
- •Вопрос 1. Основные радиометрические величины и единицы
- •Вопрос 2. Передача энергии от излучения веществу
- •Вопрос 3. Дозиметрические величины и единицы
- •Вопрос 4. Радиологические величины
- •Вопрос 5. Связь между радиометрическими и дозовыми величинами при внешнем облучении
- •Вопрос 6. Общая схема метаболизма инкорпорированных радионуклидов
- •Вопрос 7. Расчёт дозы внутреннего облучения
- •Вопрос 8. Особенности метаболизма основных дозообразующих радионуклидов
- •Вопрос 9. Радиочувствительность организмов
- •Вопрос 10. Механизм биологического действия ионизирующих излучений
- •Вопрос 11. Прямое и непрямое действие ионизирующих излучений
- •Вопрос 12. Реакция клеток на облучение
- •Вопрос 13. Детерминистские и стохастические эффекты.
- •Вопрос 14. Лучевая болезнь человека
- •Вопрос 15. Отдаленные последствия облучения человека.
- •Вопрос 16. Генетические эффекты при облучении.
- •Вопрос 17. Малые дозы и проблема порога.
- •Вопрос 18. Естественный радиационный фон.
- •Вопрос 19. Техногенно-повышенный радиационный фон.
- •Вопрос 20. Искуственный радиационный фон.
- •Вопрос 21. Сравнительный анализ различных источников излучения
- •Вопрос 22. Концепция приемлемого риска.
- •Вопрос 23. Концепция «польза-вред».
- •Вопрос 24. Нормы радиационной безопасности нрб-99/2009.
- •Вопрос 25. Регулирование в радиационной безопасности.
- •Вопрос 26. Радиационный мониторинг.
- •Вопрос 27 и 28. Радиационная безопасность на начальной стадии ятц.
Вопрос 5. Связь между радиометрическими и дозовыми величинами при внешнем облучении
Для фотонного излучения с произвольным спектром:
=
μen,m(E)dE. Для моноэнергетического спектра:
=E*φ*μen,m(E)
Если необходимо определить мощность дозы от радионуклидного источника фотонов, можно использовать специальные константы – гамма-постоянные (ГСИ), заданные для каждого радионуклида. ГСИ численно равна мощности поглощённой дозы в воздухе, создаваемой источником активностью 1 Бк на расстоянии 1 м: ГСИ=
возд (A=1 Бк, R=1м). Размерность: (Гр*м2)/(Бк*с). Для источника произвольной активности А на произвольном расстоянии R от него мощность дозы в воздухе будет равна:
возд(A,R)= (ГСИ*А)/R2.
Для дозы в любом X-веществе Dx будет справедливо: Dx/ Dвозд = μen,m(E,X)/ μen,m(E, воздух). Если в качестве X-вещества берётся биологическая ткань, то для неё отношение равно 1,09. Поэтому без учёта ослабления мощность эквивалентной дозы равна:
={(ГСИ*А)/R2}*1,09*WR. Взвешивающий фактор качества гамма-излучения WR(γ)=1 Зв/Гр.
Для определения эквивалентной дозы нейтронного излучения используют удельную эквивалентную дозу, равную максимальной эквив. дозе, создаваемой единичным флюенсом (или же максимальной мощности дозы, создаваемой единичной плотностью потока): δH=H/FN=
/φ. Удельная эквив. доза зависит от энергии и имеет размерность Зв/м2.
Электроны и β-частицы МэВных энергий несколько мм в биоткани и несколько м в воздухе, поэтому могут создать при внешнем облучении дозу на внутр. слои кожи и ткани непосредственно под кожей. В этом случае связь выглядит след. образом:
=ʃ φ(E)*Sион, mdE, где Sион, m – кол-во энергии, передаваемой в-ву на единице массовой длины: Sион, m=dEион/dxm
Определение эффективной дозы всего тела человека при внешнем облучении является сложной задачей и, если нет точных данных об угловом распределении внешнего гамма-излучения, то рекомендуется в качестве оценки использовать величину:
E=
возд*K, где коэф-т K связи между дозой в воздухе и эффективной дозой берётся равным 0,7.
Вопрос 6. Общая схема метаболизма инкорпорированных радионуклидов
Инкорпорированные радионуклиды – нуклиды, попавшие в организма через лёгкие (ингаляционное поступление); через ЖКТ с пищей и водой (пероральное поступление); и через кожу при непосредственном контакте с р/а в-вами (резорбтивное поступление). Лёгкие, ЖКТ и кожа – это не только пути поступления радионуклидов, но и входные депо, т.к. некоторое время содержат в себе нуклиды, часть из которых затем переходит в кровь. Доля нуклидов входного депо, которая попала в кровь, наз-ся коэф-том всасывания: f1=Акровь/Авход. Он зависит от 1) хим. формулы радионуклида и особенно от растворимости: чем она выше, тем лучше нуклид всасывается в кровь 2) от времени нахождения нуклида в депо: с увеличением времени f1 растёт 3) от насыщенности организма химическим аналогом данного нуклида. Схема поглощения и выведения нуклидов выглядит след. образом.
ЖКТ Лёгкие Кожа Радионуклиды
распределяются по организму неравномерно
– многие имеют свои излюблен-
Кровь Органы Почки Выход ные
места, в которых и накапливаются. Скелет:
Sr, Ra, Pu, Am и др. Щитовидная железа: I.
Печень: Ce, Pu, Am и др. Равномерно по всем
мягким тканям: Cs, Ru, Co,3H и др. Количественно данную избирательность характеризуют коэф-том распределения, равным отношению активности в конкретном органе к суммарной активности данного нуклида в организме: f2=Аорган/АΣ.
Доля активности, оставшейся во всём организме к опред. времени, описывается ф-ей ретенции: RSYS=f2кр*
+(1-f2кр)*
i(t), где f2кр – доля нуклида, оставшаяся в крови, суммирование ведётся по всем органам и Ri(t) – ф-я ретенции отдельного i-го органа. Скорость выведения из крови λкр можно считать одинаковой для всех нуклидов: 0,693/0,25 сут. Выведение из отдельного органа описывается суммой медленного и быстрого компонентов: Ri(t)= fiм*
+fiб*
, причём λiм< λiб.
Кинетическое
камерное ур-е описывает процесс
рециркуляции и непрерывного поступления
радионуклидов в организм:
i
=
-λ*qi
+
ji
*qj
+Qi
),
где λ – константа р/а распада, суммирование
ведётся по всем камерам;
ji
–
доля активности j-й
камеры, поступающая в единицу времени
в i-ю
камеру; Qi
–
кол-во активности, поступающее в ед.
времени в i-ю
камеру извне, qi
–
активность в камере.