Помощничек
Главная | Обратная связь


Археология
Архитектура
Астрономия
Аудит
Биология
Ботаника
Бухгалтерский учёт
Войное дело
Генетика
География
Геология
Дизайн
Искусство
История
Кино
Кулинария
Культура
Литература
Математика
Медицина
Металлургия
Мифология
Музыка
Психология
Религия
Спорт
Строительство
Техника
Транспорт
Туризм
Усадьба
Физика
Фотография
Химия
Экология
Электричество
Электроника
Энергетика

Эквидозиметрические величины

Величины, которые служат для оценки действия ионизирующего излучения на человека, называются эквидозиметрическими. К эквидозиметрическим величинам относятся поглощенная и эквивалентная дозы в органе или ткани, ОБЭ-взвешенная доза, эффективная доза, индивидуальный и амбиентный эквиваленты дозы, ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения. Все эти величины получают расчётным путём, опираясь на взвешивающие коэффициенты и на результаты некоторых косвенных измерений. Общая схема получения эквидозиметрических величин показана на рис.2.

В настоящее время развитие эффектов излучения не до конца изучено, и пока не создана универсальная теория биологического действия излучения. Поэтому применяемая система эквидозиметрических величин постоянно модифицируется и совершенствуется для того, чтобы наилучшим образом обеспечить безопасность человека при работе с источниками ионизирующего излучения.

Согласно современным представлениям, биологические эффекты излучения делятся на детерминированные и стохастические. Развитие этих эффектов может привести к преждевременной смерти или существенному сокращению периода нормальной жизни.

Детерминированные эффекты излучения – это клинически выявляемые вредные эффекты, возникающие при облучении большими дозами, при этом существует дозовый порог, ниже которого эффект отсутствует, а выше которого тяжесть эффекта зависит от дозы. Для этих процессов связь между дозой облучения и развитием эффекта причинно-следственная (детерминированная), а развитие происходит по объёму ткани. К таким эффектам относят заболевания, которые никогда не возникают у необлученных людей.

Рис 2. Система дозиметрических величин, предназначенных для оценивания облучения человека

 

Стохастические эффекты излучения – это такие вредные биологические эффекты, для которых от дозы зависит только вероятность возникновения, а не их тяжесть и отсутствует дозовый порог. Основными стохастическими эффектами являются канцерогенные (злокачественные новообразования и опухоли) и генетические (врожденные уродства). Поскольку в настоящее время зависимость «доза-эффект» в области малых доз неизвестна, условно была принята линейная беспороговая зависимость между дозой и вероятностью возникновения стохастического эффекта. Таким образом, вероятность возникновения стохастического эффекта не исключается и при воздействии любых малых доз. Поскольку эти эффекты имеют длительный латентный (скрытый) период, измеряемый десятками лет после облучения, их достаточно трудно обнаруживать. В общем случае вероятность возникновения какого-либо стохастического эффекта зависит от многих причин: от дозы, от того, какой орган облучен, от возраста облученного и т.д. Стохастические эффекты неразличимы от эффектов при других нерадиационных воздействиях.

Согласно определению дозы облучения, эффект облучения органа или ткани человека пропорционален величине поглощенной дозы излучения в этом органе и величине, характеризующей качество излучения. Величина средней поглощенной дозы излучения вида R в органе или ткани Т, DT,R, равна поглощенной дозе в точке, усредненной по массе ткани или органа:

DT,R = , (30)

где mТ – масса органа или ткани; DТ,R – поглощенная доза излучения R в элементарном объеме dm органа или ткани; eT,R – энергия излучения вида R, переданная массе рассматриваемого органа или ткани. Единица поглощенной дозы в органе или ткани – Дж/кг (Гр).

Из выражения (30) можно заключить, что значение DТ,R не может быть измерено для конкретного человека, его можно только рассчитать. Для этого нужно описать поле излучения, форму и расположение в поле самого органа Т и расположение окружающих предметов, органов и тканей.

Для учета отличий в поглощенных дозах различных видов излучения в одних и тех же органах, приводящих к одному и тому же радиобиологическому эффекту, вводится понятие относительной биологической эффективности излучения (ОБЭ). Численным выражением ОБЭ является коэффициент , равный отношению поглощенной дозы образцового излучения, вызывающего рассматриваемый эффект в органе T, к поглощенной дозе рассматриваемого излучения R, вызывающей такой же эффект:

. (31)

В качестве образцового излучения принято рентгеновское излучение с граничной энергией 200 кэВ.

Многочисленные исследования показали, что при облучении одних и тех же биологических объектов ОБЭ зависит от рассматриваемого эффекта, дозы и мощности дозы, вида излучения, его энергии, ЛПЭ и т.д.

Непосредственное использование коэффициента излучения ограничено случаями оценки рисков возникновения специфических эффектов – детерминированных эффектов излучения.

Для учета качества излучения в условиях хронического облучения людей в малых дозах, когда единственным гипотетическим последствием облучения может быть развитие стохастических эффектов излучения, МКРЗ[5] рекомендует вместо использовать два показателя качества излучения, значения которых зависят от свойств излучения, но принимаются одинаковыми для всех стохастических эффектов излучения:

- взвешивающий коэффициент излучения wR;

- средний коэффициент качества излучения .

Основной областью применения коэффициента качества излучения служит мониторинг полей внешнего излучения, поэтому он определен как функция измеряемого показателя качества излучения – его ЛПЭ (см. формулу (14)).

Области применимости характеристик качества излучения приведены в табл. 1.

Детерминированные эффекты излучения возникают при облучении большими дозами. Научной основой для оценок риска развития этих эффектов являются результаты изучения последствий аварийного облучения людей. К детерминированным эффектам относят

· острую и хроническую лучевые болезни;

· локальные поражения органов или тканей (например, радиационные ожоги);

· лучевую катаракту;

· аномалии и врожденные пороки развития новорожденных, являющиеся детерминированными эффек­тами облучения плода в эмбриональном периоде.

Таблица 1

Величины, характеризующие качество излучения

Величина и область ее использования Свойство Метод определения
Оценка риска развития детерминированных эффектов Характеризует облучение в зависимости от его свойств, свойств биологического объекта и изучаемого биологического эффекта Определяется в радиобиологическом экспери­менте
wR Оценка риска развития стохастических эффектов Радиационная безопасность (ограничение облучения) Характеризует воздействие источника излучения на человека в зависимости от свойств излучения, падающего на тело человека (внешнее облучение) или возникающего при ядерном превращении радиоактивных ядер внутри тела человека (внутреннее облучение) wR устанавливается на основе обобщения значений ОБЭ для стохастических эффектов и трансформации клеток млекопитающих in vitro
Радиационная безопасность (радиационный контроль) Характеризует передачу энергии излучения биологической ткани в зависимости от распределения поглощенной дозы по ЛПЭ в точке передачи энергии излучения веществу Зависимость Q(L) устанавливается на основе согласования с принятыми значениями wR

 

В основе этих эффектов излучения, в первую очередь, лежит поражение (ограничение функциональной активности и гибель) значительного количества клеток облученного органа. В отношении таких эффектов предполагается существование дозового порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше – тяжесть эффекта зависит от дозы: чем больше повреждено клеток, составляющих ткань, тем сильнее нарушаются ее структура и функция. Значение пороговой дозы определяется радиочувствительностью клеток облученного органа или ткани и способностью организма компенсировать или восстанавливать такое поражение. Увеличение дозы сопровождается возрастанием числа поврежденных клеток в критических популяциях, вследствие чего детерминированные эффекты становятся более выраженными и быстрее приводят к гибели. При ограниченном объеме поражения ткани функциональные нарушения со временем компенсируются

Основные закономерности развития тяжелых детерминированных эффектов облучения следующие:

· в силу вариабельности индивидуальной радиочувствительности людей любой эффект характеризуется диапазоном значений пороговых доз;

· различные ткани даже одного органа отличаются по радиочувствительности, поэтому с ростом дозы облучения может изменяться биологический эффект, возникновение которого в конечном итоге приводит к тяжелому заболеванию или смерти;

· с ростом дозы облучения растет тяжесть эффекта, которую отражает сокращение времени дожития (промежутка времени между облучением и смертью);

· с уменьшением мощности дозы и увеличением протяженности облучения во времени риск развития детерминированного эффекта уменьшается благодаря восстановлению функций пораженного органа.

Дозиметрические характеристики облучения – поглощенная доза облучения органа и коэффициент относительной биологической эффективности присутствуют в виде произведения, которое получило название ОБЭ-взвешенная доза облучения органа или ткани. ОБЭ-взвешенная доза предназначена для оценки риска развития детерминированных эффектов излучения с учетом влияния на этот процесс качества излучения и радиочувствительности облучаемого органа. Эта величина равна произведению пог­лощенной дозы излучения R в органе или ткани Т на коэффициент относительной биологической эффективности ( ) излучения R для развития определенного детерминированного эффекта в органе Т:

. (32)

Единица измерения ОБЭ-взвешенной дозы – Дж/кг или грей (Гр).

ОБЭ-взвешенная доза является новой дозиметрической величиной, предназначенной для характеристики аварийного облучения. Ее введение в практику является результатом анализа уроков реагирования на радиационные аварии.

Научной основой для оценок риска развития стохастических эффектов являются результаты продолжающегося уже почти 50 лет эпидемиологического исследования последствий атомной бомбардировки Хиросимы и Нагасаки в 1945 г. Согласно модели, предложенной специалистами по радиационной безопасности, частота возникновения радиогенных раков в облученной когорте прямо пропорциональна частоте возникновения тех же раков в необлученной популяции, из представителей которой была составлена когорта. Между облучением и диагностированием заболевания могут проходить годы скрытого (латентного) развития радиогенного рака. Риск развития этого эффекта излучения определяется при этом как вероятность (частота) возникновения рака определенного типа у человека конкретного пола спустя заданное числолет после однократного облучения его органа Т в заданном возрасте.

В случае развития стохастических эффектов относительная биологическая эффективность излучения слабо зависит от свойств облучаемого органа, поэтому вместо для характеристики этих эффектов применяется соответствующий взвешивающий коэффициент только излучения wR. Произведение поглощенной дозы облучения органа и взвешивающего коэффициента излучения получило название эквивалентной дозы облучения органа или ткани. Эквивалентная доза предназначена для оценки риска развития стохастических эффектов излучения с учетом влияния качества излучения:

. (33)

Единица эквивалентной дозы Дж/кг называется зиверт (Зв).

Установленные МКРЗ и принятые в НРБ-99/2009 значения wR для различных излучений R приведены в табл. 2.

Основным полем применения эквивалентной дозы является оценка вероятности развития радиогенного рака вследствие облучения. Такая оценка является ключевым этапом определения вероятностной обусловленности диагностированного рака профессиональным облучением.

 

Таблица 2

Взвешивающие коэффициенты излучения wR

Излучение wR Излучение wR
Фотоны, электроны и мюоны любых энергий* Нейтроны с энергией менее 10 кэВ
Протоны с энергией более 2 МэВ (кроме протонов отдачи) От 10 до 100 кэВ
От 100 кэВ до 2 МэВ
Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра От 2 до 20 МэВ
Более 20 МэВ
* - за исключением электронов Оже, испущенных вследствие радиоактивного распада ядрами, связанными с ДНК

 

Дозиметрическая величина, служащая для численного выражения критерия обеспечения радиационной безопасности, должна удовлетворять ряду специальных требований:

- универсальность характеристики облучения человека, пригодной для использования при практическом следовании принципам радиационной безопасности;

- аддитивность функции дозы облучения для того, чтобы на практике можно было организовать простой мониторинг для ее оценки;

- применимость для оценки рисков, обусловленных широким спектром радиогенных раков и генетических эффектов излучения;

- применимость для оценки рисков, обусловленных широким спектром условий облучения.

В качестве такой величины МКРЗ предложила использовать эффективную эквивалентную дозуили, сокращенно, эффективную дозу.

В качестве оцениваемого эффекта излучения было принято сокращение продолжительности нормальной жизни в результате развития тяжелого стохастического эффекта излучения. Результатом такого события является нанесение заболевшему ущерба, равного потере 15-ти лет плодотворной жизни. Эффективная доза Е определена как функционал, равный сумме произведений эквивалентных доз HT облучения отдельных органов и тканей тела человека на соответствующие взвешивающие коэффициенты wT:

´DТ,R. (34)

В основе определения взвешивающих коэффициентов органов и тканей wT лежит анализ ущербов, связанных с облучением отдельного органа и всего тела.

Эффективная доза удовлетворяет всем вышеперечисленным требованиям к дозиметрической величине. В таблице 3 приведены значения взвешивающих коэффициентов органа или ткани для определения эффективной дозы, установленные МКРЗ в 1990 г.

 

Таблица 3

Взвешивающие коэффициенты органа или ткани для

определения эффективной дозы

Орган или ткань wT
Гонады 0,20
Желудок 0,12
Костный мозг (красный) 0,12
Легкие 0,12
Толстый кишечник 0,12
Грудная железа 0,05
Мочевой пузырь 0,05
Печень 0,05
Пищевод 0,05
Щитовидная железа 0,05
Клетки костных поверхностей 0,01
Кожа 0,01
Остальное (надпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечная ткань, поджелудочная железа, селезенка, вилочковая железа, матка) 0,05

 

Эффективная доза является нормируемой величиной, значение которой определяется параметрами (wT, wR и др.), относящимися к «стандартному» человеку. Ее не рекомендуется использовать для эпидемиологических и ретроспективных оценок последствий облучения и риска для конкретного индивида. Для этих целей МКРЗ рекомендует использовать эквивалентную дозу облучения отдельных органов и тканей в сочетании с индивидуальными особенностями развития эффектов излучения.

Если известен энергетический состав ионизирующего излучения, активность источника и условия облучения человека, возможен численный расчет эффективной дозы. Эти значения получаются расчетом переноса излучения в органы и ткани численным интегрированием поглощенной энергии по их объемам с последующим суммированием с соответствующими взвешивающими коэффициентами wT. В таблице 4 представлены значения мощности эффективной дозы dЕ для различных энергий eg фотонов, рассчитанные для единичной плотности потока (j = 1 см-2×с-1) и различных геометрий облучения. Геометрия облучения называется изотропной (ИЗО) в том случае, если объект (человек) облучается со всех сторон равномерно, передне-задней (ПЗ) – если облучение производится параллельным пучком и попадает на человека спереди (со стороны лица).

 

Таблица 4

Значения мощности эффективной дозы dЕ для единичной плотности потока в передне-задней геометрии (ПЗ) и изотропной геометрии (ИЗО) и отношения мощности экспозиционной дозы к мощности эффективной дозы (ПЗ) для различных энергий фотонов eg

eg, кэВ dЕ (ПЗ), 10-12 Зв×см2 dЕ (ИЗО), 10-12 Гр×см2 ,
0,0485 0,0201
0,125 0,0384
0,205 0,0608
0,300 0,103
0,357 0,165
0,517 0,278
1,00 0,581
2,47 1,61
4,48 3,21
12,0 9,97
10 000 23,8  

 

Главная область применения эффективной дозы – радиационное нормирование. Именно численные значения эффективной дозы выражают пределы доз облучения персонала и населения, которые не представляют опасности для здоровья человека, к тому же при определении эффективной дозы учитываются все возможные источники излучения и способы облучения. Характеристикой уровня обеспечения радиационной безопасности является годовая эффективная доза, которую работник получает на своем рабочем мечте. Она равна сумме оценок эффективной дозы внешнего облучения, полученной за год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением радиоактивных веществ в организм за тот же период времени.

Основным документом, регламентирующим уровни воздействия ионизирующих излучений в РФ, являются «Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009», основанные на общепринятой концепции биологического действия ионизирующих излучений. В отношении ограничения техногенного облучения в Нормах осуществляется двойное нормирование:

- ограничение риска возникновения стохастических эффектов излучения путем ограничения величины годовой эффективной дозы;

- предотвращение возникновения детерминированных эффектов излучения путем ограничения величины годовой эквивалентной дозы в органах и тканях, которые могут облучаться локально, а вероятность возникновения стохастических эффектов в них близка к нулю (эта ситуация возможна, в основном, только для персонала).

В соответствии с Нормами выделяется две категории облучаемых лиц – персонал и население. Согласно Нормам, персонал любой организации, где эксплуатируются техногенные источники излучения, подразделяется на две группы – А и Б. К персоналу группы А относятся лица, непосредственно работающие с техногенными источниками излучения. Лица, находящиеся по условиям работы в сфере воздействия этих источников, относятся к персоналу группы Б. Для каждой из категорий устанавливаются три класса нормативов: основные пределы доз, допустимые уровни и контрольные уровни. Числовые значения основных пределов доз для персонала и населения представлены в табл. 5.

Таблица 5

Основные пределы доз

Нормируемая величина Предел дозы, мЗв
Персонал (группа А)* Население
Эффективная доза 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные пять лет, но не более 50 мЗв в год 1 мЗв в год в среднем за любые последовательные пять лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год в хрусталике глаза        
в коже
в кистях и стопах
* Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны ¼ значений для персонала группы А.

Операционные величинывнешнего облучения

 

Операционная величина – эквидозиметрическая величина, однозначно определяемая через физические характеристики поля излучения в точке, максимально возможно приближенная в стандартных условиях облучения к нормируемой величине и предназначенная для консервативной оценки этой величины при дозиметрическом контроле. Введение в практику радиационного контроля операционных величин необходимо, в первую очередь, для унификации методов контроля и определения требований к функции отклика приборов радиационного контроля.

В определении операционных величин внешнего облучения используется эквивалент дозы H, который равен поглощенной дозе в точке, умноженной на средний коэффициент качества для излучения, воздействующего на ткань в данной точке:

, (35)

где - функция распределения поглощенной дозы по линейной передаче энергии L в заданной точке; Q(L) – зависимость коэффициента качества излучения от L; D – поглощенная доза в заданной точке; - средний коэффициент качества излучения.

Единица эквивалента дозы - Дж/кг, называется зиверт (Зв).

Операционные величины являются величинами, соподчиненными с эквидозиметрическими величинами, используемыми для оценки стохастических эффектов излучения. Для обеспечения этой соподчиненности МКРЗ регламентировала зависимость коэффициента качества излучения Q(L) от ЛПЭ:

при L £ 10 кэВ/мкм,   (36)
при 10 £ L £ 100 кэВ/мкм,
при L ³ 100 кэВ/мкм.

При такой зависимости Q(L) на глубине 10 мм в шаровом фантоме МКРЕ[6] для всех проникающих излучений (нейтронов и фотонов), для которых были установлены значения wR, выполняется равенство

, (37)

где – поглощенная доза излучения R в точке взаимодействия излучения с веществом, обусловленная частицами с ЛПЭ в интервале (L, L+dL).

Операционной величиной внешнего облучения для контроля радиационной обстановки принят амбиентный эквивалент дозы (амбиентная доза)[7] H*(d), который используется для параметризации поля излучения в точке, совпадающей с центром шарового фантома МКРЕ (шара диаметром 30 см из тканеэквивалентного материалас плотностью 1 г/см3). Результаты контроля радиационной обстановки используют для оценки возможной дозы внешнего облучения.

При индивидуальном дозиметрическом контроле за значение эффективной дозы внешнего облучения принимают значение операционной величины - индивидуального эквивалента дозы HP(10). Индивидуальный эквивалент дозы HP(d) равен эквиваленту дозы на глубине d (мм) под рассматриваемой точкой на поверхности плоского тканеэквивалентного фантома МКРЕ. Использование фантома в этом случае позволяет напрямую обеспечить учет возмущения реального поля излучения человеком. Параметр d определяет применение операционной для оценки нормируемой величины:

- при d = 10 мм величины H*(10) и HP(10) соответствуют эффективной дозе внешнего облучения;

- при d = 3 мм величины H*(3) и HP(3) соответствуют эквивалентной дозе внешнего облучения хрусталика глаза;

- при d = 0.07 мм величины H*(0.07) и Hр(0.07) соответствуют эквивалентной дозе внешнего облучения кожи.

При правильном использовании индивидуального дозиметра годовая эффективная доза внешнего облучения принимается равной индивидуальному эквиваленту дозы HP(10), зафиксированному средствами индивидуальной дозиметрии за календарный год. Правильное использование означает следующее. Если необходимо определить, например, эквивалентную годовую дозу в хрусталике глаза (и сравнить ее с нормируемым значением эквивалентной дозы в табл. 5), то индивидуальный дозиметр должен иметь толщину поглотителя 3 мм и помещаться в области глаз. В таблице 6 приведены параметры индивидуальных дозиметров и места их расположения при ИДК (индивидуальном дозиметрическом контроле).

Если известен энергетический состав g-излучения, то в качестве операционной величины при контроле радиационной обстановки наряду с амбиентным эквивалентом дозы H*(10) может быть экспозиционная доза – базовая дозиметрическая величина, надежно определяемая существующими дозиметрами. Экспозиционная доза – характеристика поля фотонного излучения; при фиксированной энергии eg через поле (Х) можно найти флюенс Ф (формула (21)), далее, используя эффективную дозу, рассчитанную для единичного флюенса (табл. 4), определить эффективную дозу внешнего облучения для стандартного человека, помещенного в данное поле. В таблице 4 приведены уже рассчитанные значения эффективной дозы в переднее-задней геометрии Е(ПЗ), связанные с соответствующим значением экспозиционной дозы Х. Они представлены в виде отношения Х/Е(ПЗ), поэтому для определения искомого значения эффективной дозы в заданной точке r нужно полученное в измерениях значение Х разделить на отношение Х/Е(ПЗ), взятое для соответствующего значения энергии eg.

Таблица 6

Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при ИДК внешнего облучения

Нормируемая величина Индивидуальный эквивалент дозы
Положение дозиметра d, мм
Эффективная доза На нагрудном кармане спецодежды либо внутри него
Эквивалентная доза об-лучения кожи (или кисти и стопы) Непосредственно на поверхности наиболее облучаемого участка кожи 0,07
Эквивалентная доза об-лучения хрусталика глаза На лицевой стороне головного убора

 

Контролируемой величиной для ИДК внутреннего облучения является поступление I радионуклида за определенный период контроля. Ожидаемую эффективную дозу внутреннего облучения можно определить с помощью формулы

Е(t) = , (38)

где IU - поступление радионуклида в организм, Бк; - дозовый коэффициент, означающий ожидаемую дозу внутреннего облучения при ингаляционном поступлении 1 Бк радионуклида U, Зв/Бк. Значения дозовых коэффициентов были рассчитаны МКРЗ исходя из специальных моделей миграции радионуклидов в организме человека. Их значения приведены в нормах НРБ-99/2009.

Измеряемой же величиной при ИДК внутреннего облучения является активность радионуклида в теле человека или его органах либо активность в выделениях или других пробах биологического происхождения. Переход от измеренной величины (активности) к контролируемой (поступлению активности в тело человека), а затем к ожидаемой эффективной дозе внутреннего облучения осуществляется с учетом характера предполагаемого поступления и модели выведения радионуклида в соответствии со специально разработанными методическими указаниями.

Таким образом, общий ущерб, нанесенный человеку воздействием радиации, определяется годовой эффективной дозой, представленной в виде суммы индивидуального эквивалента дозы внешнего облучения (показывает индивидуальный дозиметр) и ожидаемой эффективной дозой внутреннего облучения, рассчитываемой по содержанию радионуклидов в теле человека. Индивидуальная эффективная доза, определяемая таким образом, называется «приписываемой», поскольку индивидуальная доза облучения работника принимается равной дозе облучения «стандартного (условного) человека», который находился бы в тех же производственных условиях и выполнял те же работы с источником, что и данный индивид. Персональная доза конкретного человека, в отличие от индивидуальной, зависит от многих факторов: массы человека, его роста, возраста, пола, состояния здоровья, от конфигурации поля излучения не только в точке расположения дозиметра, но и по всему телу и т.п. и может быть оценена только в рамках множества допущений.




©2015 studenchik.ru Все права принадлежат авторам размещенных материалов.