Внешнее и внутренне облучение

Соматические и генетические последствия облучения

 

Нежелательные радиационные эффекты воздействия облучения на организм человека условно делятся на соматические (от греческого «сома» - тело) и генетические. Соматические эффекты проявляются непосредственно у самого облученного, генетические – у его потомства. К соматическим эффектам относятся непосредственные ранние эффекты облучения (детерминированные эффекты), которые проявляются в течение нескольких дней и недель (например, лучевая болезнь различной тяжести, локальные поражения отдельных органов и др.). К соматическим эффектам облучения относятся также его отдаленные последствия (сокращение продолжительности жизни, не связанное с какой-либо конкретной причиной, возникновение опухолей и др.), проявляющие только через много месяцев или лет. К генетическим эффектам относят повреждение половых клеточных структур, негативные последствия которого проявятся в последующих поколениях.

Различают стохастические и нестохастические эффекты воздействия излучений на организм.

Если вредные эффекты выявляются, начиная с какого-то определенного порогового значения дозы, то их называют нестохастическими. Для таких эффектов частота их возникновения и степень тяжести возрастают с увеличением дозы.

Последствия облучения человека, вероятность возникновения которых существует при сколь угодно малых дозах (отсутствует порог) и возрастает с дозой, называют стохастическими. Отдаленные соматические (например, лейкемия и другие формы злокачественных образований) и генетические эффекты имеют вероятностную природу и относятся к категории стохастических. Такие эффекты обнаруживаются через длительное время после облучения, а вероятность их проявления оценивается лишь приблизительно (даже при многолетнем наблюдении за большими группами населения в десятки и сотни тысяч человек).

Внешнее и внутренне облучение

Различают внешнее и внутренне облучение. При внешнем облучении радиационная опасность зависит от вида и энергии излучения, активности источника и расстояния до него, продолжительности облучения. При этом наиболее опасны источники рентгеновского и γ-излучения и источники быстрых нейтронов, т.к. эти типы излучений обладают наибольшей проникающей способностью.

Внутреннее облучение вызывается радиоактивными веществами, проникающими непосредственно в организм. Источники радиоактивности, при работе с которыми возможно поступление радионуклидов в окружающую среду, а, следовательно, и опасность внутреннего облучения, называются «открытыми». Наиболее опасными с точки зрения внутреннего облучения являются нуклиды, испускающие α-частицы и(или) β-частицы, так как пробег заряженных частиц в биологической ткани мал и их энергия поглощается вблизи места локализации нуклида.

Биологические последствия внутреннего облучения зависят не только от вида, энергии излучения и активности нуклида, но и от того, где именно в организме концентрируется радионуклид и как долго организм подвергается облучению. Таким образом, при оценке опасности внутреннего облучения необходимо учитывать, в каких органах накапливается нуклид, вид и энергию излучения, период полураспада и биологическую скорость его выведения из организма. Совокупность этих показателей определяет относительную радиотоксичность нуклида (см. далее).

В зависимости от радиотоксичности нуклида и активности открытых источников устанавливается класс работ и соответствующий ему комплекс обязательных защитных мероприятий и правил, обеспечивающих безопасные условия труда. Тщательное соблюдение этих правил позволяет практически полностью исключить возможность проникновения радиоактивных внутрь организма. Поэтому в настоящей главе речь будет идти в основном о методах расчета доз, создаваемых источниками внешнего облучения, и конструировании защитных экранов.

Основным понятием радиационной безопасности является "доза излучения" (доза). Поглощенная доза(D) – отношение энергии dE ионизирующего излучения, переданной веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме.

(4.1)

Поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на 1 кг; единица системы СИ - грей (Гр). Внесистемная единица - рад (от англ. radiation absorbed dose). Соотношение между единицами: 1 рад = 100 эрг/г = 0,01 Дж/кг = 0,01 Гр.

 

Понятие «поглощенная доза» применимо к любым видам излучения, к любым облучаемым материалам и объектам. Например, поглощенная доза в органе «Т» тела человека равна:

(4.2), где m_т - масса органа (ткани, тела), D- поглощенная доза в элементе массы dm.

При равномерном облучении тела человека поглощенная доза в каждом органе одинакова и равна отношению энергии, поглощенной всем телом, к его массе: D_Т = D.

 

Для оценки воздействия на среду косвенно ионизирующих излучений используется также понятие керма (от англ. kinetic energy released in material). Керма (K) – отношение суммы первоначальных кинетических энергий dE_k всех заряженных ионизирующих частиц, образующихся под действием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме, к массе вещества dm в этом объеме.

(4.3)

Единица кермы – грей - совпадает с единицей поглощенной дозы. Внесистемная единица кермы – рад.

В случае фотонного излучения керма определяется кинетической энергией фотоэлектронов, комптоновских электронов и электронов (позитронов) пар. Эта энергия, как отмечалось выше, расходуется не только на ионизацию и возбуждение атомов среды, но и частично преобразуется в энергию электромагнитного тормозного излучения. Таким образом, керма для моноэнергетического фотонного излучения может быть представлена в виде суммы двух членов:

К = К_ип + К_т = К_ип + gК (4.4),

где К_ип и К_т – компоненты кермы, обусловленные ионизационными и радиационными потерями, соответственно; g = К_т/К - доля энергии заряженных частиц, преобразуемой в тормозное излучение.

Если потерями энергии на тормозное излучение можно пренебречь, то керма, в условиях электронного равновесия, равна поглощенной дозе. Под электронным равновесием понимается такое состояние взаимодействия излучения с веществом, при котором энергия излучения, поглощенная в некотором объеме вещества, равна суммарной кинетической энергии ионизирующих частиц, образованных в том же объеме. При этом суммарная кинетическая энергия всех электронов, входящих в рассматриваемый объем извне, равна суммарной кинетической энергии всех электронов, покидающих его. Условию электронного равновесия соответствует полное поглощение средой энергии всех электронов, образовавшихся как в результате первичных процессов взаимодействия гамма-излучения со средой, так и при вторичной ионизации, обусловленной фотоэлектронами, комптон-электронами и электронами (позитронами) пар. Электронное равновесие возможно при облучении фотонами однородной по атомному составу и плотности среды, например, воздуха.

В общем случае при электронном равновесии значение кермы совпадает с поглощенной дозой с погрешностью, определяемой значением g. Ранее (см. раздел..) отмечалось, что доля потерь на тормозное излучение растет с увеличением атомного номера Z облучаемого материала и(или) кинетической энергии электронов (позитронов), которая, в свою очередь, зависит от энергии фотонов. Для фотонного излучения с энергией меньше ~3 МэВ и сред с небольшим Z (в том числе для воздуха, воды и биологической ткани) доля энергии g весьма незначительна (1÷2%, рис.4.1). Таким образом, для g-излучения практически всех радионуклидов значение кермы в воздухе может превышать значение поглощенной дозы в воздухе не более чем на 1%. В биологических объектах большой массы, где соблюдается (в первом приближении) условие электронного равновесия, керма также практически совпадает с поглощенной дозой. Однако для тонких слоев, таких, как кожный покров, керма и поглощенная доза различаются. Следует отметить, что из-за ослабления падающего излучения в биологической ткани, керма в поверхностных слоях биологического объекта больше, чем внутри этого объекта.

 

Поглощенная доза D в биологической ткани распределяется неравномерно по глубине. Пусть поток γ-квантов падает нормально на плоскую границу биологического объекта. Доза на его поверхности (d=0, точка S на рис.) создается только той частью заряженных частиц, появившихся в первичных процессах передачи энергии фотонов атомам внутренних (приповерхностных) слоев, которые «возвращаются» в точку детектирования «Д», находящейся на поверхности ткани. С перемещением точки детектирования «Д» на глубину d₁ к этим частицам добавляются новые частицы, образовавшиеся непосредственно в поверхностном слое толщиной d₁. Это увеличивает поглощенную дозу (точка L). Одновременно γ–излучение ослабевает (по мере проникновения в глубь ткани), что ведет к уменьшению поглощенной дозы. Таким образом, формирование поглощенной дозы обусловлено двумя противоположными процессами: увеличением числа электронов (позитронов) и ослаблением первичного γ–излучения. До некоторой глубины d₀ преобладает первый процесс, затем – второй. На глубине d₀ доза имеет максимальное значение (точка В). Обычно максимум распределения поглощенной дозы фотонного излучения наблюдается близко к поверхности (в слое толщиной менее 2 см).

Если источник наряду с фотонами испускает β-частицы, то поглощенная доза будет расти медленнее (кривая EBC). Для β-частиц поглощенная доза с глубиной уменьшается (кривая FBC).

 

Дополнения 2011 год.

1) Экспозиционная доза – это количественная характеристика фотонного излучения, которая выражена отношением суммарного электрического заряда образовавшихся ионов одного знака, поглощенным в некоторой массе сухого атмосферного воздуха, к этой массе.

2) Следует отметить, что при соблюдении условий электронного равновесия экспозиционная доза фотонного излучения и поглощенная доза в воздухе имеют одинаковый смысл.

Для оценки действия рентгеновского и g-излучения одним из первых было введено понятие экспозиционной дозы (D_э) – энергии излучения, преобразованной в кинетическую энергию заряженных частиц в единице массы сухого воздуха. Необходимо отметить, что экспозиционная доза, характеризующая ионизирующее действие фотонного излучения в воздухе, служит лишь условной мерой эффекта облучения других веществ (биологической ткани): связь между D и D_э можно установить лишь приближенно. Поэтому в настоящее время эта физическая величина в официальных документах, регламентирующих правила работы с источниками радиации, не упоминается. Вместе с тем, ионизацию воздуха легко измерить и по результатам таких измерений можно судить об энергии, поглощенной биологической тканью. Кроме того, выпускаемые ранее приборы, откалиброванные в единицах мощности экспозиционной дозы, до сих пор используются для оценки радиационной обстановки.

(Вставка1) 2011) Единица экспозиционной дозы в системе СИ – кулон на килограмм (Кл/кг). На практике использовали внесистемную единицу D_э – рентген. Рентген (Р)- доза излучения, при которой в 0,001293 г воздуха (масса 1 см³ воздуха при 0°С и давлении 101,3 кПа) образуются ионы, несущие 3,336×10^-10 Кл заряда каждого знака. Таким образом, 1Р = 2,58·10^–4 Кл/кг.

Заряд электрона равен 1,602·10^–19 Кл. Следовательно, при дозе в 1Р в 1 см³ воздуха образуется 2,08·10⁹ пар ионов. Принимая среднюю энергию образования пары ионов в воздухе равной 33,85 эВ (1 эВ = 1,602·10^–19 Дж =1,602·10^–12 эрг), можно определить энергетические эквиваленты рентгена (для воздуха): 1Р = 0,113 эрг/см³ = 8,73·10^–6 Дж/г = 87,3 эрг/г = 0,873 рад = 0,00873 Гр. Для биологической ткани выполняется соотношение: 1Р » 0,95 рад = 0,0095 Гр. (Вставка 2) 2011)

Последствия воздействия разных видов излучения на человека могут различаться даже при одной и той же поглощенной дозе. Например, a-излучение гораздо опаснее b- или фотонного излучения. Для сопоставления биологического действия излучений различного состава введено понятие эквивалентной дозы (H).

H_Т,R = D_Т,R×W_R и H_R = D_R×W_R (4.5), где D_Т,R и D_R – поглощенная доза излучения вида “R” в данном объеме биологической ткани (орган Т или все тело человека), W_R - взвешивающий коэффициент (ранее использовавшееся название «коэффициент качества излучения») для данного вида излучения “R”.

Взвешивающий коэффициент W_R учитывает относительную эффективность излучения “R” в индуцировании биологических эффектов и отражает зависимость неблагоприятных последствий облучения человека от средней энергии, затраченной заряженной частицей на ионизацию и возбуждение атомов (молекул), на единице ее пробега в биологической ткани, т.е. от удельной ионизации среды. Значение W_R для рентгеновского и γ-излучения принято равным 1 Зв/Гр. Удельная ионизация вещества тяжелыми заряженными частицами (a-частицы, протоны, ядра отдачи) в сотни раз превышает соответствующее воздействие на среду β-частиц или электронов (позитронов), образующихся в результате первичных процессов взаимодействия γ-излучения с атомами облучаемого материала. Для электронов и b-частиц W_R=1Зв/Гр; для нейтронов (в зависимости от энергии) W_R от 5 до 20 Зв/Гр; для a-частиц W_R= 20 Зв/Гр.

В системе СИ единицей H_Rявляется зиверт (Зв) - поглощенная доза любого излучения, которая вызывает такой же биологический эффект, как и доза в 1 Гр фотонного излучения; 1Зв = (1 Гр)·W_R. Внесистемной единицей является бэр (биологический эквивалент рада), 1Зв = 100 бэр.

При воздействии излучения сложного состава значение эквивалентной дозы равно сумме H_Т,R (H_R) для всех видов излучений.

 

(4.6)

 

Отдельные органы сильно различаются по своей чувствительности к ионизирующему излучению. Например, при одинаковой эквивалентной дозе возникновение рака в легких более вероятно, чем в щитовидной железе, а облучение половых желез особенно опасно из-за риска генетических повреждений. Поэтому для случаев неравномерного облучения разных органов (тканей) тела человека введено понятие эффективной дозы (H_E). Эквивалентные дозы облучения разных органов учитывают с разными коэффициентами W_T, которые можно назвать коэффициентами радиационного риска (табл. 4.1). Умножив значение эквивалентной дозы H_T на коэффициент W_T и просуммировав по всем тканям и органам, получим эффективную дозу H_E, отражающую суммарный эффект для всего тела:

(4.7).

Взвешивающий коэффициент W_T - отношение риска стохастического эффекта облучения данного органа (ткани) к суммарному риску стохастического эффекта от равномерного облучения всего тела при одинаковых эквивалентных дозах. Таким образом, значение H_E характеризует вероятность возникновения отдаленных неблагоприятных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их чувствительности. Коэффициенты W_T устанавливают эмпирически, их сумма для всего организма составляет единицу. При равномерном облучении всего тела эквивалентная доза в каждом органе (ткани) одна и та же, H_T = H, и, следовательно, H_E = H. Коэффициенты W_T позволяют сопоставить риск облучения вне зависимости от того, облучается все тело равномерно или неравномерно.

Таблица 4.1

Взвешивающие коэффициенты W_T при расчете эффективной дозы (НРБ-99)

 

Группа органов или тканей	WT
гонады	0,20
костный красный мозг, толстый кишечник, легкие, желудок	по 0,12
мочевой пузырь, грудная железа, печень, пищевод, щитовидная железа,	по 0,05
кожа, клетки костных поверхностей	по 0,01
все остальные органы (в сумме), из них на каждый не более	0,05 0,025
организм в целом	1,00

 

Пределы доз

 

Цель радиационной защиты – полное предотвращение детерминированных (нестохастических) эффектов облучения и снижение вероятности стохастических эффектов до приемлемого уровня. Для людей, работающих или имеющих контакт с источниками излучений, установлены пределы доз - величины эффективной или эквивалентной дозы внешнего и внутреннего облучения, которые не должны превышаться в условиях нормальной работы. Предельная годовая доза рассматривается в НРБ-99 как верхний предел безопасного уровня облучения организма.

В НРБ-99/2009 выделяются три категории облучаемых лиц. Персонал группы А работает с источниками излучения непосредственно. Персонал группы Б в рабочее время может находиться в сфере воздействия источников излучения. Остальные люди относятся к категории «население».

Для персонала группы А установлены следующие пределы эффективной (эквивалентной) доз (ПД): 20 мЗв (2 бэр) в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год; при 1700 рабочих часах в году допустимо 12 мкЗв (1,2 мбэр) в час; при шестичасовом рабочем дне – 72 мкЗв (7,2 мбэр) в день. Для кистей рук предел дозы увеличен в 10 раз.

Для персонала группы Б, в том числе для учащихся старше 16 лет, ПД меньше в 4 раза.

Для населения пределы доз меньше в 10 раз.

Далее в тексте все нормативные значения приводятся только для группы А.

Следует отметить, что основные пределы доз не включают в себя дозы естественного и медицинского облучения. Для сравнения, естественное (фоновое) облучение человека составляет в среднем 2,4 мЗв (0,24 бэр) в год.

Установленные в НРБ-99/2009 пределы доз определяются состоянием современных знаний о последствиях облучения. В настоящее время имеются надежные данные многочисленных и длительных наблюдения за персоналом и населением, подвергающихся воздействию повышенных доз (облучение в медицинских целях, проведение ремонтных работ на ядерных установках и т.п.). Эти данные позволяют сделать вывод, что длительное облучение дозами до 50 мЗв в год взрослого человека не вызывает никаких неблагоприятных соматических изменений, реально регистрируемых современными методами диагностики. Детерминированные эффекты полностью исключаются, если при однократном равномерном облучении всего тела доза не превышает 0,5 Зв. Не наблюдается также изменение крови, которая реагирует на лучевое воздействие в первую очередь. Различные формы лучевой болезни развиваются при дозах выше 1 Зв.

Отдаленные соматические и генетические эффекты облучения, имеющие вероятностную природу, обнаружить гораздо сложнее, так как они имеют длительный скрытый период, измеряемый десятками лет. Совершенно очевидно, что при облучении конкретного человека малыми дозами, которое не вызвало детерминированного эффекта, практически невозможно установит причинную связь между облучением и проявлением, например, лейкемии, поскольку это заболевание могло быть обусловлено другими вредными факторами нерадиационного характера. Поэтому вероятность проявления отдаленных соматических и генетических эффектов можно оценить лишь весьма приблизительно (даже при длительном наблюдении за большими группами населения).

В настоящее время достоверно не обнаружено повышенного выхода отдаленных последствий у людей, в течение длительного времени облучавшихся в дозах, превышающих в 10-100 раз естественный фон, т.е. 0,02-0,2 Зв в год. Вместе с тем, имеющийся массив радиобиологических данных не позволяет категорически утверждать, что при дозах менее 0,7 Зв в год отсутствует выход отдаленных последствий. Поэтому, в целях недооценки радиационного фактора, в настоящее время при выборе критериев оценки опасности малых доз вынуждены исходить из определенных экстраполяций.

Отсутствие достоверных данных о выходе злокачественных новообразований и генетических повреждений в области малых доз еще не означает, что эти отдаленные последствия отсутствуют. Поэтому при организации работ с источниками ионизирующих излучений необходимо стремится к тому, чтобы облучение было не только ниже предельно допустимого уровня, но и по возможности минимальным (близким к фоновому).

 

Концепция приемлемого риска.

С любым видом деятельности человека связана определенная степень риска вредного воздействия, результатом которого могут быть травмы, заболевания и даже смерть. За основу при установлении предельного уровня облучения персонала принят риск, не превышающий риска, характерного для безопасной профессиональной деятельности человека в различных сферах в промышленно развитых странах. Среднегодовая смертность от профессиональных причин на этих производствах не превышает уровень: 1 человек в год на 10000 работающих.

 

 

Доза от внешнего источника b-излучения

При работе с внешними источниками b–излучения как правило рассчитывают интегральную дозу в слое полного поглощения. Бета–излучение имеет непрерывный спектр и при расчете используют значение средней энергии (обычно принимают =0,4 E_b,max; более точные значения для радионуклидов приведены в справочниках. Необходимо также отметить, что для биологической ткани потери энергии, обусловленные отражением b-частиц или преобразованием их энергии в тормозное излучение, пренебрежимо малы.

Если на поверхность площадью s (в см²) падает поток b–частиц, имеющих максимальную энергию E_b,max (в МэВ) и максимальный пробег R_max (в г/см²), то энергия этих частиц практически полностью поглощается в слое биологической ткани массой m=s·R_max. При плотности потока F_b (частиц/см²·с) мощность поглощенной дозы Р_П,b равна:

или (4.7)

 

Плотность потока F_b, создающего дозу мощностью в 1 Гр/с, согласно (4.7), равна:

(4.8)

Выражение (4.8) может быть использовано для оценки мощности дозы b-излучения (в Гр/с) известного спектрального состава при регистрации его приборами, откалиброванными в единицах скорости счета (I, имп/с). P_п,b = I /S_д·j·F_b, где j-коэффициент регистрации, S_д -площадь детектора в см².

Для точечного источника активностью А (в Бк), находящегосяна расстоянии r (в см)от облучаемого объекта, учитывается ослабление потока b-частиц слоем воздуха, которое подчиняется, в первом приближении, экспоненциальному закону. Поглощенная доза, создаваемая источником со сложным составом излучения, равна:

(4.9), где ρ –плотность воздуха (при н.у. 0,00129 г/см³); t – время (с); для i- ой группы частиц: p_i – доля частиц на распад, E_b,max,i- максимальная энергия (МэВ), R_max,i – максимальный пробег (г/см²), m_i – коэффициент ослабления в воздухе (см²/г).

Значения R_max и m для алюминия приведены в таблицах. При расчетах, не нуждающихся в особой точности, эти значения можно использовать для оценки D_п,b в других материалах, в частности, в воздухе и в биологической ткани.