Добавил:
Upload Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз: Предмет: Файл:
Излучение.docx
Скачиваний:
26
Добавлен:
04.06.2015
Размер:
139.54 Кб
Скачать

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: f1кровьвход. 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: f2органΣ.

  • 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 λ< λ.

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.