Оценка аварийного нейтронного облучения по наведенной активности в теле человека

Г.М.Михайлов, к.т.н., В.П.Романцов, к.ф.-м.н., В.В.Чигир, ООО НПП "Радиационный контроль. Приборы и методы", г.Обнинск 


При эксплуатации ядерно-технических устройств, при работе с радиоактивными материалами в результате неисправностей, ошибок обслуживающего персонала, а также по случайным причинам возникают радиационно-опасные инциденты и аварии, приводящие к повышенному облучению персонала, находящегося вблизи места инцидента.


По данным США и бывшего СССР почти половина аварий, в основном на критических сборках, связана с развитием самопроизвольной цепной реакции деления и поражение при этом определяется нейтронным и фотонным излучением.
Быструю оценку параметров аварийного нейтронного облучения наиболее просто осуществить с помощью измерений гамма-излучения активированных продуктов в теле человека, количество которых пропорционально флюенсу нейтронов. При аварийном облучении нейтронами первичное излучение – быстрые нейтроны деления (или быстрые нейтроны изотопных источников и ускорителей). Быстрые нейтроны замедляются в теле человека и захватываются в нем, как в процессе замедления, так и по достижению теплового равновесия. Всего в теле  человека образуется несколько десятков радиоактивных изотопов, но это в основном либо чистые бета излучатели, либо сечения реакций очень малы, либо малы периоды полураспада, на столько малы, что невозможно успеть измерить их содержание; либо периоды полураспада слишком велики, а наведенная активность мала для достоверных измерений.  Из-за разницы в периодах полураспада и сечениях активации, гамма-излучение из тела по прошествии уже нескольких минут в основном обусловлено изотопами ­24Na, 27Mg, 38Cl, 42K. В пределах от одного до нескольких часов практически исчезает излучение 27Mg, а по прошествии пяти часов можно пренебречь и 38Cl.

В соответствии с методическими указаниями [1,2], при радиационной аварии для нейтронов характеристикой внешнего облучения является керма на поверхности тела K(0), равная керме в мягкой биологической ткани, определяемой на поверхности тела в рассматриваемой точке под аварийным дозиметром. Однако, в соответствии с [1], результаты измерений наведенной активности 24Na в теле пострадавшего должны интерпретироваться через аварийную среднюю тканевую поглощенную дозу нейтронного излучения всего тела. Оценка именно этой величины производится в данной работе.

Разработанная методика содержит как методику проведения измерений, так и программное обеспечение по обработке результатов с расчетом флюенса нейтронов и оценкой эквивалента средней поглощенной дозы для фантома, моделирующего стандартного человека. Направление потока нейтронов при оценке эквивалента дозы выбирается спереди и сбоку, принимается однородным по всему сечению. Предусматривается также возможность оценки эквивалента дозы при облучении точечным источником на задаваемом удалении спереди или сбоку посередине фантома.

Средствами измерений являются сцинтилляционный (с кристаллом NaI) и полупроводниковый (ОЧГ) гамма-спектрометры. Сцинтилляционный гамма-спектрометр настроен на измерение содержания только 24Na по линии 2,75 МэВ (внешний выход 1,0); полупроводниковый – на обработку всего спектра гамма излучения с выделением линий:
­24Na    –          1,369 МэВ (1,0);      2,754 МэВ (1,0);
42K      –          1,525 МэВ (0,179);
38Cl     –          1,642 МэВ (0,325); 2,168 МэВ (0,440);
27Mg   –          0,844 МэВ (0,715); 1014 МэВ (0,283);
Параметры активации элементов ­24Na, 42K, 38Cl, 27Mg, их содержание в теле человека и процентное содержание активируемых изотопов сведениям из различных источников имеют разброс в пределах 10%–15%, поэтому для обработки измерений использованы наиболее «свежие» и кажущимися наиболее представительными данные: по сечениям активации – [3], по процентному содержанию – [4], по содержанию в теле человека – [4,5,6]. В таблице 1 представлены константы, используемые в расчетах.

Таблица 1. Основные константы используемые при обработке результатов измерений аварийного облучения нейтронами.
Хим.элемент
Содержание в теле (70кг)
Долевое содержание в ест. смеси изотопов
σ­­акт.i
см2
Σi = Ni·σi , см-1
Na
105г
24Na – 100%
0,564 · 10-24
2,10 · 10-5
K
140г
42K – 6,73%
1,460 · 10-24
3,03 · 10-6
Cl
100г
38Cl – 24,2%
0,480 · 10-24
2,81 · 10-6
Mg
35г
27Mg – 11,0%
0,038 · 10-24
5,21 · 10-8

Активация указанных изотопов происходит в основном тепловыми нейтронами, следовательно, их содержание будет пропорционально количеству тепловых нейтронов, образовавшихся в теле человека в месте облучения. Натрий, калий и хлор достаточно быстро, по различным данным от нескольких минут до получаса, распространяются через жидкости тела практически равномерно по всему организму человека. Что касается магния, то около половины его содержания в скелете и после активации остается в костной ткани в районе облучаемого участка тела, а остальное переносится кровотоком по всему телу.
Не все нейтроны замедляются до тепловых энергий в области облучения, часть из них уходит из объема в процессе замедления. В рекомендациях МАГАТЭ [7] со ссылками на работу [8] приводится данные по вероятности захвата в теле человека нейтронов в зависимости от энергий первичных нейтронов, извне попадающих на тело. Интегрирование по спектру деления дает значение вероятности ξ = 0,254 [8]. Расчеты проведены для плоско-параллельного потока нейтронов в переднезадней геометрии, но, поскольку рассеяние нейтронов происходит в основном изотропно, после первого рассеяния нейтрон «забывает» свое первоначальное направление движения и вероятность ξ будет слабо зависеть от геометрии облучения. В работе [7] также приводится значение полного макроскопического сечения поглощения тепловых нейтронов в теле человека Σ = 2,34·10-2 см-1 и отношение парциальных макроскопических сечений Σi (таблица 1) к полному сечению Σ дает возможность определить, сколько ядер i-uj радионуклида образуется на один тепловой нейтрон, а с учетом вероятности ξ – на один быстрый нейтрон, проникший в тело человека. Тогда:


где Ai –  активность i-го  радионуклида в теле человека,
λi – константа распада,
ν – число быстрых нейтронов проникших в тело человека.

В таблице 2 приведены характеристики распада указанных выше радионуклидов и рассчитанные значения Ki, а также относительная активность сразу после облучения, через полчаса, час, три часа и шесть часов после облучения. Активность 24Na в момент облучения принимаем за единицу.

Таблица 2. Характеристики распада, коэффициенты активации Ki и относительная активность радионуклидов в теле человека после аварийного облучения.
Изотоп

Т1/2
λi, с-1
Ki, Бк/нейтрон
относительная активность

t = 0
t=30мин
t=1час
t=3час
t=6час
24Na
15,00 ч

1,28·10-5
2,92·10-9

1

0,977

0,955

0,871

0,758

42K
12,36 ч

1,56·10-4

5,13·10-10

0,176

0,171

0,166

0,149

0,126

38Cl
37,2мин

3,10·10-4

9,46·10-9

3,23

1,85

1,060

0,114

0,004

27Mg
9,46мин

1,23·10-3

6,90·10-10

0,240

0,027

0,003



Если известна геометрия облучения, то по результатам измерения активности (удельной активности) во всем теле, можно реконструировать дозу облучения и ее пространственное распределение по облучаемому объекту.
В нормативных документах [1,2] по активации тела человека требуется оценить лишь среднюю поглощенную дозу для всего тела. Для этого необходимо знать дозовый коэффициент (ДТ/Ф), где ДТ – поглощенная доза во всем теле, Ф – флюенс нейтронов. Значения дозовых коэффициентов, рассчитанные для различных геометрий облучения, для различных органов и энергий падающих нейтронов приведены в публикации МКРЗ [9]. Для средней энергии нейтронов деления ≈ 2МэВ наибольшие значения дозовых коэффициентов соответствуют от 65 до 75 [пГр·см2] для облучения отдельных органов (легкие, почки, пищевод, красный костный мозг и т.п.), а для остального (включая мышцы, скелет и жировую ткань) 70 [пГр·см2]. Таким образом, из данных измерений активности или пересчета на количество проникших нейтронов необходимо оценить флюенс нейтронов. В работах [7,8] рекомендуется использовать проекцию площади тела стандартного человека S=5690 см2. Следовательно, среднюю по всему телу можно оценить по формуле



где (Д/Ф) = 70·10-12 Гр·см2 – дозовый коэффициент
ν – число быстрых нейтронов проникших в тело человека;

A=М·а – приведенное к моменту облучения значение активности радионуклида во всем теле;

M – масса пациента;

а – удельная активность;
K – значение коэффициента активации из таблицы 2.

При облучении сбоку в качестве оценки значения S можно принять половину значения площади проекции при облучении спереди. Но значения дозовых коэффициентов при этом, по данным расчетов [9], также уменьшаются в 1,7 – 2 раза для различных органов, поэтому итоговое значение оценки практически не изменится.

Для градуировки аппаратуры можно использовать водный фантом толщиной 15 см и поперечным размером от 30х30 см до 50х50 см, облучаем источником нейтронов деления 252Cf. В качестве растворенных веществ можно использовать соли NaCl и KCl, с учетом концентраций которых следует пересчитать значения Ki из таблицы 2. (Полное макроскопическое сечение поглощения Σ при этом можно рассчитать для раствора, приняв микроскопические сечения для тепловых нейтронов водорода – 0,3326·10-24 см2, а сечением кислорода можно пренебречь. [3]). Значения вероятности ξ для такого фантома практически не изменится (не более 5%). Значительное увеличение или уменьшение толщины или площади фантома потребует пересчета вероятности ξ.

Минимальное значение дозы в теле человека в аварийной ситуации, в соответствии с нормативными документами [1,2], составляет 0,2 Гр. Такая доза, в соответствии с формулой (2) и, учитывая массу стандартного человека 70кг, будет формировать удельную активность в теле сразу после облучения: ­24Na = 680 Бк/кг, 42K = 120 Бк/кг, 38Cl = 2200 Бк/кг, 27Mg=160 Бк/кг, – а по прошествии шести часов: 24Na = 515 Бк/кг, 42K = 84 Бк/кг, 38Cl = 3 Бк/кг, 27Mg ≈ 0 Бк/кг. Такие активности сравнимы с естественной активностью 40K в организме человека – 60±2 Бк/кг, причем эта активность почти не зависит от субъективных особенностей организма. Поэтому, при небольших (вблизи нижнего предела) дозах, проводя измерение в защитных камерах коллимированным детектором, всегда можно по гамма-излучению 40K оценить излучающий объем тела видимый детектором, и устранить неопределенность связанную с различием конкретного пациента и «стандартного» человека (70кг, 170см).

Литература
1. Организация аварийного радиационного контроля внешнего облучения персонала при проведении работ на ядерно-опасных участках предприятий Минатома России. Общие требования. Методические указания МУ 2.6.1.34-04: М, ФУМБЭП, – 2004г.
2. Определение доз внешнего облучения персонала при радиационных авариях на предприятиях Минатома. Методические указания МУ 2.6.1.26-03: М, ФУМБЭП, – 2003г.
3. Радиационный захват нейтронов: Справочник / Беланова Т.С. и др. – М:Энергоатомиздат, 1986.–248с.
4. Эмсли Дж. Элементы: Пер.с англ. – М.:Мир, 1993.–256с.
5. Шальнов М.И. Тканевая доза нейтронов. – М.:Атомиздат 1960.–218c.
6. Савинский А.К. Взаимодействие электронов с ткане-эквивалентными средами: Справочник.–М.:Энергоатомиздат, 1984.–112с.
7. Generic procedures for medical response during a nuclear of radiological emergency. Publ. IAEA. April 2005.–296p.
8. Gross W.G., Neutron Activation of Sodium in Phantoms and Human Body, Health Phys. 41(1981), 105-121.
9. Conversion coefficient for use in Radiological Protection against External Radiation. ICRP74. ANNICPP, vol26. №3/4, 1996.
10. Методики радиационного контроля. Общие требования. МИ 2453-2000: Менделеево, ВНИИФТРИ, – 2000г.

назад

Материалы из архива

8.2006 Молодые ученые – вымирающий вид?

"Чтобы сохранить сложившееся соотношение научных сотрудников и персонала, сокращение коснется обеих групп примерно поровну. Может показаться, что вспомогательного персонала многовато, но это не так. Площадь серьезных установок, скажем, в институтах ядерных исследований, в химической отрасли доходит до сотен квадратных метров, и, чтобы поддерживать их, нужны многочисленные инженеры, техники, лаборанты…

6.2009 Как сокращали морские стратегические ядерные силы

В.В.Мурко, инженер-кораблестроитель, директор судоремонтного завода «Нерпа» в Снежногорске (1972-1983 гг.), президент ОАО «Морское кораблестроение» (1993-2004 гг.)28 ноября 1988 г. ЦК КПСС и СМ СССР издали Постановление «О развитии морских стратегических ядерных сил», в котором предписывалось к началу XII пятилетки завершить разработку комплекса Д-19УТТХ и осуществить перевооружение ТРПК СН проекта 941.

7.2007 "Мы хотим работать на конечный результат"

Подкомиссия по атомной энергетике Совета Федерации организовала совещание на одной из стартовых площадок ФЦП «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года». В совещании участвовал начальник Управления капитального строительства атомной отрасли Федерального агентства по атомной энергии  Алексей Тютяев...