Eдиницы физических и условных величин

в радио-дозиметрической практике

(Часть 2-я).

 

 

Учебное пособие

для самостоятельной работы студентов

медико-профилактического факультета

и врачей ГСЭН.

 

 

/Радиационная гигиена/

 

Казань - 2012

УДК: 613:

 

 

Чупрун В.Ф. Радиационная безопасность.

«Единицы физических и условных величин

в радио-дозиметрической практике»

 

Приводятся определения и раскрывается содержание таких понятий как: источники ионизирующих излучений, виды лучевых воздействий, наблюдае­мые биологические эффекты радиационного воздействия, существующие подходы к их оценке.

Дается характеристика единиц физических и условных величин, используемых в практике радиационного контроля и их раз­мерности; отдельных физических констант, а также, ряда понятий и терминов, широко применяемых в официально принятой отечественной и международной документации по ра­диационной гигиене и радиологической защите.

Пособие составлено с учетом современных принципов регламентации радиационного воздействия, на базе Федерального закона "О радиационной безопасности населения"(№3 ФЗ от 09.01.96), Норм радиационной безопас­ности (НРБ-99) и Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности (0СП0РБ-99).

Предназначено для студентов медицинских вузов, работников служб радиационной безопасности, врачей отделов радиационной гигиены ЦГСЭН и других специалистов, интересующихся действием источников ионизирующих излучений.

 

Издание 3-е, дополненное и переработанное.

 

Казань - 2012

"Невежество - это демоническая сила, служащая причиной многих трагедий"

Ионизирующее излучение (ИИ) - излучение, формирующее при своем взаимодействии со средой ионы разных знаков, входящее в состав ионизирую­щей области спектра.  

Ионизирующие излучения возникают в ходе любых ви­дов ядерных превращений, при торможении заряженных частиц в полях ядер атомов вещества, а также в ходе эксплуатации высокотемпературных источ­ников (газовая сварка, горячая плазма и пр.).

Источником ионизирующего излучения называют любое техническое уст­ройство или радиоактивное вещество, формирующие (либо способные форми­ровать) поля ионизирующих излучений, на которые распространяется дейст­вие "Норм радиационной безопасности" (НРБ-99) и "Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности" (0СП0РБ-99). Различают природные и техногенные источники ионизирующих излучений.

К природным источникам относятся: космическая радиация, природные радионуклиды земного и космогенного происхождения (присутствующие в элементах биосферы). Совокупность природных источников определяет зна­чение естественного (природного) радиационного фона местности - полей ионизирующих излучений, формируемых космической радиацией, радионукли­дами земного и космогенного происхождения, распределенных в биосфере.

Техногенные источники это уже продукты специальной научной и инже­нерно-технической деятельности, создания технологий, в которых энергия излучений находит свое полезное (используемое) применение, или является сопутствующим (паразитным) фактором. Техногенные источники ионизирующих излучений представлены: радионуклидными источниками и техническими уст­ройствами, работа которых сопровождается формированием полей ионизирую­щей радиации.

В большинстве используемых радионуклидных источниках присутствуют искусственно получаемые (отсутствующие в природе) радиоактивные изотопы, которые включаются в него в процессе изготовления источника (в качестве необходимого функционального элемента), либо образуются в нем в процес­се его эксплуатации. В радионуклидных источниках могут применяться так­же и природные радионуклиды, но уже в гораздо больших, чем в окружающей среде концентрациях, что и не дает основание относить такой источник к природному.

Точечный источник излучения. Всякий источник ионизирующего излу­чения имеет определенные конечные линейные размеры. Источник излучения условно называется точечным в том случае, если интенсивность излучения (в направлении его распространения) подчиняется закону "квадрата рас­стояния" (J/r²), т.е. интенсивность ионизирующего излучения (J) обратно пропорциональна квадрату расстояния до источника (г²), что имеет место в случаях, когда размеры источника сравнительно малы, по крайней мере, в 10 раз меньше расстояния до него (г).

Техническое устройство. Устройство, генерирующее в процессе работы ионизирующее излучение, за счет изменения скорости движения заряженных частиц, их аннигиляции или ядерных реакций (нерадионуклидный источник) - рентгеновская трубка, ускоритель заряженных частиц, генератор ионизи­рующих излучений, аннигиляционная камера. Особенностью работы является то, что ионизирующее излучение формируется только на период включения (выведения в рабочий режим) такого устройства.

Закрытый (радионуклидный) источник. Источник ионизирующего излуче­ния, устройство которого полностью исключает поступление содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду в нормальных условиях при­менения и износа, на которые он рассчитан.

Открытый (радионуклидный) источник. Источник ионизирующего излуче­ния, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду.

 

        "Если на вашу голову обрушиваются неприятности - значит, она у вас есть!"

Уже малые дозы облучения могут запустить (не до конца еще установ­ленную цепь событий), приводящую к нарушениям функции системы иммуните­та, ЦНС, эндокринной регуляции, кровоснабжения тканей, обменных процес­сов, способствующих формированию новообразований, генетических измене­ний. Воздействие ионизирующей радиации вызывает изменения всех биофизи­ческих и биохимических процессов (протекающих на молекулярном уровне), формируя многочисленные нарушения клеточных структурных элементов, из­меняя течение химических процессов в клетках, приводя к подавлению ак­тивности ферментных систем, замедлению или полному прекращению роста и развития клеток, вызывая нарушения в репаративных процессах (вплоть до гибели клеточных структур, с последующим замещением их соединительной тканью).

Доза лучевого воздействия. Понятие широко используется с целью ко­личественной характеристики выделившейся (в ходе взаимодействия с био­логической тканью конкретного органа или организма в целом - среда пог­лощения) энергии воздействующей радиации (единицы физических величин), либо - оценки последствий радиационного воздействия в виде тех или иных биологических эффектов (единицы условных величин), в практике контроля условий радиационной безопасности (РБ). Повреждений, вызванных ионизирующей радиацией будет тем больше, чем большую энергию она передаст тканям. Количество же передаваемой в ходе взаимодействия энергии (доза из­лучения) оценивается с помощью расчетных методов, либо специальной до­зиметрической аппаратуры.

Лучевое воздействие мы можем испытывать от любого радионуклида или их смеси, независимо от того, находятся ли они вне организма или внутри него (попадание с пищей, водой, воздухом, через кожу). При этом, выде­ляют дозы внешнего лучевого воздействия, внутреннего, сочетанного (ком­бинированного) и смешанного.

Внешнее лучевое воздействие. Основополагающим для понимания меха­низмов радиационных повреждений является четкое представление о сущест­вовании разных путей, посредством которых излучение достигает тканей организма, воздействуя на них.

Один из таких путей - внешнее облучение от источника, расположенно­го вне организма. Радиационные воздействия при этом можно классифициро­вать: как вызываемые либо глубоко проникающей радиацией (гамма-, рент­геновское-, нейтронное излучения), либо неглубоко проникающей радиацией (протонное, бета-, электронное излучения).

Однако, внешнее радиационное воздействие будет оказывать и закрытый радионуклидный источник, вводи­мый в ткани (т.е., находящийся внутри тела человека).

К дозам внешнего облучения относят дозовые нагрузки, формируемые полями ионизирующих излучений технических устройств, закрытых радионуклидных источников (не зависимо от того находятся они внутри тела или вне его), а также, радионуклидными источниками в открытом виде на те органы (ткани), клеточные структуры которых не содержат воздействующих радионуклидов.

Защита от внешнего лучевого воздействия базируется на комбинации таких факторов, как активности источника, формирования рабо­чего пучка излучения, применения защитных экранов, времени экспозиции и расстояния до источника.

Внутреннее облучение.  Лучевое воздействие на ткани всего организ­ма (отдельных органов) радионуклидами, инкорпорирован­ными клеточными структурами тканей и принимающих участие (как обычные хими­ческие элементы) во всех внутриклеточных процессах.

В среднем, примерно две трети дозы лучевого воздействия, получаемой от естественных (природных) источников радиации, приходится на внутрен­нее облучение радионуклидами, поступающими в организм с пищей, водой, воздухом. И проблемы, обусловленные внутренним радиационным воздейст­вием, намного более сложны, чем те, что сопряжены с внешним облучением организма.

Пути поступления радиоактивных веществ. Как правило, говорят о 4-х основных путях, по которым радиоактивные вещества способны поступать в организм: через слизистые верхних дыхательных пу­тей и легкие (ингаляционный); через пищевод и желудочно-кишечный тракт (алиментарный); через неповрежденную здоровую кожу (перкутанный) и че­рез ее повреждения (раневые и ожоговые поверхности).

Поступив в кровь, важными моментами уже становятся: химическая при­рода радионуклида, его физические характеристики (период полураспада, полная гамма-постоянная изотопа), его активность, вид и энергия испус­каемого излучения, критический орган и его масса, период биологического полувыведения данного радионуклида.

Критический орган.  Органы (ткани), подвергающиеся наибольшей опасно­сти радиационного воздействия исходя из своей особой радиочувствительности или значительного облучения (в связи с преимущественным отложением в нем радиоизотопа).  При внутрен­нем облучении все радионуклиды могут быть охарактеризованы по особенностям своего распре­деления, избирательности накопления в органах (тканях).

Наибольшую опасность представляют при этом радионуклиды, откладывающиеся преиму­щественно в функционально важных, либо, особо радиочувствительных орга­нах и тканях, отличающихся к тому же, значительным периодом  биологического полувыведе­ния.

Концентрация радиоактивного изотопа в ткани. Количество содержащих­ся радионуклидов (по их активности), приходящихся на единицу массы тка­ни, определяется термином концентрация радиоактивного изотопа в ткани. Наиболее употребимыми единицами концентрации являются: Беккерель на ки­лограмм (Бк/кг) и милли Кюри на грамм (мКи/г).

Кратность накопления изотопа - отношение количества радионуклида, накопленного в организме, к количеству ежедневно поступающего радионуклида (в случае его хронического поступления).

Коэффициент дискриминации. Процесс перехода радиоактивных веществ из почвы в растения, из пищевых продуктов в организм и т.д. характе­ризуется одной важной особенностью - радиоактивные изотопы, похожие по своим химическим свойствам на стабильные элементы /например: радиоак­тивный стронций (Sr-90) и кальций; радиоактивный цезий (Cs-137) и ка­лий/ усваиваются растениями или организмом в меньшей степени, что нахо­дит свое объяснение в более прочной фиксации радионуклидов по сравнению с их химическими аналогами стабильных элементов. Не исключается также и некоторое избирательное (селективное) отношение растений, организма к данным элементам. С учетом приводимых обстоятельств, интенсивность на­копления радиоактивных веществ может быть значительно уменьшена допол­нительным внесением в почву, рационы питания элементов - являющихся хи­мическими аналогами радионуклидов (обогащение почвы и рационов).

Величина, характеризующая относительную степень преимущественного накопления организмом элемента, естественно входящего в состав тела,  по сравнению с накоплением радиоактивного изотопа его химического аналога носит название " коэффициент дискриминации ".

Период биологического полувыведения (Т_биол). Биологическим выведе­нием называется процесс снижения концентрации радиоактивного изотопа в органе (ткани) или в организме в целом, как следствие постоянно идущего обмена веществ. Время, за которое активность изотопа, накопленная в ор­ганизме, снизится вдвое (как следствие процессов биологического выведе­ния) и называется периодом биологического полувыведения.

Однако, наряду с обменными процессами (в тканях, содержащих радионуклиды), одновремен­но протекают процессы их физических превращений (распадов), также вле­кущие за собой снижение их содержания.

Время, за которое исходная активность изотопа в организме уменьша­ется вдвое в результате процессов биологического выведения и физических процессов распада ядер радионуклидов, получило название эффективный пе­риод полувыведения (Т_эфф). Эффективный период полувыведения радионук­лида рассчитывается по формуле:

 

Т_{э фф}. = (Т_биол. × Т_физ.) ÷ (Т_биол. + Т_физ.).

Мероприятия по обеспечению радиационной безопасности при  работе с радионуклидными  источниками в открытом виде должны одновременно быть направлены как на защиту от внешнего радиационного воздействия, так и от внутрен­него облучения.  При этом, должны приниматься все меры по ограничению загрязнений воздушной среды, поверхностей, кожных покровов, одежды и прочих объектов окружающей среды (воздух, почва, растительность и др.) и при нормальной эксплуатации, и в ходе проведения работ по ликвидации последствий радиационных аварий.  Основные требования по размещению, планировки, оборудованию, отделки помещений, предназначенных для проведения работ с радионук­лидными источниками в открытом виде, предъявляются в зависимости от класса проводимых работ (ОСПОРБ-99, §§ 3. 8 - 3.12, с. 44-59).   Который, в свою очередь,  устанавливается с учетом группы радиационной опасности применяемых радио­нуклидов  и их содержания (по активности) на рабочем месте.

Все радионуклиды, как потенциальные источники внутреннего облучения по степени радиационной опасности подразделяются на четыре группы (А, Б, В, Г) в зависимости от их минимально-значимой активности. Принадлежность конкретного радионуклида к той, или иной группе радиационной опасности определяется в соответствии с приложением П-4 (НРБ-99, стр. 102-110).

Минимально-значимая активность (МЗА) - активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при пре­вышении которой требуется разрешение органов государственного санитарного надзора на использование данного источника.

"Наполни смыслом, каждое мгновенье, часов и дней неумолимый бег,

Тогда весь мир ты примешь как владенье, тогда ты будешь - ЧЕЛОВЕК! "

Универсальная система единиц. Разработка и создание универсальной системы единиц физических величин долгие годы являлось предметом обсуж­дений многих ученых, специалистов различных отраслей науки и техники.

Введение Международной системы единиц (СИ), потребовало критическо­го пересмотра многих физических понятий и терминов, величин, их услов­ных обозначений, а в радиационной гигиене - дополнительной разработки метрологических вопросов, связанных с физическими, радиобиологическими и клиническими эффектами воздействия ионизирующей радиации. В настоящее время Международная система единиц (СИ) узаконена практически во всех странах. В нашей стране применение единиц СИ введено с 1980 года, а в 1982 г. введен новый стандарт ГОСТ 8.417-81 на используемые единицы фи­зических величин.

Внедрение последних в науку, технику, медицину, другие области яви­лось одним из важнейших средств совершенствования международного сотру­дничества и обмена. Унификация единиц - содействовала переходу к более высокому уровню стандартизации и технологии в промышленном производстве, повышению эффективности профилактики заболеваний, диагностике и лечения больных в медицине.

Повсеместное применение единиц, отличающихся своей согласованностью и простотой, в конечном счете принесло только пользу, но в переходном периоде (до 2000 года), когда наряду с новыми единицами в практике было разрешено пользоваться и старыми внесистемными (специ­альными) единицами, возникало немало путаниц и недоразумений.

 Дополни­тельная сложность обусловливалась и тем, что единицы измерения радиации часто менялись и в самих рамках Международной системы.

При переходе к единицам СИ необходимо, как и при изучении нового разговорного языка, не только усвоить слова и правила речи, но и нау­читься мыслить в новых понятиях и терминах, привыкнуть к новым единицам. Переход от одних единиц к другим, выполненный неверно, или без ясного понимания сути дела, может повлечь за собой серьезные врачебные ошибки в контроле радиационной безопасности персонала радиологических учрежде­ний и населения.

В помощь изучения радиационной гигиены и предназначено данное посо­бие, которое желательно не просто прочитать, но систематически с ним работать, упражняясь в проводимых расчетах и в обращении с единицами, проверяя себя и, постепенно закрепляя накапливающийся личный опыт.

 

"Человек страдает не столько от того, что происходит,

сколько от того -  как он оценивает происходящее".

ЕДИНИЦЫ ФИЗИЧЕСКИХ ВЕЛИЧИН В ПРАКТИКЕ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ

Общим свойством всех видов излучений является способность их, вза­имодействуя со средой поглощения, передавать последней свою энергию.

Именно это обстоятельство легло в основу определения количественных связей между уровнями лучевого воздействия и эффектами, наблюдаемыми в поглощающей среде (включая и биологические ткани).

Все методы регистрации и количественной оценки значений поглощаемой в среде взаимодействия энергии ионизирующего излучения, получили назва­ние дозиметрия.

Основными понятиями в дозиметрической практике (включающими в себя целый ряд как физических, так и и условных единиц), являются " доза " лу­чевого воздействия и " мощность дозы " излучения (характеристика полей, формируемых ионизирующей радиацией).

"ДОЗА ЛУЧЕВОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ" - понятие, отражающее степень как физи­ческих процессов взаимодействия излучения с поглощаемой средой, так и прослеживаемых (в виде биологических эффектов) последствий такого вза­имодействия.

С целью количественной характеристики степени проявления физических процессов взаимодействия излучений с поглощаемой средой при­меняются такие физические величины как - доза экспозиционная (X), керма (К), поглощенная доза (D). В то время как для оценки наблюдаемых пос­ледствий таких взаимодействий (биологических эффектов), применяют ус­ловные величины: доза эквивалентная (Н), эффективная доза (D_эфф), эф­фективная эквивалентная доза (Е_Н), доза коллективная (S_Е) и др. - отра­жающие различные уровни биологических проявлений радиационного воздей­ствия.

Экспозиционная доза (X) - понятие связано с ионизацией, формируемой фотонами в воздухе, и применимо только по отношению к рентгеновскому и гамма излучениям.

Ионизация и возбуждение атомов среды относятся к первичным физичес­ким процессам, возникающим в среде поглощения под влиянием ионизирующей радиации. Именно эти процессы определяют степень воздействия излучений на биологические ткани, а поскольку связаны они с поглощенной энергией излучения, - они и были выбраны для количественной характеристики меры воздействия ионизирующего излучения на среду.

Экспозиционная доза - мера ионизационного действия фотонного излу­чения, определяемая по степени ионизации сухого (не содержащего водяных паров) воздуха в условиях электронного равновесия (когда поглощенная энергия излучения в в некотором объеме среды равняется суммарной кине­тической энергии ионизирующих частиц, образованных излучением в том же объеме среды).

Непосредственно измеряемой физической величиной при оп­ределении экспозиционной дозы является общий электрический заряд ионов одного знака, образованных в воздухе за время облучения.