Эффекты ионизирующего излучения

СОВРЕМЕННАЯ СИСТЕМА ДОЗИМЕТРИЧЕСКИХ И РАДИОМЕТРИЧЕСКИХ ВЕЛИЧИН ИСПОЛЬЗУЕМЫХ В РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Результат воздействия ионизирующих излучений на облучаемые объекты заключается в физико-химических или биологических изменениях в этих объектах. Примерами таких изменений могут служить нагрев тела, ионизация воздуха, гибель живого организма и т. п. В общем виде радиационный эффект зависит от ряда физических величин X_i, характеризующих поле излучения или взаимодействие излучения с веществом, которые называются дозиметрическими величинами

(1)

Определение (обоснование, измерение и расчёт) дозиметрических величин для предсказания или оценки радиационного эффекта, в частности эффекта биологического действия ионизирующего из лучения, является целью специального раздела ядерной физики дозиметрии.

Всеобъемлющая теория биологического действия ионизирующего излучения пока еще не создана; идет поиск критериев обеспечения радиационной безопасности человека, следование которым позволило бы определить условия полезного использования источников ионизирующего излучения, при которых вред для человека от возможных эффектов излучения был бы приемлем. Вместе с развитием радиационной биологии и радиационной безопасности развивается и система дозиметрических величин. Главную роль в этом процессе играют Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям (MKPE) и Международная комиссия по радиологической защите (МКРЗ) тесно сотрудничающие независимые организации, объединяющие экспертов в области радиационных измерений, биологического действия излучения, дозиметрии и радиационной безопасности.

Практика контроля профессионального облучения опирается на современную систему дозиметрических величин и международный опыт безопасного развития радиационно-опасных технологий. По мере совершенствования нашего знания об эффектах ионизирующего излучения изменяется система обеспечения радиационной безопасности, а вместе с ней и практика контроля профессионального облучения. Регулярно публикуемые доклады MKPE и Рекомендации МКРЗ отражают этот процесс и позволяют рассматривать современную систему дозиметрических величин состоящей из трех больших разделов:

§ базовые физические величины, являющиеся мерой воздействия ионизирующего излучения на вещество;

§ нормируемые величины, являющиеся мерой ущерба (вреда) от воздействия излучения на человека;

§ операционные величины, являющиеся непосредственно определяемыми в измерениях величинами, предназначенными для оценки нормируемых величин при радиационном контроле.

Базовые физические величины являются мерой физического воздействия ионизирующего излучения на вещество. Они также характеризуют источник излучения, само излучение и радиационные поля, возникающие при прохождении излучения через вещество. Для описания облучения воздействия излучения на человека физические дозиметрические величины напрямую не используют. Облучение характеризуют нормируемые дозиметрические величины, в определении которых используются соподчиненные базовые физические величины. Измерение нормируемых величин при контроле облучения практически невозможно. В оценке соответствия условий облучения нормативным требованиям используются операционные величины, значения которых при определенных условиях облучения близки к значениям соответствующих нормируемых величин. Важнейшим качеством операционных величин является то, что они мо гут быть непосредственно измерены при радиационном контроле[1].

Базовые физические величины

Базовые физические величины, которые характеризуют источники излучения, радиационные поля и взаимодействие излучения с веществом, составляют раздел дозиметрических величин, который остается неизменным в течение долгого времени. Вслед за введением в практику Международной системы единиц (СИ) меняются единицы измерения базовых физических величин, однако их определения остаются неизменными.

Явление радиоактивности было открыто в 1896 г. С тех пор вещество, имеющее в своем составе радиоактивные изотопы (радио нуклиды), называют радиоактивным. Такое вещество рассматривают как радионуклидный источник ионизирующего излучения. Главной характеристикой радионуклидного источника является его активность (А) мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данный момент времени в определенном энергетическом состоянии. Ожидаемое число ядер радио нуклида, претерпевших спонтанные ядерные превращения в единицу времени, пропорционально полному числу ядер N этого радио нуклида

при этом dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени dt; l - постоянная радиоактивного распада, характеризующая вероятность распада ядра атома данного нуклида в единицу времени. Единица активности Беккерель (Бк). В источнике с активностью 1 Бк в среднем происходит одно спонтанное ядерное превращение в секунду (1 Бк = 1 расп./с). Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (Ки) составляет 3,7×10¹⁰ Бк.

Важными характеристиками потока излучения при его переносе в среде от источника к облучаемому объекту являются флюенс и плотность потока частиц (квантов) излучения:

§ флюенс частиц, Ф отношение числа частиц dN, проникающих в элементарную сферу, к площади центрального сечения dS этой сферы; единица флюенса частиц или квантов част./см²;

§ плотность потока частиц j - флюенс за единицу времени.

Единица плотности потока частиц или квантов част./(см²×с).

Энергия является важнейшей характеристикой ионизирующего излучения. В ядерной физике используется внесистемная единица энергии электронвольт (эВ). 1 эВ = 1,6020×10^-19 Дж.

Первоначально развитие дозиметрии определялось необходимостью защиты от воздействия рентгеновского и g-излучений при родных радиоактивных веществ при медицинском применении ионизирующих излучений. Ионизация среды под воздействием этих излучений явилась первым физическим эффектом, который был сопоставлен с биологическим эффектом[2] 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[3] (P). Один рентген равен 2,58×10^-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.

Поглощенная доза излучения, D была введена как основная дозиметрическая величина, которая является мерой энергии, пере данной ионизирующим излучением веществу:

где d - средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме; dm - масса вещества в этом объеме. Поглощенная доза отражает концентрацию энергии излучения, переданной веществу. Единица поглощенной дозы грей[4] (Гр), 1Гр = 1 Дж/кг. Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад[5] равна 0,01 Гр.

Для оценки воздействия на среду косвенно ионизирующих излучений[6], используют понятие кермы. Керма (К) – отношение суммы начальных кинетических энергий dε_к всех заряженных ионизирующих частиц образовавшихся под действием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества, к массе dm вещества в этом объеме:

Единица кермы - грей (Гр) совпадает с единицей поглощенной дозы. Единичная поглощенная доза (1 грей) равна керме, при которой сумма начальных кинетических энергий всех заряженных ионизирующих частиц, образовавшихся под действием косвенно ионизирующего излучения в веществе массой 1 кг, равна 1 Дж.

Керма определяется кинетической энергией вторичных заряженных частиц, в том числе и той ее частью, которая расходуется затем на тормозное излучение. Керма и поглощенная доза фотонного излучения равны друг другу в той степени, в какой достигается равновесие заряженных частиц и в какой можно пренебречь тормозным излучением вторичных электронов и позитронов, а также ослаблением потока первичных фотонов на пути пробега вторичных электронов. Следовательно, значение кермы для фотонов в условиях электронного равновесия совпадает с поглощенной дозой с погрешностью, определяемой долей энергии вторичных заряженных частиц, которая расходуется на тормозное излучение. Для энергий фотонов радионуклидных источников (E_g ≤3 МэВ) значение кермы в воздухе может превышать значение поглощенной дозы в воздухе не более чем на 1%. В биологической ткани керма уменьшается с глубиной из-за ослабления первичного излучения. Таким образом, максимум кермы фотонного излучения наблюдается на поверхности тела человека.

Керма нейтронов совпадает с поглощенной дозой от вторичных заряженных частиц в условиях их равновесия. Для объема вещества достаточно большой массы, который окружен таким же веществом (орган внутри тела человека), когда соблюдается условие равновесия заряженных частиц, керма обычно практически (здесь и далее слово «практически» напоминает, что утверждение справедливо, если можно пренебречь потерями энергии вторичных заряженных частиц на образование тормозного излучения) совпадает с поглощенной дозой от вторичных заряженных частиц. Для тонких слоев вещества на границе раздела различных сред (кожа на границе раз дела воздух-тело человека) эти дозиметрические характеристики различаются. Для нейтронов в условиях равновесия заряженных частиц поглощенная доза практически может быть представлена как сумма кермы и поглощенной дозы от вторичного g-излучения. Поэтому керма на единичный флюенс нейтронов меньше поглощенной дозы на единичный флюенс. Это различие особенно заметно в области промежуточных энергий, где значителен вклад в поглощенную дозу от вторичного g-излучения.

Размерность поглощенной дозы и кермы отлична от размерности экспозиционной дозы. Эти величины имеют различную природу. Керму фотонного излучения в воздухе рассматривают как энергетический эквивалент экспозиционной дозы. Поскольку один рентген соответствует образованию 2,08×10⁹ пар ионов в 1 см³ воздуха, то, принимая энергию образования пары ионов в воздухе равной 34 эВ, получаем соотношение: 1 P соответствует керме фотонов в воздухе, равной примерно 8,8×10^-3 Гр.

Важной характеристикой ионизирующего излучения, показывающей, как передает излучение свою энергию веществу, является линейная передача энергии[7] - энергия, переданная ионизирующей частицей веществу в заданной окрестности её траектории на единицу длины траектории. Как правило, в радиационной безопасности под линейной передачей энергии (ЛПЭ или L) излучения подразумевают полную передачу энергии в воде:

(5)

где dl - путь, пройденный заряженной частицей в веществе; средняя энергия, потерянная частицей во взаимодействиях. Как будет показано ниже, учет этой характеристики излучения позволяет единым образом описать биологическое действие различных излучений, например, состоящих из фотонов и альфа-частиц.

Нормируемые величины

Нормируемые дозиметрические величины характеризуют облучение человека, т.е. воздействие на него ионизирующего излучения. Их определение служит задачам обеспечения радиационной безопасности человека. Основой радиационной безопасности является радиационная биология человека и животных, которая базируется на данных радиобиологических экспериментов и многолетних эпидемиологических исследований эффектов облучения в группах облученных людей. Биологические эффекты облучения в значительной степени определяются свойствами самого облучаемого объекта. Поэтому радиобиологические эксперименты на животных служат для исследования общих закономерностей радиационного поражения, а фактической (экспериментальной) базой радиационной безопасности является многолетнее наблюдение за группами облученных людей. В начале двадцатого века такой наблюдаемой группой были врачи-радиологи; после Второй мировой войны жители Хиросимы и Нагасаки, пострадавшие вследствие военного применения ядерного оружия, жертвы радиационных аварий, больные, подвергавшиеся терапевтическому облучению, профессиональные работники атомной энергетики и промышленности. Цель этих исследований выявление закономерностей действия ионизирующего излучения в области малых доз хронического облучения[8], характерных для условий нормальной эксплуатации источников излучения. Результат таких исследований выработка научных концепций ограничения вредного действия ионизирующего излучения на человека без чрезмерного ограничения практического применения источников. С изменением концепций менялись и. основные нормируемые величины:

§ с начала 30-х годов XX в. и до Второй мировой войны экспозиционная доза;

§ после Второй мировой войны и до конца 70-х годов эквивалент дозы[9];

§ в 80-е годы эффективный эквивалент дозы[10];

§ начиная с 90-х годов прошлого века и по настоящее время эффективная эквивалентная доза[11].

Эффекты ионизирующего излучения

Согласно современным представлениям, воздействие ионизирующего излучения на людей может привести к возникновению у некоторых из облученных лиц детерминированных и стохастических эффектов излучения.

Детерминированные эффекты излучения являются основой лучевой болезни при местном и общем облучении с высокими дозами. К этой категории эффектов относятся лучевые поражения отдельных органов и тканей, а также аномалии и пороки развития, являющиеся детерминированными эффектами облучения плода в эмбриональном периоде. В основе детерминированных эффектов лежит гибель значительной части клеток облученного органа или ткани, поэтому в отношении таких эффектов предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше тяжесть эффекта зависит от дозы. Значение пороговой дозы определяется радиочувствительностью клеток пораженного органа или ткани и способностью организма компенсировать или восстанавливать та кое поражение. Как правило, детерминированные эффекты излучения специфичны и не возникают под действием других физических факторов, а связь между эффектом и облучением однозначна (детерминирована). Пороговые дозы возникновения детерминированных эффектов, приводящих к скорой гибели взрослых людей, приведены в табл. 1. В случае длительного хронического облучения детерминированные эффекты возникают при больших суммарных дозах, чем в случае однократного облучения.

В производственных условиях возникновение детерминированных эффектов возможно только при радиационной аварии, когда источник излучения находится в неуправляемом состоянии. В этом случае ограничение облучения людей осуществляется путем принятия срочных мер вмешательства. Принятые дозовые критерии срочного вмешательства в случае радиационной аварии основаны на данных о пороговых дозах возникновения опасных для жизни детерминированных эффектах, как это показано в табл. 2.

Таблица 1

Детерминированные эффекты однократного равномерного облучения всего тела фотонами

Основная причина смерти	Срок гибели половины облученных, сутки	Пороговая доза, Гр
Повреждение костного мозга	30 ...60	3 ...5
Повреждение желудочно-кишечного тракта и легких	10...2O	5... 15
Повреждение нервной системы	1...5	>15

Таблица 2

Пороговые дозы возникновения детерминированных эффектов и критерии срочного вмешательства при радиационной аварии

Облучаемый орган	Детерминированный эффект	Пороговая доза, Гр	Критерий срочного вмешательства при аварии, Гр
Все тело	Рвота	0,5	1
Все тело	Смерть	4	1
Легкие	Пневмония	5	6
Легкие	Смерть	10	6
Кожа	Эритема	3	3
Щитовидная железа	Деструкция железы	10	5
Семенники	Стерильность	4	3

Значения пороговых доз возникновения детерминированных эффектов в десятки и сотни раз превосходят пределы доз профессионального облучения, поэтому главной задачей современной радиационной безопасности является ограничение последствий возможного возникновения стохастических эффектов у человека вследствие его облучения ионизирующим излучением в нормальных условиях. В основе стохастического эффекта излучения лежит радиационно-индуцированная мутация отдельных клеток облученного органа или ткани. Мутацией[12] называют внезапно возникающее естественное или искусственно вызываемое стойкое изменение структур клетки, ответственных за хранение наследственной информации и ее передачу от клетки к клетке в процессе клеточного деления, без которого невозможно существование живого организма. Возникающие под действием излучения мутации половых клеток родителей могут привести к возникновению генетических (передающихся по наследству) эффектов излучения у потомков облученных лиц. Мутации соматических клеток тела человека могут привести к возникновению раковых заболеваний. Согласно представлениям современной радиобиологии, и возникновение мутаций под действием излучения, и их реализация в виде наблюдаемого стохастического эффекта излучения имеют вероятностную природу. Мутация соматических и половых клеток живого организма является мощным фактором биологического развития. Клеточные мутации под действием природных и искусственных факторов окружающей среды являются первопричиной и того, что дети не являются копиями своих родителей и того, что любой человеческой популяции присущ определенный фоновый уровень спонтанных раковых и генетических заболеваний. До настоящего времени среди стохастических эффектов излучения не обнаружено специфических заболеваний, которые возникают только под действием излучения. Ионизирующее излучение является всего лишь одним из факторов, воздействие которых может увеличить вероятность возникновения онкологических или генетических заболеваний в популяции. С представлением о мутагенном механизме лучевого канцерогенеза согласуется весьма широко распространенное мнение о беспороговом характере действия излучения и о линейной зависимости эффекта от дозы. Считается, что начало развитию опухоли может дать одна измененная клетка носитель соматической мутации. Первичным изменением в клетке, достаточным для возникновения мутации, может быть разрыв ДНК вследствие одного акта передачи энергии излучения среде (одной ионизации). В организме человека всегда имеется большое число клеток, которые могут иметь повреждения ДНК, необходимые для возникновения соматической мутации, способной развиться в раковое заболевание. Работа системы репарации ДНК имеет важнейшее значение в судьбе клеток облученного органа или ткани. При правильной репарации (как правило, такая репарация возможна только при возникновении однонитевых разрывов ДНК) не наблюдается никаких последствий облучения. Одним из возможных исходов репарации является неправильное восстановление структуры ДНК, результатом которой будет возникновение при делении клетки жизнеспособных потомков с новыми свойствами (мутантов).

В отношении стохастических эффектов излучения предполагается отсутствие дозового порога. Поскольку природный радиационный фон всегда существует, как существует и спонтанный уровень стохастических эффектов, то любая практическая деятельность, приводящая к дополнительному облучению, приводит к увеличению вероятности стохастических эффектов. Вероятность их возникновения предполагается пропорциональной дозе, а тяжесть проявления не зависящей от дозы облучения. Рис. 1 иллюстрирует связь между заболеванием раком и облучением, которую характеризует значительный уровень спонтанных раков в популяции и относительно небольшая вероятность возникновения дополнительных заболеваний под действием излучения.

Рис. 1. Соотношение между дополнительным облучением, обусловленным практической деятельностью, и увеличением вероятности заболевания раком

К тому же по данным НКДАР ООН спонтанный уровень заболеваемости и смертности от раковых заболеваний значительно варьирует и от страны к стране и от года к году в одной отдельно взятой стране. Это означает, что, анализируя последствия воздействия излучения на большую группу людей, облученных с одинаковой дозой, при определенных условиях можно установить вероятностную связь между дозой об лучения и числом раков, возникших вследствие облучения дополнительно к ожидаемому числу спонтанных раков, однако невозможно указать, какое заболевание является следствием облучения, а какое возникло спонтанно.

Рис. 2. Численность группы одинаково облученных взрослых людей, необходимая для достоверного подтверждения связи между увеличением общего числа раковых заболеваний в группе и дозой облучения

На рис. 2 приведена оценка численности группы одинаково облученных взрослых людей, необходимой для достоверного подтверждения связи между увеличением общего числа раковых заболеваний в группе и дозой облучения. Линия A-B на рисунке определяет теоретическую оценку численности группы, необходимой для выявления дополнительных стохастических эффектов излучения с доверительным интервалом 90 %. На плоскости доза-численность группы выше этой линии расположена область условий облучения, при выполнении которых теоретически воз можно доказательство связи между увеличением числа стохастических эффектов в группе и облучением. Для условий облучения, соответствующих точкам, расположенным ниже этой линии, доказать эту связь теоретически невозможно. График показывает, что для достоверного выявления дополнительных эффектов от равномерно го облучения тела взрослых людей фотонами с дозой 20 мГр, равной пределу дозы профессионального облучения, необходимо обследовать не менее 1 000 000 человек.

Указанные трудности в обнаружении связи между облучением и возникновением дополнительных раков привели к тому, что в настоящее время нет каких-либо фактических материалов помимо сведений о радиационном канцерогенезе у жителей Хиросимы и Нагасаки, а также у шахтеров урановых рудников, которые могли бы подтвердить существующие данные о возникновении дополни тельных (относительно спонтанного уровня) раковых заболеваний у людей, подвергшихся действию ионизирующей радиации в не больших дозах. Эпидемиологические данные о раке легких у шахтеров используются для нормирования облучения радоном. Результаты исследования медицинских последствий атомной бомбардировки Хиросимы и Нагасаки являются важнейшей частью научной базы радиационной защиты человека и его потомков от вредно го действия ионизирующего излучения.

Тщательное изучение медицинских последствий военного применения атомного оружия началось сразу после бомбардировки Хиросимы и Нагасаки в августе 1945 г. Уже через два года в Японии приступила к работе Комиссия по учету пострадавших от атомной бомбардировки, организованная Национальной академией наук США при финансовой поддержке Комиссии по атомной энергии США. Взамен этой Комиссии в 1975 г. с целью оказания помощи поддержанию здоровья и благосостояния оставшихся в живых свидетелей атомной бомбардировки был учрежден Фонд исследования радиационных эффектов, который поддерживают Министерство здравоохранения и социального обеспечения Японии и Министерство энергетики Соединенных Штатов. В настоящее время в Фонде сосредоточена вся информация о дозах облучения и о состоянии здоровья свидетелей атомной бомбардировки и их потомков. В 1950 г. в Японии была проведена национальная перепись населения. Согласно переписи к категории лиц, облученных в результате атомной бомбардировки, было отнесено 280 000 человек. Для исследования отдаленных последствий атомной бомбардировки из них были выбраны когорты общей численностью приблизительно 280 000 человек. Целью эпидемиологического наблюдения за этими людьми было исследование отдаленных последствий действия ионизирующего излучения, в том числе и радиогенного рака, которые после однократного облучения могли возникнуть в течение всего периода жизни людей и их потомков.

Накопленный к настоящему времени обширный экспериментальный материал и клинические наблюдения показали, что под влиянием облучения могут возникать новообразования практически во всех органах. Выяснилось, что под действием ионизирующего излучения, как и при действии других канцерогенных агентов, между облучением и возникновением злокачественных новообразований проходит длительный латентный период (ΔТ_лат) период скрытого развития заболевания, отделяющий воздействие ионизирующей радиации на организм от проявления эффекта в виде диагностируемого заболевания. Латентные периоды стохастических эффектов сравнимы с продолжительностью жизни человека. Рис. 3 иллюстрирует зависимость вероятности заболевания раком в результате облучения в зависимости от времени, прошедшего после однократного облучения всего тела фотонами. В области малых доз эта вероятность пропорциональна дозе облучения. Для времен много меньших или много больших длительности латентного периода вероятность возникновения заболевания близка к нулю. Раньше других в облученной популяции возможно возникновение дополнительных лейкозов, которые имеют наименьшие значения ΔТ_лат, равные 10-15 годам. Латентные периоды развития радиогенных раков других локализаций, т.н. твердых раков, мало различаются и примерно в 2 - 2,5 раза больше латентного периода развития лейкозов. Твердые раки формируют вторую волну радиогенных раков, возникающих в облученной популяции спустя десятилетия после облучения.

Для целей радиационной безопасности рассматривается вероятность, отнесенная ко всей ожидаемой продолжительности жизни человека т.н. пожизненная вероятность реализации эффекта в виде заболевания. Пожизненную вероятность эффектов, приводящих к смерти человека, обычно называют вероятностью преждевременной смерти. Она имеет сложную зависимость от возраста человека в момент облучения и линейную зависимость от дозы (в области малых доз).

В качестве характеристики тяжести стохастического эффекта рассматривают сокращение продолжительности периода полноценной жизни человека ΔТ_латв результате преждевременной смерти или заболевания, вызванных облучением.

Рис. 3. Динамика возникновения радиогенных раков после облучения

Принято, что тяжесть стохастических эффектов не зависит от дозы облучения и равна разности между ожидаемой средней продолжительностью жизни человека и длительностью латентного периода в случае возникновения радиогенного рака. В табл. 3 приведены значения сокращения продолжительности периода полноценной жизни человека в результате преждевременной смерти или заболевания, вызванных облучением. Для целей радиационной безопасности принято, что генетические последствия облучения в среднем характеризуются потерей 15 лет продолжительности полноценной жизни.

Таблица 3

Сокращение продолжительности периода полноценной жизни человека в результате возникновения радиогенного рака

Облученный орган или ткань	Число потерянных лет жизни
Красный костный мозг	30
Гонады; молочные железы	20
Поверхность кости; печень; кожа; щитовидная железа; легкие; толстый кишечник; остальные органы	15
Пищевод; желудок; мочевой пузырь	10

Дата добавления: 2021-02-10; просмотров: 54; Мы поможем в написании вашей работы!

Поделиться с друзьями:

12 Следующая ⇒

Мы поможем в написании ваших работ!