Full resolution (JPEG) - On this page / på denna sida - H. 26. 30 juni 1951 - Isotopkoncentrationer och stråldoser, av Sven Benner
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
Below is the raw OCR text
from the above scanned image.
Do you see an error? Proofread the page now!
Här nedan syns maskintolkade texten från faksimilbilden ovan.
Ser du något fel? Korrekturläs sidan nu!
This page has never been proofread. / Denna sida har aldrig korrekturlästs.
572
TEKNISK TIDSKRIFT
strålar, medan vid vissa andra verkningar förhållandet är
omvänt. Den faktor som här är av störst betydelse är
ion-tätheten längs de spår som bildas av de ioniserande
partiklarna, dvs. i detta fall alfa-partiklarna själva, resp. de av
gammastrålningen alstrade sekundärelektronerna. De förra
ger som bekant korta, kraftiga spår längs vilka ionerna
ligger mycket tätt, medan de senare ger långa spår med
glest liggande ioner. En summarisk hänsyn till dessa
differenser har man vid beräkningar av ur
strålskyddssynpunkt tillåtliga stråldoser tagit genom införande av en
särskild enhet rem ("roentgen equivalent man", eller
"mam-mal"), dvs. den stråldos, som ger samma biologiska verkan
som 1 r gammastrålar.
Denna enhet är tydligen mycket dåligt definierad, då ju
dess värde starkt beror på vilken biologisk verkan man
valt för jämförelsen mellan de olika strålarternas
effektivitet. Inom atomenergiarbetet i USA, Storbritannien och
Kanada har man emellertid enats om följande värden:
röntgen-, gamma- och betastrålar ............1 repi= 1 rem
alfastrålar ........................................................1 repi=20 rem
snabba neutroner med energi av högst
20 Me V ............................................................1 rep i= 10 rem
snabba protoner ..............................................1 rep i= 10 rem
Summavärde har angivits för protoner och snabba
neutroner därför att de senares biologiska verkan huvudsakligen
utövas genom av dem i vävnaderna utlösta rekylprotoner.
Långsamma neutroner verkar dels genom
gammastrål-ning alstrad vid neutronernas anlagring till protoner, dels
genom snabba protoner, utsända vid en (n, p) -reaktion
med kvävekärnor, övriga kärnreaktioner är i jämförelse
härmed av underordnad betydelse. För gammastrålningen
får man tydligen sätta 1 rep i= 1 rem och för (n,p)
-reaktionen 1 rep i= 10 rem liksom för primära protonstrålar.
För totaleffekten får man räkna med ett medelvärde som
bl.a. beror på förhållandet mellan väte- och kvävehalten
i de bestrålade vävnaderna och som i allmänhet torde
ligga i närheten av värdet 1 rep i= 5 rem.
Beräkning av strålningsdoser
Efter dessa förberedelser är det lätt att ställa upp uttryck
för energiabsorptionen och därmed för dosen i rep i ett
medium innehållande ett radioaktivt ämne i känd
koncentration. Svårigheten är bara att dessa uttryck av flera skäl
vanligen ej är tillämpliga på medicinska och biologiska
problem. Även om man vet hur stor mängd av det
radioaktiva ämnet, som patienten eller försöksdjuret fått, och
om man har uppmätt hur mycket som har utsöndrats, så
att den i kroppen kvarvarande mängden kan beräknas, har
man vanligen otillräcklig kännedom om hur den är
fördelad på olika organ. Har man lyckats övervinna denna
svårighet, kvarstår i regel den ojämna fördelningen inom
organet som en komplicerande faktor.
Som uttryck för genomsnittsdoser i organ med känd
genomsnittshalt av ett radioaktivt ämne är uttrycken likväl
användbara. Särskilt enkla blir de för rena betastrålare.
Antag, att organet innehåller c juc/g av ett ämne, utsän-
dande betastrålar med en medelenergi på E MeV. Denna
är mycket lägre än den vanligen angivna maximienergin,
ca V3 av denna. Om en betapartikel per sönderfall utsänds,
får man en energiutveckling av 3,7 • 104 cE MeV/gSi=
0,0592 cE erg/g s 1= 55 cE rep/dygn.
Det sistnämnda uttrycket förutsätter, att ämnet är så
långlivat, att endast en obetydlig bråkdel därav sönderfaller per
dygn; skulle detta ej gälla, får man i stället för dosen
under första dygnet uttrycket 79 cET (l-e_0’693/T) där T är
halveringstiden i dygn. Vid rena alfastrålare (polonium,
plutonium) gäller tydligen samma formler för dosen i rep.
Dosen i rem kan enligt ovan sättas 20 gånger större.
Har man en konstant koncentration av det aktiva ämnet
inom ett organ, eller en del av ett organ, men utanför
detta område en annan koncentration, gäller formlerna
tydligen ej inom en gränszon med en tjocklek lika med
partiklarnas maximala räckvidd. Där får man lägre eller högre
värden, beroende på om koncentrationen i omgivningen
är lägre eller högre än i det betraktade organet, ty
gränszonen förlorar till omgivningen en del av de inom zonen
emitterade partiklarna men mottar i stället en del
partiklar utifrån. I själva gränsytan kan man sätta dosen lika
med medelvärdena mellan de doser, som erhålles inuti
tillräckligt stora volymer med de båda olika
koncentrationerna av det radioaktiva ämnet.
Gränszonens betydelse blir tydligen desto större ju större
partiklarnas räckvidd och ju mindre volymen med
konstant koncentration är. Vid hårda betastrålar, t.ex. från Pæ,
och små försöksdjur (möss) eller små
koncentrationsområden inom större djur kan det hända, att gränszonen
sträcker sig genom hela organet, så att området med
konstant dos försvinner, även om koncentrationen är konstant.
För gammastrålande ämnen blir förhållandena mera
komplicerade, då varje del av kroppen kan motta strålning
från varje annan del. Här får den totala dosen beräknas
genom integration av bidragen från hela den volym, som
innehåller radioaktivt ämne, en integration som blott vid
enkla geometriska förhållanden kan utföras exakt och
annars får ske numeriskt eller grafiskt. I första
approximation, vid så små dimensioner, att
gammastrålsabsorp-tionen är obetydlig, blir dosen proportionell mot de linjära
dimensionerna vid geometriskt likformiga fördelningar och
konstant koncentration av det aktiva ämnet.
Tillåtliga stråldoser
Med ledning av de principer, som här refererats, och data
över olika isotopers ämnesomsättning och selektiva
koncentration till vissa organ har beräkningar gjorts av utan
risk för strålskador maximalt tillåtliga kvantiteter i
människokroppen samt koncentrationen i inandningsluft,
dricksvatten m.m. (Brit. J. Radiology jan. 1951).
Vid beräkningarna har en "toleransdos" för kontinuerlig
exposition av 0,3 r (resp. 0,3 rep eller 0,3 rein) per vecka
lagts till grund (jfr Tekn. T. 1950 s. 765). Om man, som vi
i Sverige anser oss ha skäl till, räknar med en
"säkerhets-dos" 0111 0,1 r per vecka, måste värdena i nedanstående, ur
nyssnämnda källa hämtade tabell divideras med 3.
Ra220
pu339
srs0
Sr00 Po210
(+ Y00)
Hs C14 Na2
(som co2 i luft)
p32
Co00
jn»i
Största tillåtna mängd i
kroppen ............. ^c 0,1 0,04 2,0 1,0 0,005 1 • 104 — 15 10 1 0,3 (0,18 i sköld-
Effektiv medellivslängd körteln)
dygn 104 104 — 5 000 — 10 — 0,8 20 20 12
Största dagliga mängd som
fàr stanna i kroppen pc 10"D 4 • 10"° — 2 • 10"* — 1-10" — 20 0,5 0,05 0,015 (till sköld-
Bråkdel av inandad mängd körteln)
som stannar i kroppen .. 0,06 ’0,1 — 0,06 — 1 — — — — 0,2 (till sköld-
Största tillåtliga koncen- körteln)
tration i luft .... Mc/cm3 8 • 10"12 2 • 10"12 — 2 • 10"10 — 5 • 10’G 1 • 10"6 — — — 3 • 10"0
Bråkdel av uppäten mängd
som stannar i kroppen .. 0,1 0,001 — 0,1 — 1 — 1 1 1 0,2
Största tillåtliga
koncentration i vätskor «c/cm3 4 • 10"8 1,5 • 10"6 — 8 • 10"7 — 0,4 — 8 • 10"3 2 • 10"4 1 • 10"6 3 • 10"5
<< prev. page << föreg. sida << >> nästa sida >> next page >>
