 
|
Оценка аварийного нейтронного облучения по наведенной активности в теле человекаГ.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.
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.
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. |
|||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
|
||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||