Эквивалентная доза. Коэффициент качества излучения. Допустимые и контрольные уровни облучения

Размещено на http://www.allbest.ru

Размещено на http://www.allbest.ru

Эквивалентная доза. Коэффициент качества излучения. Допустимые и контрольные уровни облучения

Введение

Биологическое действие рентгеновского и ядерных излучений на организм обусловлено ионизацией и возбуждением атомов и молекул биологической среды. На процесс ионизации излучения расходуют свою энергию. В результате взаимодействия излучений с биологической средой живому организму передается определенное количество энергии. Часть поступающего в организм излучения, которое пронизывает облучаемый объект (без поглощения), действия на него не оказывает. Поэтому основная физическая величина, характеризующая действие излучения на организм, находится в прямой зависимости от количества поглощенной энергии. Для измерения количества поглощенной энергии введено такое понятие, как доза излучения.

1. Эквивалентная доза. Коэффициент качества излучения

Дозой облучения называется энергия излучения, поглощенная в единице объема или массы вещества за все время воздействия излучения. Энергия излучения, поглощенная веществом, затрачивается на его ионизацию. Следовательно, доза облучения, характеризует степень ионизации вещества: чем больше доза, тем больше степень этой ионизации. Поэтому именно доза излучения (или облучения) является мерой поражающего действия радиоактивных излучений на организм человека, животного или растения. Одна и та же доза может накапливаться за разное время, причем биологический эффект облучения зависит не только от величины дозы, но и от времени ее накопления. Чем быстрее получена данная доза, тем больше ее поражающее действие, и наоборот.

Таблица 1. Коэффициент относительной биологической эффективности для различных видов излучений

ионизация радиационный излучение

Установлено, что при облучении одной и той же энергией биологической ткани человека (то есть при получении одной и той же дозы), но различными видами лучей последствия для здоровья будут разными. Например, при облучении альфа-частицами тела человека вероятность заболеть раком значительно выше, чем при облучении бета-частицами или гамма-лучами.

Поэтому для учета биологической эффективности различных видов излучения и для оценки радиационной опасности хронического воздействия излучения произвольного состава введено понятие эквивалентной дозы H. Она была введена для оценки последствий облучения биологической ткани малыми дозами (дозами, не превышающими 5 предельно допустимых доз при облучении всего тела человека), то есть 250 мЗв/год. Ее нельзя использовать для оценки последствий облучения большими дозами.

Чтобы учесть неравномерность поражения от различных видов излучений, введен «коэффициент качества», на который необходимо умножить величину поглощенной дозы от определенного вида излучения, чтобы получить эквивалентную дозу.

H=DRWR,

где DR - поглощенная доза биологической тканью излучением R, WR - средний коэффициент качества (весовой множитель излучения R - альфа-частиц, бета-частиц, гамма-квантов и др.), учитывающий относительную эффективность.

Если идет облучение различными видами излучения одновременно, то эквивалентная доза равна сумме поглощенных доз от каждого вида излучения, умноженной на средний коэффициент качества:

H=DпiWRi,

где i - вид излучения.

В системе СИ за единицу эквивалентной дозы принят зиверт (Зв); 1Зв=100бэр. Внесистемная единица эквивалентной дозы - биологический эквивалент рентгена - бэр (1бэр=110-2 Дж/кг). Все национальные и международные нормы установлены именно в эквивалентной дозе облучения.

Мощность эквивалентной дозы - отношение приращения эквивалентной дозы за единицу времени и выражается в "зивертах в секунду" (Зв/с). Поскольку время пребывания человека в поле облучения при допустимых уровнях измеряется, как правило, часами, предпочтительно выражать мощность эквивалентной дозы в "микрозивертах в час" (мкЗв/ч).

Для всех очень важно знать предельно допустимые дозы. По заключению Международной комиссии по радиационной защите на 1990 год, вредные эффекты могут наступать при эквивалентных дозах не менее 1,5 Зив/год (150 бэр/год), а в случаях кратковременного облучения - при дозах выше 0,5 Зив (50 бэр). Когда облучение превышает некоторый порог, возникает лучевая болезнь.

Различают хроническую и острую (при однократном, массивном воздействии) формы этой болезни. Острую лучевую болезнь по тяжести подразделяют на четыре степени, начиная от дозы 1-2 Зив (100-200 бэр, 1-я степень) до дозы 6 Зив (600 бэр, 4-я степень). Четвертая степень чаще заканчивается летальным исходом.

Дозы, получаемые в обычных условиях, ничтожны по сравнению с дозами, вызывающими заболевания. Мощность эквивалентной дозы, создаваемая естественным излучением, колеблется от 0,05 до 0,2 мЗив/час, т. е. от 0,44 до 1,75 мЗив/год (44-175 мбэр/год).

При медицинских диагностических процедурах - рентгенологических - человек получает еще примерно 1,4 мЗив/год. Поскольку в кирпиче и бетоне в небольших дозах присутствуют радиоактивные элементы, доза возрастает еще на 1,5 мЗив/год. Наконец, из-за выбросов современных тепловых электростанций, работающих на угле, и при полетах на самолете человек получает до 4 мЗив/год.

В итоге существующий фон может достигнуть 10 мЗив/год (0,5 бэр/год). Такие дозы совершенно безвредны для человека. Предел дозы в добавлении к существующему фону для ограниченной части населения в зонах повышенной радиации установлен 5 мЗив/год (0,5 бэр/год), т. е. с 300-кратным запасом. Для персонала, работающего с источниками ионизирующих излучений, установлена предельно допустимая доза - 50 мЗив/год (5 бэр/год), т.е. 28 мЗив/ч при 36-часовой рабочей неделе.

Предельно допустимая доза (ПДД) - наибольшее значение индивидуальной дозы за год, которая при равномерном воздействии в течении 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала (категория А) неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Предел дозы (ПД) - предельная эквивалентная доза за год для ограниченной части населения (категория Б). ПД устанавливается ниже ПДД для предотвращения необоснованного облучения людей. Ожидаемая эквивалентная доза для населения интегрируется за 70-летний период.

Основные дозовые пределы облучения персонала и населения не включают в себя дозы от природных и медицинских источников излучения, а так же дозу вследствие аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения. Для учащихся в возрасте 21 года, проходящих обучение с использованием ионизирующего излучения, годовые накопленные дозы не должны превышать значений, установленных для населения.

Планируемое повышенное облучение при ликвидации аварии разрешается только в тех случаях, когда нет возможности избежать такого облучения в связи со спасением жизни людей, предотвращением дальнейшего развития аварии и облучения большого количества людей. Планируемое повышенное облучение допускается только для мужчин старше 30 лет при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

Облучение в дозе до 100 мЗв в год допускается с разрешения территориальных органов госсанэпиднадзора, а до 200 мЗв в год - с разрешения Госкомсанэпиднадзора России.

Лица, подвергшиеся облучению в дозе, превышающей 100 мЗв, в дальнейшем не должны подвергаться облучению в дозе более 20 мЗв/год.

Однократное облучение в дозе свыше 200 мЗв рассматривается как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны выводится из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Дальнейшая работа с источниками облучения этим лицам может быть разрешена только медицинской комиссией.

Все лица, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, приравниваются к персоналу. Они должны быть обучены для работы в зоне радиационной аварии и пройти медосмотр. Повышенное облучение не допускается для работников, ранее уже получивших дозу 200 мЗв в год, а так же для лиц, имеющие медицинские противопоказания.

2. Допустимые и контрольные уровни облучения

ионизация радиационный излучение

Критерием количественной оценки радиационного воздействия радиоактивных веществ при малых уровнях ионизирующего излучения является эквивалентная доза, поглощенная организмом или его отдельным органом.

Допустимый уровень (ДУ) - производный норматив для поступления радионуклидов в организм человека за календарный год, усредненных за год мощности эквивалентной дозы, концентрации радионуклидов в воздухе, питьевой воде и пище, плотности потока частиц и т.п., рассчитанный для референтных условий облучения из значений пределов доз.

Устанавливается такой перечень допустимых уровней, относящихся к радиационно-гигиеническим регламентам первой группы.

Для категории А - персонал (профессиональные работники) - лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений.

· допустимое поступление радионуклида через органы дыхания;

· допустимая концентрация радионуклида в воздухе рабочей зоны;

· допустимая плотность потока частиц;

· допустимое радиоактивное загрязнение кожи, спецодежды и рабочих поверхностей.

Для категории Б - ограниченная часть населения, которая по условиям размещения или проживания может подвергаться воздействию источников ионизирующих излучений.

· допустимое поступление радионуклида через органы дыхания и органы пищеварения;

· допустимая концентрация радионуклида в воздухе и питьевой воде.

Категория В - все население.

При ежегодном поступлении на уровне любого из допустимых поступлений средняя эквивалентная доза за любой календарный год у критической группы лиц категории Б будет равна или меньше предела дозы в зависимости от времени достижения равновесного содержания радионуклида в организме.

При расчетах предела дозы учитывается вид излучения, физико-химические свойства радиоактивных веществ и биологические константы, характеризующие их поведение в организме. Важнейшие из них - это коэффициенты всасывания в кровь, доля вещества, депонирующего в критическом органе, эффективный период полувыведения из критического органа Тэфф.

Для подавляющего большинства радионуклидов значение Тэфф равен от долей до 100 суток. Для таких радионуклидов допустимое поступление рассчитывают исходя из равновесного накопления его в критическом органе. При нормировании поступления радионуклидов с большим Tэфф осуществляется более жесткий подход. В этом случае при недопустимом накоплении радионуклида в организме может возникнуть необходимость исключить дальнейший его контакт с источниками излучений, а это трудно сочетать с требованием законодательства - обеспечить возможностью работы такого человека по избранной специальности в течение всего трудоспособного периода.

На практике измерение величин допустимых поступлений, как правило, бывает затруднительно. Для этих случаев необходимо ограничивать содержание радионуклидов и осуществлять их контроль в средах обитания человека. Так для осуществления оперативного радиационного контроля внутреннего облучения установлена среднегодовая допустимая концентрация радионуклидов в воздухе рабочих помещений и в питьевой воде.

В соответствии с концепцией беспорогового действия ионизирующих излучений, заключающейся в том, что облучение должно поддерживаться на сколь возможно низком уровне, рекомендуется устанавливать значения измеряемых величин, при превышении которых должны быть предприняты какие-то особые действия и решения, называя их контрольными уровнями. Рекомендуется ориентироваться на такие уровни:

· уровни регистрации, при превышении которых результат должен быть записан;

· уровни исследования, выше которых должны исследоваться причины или значения результата;

· уровни вмешательства, при превышении которых должны рассматриваться действия на исправление положения.

Использование этих уровней поможет избежать ненужной или непродуктивной работы и эффективно распределить ресурсы.

Заключение

Достоверные оценки доз ионизирующих излучений, получаемых пациентом при рентгеновской или радионуклидной диагностике, а также при лучевой терапии является весьма актуальной и достаточно сложной проблемой. В клинической практике необходимо рассчитывать разные поглощенные дозы: общую дозу, полученную пациентом, локальную дозы, полученную патологическим очагом и прилегающими к нему тканями, дозу, полученную участком кожи, через которую входит в тело излучение. Вычисления затруднены гетерогенностью объекта излучения, достаточно сложной томографии, плохой определенностью значений коэффициентов поглощения излучения в различных компонентах среды, трудностями учета рассеяния излучения различными органами и тканями. Для реальной среды, введение обоснованных параметров типа эффективного коэффициента поглощения излучения, дозового и энергетического факторов накопления, необходимых для восстановления пространственного распределения дозового поля, представляет собой весьма не простую задачу. Трудности дозиметрии связаны и с отсутствием единого алгоритма расчета для всех видов излучения: для рентгеновского, нейтронного излучения, электронов, протонов, дейтронов и т.п. требуются специальные методики вычислений. Дозиметрию приходится проводить для пациента, врача и для населения в целом.

Список использованной литературы

1. Безопасность жизнедеятельности: Учебник / Под ред. Проф. Э.А. Арустамова. - М.: Издательско-торговая корпорация «Дашков и К», 2006. - 476 с.

2. Белов А.Д., Киршин В.А., Лысенко Н.П., Пак В.В. и др.; Под ред. А.Д. Белова. - М.: Колос, 1999. - 384 с.;

3. Дорожко С.В., Бубнов В.П., Пустоит В.Т. Защита населения и объектов в чрезвычай-ных ситуациях. Радиоактивная безопасность: пособие. - Мн.: Дикта, 2008. - 308 с.;

4. Ярмоленко С.А. Радиобиология человека и животных: Учеб. для биол. спец. вузов. - 3-е изд., перераб. и доп. - М.: Высшая школа, 1988. - 424 с.

Размещено на Allbest.ru