Дозиметрия инкорпорированных радионуклидов (стр. 2 )

Различают 4 группы радиоактивных веществ по характеру их распределения внутри организма:

1. Равномерно распределяющиеся (24Na, 40K, 137Cs и др.).

2. Скапливающиеся преимущественно в скелете (32P, 90Sr, 226Ra и др.).

3. Скапливающиеся преимущественно в паренхиматозных органах (почки, печень, сердце и т. п.) – 144Ce, 147Pm и др.

4. Имеющие смешанный тип распределения (скелет и печень и т. п.) – 239Pu, 241Am, 210Po и др.

Такие радионуклиды, как 3H, 14C (включаются в состав всех органических молекул), 42K, 24Na (входят в состав внутриклеточных и межклеточных растворов) равномерно распределяются во всех тканях человека. Такие радионуклиды как 131J тоже легко присоединяются к белкам клеток щитовидной железы, где они нужны для функционирования гормонов (регуляторов в организме процессов роста, развития, созревания и т. п.). В северном полушарии на Земле отмечается эндемия по йоду. Это обусловило отсутствие в организме ограничителей поглощения йода. На рисунке 26 представлена зависимость накопления и выведения 131J из щитовидной железы для жителей Гомельской области от времени, прошедшего с момента аварии.

В таблице 17 представлены дозовые нагрузки на щитовидную железу жителей Беларуси с 26.04.86 по 05.05.86, рассчитанные по сценарию с самыми консервативными значениями критических параметров (скорость осаждения 131J при ингаляционном поступлении в организм - примерно 3,8*10-4м/с, характерная для мелкодисперсного аэрозоля; коэффициент первичного удержания 131J растениями при пероральном поступления 131J в организм равен 25% для «влажных» и 75% для «сухих» выпадений).

НЕ нашли? Не то? Что вы ищете?

Табл. 17 Дозовые нагрузки на щитовидную железу, чел-Зв.

Область	Коллективная доза на Щитовидную железу	Область	Коллективная доза на Щитовидную железу
Гомельская	1369813	Брестская	131838
Могилевская	426169	Гродненская	98119
Минская	110056	Витебская	41688

Для всей страны рассчитанная дозовая нагрузка на щитовидную железу оказалась равной 2177681 чел-Зв. В момент прохождения облака, когда концентрация 131J в воздухе была минимальной, население Беларуси получило дозу от ингаляционного поступления 131J, сравнимую по величине с дозой от перорального поступления, однако за весь йодный период (от 80 до 100 дней) ингаляционный вклад в дозу будет около 28%. Основной вклад в дозу при пероральном поступлении для всех возрастных групп вносит употребление в пищу молока (около 54%), вклад в дозу при пероральном поступлении молочных продуктов и листовых овощей составляет около 22 и 24%, соответственно. Процентный вклад в дозу при пероральном поступлении перечисленных продуктов питания меняется для различных возрастных групп и зависит от типа населённого пункта. В таблице 18 приводится средние данные о вкладе в пероральную дозу от приёма в пищу некоторых продуктов питания для жителей Беларуси.

Табл. 18 Вклад в пероральную дозу от продуктов питания для жителей РБ.

Возрастные группы	Вклад в пероральную дозу продуктов питания, %
Молоко	Листовые овощи	Молочные продукты
Взрослые	45	35	20
Подростки	50	29	21
Дети	67	8	25

В таблицах 19-21 представлены данные о средних и индивидуальных дозах облучения щитовидной железы для различных групп жителей РБ.

Табл. 19 Распределение средних доз облучения щитовидной железы по возрастным группам у жителей Хойникского района.

Категория жителей	Возрастные группы	Средняя доза облучения (сГр)
Хойники	0-6 месяцев	68
6 месяцев – 2 года	102
2-7 лет	62
7-12 лет	33
12-17 лет	34
взрослые	19
Отселённые до 5 мая 1986г. деревни Хойникского района	0-6 месяцев	527
6 месяцев – 2 года	577
2-7 лет	399
7-12 лет	262
12-17 лет	242
взрослые	157
Неотселённые до 5 мая 1986 г. деревни Хойникского района	0-6 месяцев	165
6 месяцев – 2 года	224
2-7 лет	127
7-12 лет	71
12-17 лет	57
взрослые	46

Табл. 20 Распределение средних доз облучения щитовидной железы по возрастным группам у жителей Гомеля и Минска.

город	Возрастные группы	Средняя доза облучения (сГр)
Гомель	0-6 месяцев	60
6 месяцев – 2 года	56
2-7 лет	39
7-12 лет	21
12-17 лет	15
взрослые	11
Минск	0-6 месяцев	9,2
6 месяцев – 2 года	12,0
2-7 лет	6,5
7-12 лет	3,3
12-17 лет	2,4
взрослые	1,8

Табл. 21 Процентное распределение индивидуальных доз облучения щитовидной железы для жителей РБ

Дозовые интервалы, сГр	Возрастные группы
0-6 месяцев	6 месяцев – 2 года	2-7 лет	7-12 лет	12-17 лет	взрослые
0-30	39.3	43.9	57.0	60.8	59.8	72.8
30-100	28.2	26,7	25,7	26,9	27,6	20,1
100-200	13,4	12,3	8,8	7,5	7,7	4,7
200-500	13,8	11,2	6,3	4,1	4,3	2,1
	3,0	4,4	1,7	0,5	0,5	0,2
	1,5	0,8	0,3	0,1	0,08	0,02
Свыше 1500	0,8	0,6	0,2	0,02	0,01	0,01

Проведённый анализ радиационно-индуцированных злокачественных новообразований среди населения Беларуси свидетельствует о том, что в течение жизни облучённого населения различных областей возможно возникновение от 0,9 до 39,0 случаев опухолевых заболеваний на 105 человек. Радиационная «прибавка» является минимальной по сравнению со спонтанным уровнем, характеризующимся ежегодным ростом.

Прогноз развития роста заболеваемости раком щитовидной железы среди детского населения Беларуси, облучившегося в возрасте до 14 лет, свидетельствует о том, что в этой группе можно ожидать развития 2840 случаев рака щитовидной железы в течение жизни, причём 72% ожидаемых случаев может реализоваться среди детей, которым на момент Чернобыльской аварии было до 6 лет.

В последующие периоды стало основным дозообразующим фактором накопление излучающих a-, b- и g-частицы радионуклидов 134,137Cs, 90Sz, 239Pu, 241Am. Эффект их воздействия зависит от баланса поступления и выведения из организма этих радионуклидов. Цезий выводится за 120-170 суток. Стронций, плутоний и америций, накапливаясь в скелете, выводятся очень медленно (~n∙104 суток). Находясь вблизи красного костного мозга (ткани кроветворения), эти радионуклиды своим излучением обуславливают нарушения быстропротекающих процессов формирования клеток крови, в том числе и клеток иммунной системы. «Горячие» частицы, содержащие большое количество a-излучающих радионуклидов плутония, попадая в организм, выводят из строя его узловые структуры. Попадая в лёгкие, «горячие» частицы прожигают и омертвляют окололежащие ткани.

В каждом из входных депо механизм попадания радионуклидов в кровь имеет свои особенности. Важными факторами при этом являются химическая форма радионуклида, его растворимость в жидкой среде входного депо, время нахождения в депо, состояние организма, в частности, избыток или недостаток жизненно важного элемента, аналогом которого может быть то или иное радиоактивное вещество, а также функциональное назначение данного депо.

Дыхательные органы, например, обладают хорошей адсорбирующей способностью взвешенных частиц (аэрозолей). Через трахею и бронхи аэрозольные частицы попадают в альвеолярные ткани, а оттуда в лимфатическую систему или кровь. Частицы размером > (2 – 5)∙10-4 см удаляются из лёгких мерцательным аппаратом (ресничками). Более мелкие частицы осаждаются в нижних отделах дыхательных путей.

В конечном счёте радиационная опасность определяется поглощённой в организме дозой излучения радионуклидов. Особенно опасны радиационно-индуцированные генетические последствия. Например, результаты исследования частоты структурных мутаций в лимфоцитах периферической крови подростков, проживающих на загрязнённых радионуклидами после аварии на ЧАЭС территориях, облучавшихся внутриутробно на разных стадиях онтогенеза (14 лет проводился цитогенетический мониторинг 149 детей в Калужской области России), показали, что суммарная частота хромосомных аберраций (дицентриков и центрических колец, являющихся маркерными аберрациями радиационного воздействия) в 4-5 раз выше у внутриутробно облучённых детей, чем в контрольной группе.

5. Формирование дозы излучения инкорпорированных радионуклидов.

Рассмотрим случай однократного (мгновенного) поступления радиоактивного вещества в одно из входных депо. Пусть активность этого количества радионуклидов равна A0. Переход части радионуклидов в кровоток определяется коэффициентом всасывания f1(t)

где A(t) – активность радионуклидов, попавших в кровь из входного депо.

Если скорость поступления радионуклидов в кровеносное русло равна x(t), то

Поступление радионуклидов в кровь продолжается до тех пор, пока они находятся во входном депо. Следовательно, максимальная активность радионуклидов в крови At будет при t=t, равном времени полного выведения радионуклидов из входного депо в кровь. Обозначим через f2 долю активности радионуклидов, попавших из крови в орган (обычно через f2 обозначают долю активности, сформированной радионуклидами, находящимися в органе, от полной активности, созданной всеми инкорпорированными радионуклидами во всём организме, а не только находящимися в крови). Тогда общая активность поступивших в орган (ткань) радионуклидов равна

Именно эта активность радионуклидов ответственна за поглощённую дозу в органе (в отсутствие внешнего облучения). Пусть DE – поглощённая в тканях органа энергия вследствие распада радионуклидов, создававших активность q, в течение некоторого времени t. Величина DE зависит от скорости распада и биологического выведения радионуклидов из органа (организма в целом):

где DE0 – поглощённая энергия от излучения данного радиоактивного вещества в расчёте на один распад, r(t) – функция уменьшения начального количества радиоактивного вещества в организме вследствие биологического выведения и распада.

Мощность поглощённой дозы в органе с массой m:

откуда выражения для поглощённой и эквивалентной дозы в органе от излучения некоторого количества (создавшего активность q) радиоактивного вещества запишутся в виде

K – коэффициент качества излучения.

6. Кинетика формирования дозы.

Рассмотрим влияние фактора времени на формирование поглощённой дозы от излучения инкорпорированных радионуклидов.

Пусть, как и в первом случае, в некоторый элемент объёма внутри организма импульсно (однократно) введено некоторое количество радионуклидов, сформировавших активность Q0. Пусть f(t) – функция уменьшения активности за счёт распада и выведения радионуклидов. Если состав радионуклидов неизменен, то мощность поглощённой дозы P(t)=aQ0f(t) пропорциональна активности радионуклидов в этом объёме (a – коэффициент перехода от активности к мощности дозы, или мощность дозы, создаваемая единичной активностью). Поглощённую дозу в этом случае можно определить интегрируя выражение для мощности дозы:

Теперь перейдём к ситуации, когда радионуклиды внедряются в этот элемент объёма непрерывно по закону Q(t) (рис. 27).

Подпись: За время от t до t+dt прирост активности равен Q(t)dt. Следует определить мощность дозы P(t) через время t=t от начала внедрения радионуклидов, и затем поглощённую дозу за время от t=0 до t=t.

От излучения радионуклидов, внедрённых за время от t до t+dt, мощность дозы в момент времени t=t будет равна

Если процесс внедрения радионуклидов продолжается от t=0 до t=T, искомая мощность дозы

Эта формула справедлива до тех пор, пока T£t (если T>t, то интегрировать надо от 0 до t).

Полную дозу за время от 0 до t, обусловленную излучением радионуклидов, внедрённых за время от 0 до T по закону Q(t), можно получить интегрируя

Первое слагаемое в полученном выражении определяет поглощённую дозу, сформированную в элементе объёма внутри организма (органе) за время внедрения радионуклидов, а второе – за время после окончания внедрения до момента исследования (определения дозы).

7. Экспериментальная дозиметрия излучения инкорпорированных радионуклидов.

Степень опасности радионуклидов как источников внутреннего облучения оценивают путём контроля их содержания в органе или ткани с помощью радиометрических (спектрометрических) и дозиметрических методов. Непосредственные дозиметрические измерения производят либо с помощью ионизационных камер (например, с помощью с помощью плоскопараллельной экстраполяционной с изменяющимся расстоянием между пластинами камеры), либо с помощью сцинтилляционной техники, либо с помощью кожного термолюминесцентного детектора и др. Разработаны методы измерения удельной активности толстослойных и тонкослойных объектов с поправками на схему распада, на самопоглощение, на рассеяние. Однако использование данных методов ограничивается длиной пробега частиц излучающих радионуклидов в биологическом объекте. Но даже, если известны концентрация радионуклида и его распределение в органе, функция выведения из организма, период полураспада, эффективная энергия и схема распада, то и в этом случае расчёт поглощённой дозы будет носить приближенный характер, т. к. трудно строго проконтролировать протекающие процессы (выведение, саморассеяние, обратное рассеяние, поглощение, учёт поправок на телесный угол при регистрации излучения и т. п.). Зависит результат и от выбора модели расчёта.

В качестве примера приведём простейший расчёт поглощённой дозы для b-излучающего радиоактивного вещества в некотором органе или ткани.

При равномерном распределении изотопа энергия, поглощённая в 1 г исследуемого объекта, равна энергии b-частиц, испущенных 1 г в течение времени исследования, что можно было бы измерить. Иными словами, пусть нам известна средняя энергия () b-излучения, пусть нам известен и тип распада, т. е. из спектрометрических измерений известен радионуклид, его период полураспада T1/2(ф), известна начальная концентрация радионуклида (C0) и изменение концентрации его во времени C(t), известен период полувыведения(T1/2(ф)).