Особенности внутреннего облучения человека

Поступление радионуклидов в организм человека. Естественные и искусственные радионуклиды могут поступать в организм человека тремя путями: ингаляционным (с воздухом), пероральным (с водой и пищей) и через кожу. Соответственно трем путям поступления радионуклидов различают и три барьерных органа, препятствующих проникновению радиоактивности во внутренние среды организма: это легкие, желудочно-кишечный тракт (ЖКТ) и кожа. Существует ряд особенностей, которые делают внутреннее облучение во много раз более опасным, чем внешнее: во-первых, резко увеличивается время облучения тканей организма, т.к. оно совпадает со временем пребывания радиоактивного вещества в организме (например, для таких изотопов как ²²⁶Ra или ²³⁹Pu выведение из организма практически отсутствует, и облучение длится всю жизнь); во-вто-рых, расстояние от источника до облучаемой ткани становится практически бесконечно малым; в-третьих, многие радиоактивные вещества избирательно концентрируются в отдельных органах, еще более усиливая их локальное облучение; в-чет-вертых, безопасные при внешнем облучении a-частицы и почти безопасные b-частицы переводятся в разряд наиболее опасных при попадании внутрь организма, т.к. исключается их поглощение роговым слоем кожи. К тому же в случае внутреннего облучения человек лишен возможности использовать методы защиты, используемые при внешнем облучении. Поэтому в рекомендациях МКРЗ[31] для дозы внутреннего облучения используется термин «committed equivalent dose» – дословно «неизбежная эквивалентная доза». При переводе в отечественной литературе смысл неотвратимости последствий был утерян.

Как правило, усвоение и отложение в организме нуклидов, попадающих через органы дыхания, выше, чем при заглатывании. Поступление радионуклидов в организм через кожные покровы не имеет практического значения, т.к. поглощение их незначительное (усвоение через неповрежденную кожу в 200 – 300 раз меньше, чем через ЖКТ). Для профессионалов основной путь поступления – ингаляционный. Пероральный путь поступления должен быть исключен административными мероприятиями (запрещение принимать пищу на рабочем месте и обязательное мытье рук при курении). При радиационной аварии возможны все способы поступления радионуклидов в организм, в том числе через раны и неповрежденную кожу.

Вероятность поглощения радионуклида, попавшего в организм человека, зависит от химической формы и от физического состояния радиоактивного вещества. Особенно это наблюдается для ингаляционного способа поступления, для которого проникновение радиоактивных аэрозолей зависит от диаметра вдыхаемых частиц. Так, крупные частицы (более 5 мкм) эффективно (до 75 %) задерживаются верхними дыхательными путями (носоглоткой), 8 % достигают альвеол легких. Диаметром, рекомендованным МКРЗ для естественных аэрозолей, считается 1 мкм (10^{-4 см), для него принято следующее распределение вдыхаемого вещества: выдыхается – 35 %, осаждается в верхних дыхательных путях – 30 %, осаждается в альвеолах легких – 25 %, около 8 % откладывается в трахеях легких.}

Распределение радионуклидов в организме. Сразу после попадания в организм радиоактивное вещество задерживается барьерным органом, где происходят химические реакции, сопровождающиеся растворением содержащегося в нем радионуклида. На рис. 4.1 схематически представлены возможные пути поступления, перераспределения и выделения радионуклидов из тела человека. Соединение, содержащее радионуклид, может реагировать с барьерным органом, в результате химическая форма радионуклида может измениться, например, соединение радионуклида может стать растворимым. В этом случае радионуклид в составе растворенной фракции вещества проникает через барьер (например, легкие) в жидкости тела.

Проникшие в жидкости тела радиоактивные атомы переносятся ими в другие внутренние органы, где они могут удерживаться длительное время. Эти органы (например, печень, почки) называются органами вторичного депонирования[32]. Избавление организма от радиоактивного вещества возможно или вследствие радиоактивного распада, или в результате выведения радиоактивного вещества, в основном, с мочой и калом. На рис. 4.1 перемещение радионуклидов в виде нерастворившихся частиц аэрозоля обозначено стрелками с кружками, преобразование химической формы радиоактивного вещества в растворимую форму – стрелками с квадратиками и в преобразованной (растворимой) химической форме – простыми стрелками.

Таким образом, дальнейшая судьба вдыхаемых частиц или аэрозолей, задержанных в различных отделах дыхательного тракта, зависит от многих факторов, среди которых основным является растворимость радионуклида или его способность к гидролизу и комплексообразованию. Если радиоактивное вещество растворимо в воде и биологических средах, то оно будет хорошо и быстро всасываться кровью из легких. При этом хорошо растворимый радионуклид в легких не концентрируется, а значит, и не создает в них большую дозу излучения. Когда вдыхаемый воздух содержит радионуклид (или его соединение), относящийся к классу трудно растворимых, тогда этот радионуклид будет накапливаться в легких (вследствие медленного выведения этих соединений из легких).

Для того, чтобы можно было нормировать поступление радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных аэрозолей, их химические соединения разделены на три типа в зависимости от скорости перехода радионуклида из легких в кровь:

- тип «М» - медленно растворимые соединения; принято, что скорость растворения в легких человека этих веществ составляет ~ 10^-4 сут^-1;

- тип «П» - соединения, растворимые с промежуточной скоростью ~ 5×10^-3 сут^-1;

- тип «Б» - быстро растворимые соединения, их скорость растворения ~ 100 сут^{-1 [33]}.

Принадлежность радионуклида к тому или иному типу при ингаляции определяется формой химического соединения, с какой радионуклид поступает в легкие. Так, например, наиболее медленно переходящими в кровь являются оксиды, гидроксиды и некоторые другие соединения. В табл.4.1 приведено распределение соединений некоторых элементов по типам при ингаляции. Радионуклид, попавший в нерастворимой химической форме в легкие вместе с вдыхаемым воздухом, в дальнейшем может либо перейти в растворимую форму (тогда он будет перемещаться в соответствии со стрелками и на рис. 4.1), либо остаться в легких, если растворения не произойдет.

Некоторые органы могут в течение долгого времени удерживать радионуклиды, если они по своим химическим свойствам сходны с теми элементами, которые необходимы для их нормальной работы. Например, щитовидная железа постоянно нуждается в йоде, который необходим для выработки гормонов щитовидной железы, поэтому при попадании радиоактивного йода в организм он аккумулируется в щитовидной железе и удерживается там в течение времени, необходимого для синтеза гормонов. Похожая ситуация наблюдается с остеотропными нуклидами – химическими аналогами кальция, которые накапливаются в костной ткани. К этой обширной группе радионуклидов относятся, например, изотопы стронция, радия, урана, плутония, америция и др. Хорошо растворимые нуклиды, такие как цезий, натрий и т.д., распределяются равномерно по всему организму.

Необходимо заметить, что тип распределения радиоактивного вещества в организме не является незыблемым, и существует очень много факторов, влияющих на него (рН среды, в которой находится элемент, скорость всасывания радиоизотопа в организме в зависимости от пути поступления, насыщенность диеты минеральными веществами и т.д.).

Относительная радиационная опасность радионуклидов Зная основные закономерности распределения и накопления различных радионуклидов в органах человека (учитывая константы переноса, физические и химические характеристики элемента), можно распределить радионуклиды по степени относительной радиационной опасности. Значения предела годового поступления (ПГП) некоторых радионуклидов в воздухе представлены в табл. 4.2. Из этих данных видно, что диапазон значений пределов годового поступления очень широк (занимает семь порядков величины).

Таблица 4.1

Распределение соединений некоторых элементов по типам

растворимости при ингаляции

Элемент	Символ	Тип	Химическое соединение
Хром	Cr	М	Оксиды, гидроксиды
		П	Галогениды, нитраты
		Б	Иные соединения
Марганец	Mn	П	Оксиды, гидроксиды, галогениды, нитраты
		Б	Иные соединения
Железо	Fe	П	Оксиды, гидроксиды, галогениды
		Б	Иные соединения
Кобальт	Со	М	Оксиды, гидроксиды, галогениды, нитраты
		П	Иные соединения
Стронций	Sr	М	SrTiO3
		Б	Иные соединения
Цирконий	Zr	М	Карбид
		П	Оксиды, гидроксиды, галогениды, нитраты
		Б	Иные соединения
Йод	I	Б	Все соединения
		Г*	Элементарный йод, метилйод СН3I
Цезий	Cs	Б	Все соединения
Свинец	Pb	Б	Все соединения
Висмут	Bi	Б	Нитраты
		П	Иные соединения
Полоний	Ро	П	Оксиды, гидроксиды, нитраты
		Б	Иные соединения
Радий	Ra	П	Все соединения
Торий	Th	М	Оксиды, гидроксиды
		П	Иные соединения
Уран	U	Б	UF6, UO2F2, UO2(NO3)2
		П	UO3, UF4, UCl4
		М	UO2, U3O8
Плутоний	Pu	М	Оксиды, гидроксиды
		П	Иные соединения
* − соединения, имеющие только газовую или паровую форму при ингаляции

Для определения радиационной опасности радионуклида большое значение имеет его период полураспада. Так, в химическом отношении одинаковые изотопы стронция (⁸⁹Sr и ⁹⁰Sr) имеют пределы годового поступления, отличающиеся в 20 и 30 раз для воздуха и воды соответственно. Такая же зависимость просматривается и для других изотопов.

Таблица 4.2

Значения предела годового поступления с воздухом некоторых радионуклидов для населения

Радионуклид	Период полураспада	Е bmax, кэВ	E g, кэВ	Предел годового поступления с воздухом , Бк/год
^3H (тритий)	12,3 лет		-	3,7×10^6
^14C (углерод)	5730 лет		-	4,0×10^5
^32P (фосфор)	14,3 сут		-	2,5×10^5
^60Co (кобальт)	5,3 лет		1333; 1170	8,3×10^4
^89Sr (стронций)	51 сут		-	1,4×10^5
^90Sr (стронций)	28,1 лет		-	2,0×10^4
^95Zr (цирконий)	64,05 сут.		757; 724	1,7×10^5
^131I (йод)	8,04 сут			1,4×10^4
^134Cs (цезий)	2,06 лет		605; 796	1,5×10^5
^137Cs (цезий)	30 лет			2,2×10^5
^226Ra (радий	1600 лет	-	g-изл. дочерних продуктов	220
^239Pu (плутоний)	2,4×10^4 лет	-	-
^238U (уран)	4,5×10^9 лет	-	g-изл. дочерних продуктов

Важным фактором при определении предела годового поступления является способность нуклида локализовываться в отдельных органах – для неконцентрирующегося нуклида облучаемая масса (все тело стандартного человека) на порядок больше массы того органа, в котором откладывается радионуклид. Можно сопоставить два долгоживущих изотопа, имеющих практически одинаковый период полураспада, - ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr. Их пределы годового поступления отличаются на порядок, и это обусловлено в том числе и тем, что ¹³⁷Cs имеет равномерное распределение по всему организму, а ⁹⁰Sr концентрируется, в основном, в костях.

Очень большие значения пределов годового поступления (в тысячи раз больше, чем для других b-g-излучателей) для изотопов водорода (³Н, Е _bmax = 18 кэВ) и углерода (¹⁴С, Е _bmax =158кэВ) объясняются, в частности, тем, что эти изотопы участвуют в водном и углеродном обменах, активно протекающих в живом организме, поэтому они практически не концентрируются ни в каких органах, к тому же имеют низкую энергию b-излучения. В то же время такие радионуклиды как цезий, ниобий, имеющие также равномерное распределение по организму, имеют предел годового поступления значительно ниже, чем для водорода и трития. Это обусловлено как более высоким значением максимальной энергии b-спектра этих нуклидов Е _bmax, так и наличием сопутствующего g-излучения.

Как видно из табл. 4.2, наиболее радиационно-опасными являются α-излучатели - ²²⁶Ra, ²³⁹Pu. Эти радионуклиды, во-первых, концентрируются преимущественно в костной ткани (а не распределяются равномерно по всему организму), во-вторых, имеют большой период полураспада и, в-третьих, испускают α-частицы, имеющие наиболее высокое значение относительной биологической эффективности (ОБЭ)[34].

Особенности внутреннего облучения персонала АЭС. Источниками внутреннего облучения работников атомных станций являются радиоактивные аэрозоли, пары и газы в воздухе рабочих помещений. Основной вклад во внутреннее облучение персонала дают дочерние продукты газообразных осколков деления, а также продукты активации.

Радиоактивные аэрозоли продуктов деления образуются в результате следующих процессов. При работе АЭС в твэлах могут возникать микротрещины, через которые в теплоноситель могут выходить газообразные и летучие продукты деления, и большие трещины (предаварийная ситуация), через которые в теплоноситель могут проникать не только нелетучие продукты деления, но и само топливо. Выходя из микротрещин твэлов, короткоживущие инертные газы Kr и Хе распадаются, например, газообразный ¹³⁷Хе с периодом полураспада 3,9 мин переходит в ¹³⁷Cs (с периодом полураспада 30 лет), газообразный ⁹⁰Kr (T _1/2 = 33 с) - в ⁹⁰Sr (28 лет), газообразный ¹⁴⁰Хе (16 с) через короткоживущий ¹⁴⁰Cs − в ¹⁴⁰Ва (13 сут.) и т.д.

Другим источником радиоактивных выбросов АЭС являются радионуклиды, образующиеся при активации нейтронами примесей теплоносителя первого контура и продуктов коррозии конструкционных материалов активной зоны. При активации этих примесей в теплоносителе образуются такие нуклиды как ²²Na, ²⁴Na, ⁴²K, ⁵¹Cr, ⁵⁴Mn, ⁵⁸Со, ⁵⁹Fe, ⁶⁰Со, ⁶⁵Zn, ⁹⁵Zr, ^110mAg.

Аэрозоли, содержащие радионуклиды, образующиеся при активации примесей теплоносителя, обычно появляются в воздухе помещений АЭС при планово-предупредительном ремонте (ППР[35]) и перегрузках топлива. При этих операциях (особенно при различных работах по зачистке, сварке и шлифовке труб и конструкций) суммарная концентрация аэрозолей активационного происхождения в реакторном помещении достигает 70 - 3000 Бк/м³. Аэрозоли, возникающие при таких работах, крупные, они имеют диаметр 6 ¸ 12 мкм. Аэрозоли подобной дисперсности на 60 - 80 % задерживаются в верхних дыхательных путях, часть их затем заглатывается, попадает в желудочно-кишечный тракт и потом выводится из организма. Именно эти аэрозоли, возникающие при ППР, чаще всего обнаруживаются на установках СИЧ (счетчик излучения человека), которые установлены на АЭС для контроля за содержанием радионуклидов, поступивших в организм человека. При нормальной работе АЭС концентрация радиоактивных аэрозолей, возникающих за счет выхода газообразных продуктов деления через микротрещины твэлов очень мала и редко регистрируется установками СИЧ.

Особенности возникновения радионуклидов при нормальной эксплуатации АЭС обусловливают химическую форму, в которой эти радионуклиды присутствуют в составе аэрозолей, паров и газов. Физико-химическая форма радионуклида, в свою очередь, определяет тип его соединения при ингаляции (М, П или Б) и в значительной степени его свойства как фактора внутреннего облучения. Если неизвестна форма, в которой радионуклид поступает в органы дыхания человека, то обусловленная этим незнанием неопределенность оценки полученной дозы может достигать больших значений.

Основные характеристики радионуклидов, контролируемых в воздухе рабочих помещений в штатном режиме работы АЭС, приведены в табл. 4.3. В табл. 4.4 представлены нуклиды, входящие в состав аэрозолей, попадающих в органы дыхания, которые контролируются установками СИЧ. Табл. 4.4 содержит

- вклад радионуклида в активность аэрозоля, %;

- вклад радионуклида в ожидаемую эффективную дозу внутреннего облучения, вычисленную для равномерного годового поступления аэрозолей, имеющих диаметры 1 и 5 мкм, %;

- минимально измеряемую активность радионуклида в легких, измеряемую со статистической погрешностью 10 % (для доверительной вероятности 0,95);

- оценку среднего содержания активности в легких, вычисленную для равномерного годового поступления усредненной смеси всех радионуклидов, обусловливающей ожидаемую дозу 1 мЗв/год.

Таблица 4.3

Основные характеристики g-излучающих радионуклидов,

подлежащих контролю на АЭС

Радионуклид	Т 1/2 (тип соединения)	Ожидаемая эффективная доза на единицу поступления, Зв/Бк
^22Na	2,6 лет (Б)	1,3×10^-9
^51Cr	27,7 сут (М)	3,6×10^-11
^54Mn	312 сут (П)	1,5×10^-9
^59Fe	44,5 сут (П)	3,5×10^-9
^58Co	70,8 сут (М)	2,0×10^-9
^60Co	5,27 лет (М)	2,9×10^-8
^65Zn	244 сут (М)	2,0×10^-9
^95Zr	64,0 сут (П)	4,5×10^-9
^124Sb	60,2 сут (П)	6,1×10^-9
^131I	8,04 сут (Б)	7,6×10^-9
^134Cs	2,06 лет	6,8×10^-9
^137Cs	30,0 лет	4,8×10^-9
^144Ce	284 сут (М)	4,9×10^-8

Анализ состава радионуклидов в аэрозолях, типичных для АЭС, их дозового состава по отношению к внутреннему облучению показал, как это видно из табл. 4.4, что долевой вклад одного только изотопа ⁶⁰Со в дозу, полученную легкими, всегда превышает 50 %, и единственный надежно регистрируемый радионуклид в легких – тоже ⁶⁰Со. Остальные радионуклиды обычно имеют среднее содержание значительно меньше порога минимально определяемой активности. Почти все радионуклиды из табл. 4.4 – продукты коррозии, и их состав будет всегда приблизительно одинаковым; не следует ожидать для какого-нибудь радионуклида резкого увеличения его доли в суммарной активности. Поэтому ожидаемую эффективную дозу можно оценивать через дозу, обусловленную ⁶⁰Со, неопределенность результата при этом не превысит ± 30 %.

Таблица 4.4

Средние характеристики типичных для АЭС радиоактивных аэрозолей

Радионуклид (тип соединения)	Вклад в активность аэрозоля, %	Вклад в ожидаемую эффективную дозу внутреннего облучения, %	Минимально измеряемая активность, Бк	Содержание в легких при эффективной дозе 1 мЗв/год, Бк
1 мкм	5 мкм
^51Cr (М)		~ 0	~ 0
^54Mn (П)		0,9	1,2
^59Fe (П)		4,5	6,6
^58Co (М)		0,9	1,2
^60Co (М)		55,0	51,2
^65Zn (М)		1,7	2,7
^95Zr (П)		3,1	3,9
^95Nb (М)		1,4	1,8
^103Ru (М)		0,7	0,9
^10^6Ru (М)		10,7	9,6
^1^1^0mAg (М)		5,2	5,0
^124Sb (П)		2,6	3,2
^14^1Ce (М)		0,6	0,8
^144Ce (М)		12,7	11,9

Характерной особенностью формирования внутреннего облучения работников АЭС в нормальных условиях является низкий уровень поступления радионуклидов в органы дыхания. Протечки из оборудования, как правило, малы, а операции, сопровождающиеся значительным пылеобразованием (например, резка труб, загрязненных радиоактивными продуктами коррозии), выполняются по дознарядам в хорошо вентилируемых помещениях. Таким образом, для практики контроля внутреннего облучения персонала АЭС характерны две ситуации:

- частое поступление небольших количеств радионуклидов в неизвестные моменты времени, связанные с нормальной работой в зоне контролируемого доступа;

- редкие, но значительные поступления радионуклидов в органы дыхания в известные промежутки времени, связанные с выполнением радиационно-опасных работ.

Дата добавления: 2014-12-08