Радиобиология, радиационная физиология и медицина. Словарь-справочник

детерминированные эффекты возникают, как правило, вследствие лучевого повреждения большого числа клеток мало обновляющихся клеточных систем, например нервной и сосудистой тканей.

В отношении детерминированных радиационных эффектов предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутству-

1 Äæ = 1 Ãð × 1 êã.

Используется в основном в лучевой терапии.

ДИАГНОСТИКА РАДИОНУКЛИДНАЯ

Раздел радиационной (ядерной) медицины, разрабатывающий проблемы распознавания различных заболеваний с помощью радиофармацевтических препаратов. Объектом радионуклидной диагностики является живой организм и его отдельные органы и системы, биологические жидкости и ткани, экскретируемые и инкретируемые организмом вещества.

ДОЗА В ОРГАНЕ ИЛИ ТКАНИ (Дîðã.)

Средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела:

Äîðã. = Äïîãë. / m,

ãäå Äïîãë. — поглощенная доза в элементе массы органа или ткани; m — масса органа или ткани.

41

ДОЗА ИНТЕГРАЛЬНАЯ

Термин, используемый в лучевой терапии для обозначения величи- ны энергии ионизирующего излучения, суммарно поглощенной во всем объеме объекта (при локальном облучении). Измеряется в джоулях.

1 Äæ = 1 Ãð × 1 êã.

ДОЗА ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Величина, характеризующая количество энергии, переданной веществу, с которым происходит взаимодействие ионизирующего излучения.

Различают экспозиционную, поглощенную, эквивалентную, эффективную и эффективную коллективную дозы. В зависимости от выраженности биологического эффекта выделяют также пороговую, интегральную, выводящую из строя (нарушающую дееспособность, инкапаситирующую), минимальную смертельную, среднесмертельную, минимальную абсолютно смертельную дозы. Мощность дозы ионизирующего излучения представляет ее приращение в единицу времени (dD/dt), при этом за единицу времени могут приниматься секунда, минута, час, сутки, год.

ДОЗА МИНИМАЛЬНАЯ АБСОЛЮТНО СМЕРТЕЛЬНАЯ

Доза радиационного воздействия, вызывающая гибель 95–99% особей.

При костномозговой форме острого лучевого поражения гибель учитывают в течение 30 сут (грызуны) или 45 сут (собаки, обезьяны); при кишечной форме — в течение 5–7 сут, при церебральной — в те- чение 1–2 сут после облучения (независимо от вида лабораторных животных).

ДОЗА МИНИМАЛЬНАЯ СМЕРТЕЛЬНАЯ

Минимальная доза радиационного воздействия, вызывающая гибель облученных биологических объектов.

Как правило, при воздействии минимальной смертельной дозы погибает порядка 5–10% особей. Как показатель имеет значение только при облучении в «костномозговом» диапазоне доз, при этом в опытах на мелких лабораторных животных (мыши, крысы) учитывается выживаемость в течение 30 сут; в экспериментах на собаках, обезьянах и других крупных лабораторных животных — в течение 45 сут.

ДОЗА ПОГЛОЩЕННАЯ (Дïîãë.)

Дозиметрическая величина, измеряемая количеством энергии, переданной излучением единице массы облучаемого вещества (биологи- ческой ткани). Рассчитывается по формуле

Äïîãë. = dE/dm,

где dE — средняя энергия, переданная ионизирующим излучением массе вещества, находящемся в элементарном объеме; dm — масса вещества в этом объеме.

42

В системе СИ единицей измерения Дïîãë. является джоуль на килограмм (Дж/кг) или грей (Гр, Gy):

1 Ãð = 1 Äæ/êã.

Внесистемная единица — рад (от англ. radiation absorbed dose — rad), Äïîãë. любого вида ионизирующих излучений, при котором на 1 г массы вещества поглощается энергия излучения в 100 эрг:

ДОЗА ЭКВИВАЛЕНТНАЯ (Дýêâ.)

Поглощенная доза в органе или ткани (Дîðã.), умноженная на соответствующий весовой множитель (взвешивающий коэффициент) для данного вида излучения (WR):

Äýêâ. = Äîðã. × WR.

43

В системе СИ единицей Дýêâ. является зиверт (Зв, Sv), соответствующий поглощенной дозе излучения в 1 кг биологической ткани, при которой наблюдается тот же биологический эффект, что и при поглощенной дозе фотонного излучения в 1 Гр.

Внесистемная единица бэр — биологический эквивалент рада (в англ.: rem — rad equivalent for men):

1 Çâ = 100 áýð.

ДОЗА ЭКСПОЗИЦИОННАЯ (Дýêñï.)

Количественная характеристика ионизирующей способности рентгеновского или γ-излучения в диапазоне энергий от десятков кэВ до

3 МэВ, измеренная числом образованных в нем зарядов (пар ионов). Рассчитывается по формуле

Äýêñï. = dA/dm,

где dA — полный заряд ионов одного знака, возникающих в сухом воздухе при торможении всех вторичных электронов в определенном объеме воздуха; dm — масса воздуха в этом объеме.

В единицах СИ Дýêñï. измеряется в кулонах на килограмм (Кл/кг, C/kg) воздуха.

Внесистемная единица Дýêñï. — рентген (Р, R). Эта доза вызывает ионизацию сухого воздуха (при 0° С и атмосферном давлении >60 мм рт. ст.) с образованием 1 электростатической единицы заряда каждого знака в 1 см3 (1,293 мг) воздуха.

1 Êë/êã = 3,88 × 103 Ð; 1 Ð = 2,58 × 10–4 Êë/êã.

Связь между Дýêñï. è Äïîãë. в воздухе устанавливается выражением

Äýêñï. = 0,877 × Äïîãë.

ДОЗА ЭФФЕКТИВНАЯ (Дýôô.)

Величина воздействия ионизирующего излучения, используемая как мера риска возникновения отдаленных (соматических и генетиче- ских) последствий облучения организма человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности.

Äýôô. представляет собой произведение суммы эквивалентной дозы (Дýêâ.) в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты (WT):

Äýôô. = S Äýêâ. × WT.

WT для гонад составляет 0,2; для красного костного мозга, желудка, легких и кишечника — 0,1; для других органов и тканей — 0,01–0,05.

В системе СИ единицей Дýôô. является зиверт (Зв, Sv).

Термин «доза эффективная» используется для оценки вероятности возникновения стохастических эффектов и только в том случае,

44

когда поглощенная доза значительно ниже порога дозы, вызывающей клинические проявления лучевого поражения.

ДОЗА ЭФФЕКТИВНАЯ ГОДОВАЯ

Сумма Дýôô. внешнего облучения человека, полученной за календарный год, и ожидаемой дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

В системе СИ единицей измерения является Зв (зиверт). Ä Наиболее значительный вклад в эффективную дозу внешнего об-

лучения человека дают рентгенодиагностические медицинские процедуры (рентгенография, рентгеноскопия, флюорография и др.). Эквивалентные дозы в различных органах и тканях в результате этих обследований варьируют в пределах 0,01–50 мЗв за одно исследование. Для промышленно развитых стран средневзвешенная годовая эффективная доза составляет 1 мЗв, для РФ — 1,4 мЗв.

ДОЗА ЭФФЕКТИВНАЯ КОЛЛЕКТИВНАЯ (Дýôô.-êîë.)

Мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения. Определяется как сумма индивидуальных эффективных доз, полученных изучаемой группой (популяцией) людей.

Единица измерения Дýôô.-êîë. — человеко/зиверт (чел./Зв).

ДОЗИМЕТР ИНДИВИДУАЛЬНЫЙ

Прибор, носимый на одежде или теле человека, предназначенный для определения индивидуальной дозы облучения за определенное время.

ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ПРИБОРЫ (определение)

Устройства, предназначенные для измерения дозы ионизирующего излучения или ее мощности. Используются для измерения доз как одного вида ионизирующих излучений (γ-дозиметры, нейтронные

дозиметры и др.), так и смешанного излучения.

Дозиметрические приборы для измерения экспозиционных доз рентгеновского и γ-излучения обычно градуируют в рентгенах и на-

зывают рентгенометрами. Активность или концентрацию радиоактивных веществ измеряют радиометрами.

ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ПРИБОРЫ (классификация)

Дозиметрические приборы, использующиеся для обнаружения и измерения ионизирующих излучений, делятся на две группы: измери-

тели мощности дозы и измерители дозы.

В свою очередь, измерители мощности дозы подразделяются на:

–индикаторы радиоактивности (индикаторы-сигнализаторы) — предназначены для обнаружения радиоактивного загрязнения местности и различных объектов и оповещения об этом путем подачи светового или звукового сигнала;

45

–рентгенометры — предназначены для измерения уровней рентгеновского и γ-излучений;

–радиометры — предназначены для измерения уровней радиоактивного загрязнения поверхности и предметов по γ- è β-излучению.

Измерители дозы представлены дозиметрами, предназначенными для измерения доз γ- è γ-n-излучения.

ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ПРИБОРЫ (методы дозиметрии)

Методы измерения ионизирующих излучений в дозиметрических приборах основаны на различных физико-химических принципах:

–ионизационный метод — при взаимодействии излучения с веществом происходит ионизация газа в камере. Ионизированный газ обладает электропроводностью, в результате возникает ток между вмонтированными в камеру электродами, к которым подведено напряжение. В зависимости от режима работы приборы, основанные на появлении ионизационного тока в газах, могут использоваться для измерения плотности потоков частиц (пропорциональные счетчики, счетчики Гейгера–Мюллера) и для измерения мощности дозы и дозы излучения (ионизационные камеры);

–химический метод — основан на измерении выхода радиационнохимических реакций, возникающих под действием ионизирующих излучений. Продукты этих реакций могут вступать в окислитель- но-восстановительные реакции, сопровождающиеся изменением цвета индикатора (например, реактива Грисса для нитратного метода). Химические методы дозиметрии могут быть связаны с водными или органическими растворами, изменяющими цвет жидкости, пленки или стекла. Химические методы используются, как правило, для измерения дозы излучения;

–фотографический метод — в основе метода лежит восстановление атомов металлического серебра из галоидной соли под влиянием излучений; при этом чем выше доза излучения, тем больше плотность почернения фотопленки. Данный метод часто используется в приборах для контроля профессионального облучения;

–сцинтилляционный метод — основан на регистрации вспышек света, возникающих при взаимодействии излучения с некоторыми органическими и неорганическими веществами (антрацен, стильбен, сернистый цинк и др.). Этот метод используют в приборах, предназначенных для измерения потоков фотонов и частиц;

–люминесцентный метод — под действием ионизирующего излуче- ния в некоторых твердотельных изоляторах (кристаллах и стеклах) носители электрических зарядов (электроны и дырки) изменяют свое положение и частично задерживаются в местах, где имеются дефекты кристаллической решетки с соответствующими максимумами или минимумами электрического поля. Центры, образован-

46

ные в результате захвата носителей заряда, обладают некоторыми разрешенными энергетическими уровнями, между которыми возможны квантовые переходы носителя заряда, соответствующие испусканию или поглощению энергии. Это может отражаться в изменении оптических свойств (цвета и оптической плотности) стекла, в появлении способности к люминесцентному возбуждению под действием видимого и ультрафиолетового света (радио-

фотолюминесценции), в излучении световых квантов при осво- Ä бождении носителей зарядов из центров-ловушек под действием теплового возбуждения (радиотермолюминесценции). Интенсивность возникающей люминесценции пропорциональна дозе излу- чения, в связи с чем эти методы применяются для измерения дозы излучения;

–активационный метод — для измерения доз нейтронного облуче- ния применяют наборы активационных детекторов, в которых поток и доза нейтронов определяются по наведенной в разных веществах активности. Метод используют, главным образом, в лабораторных условиях;

–трековый метод — основан на регистрации следов тяжелых заряженных частиц, образующихся в веществе под действием нейтронов. Такими частицами могут быть осколки деления нептуния, изотопов урана в специальной пластинке — радиаторе, подвергнутой действию нейтронов. Следы образуются на специальной пленке — детекторе, находящейся в контакте с радиатором. Треки становятся видимыми после травления детектора (например, щело- чью) и учитываются под микроскопом. Метод позволяет оценить флюенсы нейтронов в определенных энергетических диапазонах с

последующим расчетным определением дозы.

Существуют и другие методы дозиметрии, применяемые в науч- ных исследованиях и гигиеническом нормировании профессионального облучения. Некоторые из них, например основанные на изменении электрических свойств полупроводников при действии излу- чения, перспективны для разработки полевых и индивидуальных средств дозиметрии.

ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕ- НИЙ

Система мероприятий, специально разработанных для обеспечения и контроля радиационной безопасности от ИИ на предприятиях и учреждениях, где имеются установки для облучения и ведутся работы с радиоактивными веществами; учета доз облучения людей; контроля радиоактивного загрязнения местности, воды, атмосферы, продовольствия, оборудования и сооружений.

47

Дозиметрический контроль осуществляется с помощью дозиметров, рентгенометров и радиометров, измеряющих непосредственно дозу, ее мощность и степень радиоактивной загрязненности соответственно.

ДОЗИМЕТРИЯ

Количественная оценка величины и интенсивности воздействия ионизирующих излучений на биологические объекты. Для расчета используют показатели экспозиционной, поглощенной, эквивалентной и эффективной доз.

ДОЗИМЕТРИЯ БИОЛОГИЧЕСКАЯ

Количественная оценка доз облучения по степени развития его биологического эффекта (подробнее см. «биологическая дозиметрия»).

ДОЗИМЕТРИЯ КЛИНИЧЕСКАЯ

Отрасль медицинской радиологии, исследующая количественные характеристики воздействия ионизирующих излучений на органы и ткани человеческого организма. С помощью клинической дозиметрии осуществляется формирование распределения поглощенных доз в облучаемом объеме в процессе проведения лучевой терапии злока- чественных опухолей и других заболеваний.

ДОЗЫ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ МАЛЫЕ (медицинское определение)

Дозы облучения, не оказывающие достоверно регистрируемых вредных для здоровья детерминированных и стохастических эффектов.

Основой понятия о малых дозах в медицинском (эпидемиологи- ческом) аспекте стали кривые «доза — эффект» для выхода раков и лейкозов в японской когорте. Согласно НКДАР, верхняя граница малых доз для излучения с низкой ЛПЭ при любой мощности дозы в медицинском аспекте составляет 0,2 Зв. В документах BEIR-VII, МКРЗ-99 и МКРЗ-103 эта граница снижена в два раза и составляет 0,1 Зв. По оценкам различных авторов, при длительном воздействии редкоионизирующего излучения порог малых доз составляет 0,1–0,3 Зв в год. Считается, что облучение в указанных дозах может вызывать различные биологические эффекты, значимость которых для жизнедеятельности организма и его потомков окончательно не установлена.

ДОЗЫ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ МАЛЫЕ (микродозиметрическое определение)

Согласно существующей концепции НКДАР, с позиций микродозиметрии малой дозой считается доза редкоионизирующего излучения ниже 0,2 мЗв, при этом в мишень (клеточное ядро, геном) попадает не более одной частицы ИИ.

48

Ценность этого понятия для практической деятельности в области радиационной медицины и радиационной безопасности весьма невелика (естественный радиационный фон составляет 2,4 мЗв/год).

ДОЗЫ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ МАЛЫЕ (радиобиологиче- ское определение)

Дозы облучения, ниже которых при существующих методах исследования невозможно достоверно зарегистрировать повреждающий эф- Ä фект ИИ на уровне биомолекул, генома, клеток. Для оценки эффекта радиации используется подход, основанный на экспериментальном определении зависимости «доза — эффект» в тест-системах (согласно НКДАР: «подход для клеток млекопитающих в культуре»), в частности, по определению частоты аберраций хромосом в лимфоцитах человека при облучении in vitro.

При таком подходе уровень малых доз колеблется от доз, близких к естественному радиационному фону, до доз, на 2–3 порядка ниже минимально летальных. Малыми дозами с радиобиологиче- ской позиции (по цитогенетическим критериям) в НКДАР-1993 и НКДАР-2000 называются дозы порядка 20–40 мЗв.

ДОЗЫ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ СВЕРХЛЕТАЛЬНЫЕ

Дозы ионизирующих излучений, приводящие к гибели организма в первые часы-сутки после воздействия радиации.

Гибель обусловлена, главным образом, поражением кишечника

(ÑÄ100/4–5 для мышей — 10–120 Гр; для крыс — 20–200 Гр; для собак — 50–100 Гр). Летальный исход в первые часы-сутки после об-

лучения в дозах 200–500 Гр обусловлен прямым поражением ЦНС, гибель в процессе облучения в дозах свыше 1000 Гр — денатурационной инактивацией клеток («молекулярная гибель», «смерть под лучом»).

ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ ОТ ВЫБРОСОВ АЭС

Дозы облучения, формирующиеся за счет газообразных аэрозольных и жидких радиоактивных отходов АЭС. При нормальной эксплуатации АЭС дополнительное внутреннее и внешнее облучение населения, проживающего в районе размещения АЭС, составляет менее 1% от естественного радиационного фона.

ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ ЧЕЛОВЕКА ОТ ПРИРОДНЫХ ИСТОЧНИКОВ

Дозы облучения, получаемые человеком от естественных радионуклидов, находящихся в биосфере Земли.

В природе существует более 60 естественных радионуклидов ура- ново-радиевого и ториевого рядов, 40K, 87Rb, а также космогенные радионуклиды, образующиеся в атмосфере в результате взаимодействия протонов и нейтронов с ядрами азота, кислорода и аргона, — всего 14 радионуклидов (3H, 14C, 7Be, 22Na и др.). Основной вклад в

49

дозу внешнего γ-излучения вносят радионуклиды урано-радиевого и

ториевого рядов, а также 40Ê.

Среднепопуляционная мощность дозы внешнего облучения для населения Земного шара составляет 4,5 × 10–8 Зв/ч, мощность дозы для космогенных радионуклидов — 2 × 10–10 Зв/ч. Средняя эффек-

тивная доза для лиц, проживающих в условиях нормального естественного радиационного фона, составляет 2,2–2,4 мЗв/год.

Å

ЕСТЕСТВЕННАЯ РАДИАЦИЯ

Облучение ионизирующей радиацией, которому человек подвергается на земной поверхности.

Естественная радиация включает γ-излучение радиоактивных ма-

териалов Земли, излучение радионуклидов в тканях организма, попадающих туда с пищей, и космическое излучение. Эффективная эквивалентная доза от этих источников без учета облучения легких от вдыхания в жилых помещениях радона, торона и их продуктов распада для населения России в 1990 г. составила в среднем около 0,09 (0,07–0,23) бэр. Большинство населения Земли проживает в условиях, где мощность дозы γ-излучения в воздухе составляет

3–7 ìêÐ/÷.

Облучение человека на открытой поверхности во многом зависит от грунта, на котором он находится. Так, средний уровень γ-излуче-

ния на высоте приблизительно 1 м над поверхностью известняка составляет около 0,02 бэр/год, тогда как над гранитной поверхностью он может достигать 0,15 бэр/год.

Население стран и регионов, расположенных вблизи экватора (на уровне моря), получает наименьшую дозу за счет космического излучения, исчисляемую приблизительно 0,035 бэр/год. Жители Москвы, Лондона, Нью-Йорка, Токио, Торонто получают дозу примерно 0,05 бэр/год. Чем выше над уровнем моря, тем больше доза. Так, на высоте 4500 м доза может составлять около 0,3 бэр/год, а на вершине Эвереста даже 0,9 бэр/год. Работа или проживание на 10-м этаже по сравнению с 1-м обусловливает дополнительное облучение в несколько миллибэр (тысячных бэр) в год.

На планете пять основных населенных мест, где существенно выше уровень радиации: в Бразилии, Франции, Индии, на острове Ниуэ и в Египте. Интенсивность облучения там в 5 раз выше допустимой дозы для персонала АЭС. Во Франции 7 млн человек живет в районах, где мощность дозы составляет 0,18–0,36 бэр/год. В индийских штатах Керала и Мадрас 100 тыс. человек получают дозу в среднем 1,3 бэр/год, а за 70 лет — 91 бэр (!).

50