Косвенного методов контроля внутреннего облучения

Результаты измерения активности радионуклидов в пробах биологического происхождения, полученных после радиохимического анализа, или данные об активности, содержащейся в организме (органах), полученные при прямых ее измерениях с помощью СИЧ, не позволяют непосредственно получить информацию о величине предшествующего поступления радионуклида в организм и сформированных вследствие этого дозах облучения.

Количество радионуклида, содержащееся в данное время в пробе или органе (ткани), определяется рядом условий:

1) путем и временными характеристиками поступления,

2) физико-химическими характеристиками поступающего в организм соединения,

3) параметрами физиологических и биохимических процессов перераспределения этого радионуклида в организме после поступления.

К первым факторам относятся: темп, ритм и продолжительность поступления, а также путь поступления - через какой барьерный орган поступает в организм радиоактивное вещество (см. ниже).

Ко вторым - активностный медианный аэродинамический диаметр (АМАД) аэрозолей для ингаляционного поступления; радионуклидный состав, химическая форма и соответствующий ей тип соединения при ингаляции аэрозолей.

К третьим - параметры кинетики транспорта радионуклида в организме, поскольку организм человека играет активную роль в формировании дозы внутреннего облучения вследствие непрерывно протекающих в нем процессов переноса, обусловливающих определенное содержание радионуклида в тканях и в органах в любой момент времени.

Таким образом, для успешного решения задач интерпретации результатов измерений при дозиметрическом контроле с помощью прямого и косвенного методов желательно, а в ряде случаев и необходимо, наличие в распоряжении следующей априорной информации.

Необходимы сведения о возможных в данном конкретном случае путях поступления радиоактивных веществ в организм. Поступление радионуклидов в организм человека может происходить различными путями (через разные барьерные органы):

• ингаляционное поступление - с аэрозольными частицами, ингалируемыми и затем частично осаждающимися в процессе дыхания в разных отделах респираторного тракта на его поверхностях (поверхности ротовой и носовой полостей, глотки, гортани, трахеи и так далее - вплоть до альвеолярных поверхностей);

• алиментарное поступление - через желудочно-кишечный тракт с водой и пищей, а также в результате заглатывания аэрозольных частиц (в том числе выносимых из легких вследствие мукоцилиарного клиренса - посредством ресничного эскалатора);

• перкутанное поступление - через кожные покровы при попадании на них радиоактивных веществ;

• раневое поступление - через открытые раны и ожоговые поверхности;

• внутривенное введение - при проведении радионуклидной диагностики (в дальнейшем рассматриваться не будет).

Каждый из вышеприведенных путей поступления характеризуется своей кинетикой транспорта радионуклидов в организме, ввиду чего при осуществлении контроля необходимо использовать адекватные методики интерпретации измерений. Кроме того, в каждой конкретной ситуации необходимо оценивать возможные вклады от различных путей поступления и с учетом этих сведений использовать соответствующие методики интерпретации.

Необходимы результаты измерений физико-химических характеристик поступающего в организм вещества, содержащего радионуклид. Так, например, если имеет место ингаляционное поступление, то необходимо знать:

1) химическую форму, в которой находится радионуклид - эта информация позволит отнести ингалируемое вещество к тому или иному типу соединений при ингаляции аэрозолей согласно НРБ-99;

2) АМАД вдыхаемого аэрозоля - этим параметром определяется в каких отделах респираторной системы происходит их отложение и в каких долях (величина АМАД связана соответствующим образом с распределением аэрозольных частиц по диаметрам - см. раздел 3 документа);

3) радионуклидный состав ингалируемого вещества - для учета энергетического спектра в последующем расчете дозы.

Из вышеизложенного вытекает необходимость определения указанных физико-химических характеристик с помощью соответствующих методик, если есть основания и принято решение о введении индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения. Кроме того, в отдельных случаях может возникнуть необходимость в постановке опытов по определению растворимости вещества (связанной с типом соединения при ингаляции) в имитаторах жидких сред организма или непосредственного определения типа соединения на животных с возможным сравнением результатов экспериментов in vitro и in vivo между собой.

Необходимы результаты измерений уровней активности в поступающей среде (пище, воздухе, воде).

Необходимы сведения о временных характеристиках поступления - ритма и темпа поступления.

Вышеуказанные данные в совокупности позволяют оценить ожидаемое содержание радионуклида в органах или выведение его с экскретами для сравнения с результатами, получаемыми в ходе применения прямого или косвенного метода дозиметрии и последующего уточнения полученных оценок.

Для повышения точности получаемых оценок и верификации этих результатов, крайне желательно наличие:

Результатов контроля за предыдущие годы (в виде результатов непосредственных измерений). Последние по времени поступления могут маскировать произошедшие в более отдаленные сроки или, наоборот, результаты измерений, отражающие давние поступления, могут быть ошибочно связаны с недавними поступлениями: как то, так и другое может повлечь за собой серьезные ошибки в количественных выводах.

Результатов, полученных в результате постмортальных исследований, прежде всего для случаев с документированной предисторией. Эти данные позволят достаточно точно оценить реально существующие величины содержания во внутренних органах и размах этих значений для данной популяции. Надежность таких данных, как правило, достаточно высока, и они могут играть решающую роль в интерпретации результатов измерений в ходе осуществляемого прижизненного контроля внутреннего облучения.

Получение значений всех вышеуказанных параметров основано главным образом на использовании различных инструментальных методик - радиохимических, радиометрических и радиоспектрометрических. Наряду с этим необходимо наличие алгоритма перехода от измеренных значений активности к величине поступления и соответствующей ему дозы, основанного на современных представлениях о 1) процессах переноса радионуклида в организме и 2) формирования дозы. На этом аспекте следует остановиться несколько подробнее.

Переход от данных измерений содержания радионуклидов в биопробах к величинам поступления (содержания) и дозам облучения осуществляется с помощью тех или иных моделей поведения радионуклида в организме человека. Такие модели поведения позволяют устанавливать связь между результатами измерений (in vivo или in vitro) с величинами поступления и дозы. Вообще говоря, в дозиметрии внутреннего облучения существует достаточно много типов моделей, описывающих поведение радионуклида в организме человека и используемых в разных ситуациях. Следует сразу отметить, что некоторые из этих моделей являются лишь формальными кинетическими схемами, правильно отражающими содержание радионуклида в тех или иных органах, а не собственно моделями физико-химических механизмов, управляющих процессами переноса этого радионуклида в организме. С точки зрения контроля внутреннего облучения, тем не менее, этого вполне достаточно, поскольку для расчета доз прежде всего необходима информация о суммарном числе радиоактивных превращений в данном органе. С другой стороны, учитывая имеющую в большинстве случаев место значительную неопределенность исходной информации (физико-химические характеристики, ритм поступления и т. д.), относящейся к тому или иному конкретному случаю, или вообще полное ее отсутствие, а также высокую степень индивидуальной вариабельности в поведении радионуклида (в популяционном и временном аспектах), вполне оправдано использование более грубых моделей. Именно вариабельность в поведении (распределении) радионуклида ставит естественный предел детализации применяемых моделей. Так, например, измеренные индивидуальные значения выведения радионуклида из организма распределяются по логарифмически-нормальному закону, которое часто встречается в практике контроля антропогенного загрязнения любой природы и имеет определенное теоретическое обоснование. Стандартное геометрическое отклонение (β_g) этого распределения, наблюдаемое на практике, изменяется в интервале 2÷3, что соответствует различию между минимальным и максимальным наблюдаемым значением в 10 - 20 раз. Параметры, характеризующие условного человека (Публикация 23 МКРЗ), являются медианами соответствующих распределений. В связи с этим следует отметить, что в своих изданиях МКРЗ рекомендует, наряду со стандартными параметрами моделей, приведенными в соответствующих публикациях, использовать и индивидуальные, если в распоряжении имеется соответствующая достоверная информация.

Рис. 2. Модель поведения плутония в организме согласно Публикациям МКРЗ 30, 66, 67.

ЕТ₁ - наружный нос; ЕТ₂ - полость носа, ротовая полость, глотка, гортань; ВВ - трахея, бронхи; bb - бронхиолы; Al₁₂₃ - альвеолярно-интерстициальная область; LN_ET - лимфатические узлы головы и шеи; LN_TH - лимфатические узлы трахеи и легких. Нижний индекс «seq» в легочной модели обозначает радионуклид, связанный с тканями респираторного тракта, без индекса - находящийся в выстилающем поверхность респираторного тракта веществе и выносимый посредством мукоцилиаоного клиоенса. V- пути возможного поступления радионуклида в организм.

В практике радиационной безопасности широко применяются так называемые линейные камерные модели транспорта радионуклидов в организме: система (организм) представляется в виде совокупности отделов (камер), выделяемых на основании анатомо-физиологических, биохимических и кинетических характеристик. Константы, характеризующие скорости переноса радионуклида между камерами могут быть постоянными или, в общем случае, зависеть от времени (что ранее выражалось степенными функциями удержания). В этом случае камеру, скорость выведения радионуклида из которой изменяется со временем, всегда можно представить в виде двух связанных между собой камер, скорости выведения из которых постоянны. Эта идеология принята в последних Публикациях МКРЗ. Такими моделями описывается поведение ингалированного радионуклида, осевшего в дыхательной системе, поступившего в желудочно-кишечный тракт или в системный кровоток с последующим перераспределением его между органами. В качестве примера на Рис. 2 приведена современная модель поведения плутония в организме человека. Из представленной модели видно, что существуют три основных отдела, в которых может находиться радионуклид: дыхательная система, желудочно-кишечный тракт и экстрапульмонарная область. Барьерными органами в данном случае являются легкие, желудочно-кишечный тракт или (в случае раневого поступления) мягкие ткани. В легких химическое соединение, содержащее радионуклид, может реагировать с окружающей средой, и радионуклид может, следовательно, изменять химическую форму. Попавший в барьерный орган радионуклид частично или полностью попадает в системный кровоток и перераспределяется между органами депонирования в экстрапульмонарной области. Из органов депонирования радионуклид постепенно высвобождается обратно в кровь с последующим перераспределением и т. д. Иными словами, все органы депонирования связаны друг с другом через кровеносную систему. Такая совокупность связанных между собой камер описывается системой линейных дифференциальных уравнений с постоянными коэффициентами:

, i = 1,….,N

(Б.1)

где x_i и x_j - функции от времени, описывающие содержание радионуклида в камерах i и j соответственно, r_ij - коэффициент переноса, имеющий смысл доли содержимого камеры i, переносимого за единицу времени в камеру j, а N - общее число камер в системе.

Коэффициенты переноса в совокупности образуют матрицу переноса [R] (коммуникационную матрицу). Таким образом, получается система обыкновенных дифференциальных уравнений с постоянными коэффициентами. Здесь же следует отметить, что получаемые в данном случае системы уравнений являются почти всегда разреженными (что особенно проявляется при увеличении порядка системы). Кроме того, элементы матрицы могут отличаться по величине на несколько порядков, т. е. система уравнений может быть «жесткой». Решение таких систем с помощью ЭВМ традиционными методами может приводить к значительным погрешностям, что приводит к необходимости использования специальных математических методов.

Учитывая вышеизложенное, можно сформулировать следующие основные требования к методикам интерпретации результатов измерений (т. е. к методикам выполнения расчетов поступления и доз облучения):

• в методике должен учитываться путь поступления радиоактивного вещества в организм;

• в методике должны учитываться физико-химические характеристики поступающего вещества;

• в методике необходимо учитывать темп и ритм поступления;

• модель поведения радиоактивного вещества (радионуклида) в организме, используемая в методике, должна быть достаточно обоснованной; лучше всего использовать модели, приведенные в соответствующих последних (на текущий год) Публикациях МКРЗ.

Приложение 3. Обеспечение индивидуального дозиметрического контроля