Расчет дозы у-излучений при внешнем облучении

В общем случае, доза является интегралом от мощности дозы. Но если мощность дозы неизменна, доза просто пропорциональна времени облучения, Dр • t. Поглощенная доза у-излучепия в воздухе.

где Ц®^озл выражена в Гр, А — в Бк, R — в м, Г8 — в Гр • м²/(с • Бк), t — в с.

где D,_)KC выражена в Р, А — в мКи, R — в см, Г — в Р • см²/(ч • мКи), t — в часах, М — в мг-экв Ra.

Пример 5. Активность точечного у-источника ²²Na (Е_у = 0,61 и 1,27 МэВ) равна 3 • 10⁸ Бк. Найти поглощенную дозу в воздухе и эквивалентную дозу в ткани на расстоянии 0,5 м за 6 ч. Для ²²Na из табл. 6.23 Гб = 78,02 • 10″¹⁸ Гр • м²/(с • Бк). По (6.57) АГ^Л= 3 • 10⁸• 78,02 • W¹⁸? 6 • 3600/0,25 = 2,02 х х Ю-з Гр * 2 мГр. Д,_кс «1,1 • 2 = 2,2 мЗв.

Расчет дозы при внутреннем облучении. При работе с открытыми источниками радиоактивных излучений в результате небрежности в работе или аварии радиоактивные вещества могут попасть через дыхательные пути, пищевой тракт, кожу или открытые раны внутрь организма. Во всех случаях попадания радиоактивных веществ в организм создастся опасность лучевого поражения. Определить дозу, полученную в результате внутреннего облучения, трудно, так как количество радиоактивного вещества, поступившего в организм, обычно неизвестно. Исходя из условий работы, внутриполостных радиометрических измерений, анализа крови, тканей и т. п. можно определить с некоторой погрешностью содержание радиоактивных веществ в различных частях организма.

Внутренняя доза ионизирующего излучения — доза, полученная органами тела в результате воздействия радиоактивного материала, проникшего внутрь организма при вдыхании, с пищей или через порезы и раны. Она может состоять из любой комбинации а-, ри у-излучения, испускаемого попавшим внутрь радиоактивным материалом.

Доза эквивалентная ши эффективная ожидаемая при внутреннем облучении — доза за время, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм.

Источниками доз радиации могут быть вещества, проникшие внутрь организма при еде, питье, дыхании, через порезы или раны. Размер внутренней радиационной дозы зависит от многих факторов:

• 1) от качественного и количественного состава (тип распада, активность) радионуклидов в продуктах питания, питьевой воде или во вдыхаемом воздухе;
• 2) химической формы радионуклида и его состояния (молекулярное, аэрозоль, коллоид);
• 3) путей проникновения (пероральный, ингаляционный, через кожу);
• 4) скорости и продолжительности его поступления в организм;
• 5) усвояемости изотопа из желудочно-кишечного тракта или легких;
• 6) характера его распределения в органах и тканях, в частности — от склонности к отложению в жизненно важных органах;
• 7) скорости выведения радионуклида из критического органа и организма в целом (т.е. от времени его нахождения в организме, которое зависит от периода его физического полураспада и скорости выведения из организма).

При попадании радионуклида внутрь организма человек носит источник облучения внутри себя и постоянно наращивает суммарную дозу облучения. В табл. 6.24 представлены характеристики ряда изотопов при внутреннем облучении.

Таблица 6.24

Характеристики некоторых изотопов при внутреннем облучении.

Для определения скорости поступления радионуклидов в организм человека необходимо знать такие параметры, как интенсивность дыхания, потребление питьевой воды и пищи, а для оценки дозы от попавших внутрь человека радионуклидов — параметры тела человека и некоторых его органов.

Радиоактивные изотопы при попадании в организм распределяются в нем в тех органах, где уже имеются стабильные изотопы этого элемента или химически подобные ему. Известно, что мягкая биологическая ткань на 70—80% состоит из воды, кости — из фосфата кальция, в состав гемоглобина крови входит железо и т. д.

Изучение распределения радиоактивных изотопов в организме человека и животных показало, что тритий распределяется равномерно по всему организму, фосфор на 60—70% усваивается костями, железо на 60—80% переходит в кровь. В связи с неравномерностью распределения радиоактивных изотопов в организме и, следовательно, неравномерного облучения различных органов при расчете доз при внутреннем облучении вводится понятие критического органа.

Критический орган — орган или ткань, часть тела, облучение которых в данных условиях может причинить наибольший ущерб здоровью облученного лица или его потомства.

Для человека критические органы — это кроветворные органы, желудочно-кишечный тракт, эндокринные железы. Орган является критическим, если он усваивает наибольшее количество радиоактивного вещества, поступившего в организм, играет важную роль в жизнедеятельности всего организма и обладает высокой радиочувствительностью (т.е. повреждается при облучении малой дозой).

Вследствие радиоактивного распада и минерального обмена происходит уменьшение концентрации каждой порции радионуклида, ассимилированной в организме. Количество радиоактивного изотопа в организме (при однократном введении) уменьшается в результате радиоактивного распада и биологического выведения. Оба процесса идут независимо друг от друга и могут быть охарактеризованы эффективной постоянной выведения Х_Эфф, показывающей скорость изменения содержания радиоактивного изотопа в критическом органе:

где А, — постоянная выведения изотопа вследствие радиоактивного распада; А._б — то же из-за обмена веществ.

Для расчета поглощенных и эффективных доз, создаваемых в организме или критическом органе, используется понятие эффективного периода полувыведения радионуклидов из организма.

Динамика накопления эквивалентной дозы от излучения радионуклидов, находящихся внутри организма, определяется сочетанием кинетики поступления радионуклида в организм с кинетикой выхода его из организма. Общая доза складывается из дозы, полученной в ходе процесса поступления радионуклида (зависит от времени, в течение которого человек дышал загрязненным воздухом, пил радиоактивную воду, принимал пищу) и из дозы, полученной уже после того, как поступление радиоактивных веществ было прекращено (зависит от времени пребывания в экологически чистом месте после удаления из опасной зоны).

С точки зрения кинетики накопления дозы возможны два предельных случая:

• 1) однократная доза, когда время поступления радионуклида в организм очень мало;
• 2) хроническое поступление, когда человек постоянно пьет радиоактивную воду или дышит радиоактивным воздухом.

Тканевая доза облучения критического органа за время t дней может быть вычислена по формулам, приведенным в табл. 6.25.

Таблица 6.25

Формулы для расчета тканевых доз за счет а- или р-излучателей

В табл. 6.25 верхняя строчка отвечает хронической дозе облучения, когда в организме (критическом органе) концентрация радионуклида С поддерживается постоянной. В данном случае доза линейно возрастает во времени. Остальные случаи:

• а) расчет дозы при однократном поступлении радиоизотопа, когда время введения в организм радионуклида пренебрежимо мало по сравнению со временем пребывания радионуклида в организме;
• б) возрастание дозы по линейному закону, или по закону 1 — ехр (-А^). При больших временах (организм избавился от радионуклида) доза стремится к постоянному значению, величина которого пропорциональна активности изотопа, средней энергии излучения и периоду выведения Г_эфф.

Практические задания.

• 1. Определить поглощенную дозу ионизирующего излучения за 10 ч, если мощность дозы в данной точке среды постоянна и равна 1 мкГр/с.
• 2. Мощность экспозиционной дозы у-излучения ⁶⁰Со {Е =1,25 МэВ), измеренная в условиях электронного равновесия, равна 2,8 мР/ч на расстоянии 100 см. Определить экспозиционную дозу и поглощенные дозы в воздухе и мягкой биологической ткани за 36 ч.
• 3. Оператор находится на рабочем месте в поле уизлучения. Мощность поглощенной дозы в биологической ткани у-излучением равна 10 мкГр/ч. Определить эквивалентную дозу, получаемую оператором за 36-часовую рабочую неделю.
• 4. Рассчитать мощность поглощенной дозы в воздухе р_п1 мкГр/ч, создаваемую узким пучком у-излучения ¹³⁷Cs (Е_у = 0,66 МэВ), если измеренная
• 1 D — тканевая доза, Гр; С — концентрация, Ки/г; Е — средняя энергия частиц, МэВ.

плотность потока фотонов в данной точке равна 2,7 • 10³ см^-2 • с^-1 (воспользуйтесь табл. 6.22).

• 5. Найти мощность экспозиционной дозы от точечного у-источника ¹³⁷Cs активностью 740 МБк (20 мКи) на расстоянии 100 см.
• 6. В лаборатории имеются три у-источника: ⁶⁰Со, ⁶⁵Zn и ²⁰³Hg активностью 74, 370 и 740 МБк (2, 10 и 20 мКи) соответственно. Какой из них дает наибольшую мощность дозы при постоянной геометрии опыта?
• 7. Мощность экспозиционной дозы, измеренная прибором на расстоянии 200 см от у-источника, равна 0,8 мкР/с. Найти гамма-эквивалент источника М. Если источник ^Г)0Со, то какова его активность А?
• 8. Активность точечного у-источника ⁶⁵Zn равна 1,85 • 10⁸ Бк (5 мКи). Определить экспозиционную дозу, поглощенную дозу в воздухе и среднюю эквивалентную дозу в ткани на расстоянии 20 см от источника за 30 ч.
• 9. Рассчитать экспозиционную дозу за 36 ч от точечного источника ¹⁷⁰Ти (7*½ ⁼ 1⁹ дней), если гамма-эквивалент источника М = 4 мг-экв Ra, а расстояние R = 60 см.