Основные понятия

Загрязнение радиоактивное – присутствие радиоактив-ных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышаю-щем уровни, установленные НРБ-99-2010.

Формирующаяся при радиационном воздействии патоло-гия характеризуется многообразием клинических форм, зако-номерностью развития, четкой зависимостью между величи-ной и интенсивностью лучевого воздействия и тяжестью забо-левания.

Облучение – воздействие на человека ионизирующего из-лучения.

Облучение аварийное – облучение в результате радиаци-

71

Защита медицинских учреждений и населения в условиях радиационных и химических катастроф

онной аварии.

Облучение медицинское – облучение пациентов в резуль-тате медицинского обследования или лечения.

Облучение планируемое повышенное – планируемое облу-чение персонала в дозах, превышающих установленные ос-новные пределы доз, с целью предупреждения развития ра-диационной аварии или ограничения ее последствий.

Облучение потенциальное – облучение, которое может возникнуть в результате радиационной аварии.

Облучение природное – облучение, которое обусловлено природными источниками излучения.

Облучение производственное – облучение работников от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности.

Облучение профессиональное – облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизи-рующего излучения.

Облучение техногенное – облучение от техногенных ис-точников как в нормальных, так и в аварийных условиях, за исключением медицинского облучения пациентов.

Радиационными факторами ядерного взрыва являются проникающая радиация и радиоактивное загрязнение местно-сти (РЗМ).

Проникающая радиация ядерного взрыва представляет собой поток γ-излучения и нейтронов, распространяющийся в воздухе во все стороны от центра взрыва на расстояние до 3-5 км. Источником проникающей радиации являются ядерные реакции деления и синтеза, протекающие в боеприпасах в мо-мент взрыва, а также радиоактивный распад продуктов ядер-ного деления в эпицентре ядерного или термоядерного взрыва. Время действия проникающей радиации при атомных и водо-родных взрывах не превышает нескольких секунд и определя-ется временем подъема облака взрыва на такую высоту, при

72

Защита медицинских учреждений и населения в условиях радиационных и химических катастроф

которой γ-излучение практически полностью поглощается толщей воздуха. Поражающее действие проникающей радиа-ции на человека определяется дозой облучения, а также (в случае частичного экранирования) фактором неравномерности распределения этой дозы по телу.

Радиоактивное загрязнение местности возникает в ре-зультате выпадения радиоактивных веществ из радиоактивно-го облака. Его значение как поражающего фактора определя-ется тем, что высокие дозы облучения населения и личного состава войск могут наблюдаться не только в районе, приле-гающем к месту взрыва, но и за сотни километров от него. Кроме того, радиационное воздействие, обусловленное РЗМ, более продолжительно, чем действие проникающей радиации. Наиболее существенное РЗМ происходит при наземных ядер-ных взрывах, когда площади загрязнения с опасными значе-ниями мощности дозы излучения многократно больше разме-ров зон поражения ударной волной, световым излучением и проникающей радиацией. Масштабы РЗМ зависят также от мощности ядерного взрыва и метеоусловий (скорости ветра в слое атмосферы, ограниченном высотой подъема облака, на-личия осадков). При воздушных ядерных взрывах РЗМ незна-чительно и не вызывает санитарных потерь личного состава.

Последствия пребывания личного состава на РЗМ могут прогнозироваться по величине дозы внешнего γ-облучения те-ла. Такой расчет наиболее целесообразно производить забла-говременно, что позволяет избежать неоправданного переоб-лучения и минимизировать потери среди населения и личного состава. Для удобства расчета возможных доз облучения вся территория, подвергшаяся радиоактивному загрязнению, раз-деляется на участки, различающиеся величинами мощности экспозиционной дозы излучения на местности – зоны РЗМ. Воображаемые границы между ними представляют собой изо-линии, все точки каждой из них характеризуются одинаковы-ми значениями мощности экспозиционной дозы.

Источник ионизирующего излучения – радиоактивное ве-

73

Защита медицинских учреждений и населения в условиях радиационных и химических катастроф

щество или устройство, испускающее или способное испус-кать ионизирующее излучение, на которые распространяется действие санитарных правил СП 2.6.1.758-99-2010 «Ионизи-рующее излучение, радиационная безопасность. Нормы ра-диационной безопасности», далее – НРБ-99-2010.

Источник излучения природный – источник ионизирую-щего излучения природного происхождения, на который рас-пространяется действие НРБ-99-2010.

Внешнее облучение организма на уровне моря обуслов-лено наличием естественных источников ИИ, в основном, γ-излучением радионуклидов уранового ряда, присутствующих

• грунте и строительных материалах. Средняя доза внешнего облучения, которую человек получает от земных источников ИИ естественного происхождения, составляет примерно 350 мкЗв в год.

Внутреннее облучение организма обусловливают пре-имущественно радиоизотопы, происходящие из земной коры (³⁷К, ²³⁸U и радионуклиды уранового ряда). Включение в со-став организма (инкорпорация) радионуклидов происходит в основном за счет их поступления с пищей. Поэтому интенсив-ность внутреннего облучения зависит от состава почв и харак-тера питания населения. Радионуклидом уранового ряда, про-никающим в организм ингаляционным путем, является радон (²²²Rn). Этот инертный газ высвобождается из почвы и строи-тельных материалов, накапливаясь в закрытых непроветри-ваемых помещениях.

Большинство естественных источников ИИ таковы, что избежать их воздействия невозможно: это радиоактивные ве-щества, входящие в состав организма (табл. 3.1). Их вклад в суммарную дозу от естественных источников составляет око-

ло 2/3.

74

Защита медицинских учреждений и населения в условиях радиационных и химических катастроф

Таблица 3.1

Основные характеристики биотропных радиоактивных изото-

пов, поступающих в окружающую среду при радиационных

авариях на АЭС

	Период	Критиче-	Доля в критическом
Изотопы	полурacпад		органе при поступле-
		ский орган
	а		нии per os, %
Йод-135	66 ч		20
Йод-134	52 мин	Щитовид-	20
Йод-133	21 ч		20
		ная железа
Йод-132	2,4 ч		20
Йод-131	8,1 сут		20
Стронций-	53 сут		25
89
Стронций-	28 лет		25
90
Иттрий-90	28 лет	Костная	25
Ниобий-95	35 сут		13
		система
Барий-140	12 сут		7
Лантан-140	12 сут		7
Церий-144	575 сут		0,04
Празеодим-	575 сут		0,04
144
Цезий-137	30 лет	Мышцы	0,4

Источник излучения техногенный – источник ионизи-рующего излучения специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой дея-тельности.

Источник радионуклидный закрытый – источник излу-чения, устройство которого исключает поступление содержа-щихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.

Источник радионуклидный открытый – источник излу-чения, при использовании которого возможно поступление

75

Защита медицинских учреждений и населения в условиях радиационных и химических катастроф

содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду. Искусственные (техногенные) источники ИИ включают

• себя рентгеновские трубки, ускорители заряженных частиц, а также устройства, содержащие радионуклиды. Последняя группа подразделяется на открытые источники ИИ (имею-щие непосредственный контакт с атмосферой) и закрытые источники ИИ (заключенные в герметичную оболочку). К техногенным объектам, содержащим радиоактивные вещества, относятся атомные энергетические установки, атомные иссле-довательские реакторы, объекты радиохимического производ-ства, а также боевые части ядерного оружия. Кроме того, ра-диоактивные вещества широко применяются в практике луче-вой диагностики (радиография), лучевой терапии (внешнее, внутреннее облучение), при γ-дефектоскопии промышленных изделий, при изготовлении постоянно светящихся (люминес-центных) красок. Радионуклиды служат весьма ценным сред-ством научных исследований. Так, радиоизотопные методы применяются для изучения метаболизма у человека, животных и растений. В среднем, доза облучения организма человека от радиоактивных изотопов техногенного происхождения на по-рядок меньше, чем от природных. Роль радионуклидов техно-генного происхождения как источника облучения организма существенно возрастает при радиационных авариях и приме-нении ядерного оружия.

Радионуклиды представляют собой источник радиаци-онной опасности для человека при:

 нахождении на местности, загрязненной продуктами ядер-ного взрыва;

 нахождении на местности, загрязненной продуктами ава-рийных выбросов при авариях на ядерных энергетических установках;

 работе с открытыми источниками ионизирующих излуче-ний;

 работе в урановых рудниках.

Основные пути поступления радионуклидов в организм:

76

Защита медицинских учреждений и населения

1. условиях радиационных и химических катастроф

• ингаляционное поступление;

• алиментарное поступление;

• поступление через раневые и ожоговые поверхности.

1. случае поступления в организм разных радионуклидов обладающих одинаковой активностью более опасными явля-ются изотопы с более длительным периодом полураспада.

Выявление ИИ и количественная оценка уровня радиа-ционных воздействий называется дозиметрией. Для количест-венной характеристики уровня лучевого воздействия введено понятие дозы излучения.

Экспозиционная доза (X) – мера количества ИИ, физиче-ским смыслом которой является суммарный заряд ионов одно-го знака, образующихся при облучении воздуха, отнесенный к единице его массы. В системе СИ единицей экспозиционной дозы является кулон, деленный на килограмм (Кл/кг). Более часто применяется внесистемная единица экспозиционной до-зы – рентген (Р), соответствующая образованию 2,1*10⁹ пар

ионов в 1 см³ сухого воздуха при нормальных условиях.

1 Кл/кг = 3876 Р; 1 P = 2,58*10^-4 Кл/кг.

Изменения, вызываемые излучением в воздухе и в дру-гих средах, количественно различны. Это связано с разным количеством энергии, передаваемой излучением одинаковым по массе количествам разных веществ. Учесть этот фактор можно выражая количество ИИ в единицах поглощенной дозы

• – это количество энергии, переданной излучением вещест-ву в расчете на единицу его массы. В системе СИ поглощен-ную дозу выражают в Греях (Гр). 1 Гр = 1 Дж/кг. Часто поль-зуются внесистемной единицей поглощенной дозы – рад (аб-бревиатура «radiation absorbed dose»). Рад равен сантигрею (1 рад = 10^-2 Гр).

Непосредственно измерить биологически значимые ве-личины поглощенных доз не всегда возможно из-за незначи-тельности соответствующей им энергии. Так, при общем об-лучении человека массой 76 кг в смертельной дозе 4 Гр его те-лу сообщается энергия 305 Дж. Ее достаточно лишь для нагре-

77

Защита медицинских учреждений и населения в условиях радиационных и химических катастроф

вания тела на 0,001˚С. Поэтому непосредственно измеряется, как правило, экспозиционная доза ИИ, а поглощенная доза рассчитывается с учетом свойств облучаемой среды. В возду-хе 1 рентген соответствует 0,89 рад, а в тканях организма в среднем 0,95 рад. Такое соотношение используется при калиб-ровке приборов, предназначенных для измерения дозы облу-чения объекта внешним источником. Они называются измери-телями дозы (ИД) (дозиметрами).

Различные ИИ вызывают в биосистемах количественно различные эффекты даже при одинаковой поглощенной дозе. Это связано, главным образом, с такими характеристиками ИИ, как ЛПЭ и коэффициент ослабления μ. Для малоразмер-ных биологических объектов (например, для макромолекул, клеточных органелл и клеток) большему значению ЛПЭ воз-действующего на них излучения соответствует большее число актов ионизации и возбуждения, возникающих в пределах конкретного биообъекта. Соответственно, большим оказыва-ется и повреждающий эффект плотноионизирующих излуче-ний в отношении клеток и субклеточных структур. Данное различие выражается величиной ОБЭ. Для рентгеновского и γ-излучения ее принимают равной 1, а для каждого из осталь-ных ИИ значение ОБЭ рассчитывают как отношение равно-эффективных поглощенных доз рентгеновского и рассматри-ваемого ИИ (табл. 3.2).

Эквивалентная доза (Н) – количество энергии ионизи-рующего излучения вызывающего такой же биологический эффект как единица поглощенной дозы -излучения. Эта вели-чина позволяет учесть различия биологической активности различных видов ИИ:

3. системе СИ единицей эквивалентной дозы служит Зи-верт (Зв), а внесистемной единицей является бэр (аббревиату-ра «биологический эквивалент рада»). 1 Зв = 100 бэр.

78

Защита медицинских учреждений и населения в условиях радиационных и химических катастроф

Таблица 3.2

Относительная биологическая эффективность

ионизирующих излучений для клеток

Ионизирующее излучение	Величина
	ОБЭ
Фотоны любых энергий
Рентгеновское излучение	1
γ- излучение	1
Электроны и мюоны любых энергий	1
Нейтроны с энергией
менее 10 кэВ	5
от 10 кэВ до 100 кэВ	10
от 100 кэВ до 2 МэВ	20
от 2 МэВ до 20 МэВ	10
более 20 МэВ	5
Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме про-	5
тонов отдачи
Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые яд-	20
ра

Для вычисления эквивалентной дозы используется сле-дующая формула:

Д_э = Д_{п α}*К_к + Д_п *К_к + Д_п *К_к + Д_{п n}*К_к где: Д_э – доза эквивалентная;

Д_п – доза поглощенная;

К_к – коэффициент качества излучения.

Доза эффективная (Е) – сумма произведений эквива-лентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвеши-вающие коэффициенты:

E =∑_T W_T * H_T,

где Н_т – эквивалентная доза в органе или ткани Т, а W_т – взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т (табл. 3.3).

79

Защита медицинских учреждений и населения в условиях радиационных и химических катастроф

Единица эффективной дозы – зиверт (Зв).

Эффективная доза это величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения все-го тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности.

Мощность дозы излучения характеризует интенсивность лучевого воздействия. Мощность дозы понимают как дозу (экспозиционную, поглощенную или эквивалентную), регист-рируемую за единицу времени. В системе СИ мощность экс-позиционной дозы (уровень радиации) выражают в Кл/(кг*с), т.е. А/кг. Весьма часто пользуются внесистемной единицей мощности дозы – Р/ч и ее производными (мР/ч, мкР/ч). Еди-ницами мощности поглощенной дозы служат Гр/с, рад/час и их производные. При длительных воздействиях дифференци-рованных потоков ИИ используют единицы мощности эквива-лентной дозы – Зв/год и бэр/год.

Таблица 3.3

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов (WT)

Органы и ткани	Значение коэффи-
	циента
Гонады	0,20
Костный мозг (красный), толстый ки-	0,12
шечник, легкие, желудок
Мочевой пузырь, грудная железа, пе-	0,05
чень, пищевод, щитовидная железа
Кожа, клетки костных поверхностей	0,01
Остальное	0,054

• зависимости от величины мощности дозы различают кратковременное, пролонгированное и хроническое облуче-ние. Кратковременным считается непрерывное или фракцио-нированное облучение на протяжении 30 суток и менее, при

• «Остальное» включает надпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов ды-хания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную железу, селезенку, вилоч-ковую железу и матку.

80

Защита медицинских учреждений и населения в условиях радиационных и химических катастроф

мощности дозы свыше 0,02 Гр/мин. Непрерывное радиацион-ное воздействие в течение нескольких месяцев или лет назы-вают хроническим, а пролонгированное облучение занимает промежуточное положение между первыми двумя. В случае облучения организма человека, если не менее 80% всей дозы регистрируются не более чем за 4 сут. облучение называется однократным.

Таблица 3.4

Основные дозиметрические величины и единицы их измере-

ния

Дозиметриче-	Единица,
	ее наименование, обозначе-		Соотношение
ская
	ние		единиц
величина
	внесистемная	СИ
Экспозицион-		Кулон на ки-
	Рентген (Р)	лограмм	1 Кл/кг = 3876 Р
ная доза
		(Кл/кг)
Мощность экс-	Рентген в час	Ампер на ки-	1 А/кг =1,4*107
позиционной	(Р/ч)	лограмм	Р/ч
дозы		(А/кг)
Поглощенная	Рад (рад)	Грей (Гр)	1 Гр = 100 рад
доза
Мощность по-	рад в час	Грей в се-	1 Гр/с = 3,6*105
глощенной до-	(рад/ч)	кунду (Гр/с)	рад/ч
зы
Эквивалентная	бэр (бэр)	Зиверт (Зв)	1 Зв = 100 бэр
доза
Мощность эк-	бэр в год
	(бэр/год); Зи-	Зиверт в се-	1 Зв/с =
вивалентной
	верт в год	кунду (Зв/с)	3,15*109 бэр/год
дозы	(Зв/год)

• зависимости от распределения дозы во времени разли-чают непрерывное и фракционированное облучение. Если до-

81

Защита медицинских учреждений и населения в условиях радиационных и химических катастроф

за ИИ разделена на части (фракции), чередующиеся с интерва-лами времени, в течение которых облучения не происходит, то его называют фракционированным.

Критерием оценки количества радиоактивных веществ служит их радиоактивность (активность), т.е. способность к испусканию ИИ. В системе СИ за единицу радиоактивности принят (беккерель, Бк) или 1 распад в секунду. Использовав-шаяся ранее внесистемная единица активности кюри (Кu) со-ставляет 3,7*10¹⁰ Бк (табл. 3.5).

Таблица 3.5

Единицы измерения количества радиоактивных веществ

Показатели	Единица, ее наименование,		Соотноше-
	обозначение		ние
количества РВ
	внесистемная	СИ	единиц
Активность	Кюри (Кu)	Беккерель	1 Кu =
		(Бк)	3,7*1010Бк
Удельная актив-	Кu/кг; Кu/м3	Бк/кг; Бк/м3	-
ность
Плотность поверх-	Кu/см2; Кu/м2;
ностного радиоак-	Кu/км2;	Бк/м2	-
тивного загрязне-	рас-
ния	пад/(мин*см2)

Активность (А) – мера радиоактивности радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени или иначе мера количества радиоактивных веществ.

Активность удельная (объемная) – отношение активно-сти радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества.

Активность, отнесенная к единице площади зараженной радионуклидами поверхности, называется плотностью (сте-пенью) поверхностного радиоактивного загрязнения.

Период полураспада радионуклида – это интервал време-ни, в течение которого распадается половина атомов радио-

82

Защита медицинских учреждений и населения в условиях радиационных и химических катастроф

нуклида, величина периода полураспада радионуклида не за-висит от условий среды.

Выявление радиоактивных веществ и количественная оценка их содержания в различных объектах и на поверхно-стях называется радиометрией. В связи с тем что радиоактив-ные вещества определяются по испускаемым ими ИИ, для ра-диометрических исследований могут применяться некоторые дозиметрические приборы, в частности измерители мощности дозы γ-излучения.

Активность – это главный параметр, определяющий дозу облучения тканей, а следовательно, и повреждающий эффект радионуклидов при поступлении в организм и при наружном радиоактивном загрязнении тела. Вместе с тем, опасность ра-дионуклидов зависит от агрегатного состояния и других физи-ческих свойств (адгезивности, липофильности) содержащих их радиоактивных веществ, а также от характера поступления, распределения и выведения радионуклидов из организма.