Определение поступления радионуклидов в организм и расчет индивидуальной ожидаемой эффективной дозы облучения

Индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК) внутреннего облучения персонала заключается в проведении систематических измерений физических величин, характеризующих внутреннее облучение работника, и переходе от результатов измерений к значениям соответствующих нормируемых величин. Измеряемыми величинами при ИДК внутреннего облучения на АЭС являются содержания радионуклидов в теле или органе работника. Нормируемой величиной является годовая эффективная доза[36], составляющая для персонала АЭС 20 мЗв/год в усреднении за пять последовательных лет (или 50 мЗв за любой один год).

Годовая эффективная доза облучения для персонала складывается из эффективной дозы внешнего облучения, накопленной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же период.

Ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения Е (t) определяется как сумма произведений ожидаемой эквивалентной дозы в органах на соответствующие взвешивающие коэффициенты для данных органов или тканей Е (t) = , где w _Т – взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т; Н _Т(t) – ожидаемая эквавалентная доза в органе или ткани Т за время t, прошедшее после поступления радиоактивного вещества в организм.

Ожидаемая эквивалентная доза в органе определяетсяинтенгрированием по времени (для профессионалов время интегрирования берется равным 50 лет) мощностей эквивалентных доз этих органов и тканей, обусловленных накопленными за данный год в организме радионуклидами:

Н _Т(t) = , (4.1)

где t ₀ - момент поступления; - мощность эквивалентной дозы к моменту времени t в органе или ткани Т.

Суммарная годовая эффективная доза внутреннего облучения при поступлении в организм нескольких радионуклидов равна сумме годовых эффективных доз внутреннего облучения от поступления в организм отдельных радионуклидов. Если по результатам измерений выявлено поступление нескольких радионуклидов, то оценка доз производится по ним отдельно, после чего определяется суммарная годовая эффективная доза внутреннего облучения.

Основными задачами, решаемыми при ИДК внутреннего облучения персонала, являются

- проведение систематических измерений содержания радионуклидов в теле и отдельных органах на СИЧ;

- определение поступления радионуклидов в организм за период контроля на основании результатов СИЧ;

- расчет индивидуальной ожидаемой эффективной дозы облучения работника.

Таким образом, по измеренной величине активности в организме или отдельном органе при известном моменте разового поступления или продолжительности периода контроля и известной дисперсности аэрозоля можно определить сначала поступление, а затем оценить и ожидаемую дозу, зная дозовый коэффициент на единичное поступление (табл. 4.3).

Наиболее сложной задачей контроля доз внутреннего облучения является определение величины поступления радионуклида в организм. Если известна динамика концентрации радионуклидов в воздухе за период (t ₁, t ₂), то величина поступления рассчитывается по достаточно простой (но не слишком точной) формуле

I_U = , (4.2)

где С_U (t) – изменение объемной активности радионуклида U со временем; V (t) – объем дыхания человека в момент времени t.

Если после поступления радионуклида проводились измерения его содержания в теле человека, то величина поступления может быть определена более точно. Для однократного поступления радионуклида в организм человека величину поступившей активности I можно определить по результату измерения в момент времени t содержания R радионуклида U в органе Т

I_U = , (4.3)

где – так называемая функция удержания радионуклида в органе или ткани, т.е. активность, которая спустя время t после поступления 1 Бк радионуклида U будет находиться в органе или ткани Т тела человека. Функция удержания может быть рассчитана из биокинетической модели распределения радионуклида в организме. Если радионуклид испускает излучение, которое можно зарегистрировать детектором, расположенным вне тела человека, то тогда можно рассчитать поступление радионуклида по результатам измерения его содержания в органе. Такой подход используется для контроля g-излучающих радионуклидов.

Функцию удержания радионуклидов в организме стандартного человека для дыхательной системы, времени после поступления более 0,1 сут, химических соединений типа «М» или «П» и аэрозолей, имеющих диаметр от 0,1 до 10 мкм, для временного интервала от 0,1 сут до 1000 сут с точностью 5 % можно аппроксимировать зависимостью

j(t) = , (4.4)

где t - интервал времени между поступлением и измерением содержания радионуклида в органе, сут; l – постоянная нуклида, сут^-1; значения коэффициентов А приведены в табл. 4.5. Значения коэффициентов b в выражении (4,4) составляют для соединений типа «П» − 5,7×10^-3, «М» − 9,2×10^-4.

Таблица 4.5

Значения коэффициентов А_i в формуле (4.4) для

различных типов аэрозолей

Диаметр аэрозоля, мкм	Коэффициенты при экспоненте
А1	А2	А3(П)	А3(М)
	0,4	0,045	0,065	0,075
	0,74	0,026	0,032	0,037

Если радионуклид поступает в организм в составе соединений типа «М», то его накопление в остальных органах (кроме дыхательной системы) незначительно.

Для любых соединений цезия, равномерно распределяющихся по всему телу, формула для функции удержания выглядит следующим образом:

j(t) = , (4.5)

а для любых соединений йода, концентрирующихся в щитовидной железе, функция удержания определяется по формуле

j(t) = . (4.6)

В формулах (4.5) и (4.6) l - постоянная распада нуклида, аппроксимации выполнены для аэрозолей, имеющих диаметр 1 мкм.

Если радионуклид поступает в организм человека приблизительно равномерно за период контроля, тогда его поступление I_U можно оценить по формуле

I_U = , (4.7)

где R_T,U - содержание радионуклида в легких, измеренное СИЧ;

t - длительность периода контроля или, если известно начало поступления, время, прошедшее от начала поступления до измерения;

Y(t) = .

Наконец, ожидаемую эффективную дозу Е (t) за время t после поступления можно определить следующим образом:

Е (t) = I_{U ,} (4.8)

где I_U - поступление радионуклида в органы дыхания, Бк;

- дозовый коэффициент или ожидаемая эффективная доза при ингаляционном поступлении 1 Бк радионуклида U, Зв/Бк (представлена в табл. 4.3).

Дата добавления: 2014-12-08