Transcript Лекция Защита от внуреннего об
Slide 1
Защита от внутреннего облучения
населения и персонала
2 ситуации:
1.
2.
Аварийная обстановка
Нормальная жизнедеятельность
Средства индивидуальной защиты (СИЗ)
органов дыхания и пищеварения
Slide 2
Защита от внутреннего облучения
населения и персонала
2) Защита от внутреннего облучения - направлена на
ограничение поступления внутрь организма человека
радиоактивных нуклидов:
вместе с воздухом (ингаляционный путь поступления),
водой и продуктами питания (пероральный).
Основная задача: определить связь между активностью
поступивших внутрь организма радионуклидов и
эффективной дозой внутреннего облучения.
Контроль активности попавших внутрь организма
радионуклидов – каждого человека невозможен!
Устанавливают различные нормативы по содержанию
радионуклидов в контролируемых объектах.
Slide 3
Контроль допустимых уровней
монофакторного воздействия
1) Санитарные правила «Гигиенические требования по
ограничению облучения населения за счет природных
источников ионизирующего излучения»
2) Санитарные правила «Нормы радиационной безопасности
(НРБ-99)» устанавливают следующие нормативы:
допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного
радионуклида или пути поступления) являющиеся
производными от основных пределов доз:
пределы годового поступления (ПГП) радионуклида;
допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА);
допустимые среднегодовые удельные активности (ДУА);
уровень вмешательства (УВ) - уровень радиационного
фактора, при превышении которого следует проводить
определенные защитные мероприятия.
Slide 4
Ограничение внутреннего облучения от
излучения радионуклидов, попавших
внутрь организма
На основании значений ПГП радионуклидов через органы
пищеварения, соответствующих пределу дозы 1 мЗв за год и
квот от этого предела, может быть рассчитана для конкретных
условий допустимая удельная активность основных пищевых
продуктов:
с учетом их распределения по компонентам рациона и в
питьевой воде,
с учетом поступления радионуклида через органы
дыхания и внешнего облучения.
Значения ПГП радионуклидов для населения через
органы дыхания и пищеварения, а также соответствующие им
значения ДОА и УВ приведены в приложении П-2 НРБ-99.
Slide 5
Особенности накопления и выведения
радионуклидов
1) Радиоактивные нуклиды, так же как и стабильные, попадая в организм
избирательно накапливаются в органах человека в зависимости от
принадлежности их к той или иной химической группе или от их физикохимической формы.
коэффициент
накопления
(или
переноса)
радионуклида
в
организме – отношение концентрации его в организме и в
окружающей среде Kd
- определяет мощность дозы внутреннего облучения
2) После более или менее продолжительного удерживания радионуклиды
выводятся из организма.
скорость биологического выведения радионуклида из организма –
характеризуется постоянной λб
- определяет продолжительность облучения и суммарную дозу
облучения
3) Органы и ткани тела человека имеют различную радиочувствительность.
В радиационной защите для учета различной чувствительности разных
органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации
используют взвешивающие коэффициенты (wT) для тканей и органов
человека, которые установлены в НРБ-99.
- определяют эффективную дозу
Slide 6
Коэффициент накопления радионуклида в
организме
Кd изменяется:
1) в пределах шести порядков величины – для различных
радионуклидов относительно одного организма.
2) в пределах трех порядков величины – для различных
организмов относительно одного и того же радионуклида.
Коэффициенты накопления используются и для определения
характера распределения радионуклида в организме
(метаболизм) и определения так называемых критических
органов.
Радионуклиды по характеру распределения в организме
подразделяют на три группы:
а) накапливающиеся в костях (скелете): 65Zn, 226Ra, 228Th, 238U, 90Sr,
90Y, и др.;
б) накапливающиеся в кроветворных органах и лимфатической
системе: 24Na, 55Fe, 144Ce, 239Pu, 241Am и др.
в) равномерно распределяющиеся во всех тканях и органах: 14C,
58, 60Co, 95Zr, 103, 105, 106 Ru, 137Cs и др.
Slide 7
Постоянная λб биологического выведения
радионуклида из организма
Для расчетов необходимо учитывать естественный
радиоактивный распад с постоянной λ, поэтому для
расчетов пользуются величиной - эффективная
постоянная выведения радионуклида:
λэф= λб+λ.
Величина, обратная λб, называется периодом
полувыведения Тб:
Тб=0,693/ λб.
Тб радионуклидов различаются на много порядков:
от нескольких десятков суток (3Н, 14С, 24Na и др.) до
практически бесконечного (90Sr, 239Pu и др.):
для 226Ra: Т1/2=1602 г., для человека Тб=45 лет;
для 239Pu: Т1/2=2*106 лет; для человека Тб=200 лет.
Slide 8
Естественные радионуклиды в организме человека
Степень опасности радионуклидов зависит также от:
1) количества вдыхаемого воздуха,
2) количества потребляемой воды и пищевых продуктов,
3) эффективной поглощенной энергии.
По обобщенным данным радионуклидный состав (ЕРН)
организма человека, в среднем, следующий:
Содержание 40К в:
Содержание радона и продуктов
костях - 56 Бк/кг
его распада:
мягких тканях - 325 Бк/кг.
в легких - 100 мБк/кг.
Содержание 238U в:
костной ткани - 50 мБк/кг,
легких – в среднем 15 мБк/кг,
мягких тканях – до 370 мБк/кг.
Содержание 226Ra в:
костной ткани - 170 мБк/кг,
других тканях - 2,7 мБк/кг;
Содержание торона и его ДПР:
в легких - 40 мБк/кг.
Содержание 232Th в:
костной ткани – 6-24 мБк/кг,
легких – 20 мБк/кг,
других тканях - 0,15 мБк/кг.
Slide 9
Искусственные радионуклиды в организме человека
Биоассимиляция искусственных радионуклидов
(ИРН), в отличие от ЕРН изучена существенно лучше.
Перорально поступают: 3Н, 14С, 90Sr, 137Cs, 131J, 241Am и др.
и ингаляционно – 106Ru, 144Ce, 238, 239, 240, 241Re и др.
Тб=(8-10)*104 сут.: 54Mn, 65Zn, 89, 90Sr, 90Y, 45Zn, 45Nb, 140Ba, 141,
144Ce, 234Pu, 241Am;
Тб=0,3-65 сут.:
14C, 58, 60Co, 95Zr, 103, 105Ru, 131J, 137Cs.
Накопление радионуклидов йода - в щитовидной железе.
Концентрация радионуклидов йода ~ в 200 раз выше, чем
во всех остальных тканях.
Наибольшую опасность среди радионуклидов йода –
представляет долгоживущий 131J.
Slide 10
Одноэкспоненциальная модель накопления
и выведения радионуклидов
Существует множество моделей расчета допустимых
уровней монофакторного воздействия (ДОА, ДУА, ПГП, УВ).
Простейшая модель расчета ДУА (ДОА) радионуклидов в
воде и воздухе основана на одноэкспоненциальной функции
накопления и выведения нуклидов.
Если в организм ежедневно поступает количество данного
радионуклида, активностью I·f (Бк), то в равновесный период в
соответствующем критическом органе его активность будет
равна qf2 (Бк):
qf 2
I f T
0 , 693
где T – эффективный период уменьшения числа радионуклидов за
счёт процессов распада и выведения их из организма;
f2 – коэффициент органотропности (доля радионуклидов в органе
по отношению ко всему их количеству в организме человека;
f – доля радионуклидов, поступивших в орган с водой или
воздухом.
Slide 11
Одноэкспоненциальная модель накопления
и выведения радионуклидов
В случае, если равновесие для какого-то момента
времени t не достигается, выражение примет вид
q (t ) f 2
I f T
(1 e
t
)
0 , 693
Это
выражение
является
решением
дифференциального уравнения баланса радионуклида в
критическом органе при известной величине его
среднесуточного поступления внутрь организма при
начальных условиях
q (0) f 2 0
t0
d ( qf 2 )
dt
If ( qf 2 )
Slide 12
Одноэкспоненциальная модель накопления
и выведения радионуклидов
Если процесс поступления радионуклида внутрь организма
продолжается t суток, то эффективная доза H эф ( t1 )
за время от 0 до t1 может быть оценена из уравнения
H эф ( t1 )
E эф W T
E эф
E эф W T
m
E эф W T
m
m
t1
q ( t ) f 2 dt
0
E эф W T I f
m
1
I f t1 1
(1 exp
t1
t1
t1
(1 exp
t
) dt
0
-эффективная поглощенная энергия на один распад, Дж/расп.;
-эффективная доза, Зв, создаваемая в критическом органе, за счет
одного распада радионуклида.
Slide 13
Одноэкспоненциальная модель накопления
и выведения радионуклидов
Эффективная поглощённая энергия Eэф по определению
МКРЗ равна
m
E эф
E
i
K Ni
i 1
где Ei – поглощённая энергия i-го вида излучения, Мэв/расп.;
К – усреднённый коэффициент качества излучения, зависящий
от ЛПЭ,
N – модифицирующий множитель, регламентируемый МКРЗ.
Для α- и β-излучателей N = 5, чтобы учесть различие в
канцерогенной
эффективности
радионуклидов,
депонирующихся в костях, по сравнению с эффективностью
226Ra (для него N = 1).
При расчёте дозы на желудочно-кишечный тракт (ЖКТ) для αизлучателей принимается N = 0,01.
Slide 14
Поглощённая энергия i-го вида излучения
Обозначим: ni - абсолютный выход частиц или гамма-квантов на
1 распад ядра; m – число частиц или гамма-квантов разной
энергии в спектре излучения радионуклида.
Поглощённая энергия Ei в органах радиусом R может быть
рассчитана из приближённых соотношений, рекомендуемых
МКРЗ:
m
для α-частиц:
E
n E
i
,i
i 1
для β--частиц:
для β+-частиц:
m
E
i 1
m
E
i 1
Z
1
0 , 33 n i E ,i 1
50
0 , 33 n i E , i 1
E ,i
4
E ,i
R
2 n i 0 , 511 1 e iэн
4
Slide 15
Поглощённая энергия i-го вида излучения
для γ-квантов:
m
E
n i E ,i 1 e
эн R
i 1
для ядер отдачи, образующихся после испускания α-частицы,
m
E
n E
i
i 1
m
,i
mi
где Z – атомный номер данного радионуклида;
μэн – линейный коэффициент поглощения энергии в
биологической ткани (см-1) ;
множитель 1 e эн R характеризует долю энергии гаммаквантов, поглощённых в критическом органе с радиусом R;
mα, mi – массы α-частицы и ядра отдачи.
Slide 16
Одноэкспоненциальная модель накопления
и выведения радионуклидов
Среднесуточное поступление радионуклида в организм
можно выразить через удельную (объемную) активность А
радионуклида в единице массы или объема воздуха, воды или
пищевого продукта, Бк/кг (Бк/м3) и скорость вдыхания воздуха
или потребления воды, пищевого продукта, кг/сут. (м3/сут.)
I A
Удельная (объемная) активность радионуклида в воздухе,
воде или пищевом продукте - искомая величина – допустимая
удельная (объемная) активность (ДУА и ДОА).
В НРБ-99 применительно к питьевой воде используют
термин
УВ
(уровень
вмешательства),
среднесуточное
поступление радионуклида в организм с питьевой водой можно
выразить следующим образом
I УВ
Slide 17
Ограничение внутреннего облучения от
излучения радионуклидов, попавших
внутрь организма
Выражение для расчета эффективной дозы в критическом
органе или ткани человека
E эф W T f
1
1
H эф ( t1 )
(1 exp
m
t1
t1
) УВ t1
Эффективная доза, Зв, создаваемая в критическом органе, за счет
одного распада радионуклида.
Доля распавшихся и (или) выведенных из организма ядер данного
радионуклида за время t1.
Активность радионуклида, поступившая в критический орган за
время t1.
Количество распадов, произошедших в критическом органе за время
t1 .
Slide 18
Значения стандартных параметров (НРБ-99)
Для персонала установлены следующие значения стандартных
параметров: V = 2,4*103 м3 в год; t = 1700 ч в год; М = 0.
1) скорость поступления воздуха при вдыхании
V=2,4*103/1700*6=8,5*103 л/сутки;
Для населения установлены следующие значения стандартных
параметров: t= 8800 ч в год; М = 730 кг в год для взрослых.
1) скорость поступления воздуха V=2,2*104 л/сутки;
2) скорость поступления воды =730/365= 2 л/сутки;
Годовой объем вдыхаемого воздуха в зависимости от возраста:
Возраст, лет
до 1
1-2
2-7
7-12
12-17
V, тыс.куб.м
в год
1,0
1,9
3,2
5,2
7,3
Взрослые
(больше 17)
8,1
Slide 19
НРБ-99. Основные требования к ограничению облучения
персонала ИИИ
Приложение П-1 к НРБ-99. Значения дозовых коэффициентов, предела годового
поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности
в воздухе отдельных радионуклидов для персонала
Радионуклид
Период
полураспада
Дозовый
коэффициент
возд
eперс,
Зв/Бк
Предел годового
поступления
ПГППЕРС,
Бк в год
Допустимая
среднегодовая
объемная
активность
ДОАПЕРС, Бк/м3
H-3
12,3 лет
1,8-11
1,1+09
4,4+05
Ra-223
11,4 сут
6,9-06
2,9+03
1,2
Ra-224
3,66 сут
2,9-06
6,9+03
2,8
Ra-225
14,8 сут
5,8-06
3,4+03
1,4
Ra-226
1,60+03 лет
3,2-06
6,3+03
2,5
Ra-227
0,703 час
2,8-10
7,1+07
2,9+04
Ra-228
5,75 лет
2,6-06
7,7+03
3,1
Slide 20
НРБ-99. Основные требования к ограничению облучения
населения ИИИ
Приложение П-2 к НРБ-99. Значения дозовых коэффициентов,
величин предельного годового поступления с воздухом и пищей,
допустимой объемной активности во вдыхаемом воздухе и удельной
активности в воде отдельных радионуклидов для населения
Радио
нуклид
Период
полураспад
а
РН
Т1/2
Поступление с воздухом
Дозовый
коэфф-т
возд
eнас ,
Зв/Бк
Предел
годового
поступлен
ия
Допустимая
среднегодов
ая объемная
активность
Поступление с водой и пищей
Дозовый
коэфф-т
возд
ПГПнас,
Бк в год
ДОАнас
Бк/м3
пищ
eнас ,
Зв/Бк
Предел
годового
поступлен
ия
пищ
ПГПнас
Бк в год
Уровень
вмешательства
УВвода
Бк/кг
K-40
1,28+9
лет
1,7-8
5,9+4
3,1+1
4,2-8
2,4+4
2,2+1
Cs137
30,0
лет
4,6-9
2,2+5
2,7+1
1,3-8
7,7+4
1,1+1
Ra226
1,60+3
лет
4,5-6
2,2+2
3,0-2
1,5-6
6,7+2
5,0-1
Slide 21
Операционные величины
При индивидуальном дозиметрическом контроле за значение
эффективной дозы внутреннего облучения принимают значение
ожидаемой эффективной дозы E ( ), обусловленной
поступлением в организм радионуклидов за определенный период
времени:
E ( )
возд
(IG
возд
eG
пищ
IG
пищ
eG
)
G
возд
пищ
где I G и I G – величины поступления радионуклида G при
вдыхании и заглатывании в течение рассматриваемого периода
контроля, Бк;
возд и пищ – дозовые коэффициенты, равные ожидаемой
eG
eG
эффективной дозе внутреннего облучения вследствие поступления
в организм 1 Бк радионуклида G при вдыхании и заглатывании,
Зв/Бк, табулированы в НРБ-99.
Slide 22
Приведённые в НРБ-99 уровни монофакторного
воздействия (ПГП, ДОА, ДУА, УВ) рассчитаны исходя из
стандартных параметров
Применять их на практике следует очень осторожно.
Следует учитывать, что:
1) многие радионуклиды (89Sr, 90Sr, 137Cs и др.) после выпадения на
почву и в водоёмы активно участвуют в обменных процессах и в
результате проникают в организм с продуктами питания (через
биологические
цепочки)
–
все
пищевые
продукты
проконтролировать - невозможно!
2) радиочувствительность детей выше!
С целью учёта последнего обстоятельства вводят поправочные
коэффициенты
Радионуклид
14C, 90Sr, 235U, 238U, 238Pu,
Возрастные группы, годы
0-1
1-8
8-12
12-17
Взрослые
3,4
2,4
1,4
1,2
1
11,6
4,7
2,4
1,4
1
239Pu
остальные
Slide 23
Масса некоторых органов условного
человека
Орган или ткань
Масса, г
Орган или ткань
Масса, г
Всё тело
70000
Плазма крови
3100
Мышцы
28000
ЖКТ
1200
Кожа
2600
Печень
1800
Эпидермис
100
Лёгкие
1000
Дерма
2500
Почки
310
Подкожная
жировая
клетчатка
7500
Щитовидная
железа
20
Скелет
10000
Яичники
11
1500
Яички
35
Красный
костный мозг
Slide 24
Данные о потреблении продуктов пиания, скорости
дыхания и продолжительности контакта человека с
различными объектами внешней среды
Параметр
Возрастные группы, годы
0-1
1-8
8-12
12-17
Взрослые
231
124
302
353
190
Мясо кг/год
2
27
52
63
60
Рыба, кг/год
-
1,6
3
3,8
5
Растительные
продукты,
кг/год:
пшеница
9
54
103
123
112
Картофель
12
84
163
203
110
Капуста
-
10
12
21
21
Огурцы
-
5
5,6
6,8
6,8
182
260
260
260
370
Молоко и
молочные
продукты,
л/год
Питьевая
вода, л/год
Slide 25
Литература
1. Гусев Н.Г., Машкович В.П., Суворов А.П. Защита от
ионизирующих излучений. Т1. Физические основы
защиты от излучений. А.И., 1980.
2. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной
безопасности. 1991.
3. Бударков В.А., Киршин В.А., Антоненко А.Е.
Радиобиологический справочник. 1992.
4. Материалы 5-ого международного симпозиума «
Актуальные проблемы дозиметрии». МГЭУ им. А.Д.
Сахарова, 2005.
5. Максимов М.Г., Оджагов Г.О. Радиоактивные
загрязнения и их измерение. 1989.
Slide 26
Задача
Человек закупил в Х населенном пункте мясо
коровы для личного пользования. После того, как
мясо было почти съедено, он услышал по радио
информацию о «радиоактивных коровах из Х
населенного пункта» и остатки мяса отнес в центр
госсанэпиднадзора на анализ. Спектрометрический
анализ показал повышенное содержание 137Cs
(УА=1000 Бк/кг). За пол года человек потребил 30 кг
«радиоактивного» мяса.
Какое заключение Вы, как специалист, должны
выдать обратившемуся человеку?
Подсказка:
1. Рассчитать активность Cs в организме через пол
года.
2. Сравнить с ПГП, сделать вывод.
3. Оценить эффективную дозу внутреннего облучения.
4. Сравнить с ПД для населения, сделать заключение.
Slide 27
E эф W T
m
1
I f t1 1
(1 exp
t1
t1
Т1/2=30 лет
Тб=30 сут.
Тэф=(30*30*365)/(30+30*365)=29,92 г.
λэф=0,023 г-1
I*f=A*v=1000 Бк/кг*60 кг/год=60000 Бк/год < ПГП=7,7*104 Бк/год
wТ - ?
берем для всего тела = 1
m=70 кг
Eoi=0.6616 МэВ
Квантовый выход на распад n=0,85 фотон/расп.
Hэф=15 мЗв (за год)
q(t)f2=60000*29,92*(1-0,99)=20670 Бк
Защита от внутреннего облучения
населения и персонала
2 ситуации:
1.
2.
Аварийная обстановка
Нормальная жизнедеятельность
Средства индивидуальной защиты (СИЗ)
органов дыхания и пищеварения
Slide 2
Защита от внутреннего облучения
населения и персонала
2) Защита от внутреннего облучения - направлена на
ограничение поступления внутрь организма человека
радиоактивных нуклидов:
вместе с воздухом (ингаляционный путь поступления),
водой и продуктами питания (пероральный).
Основная задача: определить связь между активностью
поступивших внутрь организма радионуклидов и
эффективной дозой внутреннего облучения.
Контроль активности попавших внутрь организма
радионуклидов – каждого человека невозможен!
Устанавливают различные нормативы по содержанию
радионуклидов в контролируемых объектах.
Slide 3
Контроль допустимых уровней
монофакторного воздействия
1) Санитарные правила «Гигиенические требования по
ограничению облучения населения за счет природных
источников ионизирующего излучения»
2) Санитарные правила «Нормы радиационной безопасности
(НРБ-99)» устанавливают следующие нормативы:
допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного
радионуклида или пути поступления) являющиеся
производными от основных пределов доз:
пределы годового поступления (ПГП) радионуклида;
допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА);
допустимые среднегодовые удельные активности (ДУА);
уровень вмешательства (УВ) - уровень радиационного
фактора, при превышении которого следует проводить
определенные защитные мероприятия.
Slide 4
Ограничение внутреннего облучения от
излучения радионуклидов, попавших
внутрь организма
На основании значений ПГП радионуклидов через органы
пищеварения, соответствующих пределу дозы 1 мЗв за год и
квот от этого предела, может быть рассчитана для конкретных
условий допустимая удельная активность основных пищевых
продуктов:
с учетом их распределения по компонентам рациона и в
питьевой воде,
с учетом поступления радионуклида через органы
дыхания и внешнего облучения.
Значения ПГП радионуклидов для населения через
органы дыхания и пищеварения, а также соответствующие им
значения ДОА и УВ приведены в приложении П-2 НРБ-99.
Slide 5
Особенности накопления и выведения
радионуклидов
1) Радиоактивные нуклиды, так же как и стабильные, попадая в организм
избирательно накапливаются в органах человека в зависимости от
принадлежности их к той или иной химической группе или от их физикохимической формы.
коэффициент
накопления
(или
переноса)
радионуклида
в
организме – отношение концентрации его в организме и в
окружающей среде Kd
- определяет мощность дозы внутреннего облучения
2) После более или менее продолжительного удерживания радионуклиды
выводятся из организма.
скорость биологического выведения радионуклида из организма –
характеризуется постоянной λб
- определяет продолжительность облучения и суммарную дозу
облучения
3) Органы и ткани тела человека имеют различную радиочувствительность.
В радиационной защите для учета различной чувствительности разных
органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации
используют взвешивающие коэффициенты (wT) для тканей и органов
человека, которые установлены в НРБ-99.
- определяют эффективную дозу
Slide 6
Коэффициент накопления радионуклида в
организме
Кd изменяется:
1) в пределах шести порядков величины – для различных
радионуклидов относительно одного организма.
2) в пределах трех порядков величины – для различных
организмов относительно одного и того же радионуклида.
Коэффициенты накопления используются и для определения
характера распределения радионуклида в организме
(метаболизм) и определения так называемых критических
органов.
Радионуклиды по характеру распределения в организме
подразделяют на три группы:
а) накапливающиеся в костях (скелете): 65Zn, 226Ra, 228Th, 238U, 90Sr,
90Y, и др.;
б) накапливающиеся в кроветворных органах и лимфатической
системе: 24Na, 55Fe, 144Ce, 239Pu, 241Am и др.
в) равномерно распределяющиеся во всех тканях и органах: 14C,
58, 60Co, 95Zr, 103, 105, 106 Ru, 137Cs и др.
Slide 7
Постоянная λб биологического выведения
радионуклида из организма
Для расчетов необходимо учитывать естественный
радиоактивный распад с постоянной λ, поэтому для
расчетов пользуются величиной - эффективная
постоянная выведения радионуклида:
λэф= λб+λ.
Величина, обратная λб, называется периодом
полувыведения Тб:
Тб=0,693/ λб.
Тб радионуклидов различаются на много порядков:
от нескольких десятков суток (3Н, 14С, 24Na и др.) до
практически бесконечного (90Sr, 239Pu и др.):
для 226Ra: Т1/2=1602 г., для человека Тб=45 лет;
для 239Pu: Т1/2=2*106 лет; для человека Тб=200 лет.
Slide 8
Естественные радионуклиды в организме человека
Степень опасности радионуклидов зависит также от:
1) количества вдыхаемого воздуха,
2) количества потребляемой воды и пищевых продуктов,
3) эффективной поглощенной энергии.
По обобщенным данным радионуклидный состав (ЕРН)
организма человека, в среднем, следующий:
Содержание 40К в:
Содержание радона и продуктов
костях - 56 Бк/кг
его распада:
мягких тканях - 325 Бк/кг.
в легких - 100 мБк/кг.
Содержание 238U в:
костной ткани - 50 мБк/кг,
легких – в среднем 15 мБк/кг,
мягких тканях – до 370 мБк/кг.
Содержание 226Ra в:
костной ткани - 170 мБк/кг,
других тканях - 2,7 мБк/кг;
Содержание торона и его ДПР:
в легких - 40 мБк/кг.
Содержание 232Th в:
костной ткани – 6-24 мБк/кг,
легких – 20 мБк/кг,
других тканях - 0,15 мБк/кг.
Slide 9
Искусственные радионуклиды в организме человека
Биоассимиляция искусственных радионуклидов
(ИРН), в отличие от ЕРН изучена существенно лучше.
Перорально поступают: 3Н, 14С, 90Sr, 137Cs, 131J, 241Am и др.
и ингаляционно – 106Ru, 144Ce, 238, 239, 240, 241Re и др.
Тб=(8-10)*104 сут.: 54Mn, 65Zn, 89, 90Sr, 90Y, 45Zn, 45Nb, 140Ba, 141,
144Ce, 234Pu, 241Am;
Тб=0,3-65 сут.:
14C, 58, 60Co, 95Zr, 103, 105Ru, 131J, 137Cs.
Накопление радионуклидов йода - в щитовидной железе.
Концентрация радионуклидов йода ~ в 200 раз выше, чем
во всех остальных тканях.
Наибольшую опасность среди радионуклидов йода –
представляет долгоживущий 131J.
Slide 10
Одноэкспоненциальная модель накопления
и выведения радионуклидов
Существует множество моделей расчета допустимых
уровней монофакторного воздействия (ДОА, ДУА, ПГП, УВ).
Простейшая модель расчета ДУА (ДОА) радионуклидов в
воде и воздухе основана на одноэкспоненциальной функции
накопления и выведения нуклидов.
Если в организм ежедневно поступает количество данного
радионуклида, активностью I·f (Бк), то в равновесный период в
соответствующем критическом органе его активность будет
равна qf2 (Бк):
qf 2
I f T
0 , 693
где T – эффективный период уменьшения числа радионуклидов за
счёт процессов распада и выведения их из организма;
f2 – коэффициент органотропности (доля радионуклидов в органе
по отношению ко всему их количеству в организме человека;
f – доля радионуклидов, поступивших в орган с водой или
воздухом.
Slide 11
Одноэкспоненциальная модель накопления
и выведения радионуклидов
В случае, если равновесие для какого-то момента
времени t не достигается, выражение примет вид
q (t ) f 2
I f T
(1 e
t
)
0 , 693
Это
выражение
является
решением
дифференциального уравнения баланса радионуклида в
критическом органе при известной величине его
среднесуточного поступления внутрь организма при
начальных условиях
q (0) f 2 0
t0
d ( qf 2 )
dt
If ( qf 2 )
Slide 12
Одноэкспоненциальная модель накопления
и выведения радионуклидов
Если процесс поступления радионуклида внутрь организма
продолжается t суток, то эффективная доза H эф ( t1 )
за время от 0 до t1 может быть оценена из уравнения
H эф ( t1 )
E эф W T
E эф
E эф W T
m
E эф W T
m
m
t1
q ( t ) f 2 dt
0
E эф W T I f
m
1
I f t1 1
(1 exp
t1
t1
t1
(1 exp
t
) dt
0
-эффективная поглощенная энергия на один распад, Дж/расп.;
-эффективная доза, Зв, создаваемая в критическом органе, за счет
одного распада радионуклида.
Slide 13
Одноэкспоненциальная модель накопления
и выведения радионуклидов
Эффективная поглощённая энергия Eэф по определению
МКРЗ равна
m
E эф
E
i
K Ni
i 1
где Ei – поглощённая энергия i-го вида излучения, Мэв/расп.;
К – усреднённый коэффициент качества излучения, зависящий
от ЛПЭ,
N – модифицирующий множитель, регламентируемый МКРЗ.
Для α- и β-излучателей N = 5, чтобы учесть различие в
канцерогенной
эффективности
радионуклидов,
депонирующихся в костях, по сравнению с эффективностью
226Ra (для него N = 1).
При расчёте дозы на желудочно-кишечный тракт (ЖКТ) для αизлучателей принимается N = 0,01.
Slide 14
Поглощённая энергия i-го вида излучения
Обозначим: ni - абсолютный выход частиц или гамма-квантов на
1 распад ядра; m – число частиц или гамма-квантов разной
энергии в спектре излучения радионуклида.
Поглощённая энергия Ei в органах радиусом R может быть
рассчитана из приближённых соотношений, рекомендуемых
МКРЗ:
m
для α-частиц:
E
n E
i
,i
i 1
для β--частиц:
для β+-частиц:
m
E
i 1
m
E
i 1
Z
1
0 , 33 n i E ,i 1
50
0 , 33 n i E , i 1
E ,i
4
E ,i
R
2 n i 0 , 511 1 e iэн
4
Slide 15
Поглощённая энергия i-го вида излучения
для γ-квантов:
m
E
n i E ,i 1 e
эн R
i 1
для ядер отдачи, образующихся после испускания α-частицы,
m
E
n E
i
i 1
m
,i
mi
где Z – атомный номер данного радионуклида;
μэн – линейный коэффициент поглощения энергии в
биологической ткани (см-1) ;
множитель 1 e эн R характеризует долю энергии гаммаквантов, поглощённых в критическом органе с радиусом R;
mα, mi – массы α-частицы и ядра отдачи.
Slide 16
Одноэкспоненциальная модель накопления
и выведения радионуклидов
Среднесуточное поступление радионуклида в организм
можно выразить через удельную (объемную) активность А
радионуклида в единице массы или объема воздуха, воды или
пищевого продукта, Бк/кг (Бк/м3) и скорость вдыхания воздуха
или потребления воды, пищевого продукта, кг/сут. (м3/сут.)
I A
Удельная (объемная) активность радионуклида в воздухе,
воде или пищевом продукте - искомая величина – допустимая
удельная (объемная) активность (ДУА и ДОА).
В НРБ-99 применительно к питьевой воде используют
термин
УВ
(уровень
вмешательства),
среднесуточное
поступление радионуклида в организм с питьевой водой можно
выразить следующим образом
I УВ
Slide 17
Ограничение внутреннего облучения от
излучения радионуклидов, попавших
внутрь организма
Выражение для расчета эффективной дозы в критическом
органе или ткани человека
E эф W T f
1
1
H эф ( t1 )
(1 exp
m
t1
t1
) УВ t1
Эффективная доза, Зв, создаваемая в критическом органе, за счет
одного распада радионуклида.
Доля распавшихся и (или) выведенных из организма ядер данного
радионуклида за время t1.
Активность радионуклида, поступившая в критический орган за
время t1.
Количество распадов, произошедших в критическом органе за время
t1 .
Slide 18
Значения стандартных параметров (НРБ-99)
Для персонала установлены следующие значения стандартных
параметров: V = 2,4*103 м3 в год; t = 1700 ч в год; М = 0.
1) скорость поступления воздуха при вдыхании
V=2,4*103/1700*6=8,5*103 л/сутки;
Для населения установлены следующие значения стандартных
параметров: t= 8800 ч в год; М = 730 кг в год для взрослых.
1) скорость поступления воздуха V=2,2*104 л/сутки;
2) скорость поступления воды =730/365= 2 л/сутки;
Годовой объем вдыхаемого воздуха в зависимости от возраста:
Возраст, лет
до 1
1-2
2-7
7-12
12-17
V, тыс.куб.м
в год
1,0
1,9
3,2
5,2
7,3
Взрослые
(больше 17)
8,1
Slide 19
НРБ-99. Основные требования к ограничению облучения
персонала ИИИ
Приложение П-1 к НРБ-99. Значения дозовых коэффициентов, предела годового
поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности
в воздухе отдельных радионуклидов для персонала
Радионуклид
Период
полураспада
Дозовый
коэффициент
возд
eперс,
Зв/Бк
Предел годового
поступления
ПГППЕРС,
Бк в год
Допустимая
среднегодовая
объемная
активность
ДОАПЕРС, Бк/м3
H-3
12,3 лет
1,8-11
1,1+09
4,4+05
Ra-223
11,4 сут
6,9-06
2,9+03
1,2
Ra-224
3,66 сут
2,9-06
6,9+03
2,8
Ra-225
14,8 сут
5,8-06
3,4+03
1,4
Ra-226
1,60+03 лет
3,2-06
6,3+03
2,5
Ra-227
0,703 час
2,8-10
7,1+07
2,9+04
Ra-228
5,75 лет
2,6-06
7,7+03
3,1
Slide 20
НРБ-99. Основные требования к ограничению облучения
населения ИИИ
Приложение П-2 к НРБ-99. Значения дозовых коэффициентов,
величин предельного годового поступления с воздухом и пищей,
допустимой объемной активности во вдыхаемом воздухе и удельной
активности в воде отдельных радионуклидов для населения
Радио
нуклид
Период
полураспад
а
РН
Т1/2
Поступление с воздухом
Дозовый
коэфф-т
возд
eнас ,
Зв/Бк
Предел
годового
поступлен
ия
Допустимая
среднегодов
ая объемная
активность
Поступление с водой и пищей
Дозовый
коэфф-т
возд
ПГПнас,
Бк в год
ДОАнас
Бк/м3
пищ
eнас ,
Зв/Бк
Предел
годового
поступлен
ия
пищ
ПГПнас
Бк в год
Уровень
вмешательства
УВвода
Бк/кг
K-40
1,28+9
лет
1,7-8
5,9+4
3,1+1
4,2-8
2,4+4
2,2+1
Cs137
30,0
лет
4,6-9
2,2+5
2,7+1
1,3-8
7,7+4
1,1+1
Ra226
1,60+3
лет
4,5-6
2,2+2
3,0-2
1,5-6
6,7+2
5,0-1
Slide 21
Операционные величины
При индивидуальном дозиметрическом контроле за значение
эффективной дозы внутреннего облучения принимают значение
ожидаемой эффективной дозы E ( ), обусловленной
поступлением в организм радионуклидов за определенный период
времени:
E ( )
возд
(IG
возд
eG
пищ
IG
пищ
eG
)
G
возд
пищ
где I G и I G – величины поступления радионуклида G при
вдыхании и заглатывании в течение рассматриваемого периода
контроля, Бк;
возд и пищ – дозовые коэффициенты, равные ожидаемой
eG
eG
эффективной дозе внутреннего облучения вследствие поступления
в организм 1 Бк радионуклида G при вдыхании и заглатывании,
Зв/Бк, табулированы в НРБ-99.
Slide 22
Приведённые в НРБ-99 уровни монофакторного
воздействия (ПГП, ДОА, ДУА, УВ) рассчитаны исходя из
стандартных параметров
Применять их на практике следует очень осторожно.
Следует учитывать, что:
1) многие радионуклиды (89Sr, 90Sr, 137Cs и др.) после выпадения на
почву и в водоёмы активно участвуют в обменных процессах и в
результате проникают в организм с продуктами питания (через
биологические
цепочки)
–
все
пищевые
продукты
проконтролировать - невозможно!
2) радиочувствительность детей выше!
С целью учёта последнего обстоятельства вводят поправочные
коэффициенты
Радионуклид
14C, 90Sr, 235U, 238U, 238Pu,
Возрастные группы, годы
0-1
1-8
8-12
12-17
Взрослые
3,4
2,4
1,4
1,2
1
11,6
4,7
2,4
1,4
1
239Pu
остальные
Slide 23
Масса некоторых органов условного
человека
Орган или ткань
Масса, г
Орган или ткань
Масса, г
Всё тело
70000
Плазма крови
3100
Мышцы
28000
ЖКТ
1200
Кожа
2600
Печень
1800
Эпидермис
100
Лёгкие
1000
Дерма
2500
Почки
310
Подкожная
жировая
клетчатка
7500
Щитовидная
железа
20
Скелет
10000
Яичники
11
1500
Яички
35
Красный
костный мозг
Slide 24
Данные о потреблении продуктов пиания, скорости
дыхания и продолжительности контакта человека с
различными объектами внешней среды
Параметр
Возрастные группы, годы
0-1
1-8
8-12
12-17
Взрослые
231
124
302
353
190
Мясо кг/год
2
27
52
63
60
Рыба, кг/год
-
1,6
3
3,8
5
Растительные
продукты,
кг/год:
пшеница
9
54
103
123
112
Картофель
12
84
163
203
110
Капуста
-
10
12
21
21
Огурцы
-
5
5,6
6,8
6,8
182
260
260
260
370
Молоко и
молочные
продукты,
л/год
Питьевая
вода, л/год
Slide 25
Литература
1. Гусев Н.Г., Машкович В.П., Суворов А.П. Защита от
ионизирующих излучений. Т1. Физические основы
защиты от излучений. А.И., 1980.
2. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной
безопасности. 1991.
3. Бударков В.А., Киршин В.А., Антоненко А.Е.
Радиобиологический справочник. 1992.
4. Материалы 5-ого международного симпозиума «
Актуальные проблемы дозиметрии». МГЭУ им. А.Д.
Сахарова, 2005.
5. Максимов М.Г., Оджагов Г.О. Радиоактивные
загрязнения и их измерение. 1989.
Slide 26
Задача
Человек закупил в Х населенном пункте мясо
коровы для личного пользования. После того, как
мясо было почти съедено, он услышал по радио
информацию о «радиоактивных коровах из Х
населенного пункта» и остатки мяса отнес в центр
госсанэпиднадзора на анализ. Спектрометрический
анализ показал повышенное содержание 137Cs
(УА=1000 Бк/кг). За пол года человек потребил 30 кг
«радиоактивного» мяса.
Какое заключение Вы, как специалист, должны
выдать обратившемуся человеку?
Подсказка:
1. Рассчитать активность Cs в организме через пол
года.
2. Сравнить с ПГП, сделать вывод.
3. Оценить эффективную дозу внутреннего облучения.
4. Сравнить с ПД для населения, сделать заключение.
Slide 27
E эф W T
m
1
I f t1 1
(1 exp
t1
t1
Т1/2=30 лет
Тб=30 сут.
Тэф=(30*30*365)/(30+30*365)=29,92 г.
λэф=0,023 г-1
I*f=A*v=1000 Бк/кг*60 кг/год=60000 Бк/год < ПГП=7,7*104 Бк/год
wТ - ?
берем для всего тела = 1
m=70 кг
Eoi=0.6616 МэВ
Квантовый выход на распад n=0,85 фотон/расп.
Hэф=15 мЗв (за год)
q(t)f2=60000*29,92*(1-0,99)=20670 Бк