Являются ли генетические радиационные эффекты облучения детерминированными?

Генетические — последствия, связанные с повреждением половых клеток, проявляются в последующих поколениях, носят вероятностный характер, относятся кдетерминированным.

Какие дозиметрические величины приводятся в нормативных документах РФ?

В настоящее время сформирована система дозиметрических величин, которые применяются при проведении радиационного контроля и оценке вредного действия ионизирующего излучения (ИИ). Основу этой системы составляют следующие величины.

Физические величины, которые являются характеристиками источников и полей ИИ и их взаимодействия с веществом. К ним относятся плотность потока или флюенс частиц, активность, поглощенная доза и др. Эти величины являются измеряемыми с помощью различных приборов физическими параметрами поля ИИ.

Нормируемые величины, характеризующие меру ущерба (вреда) от воздействия излучения на человек. Эти величины используются для радиационного нормирования облучения людей и опираются на гипотезу беспорогового действия ИИ при малых дозах. В качестве таких величин используются эффективная доза, эквивалентная доза облучения органа или ткани. Нормируемые величины экспериментально не измеряются и определяются расчетным путем.

Операционные величины, которые определяются через физические характеристики поля излучения в точке. Эти величины измеряются с помощью дозиметрических и радиометрических приборов при проведении радиационного контроля и служат для консервативной оценки нормируемых величин. К таким величинам относятся эквивалент дозы (амбиентный и индивидуальный) на глубине ткани d для внешнего облучения. Параметр d характеризует 6 соответствие операционной и нормируемой величины. При d, равном 10 мм, операционная величина соответствует эффективной дозе; при d, равной 3 и 0,07 мм, она соответствует эквивалентной дозе облучения хрусталика и кожи соответственно.

Кроме перечисленных дозиметрических величин в радиационном контроле используются широко применявшиеся ранее величины, такие, как экспозиционная доза для оценки поля фотонного излучения и керма как мера взаимодействия косвенно ионизирующего излучения с веществом. Использование экспозиционной дозы в основном связано с наличием и использованием до настоящего времени большого числа приборов, предназначенных для измерения этой величины. Соотношение между экспозиционной дозой и операционными величинами будет рассмотрено ниже в разделе о дозиметрах фотонного излучения.

Рассмотренные выше дозиметрические величины используются для внешнего облучения. Для оценки доз внутреннего облучения введены специальные дозиметрические величины: - ожидаемая эквивалентная доза в органе или ткани, которая является аналогом одноименной величины для внешнего облучения и представляет собой дозу за время, прошедшее после поступления р/а веществ в организм; - ожидаемая эффективная доза — аналог эффективной дозы для внешнего облучения и используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела и отдельных органов и тканей. Термин ожидаемая характеризует специфику формирования дозы при внутреннем облучении, которая связана с длительным процессом облучения органов после поступления радиоактивного вещества в организм. Непосредственно измерить дозу внутреннего облучения невозможно и она оценивается по результатам измерения поступления радиоактивных веществ в организм человека с последующим расчетом доз внутреннего облучения с использованием дозиметрических моделей поведения р/а веществ в теле человека. Подробнее вопросы оценки доз внутреннего облучения рассмотрены в разделе о счетчиках излучения человека. Операционные величины служат для оценки нормируемых величин с той или иной степенью консервативности.

 

 

Работа №4 Основы дозиметрии

Цель работы: Знакомство с видами радиоактивного излучения и основами дозиметрического контроля.

Краткая теория.

Современное развитие наук вызвало необходимость систематизации и углубления опыта по исследованию влияния на биологические объекты (человеческий организм) различных видов излучения: радиоактивного, ультразвукового, высокочастотного, ультрафиолетового и т.д. В данной работе рассмотрим виды радиоактивного излучения, познакомимся с их основными свойствами, характерными для любого радиоактивного излучения и основами дозиметрического контроля.

Основные свойства радиоактивного излучения

Активность источника – мера радиоактивности, выраженная числом актов распада атомных ядер в единицу времени.

Единица измерений:

СИ: Беккерель [ Бк ]

1 Бк равен 1 ядерному превращению за 1 с или 0,027 нКи

Практическая внесистемная единица: Кюри [ Ки ]

1 Ки = 3.7 1010 ядерных превращений за 1 секунду.

Интенсивность излучения– энергия излучения, проходящая через единицу поперечного сечения за единицу времени.

Единица измерений:

СИ: Дж с-1 м-2

Практическая внесистемная единица: эВ с-1 см-2

1 электрон-вольт (эВ) = 1.6 10-19 Дж

Проникающая способность – способность проникать как через прозрачные, так и через непрозрачные тела.

Глубина проникновения зависит как от материала (через который проникает излучение), так и от вида и энергии (длины волны) излучения.

Закон ослабления радиоактивного излучения

Id= I0exp (- md),

где I0 - начальная интенсивность излучения;

Id - интенсивность излучения после прохождения через вещество толщиной d.

m- линейный коэффициент ослабления интенсивности, определяемый свойствами вещества, видом и энергией излучения.

Ионизирующая способность – способность ионизировать вещество при прохождении через него. При этом происходит процесс, который в общем случае можно описать следующим уравнением:

M + Eq = M+ + e,

где M – атом или молекула,

Eq – энергия кванта или частицы,

M+ - положительно заряженный ион,

e – электрон.

Виды радиоактивного излучения

· a - излучение – ионизирующее излучение, состоящее из альфа-частиц (ядер гелия 4He2+) с энергией 4-11 МэВ, испускаемых при ядерных превращениях. Кроме того, к данному виду излучения можно так же отнести протонное (1p+1) излучение, а так же другие более тяжелые ядра отдачи, возникающие в результате ядерных превращений.

a - излучение обладает высокой ионизирующей и маленькой проникающей способностью. Пробег a -частицы в воздухе составляет 3-11 см. Сложенный пополам лист обычной бумаги полностью поглощает эти частицы. Внешний покров тела человека также хорошо поглощает эти частицы. Опасно при попадании внутрь организма.

· b - излучение – электронное и позитронное ионизирующее излучение с непрерывным энергетическим спектром (масса частиц ~5.4 10-4 а.е.).

Удельная ионизация значительно меньше, чем a - частиц той же энергии. Проникающая способность b - излучение значительно больше, чем a - частиц и зависит от их энергии. Для частиц, обладающих энергией 3 МэВ, пробег в воздухе составляет около 3м. Одежда и кожный покров человеческого тела поглощает примерно 75% b - частиц и только 20-25% проникает внутрь организма на глубину 2 мм. Наибольшую опасность представляет попадание этих частиц в глаза (внешняя поверхность глаза не имеет защитного слоя) и при попадании внутрь организма.

· g- и рентгеновское–излучение – электромагнитное ионизирующее излучение с длиной волны менее 10-8 м.

Удельная ионизация еще меньше, чем b - частиц, но наибольшая проникающая способность по сравнению с a - и b - излучением. В воздухе распространяется на значительные расстояния практически без ослабления. Свинец, сталь, бетон и другие плотные материалы определенной толщины вызывают существенное ослабление. При прохождении g - квантов через среду ионизация производится электронами, выбиваемыми из атомов g - квантами. Особенно опасно при внешних облучениях.

· нейтронное – излучение – излучение, состоящее из нейтральных частиц(1n0).

По своему воздействию на человеческий организм нейтроны делятся на две энергетические группы.

Медленные нейтроны (с энергией 0-20 МэВ) вызывают активацию ядер окружающей среды. Ядро, поглотившее нейтрон, увеличивает на единицу свою массу, т.е. становится новым изотопом элемента, который, как правило, не устойчив. Его распад сопровождается испусканием заряженных частиц и иногда g - квантами, которые опять-таки вызывают ионизацию.

Быстрые нейтроны(с энергией более 20 МэВ) при столкновении с легкими атомами передают им часть своей кинетической энергии. Атомы начинают двигаться с такой скоростью, что теряют свои электроны, превращаясь в ионы, которые при движении в среде вызывают также ее ионизацию.

Основные дозиметрические величины и единицы измерений

Уровень радиации– мощность экспозиционной дозы на высоте 0.7-1 м над зараженной поверхностью.

Экспозиционная доза – доза, полученная за время от начала заражения до времени полного распада радиоактивного вещества.

Единица измерений:

СИ: Кулон на килограмм [ Кл / кг ]

Практическая внесистемная единица: Рентген [Р]

1Р = 2.6 10-4 Кл/кг

1Кл/кг = 3.9 103Р

Мощность экспозиционной дозы (уровень радиации)– доза, получаемая объектом в единицу времени.

Единица измерений:

СИ: Кл/(кг с)

Практическая внесистемная единица:

1 Р/с = 3600 Р/ч = 86400 Р/сут

1 Р/ч = 24 Р/сут = 8760 Р/год

Поглощенная доза излучения – энергия, переданная ионизирующим излучением единице массы облучаемого вещества:

D = Eq/ m

(m – масса облучаемого вещества).

Единица измерений:

СИ: Дж/кг или Гр (Грей)

Практическая внесистемная единица: рад

1 рад = 0.01 Гр = 0.01 Дж/кг = 100 эрг/г.

Эквивалентная доза – доза, введенная для оценки возможного ущерба здоровью человека от хронического воздействия ионизирующего излучения:

H = kD

D – поглощенная доза;

k – коэффициет качества ионизирующего излучения.

Единица измерений:

СИ: Зиверт [Зв]

Практическая внесистемная единица: бэр (биологический эквивалент рентгена)

1 бэр = 0.01 Дж/кг = 0.01 Зв

Коэффициент качества k – коэффициент для учета биологической эффективности разных видов ионизирующего излучения.

k

Рентгеновское и g - излучение 1

b - излучение (электроны и позитроны) 1

Быстрые нейтроны (с энергией ~ 20 МэВ) 3

Медленные нейтроны (с энергией 0.1 – 10 МэВ) 10

Протоны с энергией < 10 МэВ 10

a - излучение с энергией < 10 МэВ 20

Тяжелые ядра отдачи 20

Нормы радиационной безопасности

Нормы радиационной безопасности (НРБ) устанавливают систему дозовых пределов и принципы их применения. НРБ основаны на следующих основных принципах радиационной безопасности:

· непревышение установленного основного дозового предела;

· исключение всякого необоснованного облучения;

· снижение дозы излучения до возможно низкого уровня.

В основу НРБ положены отечественный опыт обеспечения условий радиационной безопасности, результаты работ советских и зарубежных ученых, а также рекомендации Международной комиссии по радиологической защите.

Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

категория А – лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений;

категория Б – лица, которые не работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных веществ и других источников излучения;

категория В – остальная часть населения страны.

Кроме того устанавливаются так же три группы критических органов:

I – все тело, гонады и красный костный мозг;

II – мышцы, внутренние органы, глаза;

III – кожный покров, костная ткань, кисти,

предплечья, голени и стопы.

Для каждой категории облучаемых лиц устанавливается основной дозовый предел. В качестве основных дозовых пределов в зависимости от группы критических органов для категории А устанавливается предельно допустимая доза за календарный год (ПДД), а для категории Б – предел дозы за календарный год (ПД).

Предельно допустимая доза (ПДД) – это такое наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при котором равномерное облучение в течении 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Предел дозы (ПД) - это такое наибольшее среднее значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год для лиц категории Б, при котором равномерное облучение в течении 70 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Основные дозовые пределы

Дозовые пределы суммарного внешнего и внутреннего облучения, бэр за календарный год Группа критических органов I II III

ПДД для категории А 5* 15 30

ПД для категории Б 0,5 1,5 3

*Примечание: Для женщин до 40 лет не более 1 бэр за 2 месяца в области таза.

Естественный фон в России:

4-20 мкР/ч или 35-175 мР/год

Общая доза облучения всего организма для категории А не должна превышать (бэр):

H = 5(N – 18)

N – возраст, годы. Во всех случаях доза, накопленная за 30 лет, не должна превышать 60 бэр.

Нормативы ПДД в военное время и аварийных ситуациях:

1. Однократное облучение 50 бэр

2. Многократное облучение за 30 дн. 100 бэр

3. Многократное облучение за 3 мес. 200 бэр

4. Многократное облучение за 1 год 00 бэр

Лучевая болезнь начинается при однократном облучении мощностью 100 бэр. Тяжелая форма – 450 бэр.

Приборы дозиметрического контроля

Приборы, предназначенные для обнаружения и измерения радиоактивных излучений, называются дозиметрическими.

Основными элементами дозиметрических приборов являются регистрирующие устройства (ионизационная трубка, счетчик), электрическая схема, источник питания, блок преобразования напряжения (Рис.1). Регистрирующее устройство: ионизационная трубка или газоразрядный счетчик 1 представляют собой заполненный воздухом или инертным газом замкнутый объем, внутри которого находятся два электрода. К электродам приложено напряжение от источника постоянного тока. При отсутствии радиоактивного излучения в цепи регистрирующего устройства тока не будет, поскольку воздух и инертный газ являются изоляторами. При воздействии радиоактивного излучения на регистрирующее устройство молекулы воздуха (или инертного газа) в нем ионизируются. Положительно заряженные частицы перемещаются к катоду (-), а отрицательные – к аноду (+). В цепи появляется ионизационный ток, для измерения которого служит микроамперметр 3.

Рис. 1 Принципиальная схема устройства дозиметрических приборов:

1 - регистрирующее устройство; 2 - усилитель ионизационного тока; 3 - измерительный прибор; 4 - преобразователь напряжения; 5 -источник питания

Источником питания прибора служат батареи или сеть 5, напряжение которых повышается до необходимого значения с помощью специального преобразователя 4.

Для измерений используются различные дозиметрические приборы ЛУЧ-А, ДП-5В, ДРГЗ-01(02,04), ДИП-0.05 и др.

Порядок выполнения работы

Задание 1. Измерение естественного фона в помещении для занятий.

С помощью дозиметра “Мастер –1” измерить естественный фон в помещении для занятий. Дозиметр “Мастер – 1” предназначен для контроля радиационной обстановки на местности, в рабочих и жилых помещениях. Прибор измеряет мощность эквивалентной(экспозиционной) дозы в диапазоне от 0,10 до 9,99 МкЗв/ч (от 10 до 999 МкР/ч). Диапазон энергии излучений от 0,05 до 1,5 МэВ.

Включить прибор. Для проведения измерений нажать кнопку ПУСК, при этом на цифровом табло должны появиться цифры 000, а справа от цифр мигающий знак “СЧ”. Через 36 с после нажатия кнопки ПУСК счет импульсов прекращается, о чем свидетельствует прекращение мигания знака “СЧ”. Установившееся на табло значение показывает мощность эквивалентной дозы в микрозивертах в час. Провести не менее трех измерений, найти среднее значение. Сопоставить полученное значение с соответствующими значениями Норм радиационной безопасности. Сделать соответствующие выводы о радиационной безопасности в помещении.

Задание 2. Измерение естественного фона (уровня радиации) в помещении с источником ионизирующего излучения – рентгеновским дифрактометром.

С помощью дозиметра “Мастер –1” повторить аналогичные измерения, указанные в задании 1.

Сделать соответствующие выводы о радиационной безопасности в помещении.

Задание 3. Проведение дозиметрического контроля защиты рентгеновского дифрактометра.

Ознакомиться с устройством дозиметрического прибора ДРГЗ – 02. Прибор “ДРГЗ - 02” предназначен для контроля радиационной обстановки на местности, в рабочих и жилых помещениях. Прибор измеряет мощность экспозиционной дозы в диапазоне от 0,01 до 100 МкР/с. Тип детектора – сцинтилляционный. Диапазон энергии излучений от 0,015 до 1,25 МэВ.

С помощью прибора ДРГЗ – 02 произвести замеры мощности экспозиционной дозы в непосредственной близости от рентгеновского пучка и за защитой рентгеновского дифрактометра в нескольких точках.

Сделать выводы о соответствии защиты нормам по технике безопасности.

 

 

Вопросы для самоконтроля