Принцип расчета доз при внутреннем (инкорпорированном) облучении. 


Мы поможем в написании ваших работ!



ЗНАЕТЕ ЛИ ВЫ?

Принцип расчета доз при внутреннем (инкорпорированном) облучении.



При работе с открытыми источниками радиоактивных излучений, радиоактивные вещества (РВ) могут в следствии нарушении техники безопасности или при аварии попасть в организм через дыхательные пути, желудочно-кишечный тракт, поры кожи и открытые поверхности. Иногда радиоактивные вещества вводят в организм с диагностической, терапевтической или экспериментальной целями.

Во всех случаях попадания РВ в организм создается опасность лучевого поражения. Определить дозу, полученную в результате внутреннего облучения, трудно и особенно тогда, когда не известно количество РВ поступившего в организм. Следует отметить, что при одних и тех количествах РВ внутреннее облучение во много раз опаснее внешнего. Это связано с рядом особенностей:

· резко возрастает время облучения, так как попавшие внутрь организма РВ вступают в химическую связь с различными элементами живой ткани и медленно выводятся из нее;

· расстояние от источника облучения до облучаемой ткани сокращается практически до нуля, а телесный угол, при котором облучение воздействует на организм достигает 4π;

· внешнее облучение воздействует на все ткани практически в равной степени тогда как РВ откладываются внутри организма неравномерно и могут концентрироваться вблизи особо чувствительных к излучению и важных в жизнедеятельности органов, или непосредственно в них (критические органы)

· наибольшая опасность внутреннего облучения связана еще с тем, что в числе поражающих факторов РВ при внутреннем о лучении необходимо учитывать коэффициент ОБЭ, характеризующий линейную плотность ионизации. Особенно это относится к альфа-излучению.

Содержание РВ в организме со временем уменьшается в результате двух одновременно протекающих процессов: физического распада и биологического выведения из организма.

Скорость биологического выведения больше у тех РВ которые имеют меньшее «сродство» с элементами живой ткани. РВ вступающие в обмен веществ и прочные биологические соединения удерживаются в организме длительное время. Следовательно, эффективная постоянная выведения λэфф будет складываться из постоянной физического распада λфиз и постоянной биологического выведения λбиол.

λэфф = λфиз +λ биол.

Если перейти от величин постоянных выведения к периодам полураспада Тфиз и периодам полувыведения Тбиол, то убывание активности {эффективный период, полувыведения Тэфф) можно определить по формуле:

Тэфф = Тфиз х Тбиол / Тфиз + Тбиол.

Эффективность периода полувыведения Тэфф показывает за какое время количество радиоактивных изотопов в организме (органе) уменьшиться в 2 раза.

Доза при внутреннем облучении может быть подсчитана, если известен радиоактивный изотоп, его распределение в организме и время облучения. Со временем концентрация радиоактивного изотопа в тканях организма будет уменьшаться по экспоненциональной зависимости Ct=C0e-λэффt – (где C0 - исходная концентрация радиоактивных изотопов Ки/г; Сt -концентрация радиоактивного изотопа, оставшаяся по прошествии времени t, е - основание натуральных логарифмов; λэфф - постоянная эффективного выведения; t-время прошедшее от начального момента до данного (t=0).

Мощность дозы при однократном поступлении РВ пропорциональна концентрации и следовательно, также буде убывать по экспоненте

Pt=Pϕe-λэфф*t

Полная поглощенная доза, накапливающаяся от начального момента времени Т = 0 до полного распада изотопа, в каком-либо органе с распределением в нем гамма-излучателем может быть рассчитана по формуле:

Dγ∞=0,032KγC0 ƿ q Tэфф

где 0,032 - постоянный расчетный коэффициент поглощенных доз, Кγ- постоянная — гамма изотопа; С0 -начальная концентрации изотопа в ткани в мКи/г. ƿ-плотность ткани, в г/см3, q- геометрический фактор зависящий от формы и размера объекта; Tэфф- эффективный период полувыведения изотопа из организма.

Оценка геометрического фактора сложна. В справочниках даются ориентировочные значения q для различных точек различной формы (шар, цилиндр). Поглощенная доза в любой момент времени после поступления в организм радиоизотопа вычисляется по формуле:

Dγ(t)=0,032KγC0 pq Tэфф(1-e-0,693t/Tэфф.)

Где С0— начальная концентрация радиоизотопа в мКи/г, 1 — время в сутках.

Поглощенная доза для короткоживущего β-излучающего изотопа, распадающегося практически полностью в течение первых суток (или 1 недели) после поступления его в биологическую ткань, рассчитывается так:

Dβ∞=73,8C 0 Ē β Тэфф, рад

Где 73,8 постоянный расчетный коэффициент поглощенных доз, если концентрация изотопа С выражена в МКи/г, а Тэфф всутках;. Ē β -средняя энергия β-частиц в МэВ.

Поглощенная доза в любой момент времени tвычисляется по формуле:

Dβ(t)=73,8C 0 Ē β Тэфф(1-e-0,693t/Tэфф), рад, где t - время облучения в днях.

Альфа — излучающие вещества при попадании внутрь организма оказывает более выраженное биологическое действие, чем гамма и бета- излучающие вещества при равной концентрации на 1г ткани. Это обусловлено высокой плотностью ионизации среды вдоль пути альфа-частицы.

Напомним, что отношение ОБЭ (альфа-излучения) к ОБЭ гамма и бета-излучениям равно 10.

Поглощенная доза от альфа-излучения за время t, когда заметно снижается концентрация радиоизотопов за счет физических и биологических процессов рассчитывается по формуле, аналогичной расчету поглощенной дозы от бета-излучения, но с введением в нее коэффициента ОБЭ,

Dα(t)=73,8C 0 Ē α (ОБЭ)Tэфф(1-e-0,693t/T эфф), бэрд

Если в объекте облучения одновременно находятся α,β и γ- излучающие изотопы, то отдельно рассчитывают дозы от каждого вида излучения, а полученные величины складываются.

Микродозиметрия - область физики занимающаяся исследованием процесса передачи и распределения энергии ионизирующего излучения в веществе в пределах микрообъектов (клетки).

4.2. Методы и средства дозиметрии и радиометрии, методы определения радиоактивности проб.

Для любого вида излучения существуют две группы понятий величин. Одна группа принадлежит к количественным характеристикам излучения, другая к качественным характеристикам излучения.

Дозиметрия — раздел ядерной физики и измерительной техники, в котором изучают величины, характеризующие действие ионизирующего излучения на вещества, а также методы для качественного и количественного измерения.

Радиометрия — раздел прикладной ядерной физики занимающийся измерением количества радиоактивных веществв по их активности и их идентификации.

Несмотря на различие задач радиометрии и дозиметрии, базируются они на общих методических принципах обнаружения и регистрации ионизирующих излучений.

Наши органы чувств не могут непосредственно обнаружить ионизирующее излучение. Эти излучения могут быть обнаружены (детектированы), при помощи приборов и приспособлений, работа которых основана на физико-химических эффектах возникающих при взаимодействий излучений с веществом.

Наиболее распространенным методом регистрации излучений является ионизационный метод, который основан на измерении непосредственно ионизационного эффекта вызываемого излучением при прохождении через вещество - ионизация газовой среды (ионизационные камеры, пропорциональные счетчики и счетчики Гейгера-Мюллера, а также коронные и искровые счетчики).

Помимо ионизирующего, используются фотографический, люминесцентный, химический, колориметрический и другими методы измерений, которые основаны на вторичных эффектах происходящих в результате ионизации, произведенные излучением.

Наиболее важным физическим явлением сопровождающим распространение рентгеновских лучей, излучений радиоактивных элементов и нейтронных потоков через какую-либо среду, является ионизация этой среды.

Ионизирующие излучения | квантовое(гамма- лучи) или корпускулярное(альфа и бета-частицы) излучения, способны, при взаимодействии с веществом создавать в нем заряженные атомы - ионы. Ионизация среды заключается в том, что некоторая часть молекул испытывает расщепление на положительные и отрицательные ионы, т.е. ведет к образованию ионных пар.

Ионизация производится заряженными частицами, либо испускаемыми радиоактивными веществами (альфа, бета-частицами), либо возникающих в среде под действием рентгеновских (гамма)лучей или нейтронов.

Движущаяся в среде заряженная частица вступает во взаимодействие с атомами среды и в результате этого взаимодействия постепенно теряет свою кинетическую энергию. Различают ионизационные и радиационные потери энергии.

Ионизационные потери получаются в следствии того, что часть энергии быстро движущейся заряженной частицы тратится на ионизацию, а также на возбуждение атомов среды. При ионизации из атомов выбивается один из электронов, который в свою очередь будет двигаться в среде, испытывая такие же ионизационные и радиационные потери и производя ионизацию и возбуждения атомов среды.

Радиационные потери сопровождаются возникновением излучения при торможении заряженной частицы, например непрерывный спектр рентгеновских лучей, испускаемых анодом рентгеновской трубки, при резком торможении падающих на него электронов.

Важной величиной определяющей энергетическую сторону процесса ионизации, является так называемая работа ионизации.

Средняя работа - затрачиваемая на образование одной пары ионов в газах. Средняя работа ионизации зависит прежде всего от рода газа, а для данного газа от природы ионизирующего излучения и от их энергии.

Величина ионизации на данной длине пути частицы зависит главным образом от 2-х факторов: скорости ионизирующей частицы и заряда ионизирующей частицы (определяет величину или взаимодействие). Отсюда следует, что ионизация тем меньше, чем больше скорость и меньше заряд.

Приближенно ионизация на единицу пути (удельная ионизация) меняется прямо пропорционально квадрату заряда и обратно пропорционально квадрату скорости заряженной частицы.

Таким образом, при данной энергии, частицы несущие 2 заряда и двигающуюся медленно дадут значительно большую удельную ионизацию, чем бета-частицы. Излучение, не имеющее заряда (гамма-излучение, рентгеновские лучи) может ионизировать только по средствам механизма столкновений, приводящего в движение вторичные заряженные частицы. По этой причине эффект измерения гамма-лучей меньше на один порядок величин, чем эффективность измерения альфа и бета-частиц.

Итак, ионизационные детекторы излучения: ионизационные камеры, пропорциональные счетчики Гейгера-Мюллера, а также коронные и искровые счетчики - характеристики их изложены в технических инструкциях.

Фотографический метод.

При воздействии излучений на фотографическую пленку или фотоэмульсию в результате ионизации происходят фотохимические процессы воздействия. По числу следов в фотоэмульсии можно судить об интенсивности потока излучения, а по длине следа определяютют энергию частицы. Доза гамма-излучения измеряется по суммарному почернению фотопленки. Фотографические пленки широко используются в дозиметрии для определения дозы гамма-излучения, полученной каждым работником.

Люминесцентный (сцинтилляционный) метод:

Некоторые вещества, например сернистый цинк, стиблен, антрацен и другие светятся (люминесцируют) под влиянием излучения. Слабые световые вспышки, которые преобразуются с помощью фотоумножителя, могут быть затем зарегистрированы измерительным прибором. Прибор состоящий из люминесцентного кристалла и фотоумножителя, называется люминесцентным или сцинтиллационным счетчиком.

Химический метод

Под воздействием излучений химические вещества изменяют свои свойства: изменяется цвет растворов, выделяются газы из соединений, происходит осаждение коллоидов и т.п.. Степень этих изменений зависит от дозы излучения. Химические методы дозиметрии являются малочувствительными и используются в основном для измерения больших доз излучения.

Классификация приборов для измерения излучений. Методы измерения. Приборы для измерения ионизирующих излучений можно условно разделить на 3 категории радиометрические (радиометры), дозиметрические (дозиметры), и устройства для ядерно-физических исследований.

Радиоактивность препаратов можно определить абсолютным, расчетным и относительным (сравнительным) методами. Наиболее широкое применение в практике имеет последний.

Относительный (сравнительный) метод определения радиоактивности основан на сравнении активности исследуемого препарата с активностью стандартного препарата (эталона) содержащее известное количество изотопа. Достоинства метода: простота, оперативность, достоверность.

В качестве эталона используют естественный радиоизотоп 40К, 90Sr.

 

Вопросы для самоконтроля

1. Что понимается под радиометрией и дозиметрией?

2. Перечислите и дайте характеристику методам и средствам дозиметрии и радиометрии.

3. Что понимается под дозой излучения?

4. Назовите единицы измерения доз излучения.

5. Как рассчитать дозу при внешнем облучении?

6. Как рассчитать дозу при внутреннем облучении?

 

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

Основная

1. Гребенюк, А. Н., Основы радиобиологии и радиационной медицины: учебник/ А.Н. Гребенюк О. Ю. Стрелова, В. И. Легеза. – Спб.: Фолиант, 2012 - ISBN 5-93929-223-2

2. Лысенко, Н. П. Радиобиология: учебник/ Н.П. Лысенко, В.В. Пак, Л.В. Рогожина. – СПб.: Лань, 2012 – ISBN 978-5-8114-1330-0

3. Фокин, А. Д. Сельскохозяйственная радиобиология: учебник/ А. А. Лурье, С. П. Торшин. - СПб: Лань, 2011- ISBN: 978–5–8114–1123–8

Дополнительная

1. Ярмоленко, С.П. Радиобиология человека и животных: учебник для биологических спец. ВУЗов / С.П. Ярмоленко. – М.: Высшая школа, 1988. – 424 с.

2. Дорожко, С.В. Защита населения и хозяйственных объектов в чрезвычайных ситуациях. Радиационная безопасность: учебное пособие. Часть 3. Радиационная безопасность / С.В. Дорожко, В.П. Бубнов, В.Т. Пустовит. – Мн.: УП «Технопринт», 2003. – 209 с.

3. Ильин, Л.А. Радиационная гигиена: учебник / Л.А. Ильин, В.Ф. Кириллов, И.П. Коренков. – М.: Медицина,1999. – 384 с.

 

Лекция 5

 



Поделиться:


Последнее изменение этой страницы: 2017-01-20; просмотров: 585; Нарушение авторского права страницы; Мы поможем в написании вашей работы!

infopedia.su Все материалы представленные на сайте исключительно с целью ознакомления читателями и не преследуют коммерческих целей или нарушение авторских прав. Обратная связь - 3.237.189.116 (0.024 с.)