71. Полная и дифференциальная гамма-постоянная радионуклида (определение, единицы). Использование в практике

Гамма-постоянная обозначается греческим символом G (греческая заглавная буква ‘G’). Ее значение постоянно для каждого гамма-излучающего радионуклида и определяется как мощность дозы (в отсутствии защиты) (в мкЗв/ч) на расстоянии 1 метр на гигабеккерель (ГБк) активности. Несколько значений G для различных радионуклидов

Полная или просто гамма-постоянная (Г) равна сумме дифференциальных гамма-постоянных.

Гамма-постоянная во внесистемных единицах — это мощность экспозиционной дозы (Р/ч), создаваемая γ-квантами всех линий точечного изотропного γ-источника активностью 1 мКи на расстоянии 1 см без начальной фильтрации.

Для точечного изотропного γ-источника

Г=X·l2/A,

где Г — гамма-постоянная (постоянная мощности экспозиционной дозы), Р·см2/(ч·мКи); А - активность, мКи; l - расстояние, см; X - мощность экспозиционной дозы, Р/ч.

Ионизационное действие γ-излучения любых источников иногда оценивают путем сравнения их с радиевым эталонным источником при одинаковых условиях измерения. Так появилась величина, называемая гамма- эквивалентом, которая измеряется в миллиграмм-эквивалентах радия (мг-экв Ка) или грамм-эквивалентах радия (г-экв Rа).

Дифференциальная γ-постоянная Кγ,i относится к определенной моноэнергетической линии γ-спектра

радионуклида. Полная γ-постоянная равна сумме дифференциальных γ-постоянных.

72. Гамма-эквивалент источника

- условная масса точечного радио-акт. источника 226Ra (находящегося в равновесии с короткоживущими продуктами распада), к-рый в сочетании с платиновым фильтром толщиной 0,5 мм создаёт на нек-ром расстоянии такую же мощность экспозиц. дозы, -как данный источник на том же расстоянии (если бы он был также точечным). Спец. ед. Г.-э. и.— килограмм-эквивалент радия. 1 кг-экв радия на расстоянии 1 см в воздухе создаёт мощность экспозиц. дозы 2,33 кР/с или 0,6 А/КГ.

Дистанционная гамма-терапия больных раком шейки матки проводится на аппаратах «Луч», «Вольфрам», «Рокус», «Рокус-М», «АГАТ-С»,

«АГАТ-Р», бетатронах и линейных ускорителях. Целью ее является воздействие на параметральную клетчатку и регионарные лимфатические узлы. Ее проводят в статическом или подвижном (ротационном) режиме.

73.Физический период полураспада радионуклида, период биологического полувыведения, эффективный период полувыведения

Понятие периода полураспада используется для описания скорости, с которой радионуклид распадается, и обозначается как T1/2. Каждый радионуклид имеет единственный и неизменный период полураспада: для углерода-14 он составляет 5715 лет; для трития (водород-3) – 12,32 лет; для фосфора-32 – 14,

Период полураспада - время T½, в течение которого система распадается с вероятностью 1/2. Если рассматривается ансамбль независимых частиц, то в течение одного периода полураспада количество выживших частиц уменьшится в среднем в 2 раза.

Период полувыведения -- промежуток времени, за который активность радиоактивного вещества, находящегося в организме или отдельном органе, уменьшается в два раза вследствие радиоактивного распада и выведения. 28 дней.

Период полувыведения эффективный – промежуток времени, за который активность радиоактивного вещества, находящегося в организме или отдельном органе, уменьшается в два раза вследствие радиоактивного распада и выведения.имеет период полувыведения 3-4 месяца.

74.Расчетные методы оценки доз и контроля защиты от воздействия ионизирующих излучений. Основные закономерности, лежащие в их основе. Основные принципы защиты от внешних источников ионизирующих излучений

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.

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

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).

Эквивалентная доза ή = D/Dобр, где

ή – относительная биологическая активность,

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

Эквивалентная доза излучения. 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, R — Это 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.

Основные задачи, определяемые национальным законодательством по контролю радиационной обстановки в зависимости от характера проводимых работ, следующие:

—контроль мощности дозы рентгеновского и гамма-излучений, потоков бета-частиц, нитронов, корпускулярных излучений на рабочих местах, смежных помещениях и на территории предприятия и наблюдаемой зоны;

—контроль за содержанием радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе рабочих и других помещений предприятия;

—контроль индивидуального облучения в зависимости от характера работ: индивидуальный контроль внешнего облучения, контроль за содержанием радиоактивных веществ в организме или в отдельном критическом органе;

—контроль за величиной выброса радиоактивных веществ в атмосферу;

—контроль за содержанием радиоактивных веществ в сточных водах, сбрасываемых непосредственно в канализацию;

—контроль за сбором, удалением и обезвреживанием радиоактивных твердых и жидких отходов;

— контроль уровня загрязнения объектов внешней среды за пределами предприятия.

Уменьшение внутреннего облучения достигается только средствами индивидуальной защиты органов дыхания, служащих для защиты дыхательных путей от радиоактивных веществ, находящихся в воздухе, и специальным рационом питания.

Обеспечение радиационной безопасности требует комплекса многообразных защитных мероприятий, зависящих от конкретных условий работы с источниками ионизирующих излучений, а также от типа источника.

Защита временем основана на сокращении времени работы с источником, что позволяет уменьшить дозы облучения персонала. Этот принцип особенно часто применяется при непосредственной работе персонала с малыми радиоактивностями.

Защита расстоянием – достаточно простой и надежный способ защиты. Это связано со способностью излучения терять свою энергию во взаимодействиях с веществом: чем больше расстояние от источника, тем больше процессов взаимодействия излучения с атомами и молекулами, что в конечном итоге приводит к снижению дозы облучения персонала.

Защита экранами – наиболее эффективный способ защиты от излучений. В зависимости от вида ионизирующих излучений для изготовления экранов применяют различные материалы, а их толщина определяется мощностью и излучением.

75. Дозиметрия внешнего облучения: индивидуальный и групповой дозиметрический контроль. Правила выбора аппаратуры и проведение дозиметрических исследований

Для дозиметрии внешнего облучения используются два метода, это активный и пассивный мониторинг.

Активный мониторинг включает использование прибора или устройства, которое реагирует на ионизирующее излучение и дает прямое показание эквивалента индивидуальной дозы на все тело (Hp(10)). Дозиметры этого типа обычно электронные (электронные дозиметры) состоят из счетчика Гейгера-Мюллера или полупроводникового детектора (для регистрации рентгеновского и гамма-излучений) и оснащены необходимой электроникой, дисплеем и батареей

пример активного дозиметра – это электроскоп с кварцевой нитью. Главный недостаток этого типа дозиметров – это то, что они легко повреждаются при падении или грубом обращении. Зато они могут использоваться многократно в различное время различными людьми.

Пассивный мониторинг

Пассивный мониторинг осуществляется с использованием дозиметров накапливающих и хранящих информацию о дозе за период ношения, требующих последующей специальной обработки, чтобы получить результат индивидуальной дозы.

Преимуществом пассивных дозиметров является то, что они могут фиксировать информацию о дозе в достаточно стабильной форме, поэтому её трудно потерять. Другое преимущество – это то, что пассивными дозиметрами могут быть одновременно измерены величины эквивалента дозы Hp(10) (все тело), Hp(0.07) (кожа) и Hp(3) (глаза), тогда как активными дозиметрами обычно измеряется только Hp(10).

Примеры используемых пассивных дозиметров:

пленочные дозиметры для индивидуальной дозиметрии;

При выборе подходящего оборудования для мониторинга и проведения необходимых измерений следует рассмотреть по пунктам следующее:

1. Вид обследования, который Вы хотите выполнить (например, измерение мощности дозы или загрязнения).

2. Вид излучения, который Вы хотите регистрировать (например, альфа-, бета-, гамма-, рентгеновское или нейтронное излучение).

3. Энергия излучения, которую Вы хотите зарегистрировать (например, кэВ или МэВ).

4. Требуемая чувствительность регистрирующего прибора (например, мкЗв/ч, мЗв/ч или Зв/ч, максимальное количество имп./с или Бк/см2).

Вид обследования

Выбор прибора, используемый для проведения измерений, зависит от вида проводимого обследования. При проведении радиационных измерений мониторинг обычно включает мониторинг мощности дозы, поверхностного загрязнения и загрязнения воздуха. Однако, Вы можете захотеть измерить только один из этих параметров, и важно определиться с видом необходимого обследования, чтобы правильно выбрать аппаратуру. мощность дозы на рабочем месте обычно измеряется в единицах мкЗв/ч или мЗв/ч. Уровни поверхностного загрязнения измеряются в импульсах в секунду (имп./с) (которые можно перевести в Бк/см2), а уровни загрязнения воздуха обычно измеряются в Бк/м3.рмолюминесцентные дозиметры (ТЛД) для индивидуальной дозиметрии

76. Дозиметрия внутреннего облучения и санитарная экспертиза объектов внешней среды. Прямые методы оценки содержания радиоактивных веществ в организме человека

После поступления радиоактивных веществ в организм (или при подтверждении, что поступление произошло) необходимо оценить дозу внутреннего облучения. Проводится следующие три вида измерений для оценки дозы внутреннего облучения:

СИЧ (Счетчик Излучений Человека) обследование

СИЧ обследование – это метод, используемый для регистрации излучения, испускающегося телом, для чего используются детекторы, расположенные впритык или насколько возможно близко в поверхности тела. При СИЧ обследованиях может обследоваться как все тело, так и отдельные его органы.

Обычно СИЧ (Счетчик Излучений Человека) состоит из множества полупроводниковых или кристаллических детекторов, которые используются для регистрации рентгеновского и гамма-спектров от внутреннего загрязнения. Детектирование осуществляется, когда человек сидит или лежит в защищенном месте для уменьшения фонового излучения.

По результатам обследования можно измерить уровень радиоактивности (в Бк) контролируемого радионуклида в теле человека и по этим результатам определить, произошло ли его поступление и каковы величины этого поступления.

Отбор биологических проб представляет собой взятие биологических образцов тела человека и последующее определение активности проб с целью проведения оценки дозы внутреннего облучения. Наиболее простые примеры – это тритий в анализе мочи, и плутоний и уран в анализах мочи и фекалий. Для определения активности биологических проб применяются два аналитических метода: жидкие сцинтилляторы и альфа-спектрометрия. Другие типы пробоотбора, которые более сложные и не очень точны, это хромосомные аберрации в пробах крови при высоком уровне облучения (больше 50 мЗв), анализ выделений из носа при ингаляционном поступлении. Два последних метода используются при дозиметрии в аварийных ситуациях.

Отбор проб воздуха

Там, где уровни загрязнения воздуха представляют внутреннюю опасность, такую как альфа-излучатели, могут быть установлены контрольные уровни и проводиться постоянный мониторинг окружающей среды. Используя время занятости отдельных лиц или групп работников, оценка индивидуальных доз может быть проведена исходя из результатов регулярного отбора проб воздуха. Более точная дозиметрия может быть достигнута путем использования индивидуальных пробоотборников

Индивидуальные пробоотборники воздуха состоят из насоса, питающегося от батарей, который продувает воздух через маленький фильтр. Устройство воздухозаборника носится как можно ближе к носу и рту, чтобы воспроизводить реальное поступление загрязнения в организм человека. По окончанию периода ношения оценивается загрязнение фильтра и, используя известную скорость потока, рассчитывают объемную концентрацию загрязнения в воздухе (в Бк/м3)

В целях профилактики превышения естественных фоновых величин радиоактивности систематически проводится радиометрический и радиохимический контроль уровней радиации окружающей внешней среды. В объектах ветеринарного надзора (фураж, водоемы, рыба, мясо, молоко, яйца и т. д.) эту работу выполняет ветеринарная радиологическая служба. Задачей радиометрической и радиохимической экспертизы являются: контроль радиационного состояния внешней среды как за счет естественных, так и искусственных радионуклидов; определение уровней радиационного фона в различных районах территории и выяснения их влияния на биологические объекты и биоценозы; предупреждение пищевого и технического использования продуктов животноводства, содержащих радионуклиды в недопустимых концентрациях. Определение радиоактивности в объектах ветеринарного надзора включает отбор и подготовку проб к радиометрии и радиохимическому анализу. Как в обычных условиях, так и при аварийных ситуациях для отбора проб определяют контрольные пункты (хозяйства, фермы, поля и т. д.), более полно отражающие характеристику данного района (хозяйства), с тем, чтобы взятые пробы были наиболее типичными для исследуемого объекта.

При аварийных ситуациях, создающих загрязнения сельскохозяйственных угодий «свежими» продуктами ядерного деления (ПЯД), в летний период отбор проб молока из каждого контрольного пункта производят 2—3 раза в месяц с одновременным отбором используемых кормов. Траву отбирают непосредственно как на ферме (при стойловом содержании животных), так и на пастбищах; пробы мяса, костей, органов животных, непосредственно в хозяйствах или на мясокомбинатах (птицефабриках) от партий животных, поступающих из контролируемых районов. При исследовании яиц с птицефабрик контролю подвергают также и компоненты рациона птиц (зеленую подкормку как основной источник радиоактивности).

На исследования во всех случаях рекомендуется брать среднюю пробу. Перед отбором кормов, мяса, молока, яиц измеряют гамма-фон прибором СРП-68-01 соответственно от почвы, скирды, бурта, туш животных, цистерн молока (через открытую часть емкости), партии яиц. Данные гамма-фона записывают в сопроводительном документе.

Исследование загрязнения организма человека. Для более точной оценки прямых и косвенных последствий радиоактивного загрязнения атмосферы необходимо исследовать загрязнение организма человека. Систематические исследования должны быть организованы среди рабочих, постоянно подвергающихся опасности заражения через дыхательные пути, т. е. среди рабочих урановых рудников, рабочих, запятых металлургической обработкой урана и плутония и т. д. Для рабочих других опасных в этом отношении профессии достаточны периодические обследования, а для остального населения такие обследования редко бывают необходимыми, за исключением случаев аварий, в результате которых уровень загрязнения резко возрастает. В настоящее время иногда проводятся исследования на материалах вскрытия для того, чтобы получить представление об уровне заражения населения в целом.

В случае профессионального воздействия загрязнение кожи, возникающее к результате попадания радиоактивных веществ в воздух, легко измерить с помощью сцинтилляцнонпых счетчиков, чувствительных к альфа-, бета- и гамма-радиации. Зато при изучении внутреннего загрязнения возникают большие трудности. На небольшом числе предприятий в различных частях света применяются крайне чувствительные, защищенные от внешних воздействий сцинтилляционные счетчики, с помощью которых удается произвести количественный и качественный анализ внутреннего загрязнения гамма-излучателями. Однако такие методы в настоящее время недоступны для широкого применения.