Заглавная страница Избранные статьи Случайная статья Познавательные статьи Новые добавления Обратная связь КАТЕГОРИИ: АрхеологияБиология Генетика География Информатика История Логика Маркетинг Математика Менеджмент Механика Педагогика Религия Социология Технологии Физика Философия Финансы Химия Экология ТОП 10 на сайте Приготовление дезинфицирующих растворов различной концентрацииТехника нижней прямой подачи мяча. Франко-прусская война (причины и последствия) Организация работы процедурного кабинета Смысловое и механическое запоминание, их место и роль в усвоении знаний Коммуникативные барьеры и пути их преодоления Обработка изделий медицинского назначения многократного применения Образцы текста публицистического стиля Четыре типа изменения баланса Задачи с ответами для Всероссийской олимпиады по праву Мы поможем в написании ваших работ! ЗНАЕТЕ ЛИ ВЫ?
Влияние общества на человека
Приготовление дезинфицирующих растворов различной концентрации Практические работы по географии для 6 класса Организация работы процедурного кабинета Изменения в неживой природе осенью Уборка процедурного кабинета Сольфеджио. Все правила по сольфеджио Балочные системы. Определение реакций опор и моментов защемления |
Камерные модели для расчета доз внутреннего
Облучения В настоящее время существует достаточно много типов моделей, описывающих поведение радионуклидов в организме человека. В дозиметрии и в практике радиационного контроля широко применяются так называемые линейные камерные модели транспорта радионуклидов в организме: организм представляется в виде совокупности отделов (камер), выделяемых на основании анатомо-физиологических, биохимических и кинетических особенностей. Константы, характеризующие скорости переноса радионуклида между камерами, могут быть или постоянными или зависеть от времени. Какая-то часть радионуклида, попавшего в барьерный орган (например, легкие), может раствориться, тогда эта растворенная фракция попадает в кровеносный поток, который доставляет радионуклид в органы депонирования. Из органов депонирования радионуклид постепенно поступает обратно в кровь, перераспределяясь между органами, т.е. все органы депонирования связаны друг с другом через кроветворную систему. Таким образом, можно сказать, что в некотором элементе объема биологической ткани накопление радионуклида данной химической формы обусловлено следующими процессами: притоком (переносом) радионуклида из других участков ткани, радиоактивными превращениями в рассматриваемом элементе объема, химическими процессами, преобразующими радионуклид в данную форму из других форм. Эти же процессы, идущие в обратном направлении, обусловливают убыль радионуклидов данной формы. В соответствии с этим можно представить такую модель формирования концентрации радионуклидов в некотором участке внутри организма: рассматриваемый участок соединен транспортными коммуникациями с рядом камер, в которых генерируются радионуклиды различных форм; по этим коммуникациям происходят приток и унос радионуклида данной формы. В соответствии с этой моделью некоторые камеры могут быть сопоставлены с реальными участками организма или с целыми органами. Обмен радионуклидов в такой системе может быть описан, если сделать следующие допущения: любая камера имеет по одному входу и выходу; по любой коммуникации перемещение вещества осуществляется в одном направлении; перенос вещества по коммуникациям осуществляется за время t = 0;
выведение вещества из камер является случайным пуассоновским процессом. Будем считать, что имеется n камер, соединенных транспортными коммуникациями, моделирующими реальный обмен радионуклидами между различными участками организма. Далее нужно учесть, что существует m химических форм данного нуклида и s других радионуклидов, из которых данный нуклид образуется как дочерний продукт распада. Запишем самый простейший случай. Примем, что нуклид существует в одной химической форме (m = 1), и у него нет материнского нуклида (s = 1), тогда уравнение баланса скорости изменения концентрации данного радионуклида можно записать следующим образом:
где qi, qj – функции от времени, описывающие содержание радионуклида в камерах i и j соответственно; l- константа радиоактивного распада данного радионуклида; kij – константа переноса по транспортным коммуникациям данного радионуклида из j -й камеры в i -ю[16]; kji – аналогичная константа переноса из i -й камеры в j -ю. Формула написана в предположении, что количество переносимых ядер в единицу времени по транспортным коммуникациям равно как и количество ядерных и химических превращений в единицу времени прямо пропорциональны концентрации радионуклида. Это допущение лежит в основе построения камерной модели. Из уравнения (7.5) видно, что каждый член правой части представляет собой произведение постоянного коэффициента на концентрацию радионуклидов. В соответствии с приведенными ранее рассуждениями каждому процессу изменения концентрации данного нуклида можно сопоставить процесс переноса его по транспортным коммуникациям, соединяющим реальные или условные камеры. Задача нахождения концентрации данного нуклида сводится к решению системы линейных уравнений, которая в матричной форме имеет вид
Здесь Q – одностолбцовая матрица (вектор) концентраций qi (i = 1, 2, 3,... n); K – транспортная K -матрица системы
где n – обобщенное число камер, соответствующее всем процессам переноса и превращения радионуклидов. Анализ камерных моделей позволяет установить концентрацию и скорость переноса радионуклидов в организме. В качестве входных данных служат концентрация и скорость поступления радионуклидов из внешней среды в организм. Внешняя среда рассматривается при этом как одна из камер. Если известны константы переноса kij, решения системы уравнений (7.5) дают распределение концентрации по камерам. Например, для 3-камерной модели матрица (7.6) будет выглядеть как
а транспортная матрица K будет равна
где q 1 – активность радионуклида, поступившего в организм (например, с воздухом, Бк/л); λ – постоянная распада поступившего радионуклида[17]. Коэффициенты переноса могут отличаться по величине на несколько порядков, поэтому традиционные математические методы решения подобной системы уравнений могут давать большую погрешность. В таких случаях применяются специальные математические методы. Камерная модель позволяет с достаточной степенью точности представить кинетику обмена практически всех радионуклидов. Исключение составляет обмен некоторых щелочно-земельных радионуклидов в скелете (изотопов кальция, стронция, бария, радия), а также актиноидов. Они выделяются в отдельную группу и рассматриваются отдельно в связи с наличием у них характерных особенностей в обменных процессах. Модели формирования доз облучения различных органов и тканей. Методической основой дозиметрии внутреннего облучения является концепция «условного человека», предложенная МКРЗ. Согласно этой концепции, тело человека рассматривается как условный набор органов-мишеней для действия радиации и органов-источников внутреннего облучения. Параметры этих источников и мишеней получены в результате анализа большого массива данных, представляющего результаты антропометрических измерений внутренних органов взрослых людей, живущих в Европе и США. Принято, что вес «условного человека» составляет 70 кг. Отдельные органы также имеют конкретные значения массы. Параметры «условного человека» используются в качестве исходных данных для расчета эффективной дозы. К таким данным относятся масса и объем органов, удельная эффективная энергия для каждой пары орган-источник – орган-мишень, константы, определяющие эффективность осаждения в отделах респираторного тракта, константы обмена радионуклидов в органах и тканях и выведения из организма и другие. Для конкретного человека значения этих констант могут изменяться в широких пределах, что может привести к погрешности в определении эффективной дозы в несколько сот процентов. При расчете эквивалентной и эффективных доз внутреннего облучения используется дозиметрическая модель. Так, эквивалентная доза внутреннего облучения в органе Т, накопленная, например, за 50 лет с момента поступления радионуклида j в организм, в соответствии с этой моделью рассчитывается по уравнению
где qs , j – число распадов радионуклида j в исходном органе S за 50 лет (определяется интегрированием функции распределения активности в органе или ткани за 50 лет); – общая энергия, поглощенная на единицу массы в органе Т на распад радионуклида в органе-источнике S. Для любого радионуклида определяется как
где mT – масса органа Т; wR – взвешивающий коэффициент для излучения типа R; ε R – энергия излучения R, испускаемая источником в органе S; η – выход излучения типа R на одно ядерное превращение; χпог(S → T) – доля энергии излучения R, испускаемой в органе S, которая поглощена в ткани Т.
Активность органов-источников qs , j (за 50 лет) определяется процессами биологического выведения радионуклида из организма. Для радионуклидов, поступивших ингаляционно и имеющих растворимость типа «М», основное число распадов происходит в легких, для соединений промежуточной растворимости – делится практически поровну между легкими и депонирующими органами, для соединений типа «Б» – в депонирующих органах. Этим фактором и определяется величина эквивалентной дозы в органе. Но при расчете эффективной дозы внутреннего облучения (см. формулу (5.12)) определяющим может быть не только число распадов qs , j в органе или ткани, но и значение тканевого взвешивающего коэффициента w Т в депонирующем органе. Неопределенность расчета дозы для реального человека связана, в основном, с неопределенностью массы органа и значением коэффициента χпог(S → T) для реального человека.
|
|||||||||||||||||||||
Последнее изменение этой страницы: 2021-04-20; просмотров: 135; 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 - 3.144.116.159 (0.012 с.) |