5. Расчет дк, основанный на дозе облучения желудочно-кишечного тракта (жкт).

Для малорастворимых соединений критическим органом при пероральном поступлении (с водой, пищей) часто оказывается ЖКТ, при ингаляционном поступлении (с воздухом) – лёгкие.

Формулы расчета ДК для нерастворимых соединений, когда критическими органами могут оказаться стенки ЖКТ, выводятся в предположении, что радиоактивное вещество находится в контакте с внутренними стенками ЖКТ в течение времени , характерного для каждого участка. При расчетах ДК используются постоянные, представленные в таблице 22.

Таблица 22. Данные для расчета ДК, когда критическими органами оказываются отдельные участки ЖКТ.

Участок ЖКТ					Часть нуклидов, попадающих из лёгких в ЖКТ,
					Растворимые	Нерастворимые
Желудок	250	10	1/24	0	0,50	0,625
Тонкие кишки	1100	30	4/24	1/24	0,50	0,625
Восходящая кишка	135	5	8/24	5/24	0,50	0,625
Нисходящая кишка	160	5	18/24	13/24	0,50	0,625

В таблице 22 t– время пребывания радионуклидов в данном участке ЖКТ;- время от момента поступления радионуклидов в организм () до момента поступления в данный участок ЖКТ. Расчет ДК производится по формуле (13) с внесением в неё следующих поправок: в числитель вводится множитель 2, поскольку стенки ЖКТ облучаются в геометрии(а не); вместо эффективного периодавводится- период радиоактивного полураспада;; вместо времени профессионального облученияследует брать время пребывания пищи (и нуклидов) в данном участке ЖКТ; коэффициент;для растворимых соединений и-- для нерастворимых; т.к.-частицы не проникают в заметной степени в слизистую оболочку, берётся только 0,01 их эффективной энергии. Предельно допустимые дозы в неделю,, берутся из условия принадлежности всех участков ЖКТ коIIгруппе критических органов. Если радионуклиды короткоживущие (меньше времени пребывания в отдельных участках ЖКТ или сравним с ним), то в знаменатель формулы следует ввести множитель. Таким образом, формулу расчета ДК,, для радионуклидов, когда критическим органом являются отдельные участки ЖКТ, в общем виде можно записать так:

. (14)

Коэффициент , если рассматривать ДК радионуклидов в воде для населения,и, если рассчитывать ДК в воздухе для населения и персонала соответственно.

Для долгоживущих радионуклидов с формула (14) упрощается, поскольку,, т.е.

. (15)

При разовом поступлении мкКи в организм (например, путём заглатывания) эквивалентная доза (бэр) на стенки нисходящей кишки

. (16)

Если радионуклиды поступают в ЖКТ из лёгких, то формула для расчета эквивалентной дозы (бэр) от разового поступления на любые участки ЖКТ имеет вид

. (17)

6. Расчет дк в воздухе для нерастворимых соединений с критическим органом – легкие.

Значения ДК радиоактивных аэрозолей в нерастворимой форме наименьшие, если критический орган – легкие. В этом случае ДК рассчитывают по формуле (13). При этом учитываем, что

и для всех радионуклидов следует брать Т_б=120 суток, кроме изотопов плутония и тория, для которых Т_бравен 1 и 4 годам соответственно; посколькуt=50 лет, множитель (1-е^-t)=1; масса легких m=1000г;f_а=0,125 (для растворимых соединенийf_а=0,25, но они практически не задерживаются в легких). Учтем, что для профессионального облученияД_экв=0,3 бэр/неделя, а для населения Д_экв=3∙10^-2бэр/неделя.

Таким образом, для нерастворимых соединений формулы расчета ДК в воздухе (Ки/л):

-- для профессионалов; (18)

-- для населения. (19)

Формулы (18) и (19) относятся к непрерывному поступлению радионуклидов в организм, когда частью нуклидов, остающихся в легких непродолжительное время, пренебрегают. Более точные расчеты должны учитывать также, что 62,5% нерастворимых соединений аэрозолей остается в легких со средней биологической продолжительностью жизни =1 сутки.

Таким образом, полная доза на легкие складывается из Д₁(t), т.е. дозы, создаваемой частью нуклидов сf_а=0,625 и=1сутки, и дозыД₂(t), создаваемой в легких частью нуклидов сf_а=0,125 и(для плутония и тория вместо 120 суток надо принятьТ_б=365 суток и 1460 суток соответственно;Т_р выражено в сутках).

Например, если нерастворимые соединения радионуклидов поступают в организм с воздухом за t₁дней (и, следовательно, разовое поступление), то полная доза на легкие будет равна

(20)

Учтя, что для радионуклидов с Т_р>120 суток, а для большинства радионуклидов, получим

В нормах радиационной безопасности (НРБ) приведены ДК радионуклидов в воздухе рабочих помещений (для персонала), в питьевой воде и атмосферном воздухе. Для ограниченной части населения они также рассчитаны, исходя из дозовых пределов за 1 неделю. Там же приведены и другие производные характеристики: допустимое содержание (ДС) радионуклидов в организме или критическом органе и предельно допустимое годовое поступление (ПДГП) радионуклидов в организм, а также максимальная активность радионуклидов на рабочем месте.

Приведённые в НРБ ДК радионуклидов рассчитаны только по поступлению их в организм с питьевой водой (из расчета 2,2 л/сутки) и вдыхаемым воздухом (6,9 и 20 м³/сутки персоналом и населением соответственно). Применять их на практике следует очень осторожно. Многие радионуклиды, особенно растворимые соединения (³H,¹⁴C,⁶⁵Zn,⁸⁹Sr,⁹⁰Sr,¹³¹J,¹³⁴Cs,¹³⁷Csи др.), после выпадения на почву и в водоёмы активно участвуют в обменных процессах и в результате проникают в организм с продуктами питания (через биологические цепочки).

γ-излучающие радионуклиды, аккумулируясь на почве, также могут создавать повышенное поле внешнего γ-излучения. ДК радионуклидов рассчитаны по радиобиологическим константам взрослого условного человека. В действительности же, например, дети, находясь в тех же условиях загрязнения внешней среды, что и взрослые, во многих случаях получают большие дозы, а их радиочувствительность выше. С целью учёта этого обстоятельства вводят поправочные коэффициенты (Табл. 23)

Табл 23.Поправочный коэффициент расчета дозы для различных возрастных групп.

Радионуклид	Возрастные группы, годы
	0-1	1-8	8-12	12-17	Взрослые
14C, 90Sr, 235U, 238U, 238Pu, 239Pu	3,4	2,4	1,4	1,2	1
остальные	11,6	4,7	2,4	1,4	1

Имеются и другие пути воздействия и аспекты, которые необходимо учитывать при решении проблемы радиационной безопасности. Особого внимания и строгости в нормировании требуют радионуклиды, глобально загрязняющие биосферу: ³H,¹⁴C,⁸⁵Kr,¹²⁹Jи др.

Для расчета дозы внутреннего облучения от радионуклидов, поступивших в организм пероральным или ингаляционным путём, как при хроническом поступлении, так и при кратковременном или аварийном, могут быть необходимы также сведения о массе органов условного человека (Табл 24.), скорости дыхания в зависимости от возраста и о потреблении продуктов питания и воды (Табл 25.)

Табл 24.Масса некоторых органов условного человека.

Орган или ткань	Масса, г	Орган или ткань	Масса, г
Всё тело	70000	Плазма крови	3100
Мышцы	28000	ЖКТ	1200
Кожа	2600	Печень	1800
Эпидермис	100	Лёгкие	1000
Дерма	2500	Почки	310
Подкожная жировая клетчатка	7500	Щитовидная железа	20
Скелет	10000	Яичники	11
Красный костный мозг	1500	Яички	35

Табл 25. Данные о потреблении продуктов пиания, скорости дыхания и продолжительности контакта человека с различными объектами внешней среды

Параметр	Возрастные группы, годы
	0-1	1-8	8-12	12-17	Взрослые
Молоко и молочные продукты, л/год	231	124	302	353	190
Мясо кг/год	2	27	52	63	60
Рыба, кг/год	-	1,6	3	3,8	5
Растительные продукты, кг/год: пшеница	9	54	103	123	112
Картофель	12	84	163	203	110
Капуста	-	10	12	21	21
Огурцы	-	5	5,6	6,8	6,8
Питьевая вода, л/год	182	260	260	260	370
Скорость дыхания, м3/с	2,33*10-5	8,0*10-5	8,0*10-5	1,6*10-4	2,2*10-4
Купание или катание на лодке, с	-	1,4*104	1,4*104	3,6*105	-
Время пребывания на берегу или на орошаемой территории, с	-	3,2*104	3,2*104	7,2*105	-

Некоторые характеристики основных дозообразующих радионуклидов на территории РБ (дополнение к табл. 16)

Известно 17 изотопов йода.

Действие характерно для ранней стадии 1-ого этапа.

Известно 11 изотопов стронция.

- является одним из основных дозообразующих радионуклидов.

Известно 13 изотопов плутония.

входит в состав «горячих» частиц.

Известно 11 радионуклидов нептуния.

Известно 15 изотопов цезия. - является одним из основных дозообразующих радионуклидов.

Проведенные расчеты, табличные и иные дополнительные данные этой лекции будут использованы при проведении 1-ого контрольного мероприятия по самостоятельной (аудиторной) работе студентов (впрочем как и практически весь материал предшествующих лекций).

Литература: 1. Гусев Н.Г., Машкович В.П., Суворов А.П. Защита от ионизирующих излучений. Т1. Физические основы защиты от излучений. А.И., М., 1980.

2. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. А.И., М., 1991.

3. Бударков В.А., Киршин В.А., Антоненко А.Е. Радиобиологический справочник. «Ураджай», Мн., 1992.

4. Материалы 5-ого международного симпозиума « Актуальные проблемы дозиметрии». МГЭУ им. А.Д. Сахарова, Мн., 2005.

5. Максимов М.Г., Оджагов Г.О. Радиоактивные загрязнения и их измерение. ЭАИ, М., 1989.

9