Эквивалентная доза облучения органа или биологической ткани

Эквивалентная доза облучения органа или биологической ткани

По мере изучения биологических эффектов излучения и развития атомной энергетики и промышленности развивались концепции радиационного нормирования профессионального облучения.

Первоначально развитие дозиметрии определялось необходимостью защиты от воздействия рентгеновского излучения природных радиоактивных веществ при медицинском применении ионизирующих излучений. Ионизация среды под воздействием этих излучений явилась первым физическим эффектом, который был сопоставлен с биологическим эффектом излучения. Для оценки поля фотонного излучения в воздухе применяют величину экспозиционной дозы.

Экспозиционная  доза является мерой ионизационного действия фотонного излучения, определяемой по ионизации воздуха в условиях электронного равновесия. Непосредственно  измеряемой физической величиной при  определении экспозиционной дозы фотонного  излучения является суммарный электрический  заряд ионов одного знака, образованных в воздухе за время облучения. Для фотонов с энергией менее 3 МэВ воздух служит хорошей моделью  мышечной ткани при оценке ионизационного эффекта.

Экспозиционная  доза определяется как концентрация ионов одного знака в воздухе  и равна отношению суммарного заряда всех ионов одного знака, созданных  в воздухе излучением при полном торможении вторичных электронов и  позитронов, образующихся в элементарном объеме, к массе воздуха в этом объеме. Единица экспозиционной дозы - один кулон на килограмм (Кл/кг). Внесистемная единица экспозиционной дозы - рентген (Р). Один рентген равен 2,58Ч10-4 Кл/кг.

С открытием  нейтрона и деления ядер возникли новые мощные источники излучения: потоки нейтронов, ускоренных электронов, позитронов и тяжелых заряженных частиц. Необходимость защиты от воздействия  различных излучений привела  к созданию универсальной энергетической концепции, применимой к любым видам  ионизирующего излучения и ко всем средам.

 Позднее  появилось понятие поглощенной  дозы. Поглощенная доза - физическая  величина. Однако она уже учитывает  характер взаимодействия излучения  с веществом (мягкие ткани,  костная ткань, воздух и т.д.).

 Затем  появилось понятие эквивалентной  дозы, а позднее эффективной дозы.

Эквивалентная доза Н — поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного излучения, W_R

где D_T,R — средняя поглощенная доза в органе или ткани Т, W_R - взвешивающий коэффициент для излучения R. Если поле излучения состоит из нескольких излучений с различными величинами W_R, эквивалентная доза определяется в виде:

Единицей измерения эквивалентной  дозы является Дж×кг.^-1, имеющий специальное название зиверт (Зв). В качестве внесистемной единицы широко применяется БЭР (100 бэр = 1 Зв)

Взвешивающие коэффициенты данного вида излучений получаются в результате обобщения имеющейся информации об особенностях действия различных видов ионизирующего излучения на экспериментальных животных.

 Для g-излучения и  b-частиц такой коэффициент равен  единице. Таким образом, дозы  от этих видов излучения при  выражении в зивертах (Зв) и греях (Гр) численно равны. Для a-частиц такой коэффициент равен 20, так что поглощенная доза 1 Гр от a-излучения соответствует эквивалентной дозе 20 Зв.

При внешнем облучении  человека принимают, что ущерб его  здоровью причиняется в момент прохождения  излучения через тело, хотя при  этом ожидается, что эффект излучения (при нормальных уровнях доз, характерных  для облучения профессиональных работников), является маловероятным  событием и может произойти в  течение всей оставшейся жизни.

Разные органы тела человека по-разному экранируются другими  частями человеческого тела, что  приводит к существенной разнице  между эквивалентными дозами их облучения. Вот почему указание на облучаемый орган является существенным в определении  эквивалентной дозы облучения органа.

Ожидаемая эквивалентная  доза внутреннего облучения органа или ткани, НT(t) является аналогом эквивалентной дозы внешнего излучения при облучении отдельной ткани или отдельного органа человека источниками внутреннего излучения. "Неотвратимость" последствий при внутреннем облучении означает следующее:

• поступление радиоактивного вещества в организм приводит к облучению органов и тканей в течение длительного времени. В отличие от внешнего облучения доза внутреннего облучения органа или ткани формируется в течение длительного времени после поступления радиоактивного вещества в организм. Управлять этим процессом после проникновения радиоактивного вещества в организм практически невозможно. Используя закономерности поведения радионуклидов, можно только предсказать величину мощности дозы в отдельных органах тела условного человека в различные моменты времени. Таким образом, при внутреннем облучении неотвратимо следует облучение органов и тканей и, как следствие, возможное причинение ущерба.

Ожидаемая эквивалентная  доза определена как временной интеграл мощности эквивалентной дозы в органе или ткани, которая формируется  в течение некоторого времени  t после поступления радиоактивного вещества в организм стандартного человека:

где t₀ - момент поступления, H_T(t)  - мощность эквивалентной дозы в зависимости от времени.

Значение t соответствует ожидаемой оставшейся продолжительности жизни человека. Для расчетов принято, что t = (50 - t₀) лет для взрослых людей и t = (70 - t₀) лет - для детей. Единица ожидаемой эквивалентной дозы - Зиверт (Зв).

Для целей обеспечения  радиационной безопасности за время  причинения ущерба человеку в результате внутреннего облучения его органов  или тканей принимают момент поступления  радиоактивного вещества в организм; при этом ожидается, что реализация ущерба в виде того или иного эффекта  излучения может произойти в  течение всей оставшейся жизни человека. Тем самым приводятся к единой мере разные по протяженности во времени  облучения.

При равенстве величин H_T и H_T(t) следует ожидать в течение оставшейся жизни одинаковые последствия внешнего и внутреннего облучений.

В отличие от понятий экспозиционная доза и поглощенная доза эквивалентная  доза не является физической величиной.

Эквивалентная доза характеризует  воздействие излучения на биологическую  ткань, т.е. является биофизической  величиной.

 Попытки свести ее  к чисто физическим понятиям, объясняя разницу в биологическом  действии различных видов ионизирующих  излучений различиями в плотности  ионизации, а также попытки  создать дозиметр, измеряющий эквивалентную  дозу, не получили практического  воплощения, поскольку биологические  процессы возможно регулировать  с помощью физических приборов, но невозможно измерять.

Физический прибор не может  быть полностью эквивалентен биологической  ткани.

Органы и ткани

Разные органы или ткани  тела человека имеют разные чувствительности к излучению. Известно, например, что при одинаковой эквивалентной дозе облучения возникновение рака легкого более вероятно, чем в щитовидной железе, а облучение гонад (половые железы) особенно опасно из-за риска генетических повреждений. Поэтому для оценки общего уровня заболеваемости, особенно при неравномерном облучении различных органов или тканей тела человека введено понятие эффективной дозы Н_э. Для определения этой величины необходимо ввести понятие риска. Риск – вероятность возникновения неблагоприятных последствий для человека (частота смертельных случаев, частота возникновения профессиональных заболеваний, травматизма, нетрудоспособности и т.д.) вследствие облучения, аварии или другой причины, проявление которой носит стохастический (вероятностный) характер.

Эффективная доза:

где    H_j – средняя эквивалентная доза в j-ом органе или ткани;

w_тj – тканевый взвешивающий множитель, представляющий собой отношение стохастического риска смерти в результате облучения j-го органа или ткани к риску смерти от равномерного облучения тела при одинаковых эквивалентных дозах (табл. 4.1).

Таблица 4.1.

Таким образом, w_тj определяет весовой вклад данного органа или ткани в риск неблагоприятных последствий для организма при неравномерном облучении:

Таким образом эффективная доза при неравномерном по органам и тканям облучении равна такой эквивалентной дозе при равномерном облучении всего организма, при которой риск неблагоприятных последствий будет таким же, как и при данном неравномерном облучении. Единицы измерения эффективной эквивалентной дозы совпадают с единицами измерения эквивалентной дозы.

Эквивалентная доза и эффективная доза характеризуют меру ожидаемого эффекта облучения для данного индивидуума. Эти величины являются ИНДИВИДУАЛЬНЫМИ ДОЗАМИ.

При определении  индивидуальных доз различают дозы внешнего и внутреннего облучения. ДОЗА ВНЕШНЕГО ОБЛУЧЕНИЯ формируется за счет облучения от источников ионизирующих излучений вне организма человека, а ДОЗА ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ определяется радионуклидами, поступающими в организм человека с вдыхаемым воздухом, с продуктами питания, питьевой водой, а также через повреждения кожного покрова.

Нормирование  воздействия ионизирующих излучений

 К основным  правовым нормативам в области радиационной безопасности относятся Нормы радиационной безопасности (НРБ—99). Документ относится к категории санитарных правил (СП 2.6.1.758-99), утвержден Государственным санитарным врачом Российской Федерации 2 июля 1999 г.

Нормы радиационной безопасности включают в себя термины  и определения, которые необходимо использовать в решении проблем  радиационной безопасности. Они также устанавливают три класса нормативов: основные дозовые пределы; допусти-мые уровни, являющиеся производными от дозовых пределов; пределы годового по-ступления, объемные допустимые среднегодовые поступления, удельные активности, допустимые уровни загрязнения рабочих поверхностей и т.д.; контрольные уровни.

Нормирование  ионизирующих излучений определяется характером воздействия ионизирующей радиации на организм человека. При  этом выделяются два вида эффектов, относящихся в медицинской практике к болезням: детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой ожог, лучевая катаракта, аномалии развития плода и др.) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни).

Обеспечение радиационной безопасности определяется следующими основными принципами:

1. Принципом нормирования — непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения.

2. Принципом обоснования — запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучения.

3. Принципом оптимизации — поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.

В целях социально-экономической  оценки воздействия ионизирующего излучения на людей для расчета вероятностей потерь и обоснования расходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизации НРБ— 99 вводят, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 чел-Зв приводят к потере 1 чел-года жизни населения.

НРБ — 99 вводят понятия индивидуальный и коллективный риск, а также определяют значение максимальной величины уровня принебрегаемого риска воздействия облучения. Согласно этим нормам индивидуальный и коллективный пожизненный риск возникновения стохастических (вероятностных) эффектов определяется соответственно

где r, R — индивидуальный и коллективный пожизненный риск соответственно;

Е – индивидуальная эффективная доза;

 — вероятность для i-го индивидуума получить годовую эффективную дозу от Е до Е + dE;

r_E — коэффициент пожизненного риска сокращения длительности периода полноценной жизни в среднем на 15 лет один стохастический эффект (от смертельного рака, серьезных наследственных эффектов и несмертельного рака, приведенного по вреду к последствиям от смертельного рака), равный:

• для производственного облучения:

• 1/чел.-Зв при мЗв/год
• 1/чел.-Зв при мЗв/год

• для облучения населения:

•   1/чел.-Зв при мЗв/год;
•   1/чел.-Зв при мЗв/год

Для целей  радиационной безопасности при облучении  в течение года индивидуальный риск сокращения длительности периода полноценной жизни в результате возникновения тяжелых последствий от детерминированных эффектов консервативно принимается равным:

где — вероятность для i-го индивидуума быть облученным с дозой больше Д при обращении с источником в течение года;

Д — пороговая доза для детерминированного эффекта.

Потенциальное облучение  коллектива из N индивидуумов оправдано, если

где — среднее сокращение длительности периода полноценной жизни в результате возникновения стохастических эффектов, равное 15 лет;

 — среднее сокращение длительности  периода полноценной жизни в  результате возникновения тяжелых  последствий от детерминированных эффектов, равное 45 лет;

 — денежный эквивалент  потери 1 чел.-года жизни населения;

V— доход от производства;

Р — затраты на основное производство, кроме ущерба от защиты;

Y — ущерб от защиты.

НРБ—99 подчеркивают, что снижение риска до возможного низкого уровня (оптимизацию) следует осуществлять с учетом двух обстоятельств:

• предел риска регламентирует потенциальное облучение от всех возможных источников. Поэтому для каждого источника при оптимизации устанавливается граница риска;
• при снижении риска потенциального облучения существует минимальный уровень риска, ниже которого риск считается пренебрежимым и дальнейшее снижение риска нецелесообразно.

Предел индивидуального  риска для техногенного облучения  лиц из персонала принимается 1,0×10^-3 за 1 год, а для населения 5,0×10^-5 за 1 год.

Уровень пренебрежимого риска разделяет область оптимизации риска и область безусловно приемлемого риска и составляет 10^-6 за 1 год.

НРБ—99 вводят следующие категории облучаемых лиц:

• персонал и лица, работающие с техногенными источниками (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);
• все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производст-венной деятельности.

Для указанных  категорий облучаемых лиц НРБ—99 вводят значения дозовых пределов, представленных в таблице:

Таблица   Основные дозовые пределы

Примечания. * Дозы облучения, как и все остальные допустимые производные уровни персонала группы Б, не должны превышать 1/4 значений для персонала группы А.

** Относится к среднему значению  в слое толщиной 5 мг/см² под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя — 40 мг/см².

Основные  дозовые пределы облучаемых лиц  из персонала и населения не включают в себя дозы от природных, медицинских источников ионизирующего излучения и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

НРБ—99 предусматривают, что при одновременном воздействии  источников внешнего и внутреннего  облучения должно выполняться условие, чтобы отношение дозы внешнего облучения  к пределу дозы и отношение  годовых поступлений нуклидов к  их пределам в сумме не превышали 1.

Для женщин из персонала в возрасте до 45 лет  эквивалентная доза в коже на поверхности  нижней части живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм не должно превышать за год 1/20 предела годового поступления для персонала. При этом эквивалентная доза облучения плода за 2 месяца не выявленной беременности не превышает 1 мЗв.

При установлении беременности женщин из персонала работодатели должны переводить их на другую работу, не связанную с излучением.

Для студентов  в возрасте до 21 года, проходящих облучение  с источниками ионизирующего  излучения, годовые накопленные  дозы не должны превышать значений, установленных для лиц из населения.

При проведении профилактических медицинских рентгенологических научных исследований практически здоровых лиц, годовая эффективная доза облучения не должна превышать 1 мЗв.

НРБ—99 устанавливают  также требования по ограничению  облучения населения в условиях радиационной аварии.