Дозиметрия внутреннего облучения

Дозиметрическая оценка последствий поступления радиоактивного вещества в организм является сложной задачей. Непосредственно измерить величину дозы внутреннего облучения невозможно. В организме человека радионуклид перемещается из органа в орган, а его количество уменьшается вследствие радиоактивного распада и естественного очищения организма. Это приводит к изменению во времени мощности дозы облучения органов и тканей. Формирование дозы внутреннего облучения органов и тканей человека может происходить длительное время (годы). Перемещение радиоактивного вещества в организме можно спрогнозировать, используя дозиметрические модели его поведения в организме стандартных людей различного возраста. Такие модели являются основой дозиметрии внутреннего облучения.

Во избежание неоднозначности оценки дозы внутреннего облучения, обусловленной растянутостью формирования дозы во времени после поступления радионуклида в организм, были определены специальные дозиметрические величины:

– ожидаемая (при внутреннем облучении) эквивалентная доза в органе или ткани Т, H_T(t), которая является аналогом эквивалентной дозы H_T и служит мерой риска развития стохастических эффектов при внутреннем облучении;

– ожидаемая (при внутреннем облучении) эффективная доза E(t), которая является аналогом эффективной дозы E, служит для определения допустимых уровней облучения и является мерой ущерба, связанного с развитием необнаруживаемых стохастических эффектов при внутреннем облучении.

Ожидаемая эквивалентная доза облучения органа равна суммарной эквивалентной дозе внутреннего облучения этого органа, которая формируется за время t после поступления радиоактивного вещества в организм. Величину t принимают равной 50 годам при поступлении радионуклидов в организм взрослых (людей старше 20 лет) и (70–g) лет при поступлении в организм детей в возрасте g лет.

Ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения определяется по формуле, аналогичной (5.3),

.

(5.5)

Сразу после попадания в организм радиоактивное вещество задерживается барьерным органом, где происходит химическое превращение содержащегося в нем радионуклида. Это преобразованное вещество постепенно поглощается кровью или другими жидкостями тела, которые разносят радионуклид по всему организму. На рис. 5.4 приведены основные пути перемещения радиоактивных веществ в организме человека. Стрелки с кружками изображают перемещение первичного вещества в той физической и химической форме, в которой оно поступает в организм из окружающей среды. Стрелки с квадратиками изображают перемещение преобразованного вещества в жидкости тела.

Рис. 5.4. Общая схема поведения радиоактивного вещества в
организме человека

У человека есть три барьерных органа, которые препятствуют непосредственному проникновению вещества из окружающей среды во внутреннюю среду организма. Поступление через органы дыхания является наиболее важным в нормальных условиях обращения с источниками излучения. Поступление через желудочно-кишечный тракт (ЖКТ) характерно для облучения населения. При радиационной аварии возможны оба пути поступления, а также поступление через раны или неповрежденную кожу.

Некоторые органы могут в течение долгого времени удерживать радионуклиды, если они по своим химическим свойствам сходны с теми элементами, которые необходимы для их нормальной работы. Например, щитовидная железа постоянно нуждается в йоде, который необходим для выработки гормонов щитовидной железы, поэтому при попадании радиоактивного йода в организм он полностью аккумулируется в железе и удерживается там в течение времени, необходимого для синтеза гормонов. Похожая ситуация с остеотропными радионуклидами – химическими аналогами кальция, которые накапливаются в костной ткани. К этой обширной группе радионуклидов относятся, например, изотопы Sr, Ra, U, Pu.

Вероятность проникновения радионуклида через барьерный орган и поглощение его жидкостью тела в значительной степени зависят от его химических свойств и химической формы, в которой этот радионуклид находился в окружающей среде.

Доля радионуклида, при заглатывании попавшего из ЖКТ в жидкости тела, носит название коэффициента поглощения. Значения коэффициента поглощения меняются в широком диапазоне: от 1×10^-5 для оксидов плутония до единицы для любых соединений цезия и йода.

Вероятность поглощения радионуклида, попавшего в органы дыхания, зависит не только от химической формы, но и от физического состояния радиоактивного вещества. По физическим свойствам радиоактивные вещества, находящиеся в воздухе, делят на две большие группы. К первой относятся радиоактивные пары и газы, ко второй – радиоактивные аэрозоли.

Частицы радиоактивного аэрозоля поступают в органы дыхания вместе с вдыхаемым воздухом. Важнейшей характеристикой частицы аэрозоля, движущейся в потоке воздуха, является ее аэродинамический диаметр d_ae, величина которого связана простым соотношением с размером частицы:

,

(5.6)

где d_g – эффективный геометрический размер частицы; r – ее плотность, г/см³; c – единичная плотность, c = 1.0 г/см³. Аэрозоль является совокупностью частиц, взвешенных в воздухе. Как правило, частицы аэрозоля имеют различные аэродинамические размеры. Совокупность таких частиц характеризуют два параметра – аэродинамический медианный по активности диаметр (АМАД) и стандартное геометрическое отклонение размеров частиц b_g, значение которого в стандартных условиях принимается равным 2.5.

Радиоактивные вещества различаются по скорости, с которой содержащиеся в них радионуклиды поглощаются из легких в жидкости тела. Для учета этого явления при определении доз внутреннего облучения рассматриваются три типа химических соединений:

– тип «М» – медленно растворимые соединения; принято, что при растворении в легких человека веществ, отнесенных к этому типу, 0.1% их массы поглощается с полупериодом поглощения[14] 10 мин и 99.9% – с полупериодом 7000 сут;

– тип «П» – соединения, растворимые с промежуточной скоростью; принято, что при растворении в легких человека веществ, отнесенных к этому типу, 10% их массы поглощается с полупериодом 10 мин и 90% – с полупериодом 140 сут;

– тип «Б» – быстро растворимые соединения; принято, что при растворении в легких человека веществ, отнесенных к этому типу, 100% их массы поглощается с полупериодом 10 мин.

Распределение соединений радионуклидов по типам при ингаляции приведено в приложении П-4 к НРБ-99.

Таким образом, в процессе формирования внутреннего облучения можно выделить два периода:

– период депонирования радиоактивного вещества в барьерном органе и следующее за тем облучение тканей этого органа удерживаемыми радионуклидами до тех пор, пока эти радионуклиды не исчезнут в результате радиоактивного распада, не будут механически удалены из этого органа, или не будут поглощены в жидкости тела;

– период удержания радионуклидов во внутренних органах и облучение ими этих органов до тех пор, пока эти радионуклиды не исчезнут в результате радиоактивного распада или не будут удалены из организма с калом и мочой.

Определение ожидаемой дозы внутреннего облучения делится на два этапа:

– определение величины поступления радиоактивного вещества в организм человека;

– расчет ожидаемой дозы внутреннего облучения для известного поступления.

В виде схемы этот процесс представлен на рис. 5.5.

		Ожидаемая эффективная доза
	Контроль рабочего места и моделирование

Рис. 5.5. Определение дозы внутреннего облучения

Определение поступления является обязательным и самым важным этапом оценки доз внутреннего облучения.

Ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения связана с поступлением простым соотношением:

,

(5.7)

где – ингаляционное поступление радионуклида Z; – дозовый коэффициент радионуклида Z, равный ожидаемой эффективной дозе при ингаляционном поступлении 1 Бк радионуклида Z. Суммируются вклады от всех радионуклидов, поступающих в организм работника ингаляционным путем (вместе с вдыхаемым воздухом).

При наличии данных контроля рабочего места величина поступления может быть определена самым простым, но одновременно и наименее точным способом. Поле концентраций радиоактивного вещества в воздухе чрезвычайно изменчиво. Как показано на рис. 5.6, на поле концентраций влияет вентиляция, перемещение работника внутри помещения, агрегатное состояние радиоактивного вещества в источнике загрязнения (в открытом источнике), операции, которые с ним производят.

Измерение объемной активности радионуклидов может производиться разными устройствами – стационарным, переносным и индивидуальным пробоотборниками. К сожалению, вследствие неоднородности и вариабельности поля концентраций показания этих пробоотборников с разной степенью достоверности позволяют судить об истинном значении величины объемной концентрации радионуклида во вдыхаемом воздухе, определяющей поступление радиоактивного вещества.

Рис. 5.6. Контроль загрязнения воздуха на рабочем месте

При известной средней объемной активности радионуклида во вдыхаемом воздухе его поступление за период (t₁,t₂) рассчитывается по формуле

,

(5.8)

где – средняя объемная активность радионуклида во вдыхаемом воздухе за период (t₁,t₂); V – объем дыхания работника. Значение объема дыхания стандартного работника при легкой физической нагрузке принято равным 1.5 м³/ч.

Величина поступления может быть определена с меньшей неопределенностью, если после поступления радионуклида проводились измерения его содержания во всем теле или отдельных органах человека (индивидуальный контроль in vivo[15]) либо его выведения из организма с калом или мочой (индивидуальный контроль in vitro[16]).

На АЭС индивидуальный контроль внутреннего облучения персонала проводится в соответствии с Регламентом контроля доз внутреннего облучения[17] и Методикой выполнения расчетов по результатам измерений на СИЧ[18].