2. Выбор и обоснование геометрии измерений

МИНИСТЕРСТВО ИНДУСТРИИ И НОВЫХ ТЕХНОЛОГИЙ РК
Республиканское государственное предприятие
НАЦИОНАЛЬНЫЙ ЯДЕРНЫЙ ЦЕНТР РК (РГП НЯЦ РК)
Дочернее государственное предприятие
ИНСТИТУТ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ И ЭКОЛОГИИ
(ДГП ИРБЭ РГП НЯЦ РК)
УДК 504.75.05:615.849:539.16
Жадыранова Алия Амирбековна
РАЗРАБОТКА МЕТОДИКИ ПРЯМОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ АКТИВНОСТИ 210Pb И 214Bi В
ТЕЛЕ ЧЕЛОВЕКА
Работа, представленная на конференцию - конкурс НИОКР
молодых ученых и специалистов
Национального ядерного центра Республики Казахстан
(инженерно-технические исследования)
Курчатов 2011
АВТОР
Жадыранова Алия Амирбековна,
Инженер группы спектрометрических исследований,
Лаборатории радиохимических исследований,
отдела радиационных исследований и восстановления экосистем,
Института радиационной безопасности и экологии НЯЦ РК,
1980 года рождения,
Образование:
высшее (Семипалатинский государственный университет им Шакарима) 2001 г.
специальность - физик-исследователь
квалификация по диплому – физик.
магистратура (Казахский Национальный университет имени аль-Фараби) 2005 г.
специальность – физика атомного ядра
квалификация по диплому – физика атомного ядра.
работает в ИРБЭ НЯЦ РК с 2005 г.,
общий стаж работы 5,5 г, в т.ч., научный стаж – 5,5 года.
2
ЖАДЫРАНОВА АЛИЯ АМИРБЕКОВНА
РАЗРАБОТКА МЕТОДИКИ ПРЯМОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ АКТИВНОСТИ 210Pb И 214Bi В
ТЕЛЕ ЧЕЛОВЕКА
Работа, представленная на конференцию - конкурс НИОКР молодых ученых и специалистов
Национального ядерного центра Республики Казахстан
Дочернее государственное предприятие «Институт радиационной безопасности и
экологии» Республиканского государственного предприятия «Национальный ядерный центр
Республики Казахстан» (ДГП ИРБЭ РГП НЯЦ РК).
071100, г. Курчатов, Красноармейская 2, тел. (72251) 2-29-13 (250)
факс. (722-51) 2-34-13, E_mail: Zhadyranova@nnc.kz
РЕФЕРАТ
Работа 19 страниц, 4 рисунка, 9 таблиц, 22 источника.
Объект исследования: естественные радионуклиды 210Pb и 214Bi в теле человека.
Актуальность
Достаточно большая часть населения Казахстана в процессе профессиональной и
бытовой жизнедеятельности подвержена повышенному внутреннему облучению от радона и
продуктов его распада. К ней относятся персонал, занятый на предприятиях уранотопливного цикла, и население, проживающее в районах с повышенным содержанием
природного урана. Основными гамма-излучателями в цепочке распада 222Rn являются 214Bi и
210
Pb. Определение содержания данных радионуклидов в теле человека может проводиться
методом прямого измерения с использованием спектрометр излучения человека (СИЧ).
СИЧ включает в себя комплект блоков стандартной ядерно-физической аппаратуры,
каждый из которых соответствует требованиям технических условий, и позволяет
определять низкие удельные активности в теле человека при различной массе тела и
комплекции обследуемого пациента.
На сегодняшний день в Казахстане отсутствует методика определения содержания
данных радионуклидов в организме человека, что и определяет актуальность данной работы.
Цель работы: Целью данной работы является разработка методики определения
активности естественных гамма - излучающих радионуклидов 214Bi и 210Pb с использованием
спектрометра излучения человека в организме персонала, занятого на предприятиях уранотопливного цикла, и населения, проживающего в районах с повышенным содержанием
радона.
Задачи исследований:
 Выбор основных элементов методики;
 Выбор и обоснование геометрий измерений, защиты и времени измерений;
 Разработка математического алгоритма калибровки по эффективности;
 Определение фоновых характеристик и предела обнаружения;
 Общее описание процесса проведения измерений;
 Результаты апробации методики.
Методика исследований: Согласно биокинетическим моделям, изотопы свинца и
висмута из легких и желудочно-кишечного тракта человека, достаточно быстро переходят в
костные ткани. Отношение активности изотопов свинца и висмута в костных тканях к их
3
активности в мягких тканях равно 10 [1]. Таким образом, измерение активности 210Pb и 214Bi
наиболее приемлемо в частях скелета с дальнейшим пересчетом на все тело.
В качестве объекта измерения была выбрана большеберцовая кость, т.к. она имеет
наибольший объем и наименьшую толщину кожно-мышечной ткани (в месте коленного
сустава), которая аппроксимируется как цилиндр. Измерения проводились с помощью
полупроводникового детектора на основе особо чистого германия.
Результат работ: в результате работ разработана и утверждена на внутреннем уровне
института методика прямого определения активности 210Pb и 214Bi в теле человека.
Научная новизна: До настоящего времени в Казахстане работ по прямому
определению активности 210Pb и 214Bi в теле человека не проводилось.
Согласно
методике
можно
будет
проводить
измерения
концентраций
инкорпорированных радионуклидов (210Pb и 214Bi) в организме персонала, занятого на
предприятиях урано-топливного цикла, и населения, проживающего в районах с
повышенным содержанием радона. На основании полученных данных можно будет в
дальнейшем проводить оценку доз внутреннего облучения прямым методом для персонала и
населения.
Личный вклад автора: литературный обзор, выбор и обоснование геометрий
измерений, защиты и времени измерений; определение фоновых характеристик и предела
обнаружения; проведение измерений на СИЧ по определению активности 210Pb и 214Bi в теле
человека.
Публикации: 4.
ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ, УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ, СИМВОЛОВ,
ЕДИНИЦ И ТЕРМИНОВ
РГП
НЯЦ РК
ДГП
ИРБЭ
УДК
226
Ra
Бк
ОЧГ
222
Rn
СИЧ
210
Pb
214
Bi
Бк/кг
ДПР
МДА
АЦП
ЖКТ
Республиканское государственное предприятие
Национальный ядерный центр Республики Казахстан
Дочернее государственное предприятие
Институт радиационной безопасности и экологии
Универсальная десятичная классификация
Радий – 226
Беккерель
Особо чистый германий
Радон – 222
Спектрометр излучения человека
Свинец – 210
Висмут – 214
Беккерель на килограмм
Дочерние продукты распада
Минимально детектируемая активность
Аналого – цифровой преобразователь
Желудочно-кишечный тракт
4
СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ _____________________________________________________________________ 6
Литературный обзор _____________________________________________________________ 6
1. Выбор основных элементов методики _____________________________________________ 7
2. Выбор и обоснование геометрии измерений ________________________________________ 7
3. Разработка математического алгоритма калибровки по эффективности _________________ 8
3.1. Расчёт математического алгоритма калибровки по эффективности ___________________ 8
3.2. Проверка математического алгоритма калибровки по эффективности ________________ 11
4. Определение фоновых характеристик и предела обнаружения. _______________________ 14
5. Общее описание процесса проведения измерений __________________________________ 14
6. Расчёт активности на тело человека ______________________________________________ 15
7. Результаты апробации методики ________________________________________________ 16
Обсуждение результатов _________________________________________________________ 17
Выводы _______________________________________________________________________ 17
5
ВВЕДЕНИЕ
Достаточно большая часть населения Казахстана в процессе профессиональной и
бытовой жизнедеятельности, подвержена внутреннему облучению в повышенных дозах
радиации от естественных источников. К этой категории относятся персонал предприятий
урано-топливного цикла и население, проживающее в районах с повышенным содержанием
радона.
Нахождение радионуклидов (210Pb, 214Bi, 220Rn, 226Ra) в окружающей среде, их
миграция по пищевым цепям приводит к поступлению в организм человека и последующему
внутреннему облучению всех его органов и тканей. Согласно Правилам контроля и учета доз
граждан Казахстана необходимо оценивать дозовые нагрузки на человека, что можно
осуществить двумя методами: прямым и косвенным.
Прямой метод – измерение скорости счета излучения в отдельно взятом органе или
теле в целом, заключающегося в детектировании гамма-излучения, испускаемого
инкорпорированными радионуклидами, с помощью счетчика излучения человека (СИЧ), и
анализ биосубстратов [2].
Спектрометрия излучения человека относится к прямым методам определения
радионуклидов в теле человека и позволяет обнаружить наличие в организме как
естественных радионуклидов (226Ra, 232Th, 210,212Pb, 212,214Bi, 40K, 235,238U), так и
радионуклидов техногенного происхождения (60Co, 134,137Cs, 241Am).
Наличие 210Pb в костях обусловлено содержанием 226Ra в костях, поступлением 210Pb в
организм пероральным (с пищей, водой) и ингаляционным (с воздухом) путями, а также
вдыханием радона (последующее перераспределение ДПР радона).
214
Bi в костях является показателем содержания 226Ra. В результате дальнейших
исследований по разности удельной активности свинца и висмута планируется перейти к
разделению доз от 226Ra, интегральной дозы от вдыхаемого 222Rn, от потребляемого и
вдыхаемого 210Pb.
Данная
работа
посвящена
определению
активности
инкорпорированных
210
214
радионуклидов Pb и Bi методом прямого измерения с использованием СИЧ.
Литературный обзор
Согласно проведенному литературному обзору выявлено, что большинство работ по
определению инкорпорированных радионуклидов 210Pb и 214Bi методом СИЧ проводится
институтами дальнего зарубежья. В работе [3] приведены результаты измерения 210Pb в
скелете человека в низкофоновой камере. Согласно данным, приблизительно 2 % 210Pb в
скелете обусловлено ингаляцией радона, 86 %, приёмом пищи и приблизительно 12 %
прямой ингаляцией свинца из атмосферы.
В работе [4] посвященной сезонному изменению 214Bi в теле человека, сообщается, что
еще в 1934 г Скалли обнаружил высокую подвижность радона при ингаляции к жировым
тканям. Ликкен и Онг в 1989 г также показали, что радон не полностью выдыхается при
ингаляции, обнаружены активности 214Bi в тканях богатых жирами, в первую очередь мозг и
брюшная полость. В этой же работе приведены результаты измерения 214Bi в телах мужчин и
женщин. Результаты показали, что содержание 214Bi в телах женщин выше, чем у мужчин.
Последнее объясняют большим объемом жировых тканей у женщин, по сравнению с
мужчинами. Измерения проводились с помощью сцинтилляционных детекторов в
количестве 16 штук.
В источнике [5] описывается измерение 210Pb в костных тканях с помощью
сцинтилляционных детекторов на основе NaI (Tl). В качестве обследуемых выступали
шахтеры уранового завода. Также известно об измерениях 210Pb в черепной коробке.
Измерения проводились в специальной низкофоновой камере на глубине 8 м под землей [6].
Несмотря на многообразие работ, посвященных данной тематике, ни в одном из
найденных источников не приводились конкретные значения, касающиеся результатов
6
спектрометрических измерений, времен экспозиции и минимально детектируемых
активностей.
Радиоактивные изотопы 210Pb и 214Bi являются членами естественного ряда 238U.
Основные пути поступления в организм человека через желудочно-кишечный тракт по
цепочке питания, и через дыхательные пути за счет вдыхания 222Rn. По литературным
данным среднее содержание 226Ra в организме человека колеблется в пределах от одного до
десятков Бк на тело [7, 8, 9, 10, 11, 12]. В соответствии с законом радиоактивного
равновесия, все радионуклиды в цепочке распада 226Ra, находясь в замкнутой системе,
имеют одинаковую активность. Т.е. минимальная активность 214Bi и 210Pb в теле человека
будет тоже пределах от одного до десятков Бк для каждого радионуклида. Однако такой
уровень исследуемых радионуклидов обусловлен только попаданием 226Ra в организм.
Реально уровень исследуемых радионуклидов в организме человека будет гораздо выше изза вдыхания радона [13, 14,[15, 16,].
1. Выбор основных элементов методики
Согласно биокинетическим моделям, изотопы свинца и висмута из легких и
желудочно-кишечного тракта человека, достаточно быстро переходят в костные ткани.
Отношение активности изотопов свинца и висмута в костных тканях к их активности в
мягких тканях равно 10. Таким образом, измерение активности 210Pb и 214Bi наиболее
приемлемо в частях скелета с дальнейшим пересчетом на все тело.
В качестве объекта измерения была выбрана большеберцовая кость, т.к. она имеет
наибольший объем и наименьшую толщину кожно-мышечной ткани (в месте коленного
сустава). Большеберцовая кость самая длинная кость скелета, 27 процентов от роста
человека, имеет средний наружный диаметр 2,5 см [17]. По таблице Мануврие для
среднестатистического человека (рост 170 см) длина большеберцовой кости составляет: для
женщин – 382 мм, для мужчин – 383 мм [18].
При измерении коленная чашка рассматривается как излучатель, а расстоянием между
коленной чашкой и костью пренебрегаем.
Изотоп 214Bi является наиболее приемлемым для анализа, т.к. у него есть γ– линия
(609,3 кэВ) с хорошим квантовым выходом (46,3 %), находящаяся в достаточно свободной от
наложений средне-энергетической части спектра. Однако измерения 214Bi в силу короткого
периода полураспада можно проводить только сразу после поступления радона или радия в
тело человека. Значительно более долгоживущий (Т1/2 – 22,3 года) и перспективный в смысле
оценки дозы внутреннего облучения человека является 210Pb имеющий γ– линию 46,5 кэВ с
квантовым выходом в 4%. [19].Таким образом, для дальнейшей разработки методики
определения нами были выбраны 214Bi и 210Pb.
2. Выбор и обоснование геометрии измерений
В плане выбора геометрии измерения наиболее предпочтительным является соосное
расположение большеберцовой кости и детектора. В этом случае значительно упрощается
математическое моделирование эффективности регистрации. Расстояние между детектором
и телом, с точки зрения его минимизации с одной стороны и безопасности проведения
измерений с другой, было выбрано равным 10 мм. Дополнительная особенность состоит в
том, что большеберцовая кость достаточно хорошо моделируется как цилиндр,
геометрические размеры, которого можно рассчитать с использованием медицинских
справочников, для каждого обследуемого индивидуально [20].
Геометрия измерений представлена на рисунке (Рисунок 1). Все дальнейшие измерения
проводились с использованием полупроводникового γ– детектора BE5030 из сверхчистого
германия производства фирмы CANBERRA и анализатора импульсов DSA-1000
производства фирмы CANBERRA.
7
Рисунок 1 - Схема предлагаемой геометрии измерений
3. Разработка математического алгоритма калибровки по эффективности
Поскольку длина большеберцовой кости зависит от роста, возраста, массы, пола
человека трудно создать фантом, который бы имитировал большеберцовую кость человека с
разными антропометрическими параметрами. Поэтому решено разработать математический
алгоритм для расчета эффективности регистрации в зависимости от роста человека.
3.1. Расчёт математического алгоритма калибровки по эффективности
При расчете предположено, что детектор и источник имеют правильную
цилиндрическую форму, находятся на одной оси, состоят из однородных материалов и
расположены так, как показано на рисунке (Рисунок 2).
Где:
L- расстояние между элементарным объемом детектора и элементарным объемом
источника;
H- расстояние между верхней плоскостью детектора и нижней плоскостью источника;
hi- высота источника;
hd- высота детектора;
qi- расстояние между элементарным объемом источника и нижней плоскостью
источника;
qd- расстояние между элементарным объемом детектора и верхней плоскостью
детектора;
Pi- расстояние между элементарным объемом источника и осью источника;
Pd- расстояние между элементарным объемом детектора и осью детектора;
Ri- радиус источника;
Rd- радиус детектора;
d- толщина окна детектора.
Для учета изменения эффективности регистрации, нам необходимо знать какое
расстояние проходит гамма-квант в источнике, окне детектора и в теле детектора на пути от
элементарного объема источника (точка вылета γ– кванта) до элементарного объема
детектора (точка регистрации γ– кванта).
8
Pi
Ri
hi
qi
L
H
d
qd
hd
Pd
Rd
Рисунок 2 – Геометрическое расположение источника и детектора
Эти расстояния будут равны:
путь который проходит -квант в окне детектора Lo он равен:
Lo =
d *L
H  qi  qd
(1)
где d- толщина окна детектора.
Путь -кванта в источнике Li равен:
Li =
qi * L
H  qi  qd
(2)
Путь -кванта в детекторе Ld равен:
Ld =
qd * L
H  qi  qd
(3)
Тогда ослабление -кванта на пути от элементарного объема источника до
элементарного объема детектора будет равно:
9
D=exp{-
L
H  qi  qd
(  o L o   d L d   i L i )}
где: o -линейный коэффициент ослабления материала окна детектора;
d -линейный коэффициент ослабления материала детектора;
i -линейный коэффициент ослабления материала источника;
При переходе к массовым коэффициентам ослабления имеем:
L
D m =exp{(  L o  o   d L d  d   i Li  i )}
H  qi  qd o
(4)
(5)
где:  o -массовый коэффициент ослабления материала окна детектора;
 -плотность материала окна детектора;
o


d
d
- массовый коэффициент ослабления материала детектора;
- плотность материала детектора;
 - массовый коэффициент ослабления материала источника;
i
 - плотность материала источника;
i
Тогда активность от элементарного объема источника зарегистрированная в
элементарном объеме детектора будет равна:
L
D
dA v = A0 * m
*   d * d q i * d q d * d p i * d p d * d
d
4 L 2 ( H  qi  q d )
(6)
где d –сечение фотоионизации материала детектора.
d-плотность материала детектора.
Для того, чтобы вычислить активность от полного объема источника,
зарегистрированную в полном объеме детектора, необходимо проинтегрировать выражение
6.
L
Dm
A v = A0  
*   d * d q i * d q d * d p i * d p d * d
2
d
4
L ( H  qi  q d )
А0 рассчитывается по формуле
N
А0 =
E
(7)
(8)
где N- зарегистрированная скорость счета;
- относительная интенсивность линии;
Е- эффективность регистрации детектора (отношение числа зарегистрированных γ–
квантов к числу попавших γ– квантов в тело детектора).
Запишем выражение 7 в виде
N *K
(9)
А=
E
где К- корректирующий фактор, зависящий от геометрических размеров и плотности
образца:
L
Dm
К= 1  
*  d d * d qi * d q d * d pi * d p d * d
4
L 2 ( H  qi  q d )
(10)
Для расчета корректирующего фактора, в программной среде DELPHI, была написана
вычислительная программа с использованием численных методов интегрирования.
10
3.2. Проверка математического алгоритма калибровки по эффективности
Для проверки выведенного ранее математического алгоритма учета влияния
геометрического фактора при измерении источников γ– излучения цилиндрической формы
проведен следующий эксперимент.
Была отобрана проба почвы, просушена, просеяна и измельчена в соответствии с
методикой подготовки проб для γ– спектрометрического анализа. Чтобы аттестовать
активность 214Bi отобранный образец пробы почвы был измерен в калиброванной геометрии
90мм×70мм в соответствии с аттестованной методикой выполнения измерении на гамма спектрометре МИ 2143-91 №5.06.001.98.
Полученные результаты по измерению удельной активности естественного
радионуклида 214Bi в почве приведены в таблице (Таблица 1).
Таблица 1 – Удельные активности 214Bi в почве
Номер образца
214Bi
Среднее значение
Бк/кг
Бк/кг
1
18,8 ± 0,6
2
15,7 ± 0,3
3
17,5 ± 0,7
17,0 ± 0,5
4
18,4 ± 0,1
5
16,6 ± 0,2
6
15,0 ± 0,2
Далее из этой же пробы почвы, с известной концентрацией 214Bi, были приготовлены
три образца цилиндрической формы, различных геометрических размеров, параметры
которых приведены в таблице (Таблица 2).
Таблица 2 – Геометрические параметры образцов
№ образца
Масса, г
Диаметр, мм
Высота, мм
1
127
75,2
20,5
2
79
61,4
19,1
3
22
31,9
20
Измерения проводились на спектрометрическом комплексе, включающем планарный
детектор фирмы "Canberra" на основе сверхчистого Ge, с расширенным диапазоном
регистрации γ– квантов (от 3 до 3000 кэВ). Кроме того, в состав спектрометрического
комплекса входит импульсный усилитель и анализатор высоты импульсов, разработанный
DSA-1000. Обработка спектров производилась программой GENIE-2000 с учётом
рассчитанного геометрического фактора. Результаты обработки указанных спектров
приведены в таблице (Таблица 3).
Таблица 3 – Результаты обработки спектров
Средняя активность 214Bi
Отклонение от
по трем параллельным
аттестованного
Номер образца
измерениям
значения
Бк/кг
%
1
17,1 ± 0,3
0,6
2
17,4 ± 0,1
2,4
3
16,8 ± 0,6
- 1,2
На основе проведенного эксперимента, можно сделать вывод, что разработанный
математический алгоритм для расчета корректирующего фактора позволяет проводить
измерения цилиндрических образцов вне зависимости от их геометрических размеров и
плотности. Следовательно, можно калиброваться по одному фантому, учитывая при
измерениях различие длины, толщины и плотности костей людей разного пола и возраста.
11
Исходя из приведенных в литературе данных [21], была найдена зависимость длины
большеберцовой кости от роста человека, расчетные значения длины большеберцовой кости
приведены в таблице (Таблица 4).
Таблица 4 – Длина большеберцовой кости в зависимости от роста человека
Длина большеберцовой
кости, см
1
140
37,8
2
150
40,5
3
160
43,2
4
170
45,9
5
180
48,6
6
190
51,3
7
200
54,0
8
210
56,7
С помощью разработанного алгоритма было рассчитано изменение эффективности
регистрации в зависимости от роста человека. Результаты расчета приведены в таблице
(Таблица 5). На рисунках (Рисунок 3, Рисунок 4) приведены графики полученных
зависимостей.
№ п/п
Рост человека, см
Таблица 5 – Расчетные значения эффективности регистрации по 214Bi и 210Pb в зависимости
от роста человека
№
п/п
1
2
3
4
5
6
7
8
Рост человека, см
140
150
160
170
180
190
200
210
Эффективность регистрации, %
214Bi
210Pb
0,401
1,825
0,382
1,805
0,365
1,790
0,353
1,782
0,342
1,775
0,331
1,769
0,323
1,765
0,316
1,763
12
Приведенные зависимости достаточно хорошо апроксимируются полиномом второй
степени для 214Bi и полиномом третьей степени для 210Pb:
для 214Bi
 214 Bi  0,84904  0, 00455  H  9,58 10 6  H 2
(11)
для 210Pb
 210Pb  3,1985  0,02066  H  1,0110 4  H 2  1,67 10 7  H 3
(12)
Bi, %
0,38
214
0,40
Эффективность регистрации по
где Н – рост человека.
0,36
0,34
0,32
0,30
130
140
150
160
170
180
190
200
210
220
Рост, см
Рисунок 3 – График зависимости изменения эффективности регистрации по 214Bi от роста
человека
Эффективность регистрации для
210
Pb
1,83
1,82
1,81
1,80
1,79
1,78
1,77
1,76
130
140
150
160
170
180
Рост, см
190
200
210
220
14
Рисунок 4 – График зависимости изменения эффективности регистрации по 210Pb от роста
человека
4. Определение фоновых характеристик и предела обнаружения.
Для снижения фона в области регистрации 214Bi и 210Pb детектор помещен в
свинцовую защиту с толщиной стенок 8 см. Так как сама защита уже содержит изотопы
свинца, ее внутренняя поверхность была обложена листом кадмия, который является
фильтром для мягкого гамма-излучения. Результаты фоновой скорости счёта в окнах
регистрации 210Pb приведены в таблице (Таблица 6), значения фоновой скорости в окнах
регистрации 210Pb и 214Bi в зависимости от расстояния от стены камеры в присутствии
защиты и без нее приведены в таблице (Таблица 7).
Таблица 6 Фоновая скорость счёта в окне регистрации 210Pb
Фоновая скорость счета 210Pb, имп/с
Без кадмия
С кадмием
0,018
0,012
Таблица 7 Значения фоновой скорости в окнах регистрации 210Pb и 214Bi в зависимости от
расстояния от стены камеры в присутствии защиты и без нее.
Фон имп/сек
Нуклид
70 см
180 см
С защитой
Без защиты С защитой
Без защиты
210
Pb
0,012
0,044
0,012
0,028
214
Bi
0,370
0,622
0,356
0,518
Выбор времени экспозиции составляет 3 часа, что обусловлено необходимостью
минимизировать статистическую погрешность и учетом возможности человека
находиться неподвижно в одном положении. Зависимость МДА от времени измерения
приведена в таблице (Таблица 8).
Таблица 8 Зависимость МДА от времени измерения
Время измерения, ч
МДА 210Pb, Бк
МДА 214Bi, Бк
1
260
610
2
185
430
3
140
330
4
130
305
5
120
270
Для определения фона СИЧ в окнах регистрации 214Bi и 210Pb, была проведена серия
измерений фантома бедра человека, заполненного дистиллированной водой. Фон в
области пика полного поглощения исследуемого радионуклида, для 214Bi составил 0,356
имп/сек, для 210Pb – 0,012 имп/сек. Для определения минимально детектируемой
активности воспользуемся критерием 3σ из определяемой площади фона. При условиях время набора спектра 180 мин, масса обследуемого 70 кг, предел обнаружения для 214Bi
составил 35 Бк/кг кости, для 210Pb – 15 Бк/кг кости. С учетом перераспределения
исследуемых радионуклидов в теле человека и учетом отношения массы тела к массе
скелета человека (скелет составляет 10% от массы тела) предел обнаружения для 214Bi
составил 270 Бк, для 210Pb – 120 Бк.
5. Общее описание процесса проведения измерений
Перед началом измерений пациент проходит дозиметрический контроль. Для того
чтобы смыть с кожи ДПР радона, пациент принимает душ и полностью переодевается в
14
15
специальную одежду. Проводится измерение антропометрических параметров: веса, роста
пациента. Затем пациент размещается в кресле, в положении заданной геометрии,
проводится позиционирование пациента для измерений (фиксация колена).
Для контроля параметров системы СИЧ, не реже 1 раза в месяц проводится
калибровка спектрометра по энергии и эффективности, измерение фонового спектра.
После измерения фонового спектра, рассчитывается полное число импульсов SФ в окнах
регистрации 214Bi и 210Pb.
Расчет минимально - детектируемой активности ведется согласно критерию 3σ:
MDA  3 
SФ
  E   I  tФ
,
где SФ - полное число фоновых импульсов в окнах регистрации
214
Bi и
(13)
Pb, tФ -
210
время экспозиции фонового спектра,   E  - эффективность регистрации детектора для
основной линии излучения 214Bi и 210Pb, I - квантовый выход основных линий излучения
214
Bi и 210Pb.
После обработки и идентификации спектра проводится учет фона в площадях пиков
полного поглощения основных линий 214Bi и 210Pb:
t
S  S Полная   SФ
tФ
,
(14)
где S - площади пиков полного поглощения основных линий излучения 214Bi и 210Pb
за вычетом фона, S Полная - полные площади пиков полного поглощения основных линий
излучения 214Bi и 210Pb, t - время набора спектра.
Абсолютная погрешность величины S определяется выражением:
2
dS 
Удельные активности
выражению:
214
 dS Полная 
Bi и
Am 
2
 t 
   (dSФ )2
 tФ 
(15)
Pb в теле человека рассчитываются согласно
210
S
 Et  I  m
,
где m - масса пациента.
Полная погрешность удельной активности
вероятности 95 % равна:
2
(16)
214
Bi и
2
210
Pb при доверительной
2

  S  d (E )  

dS
S  dm
dAm  2  
 
 
2
2 
  (E)  t  I  m    (E)  t  I  m    (E)  t  I  m  ,
где dm погрешность взвешивания пациента.
Результат измерения записывается в виде: Am  dAm
Полученные данные и сведения о пациенте вносятся в журнал.
(17)
6. Расчёт активности на тело человека
По литературным данным у человека среднего веса на скелет приходится 10% массы
тела, у человека массой 70 кг масса скелета составит 7 кг [22].
При условиях - время набора спектра 180 мин, масса обследуемого 70 кг, предел
обнаружения для 214Bi составил 35 Бк/кг кости, для 210Pb – 15 Бк/кг кости. Произведение
15
16
данных удельных активностей и массы костей даёт активность для 214Bi 245 Бк (35×7) на
скелет, для 210Pb – 105 Бк (15×7) на скелет.
Отношение активности изотопов свинца и висмута в костных тканях к их активности
в мягких тканях равно 10.
Составляя пропорцию, с активности 214Bi и 210Pb в скелете производим пересчёт на
всё тело,
Aскелет214Bi  1 245  1
Aмягкиеткани 214Bi 

 25Бк
10
10
(18)
Aтело 214Bi  Aмягкие ткани 214Bi  Aскелет 214Bi  245  25  270Бк
(19)
Aскелет210Pb  1 105  1
Aмягкиеткани 210Pb 

 10 Бк
10
10
(20)
Aтело 210Pb  Aмягкие ткани 210Pb  Aскелет 210Pb  105  10  120Бк
(21)
7. Результаты апробации методики
Для отработки методики прямого определения 214Bi и 210Pb в теле человека была
проведена серия из десяти измерений для группы сотрудников ИРБЭ. Результаты
проведения определений 214Bi и 210Pb представлены в таблице (Таблица 9).
Таблица 9 – Результаты определения концентрации 214Bi и 210Pb в теле человека
№ п/п
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
Вес тела, кг
55
82
53
57
68
91
58
68
80
91
210Pb
214Bi
< 127
< 190
< 123
< 132
< 158
< 211
< 134
< 158
< 185
< 211
< 296
< 442
< 286
< 307
< 366
< 490
< 313
< 366
< 431
< 490
16
17
Обсуждение результатов
Ни в одном из случаев не было зафиксировано значений, превышающих предел
обнаружения данной методики. Очевидно, что достигнутого уровня чувствительности
методики явно недостаточно для получения численных значений концентрации
инкорпорированных радионуклидов при обследовании населения. Однако для проведения
обследования персонала в случае каких-либо аварийных ситуаций, на реакторных
установках или на предприятиях ядерного топливного цикла, достигнутого предела
определения вполне достаточно.
Для качественного проведения обследования населения необходимо понизить предел
обнаружения данной методики на один – два порядка. Это можно достичь уменьшением
общего фона СИЧ путем установки его в более совершенную защиту от фонового
излучения.
Согласно литературным данным среднее содержание 226Ra в организме человека
колеблется в пределах от одного до десятков Бк на тело. Методика обеспечивает
определение 214Bi и 210Pb ниже предела обнаружения. В случае более высоких
активностей, чувствительности методики будет достаточно для их определения.
Необходимо продолжать работы по определению 214Bi и 210Pb и в других органах.
Выводы
Разработана, апробирована и утверждена на внутреннем уровне института методика
прямого определения активности 210Pb и 214Bi в теле человека. При времени измерения 3
часа предел обнаружения предлагаемой методики на среднего человека (масса тела 70 кг)
и временем для 214Bi составил 270 Бк, для 210Pb – 120 Бк.
17
18
Список использованных источников
1 Определение количества радиоактивных элементов, проникших в организм человека Jack Schubert
“Nucleonics” Vol. 8, №№ 2, 3, 4. 1951. с. 45, 51.
2 Оценка профессионального облучения вследствие поступления радионуклидов Серия норм МАГАТЭ по
безопасности № RS – G – 1.2, Вена, Австрия, 1999 г. с. 21 -31.
3 Ресурс Интернета http://www.inive.org/members_area/medias/pdf/Inive%5CRadon1999%5C165.pdf
4 Ресурс Интернета http://healthandenergy.com/images/HPMay0736.pdf
5 Ресурс Интернета https://www.osti.gov/opennet/servlets/purl/16289240-4kKkUJ/16289240.pdf
6 Ресурс Интернета http://www.helmholtz-muenchen.de/iss/personendosimetrie/projects/partial-body-countertowards-personalised-dosimetry/index.html
7 Ресурс Интернета http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=129
8 Учебно-методическое руководство по радиоэкологии и обращению с радиоактивными отходами для
условий Кзахстана. Алматы, 2002, 304стр. ОАО «волковгеология». с. 139 - 142.
9 Голутвина М.М., Садикова Н.М. Контроль за содержанием радиоактивных веществ в организме человека.
– М.: Атомиздат, 1979. – с. 34 – 36.
10 Ю.П.Пивоваров, В.П.Михалев Радиационная экология Москва Издательский центр «Академия», 2004 с.
10.
11 Радиационная защита Рекомендации Международной комиссии по радиологической защите (вторая
публикация) Государственное издательство литературы в области атомной науки и техники Москва 1961. с.
75.
12 М.М.Голутвина, Ю.В.Абрамов Контроль за поступлением радиоактивных веществ в организм человека и
их содержанием.Москва Энергоатомиздат 1989 с. 89.
13 Ресурс Интернета http://narod.yandex.ru/100.xhtml?profbeckman.narod.ru/Uran.files/Glava10.pdf
14 Ресурс Интернета http.www.IATP.BY.mht
15 Ресурс Интернета http.www.Радионуклиды_1.mht
16 Ресурс Интернета http.www.ОМЗ-Естественный(природный)радиационныйфон.mht
17 Ресурс Интернета http://www.skeletos.zharko.ru/main/G131
18 Ресурс Интернета http://forens.ru/index.php?showtopic=2386
19 Гусев Н.Г. и др. Радиоактивные изотопы как гамма-излучатели. -М.:Атомиздат, 1964.-320с.
20 Осанов Д.П. Дозиметрия и радиационная биофизика.-М.:Энергоатомиздат, 1983.-230с.
21 Ресурс Интернета http://www.forens-med.ru/book.php?id=272
22 Н.Г.Гусев Справочник по радиоактивным излучениям и защите МЕДГИЗ Москв 1956 с.18
18