Радиационная доза. 
Радиохимия в 2 т. Т.2 прикладная радиохимия и радиационная безопасность

В России с 1 сентября 2003 г. действует ГОСТ 8.417—2002 ГСИ «Единицы величин», который устанавливает использованне в России Международной системы единиц физических величин (система СИ). С учетом этих ГОСТов строятся основные нормативные документы, например, «Нормы радиационной безопасности», «Санитарные правила» и др.

В области дозиметрии системными и внесистемными единицами являются:

Грей (Гр) — Международная единица поглощенной дозы, в единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), 1 Гр = 1 Дж/кг = 100рад. Один Гр — большая величина: при такой дозе у человека возможно воникновение острой лучевой болезни.

1 Кл/кг — единица экспозиционной дозы в системе СИ: количество гаммаили рентгеновского излучения, которое в 1 кг сухого воздуха образует 6,24 • 10^1Н пар ионов, которые несут заряд в 1 кулон каждого знака. Физический эквивалент 1 Кл/кг равен 33 Дж/кг (для воздуха).

Рентген (Р) — внесистемная единица экспозиционной дозы. Это такое количество у- или рентгеновского излучения, которое в 1 см³ сухого воздуха (имеющего при нормальных условиях вес 0,1 293 г) образует 2,082 • 10⁹ пар ионов. Эти ионы несут заряд в 1 эл.-статическую единицу каждого знака, что в единицах работы и энергии равно 0,114 эрг поглощенной воздухом энергии (6,77 • 10⁴ МэВ)^[1]. При пересчете на 1 г воздуха это составит 1,610 • 10^[2] пар ионов или 85 эрг/г сухого воздуха. 1 р = 7,06 • 10⁴ МэВ/см³ = 5,47 • 10⁷ МэВ/г = 2,58 • 10″ ⁴ Кл/кг. Единица рентген может быть использована до значения энергии 3 МэВ рентгеновского и у-излучений^[2].

Активность минимально значимая (М3А) — активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов госсанэпиднадзора на использование этих источников.

Эффект облучения зависит от величины поглощенной дозы, ее мощности, вида излучения, радиационной чувствительности облучаемого объекта и его компонентов (например, водного раствора и осадка). Сама по себе доза излучения зависит от вида излучения (нейтроны, у-кванты и т. д.), плотности его потока, энергии его частиц, состава вещества и его структуры. В процессе облучения доза со временем накапливается.

Доза излучения — энергия ионизирующего излучения (потоков частиц и квантов), поглощенная облучаемым веществом и рассчитанная на единицу его массы. Является мерой радиационного воздействия.

Для характеристики лозового поля, возникающего в воздушной среде, окружающей источник излучения, используется понятие экспозиционной дозы.

Экспозиционная доза X — количественная характеристика гаммаи рентгеновского излучения, основанная на их ионизирующем действии в воздухе — отношение полного заряда dq всех ионов одного знака, создаваемых в воздухе, к массе воздуха в этом объеме.

За единицу экспозиционной дозы X принята единица кулон на килограмм [Кл/кг] т. е. доза, создаваемая у-излучением, при котором сопряженная корпускулярная эмиссия производит в 1 кг сухого атмосферного воздуха при нормальных условиях (при температуре 0 °C и давлении 760 мм рт. ст.). Один кулон электричества положительно и отрицательно заряженных частиц (6,24−10¹⁸ пар ионов). Физический эквивалент 1 Кл/кг равен 33 Дж/кг (для воздуха).

Мерой воздействия ионизирующего излучения на вещество служит поглощенная доза, определенная как отношение поглощенной энергии излучения в единице массы.

Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема. При условии электронного равновесия поглощенная доза в воздухе экви валентна поглощенной дозе:

Электронное равновесие — взаимодействие излучения со средой, при котором энергия излучения, поглощенная в некотором объеме среды, равна суммарной кинетической энергии электронов, образовавшихся в результате взаимодействия у-излучения с веществом. Электронное равновесие имеет место при облучении потоком у-квантов неограниченно протяженной, однородной по атомному составу и плотности среды (например, воздуха).

Для веществ, отличных от воздуха, в это соотношение вводят коэффициент пропорциональности /, величина которого является функцией энергии у-излучения и природы вещества-поглотителя.

Передача энергии от ионизирующих частиц к вторичным ионизирующим частицам называется преобразованием энергии. Термин «керма» относят к кинетической энергии заряженных частиц, высвобожденных незаряженными частицами. Другой термин — «сема» — определяет потерю энергии заряженными частицами в столкновениях с атомными электронами. Сема учитывает потерю энергии в столкновениях с атомными электронами входящих (в рассматриваемую массу вещества) заряженных частиц, а керма — переданную энергию, уносимую выходящими заряженными частицами из рассматриваемой массы.

Таким образом, керма К — это количество кинетической энергии, переданное заряженным частицам, которые образовались в единице массы облучаемой среды под действием ионизирующего излучения.

Керма — мера поглощенной дозы косвенно ионизирующих излучений (KERMA — Kinetic Energy Released permit МAss — выделение кинетической энергии на единицу массы, К = dE_k/dm). Представляет собой сумму первоначальных кинетических энергий dЕ_к всех заряженных частиц, появившихся в элементарном объеме вещества в результате воздействия на него косвенно ионизирующих излучений, отнесенную к массе вещества в этом объеме dm. Единицей кермы в системе СИ является дж/кг или Грей.

Керма — характеристика излучения по его воздействию на среду, однозначно связанная с параметрами поля излучения, например с плотностью потока энергии. Она применима как для фотонов, так и для нейтронов в любом диапазоне доз и энергий излучения. Керму измеряют в тех же единицах, что и поглощенную дозу [Гр].

Керма — суммарная начальная кинетическая энергия заряженных частиц, образованных в единице массы облучаемой среды под действием косвенно ионизирующего излучения. Применительно к у-излучению в условиях электронного равновесия (равновесие в среде между входящими в dm заряженными частицами и выходящими из него) керма совпадает с дозой излучения, если можно пренебречь потерей энергии заряженных частиц (электронов и позитронов) на тормозное излучение. При этих условиях керма является энергетическим эквивалентом экспозиционной дозы. При низких энергиях первичного излучения керма (К) примерно равна поглощенной дозе, но при высоких энергиях намного выше поглощенной дозы, так как часть энергии уносится из поглощающего объема в форме рентгеновского тормозного излучения или электронов.

Для у-излучения керма выражает отношение суммарной кинетической энергии электронов и позитронов, образовавшихся под действием у-квантов в некотором объеме вещества, к массе вещества в этом объеме:

где Ф — поток энергии у-квантов [эрг/см²]; р'_е = р/р — массовый коэффициент передачи энергии [см²/г].

Следовательно, под кермой можно понимать величину, которая характеризует первую ступень поглощения у-квантов в веществе.

Сема — отношение dЕс к dm, где dЕс — потери энергии заряженных частиц, за исключением вторичных электронов, в столкновении с электронами в веществе массой dm:

Единица измерения: Дж-кг ¹ [Гр].

Наименование сема есть аббревиатура Converted Energy per unit MAss.

Величина сема используется как приближенная величина поглощенной дозы заряженных частиц (в условиях равновесия вторичных электронов при пренебрежении радиационными потерями и упругими ядерными взаимодействиями).

Постоянная мощности воздушной кермы радионуклида (керма-постоянная, Г₈) — отношение мощности воздушной кермы К, создаваемой фотонами с энергией больше заданного порогового значения 8 (обычно 8 = 30 кэВ) от точечного изотропно-излучающего источника данного радионуклида, находящегося в вакууме на расстоянии г от источника, умноженной на квадрат этого расстояния, к активности, а источника: Г₈ = Кг²/а. Один [Грм²/с-Бк] равен постоянной мощности воздушной кермы радионуклида, при которой мощность воздушной кермы, создаваемой фотонным излучением с энергией больше 8, точечного изотроп но-излучающего источника активностью 1 Бк в вакууме на расстоянии 1 м равна 1 Г^/с¹.

Керма-эквивалент источника К₍, [Гр м²/с] — мощность воздушной кермы фотонного излучения с энергией фотонов

' Более предпочтительная единица измерения керма-постоянной — [аттоГр • м²/(с • Бк)], где множитель атто =110 ^ls.

больше заданного порогового значения 5 точечного изотропноизлучающего источника, находящегося в вакууме, на расстоянии I от источника, умноженная на квадрат этого расстояния. Один К_е равен керма-эквиваленту источника, при котором точечный изотропно-излучающий источник фотонов с энергией фотонов, большей 5, создает в вакууме на расстоянии 1 м мощность воздушной кермы 1 Гр/с.

Доза поглощенная (D) — величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу (энергия, фактически оставшаяся в единице массы вещества в результате облучения):

где с1.

Энергия может быть усреднена по любому объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема.

В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж-кг ‘), ее название — грей (Гр). Грей равен поглощенной дозе ионизирующего излучения, при которой веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения любого вида равная 1 Дж. Использовавшаяся ранее внесистемная единица — рад: 1 рад =100 эрг/г = = 0,01 Дж/кт = 0,01 Гр.

Доза в органе или ткани (D,) — средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела:

где т_т — масса органа или ткани; D — поглощенная доза в элементе массы dm.

«Тканевая доза» — поглощенная доза в мягкой биологической ткани, весовой состав которой принимают следующим, в %: водород — 10,1; углерод — 11,1; азот — 2,6; кислород — 76,2.

Поглощенная доза не полностью отвечает целям радиационной защиты, поскольку степень повреждения тканей тела человека различна для различных видов ионизирующих излучений. При оценке радиобиологических эффектов учитывают такие факторы, как влияние типа излучения на биообъекты и отклик различных органов живого организма па равномерное облучение одним и тем же излучением всего организма. Важным является понятие «критический орган». И, наконец, в радиобиологии приходится учитывать дозу, полученную конкретным индивидуумом и популяцией в целом.

При одинаковых поглощенных дозах различные виды радиации производят неодинаковое биологическое воздействие на организм. Обусловлено это тем, что тяжелая частица (например, протон) производит на единице пути в ткани больше ионов, чем легкая (например, электрон). При одной и той же поглощенной дозе радиобиологический разрушительный эффект тем выше, чем плотнее ионизация, создаваемая излучением.

Важно не только количество ионов, образованных в единице массы биологической ткани, но и то, как распределены эти ионы по длине пути излучения, т. е. как на нем осуществлена линейная плотность ионизации. Это распределение однозначно характеризует линейная передача энергии (ЛПЭ) излучения. Если L — отношение полной энергии d?, переданной веществу заряженной частицей вследствие столкновений на элементарном пути d/, к длине этого пути, то:

В качестве единицы измерения ЛПЭ используется килоэлектронвольт на микрометр воды, 1 кэВ/мкм: 1 кэВ/мкм = = 0,16 нДж/м.

В нормативных документах, но радиационной безопасности поглощенная доза, усредненная по ткани или органу, умножается на весовой множитель излучения для учета эффективности данного вида излучения при создании биологических эффектов; полученная величина называется эквивалентной дозой. Величина «эквивалентная доза» используется в тех случаях, когда происходит облучение отдельных органов или тканей, однако вероятность стохастического эффекта поражения в результате получения определенной эквивалентной дозы различна для разных органов и тканей. Вследствие этого эквивалентная доза для каждого органа и ткани умножается на тканевый весовой множитель, что позволяет учесть радиочувствительность этого органа. Общая сумма таких взвешенных эквивалентных доз для всех облученных тканей человека называется эффективной дозой. Для измерения эквивалентной и эффективной доз используется та же единица, что и для поглощенной дозы, т. е. Дж/кг, но для того чтобы было удобно отличать ее от единицы поглощенной дозы [Гр], она называется «зиверт» (Зв).

Доза эквивалентная (H_TR) — поглощенная доза в органе ши ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения V_R:

где W_R — взвешивающий коэффициент для излучения /?; D_{T R} — средняя поглощенная доза в органе или ткани Т.

Понятие эквивалентной дозы введено для оценки радиационной опасности излучения произвольного состава при хроническом облучении человека в малых дозах (в дозах, нс превышающих пяти предельно допустимых годовых доз при облучении всего тела человека). При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения.

Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы (W_R) — множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов (табл. 8.1).

Одни органы и ткани человека более чувствительны к действию радиации, чем другие. Поэтому дозы облучения разных органов и тканей следует учитывать с разным коэффициентом, который называется коэффициентом радиационного риска.

Таблица 8.1

Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения.

Умножив значение эквивалентной дозы на соответствующий коэффициент радиационного риска и просуммировав по всем тканям и органам, получим эффективную дозу, отражающую суммарный эффект для организма.

Эффективная доза (Е) — величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты.

где W_T — взвешивающий коэффициент для органа или ткани Г, т. е. множитель эквивалентной дозы в органах и тканях, используемый в радиационной защите для учета различной чувствительности разных органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации, определяемой «коэффициентом радиационного риска»; Н_Т — эквивалентная доза в органе или ткани Т.

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы (W_T) — множители эквивалентной дозы в органах и тканях, используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности разных органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации (табл. 8.2).

Для организма в целом коэффициент W_T = 1. Для оценки полной эффективной эквивалентной дозы, полученной человеком, рассчитывают и суммируют указанные дозы для всех органов.

Таблица 8.2

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы.

Коэффициент^{определяет} риск облучения данного органа по отношению к риску облучения всего организма, т. е. представляет отношение вероятности возникновения стохастических эффектов в результате облучения какого-либо органа к вероятности их возникновения при равномерном облучении всего тела. Эффективная и эквивалентная дозы — меры вреда от воздействия ионизирующего излучения на человека и его потомков. На практике понятие эквивалентной дозы применяют лишь для характеристики радиационных воздействий в малых дозах (не более пяти годовых предельно допустимых доз для профессионалов).

Одинаковой величине эквивалентной дозы соответствует одинаковая радиационная опасность, которой подвергается человек при воздействии на него любого вида излучения.

Доза эквивалентная Н_т(т), или эффективная 1?(т), ожидаемая при внутреннем облучении — доза за время т, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:

где t₀ — момент поступления; ll₇(t) — мощность эквивалентной дозы к моменту времени t в органе или ткани типа Г.

Когда т не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых и 70 — для детей.

При одновременном воздействии на человека нескольких различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения.

Эту величину иногда называют интегральной эквивалентной дозой.

Доза эффективная (эквивалентная) годовая — сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год. Единица годовой эффективной дозы — зиверт [Зв].

Доза эффективная коллективная — мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения;

она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы — человеко-зиверт [чел. Зв].

Максимальная эквивалентная доза — наибольшее значение суммарной эквивалентной дозы в теле человека или в критическом органе от всех источников внешнего и внутреннего облучения.

Зиверт (Зв, Sv) — единица эквивалентной и эффективной эквивалентной доз в системе СИ. Названа по имени шведского ученого Зиверта (R. М. Sievert) — первого председателя Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ). 1 Зв равен эквивалентной дозе, при которой произведение величины поглощенной дозы в греях (в биологической ткани стандартного состава) на средний коэффициент качества W_R равно 1 Дж/кг, т. е. это поглощенная доза, при которой в 1 кг вещества выделяется энергия в 1 Дж. 13 В = 1 Гр • W_R = = 1 Дж/кг — W_R. При W_R= 1 (для рентгеновского, у-, р-излучений, электронов и позитронов) 1 Зв соответствует поглощенной дозе в 1 Гр.

Дозиметрическими величинами являются эффективная доза облучения Е и эквивалентная доза Н_Т на ткань или орган Т. Основными физическими величинами являются флюенс частиц Ф, керма К и поглощенная доза D. Рабочими величинами для мониторинга рабочих зон являются эквивалент амбиентной дозы H*(d) и эквивалент направленной дозы H'(d, Q), а величиной для индивидуального мониторинга является эквивалент индивидуальной дозы H_p(d).

Мощность дозы — доза излучения {поглощенная, эквивалентная, эффективная) за единицу времени; определяет приращение дозы под воздействием данного излучения за единицу времени. Имеет размерность дозы, деленной на единицу времени.

Коротко остановимся на способах расчета поглощенной дозы в воздухе с учетом интенсивности и плотности излучения.

Под интенсивностью ионизирующего излучения./ будем понимать количество энергии Е [Дж], переносимое ионизирующим излучением данного вида через ориентированную нормально по направлению к ионизирующему излучению площадку, равную 1 см² за 1 с [с^_1-м^_2-Дж" ¹]. Под плотностью потока ионизирующего излучения Ф будем понимать количество ионизирующих частиц или у-квантов ядерного излучения, пересекающих за 1 с площадку, равную 1 см², расположенную нормально к потоку ионизирующего излучения [с ¹ м ²].

Для единичного акта распада с дискретным спектром излучения, в котором доля частиц (или квантов) п с энергией E_i равна р_р интенсивность излучения определяют следующим образом:

где n_i — число частиц с энергией E_i

Полный поток энергии, генерируемый точечным источником с абсолютной радиоактивностью а, равен:

где п. — число частиц с энергией E_i приходящихся на акт распада.

Поскольку полный поток энергии от точечного источника переносится через сферу радиуса г, то/ на расстоянии г будет определяться из соотношения:

Значения р- Е,-табулированы, г и а заданы или находятся экспериментально.

В силу экспоненциального закона ослабления у-излучения снижение интенсивности/ параллельного потока монохроматического у-излучения можно выразить через линейный коэффициент истинного поглощения (см^-1), начальную интенсивность /₀ излучения и толщину d поглощающего слоя:

Напомним, что коэффициент ослабления излучения р = л_е + p_s, где x_s — линейный коэффициент рассеяния, он определяет долю энергии у-излучения, преобразованную в энергию вторичного у-излучения. Суть истинного поглощения состоит в том, что часть энергии излучения расходуется на ионизацию и возбуждение атомов, в результате чего интенсивность прошедшего через поглотитель излучения уменьшается.

Определим теперь энергию у-излучения, вызывающую корпускулярную эмиссию при снижении потока у-излучения./ в объеме воздуха с толщиной слоя / и площадью S:

С учетом последнего соотношения выражение для расчета экспозиционной и поглощенной доз D в воздухе принимает вид:

где х_е [см ¹¹ и х_е [см²/г] — линейный и массовый коэффициент истинного поглощения излучения в исследуемом веществе, например, биологической ткани соответственно.

Коэффициент [i_r — коэффициент истинного поглощения, т. е. коэффициент электронного преобразования, определяющий долю энергии у-излучения, переданную электронам и позитронам в слое вещества.

Поглощенная доза в изучаемом веществе:

Если источник и облучаемое вещество помещены в бесконечную гомогенную среду, то необходимо учесть ослабление первичного у-излучения за счет взаимодействия со средой и вклад со стороны рассеянного излучения. Введя фактор ослабления г-й линии первичного спектра у-излучения за счет взаимодействия с веществом (е~^ц<�г < 1) и энергетический фактор накопления энергии для i-й линии первичного спектра у-излучения (B_Ei > 1), получим формулу для интенсивности потока от точечного изотропного источника у-излучения в гомогенной среде на расстоянии гот источника:

где B_h. — энергетический фактор накопления; р_; — линейный коэффициент ослабления i-й линии первичного спектра у-излучения в окружающей источник среде.

Фактор накопления В — параметр, показывающий во сколько раз данная характеристика поля для рассеянного и нерассеянного излучения больше, чем только для нерассеянного.

Поглощенная доза у-излучения от точечного источника активностью а:

или, с учетом эффектов поглощения и рассеяния излучения:

Выражение для расчета дозы можно существенно упростить путем использования керма-постоянной (табл. 8.3).

Таблица 83

Керма-постоянная для некоторых радионуклидов

* Радий в равновесии с основными дочерними продуктами распада до ^2,0РЬ.

** Радий в равновесии с основными дочерними продуктами распада после фильтра 0,5 мм платины.

Различают дифференциальные и полные керма-постоянные. Дифференциальная ксрма-ностоянная относится к определенной моноэнергетической (какой-нибудь одной) линии у-спектра радионуклида. Полная керма-постоянная равна сумме всех дифференциальных. Доза, полученная облучаемым объектом за время t от точечного источника излучения активностью а_у находящегося на расстоянии г, равна:

Керма-эквивалент объемного источника равен сумме кермаэквивалентов, составляющих его точечных источников с учетом самопоглощения, возможного ослабления излучения в окружающей источник среде и рассеяния в источнике и окружающей среде.

При работе с открытыми источниками радиоактивных излучений в результате небрежности в работе или аварии радиоактивные вещества могут попасть внутрь организма через дыхательные пути, пищевой тракт, кожу, открытые раны.

Во всех случаях попадания радиоактивных веществ в организм создается 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, внутрииолостиых радиометрических измерений, анализа крови, тканей и т. п. можно определить с некоторой погрешностью содержание радиоактивных веществ в различных частях организма.

Внутренняя доза радиации — доза, полученная органами тела в результате воздействия радиоактивного вещества, проникшего внутрь организма при дыхании, с пищей или через раны.

Доза эквивалентная, или 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 радиационной дозы зависит:

• 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 (молекулярно-дисперсное, аэрозоль, коллоид);
• 3) путей проникновения (пероральный, ингаляционный, через кожу);
• 4) скорости и продолжительности его проникновения в организм;
• 5) усвояемости изотопа из желудочно-кишечного тракта или легких;
• 6) характера его распределения, в частности — от склонности к отложению в жизненно важном органе этого организма;
• 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 нолураспада и скорости выведения из организма) и ряда других факторов.

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 самого 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 примерно на 75% состоит из воды, кости — из фосфата кальция, в состав гемоглобина крови входит железо и т. д. Тритий распределяется равномерно по всему организму, фосфор на 65% усваивается костями, железо на 70% переходит в кровь. В связи с неравномерностью распределения радиоактивных изотопов в организме и, следовательно, неравномерностью 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 — 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. Установлены три группы критических органов и предельно допустимые дозы (ПДД) при внешнем и внутреннем облучении для каждой из групп.

Группы критических органов — критические органы, отнесенные к /, II или III группам в порядке убывания радиочувствительности. Для них устанавливают разные значения основного дозового предела. В группу I критических органов включены гонады, все тело, красный костный мозг. В группу II — мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталики глаз и другие органы, не относящиеся к группам I и III. В группу III — кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, голени и стопы.

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 (X) и биологического выведения (А,_Г)). Оба процесса идут независимо друг от друга и могут быть охарактеризованы эффективной постоянной выведения показывающей скорость изменения содержания радиоактивного изотопа в критическом органе:

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

где 7^фф — эффективный период полувыведения; Г_½ — период физического полураспада; Т₆ — период биологического полувыведения радионуклида в процессе минерального обмена (7^ — время, за которое количество радиоактивного изотопа в критическом органе уменьшится в два раза).

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 и из дозы, полученной уже после того, как поступление радиоактивных веществ было прекращено.

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.

Эквивалентная тканевая доза при поступлении в организм нескольких радионуклидов (или одного радионуклида, но со сложной схемой распада):

где Г_эфф и t измерены в сутках.

Если в объекте облучения одновременно находятся a-, fill у-излучающие изогоны, то доза, полученная объектом облучения, является суммой соответствующих доз:

Условия безопасности при работе с источниками излучения требуют, чтобы доза была меньше предельно допустимой дозы, Dп~I I* т. е. D ^ Dп~i i•.

• [1] 1 эрг = 10 7 Дж.
• [2] В России использование экспозиционной дозы и ее единицы «рентген» не рекомендуется.
• [3] В России использование экспозиционной дозы и ее единицы «рентген» не рекомендуется.