Основные методы измерения радиоактивности

2.

Фотоэффект Комптон-эффект Образование пар

2. При комптоновском рассеянии гамма-квант передает часть своей энергии одному из внешних электронов атома. Этот электрон отдачи, приобретая значительную кинетическую энергию, затрачивает её на ионизацию вещества (это уже вторичная ионизация, т.к. g-квант, выбив электрон уже произвёл первичную ионизацию).

g-квант после соударения теряет значительную часть энергии и изменяет своё направление движения, т.е. рассеивается.

Эффект Комптона наблюдается в широком интервале энергий гамма-квантов (0,02-20 Мэв).

3. Обраазование пар. Гамма-кванты, проходящие вблизи ядра атома и имеющие энергию не менее 1,02 МэВ, под действием поля атомного ядра превращаются в две частицы алектрон и позитрон. Часть энергии гамма-кванта превращается в экви­валентную массу двух частиц (по соотношению Эйнштейна Е=2me*C²= 1,02 Мэв). Оставшаяся энергия гамма-кванта передается возникшим электрону и позитрону в виде кинетической энергии. Образовавшийся электрон ионизирует атомы и молекулы, а позитрон аннигилирует с каким-либо из электронов среды, образуя два новых гамма-кванта, обладающих энергией по 0,51 МэВ. Вторичные гамма-кванты расходуют свою энергию на комптон-эффект, а затем на фотоэффект. Чем выше энергия гамма-квантов и плотность вещества, тем вероятнее процесс образования пар. Поэтому для защиты от гамма-лучей используют тяжелые металлы, например, свинец.

Рентгеновские лучи взаимодействуют с веществом аналогично за счет этих же трёх эффектов.

1. Характеристическое и тормозное рентгеновское излучение. Отличия и сходства рентгеновского и гамма-излучения. Закон ослабления гамма-излучения.

Характеристическое тормозное излучение возникает в результате возбуждения атома, когда электроны перешедшие на внешнюю орбиту возвращаются на орбиту ближайшую к ядру и отдают при этом избыток энергии в виде характеристического рентгеновского излучения (частота его характерна для каждого химического элемента). В рентгеновских аппаратах используется характеристическое рентгеновское излучение. При взаимодействии бета-частиц (электронов) с веществом кроме ионизации атомов этого вещества, бета-частицы (электроны),взаимодействуя с положительным зарядом ядер, искривляют свою траекторию (тормозятся) и при этом теряют свою энергию в виде тормозного рентгеновского излучения.

Гамма-лучи испускаются из ядер р/а изотопов при их распаде, а рентгеновские лучи возникают при переходах электронов в пределах электронных оболочек атома, Частота гамма-лучей выше частоты рентгеновских лучей, а проникающая способность в веществе и эффекты взаимодействия примерно одинаковы.

Чем толще слой поглотителя, тем больше будет ослаблен проходящий через него поток гамма-лучей.

Для каждого материала экспериментально установлен слой половинного ослабления D1/2 (это толщина любого материала вдвое, ослабляющего гамма-излучение.)

Он равен для воздуха -190м, дерева-25см, биологическая ткань-23см, грунт -14см, бетон -10см, сталь-3см, свинец-2см. (D1/2» r /23)

Рассуждая аналогично, как и при выводе закона р/а распада, получим:

D/D1/2 -D/D1/2 -0,693D/D1/2

I = Iо / 2 или I = Iо * 2 (другой вид записи I = Iоe)

где: I - интенсивность гамма-лучей после прохождения слоя поглотителя толщиной D;

Iо - начальная интенсивность гамма-лучей.

10. Задачи дозиметрии и радиометрии. Внешнее и внутреннее облучение организма. Соотношение между активностью и дозой, создаваемой их гамма-излучением. Методы защиты от локальных источников излучений.

Дозиметрия - это количественное и качественное определение величин, характеризующих действия ионизирующего излучения на ве­щество с использованием различных физических методов и примене­нием специальной аппаратуры.

Радиометрия - разрабатывает теорию и практику измерения радио -активности и идентификацию радиоизотопов.

Биологическое действие рентгеновского и ядерных излучений на организм обусловлено ионизацией и возбуждением атомов и моле­кул биолог-ской среды.

a ¾¾¾® Б.объект

b ¾¾¾® Ионизация

g ¾¾¾® пропорциоеально ¾¾¾®g

n ¾¾¾® поглощённой энергии ¾¾¾® n

r ¾¾¾® излучения ¾¾¾® r (рентгеновское излучение)

Доза излучения - это величина энергии ионизирующего излучения, поглощённая в единице объема (массы) облучаемого вещества.

Облучение от внешних р/а источников называют внешним облучением. Облучение от РВ, попавших в организм с воздухом, водой, пищей создаёт внутреннее облучение.

Используя значение Кg (величина гамма-постояннай приведена в справочниках для всех р/а изотопов) можно определить мощность дозы точечного источника любого изотопа.

Р = Кg · А / R²,где

Р - мощность экспозиционной дозы, Р/ч

Кg - ионизационная постоянная изотопа, Р/ч· см² / мКu

А - активность, мКu

R - расстояние, см.

От локальных источников р/а излучений можно защититься экранированием, увеличением расстояния до источника и уменьшением времени его воздействия на организм.

11. Доза и мощности дозы. Единицы измерения экспозиционной, поглощённой, эквивалентной, эффективной дозы.

Доза излучения - это величина энергии ионизирующего излучения, поглощённая в единице объема (массы) облучаемого вещества. В литературе, документах МКРЗ (международная комиссия по радиационной защите), НКРЗ (национальный комитет России) и НКДАР (научный комитет по действию атомной радиации при ООН) различают понятия:

- Экспозиционная доза (ионизирующая способность рентгеновских и гамма лучей в воздухе) в рентгенах; Рентген (Р) - экспозиционная доза рентгеновского или g-излучения (т.е. фотонного излучения), создающая в 1 см³ воздуха два миллиарда пар ионов. (В рентгенах измеряют экспозицию источника, поле излучения,как говорят радиологи падающее излучение).

- Поглощенная доза - энергия ионизирующего излучения, погло­щенная тканями организма в пересчете на единицу массы в Радах и Греях;

Рад (радиацион абсорбет доза - англ.) - поглощенная доза любого вида ионизирующего облучения, при которой в 1 г массы ве­щества поглощается энергия равная 100 эрг. (В 1 г разной по соста­ву биологической ткани поглощается разное количество энергии.)

Доза в радах = дозе в рентгенах, умноженной на к-т, отражающий энергию излучения и род поглощающей ткани. Для воздуха: 1рад = 0,88 рентг;

для воды и мяг­ких тканей 1рад=0,93Р (в практике принимают 1рад=1Р)

для кост­ных тканей 1рад = (2-5)Р

В системе Си принята единица Грей (в 1 кг массы поглощает­ся 1 Дж энергии излучения). 1Гр=100 рад (100Р)

- Эквивалентная доза - поглощенная доза, умноженная на коэф­фициент, отражающий способность данного вида излучения пов­реждать ткани организма в Бэрах и Зивертах. БЭР (биологический эквивалент рентгена)- это доза любого ядерного излучения, при которой в биологической среде создается такой же биологический эффект, как при дозе рентгеновского или гамма-излучения в 1 рентген. Д в бэрах = Д в рентг.*ОБЭ. ОБЭ - коэффициент относительной биологической эффективности или коэффициент качества (КК)

Для b, g и рентг. излучения ОБЭ (КК) = 1; для a и протонов = 10;

медленные нейтроны = 3-5; быстрые нейтроны = 10.

Зиверт(Зв) - это эквивалентная доза любого вида излучения, поглощённая в 1кг биологической ткани, создающая такой же биологический эффект, как и поглощённая доза в 1Гр фотонного излучения. 1Зв = 100 бэр (и = 100Р)

- Эффективная эквивалентная доза - эквивалентная доза, умно­женная на коэффициент, учитывающий разную чувствительность различных тканей к облучению, в Зивертах.

Коэффициенты радиационного риска для разных тканей (орга­нов) человека, рекомендованные МКРЗ: (например 0,12 - красный костный мозг, 0,15 - молочная железа 0,25 - семенники или яичники;) Коэффициент показывает долю приходящуюся на отдельный орган при равномерном облучении всего тела

В биологическом плане важно знать не просто дозу излучения, полученную каким-либо объектом, а дозу, полученную в единицу времени.

Мощность дозы - это доза излучения, отнесенная к единице времени.

Д = Р / t Например, Р/час, мР/час, мкР/чаc, мкЗв/ч, мБэр/мин, Гр/с и т. д.

О мощности поглощенной дозы го­ворят как о приращении дозы в единицу времени.

12 Характеристика a-,d-частиц и g-излучения.

Свойства разных видов ионизирующих излучений рассмотрим в виде таблицы.

Вид излучений	Что представляет	Заряд	Масса	Энергия МэВ	Скорость	Ионизация в воздухе на 1 см пути	Величина пробега …в: Воздухе Биологич. Металле Ткани
a	Поток ядер гелия	Два эл. Положит.заряда ÅÅ	4 аем	2 – 11	10-20 тысяч км/час	100-150 тысяч пар ионов	2 – 10 см	Доли мм (~0,1мм)	Сотые доли Мм
b	Поток Электронов	Элементарный отр. Заряд(-)	0,000548 аем	0 – 12	0,3-0,99 скорости света (С)	50-100 пар ионов	До 25 метров	До 1 см	Несколько мм.
g	Эл-мгн. Излуч. l<10^-11м (в.свет 10^-7м)	Не имеет	g-квант имеет массу покоя =0	От кэВ до нескольких МэВ	С 300000 км/сек	Слабая	100-150 метров	метры	Десятки см.

13. Характеристика р/а загрязнения при аварии на АЭС.

В ядерных реакторах используется внутриядерная энергия, выделяющаяся при цепных реакциях деления U-235 и Pu-239. При цепной реакции деления, как в ядерном реакторе, так и в атомной бомбе образуется около 200 радиоактивных изотопов примерно 35 химических элементов. В атомном реакторе цепная реакция управляема, и ядерное топливо (U-235) “выгорает” в нём постепенно в течение 2-х лет. Продукты деления – радиоактивные изотопы –накапливаются в ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент). В реакторе атомный взрыв произойти ни теоретически, ни практически не может. На ЧАЭС в результате ошибок персонала и грубого нарушения технологии произошёл тепловой взрыв, и р/а изотопы две недели выбрасывались в атмосферу, разносились ветрами по разным направлениям и, оседая на обширных территориях, создали пятнистое загрязнение местности. Из всех р/а изотопов наиболее биологически опасными оказались: Йод-131 (I-131) – с периодом полураспада (Т_1/2) 8 суток, Стронций - 90 (Sr-90) - Т_1/2 -28 лет и Цезий - 137 (Сs-137) - Т_1/2 -30 лет. На ЧАЭС в результате аварии было выброшено 5% топлива и накопившихся радиоактивных изотопов это - 50 МКи активности. По цезию-137 это эквивалентно 100 шт. 200 Кт. атомных бомб. Сейчас в мире более 500 реакторов, и ряд стран на 70-80 % обеспечивает себя электроэнергией за счёт АЭС, в России 15%. С учётом исчерпания в обозримом будущем органических запасов топлива основным источником энергии будет атомная.

Периодизация опасностей после аварии на ЧАЭС:

1. период острой йодной опасности (йод - 131) в течение 2-3 месяцев;

2. период поверхностного загрязнения (коротко и среднеживущие радионуклиды) - до конца 1986г.;

3. период корневого поступления (Сs-137, Sr-90) - с 1987 года на 90-100 лет.

Зонирование после аварии (по загрязнению почвы Сs-137 и годовой дозе):

- зона отчуждения (отселения) - более 40 Ки/км².(доза более 50 мЗв/год);

- зона отселения (добровольного) – от 15 до 40 Ки/км². (доза 20 - 50 мЗв/год);

- зона ограниченного проживания (с временным отселением беременных женщин и детей) 5 - 15 Ки/км². (доза от 5 до 20 мЗв/год);

- зона радиационного контроля (зона проживания с льготным социально-экономическим статусом) 1-5 Ки/ км² (доза от 1 до 5 мЗв/год).

В РФ от аварии на ЧАЭС частичное радиоактивное загрязнение (более 1 Ки/км²) получили 15 областей (Брянская, Курская, Калужская, Тульская, Орловская, Рязанская и др.- от 1 до 43% территории).

По законодательству РФ население, проживающее на землях с заражением (по цезию) более 1 Ки/км² имеет право на минимальные льготы

14. Детекторы ионизирующих излучений. Классификация. Принцип и схема работы ионизационной камеры.

Радиоактивные излучения могут быть обнаружены (выделены, детектированы) с помощью специальных устройств - детекто­ров, работа которых основана на физико-химических эффектах, возникающих при взаимодействии излучении с веществом.

Виды детекторов: ионизационные, сцинтиляционные, фотографические, химические, калориметрические, полупроводниковые и др.

Наибольшее распространение получили детекторы основанные на измерении прямого эффекта взаимодействия излучения с ве­ществом - ионизации газовой среды, Это: - ионизационные камеры;

- пропорциональные счетчики;

- счетчики Гейгера-Мюллера (газоразрядные счетчики);

- коронные и искровые счетчики,

Принципиальная схема работы ионизационного детектора.

Эта камера заполненная возду­хом или инертным газом, в ко­торой расположены два электро­да (катод и анод), создающие электрическое поле.

Сухой воздух или газ являются хорошими изоляторами и не про­водят электрический ток. Но заряженные частицы альфа и бета, попав в камеру, производят ионизацию газовой среды, а гамма-кванты сначала образуют в стенках камеры быстрые электроны (фотоэлектроны, комптон-электроны, электронно-позитронные па­ры), которые также ионизируют газовую среду. Образовавшиеся положительные ионы движутся к катоду, отрицательные к аноду. В цепи возникает ионизационный ток, пропорциональный количест­ву излучения.

Ионизационный ток при одной и той же величине ионизирую­щего излучения сложным образом зависит от напряжения приложен­ного к электродам камеры. Эта зависимость называется вольтамперной характеристи­кой ионизационного детектора.

Ионизационная камера применяется для измерения всех типов ядерных излучений. Конструктивно оформляются плоскими, цилиндрическими, сферическими, напёрстковыми с объемом от до­лей см³ до 5 литров. Заполнены обычно воздухом. Материал ка­меры - плексиглас, бакелит, полистирол, может быть алюминий. Широко используются в индивидуальных дозиметрах (ДК-0,2; КИД-1, КИД-2, ДП-22В, ДП-24 и др.).

15. Характеристика р/а загрязнения при ядерном взрыве.

При цепной реакции деления, U-235 и Pu-239 в атомной бомбе образуется около 200 радиоактивных изотопов примерно 35 химических элементов При ядерном взрыве цепная реакция деления проходит мгновенно во всей массе делящегося вещества, и образовавшиеся р/а изотопы выбрасываются в атмосферу, а затем выпадают на местности в виде протяжённого радиоактивного следа.

Направление ветра

Вся область радиоактивного заражения местности по степени заражения делится на 4 зоны, границы которых характеризуются дозами радиации за время полного распада – Д _∞ в Рентгенах и уровнями радиации на 1 час после взрыва Р₁ в Р/ч.

Рис. 2.1. Зоны радиоактивного заражения при ядерном взрыве

Названия зон (в скобках величины Р₁ (Р/ч), Д_∞ (Р)): А – умеренного заражения (8 Р/ч, 40 Р), Б – сильного (80 Р/ч, 400 Р), В – опасного (240 Р/ч, 1200 Р), Г - чрезвычайно опасного заражения (800 Р/ч, 4000 Р).

В справочниках приведены размеры зон в зависимости от мощности взрыва и скорости ветра в верхних слоях атмосферы - указана длина и ширина каждой зоны в км. Вообще, местность считается зараженной, если уровень радиации составляет 0,5 Р/ч -в военное время и 0,1мР/ч в мирное время (естественный радиационный фон в Ярославле - 0,01 мР/ч,)

Вследствие распада РВ постоянно происходит снижение уровня радиации, по соотношению

Р _t = Р₁ • t ^{– 1,2}

Р

t

Рис. 2.2. Снижение уровня радиации на следе ядерного взрыва

Графически это круто падающая экспонента. Анализ этого соотношения показывает, что при семикратном увеличении времени уровень радиации снижается в 10 раз. Спад радиации после аварии на ЧАЭС происходил значительно медленнее

Для всех возможных ситуаций уровни радиации и дозы рассчитаны и сведены в таблицы.

Для с/х производства радиоактивное заражение местности представляет наибольшую опасность, т.к. люди, животные и растения подвергаются не только внешнему гамма-облучению, но и внутреннему при попадании РВ внутрь организма с воздухом водой и пищей. У незащищённых людей и животных в зависимости от полученной дозы может возникнуть лучевая болезнь, а с/х растения замедляют рост, снижают урожайность и качество продукции растениеводства, а при тяжёлых поражениях происходит гибель растений.

16. Основные методы измерения радиоактивности (абсолютный, расчетный и относительный (сравнительный) Эффективность счетчика. Счётная (рабочая) характеристика.

Радиоактивность препаратов можно определить абсолютным, расчетным и относительным (сравнительным) методом. Последний наиболее распространен.

Абсолютный метод. Тонкий слой исследуемого материала наносится на специальную тончайшую пленку (10-15 мкг/см²) и помеща­ется внутрь детектора, в результате чего используется полный те­лесный угол (4p) регистрации вылетающих, например, бета-частиц и достигается почти 100% эффективность счета. При работе с 4p-счетчиком не нужно вводить многочисленные поправки, как при расчетном методе.

Активность препарата выражается сразу в единицах активнос­ти Бк, Кu, мКu и т.д.

Расчётным методом определяют абсолютную активность альфа и бета излучающих изотопов с применением обычных газоразрядных или сцинтилляционных счетчиков.

В формулу для определения активности образца введен ряд поправочных коэффициентов, учитывающих потери излучения при из­мерении.

А = N/w×e×k×r×q×r×g•m×2,22×10¹²

A - активность препарата в Кu;

N - скорость счета в имп/мин за вычетом фона;

w - поправка на геометрические условия измерения (телесный угол);

e - поправка на разрешающее время счетной установки;

k - поправка на поглощение излучения в слое воздуха и в окне (или стенке) счетчика;

r - поправка на самопоглощение в слое препарата;

q - поправка на обратное рассеяние от подложки;

r - поправка на схему распада;

g - поправка на гамма-излучение при смешанном бета-, гамма-излучении;

m - навеска измерительного препарата в мг;

2,22×10¹² -переводной коэффициент от числа распадов в минуту к Ки (1 Ки = 2,22*10¹² расп/мин).

Для определения удельной активности необходимо активность приходящуюся на 1 мг перевести на 1 кг.

Ауд = А*10⁶, (Кu/кг)

Препараты для радиометрии могут быть приготовлены тонким, толстым или промежуточным слоем исследуемого материала.

Если исследуемый материал имеет слой половинного ослабления - D1/2,

то тонкие - при d<0,1D1/2, промежуточные - 0,1D1/2<d<4D1/2, толстые (толстослойные препараты) d>4D1/2.

Все поправочные коэффициенты сами в свою очередь зависят от многих факторов и в свою очередь рассчитываются по сложным формулам. Поэтому расчетный метод очень трудоемок.

Относительный (сравнительный) метод нашел широкое приме­нение при определении бета-активности препаратов. Он основан на сравнении скорости счета от эталона (препарат с известной актив­ностью)со скоростью счета измеряемого препарата.

При этом должны быть полностью идентичные условия при из­мерении активности эталона и исследуемого препарата.

Апр = Аэт* Nпр/Nэт, где

Аэт - активность эталонного препарата, расп/мин;

Апр - радиоактивность препарата (пробы), расп/мин;

Nэт - скорость счета от эталона, имп/мин;

Nпр - скорость счета от препарата (пробы), имп/мин.

В паспортах на радиометрическую и дозиметрическую аппара­туру указано обычно с какой погрешностью производятся измерения. Предельная относительная погрешность измерений (иногда ее назы­вают основной относительной погрешностью) указывается в процен­тах, например, ± 25%. Для разных типов приборов она может быть от ± 10% до ± 90% (иногда указывается отдельно погрешность вида измерения для разных участков шкалы).

По предельной относительной погрешности ± d% можно оп­ределить предельную абсолютную погрешность измерения. Если сняты показания прибора А, то абсолютная погрешность DА=±Аd/100. (Если А=20 мР, а d = ±25%, то реально А= (20 ± 5)мР. Т.е. в пределах от 15 до 25 мР.

17. Детекторы ионизирующих излучений. Классификация. Принцип и схема работы сцинтиляционного детектора.

Радиоактивные излучения могут быть обнаружены (выделены, детектированы) с помощью специальных устройств - детекто­ров, работа которых основана на физико-химических эффектах, возникающих при взаимодействии излучении с веществом.

Виды детекторов: ионизационные, сцинтиляционные, фотографические, химические, калориметрические, полупроводниковые и др.

Наибольшее распространение получили детекторы основанные на измерении прямого эффекта взаимодействия излучения с ве­ществом - ионизации газовой среды, Это: - ионизационные камеры;

- пропорциональные счетчики;

- счетчики Гейгера-Мюллера (газоразрядные счетчики);

- коронные и искровые счетчики,

а также сцинтилляционные детекторы.

Сцинтиляционный (люминисцентный) метод регистрации излучений основан на свойстве сцинтилляторов испускать видимое све­товое излучение (световые вспышки - сцинтилляции) под действием заряженных частиц, которые преобразуются фотоэлектронным умно­жителем в импульсы электрического тока.

Катод Диноды Анод Сцинтилляционный счетчик состоит из сцинтиллятора и

ФЭУ. Сцинцилляторы могут быть органические и

неорганические, в твердом, жидком или газовом

состоянии. Это йодистый литий, сер­нистый цинк,

йодистый натрий, монокристаллы анграцена, и др.

-

+100 +200 +400 +500 вольт

Работа ФЭУ: - Под действием ядерных частиц и гамма квантов

в сцинтилляторе возбуждаются атомы и испускают кванты видимого цвета - фотоны.

-Фотоны бомбардируют катод и выбивают из него фотоэлектроны:

-Фотоэлектроны ускоряются электрическим полем первого динода, выбивают из него вторичные электроны, которые ускоряются полем второго динода и т. д., до образования лавинного потока элект­ронов попадающих на катод и регистрирующихся электронной схемой прибора. Эффективность счета сцинтилляционных счетчиков достигает 100%.Разрешающая способность значительно выше чем в ионизационных камерах(10 в-5-й -!0 в-8-й против 10¯³ в ионизационных камерах). Сцинтиллиционные счетчики находят очень широкое применение в ра­диометрической аппаратуре

18. Радиометры, назначение, классификация.

Промышленностью выпускается большое количество типов ра­диометрической и дозиметрической аппаратуры, которые могут быть классифицированы:

- по способу регистрации излучения (ионизационные, сцинтилляционные и др.);

- по виду регистрируемого излучения (a,b,g,n,p)

- источнику питания (сетевые, батарейные);

- по месту применения (стационарные, полевые, индивидуальные);

- по назначению.

Радиометры - приборы, предназначенные для:

- измерения активности радиоактивных препаратов и источников излучения;

- определения плотности потока или интенсивности ионизирующих частиц и квантов;

- поверхностной радиоактивности предметов;

- удельной активности газов, жидкостей, твердях и сыпучих веществ.

В радиометрах в основном используются газоразрядные счетчики и сцинтилляционные детекторы.

Они подразделяются на переносные и стационарные.

Как правило они состоят из: - детектора-датчика импульсов; - импульсного усилителя; - пересчетного прибора; - электромеханического или электронного нумератора; - источника высокого напряжения для детектора; - источника питания для всей аппаратуры.

В порядке совершенствования выпускались: радиометры Б-2, Б-3, Б-4;

декатронные радиометры ПП-8, РПС-2; автоматизированные лаборатории "Гамма-1", "Гамма-2”, "Бета-2"; снабжённые ЭВМ, позволяющие просчитывать до нескольких тысяч образцов проб с автоматической распечаткой результатов. Широко используются установки ДП-100, радиометры КРК-1, СРП-68-01.

Указать назначение и характеристики одного из приборов.

19. Дозиметры, назначение, классификация.

Промышленностью выпускается большое количество типов ра­диометрической и дозиметрической аппаратуры, которые могут быть классифицированы:

- по способу регистрации излучения (ионизационные, сцинтилляционные и др.);

- по виду регистрируемого излучения (a,b,g,n,p)

- источнику питания (сетевые, батарейные);

- по месту применения (стационарные, полевые, индивидуальные);

- по назначению.

Дозиметры - приборы, измеряющие экспози­ционную и поглощенную дозу (или мощность дозы) излучения. В основном состоят из детектора, усилителя и измерительного уст­ройства, Детектором может служить ионизационная камера, газораз­рядный счетчик или сцинтилляционный счетчик.

Подразделяются на измерители мощности дозы - это ДП-5Б, ДП-5В, ИМД-5, и индивидуальные дозиметры - измеряют дозу излучения за промежуток времени. Это ДП-22В, ИД-1, КИД-1, КИД-2 и др. Они являются карманными дозиметрами, часть из них - прямопоказывающие.

. Существуют спектрометрические анализаторы (АИ-З, АИ-5, АИ-100) - позволяющие автоматически определять радиоизотопный состав любых образцов (например, почв).

Имеется также большое количество сигнализаторов о превы­шении радиационного фона, степени загрязненности поверхностей. Например, СЗБ-03 и СЗБ-04 сигнализируют о превышении величины загрязненности рук бета-активными веществами.

Указать назначение и характеристики одного из приборов

20. Оснащение радиологического отдела ветлаборатории. Характеристика и работа радиометра СРП-68-01.

Табельное оснащение радиологических отделов областных ветбаклабораторий и специальных районных или межрайонных радиологических групп (при районных ветбаклабораториях)

- Радиометр ДП-100

-Радиометр КРК-1 (РКБ-4-1ем)

-Радиометр СРП 68-01

-Радиометр “Бересклет”

-Радиометр - дозиметр -01Р

-Радиометр ДП-5В (ИМД-5)

-Комплект дозиметров ДП-22В (ДП-24В).

Лаборатории могут оснащаться и другими типами радиометрической аппаратуры.

Большинство из указанных выше радиометров и дозиметров имеется на кафедре в лаборатории.

21. Периодизация опасностей при аварии на АЭС.

В ядерных реакторах используется внутриядерная энергия, выделяющаяся при цепных реакциях деления U-235 и Pu-239. При цепной реакции деления, как в ядерном реакторе, так и в атомной бомбе образуется около 200 радиоактивных изотопов примерно 35 химических элементов. В атомном реакторе цепная реакция управляема, и ядерное топливо (U-235) “выгорает” в нём постепенно в течение 2-х лет. Продукты деления – радиоактивные изотопы –накапливаются в ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент). В реакторе атомный взрыв произойти ни теоретически, ни практически не может. На ЧАЭС в результате ошибок персонала и грубого нарушения технологии произошёл тепловой взрыв, и р/а изотопы две недели выбрасывались в атмосферу, разносились ветрами по разным направлениям и, оседая на обширных территориях, создали пятнистое загрязнение местности. Из всех р/а изотопов наиболее биологически опасными оказались: Йод-131 (I-131) – с периодом полураспада (Т_1/2) 8 суток, Стронций - 90 (Sr-90) - Т_1/2 -28 лет и Цезий - 137 (Сs-137) - Т_1/2 -30 лет. На ЧАЭС в результате аварии было выброшено 5% топлива и накопившихся радиоактивных изотопов это - 50 МКи активности. По цезию-137 это эквивалентно 100 шт. 200 Кт. атомных бомб. Сейчас в мире более 500 реакторов, и ряд стран на 70-80 % обеспечивает себя электроэнергией за счёт АЭС, в России 15%. С учётом исчерпания в обозримом будущем органических запасов топлива основным источником энергии будет атомная.

Периодизация опасностей после аварии на ЧАЭС:

1. период острой йодной опасности (йод - 131) в течение 2-3 месяцев;

2. период поверхностного загрязнения (коротко и среднеживущие радионуклиды) - до конца 1986г.;

3. период корневого поступления (Сs-137, Sr-90) - с 1987 года на 90-100 лет.

22. Естественные источники ионизирующих излучений. Космическое излучение и природные РВ. Доза от ЕРФ.

1. Естественные источники ионизирующих излучений (иии)

Природный радиационный фон состоит из:

- космического излучения;

- излучения естественных радиоактивных веществ, находящиихся в земных

породах, воде, воздухе, строительных материалах;

- излучения естественных радиоактивных веществ, содержащихся в растительном

и животном мире (в т.ч. и в человеке).

Космическое излучение - делится на первичное это непрерывно падающий поток ядер во­дорода (протонов) - 80% и ядер легких элементов (гелия (альфа-частицы), лития, бериллия, бора, углерода, азота) - 20%, испаряющихся с поверхностей звёзд, туманностей и солнца и усиленных (ускоренных) многократно в электромагнитных полях космических объектов до энергии порядка 10¹⁰ эВ и выше. (В нашей галактике - Мл. Путь -300 млрд звёзд, а галактик 10¹⁴)

Взаимодействуя с атомами воздушной оболочки земли это первичное космическое излучение рождает потоки вторичного космическо­го излучения, ооотоящего из всех известных элементарных частиц и излучений (± мю и пи-мезоны - 70%; электроны и позитроны - 26%, первичные протоны - 0,05%, гамма-кванты, быстрые и сверхбыстрые нейтроны).

Природные радиоактивные вещества разбивают на три группы:

1) Уран и торий с продуктами их распада, а также калий-40 и рубидий-87;

2) Малораспространённые изотопы и изотопы о большим Т_1/2 (кальций-48, цирконий-96, неодим-150, самарий-152, рений-187, висмут-209 и др.);

3) Углерод-14, тритий, бериллий -7 и -9 - непрерывно образующиеся в атмосфере под действием космического излучения.

Наиболее распространён в земной коре рубидий-87 (Т_1/2 = 6,5.10¹⁰ лет), затем уран-238, торий-232, калий-40. Но радиоактивность калия-40 в земной коре превышает радиоактивность всех других изотопов вместе взятых (Т_1/2 = 1,3 10⁹ лет). Калий-40 широко рассеян в почвах, особенно в глинистых, его удельная активность 6,8.10^-6 Ки/г.

В природе калий состоит из 3-х изотопов: стабильных К-39 (93%) и К-41(7%) и радиоактивного К-40 (),01%). Концентрация К-40 в почвах 3-20 nKu/г (пико - 10^-12),

Среднемировое принимают 10. Отсюда в 1 м³ (2тонны) - 20 мкКu, в 1км² - 5Кu (корнеобит. слой=25см). Среднее содержание U-238 и Th-232 принимают по 0,7 nKu/г. Вот эти три изотопа и создают мощность дозы естественного фона от почвы = примерно 5 мкР/ч (и ещё столько же от космич. излучения) Наш фон (8-10 мкР/ч ниже среднего. Колебания по стране 5-18, в мире до130 и даже до 7000 мкР/ч..

Строительные материалы создают дополнитальную гамма-радиацию внутри зданий (из железобетона до 170 мрад/год, в деревянных - 50 мрад/год).

Вода, являясь растворителем, содержит растворимые комплексные содинения урана, тория, радия. В морях и озерах концентрация радиоактивных элементов выше чем в реках. Минеральные источники содаржат много радия (7,5*10^-9 Кu/л) и радона (2,6*10^-8 Кu/л). Калия-40 в водах рек и озер примерно столько æå, сколько и радия (10^-11 Кu/л).

23. Содержание природных РВ в воздухе. Естественные радиоактивные изотопы в теле человека. Доза от ЕРФ

Воздух (атмосфера) содержит радон и торон, выделяющиеся из земных пород и углерод-14 и тритий непрерывно образующиеся в ат­мосфере под действием нейтронов вторичного комического излучения, взаимодействующих с азотом и водородом атмосферы. Особенно опасно накопление радона в плохо проветриваемых зданиях. Принят норматив во вновь строящихся зданиях £100 Бк/м³, в заселённых £200 Бк/м³, при превышении 400 Бк/м³ принимают меры к уменьшению радона или перепрофилируют использование здания. Расчёты показывают что при концентрации радона в 16 и 100 Бк/м³ годовая доза составит 100мБэр и 1Бэр соответственно. Реально концентрация»11 Бк/м³

Растения и животные очень интенсивно усваивают из окружающей среды радиоактивные изотопы К-40,С-14, Н-3 (это кирпичики белковых молекул). Остальные радионуклиды в меньшей степени.

Содержание естественных радиоактивных изотопов в теле человека.

Изотоп	Количество (грамм)	Радиоактивность (Кюри)
Калий-40	8,3*10^-2	6*10^-7(22200 Бк)
Углерод-14	2*10^-3	8,9*10^-8(3300 Бк)
Свинец-210	7*10^-3	4,6*10^-10 (17 Бк)
Тритий (Н-3)	8*10^-15	7,6*10^-11 (3 Бк)
Уран-235	5*10^-6	1,1*10^-11(0,4 Бк)
Торий-232	7*10^-5	7,9*10^-12 (0,3 Бк)
Уран-238	7*10^-4	2,4*10^-10 (9 Бк)

Внутреннее облучение большинства органов обусловлено наличием в них К-40. Годовая доза от К-40 составит: для красного костного мозга - 27 мрад

Лёгких - 17 мрад

Половых желез -15 мрад

От других радионуклидов, находящихся в организме доза составит 1/100, 1/1000 от этих величин. Исключение -родон, поступающий в лёгкие ингаляционно и создающий в них дозу до 40мрад в год.

Таким образом, только от естественных иии за счёт внешнего и внутреннего облучения человек получает годовую дозу в 200 мрад (мБэр) (или 2мЗв)

от иии Земного просхожд.- 167 (внутреннее облучение от К-40 и Rn-222......... 132 мБэр)

(внешнее облучение от К-40, U-238, Тh-232, Rb-87........... 35 мБэр)

от иии Космич-го просихожд .- 32 (внешнее облучение от g-квантов, m, p-мезонов.... .30мБэр)

(внутреннее облучение отС-14, Н-3................. 2 мБэр)

Выводы. 1. Доза от внешнего облучения природными иии составляет 65 мБэр это» 30% всей дозы.Только эту часть дозы мы и измеряем дозиметрами.

2.Вклад радона в годовую дозу 25-40%.

Курильщики получают дополнительную дозу облучения лёгких от радиоактивного Ро-210 (в одной сигарете 7мБк Ро). По статистике США смертность от курения выше, чем от алкоголя -150000 ч/г.

Последние тысячелетия радиационная обстановка на земле стабильна, В условиях этого ра­диационного фона шла эволюция растительного и животного мира, жили все предшествующие поколения людей.

24. Искусственные источники ионизирующих излучений (Рентгеновские установки, испытательные ядерные взрывы, ядерная энергетика, современные технические устройства).

Искусственные иии создают дополнительную дозовую нагрузку на человека и делятся на четыре большие группы.

1) Рентгеновские установки, использующиеся в медицине для диагностических и лечебных целей.

2) Испытательные ядерные взрывы.

3) Ядерная энергетика (предприятия ядерно-топливного цикла - ЯТЦ).

4) Ряд современных технических устройств (светящиеся циферблаты часов и измерительных приборов, телевизоры, дисплеи компьютеров, рентгено и гамма-установки для дефектоскопии, просмотра вещей в аэропортах, компьютерная томография и т.д.).

По данным МКДАР если принять за 100% годовую аффективную эквивалентную дозу от естественных источников радиации (200мБэр) то на долю искусственных придётся дополнительно:

- облучение от рентгенустановок - 20% (40 мБэр); (на среднестатистического человека)

- испытательные яд. взрывы от 7% в начале 60-х гг. до 0,8% в 80-х гг (тенд. убыли);

- ядерная энергетика от 0,001% естественного фона в 1965 г до 0,05% в 2000 г. (тенденция малого роста);

- по техническим устройствам (ТВ. ЭВМ и т.д.)- ничтожно малые величины.

Рентгеновские установки - приказом Минздрава определены дозы при

· флюорографии органов грудной клетки до 0,6 мЗв (снимок зуба 0,1-0.2 мБэр)

· рентгеноскопии лёгких до 1,4 мЗв, желудка до 3,4 мЗв (340 мБэр)

Испытательные ядерные взрывы

С 1945 до 1962 гг - было проведено 423 испытательных взрыва в атмосфере общей мощностью более 500 Мт (СССР, США, Франция, Китай, Великобритания). Подземные испытания проводятся до сих пор.

При ядерном взрыве осуществляется цепная реакция деления ядер тяжёлых элементов (U²³⁵, Рu²³⁹) под действием нейтронов. В ходе реакции образуется около 250 изотопов 35 х. элементов, из них 225 радиоактивных. (Пример - режем арбуз с 235 семечками) Образовавшиеся радионуклиды имеют разные периоды полураспада - доли секунды, секунды, минуты, часы, дни, месяцы, годы, столетия, тысячелетия и миллионы лет.

Из этого большого числа ядерных осколков и их дочерних продуктов интерес для ветеринарной радиобиологии и радиоэкологии с/х животных по своим радиотоксикологическим и физическим характе­ристикам представляют 10 радионуклидов.

Большинство радионуклидов являются бета и гамма-излучателями Особенно опасны в первые месяцы йод-131, барий-140, стронций-89. В последующем стронций-90 и цезнй-137.

За 35 лет после прекращения испытаний ЯО все продукты ядерных взрывов выпали из резервуара атмосферы и стратосферы на поверхность в основном Северного полушария Земли, подняв зараженность земель Sr-90 и Cs-137 до 0,2 Кu/км², сейчас она упала до 0,1 Кu/км².(человеку -перорально)

Атомная энергетика - это связанные между собой предприятия ЯТЦ (добыча, обогащение и переработка урановой руды, производство ТВЭЛов, сжигание их на АЭС, переработка ТВЭЛов, эахоронение отходов, разборка отработавших АЭС).

Несмотря на радиационно-экологическую опасность АЭС, количество их из года в год увеличивается. В мире эксплуатируется более 500 энергетических реакторов.суммарной мощностью коло 30 тыс МВт. Они обеспечивают 17% общемирового потребления энергии.

Атомная энергетика экологически более чистый из всех существующих способов получения электроэнергии (при безаварийной ра­боте). Угольная станция загрязняет среду радиацией в несколько раз больше, чей АЭС такой же мощности.

Но ряд аварий последних десятилетий на АЭС, в т.ч. самая крупная на ЧАЭС - 26.04.86г., приводит к сильным загрязнениям РВ больших территорий.

Наиболее биологически опасные изотопы представлял йод-131,, отронций-90 и цзий-137..

25. Закономерности перемещения РВ в биосфере. Стронциевые единицы.

РВ от ядерных взрывов, аварийных выбросов предприятий ЯТЦ, радиоактивные отходы, не захороненные установленным порядком, включаются в компоненты биосферы - абиотические (почва, вода, воздух) и биотические (флора, фауна) и принимают участие в био­логическом цикле круговорота веществ.

Наиболее короткий путь РВ до человека, исключая непосредственное попадание из атмосферы, - через с.х. растения и животных по цепочкам: почва - растение - человек; почва - растение - животное - человек. При аварии на ЧАЭС в атмосферу было выброшено 50 МКu активности. Из них 20% йода-131 и 15% изотопов цезия и до 2% стронция.

Йод, попадая в организм человека и животных, концентрировался в наибольшем количестве (от 20 до 60%) в щитовидной железе, на­рушая её функции

Передвигаясь от одного объекта биосферы к другому, цезий и стронций ведут себя подобно калию и кальцию (т.к. являются их аналогами по физическим свойствам), в конечном счете, попадая в организм животного и человека, дости­гают максимальной концентрации в органах физиологически богатых этими элементами (цезий в мышцах, стронций в костях, скорлупе).

Существует определенная пропорциональность этого накопления на 1грамм кальция или калия, выражаемая в стронциевых единицах (СЕ).

1СЕ = 1 нКu Sr-90 на 1 грамм Са (нано = 10^-9)

Отношение числа СЕ последующего звена биологической системы к предшествующему называется коэффициентом дискриминации (КД) Sr-90 по отношению к кальцию.

КД = СЕ в пробе кормовой культуры / СЕ в почве.

Ещё многие вопросы перехода в звеньях биологических цепей слабо изучены.

26. Токсичность радиоактивных изотопов.

Радиоактивные изотопы любого химического элемента при попадании в организм участвуют в обмене веществ точно так же, как и стабильные изотопы данного элемента. Токсичность радионуклидов обусловлена:

· видом и энергией излучения (главная характеристика, определяющая токсичность),

· периодом полураспада;

· физико-химическими свойствами вещества, в составе которого радионуклид попал в организм;

· типом распределения по тканям н органам;

· скоростью выведения из организма.

Введено понятие ЛПЭ - линейная передача энергии (это количество энергии (в кэВ), передаваемое частицей или квантом веществу на единице пути пробега (в мкм)). ЛПЭ - характеризу­ет удельную ионизацию и связано с ОБЭ (относительной биологи­ческой эффективностью) того или иного вида излучения. (Ранее это упоминалось в лекциях)

Излучение	Энергия, МэВ	Пробег в мышечной ткани	Число ионизаций на пути в 1 мкм	ЛПЭ КэВ/мкм	ОБЭ
Рентген. и g-лучи		20 см и более		0,49
Бета-частицы		4,4 мм		0,23
Альфа-частицы		35 мкМ
Протоны		22 мкМ	-
Нейтроны	0,9	33 мкМ (мой расчёт)		27,4

Радионуклиды с очень коротким (доли секунды) и очень длинным (миллионы лет) периодом полураспада не могут создать в организме эффективную дозу и следовательно большой вред.

Наиболее опасны изотопы с периодом полураспада от несколь­ких дней до нескольких десятков лет.

В порядке убывания радиационной опасности радионуклиды разделены на 4 группы радиотоксичности (по НРБ - группы радиационной опасности).

Группа радиотоксичности	Радионуклид	Среднегодовая допустимая концентрация в воде, К u/л
А - особо высокой радиотоксичности (р/т)	Pb-210, Po-210, Ra-226, Th-230 и др.	10^-8 - 10^-10
Б - с высокой радиотоксичностью	J-131, Bi-210, U-235, Sr-90 и др.	10^-7 - 10^-9
А - средней радиотоксичности	P-32, Co-60, Sr-89, Cs-137 и др.	10^-7 - 10^-8
А - наименьшей радиотоксичности	C-14, Hg-197, H-3 (тритий) и др.	10^-7 - 10^-6

НРБ - устанавливают допустимую концентрацию всех радио­нуклидов в воздухе рабочей зоны, атмосфере, воде, годовое пос­тупление в организм через органы дыхания, через органы пищева­рения, содержание в критическом органе.

27. Поступление, распределение, накопление РВ в тканях и органах и выведение их из организма животных.

Радионуклиды могут поступать в организм животных:

· аэрозольно - через легкие при вдыхании загрязненного воздуха;

· перорально - через пищеварительный тракт с кормом и водой (основной путь);

· резорбтивно - через слизистые оболочки, кожу и раны.

Биологическое действие радионуклидов при внутреннем поступлении зависит от агрегатного состояния вещества. Наибольшее действие оказывают РВ в виде газа и водорастворимых соединений. Они интенсивно и в большом количестве вса­сываются в кровь, быстро распространяются по всему организму или концентрируются в соответствующих органах. Нерастворимые радиоактивные частицы могут на длительное время задерживаться на слизистых оболочках легких, ЖКТ, вызывая местное радиационное поражение.

Р/активные аэрозоли размером менее 0,5 мкм, попадая в легкие, почти полностью удаляются при выдохе, частицы от 0,5 до 1 мкм задерживаются на 90%, пылинки более 5 мкм фиксируются до 20%. Более крупные частицы, оседая в верхних дых-х путях, отхаркиваются и попадают в желудок. Большая часть р/нуклидов, задержавшихся в легких, быстро всасываются в кровь, а часть надолго остается в легких.

Относительное количество усвоения организмом радиоизото­па зависит от соотношения его с носителем. Изо­топный носитель это нерадиоактивный изотоп этого элемента (напр. J-125 для J-131). Неизотопный носитель - другой элемент -химический аналог радиоактивного изотопа (Са для Sr-90, K для Cs-137).

Всасывание и отложение радионуклида в тканях прямо пропорционально отношению его к носителю.

При основном пути поступления РВ в организм через ЖКТ резорбция (всасывание) некоторых радионук­лидов лежит в диапазоне от 100 до 0,01% (Cs, J - 100%, Sr- от 9 до 60%, Cj - 30%, Po-6%, U-З%, Pu-0,01%).

Распределение радионуклидов в организме может быть аналогично стабильным изотопам этих элементов (например, кальций идёт в костную систему, йод в щитовидную железу) или равномерным по всему организму.

Различают следующие типы распределения радиоактивных элементов:

равномерный (H, Cs, Rb, К и др.) - печёночный (Се церий, Pu, Th, Мg и др.)

скелетный (остеотропный) (Са, Sr, Ra и др.) почечный (Bi, Sbсурьма, U, Asмышьяк)

тиреоотропный (J, Br бром).

Орган, в котором происходит избирательная концентрация радионуклида и вследствие чего он подвергается наибольшему об­лучению и повреждению), называется критическим.

Легкие, ЖКТ являются критическими органами при поступлении через них нерастворимых соединений радионуклидов. Для йода критический орган - всегда щитовидная железа, для стронция, кальция, радия - всегда кости.

Кроветворная система и половые железы, как наиболее уяз­вимые системы даже при малых дозах радиации, являются критическими органами для всех радионуклидов.

Типы распределения радионуклидов в организме для всех видов млекопитающих (в том числе и человека) одинаковы.

Для молодых животных свойственно более интенсивное вса­сывание и депонирование радионуклидов в тканях. У беременных самок радиоактивные изотопы проходят через плаценту и откладываются в тканях плода.

Радиоактивные изотопы (также как и стабильные) выводятся в результате обмена из организма с калом, мочой, молоком, яйцом и другими путями.

Биологический период полувыведения (Т_б)- это время, в течение которого из организма выводится половина поступившего количест­ва элемента. Но убыль изотопа ускоряется в организме и за счет радиоактивного распада.(Характеризующегося Т_1/2)

Фактическую убыль радионуклидов из организма выражают эффективным периодомполувыведения, (Т_эфф ).

Т_эфф = (Т_б ·Т_1/2)/(Т_б +Т_1/2)

Подсчитаем для Сs-137 (Т_б = 0,25 года, Т_1/2 = 30лет. Т_эфф= (0,25*30)/(0,25+ 30) = 0,24 года (90дней)

Радионуклиды о коротким Тэфф (Cs-137, Y-90иттрий, Ba-140 и др.) при однократном или непродолжительном поступлении их в организм почти одной и той же дозой могут вызвать ост­рое или хроническое течение лучевого заболевания, после чего происходит быстрая нормализация картины крови и общего состояния животного.

При тех же условиях воздействия радионуклидов с большим Тэфф (Sr-90,Ra-226 Pu-239 и др.) отмечается значительное отличие в дозах, обуславливающих острое или хрони­ческое течение болезни. Восстановительный период болезни при этом очень продолжительный, часто возникают злокачественные опухоли, на многие годы затягивается тромбоцитопения, анемия, бесплодие и другие нарушения.

У животных предназначенных для убоя на мясо, эти эффекты могут не успеть проявиться, однако у племенного и молочного скота опасность их возникновения вполне реальна

Животные в пищевой цепочке человека служат своеобразным фильтром радионуклидов и снижают их поступление в организм че­ловека с пищей.

28. Токсикология биологически активного изотопа J-131.

По учебнику

29. Токсикология биологически активного изотопа Cs-137.

По учебнику

30. Токсикология биологически активного изотопа Sr-90.

По учебнику

31. Современные представления о механизме биологического действия ионизирующих излучений.

1 Современные представления о механизме биологического действия и.и.

При взаимодействии альфа, бета-частиц, гамма и рентгеновского излучения и нейтронов с тканью организма последовательно проходят следующие стадии:

-Электрическое взаимодействие проникающей радиации с атомами (время - триллионные доли сек.) -отрыв электрона- ионизация среды (это процесс передачи энергии, хотя и в малом количестве, но высокоэффективный).

- Физико-химические изменения (миллиардные доли сек.), образовавшиеся ионы участвуют в сложной цепи реакций, образуя продукты высокой химической активности: гидратный оксид НО₂,перекись водорода Н₂О₂ и др., а также свободные радикалы Н, ОН, (ткани на 60-70% состоит по массе из воды).В молекуле воды соотношение Н к О как 2: 16 или 1:8 (по а.е.м.). Следовательно из 50кг воды в стандартном человеке весом в 70кг примерно 40 кг приходится на кислород.

-Химические изменения. В течение следующих миллионных долей секунды свободные радикалы реагируют друг с другом и с молекулами белка, ферментов и т. д. через цепочку окислительных реакций (до конца еще не изученных), вызывая химическую модификацию важных в биологическом отношении молекул.

-Биологические эффекты - нарушаются обменные процессы, подавляется активность ферментных систем, нарушается синтез ДНК, синтез белка, образуются токсины, возникают ранние физиологические процессы (торможение деления клеток, образование мутаций, дегенеративные изменения). Возможна гибель клетки в течение нескольких секунд или последующие изменения в ней, которые могут привести к раку (м.б. через 2-3 десятка лет).

В конечном счете нарушается жизнедеятельность отдельных функций или систем и организма в целом.

Результатом биологического действия радиации является, как правило, нарушение нормальных биохимических процессов с последующими функциональными и морфологическими изменениями в клетках и тканях животного.

Механизм биологического действия сложен, до конца не выяснен, существует несколько гипотез и теорий (Лондон, Тимофеев-Ресовский, Тарусев, Кудряшёв, Кузин, Горизонтов и др.).

Имеют место:

-теория прямого и непрямого действия ионизирующих излучений, проявляющаяся в эффекте разведения и кислородном эффекте,

-теория мишени или попаданий,

-стохастическая (вероятностная) гипотеза,

-теория липидных (первичных) радиотоксинов и цепных реакций,

-структурно-метаболическая теория (Кузин),

-гипотеза эндогенного фона повышенной радиорезистентности и иммунобиологическая концепция.

Все теории объясняют только отдельные (частные) стороны механизма первичного биологического действия ионизирующих излучений и полностью экспериментально не подтверждается на теплокровных животных.

Рассмотренный этап определяется как первичное (непосредственное) действие излучения на биохимические процессы, функции и структуры органов и тканей.

Второй этап- опосредованное действие, обусловлено нейрогенными и гуморальными сдвигами, возникающими в организме под влиянием радиации.

(Две формы регуляции в организме: нервная и гуморальная (взаимодействие через жидкие внутренние среды - кровь, тканевую жидкость и т.д.) - звенья единой нейрогуморальной регуляции функций).

Гуморальное или опосредованное действие радиации происходит через токсические вещества (радиотоксины), образующиеся в организме при лучевой болезни (развивают основные синдромы луч

Дата добавления: 2014-01-07