4.2. Дозиметрия техногенных аэрозолей

Определение ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения при ингаляционном поступлении радионуклидов в организм проводится у персонала и населения при групповом контроле путем измерения операционной величины – концентрации радионуклидов в воздухе (см.п.1.4.5). А при поступлении в организм населения радионуклидов с водой и пищей – путем измерения концентрации радионуклидов в воде и пищевых продуктах. Однако все эти методы применяются при групповом контроле внутреннего облучения работников и лиц из населения.

При индивидуальном дозиметрическом контроле производится измерение содержания радионуклидов в теле или отдельных органов человека , по которому восстанавливается поступление радионуклидов в организм и расчет ожидаемой эффективной дозы. Измерение содержания может проводится прямыми радиометрическими или спектрометрическими методами счетчиком излучения человека (СИЧ) или косвенными методами, путем измерения скорости суточного выделения радионуклидов с мочой.

Контроль удельной активности радионуклидов в воздухе помещения проводится путем прокачки воздуха через фильтр, улавливающий аэрозольные частицы. Концентрация техногенных радиоактивных аэрозолей в воздухе (удельная объемная активность радионуклида), период полураспада которого значительно выше времени прокачки, определяется по результатам измерения активности радионуклида на фильтре по формуле

(4.15)

где η –эффективность фильтра, отн.ед.;

А_i – активность на фильтре i-го радионуклида, Бк;

С_i – концентрация i-го радионуклида в воздухе помещения, Бк/м³ ;

G –скорость прокачки, м³/мин;

τ – время прокачки, мин.

Для короткоживущих радионуклидов зависимость активности i-го радионуклида на фильтре А_ф,i от времени прокачки τ и времени выдержки фильтра до измерения t рассчитывается по формуле

(4.16)

где t – время выдержки фильтра от момента прекращения прокачки через фильтр до измерения, мин

Т_1/2,i­- период полураспада i-го радионуклида, мин.

Остальные обозначения те же, что и в формуле (4.15).

Пример 28. Чему равно соотношение на фильтре активности КПР А_КПР и долгоживущих аэрозолей искусственного происхождения А_иск от времени выдержки через три часа после прекращения прокачки. В момент прекращения прокачки отношение активности КПР А_КПР и искусственных А_иск было равно 10.

Решение. Эффективный период полураспада КПР (Т_КПР ) равен 35 мин. В тоже время искусственные радионуклиды имеют достаточно большой период полураспада (Т_иск) Так как время выдержки t<< Т_иск , то из (4.16) и (5,16) следует

Ответ: 0,28.

Радионуклиды техногенного происхождения в основном поступают в организм через органы дыхания (ингаляционное поступление) или через желудочно-кишечный тракт (пероральное поступление). Орган, в который поступает радионуклид, называется барьерным органом.

Плохо растворимые соединения радионуклидов в стандартном аэрозоле (соединения типа «М» в соответствии с НРБ-99) при ингаляционном поступлении осаждаются в легких (барьерный орган легкие).

Для соединений типа «М» и «П», для которых барьерным органом являются легкие, основная часть радионуклидов распадается в легких. Удельная активность радионуклида в легких в зависимости от времени поступления и выведения рассчитывается по сложным моделям. Однако, с достаточной для практических целей точностью (<2 %), можно считать, что имеются две компоненты, которые выводятся с различной скоростью: быстро выводящаяся и медленно выводящаяся. Доля каждой компоненты и период биологического полувыведения (время, за которое половина радионуклидов выводится из легких за счет биологических процессов) в интервале времени после поступления 1-1000 сут приведены в табл.П11. В таблице П11 приведены элементы и тип их химических соединений, радиоактивные аэрозоли которых образуются при работе атомного реактора.

После растворения радионуклиды из легких поступают в жидкости тела (кровь и лимфа). Из жидкостей тела радионуклиды поступают в те органы, которые характерны для данного элемента. Такие органы называются депонирующими органами. Удаление радионуклида из органа происходит за счет биологического выведения и распада радионуклида.

Быстрорасворимые соединения радионуклидов (тип «Б») достаточно быстро из барьерного органа легкие при ингаляционном поступлении поступают в жидкости тела и в депонирующие органы и выводятся из них за счет биологического выведения и распада. Скорость выведения определяется элементом, периодом полураспада радионуклида и депонирующим органом.

Орган, по содержанию радионуклидов в котором определяется доза внутреннего облучения, называется контролируемым органом. Дозы внутреннего облучения для радионуклидов имеющих тип «М» и «П» контролируются по их содержанию в барьерном органе (легких) (радионуклиды кобальта, марганца, хрома, железа, циркония, церия и др). Быстрорасворимые нуклиды контролируются во всем теле (радионуклиды цезия и натрия) или в отдельных органах. (йод в щитовидной железе).

Активность i-го радионуклида (А_i) в барьерном органе (легких) или в депонирующем органе (для радионуклидов цезия, натрия, калия - все тело, для радионуклидов йода - щитовидная железа) при разовом поступлении радионуклида рассчитывается по формуле

, (4.17)

где G_0,i – активность i-го радионуклида, поступившая через органы дыхания в организм, Бк;

λ_б,j – константа биологического выведения радионуклида из органа j-й компоненты, 1/сут;

К_j – доля j-йкомпоненты, имеющей период биологического выведения Т_б,j ,отн.ед.;

λ_i- постоянная распада i-го радионуклида, 1/сут;

t – время, прошедшее после однократного поступления, сут.

Значения λ_б,j, К_j для соединений типа химического соединения “М” и “П” и для отдельных радионуклидов типа химического соединения «Б» приведены в табл.П11.

При непрерывном ингаляционном поступлении i-го радионуклида в течение времени τ его активность в легких рассчитывается по формуле:

(4.18)

где t - время выведения, сут;

q_i – средняя скорость поступления i-го радионуклида в организм, Бк/сут. Остальные обозначения те же, что и в формуле (4.17).

При измерении на счетчике излучения человека (СИЧ) радионуклидов в форме плохорастворимых соединений (типа «М») и соединений с промежуточной растворимостью (типа «П») определяется содержание радионуклида в легких. По значению содержание по (4.17) или (4.18) определяется поступление (G₀ или q). Эффективная ожидаемая доза внутреннего облучения рассчитывается по формуле

Е_i=q_i τ е_i (4.19)

или

Е_i=G₀е_i , (4.20)

где Е_i – эффективная доза внутреннего облучения, Зв;

е_i -дозовый коэффициент внутреннего облучения при ингаляционном поступлении i-го радионуклида, Зв/Бк;

τ – время непрерывного поступления, сут.;

q_i – средняя скорость поступления i-го радионуклида в организм, Бк/сут;

G_0,i – активность разового поступления i-го радионуклида через органы дыхания в организм, Бк.

Пример 29. При ежегодном контроле на СИЧ обнаружено в легких 1000 Бк ⁶⁰Со, 200 Бк ¹³⁷Сs. Ранее эти радионуклиды в организме работника отсутствовали. Принято, что радионуклид поступал ингаляционно равномерно в течение года. Контролируемым органом для цезия является все тело, для кобальта – легкие. Чему равна годовая ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения Е_внут?

Реш ение. Так как ⁶⁰Со контролируется в легких, а ¹³⁷Сs во всем теле, то можно принять, в соответствии с табл.П11 тип химического соединения при ингаляции ⁶⁰Со «М», а ¹³⁷Сs - «Б».

Значения констант (К₁, К₂, λ_б,1 ,λ_б,2) для этих элементов приведены в табл П11. Значения констант физического распада радионуклидов проводится по формуле

,

где Т_1/2,i – период полураспада i-го радионуклида.

Значения периодов полураспада Т_1/2,i рассматриваемых нуклидов приведены в табл.П1.

Так как поступление непрерывно в течение года, то по (4.20) для ⁶⁰Со получим ожидаемую эффективную дозу внутреннего облучения . При этом примем: τ=365 суток , (λ_б,1+ )t, (λ_б,2+ )t <<1 и λ_б,1τ>>1. Тогда

(4.22)

Аналогично, получим эффективную дозу внутреннего облучения при ингаляционном поступлении ¹³⁷Cs ( ). При этом примем: τ=365, (λ_б,1+ )t, (λ_б,2+ )t <<1 и λ_б,1τ>>1. Тогда

Таким образом, ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения за год Е равна 0,29 мЗв+0,0079 мЗв=0,298 мЗв.

Ответ: Е_внут=0,3 мЗв.

Задачи к главе 4

4.1. При проживании на загрязненной территории активность ¹³⁷Cs во всем теле составила, по результатам измерения на СИЧ, 200 Бк. Путь поступления неизвестен. Чему равна ожидаемая эффективная доза и превысит ли она допустимую дозу для населения ? Принять, что ¹³⁷Cs поступал в организм в течение года непрерывно.

Ответ: Не превысит.

4.2. Концентрация ⁵⁹Fe в питьевой воде составила 10² Бк/м³. Превысит ли эффективная доза допустимые пределы для населения?

Ответ: превысит

4.3. Через 10 суток после прекращения выполнения радиационно-опасных работ при контроле на СИЧ концентрация ⁵¹Cr в легких составила 3240 Бк. Чему равна средняя за год концентрация ⁵¹Cr в помещениях. постоянного пребывания персонала гр.А?

Ответ: 14,6 Бк/м³

4.4. После аварии при обследовании на СИЧ в легких работника обнаружено ⁵⁴Mn –10⁴ Бк, ⁶⁰Со –10³ Бк, а во всем теле ¹³⁴Cs –10⁴ Бк. Чему равна эффективная доза внутреннего облучения, полученная при аварии? Обследование на СИЧ проводилось через 10 суток после аварии.

Ответ:187 мЗв.

4.5. При ежегодном контроле на СИЧ в легких работника обнаружено ⁵⁸Со –10⁵ Бк, ⁶⁰Со –10⁴ Бк, а во всем теле ¹³⁴Cs и ¹³⁷Cs 10⁵ Бк. Определить эффективную дозу внутреннего облучения за год. При предыдущих осмотрах наличие радионуклидов в организме не зафиксировано, поступление считать равномерным в течение года, обследование проводилось через 1 сутки после прекращения работ.

Ответ: 20 мЗв.

4.6. В теле работника при ежегодном контроле на СИЧ зарегистрированы ⁶⁰Со –10⁴ Бк, ¹³⁴Cs и ¹³⁷Cs 10⁵ Бк. Чему равна годовая эффективная доза внутреннего облучения. При предыдущих осмотрах наличие радионуклидов в организме не зафиксировано Поступление считать равномерным в течение года

4.7. При ежегодном контроле на СИЧ в организме работника зарегистрированы: в первый год ¹³⁴Cs 10⁵ Бк, во второй год 10⁴ Бк, в третий год 2·10⁴ Бк, соответственно. Чему равна эффективная доза внутреннего облучения, полученная за каждый год. Поступление считать равномерным в течение года , измерение проводилось через 1 сутки после прекращения работы.

Ответ:10,7 мЗв, 0,11 мЗв, 1,7 мЗв за первый, второй и третий год, соответственно.

4.8.При ликвидации последствий аварии концентрация радионуклидов в легких работника, измеренная на СИЧ, составила ⁵⁸Со –10⁸ Бк, ⁶⁰Со –10⁷ Бк, а во всем теле ¹³⁴Cs и ¹³⁷Cs 10⁷ Бк. Будет ли за 2 суток получена доза на легкие, при которой возможно появление детерминированных эффектов?

4.9.При обследовании населения на СИЧ активность ⁶⁰Со в легких составила 10⁴ Бк. Известно, что ⁶⁰Со поступил в организм ингаляционно в виде окисла. Поступление проходило равномерно в течение года, а измерение на СИЧ через 1 сутки после прекращения поступления. Превысит ли годовая эффективная доза внутреннего облучения допустимые пределы?

Ответ: не превысит.

4.10. После аварии при обследовании на СИЧ в легких работника зарегистрировано ⁵⁸Со –10⁴ Бк, ⁶⁰Со –10³ Бк, а во всем теле ¹³⁴Cs и ¹³⁷Cs 10⁵ Бк. Обследование проводилось на десятые сутки после аварии. Превысит ли доза полученная при аварии допустимые пределы облучения персонала гр.Б?

Ответ:

4.11. При обследовании населения на СИЧ обнаружено, что в среднем содержание ¹³⁴Cs составляет 10⁵ Бк во всем теле. Путь поступления неизвестен. Обследование проводилось через сутки после прекращения поступления. Чему равна максимально возможная ожидаемая эффективная доза?

4.12. После аварии при обследовании на СИЧ в организме персонала гр.А обнаружено в легких ⁶⁰Со 10⁶ Бк/м³, а содержание ¹³⁴Cs во всем теле - 10⁶ Бк/м³. Чему будет равна концентрация радионуклидов при обследовании через один, два и три года?

4.13. Допустимо ли проживание на загрязненной территории населения, если при экспозиционной дозе сверх фона 10 мкЗв/ч, концентрация ¹³⁴Cs в воде составляет 10³ Бк/л?

4.14. После выполнения ремонтных работ в течение шестичасового рабочего дня концентрация в легких ⁵⁴Мn, измеренная на СИЧ, составила 10⁵ Бк, ⁶⁰Со -10⁴ Бк, ⁹⁵Zr -10⁴ Бк, индивидуальный эквивалент дозы внешнего излучения H_p(10) составил 6 мЗв. Превысит ли доза облучения допустимые пределы за год для персонала гр.А?

4.15. В течение шестичасового рабочего дня в организм работника поступали аэрозоли в виде окислов ⁵⁴Мn, ⁹⁵Zr (класс растворимости типа «П»), ⁵¹Сr, ^110mAg (класс растворимости типа «M»). Активность радионуклидов в легких, измеренная через трое суток после выполнения работ составила 10⁴ , 10⁵, 10⁴ и 10⁴ Бк, соответственно. Превысит ли полученная доза допустимые пределы облучения за год для персонала гр.А?