ОСОБЕННОСТИ ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ЧЕЛОВЕКА
Поступление радионуклидов в организм человека. Естественные и искусственные радионуклиды могут поступать в организм человека тремя путями: ингаляционным (с воздухом), пероральным (с водой и пищей) и через кожу. Соответственно трем путям поступления радионуклидов различают и три барьерных органа, препятствующих проникновению радиоактивности во внутренние среды организма: это легкие, желудочно-кишечный тракт (ЖКТ) и кожа. Существует ряд особенностей, которые делают внутреннее облучение во много раз более опасным, чем внешнее: во-первых, резко увеличивается время облучения тканей организма, т.к. оно совпадает со временем пребывания радиоактивного вещества в организме (например, для таких изотопов как 226Ra или 239Pu выведение из организма практически отсутствует, и облучение длится всю жизнь); во-вто-рых, расстояние от источника до облучаемой ткани становится практически бесконечно малым; в-третьих, многие радиоактивные вещества избирательно концентрируются в отдельных органах, еще более усиливая их локальное облучение; в-чет-вертых, безопасные при внешнем облучении a-частицы и почти безопасные b-частицы переводятся в разряд наиболее опасных при попадании внутрь организма, т.к. исключается их поглощение роговым слоем кожи. К тому же в случае внутреннего облучения человек лишен возможности использовать методы защиты, используемые при внешнем облучении. Поэтому в рекомендациях МКРЗ[31] для дозы внутреннего облучения используется термин «committed equivalent dose» – дословно «неизбежная эквивалентная доза». При переводе в отечественной литературе смысл неотвратимости последствий был утерян.
Как правило, усвоение и отложение в организме нуклидов, попадающих через органы дыхания, выше, чем при заглатывании. Поступление радионуклидов в организм через кожные покровы не имеет практического значения, т.к. поглощение их незначительное (усвоение через неповрежденную кожу в 200 – 300 раз меньше, чем через ЖКТ). Для профессионалов основной путь поступления – ингаляционный. Пероральный путь поступления должен быть исключен административными мероприятиями (запрещение принимать пищу на рабочем месте и обязательное мытье рук при курении). При радиационной аварии возможны все способы поступления радионуклидов в организм, в том числе через раны и неповрежденную кожу.
Вероятность поглощения радионуклида, попавшего в организм человека, зависит от химической формы и от физического состояния радиоактивного вещества. Особенно это наблюдается для ингаляционного способа поступления, для которого проникновение радиоактивных аэрозолей зависит от диаметра вдыхаемых частиц. Так, крупные частицы (более 5 мкм) эффективно (до 75 %) задерживаются верхними дыхательными путями (носоглоткой), 8 % достигают альвеол легких. Диаметром, рекомендованным МКРЗ для естественных аэрозолей, считается 1 мкм (10-4 см), для него принято следующее распределение вдыхаемого вещества: выдыхается – 35 %, осаждается в верхних дыхательных путях – 30 %, осаждается в альвеолах легких – 25 %, около 8 % откладывается в трахеях легких.
Распределение радионуклидов в организме. Сразу после попадания в организм радиоактивное вещество задерживается барьерным органом, где происходят химические реакции, сопровождающиеся растворением содержащегося в нем радионуклида. На рис. 4.1 схематически представлены возможные пути поступления, перераспределения и выделения радионуклидов из тела человека. Соединение, содержащее радионуклид, может реагировать с барьерным органом, в результате химическая форма радионуклида может измениться, например, соединение радионуклида может стать растворимым. В этом случае радионуклид в составе растворенной фракции вещества проникает через барьер (например, легкие) в жидкости тела.
Проникшие в жидкости тела радиоактивные атомы переносятся ими в другие внутренние органы, где они могут удерживаться длительное время. Эти органы (например, печень, почки) называются органами вторичного депонирования[32]. Избавление организма от радиоактивного вещества возможно или вследствие радиоактивного распада, или в результате выведения радиоактивного вещества, в основном, с мочой и калом. На рис. 4.1 перемещение радионуклидов в виде нерастворившихся частиц аэрозоля обозначено стрелками с кружками, преобразование химической формы радиоактивного вещества в растворимую форму – стрелками с квадратиками и в преобразованной (растворимой) химической форме – простыми стрелками.
Таким образом, дальнейшая судьба вдыхаемых частиц или аэрозолей, задержанных в различных отделах дыхательного тракта, зависит от многих факторов, среди которых основным является растворимость радионуклида или его способность к гидролизу и комплексообразованию. Если радиоактивное вещество растворимо в воде и биологических средах, то оно будет хорошо и быстро всасываться кровью из легких. При этом хорошо растворимый радионуклид в легких не концентрируется, а значит, и не создает в них большую дозу излучения. Когда вдыхаемый воздух содержит радионуклид (или его соединение), относящийся к классу трудно растворимых, тогда этот радионуклид будет накапливаться в легких (вследствие медленного выведения этих соединений из легких).
Для того, чтобы можно было нормировать поступление радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных аэрозолей, их химические соединения разделены на три типа в зависимости от скорости перехода радионуклида из легких в кровь:
- тип «М» - медленно растворимые соединения; принято, что скорость растворения в легких человека этих веществ составляет ~ 10-4 сут-1;
- тип «П» - соединения, растворимые с промежуточной скоростью ~ 5×10-3 сут-1;
- тип «Б» - быстро растворимые соединения, их скорость растворения ~ 100 сут-1 [33].
Принадлежность радионуклида к тому или иному типу при ингаляции определяется формой химического соединения, с какой радионуклид поступает в легкие. Так, например, наиболее медленно переходящими в кровь являются оксиды, гидроксиды и некоторые другие соединения. В табл.4.1 приведено распределение соединений некоторых элементов по типам при ингаляции. Радионуклид, попавший в нерастворимой химической форме в легкие вместе с вдыхаемым воздухом, в дальнейшем может либо перейти в растворимую форму (тогда он будет перемещаться в соответствии со стрелками и на рис. 4.1), либо остаться в легких, если растворения не произойдет.
Некоторые органы могут в течение долгого времени удерживать радионуклиды, если они по своим химическим свойствам сходны с теми элементами, которые необходимы для их нормальной работы. Например, щитовидная железа постоянно нуждается в йоде, который необходим для выработки гормонов щитовидной железы, поэтому при попадании радиоактивного йода в организм он аккумулируется в щитовидной железе и удерживается там в течение времени, необходимого для синтеза гормонов. Похожая ситуация наблюдается с остеотропными нуклидами – химическими аналогами кальция, которые накапливаются в костной ткани. К этой обширной группе радионуклидов относятся, например, изотопы стронция, радия, урана, плутония, америция и др. Хорошо растворимые нуклиды, такие как цезий, натрий и т.д., распределяются равномерно по всему организму.
Необходимо заметить, что тип распределения радиоактивного вещества в организме не является незыблемым, и существует очень много факторов, влияющих на него (рН среды, в которой находится элемент, скорость всасывания радиоизотопа в организме в зависимости от пути поступления, насыщенность диеты минеральными веществами и т.д.).
Относительная радиационная опасность радионуклидов Зная основные закономерности распределения и накопления различных радионуклидов в органах человека (учитывая константы переноса, физические и химические характеристики элемента), можно распределить радионуклиды по степени относительной радиационной опасности. Значения предела годового поступления (ПГП) некоторых радионуклидов в воздухе представлены в табл. 4.2. Из этих данных видно, что диапазон значений пределов годового поступления очень широк (занимает семь порядков величины).
Таблица 4.1
Распределение соединений некоторых элементов по типам
растворимости при ингаляции
Элемент | Символ | Тип | Химическое соединение |
Хром | Cr | М | Оксиды, гидроксиды |
П | Галогениды, нитраты | ||
Б | Иные соединения | ||
Марганец | Mn | П | Оксиды, гидроксиды, галогениды, нитраты |
Б | Иные соединения | ||
Железо | Fe | П | Оксиды, гидроксиды, галогениды |
Б | Иные соединения | ||
Кобальт | Со | М | Оксиды, гидроксиды, галогениды, нитраты |
П | Иные соединения | ||
Стронций | Sr | М | SrTiO3 |
Б | Иные соединения | ||
Цирконий | Zr | М | Карбид |
П | Оксиды, гидроксиды, галогениды, нитраты | ||
Б | Иные соединения | ||
Йод | I | Б | Все соединения |
Г* | Элементарный йод, метилйод СН3I | ||
Цезий | Cs | Б | Все соединения |
Свинец | Pb | Б | Все соединения |
Висмут | Bi | Б | Нитраты |
П | Иные соединения | ||
Полоний | Ро | П | Оксиды, гидроксиды, нитраты |
Б | Иные соединения | ||
Радий | Ra | П | Все соединения |
Торий | Th | М | Оксиды, гидроксиды |
П | Иные соединения | ||
Уран | U | Б | UF6, UO2F2, UO2(NO3)2 |
П | UO3, UF4, UCl4 | ||
М | UO2, U3O8 | ||
Плутоний | Pu | М | Оксиды, гидроксиды |
П | Иные соединения | ||
* − соединения, имеющие только газовую или паровую форму при ингаляции |
Для определения радиационной опасности радионуклида большое значение имеет его период полураспада. Так, в химическом отношении одинаковые изотопы стронция (89Sr и 90Sr) имеют пределы годового поступления, отличающиеся в 20 и 30 раз для воздуха и воды соответственно. Такая же зависимость просматривается и для других изотопов.
Таблица 4.2
Значения предела годового поступления с воздухом некоторых радионуклидов для населения
Радионуклид | Период полураспада | Еbmax, кэВ | Eg, кэВ | Предел годового поступления с воздухом , Бк/год |
3H (тритий) | 12,3 лет | - | 3,7×106 | |
14C (углерод) | 5730 лет | - | 4,0×105 | |
32P (фосфор) | 14,3 сут | - | 2,5×105 | |
60Co (кобальт) | 5,3 лет | 1333; 1170 | 8,3×104 | |
89Sr (стронций) | 51 сут | - | 1,4×105 | |
90Sr (стронций) | 28,1 лет | - | 2,0×104 | |
95Zr (цирконий) | 64,05 сут. | 757; 724 | 1,7×105 | |
131I (йод) | 8,04 сут | 1,4×104 | ||
134Cs (цезий) | 2,06 лет | 605; 796 | 1,5×105 | |
137Cs (цезий) | 30 лет | 2,2×105 | ||
226Ra (радий | 1600 лет | - | g-изл. дочерних продуктов | 220 |
239Pu (плутоний) | 2,4×104 лет | - | - | |
238U (уран) | 4,5×109 лет | - | g-изл. дочерних продуктов |
Важным фактором при определении предела годового поступления является способность нуклида локализовываться в отдельных органах – для неконцентрирующегося нуклида облучаемая масса (все тело стандартного человека) на порядок больше массы того органа, в котором откладывается радионуклид. Можно сопоставить два долгоживущих изотопа, имеющих практически одинаковый период полураспада, - 137Cs и 90Sr. Их пределы годового поступления отличаются на порядок, и это обусловлено в том числе и тем, что 137Cs имеет равномерное распределение по всему организму, а 90Sr концентрируется, в основном, в костях.
Очень большие значения пределов годового поступления (в тысячи раз больше, чем для других b-g-излучателей) для изотопов водорода (3Н, Еbmax = 18 кэВ) и углерода (14С, Еbmax =158кэВ) объясняются, в частности, тем, что эти изотопы участвуют в водном и углеродном обменах, активно протекающих в живом организме, поэтому они практически не концентрируются ни в каких органах, к тому же имеют низкую энергию b-излучения. В то же время такие радионуклиды как цезий, ниобий, имеющие также равномерное распределение по организму, имеют предел годового поступления значительно ниже, чем для водорода и трития. Это обусловлено как более высоким значением максимальной энергии b-спектра этих нуклидов Еbmax , так и наличием сопутствующего g-излучения.
Как видно из табл. 4.2, наиболее радиационно-опасными являются α-излучатели - 226Ra, 239Pu. Эти радионуклиды, во-первых, концентрируются преимущественно в костной ткани (а не распределяются равномерно по всему организму), во-вторых, имеют большой период полураспада и, в-третьих, испускают α-частицы, имеющие наиболее высокое значение относительной биологической эффективности (ОБЭ)[34].
Особенности внутреннего облучения персонала АЭС. Источниками внутреннего облучения работников атомных станций являются радиоактивные аэрозоли, пары и газы в воздухе рабочих помещений. Основной вклад во внутреннее облучение персонала дают дочерние продукты газообразных осколков деления, а также продукты активации.
Радиоактивные аэрозоли продуктов деления образуются в результате следующих процессов. При работе АЭС в твэлах могут возникать микротрещины, через которые в теплоноситель могут выходить газообразные и летучие продукты деления, и большие трещины (предаварийная ситуация), через которые в теплоноситель могут проникать не только нелетучие продукты деления, но и само топливо. Выходя из микротрещин твэлов, короткоживущие инертные газы Kr и Хе распадаются, например, газообразный 137Хе с периодом полураспада 3,9 мин переходит в 137Cs (с периодом полураспада 30 лет), газообразный 90Kr (T1/2 = 33 с) - в 90Sr (28 лет), газообразный 140Хе (16 с) через короткоживущий 140Cs − в 140Ва (13 сут.) и т.д.
Другим источником радиоактивных выбросов АЭС являются радионуклиды, образующиеся при активации нейтронами примесей теплоносителя первого контура и продуктов коррозии конструкционных материалов активной зоны. При активации этих примесей в теплоносителе образуются такие нуклиды как 22Na, 24Na, 42K, 51Cr, 54Mn, 58Со, 59Fe, 60Со, 65Zn, 95Zr, 110mAg.
Аэрозоли, содержащие радионуклиды, образующиеся при активации примесей теплоносителя, обычно появляются в воздухе помещений АЭС при планово-предупредительном ремонте (ППР[35]) и перегрузках топлива. При этих операциях (особенно при различных работах по зачистке, сварке и шлифовке труб и конструкций) суммарная концентрация аэрозолей активационного происхождения в реакторном помещении достигает 70 - 3000 Бк/м3. Аэрозоли, возникающие при таких работах, крупные, они имеют диаметр 6 ¸ 12 мкм. Аэрозоли подобной дисперсности на 60 - 80 % задерживаются в верхних дыхательных путях, часть их затем заглатывается, попадает в желудочно-кишечный тракт и потом выводится из организма. Именно эти аэрозоли, возникающие при ППР, чаще всего обнаруживаются на установках СИЧ (счетчик излучения человека), которые установлены на АЭС для контроля за содержанием радионуклидов, поступивших в организм человека. При нормальной работе АЭС концентрация радиоактивных аэрозолей, возникающих за счет выхода газообразных продуктов деления через микротрещины твэлов очень мала и редко регистрируется установками СИЧ.
Особенности возникновения радионуклидов при нормальной эксплуатации АЭС обусловливают химическую форму, в которой эти радионуклиды присутствуют в составе аэрозолей, паров и газов. Физико-химическая форма радионуклида, в свою очередь, определяет тип его соединения при ингаляции (М, П или Б) и в значительной степени его свойства как фактора внутреннего облучения. Если неизвестна форма, в которой радионуклид поступает в органы дыхания человека, то обусловленная этим незнанием неопределенность оценки полученной дозы может достигать больших значений.
Основные характеристики радионуклидов, контролируемых в воздухе рабочих помещений в штатном режиме работы АЭС, приведены в табл. 4.3. В табл. 4.4 представлены нуклиды, входящие в состав аэрозолей, попадающих в органы дыхания, которые контролируются установками СИЧ . Табл. 4.4 содержит
- вклад радионуклида в активность аэрозоля, %;
- вклад радионуклида в ожидаемую эффективную дозу внутреннего облучения, вычисленную для равномерного годового поступления аэрозолей, имеющих диаметры 1 и 5 мкм, %;
- минимально измеряемую активность радионуклида в легких, измеряемую со статистической погрешностью 10 % (для доверительной вероятности 0,95);
- оценку среднего содержания активности в легких, вычисленную для равномерного годового поступления усредненной смеси всех радионуклидов, обусловливающей ожидаемую дозу 1 мЗв/год.
Таблица 4.3
Основные характеристики g-излучающих радионуклидов,
подлежащих контролю на АЭС
Радионуклид | Т1/2 (тип соединения) | Ожидаемая эффективная доза на единицу поступления, Зв/Бк |
22Na | 2,6 лет (Б) | 1,3×10-9 |
51Cr | 27,7 сут (М) | 3,6×10-11 |
54Mn | 312 сут (П) | 1,5×10-9 |
59Fe | 44,5 сут (П) | 3,5×10-9 |
58Co | 70,8 сут (М) | 2,0×10-9 |
60Co | 5,27 лет (М) | 2,9×10-8 |
65Zn | 244 сут (М) | 2,0×10-9 |
95Zr | 64,0 сут (П) | 4,5×10-9 |
124Sb | 60,2 сут (П) | 6,1×10-9 |
131I | 8,04 сут (Б) | 7,6×10-9 |
134Cs | 2,06 лет | 6,8×10-9 |
137Cs | 30,0 лет | 4,8×10-9 |
144Ce | 284 сут (М) | 4,9×10-8 |
Анализ состава радионуклидов в аэрозолях, типичных для АЭС, их дозового состава по отношению к внутреннему облучению показал, как это видно из табл. 4.4, что долевой вклад одного только изотопа 60Со в дозу, полученную легкими, всегда превышает 50 %, и единственный надежно регистрируемый радионуклид в легких – тоже 60Со. Остальные радионуклиды обычно имеют среднее содержание значительно меньше порога минимально определяемой активности. Почти все радионуклиды из табл. 4.4 – продукты коррозии, и их состав будет всегда приблизительно одинаковым; не следует ожидать для какого-нибудь радионуклида резкого увеличения его доли в суммарной активности. Поэтому ожидаемую эффективную дозу можно оценивать через дозу, обусловленную 60Со, неопределенность результата при этом не превысит ± 30 %.
Таблица 4.4
Средние характеристики типичных для АЭС радиоактивных аэрозолей
Радионуклид (тип соединения) | Вклад в активность аэрозоля, % | Вклад в ожидаемую эффективную дозу внутреннего облучения, % | Минимально измеряемая активность, Бк | Содержание в легких при эффективной дозе 1 мЗв/год, Бк | |
1 мкм | 5 мкм | ||||
51Cr (М) | ~ 0 | ~ 0 | |||
54Mn (П) | 0,9 | 1,2 | |||
59Fe (П) | 4,5 | 6,6 | |||
58Co (М) | 0,9 | 1,2 | |||
60Co (М) | 55,0 | 51,2 | |||
65Zn (М) | 1,7 | 2,7 | |||
95Zr (П) | 3,1 | 3,9 | |||
95Nb (М) | 1,4 | 1,8 | |||
103Ru (М) | 0,7 | 0,9 | |||
106Ru (М) | 10,7 | 9,6 | |||
110mAg (М) | 5,2 | 5,0 | |||
124Sb (П) | 2,6 | 3,2 | |||
141Ce (М) | 0,6 | 0,8 | |||
144Ce (М) | 12,7 | 11,9 |
Характерной особенностью формирования внутреннего облучения работников АЭС в нормальных условиях является низкий уровень поступления радионуклидов в органы дыхания. Протечки из оборудования, как правило, малы, а операции, сопровождающиеся значительным пылеобразованием (например, резка труб, загрязненных радиоактивными продуктами коррозии), выполняются по дознарядам в хорошо вентилируемых помещениях. Таким образом, для практики контроля внутреннего облучения персонала АЭС характерны две ситуации:
- частое поступление небольших количеств радионуклидов в неизвестные моменты времени, связанные с нормальной работой в зоне контролируемого доступа;
- редкие, но значительные поступления радионуклидов в органы дыхания в известные промежутки времени, связанные с выполнением радиационно-опасных работ.
Дата добавления: 2014-12-02; просмотров: 2894;