Климанов Дозиметрия ионизируюшчикх излучениы 2015

10.В чём различие коэффициентов качества и взвешивающих радиационных коэффициентов?

11.Каким образом учитывают изменение спектра нейтронов в глубине фантома при расчёте эффективной дозы?

12.Можно ли создать метрологическую систему передачи единицы эффективной дозы?

13.Если использовать «идеальный» детектор, измеряющий эквивалент дозы, чем отличаются условия калибровки амбиентного и индивидуального эквивалента дозы?

14.Как сильно различаются ЭЗЧ дозиметров амбиентного и индивидуального эквивалента доз?

15.Велико ли отличие ЭЗЧ индивидуального эквивалента дозы от энергетической зависимости эффективной дозы?

16.Какой общий принцип положен в конструкцию большинства дозиметров амбиентной дозы?

17.Показания альбедных дозиметров сильно зависят от спектра нейтронов. Каким образом снижают погрешность, возникающую из-за различия спектров?

Список литературы

1.Физика быстрых нейтронов. Под ред. Дж. Мариона и Дж. Фаулера. Пер. с англ., т.1.

2.Крамер-Агеев Е. А., Лавренчик В. Н., Самосадный В. Т. Экспериментальные методы нейтронных исследований. М.: Энергоатом-

издат, 1990.

3.Рейли Д., Энсслин Р., Смит Х. мл., Крайнер С. Пассивный неразрушающий анализ ядерных материалов/ Пер. с англ. ВНИИА.

М.: Бином, 2000/.

4.Крамер-Агеев Е.А., Трошин В.С., Тихонов Е.Г. Активационные методы спектрометрии нейтронов. М.: Атомиздат, 1976.

5.Compendium of Neutron Spectra and Detector Responses for Radiation Protection Purposes: Supplement to Technical Reports, ser. № 318 – Vienna, IAEA, 2001.

6.Determination of Absorbed Dose in Reactors. – Technical Reports series № 127 –Vienna, IAEA, 2001.

591

7.Брискман Б.А., Генералова В.В., Крамер-Агеев Е.А., Трошин В. С. Внутриреакторная дозиметрия. Практическое руководство. М.: Энергоатомиздат, 1985.

8.Тканевые дозы нейтронов в теле человека. Справочник. В.Т. Золотухин, И.Б. Кеирим-Маркус, О.А. Кочетков и др. М.: Атомиз-

дат,1972.

9.Auxier J.A., Snyder W.S., Jones T.D. Neutron Interactions and Penetration in Tissue. – In: Radiation Dosimetry, ed. by F.N. Attix and W.C. Roesh. – N.Y.: Academic Press, v. 1, 1968, ed. 1, 2, p. 275.

10.Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Публикация 60 МКРЗ, ч. 2/ Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1994.

11.Труды МКРЗ. Публикация 103. Рекомендации 2007 МКРЗ. Пер. с англ. М.: ООО ПКФ «Аллана», 2009.

12.Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования. МУ 2.6.1.25-2006. Москва, 2000.

13.Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009) СП

2.6.1.758 – 2009.

14.Масляев П.Ф. Проблемы определения эффективной дозы при контроле радиационной безопасности облучения нейтронным из-

лучением. М.: АНРИ № 3 (26). 2001. С. 50 – 55.

15.Государственный первичный эталон единиц мощности поглощённой дозы и эквивалента дозы нейтронного излучения. Доклад Федеральному Агентству по техническому регулированию и метрологии. – Менделеево, 2010, 38 с.

16.Hankins D.E. New methods of neutron – dose – rate evaluation. In: Neutron Dosimetry, v. II, IAEA, Vienna, 1963, p. 123 – 136.

17.Andersson I.O., Braun J. A neutron rem counter with uniform sensitivity from 0,025 to 10 MeV. In: : Neutron Dosimetry, v. II, IAEA, Vienna, 1963, p. 87 – 94.

18.Zielczynski M. Integral signal methods for determination of dose equivalent. In: Radiation Dosimetry, v. 2, Beograd, 1971, p. 60 – 74.

19.Херст Дж., Ритчи Р., Миллс В. Дозиметрия быстрых нейтронов. В сб. « Дозиметрия ионизирующих излучений» Докл. иностранных учёных на международной конференции по мирному использованию атомной энергии Женева,1955г. М: Госгортехнадзор, 1956.

20.Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования. МУ 2.6.1.26-2000-М.:Доза, 2000, 61с.

592

Глава 17. Дозиметрии инкорпорированных радионуклидов

1. Общее рассмотрение

Дозиметрию ионизирующих излучений можно условно разделить на два основных направления: дозиметрию внешних источников ионизирующих излучений и дозиметрию излучений инкорпорированных радиоактивных нуклидов (р/н). Последнее связано с оценкой доз при внутреннем облучении органов и тканей человека в результате поступления р/н в организм человека из внешней среды с пищей, водой и воздухом или находящихся там постоянно (инкорпорированные источники в теле). Между этими направлениями наряду с общностью методических подходов имеются существенные различия, обусловленные особенностями источников излучений. Внешние источники радиации, как правило, можно исключить за достаточно малое время (например, ускоритель частиц, рентгеновская трубка) или удалить объект из поля облучения. Процесс облучения инкорпорированными нуклидами происходит непрерывно, пока радиоактивные вещества находятся в организме. Многие р/н выводятся медленно, и при достаточно большом периоде полураспада этот процесс может продолжаться годы или в течение всей жизни человека.

Если при внешнем облучении роль организма достаточно пассивна, то при внутреннем облучении организм играет активную роль в формировании тканевых доз ввиду протекания биологических процессов, обусловливающих накопление и вывод радиоактивных изотопов из органов и тканей.

Внутреннее облучение, как правило, опаснее внешнего, что обусловлено следующими факторами: а) возможностью достаточно большого времени облучения и большой вероятностью малых расстояний между облучателем и объектом облучения; б) в формировании дозы может преобладать вклад α – или β – изотопов, которые обычно несущественны в условиях внешнего облучения.

В дозиметрии внешних потоков облучения можно либо измерить, либо рассчитать мощность дозы или поглощенную дозу излучения на основании характеристик источников. Измерения величин

593

доз внутреннего облучения за редким исключением практически невозможно.

Рис. 17.1 иллюстрирует классификацию различных научных и практических задач в дозиметрии инкорпорированных нуклидов.

Кинетика распределения тканевых доз с учетов вида излучения

Связь доза-эффект

Оценки ПДК

Рис. 17.1. Классификация задач дозиметрии инкорпорированных радиоактивных нуклидов

Дозовые распределения могут быть установлены на основании детального количественного определения кинетики распределения концентраций радиоактивных веществ для всех тканей и органов. Кроме того, так как биологические эффекты зависят от типа и энергии ионизирующих частиц, необходимы исследования по определению параметров излучателей. Способы решения соответствующей дозиметрической задачи в случае инкорпорированных

594

нуклидов включают в себя методы прямого и косвенного определения количеств радиоактивных веществ в организме, экспериментальные и теоретические исследования кинетики их распространения в зависимости от физиологических и других характеристик организма. Для решения задач дозиметрии в данном случае необходимо располагать достаточно точными сведениями о процессах транспорта и обмена веществ, протекающих в такой сложной системе как человек. Эта информация в значительной степени ограничена.

Специфика вопросов дозиметрии в протяженных средах с распределенными в них радиоактивными нуклидами определяется следующими условиями:

учетом влияния граничных условий на формирование дозных полей инкорпорированных источников β – и γ – излучений; особенностями пространственного распределения источников в среде; учетом временнóго характера дозовых нагрузок;

вопросами временного фактора при формировании источников в объёмной среде.

Непосредственное отношение к дозиметрии инкорпорированных нуклидов имеют методы оценки их предельно допустимых концентраций в различных веществах, дозовые функции элементарных источников α –, β –, γ – излучателей, моделирование процессов переноса излучений в условиях сложных гетерогенных сред, вопросы биофизики и радиобиологии, экспериментальные методы дозиметрии в нестандартных условиях.

Содержание и поступление радиоактивных веществ в организм должны быть ограничены так, чтобы уровни облучения не превышали установленных значений предельно допустимых доз.

2. Источники внутреннего облучения

Существуют различные источники образования р/н как потенциальных инкорпорированных облучателей. Источники образования радиоактивных аэрозолей (определение аэрозоля см. ниже) связаны со следующими естественными и техногенными процессами:

595

газообразные нуклиды (радон, торон и др.); их продукты распада могут образовывать твердые частицы или оседать на частицах дисперсной фазы в воздушной среде;

врезультате космического фона (космогенные радионуклиды);

впроцессе эксплуатации ядерных реакторов и ускорителей элементарных частиц;

при аварийных ситуациях и активации нейтронами неактивной пыли.

Рассмотрим подробнее первые два процесса. В результате распада содержащихся в земной коре природных урана и тория образуются цепочки радиоактивных изотопов в том числе газообразные продукты распада, называемые эманациями. Наиболее значимые из них радон (Rn), торон (Tn) и актинон (An). Эманации поступают в атмосферу из почвы, горных пород и природных вод. Концентрация эманации в воздухе убывает с высотой, так как они тоже являются радиоактивными. Упрощенная цепочка распада радия показана на рис. 17.2.

Рис. 17.2. Упрощенная схема распада радия-226

Время жизни торона и актинона мало, поэтому они обнаруживаются лишь в приземном слое атмосферы. С точки зрения радиационной безопасности наибольшую опасность представляет радон, концентрация которого в воздухе на несколько порядков превышает концентрацию торона.

Являясь инертным газом, эманации находятся в воздухе в атомарном состоянии и не присоединяются к центрам конденсации (пылинкам, тяжелым ионам и т.п.). Поэтому они сами радиоактивных аэрозолей не образуют. Такие аэрозоли образуются в результате присоединения к центрам конденсации твердых продуктов распада эманации, состоящих из изотопов полония, висмута и свинца.

596

Другим важным источником потенциально инкорпорированных нуклидов является космическое излучение. Космические частицы (протоны, α -частицы, легкие ядра) с высокими энергиями (до 1014 МэВ) поглощаются и взаимодействуют с атмосферой, инициируя другие виды радиации. В атмосфере образуются космогенные радионуклиды, в частности:

Внутреннее облучение от этих нуклидов реализуется по пищевым и биологическим цепочкам вследствие накопления их в биосфере

(вода, растительность), 7 Ве и 22 N поступают в организм человека при вдыхании воздуха.

Наиболее важным и опасным каналом поступления р/н в организм человека являются органы дыхания.

Аэрозоль – дисперсная система с газообразной средой и с твердой, жидкой или смешанной дисперсной фазой; радиоактивный аэрозоль это аэрозоль, в дисперсную фазу которого входят радионуклиды. Частица аэрозоля – твердый, жидкий или смешанный (многофазный) объект, находящийся во взвешенном состоянии в газообразной среде.

Количественной характеристикой аэрозолей является их счетная и массовая концентрация – величины числа частиц или их массы в единице объёма воздуха. Концентрация радиоактивных аэрозолей определяется величиной активной концентрации – числом распада нуклидов в единицу времени в единице объёма воздуха, например А0 ~ Бк/л; тогда массовая концентрация М связана с активной концентрацией соотношением:

М = 2,4·10-24·А0·Т1/2·А, г/л, (17.1)

где А – относительная атомная масса нуклида, Т1/2 – период полураспада. Знание массовой концентрации М и размера аэрозольных частиц дает возможность оценить число частиц в единице объёма. Распределение активности аэрозолей в зависимости от размеров аэрозольных частиц приводится в табл. 17.1.

Концентрация и нуклидный состав аэрозолей являются функцией времени, так как их устойчивость определяется многими факторами, в частности, размерами частиц. Разрушение аэрозолей обусловлено протеканием трех следующих физических процессов:

597

седиментация, диффузия и коагуляция.

Таблица 17.1

Распределение активности естественного происхождения в аэрозольных частицах различных размеров

Седиментация представляет процесс осаждения частиц под действием силы тяжести, скорость протекания которого зависит от линейных размеров частицы и от величины среднего свободного пробега молекул газа.

Для частиц с размерами r < 10-4÷10-5 см преобладает эффект диффузии, изменяющий пространственную концентрацию аэрозольных частиц.

В процессе столкновений частиц имеет место эффект коагуляции (прилипания), в результате чего увеличивается масса отдельных частиц и уменьшается их концентрация.

Таблица 17.2

Некоторые источники образования аэрозолей

Существует условная классификация аэрозолей по размерам частиц:

высокодисперсные – r < 10-3 – 0,1 мкм (преобладают эффекты коагуляции и диффузии, устойчивые аэрозоли); среднедисперсные – r < 0,1÷1 мкм (переходные свойства); грубодисперсные – r > 1 мкм (преобладает седиментация).

В табл. 17.2 привелдены некоторые параметры аэрозолей, образующихся в ядерно-топливном цикле.

598

3. Поступление радиоактивных веществ в организм человека

3.1. Основные пути поступления РВ в организм

Радиоактивные аэрозоли в случае их попадания внутрь организма представляют определенную биологическую опасность. Организм человека находится в состоянии постоянного обмена веществами и энергией с окружающей внешней средой. Практически во всех веществах внешней среды содержатся радиоактивные изотопы естественного или искусственного происхождения. Различными путями они попадают в организм человека. В сложных обменных процессах в организме р/н претерпевают физико–химические и биохимические изменения до тех пор, пока они не распадутся или не будут выведены из организма. Р/н неравномерно распределяются в различных органах и тканях человека. Большинство нуклидов накапливаются избирательно в отдельных органах или системах. Степень радиационно-индуцированных эффектов (поражений) зависит от концентрации излучающих нуклидов в отдельных органах и, следовательно, от создаваемых ими величин доз.

Закономерности поступления и накопления нуклидов в живых организмах изучаются в радиобиологии. Эта задача чрезвычайно сложна, и соответствующие данные получаются в основном на животных и затем экстраполируются на человека.

Существуют следующие основные пути поступления РВ в организм: посредством органов дыхания (ингаляционный канал), через желудочно–кишечный тракт (пероральный канал) и через кожные покровы; (специальные методы введения радиоактивных изотопов используются в медицине с целью диагностики и терапии некоторых заболеваний). В течение некоторого времени эти входные «депо» содержат в себе эти поступившие радионуклиды; далее, из входного депо они кровотоком распространяются по всему организму(по различным органам и тканям). Дальнейшая судьба этих радионуклидов определяется как их свойствами, так и процессами, происходящими в организме. Нуклиды частично распадаются, частично выводятся из организма в результате обменных процессов. Нуклиды инициируют соответствующий вид внутреннего облуче-

599

ния, и поглощенная доза при этом выступает в качестве меры радиационной опасности, т.е. биологических последствий.

Для каждого канала поступления нуклидов имеют место свои особенности, зависящие от химической формы нуклида, его растворимости в жидкой среде, от состояния организма (недостаток тех или иных веществ, например 131I).

3.2. Поступление через органы дыхания (ингаляционный канал)

Наиболее важным и потенциально опасным каналом поступления РВ в организм человека являются органы дыхания (ингаляционный путь). Воздух потребляется в больших количествах, ~ 2·104 литров в сутки. Легкие – хорошо адсорбирующая система с эффективной площадью ~ 50 м2. При каждом вдохе в дыхательных путях может оставаться значительная доля активности р/н («выдыхаемый воздух чище вдыхаемого»). Доля активности, задержанной в дыхательной системе, зависит от размеров аэрозольных частиц и от объёма и частоты дыхания. Каждый из трех физических эффектов: инерционное осаждение, седиментация и диффузия может преобладать в определенном участке дыхательных путей; вероятность реализации этих процессов зависит в основном от размеров осаждаемых частиц. Основные каналы распределения р/н в органах дыхания демонстрируются на рис. 17.3.

Инерционное осаждение реализуется преимущественно в верхних дыхательных путях, где скорость вдыхаемого воздуха велика (десятки см/сек). При изменении направления движения частицы с размером >1 мкм продолжают движение по инерции и оседают на слизистых оболочках; таким образом, в верхних дыхательных путях отфильтровываются крупные частицы размером >1 мкм . В тех участках дыхательной системы, где скорость воздуха относительно мала, преобладает эффект седиментации. В объёме легочных альвеол, где скорость переносимого воздуха очень мала, осаждение осуществляется за счет броуновского движения и диффузии. Главный фактор протекания всех этих процессов – размеры частиц.

600