытой местности к мощности дозы внутри помещения в его центре. Коэффициент защиты может значительно варьировать (от 3 до 98), но в первом приближении значение К для построек из дерева принимают равным 3, для построек из камня — равным 10.

При внутреннем облучении животных источниками поступления радионуклидов в их организм являются загрязненные компоненты окружающей среды: воздух, растения и частицы почвы. Соответственно основные пути переноса радиоизотопов внутрь животных — это ингаляционный и пероральный. Величины проходящих через эти пути потоков зависят от конкретной ситуации, в частности от промежутка времени от начала выброса.

В начальный период загрязнения окружающей среды радионуклидами, когда радиоактивные аэрозоли содержатся в приземном слое воздуха, наиболее вероятным является ингаляционное поступление их в организм животных. При выгуле и содержании животных на открытых площадках, а также в закрытых помещениях с доступом загрязненного воздуха в легкие животных с вдыхаемым воздухом попадают такие радионуклиды, как 131I, 137Сs, 239Рu, 103Ru, 132Те.

В последующем в течение приблизительно года после выброса радионуклиды из атмосферы оседают на поверхности растений и почвы. При потреблении растений животными в этот период в их организм вместе с частицами почвы попадают такие радионуклиды, как 90Sr, 131I,134Сs,137Сs, 141Се, 239Рu, 99Мо, 103Ru, 106Ru, 140La.

После перераспределения радионуклидов-загрязнителей по компонентам агроэкосистем (более года после загрязнения), большая их часть, как правило, оказывается в почве. Из почвы они поступают через корни в растения, загрязняя их, в том числе и корма. При использовании таких кормов перорально животные получают следующие радионуклиды: 90Sr, 137Сs,239Рu.

Поглощенная доза внутреннего облучения животных определяется скоростью и особенностями включения радионуклидов в метаболитические процессы, протекающие в организме животного, а следовательно, интенсивностью их выведения и физическими характеристиками (вид и энергия излучения, длительность периода полураспада). Следует отметить, что при равном по активности поступлении в организм животного 90Sг, 131I и 137Сs максимальная дозовая нагрузка от излучений 131I приходится на щитовидную железу, от 137Сs— на мышечную ткань, от 90Sr — на костную ткань.

В значительной степени поглощенная доза внутреннего облучения определяется частотой поступления радионуклидов в организм животного. Очевидно, что при хроническом поступлении доза внутреннего облучения будет гораздо большей: различия могут достигать десятков, сотен и даже тысяч раз в зависимости от времени наблюдения.

Суммарная дозовая нагрузка на человека, проживающего на территории, загрязненной радионуклидами, складывается из доз внешнего облучения от источников излучения, находящихся вне его, и внутреннего облучения от источников излучения, попадающих в организм человека с воздухом, водой, пищей или другими путями. Инструментальная оценка суммарной дозы, получаемой человеком, весьма проблематична по техническим причинам. Поэтому ее часто оценивают по результатам прогностических расчетов. Дозу внешнего облучения рассчитывают, как правило, по эмпирическим формулам. Расчет дозы внутреннего облучения человека основан на использовании дозового коэффициента (KD), установленного Нормами радиационной безопасности (НРБ-99).

Дозовый коэффициент Ко — величина ожидаемой эффективной дозы облучения человека при поступлении 1 Бк данного радионуклида через органы дыхания или пищеварения. Значения дозовых коэффициентов и пределов годового поступления радионуклидов приведены в таблице приведены в НРБ-99.

Для каждого радионуклида, а также для различных путей поступления радионуклидов в живой организм дозовый коэффициент, а значит, и ожидаемая доза облучения человека, различны. Это объясняют тем, что для каждого радионуклида характерны свои вид и энергия излучения, период полураспада, физические и химические свойства, место локализации в организме человека, участие в обменных процессах, эффективный период полувыведения из организма и др.

Следовательно, если известна общая активность радионуклида, поступающего в организм человека, можно рассчитать дозу внутреннего облучения:

Двнутр.(мкЗв) = А • КD,

Где А — активность радионуклида, поступающего в организм человека, Бк; КD — дозовый коэффициент, мкЗв/Бк.

Следует отметить, что дозовый коэффициент — в определенном смысле условная интегральная величина, которая не всегда соответствует другим регламентирующим нормам, например, значениям санитарных правил и норм, принятых в нашей стране в 2001 г. (СанПиН-01). Предположим ситуацию, когда человек ежедневно питается продовольственными продуктами, содержащими 137Сs и 90Sr на уровне значений СанПиН-01, и рассчитаем поступление этих радионуклидов в организм человека за год (табл. 3).

Т о б л и ц а 3

Доза внутреннего облучения человека за счет продуктов питания

При содержании 137С$ и 90$г, равном СанПиН-01

Продукт питания

Годовое потребление,

Кг

Дозовый коэффициент

СанПиН,

Бк/кг

Поступление в организм человека,

Бк/год

Радионуклид

137Сs

90Sr

137Сs

90Sr

Хлеб

100

40

20

4000

200

Картофель

120

120

40

14400

4800

Свекла

9

120

40

1080

360

Морковь

9

120

40

1080

360

Капуста

42

120

40

5040

1680

Огурцы

15

120

40

1800

600

Помидоры

22

120

40

2640

880

Бахчевые

20

120

40

2400

800

Лук

10

120

40

1200

400

Зеленые

10

120

40

1200

400

Овощи

Молоко

300

100

25

30000

7500

Мясо

60

160

50

9600

300

ИТОГО

74440

18280

Дозовый коэффициент КD, мкЗв/Бк

0,013

0,080

Доза облучения человека, мкЗв/год

968

1462

Суммарная доза облучения человека, мкЗв/год

2430

Дозовый предел для населения НРБ-99, мкЗв/год

1000

Используя дозовые коэффициенты, получим дозы внутреннего облучения, соответствующие каждому радионуклиду, и суммарную дозу. Обратим внимание на то, что полученная таким образом суммарная доза (которая не включает дозу внешнего облучения) в 2,4 раза превышает установленный НРБ-99 предел. Если вместо санитарных правил и норм использовать значения временных допустимых уровней, принятых в 1993 г. (ВДУ-93), применение которых допускается в Брянской, Калужской, Тульской и Курской областях, превышение годового дозового предела будет еще большим — 8,1 раз. Это свидетельствует, с одной стороны, об очень жестких регламентах дозовой нагрузки в нашей стране, с другой — о несовершенстве дозового коэффициента.

 

 
Top! Top!