14. Относительная биологическая эффективность различных видов излучений. Коэффициент качества.

ОТНОСИТЕЛЬНАЯ БИОЛОГИЧЕСКАЯ ЭФФЕКТИВНОСТЬ ионизирующих излучений — способность исследуемого вида ионизирующего излучения вызывать биологический эффект равной степени по сравнению со стандартным излучением. Применяется для сравнения биологического, действия разных видов ионизирующего излучения.

Для оценки ОБЭ какого-либо вида излучения избирают стандартное излучение, с эффективностью которого сравнивают биологическое, действие изучаемого излучения. При этом биологическое, действие стандартного излучения принимается равным единице. В качестве стандартного излучения чаще всего используют коротковолновое рентгеновское излучение с энергией генерирования 180—250 кв или гамма-излучение 60Со и линейной передачей энергии (ЛПЭ) не выше 3,5 кэв на 1 мкм пути в воде (удельная плотность ионизации 100 пар ионов на 1 мкм пути в воде).

Коэффициенты ОБЭ могут существенно изменяться в зависимости от величин доз, при которых сравнивается биологическая, эффективность двух видов ионизирующего излучения.

Биологическая эффективность ионизирующего излучения существенно зависит от его вида и энергии: если К_обэ рентгеновского излучения принять равным единице, то

• К_обэ гамма-излучения составит 0,7 — 0,8.

• К_обэ бета-частиц колеблется в пределах 0,5—0,64.

• К_обэ быстрых электронов составляет 0,7—0,8.

• К_обэ нейтронов 1,6—4,42.

• К_обэ альфа-излучения 0,55 - 1,3.

Понятие качества излучения выражает его способность производить различные радиационные эффекты в зависимости от сорта частиц и от ЛПЭ. С возрастанием плотности ионизации меняется степень повреждения живых систем.

Поэтому в целях противорадиационной защиты используется коэффициент качества (КК) излучения. Такой «фактор качества» (ныне принято выражать его в виде «взвешивающих коэффициентов») является регламентированной величиной, его значения определены специальными комиссиями и включены в международные и национальные нормы, предназначенные для контроля радиационной опасности. КК зависит только от интервала значений ЛПЭ, а его детализация в виде взвешивающих коэффициентов зависит также от того, какой орган или часть тела подвергается облучению.

Значения коэффициентов Q для разных видов излучения:

• рентгеновское, гамма- и бета-излучения — 1;

• альфа-частицы, протоны — 10;

• нейтроны: медленные (тепловые)— 3...5; быстрые — 10; тяжелые ядра отдачи — 20.

15. Расчет доз при внешнем и внутреннем облучении. Связь между активностью источника и дозой излучения.

Принцип расчета при внешнем облучении (инет)

Доза облучения прямо пропорциональна мощности дозы облучения и времени его воздействия.

D= P × t , где: D – доза облучения; P – мощность дозы облучения; t - время облучения. Доза облучения от внешних точечных источников прямо пропорциональна мощности дозы облучения и

обратно-пропорциональна квадрату расстояния до него.

D= P × t / R², где: R – расстояние до источника излучения, см; D – доза облучения, Р; P – мощность дозы излучения, Р \ ч; t - время облучения, часы Существует взаимосвязь между активностью (А) радиоактивных веществ и мощностью дозы излучения, создаваемой их гамма-излучением. Поэтому в формуле 2 мощность дозы излучения ( Р ) можно заменить выражением ( P = K × A ) и формула примет вид :

D = K × A × t / R², где: D - доза облучения, Р; K – гамма- постоянная данного радиоизотопа ( P × см² \ ч × мКи) A – активность данного радиоизотопа, мКи; t – время облучения, часы; R – расстояние до источника излучения, см.

Принцип расчета доз при внутреннем (инкорпорированном) облучении. (уч)

При работе с открытыми источниками ионизирующих излучений радиоактивные вещества могут вследствие нарушения техники безопасности или при аварии попасть в организм через дыхательные пути, желудочно-кишечный тракт, поры кожи и открытые повреждения. Иногда радиоактивные вещества вводят в организм с диагностической, терапевтической или экспериментальной целью. Во всех случаях попадания радиоактивных веществ в организм создается опасность лучевого поражения. Определить дозу, полученную в результате внутреннего облучения, трудно и особенно тогда, когда неизвестно количество радиоактивного вещества, поступившего в организм.

Следует отметить, что при одних и тех же количествах радиоактивного вещества внутреннее облучение во много раз

опаснее внешнего. Это связано с рядом особенностей:

• резко возрастает время облучения, так как попавшие внутрь организма радиоактивные вещества вступают в химическую связь с различными элементами живой ткани и медленно выводятся из нее;

• расстояние от источника облучения до облучаемой ткани сокращается практически до нуля, а телесный угол, при котором излучение воздействует на организм, достигает 4π;

• внешнее облучение воздействует на все ткани практически в равной степени, тогда как радиоактивные вещества откладываются внутри организма неравномерно и могут концентрироваться вблизи особо чувствительных к излучению и важных для жизнедеятельности органов или непосредственно в них (критические органы);

• наибольшая опасность внутреннего облучения связана еще и с тем, что в числе поражающих факторов при внутреннем облучении необходимо учитывать линейную плотность ионизации, характеризуемую коэффициентом ОБЭ. Особенно это относится к альфа)излучению.

Содержание радиоактивных веществ в организме со временем уменьшается в результате двух одновременно протекающих процессов: физического распада и биологического выведения их из организма.

Следовательно, эффективная постоянная выведения λэфф будет складываться из постоянной физического распада λфиз и постоянной биологического выведения λбиол:

Дозу при внутреннем облучении можно подсчитать, если известны радиоактивный изотоп, характер распределения его в организме и продолжительность облучения. Со временем концентрация радиоактивного изотопа в тканях организма будет уменьшаться по экспоненциальной зависимости:

где С₀ — исходная концентрация радиоактивного изотопа, кБК/г;

Сt — концентрация радиоактивного изотопа, оставшаяся по прошествии времени t, кБк/г;

е — основание натуральных логарифмов;

λэфф — эффективная постоянная выведения;

t — время, прошедшее от начального момента (t = 0) до данного.

Соотношение между активностью радиоактивных препаратов и дозой, создаваемой их гамма-излучением. (уч)

Для установления соотношения между активностью радиоактивного препарата и экспозиционной дозой, создаваемой им, используют гамма-постоянную (Kγ.) Для точечного источника с активностью А (мКи) доза излучения D (Р), создаваемая за время t (ч), на расстоянии R (см) выражается формулой

D = KγАt/R².

Соответственно мощность экспозиционной дозы (Р/час):

Р = KγАt/R².

Если вместо активности известен гамма-эквивалент радиоактивного изотопа М (мг-экв. радия), то

D = 8,4Мt/R²; Р = 8,4Мt/R²,

где 8,4 — гамма-постоянная радия, Р.

Квадрат расстояния R в знаменателе показывает, что доза от точечного источника ослабевает по закону квадратов расстояния подобно изменению интенсивности света.

16. Гигиенические нормативы: предельно допустимая доза (ПДД), предельно допустимые поступления радионуклидов (ПДП), предел годового поступления радионуклида (ПГП), предельно допустимое содержание радионуклида (ПДС), допустимая концентрация радионуклида (ДК), временно допустимые уровни (ВДУ).

!!! цифры я не нашла

Предельно допустимая доза – основной дозовый предел. Это наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при котором равномерное облучение в течение 50 лет не может вызвать неблагоприятных изменений в состоянии здоровья, обнаруживаемых современными способами. (50 мЗв?)

Предельно допустимые поступления радионуклидов – допустимый уровень поступления радионуклида в организм лиц категории А. Такое поступление радионуклида в течение календарного года, которое за последующие 50 лет создает в критическом органе максимальную эквивалентную дозу, равную ПДД.

Предел годового поступления радионуклида (ПГП)- допустимый уровень поступления данного радионуклида организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы.

Предельно допустимое содержание радионуклида – допустимый уровень содержания радионуклидов в организме человека, равный усредненному за год содержанию радионуклидов в организме, при котором МЭД/год = ПДД (ПД).

Допустимая концентрация радионуклида - гигиенические нopмaтивы, регламентирующие безoпaснoе для человека зaгpязнение окружающей сpеды xимическими, к том числе радиоактивными веществaми. ПДK - этo кpитеpий пpи осуществлении сaнитapнoй охраны вoздyхa paбoчей зoны, aтмoсфеpы населенных мест, вoды, пoчвы и пpoдyктoв питaния.

Временно допустимые уровни - те, что устанавливаются на определенный период времени при радиационной аварии. Зависят от возможности проникновения радионуклидов в организм с пищей, водой, а также от количества, вида и жесткости излучения.