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

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.
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

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 урано-топливного цикла, и население, проживающее в районах с повышенным содержанием природного урана. Основными гамма-излучателями в цепочке распада ²²²Rn являются ²¹⁴Bi и ²¹⁰Pb. 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.

• 
  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.
  

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.

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.

ЕДИНИЦ И ТЕРМИНОВ

ВВЕДЕНИЕ

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).

²¹⁴Bi 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 радионуклидов ²¹⁰Pb и ²¹⁴Bi методом прямого измерения с использованием СИЧ.

Литературный обзор

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 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 из-за вдыхания радона [¹³, ¹⁴,[¹⁵, ¹⁶,].

1. Выбор основных элементов методики

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 (Т_1/2 – 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

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.

Рисунок 1 - Схема предлагаемой геометрии измерений

3. Разработка математического алгоритма калибровки по эффективности

3.1. Расчёт математического алгоритма калибровки по эффективности

Где:

L- расстояние между элементарным объемом детектора и элементарным объемом источника;

H- расстояние между верхней плоскостью детектора и нижней плоскостью источника;

h_i- высота источника;

h_d- высота детектора;

q_i- расстояние между элементарным объемом источника и нижней плоскостью источника;

q_d- расстояние между элементарным объемом детектора и верхней плоскостью детектора;

P_i- расстояние между элементарным объемом источника и осью источника;

P_d- расстояние между элементарным объемом детектора и осью детектора;

R_i- радиус источника;

R_d- 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).

Рисунок 2 – Геометрическое расположение источника и детектора

путь который проходит -квант в окне детектора L_o он равен:

где d- толщина окна детектора.

Путь -кванта в источнике L_i равен:

(2)

Путь -кванта в детекторе L_d равен:

Тогда ослабление -кванта на пути от элементарного объема источника до элементарного объема детектора будет равно:

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:

(5)

где:-массовый коэффициент ослабления материала окна детектора;

Тогда активность от элементарного объема источника зарегистрированная в элементарном объеме детектора будет равна:

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.

А₀ рассчитывается по формуле

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

где К- корректирующий фактор, зависящий от геометрических размеров и плотности образца:

Для расчета корректирующего фактора, в программной среде DELPHI, была написана вычислительная программа с использованием численных методов интегрирования.

3.2. Проверка математического алгоритма калибровки по эффективности

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

Таблица 2 – Геометрические параметры образцов

Таблица 3 – Результаты обработки спектров

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

Таблица 5 – Расчетные значения эффективности регистрации по ²¹⁴Bi и ²¹⁰Pb в зависимости от роста человека

для ²¹⁴Bi

для ²¹⁰Pb

Рисунок 3 – График зависимости изменения эффективности регистрации по ²¹⁴Bi от роста человека

Рисунок 4 – График зависимости изменения эффективности регистрации по ²¹⁰Pb от роста человека

4. Определение фоновых характеристик и предела обнаружения.

Таблица 7 Значения фоновой скорости в окнах регистрации ²¹⁰Pb и ²¹⁴Bi в зависимости от расстояния от стены камеры в присутствии защиты и без нее.

Таблица 8 Зависимость МДА от времени измерения

5. Общее описание процесса проведения измерений

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 в окнах регистрации ²¹⁴Bi и ²¹⁰Pb.

Расчет минимально - детектируемой активности ведется согласно критерию 3σ:

, (13)

где - полное число фоновых импульсов в окнах регистрации ²¹⁴Bi и ²¹⁰Pb, - время экспозиции фонового спектра, - эффективность регистрации детектора для основной линии излучения ²¹⁴Bi и ²¹⁰Pb, - квантовый выход основных линий излучения ²¹⁴Bi и ²¹⁰Pb.

После обработки и идентификации спектра проводится учет фона в площадях пиков полного поглощения основных линий ²¹⁴Bi и ²¹⁰Pb:

, (14)

где - площади пиков полного поглощения основных линий излучения ²¹⁴Bi и ²¹⁰Pb за вычетом фона, - полные площади пиков полного поглощения основных линий излучения ²¹⁴Bi и ²¹⁰Pb, - время набора спектра.

Абсолютная погрешность величины определяется выражением:

(15)

Удельные активности ²¹⁴Bi и ²¹⁰Pb в теле человека рассчитываются согласно выражению:

где - масса пациента.

Полная погрешность удельной активности ²¹⁴Bi и ²¹⁰Pb при доверительной вероятности 95 % равна:

, (17)

где погрешность взвешивания пациента.

Результат измерения записывается в виде:

Полученные данные и сведения о пациенте вносятся в журнал.

6. Расчёт активности на тело человека

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 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,

7. Результаты апробации методики

Таблица 9 – Результаты определения концентрации ²¹⁴Bi и ²¹⁰Pb в теле человека

Обсуждение результатов

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

Список использованных источников