Мощность дозы рентгеновского излучения

Содержание

В чём измеряется мощность дозы рентгеновского излучения и как происходит радионуклидное накопление в человеческом организме?
Какой объем накопленного ионизирующего облучения критичен для здоровья?

Системные и внесистемные единицы измерения

В процессе научного открытия и последующего изучения источников ионизирующего излучения и радиоактивности возникла необходимость во введении специальных единиц измерения. Первыми такими единицами стали Кюри и Рентген. Изначально в мировой практике исследования радиоактивного фона полностью отсутствовала систематизация, поэтому сегодня первичные единицы измерения принято называть внесистемными.

В настоящее время подавляющим большинством государств принята единая интернациональная система измерения (CI). В Российской Федерации переход на CI был начат в январе 1982 года. Предполагалось, что он будет завершен к январю 1990 года, но политические и экономические события в стране существенно затянули данный процесс. Тем не менее, вся современная дозиметрическая аппаратура выпускается с учётом градуирования в новых единицах измерения.

За несколько десятилетий активного изучения и практического применения рентгеновского излучения было введено большое количество различных единиц измерения дозы: Бэр, Грэй, Беккерель, Рад, Кюри и многие другие. Они используются в различных системах измерения и сферах радиологии. В контексте рентгенодиагностики наиболее часто употребляемые – Зиверт и Рентген.

Области применения Рентгена и Зиверта

Рентген сегодня считается устаревшей единицей измерения. Сфера её применения за последние годы существенно сузилась. Чаще всего она теперь используется для отображения общего излучения, тогда как размер полученной человеком дозы обозначается Зивертами.

Еще одно современное применение единицы измерения Рентген – определение характеристик рентгеновского аппарата, в том числе уровня излучаемой им проникающей радиации.

Для объективной и максимально точной оценки воздействия радиоактивного фона на человеческий организм используется понятие – эквивалентная поглощенная доза. ЭПД дает возможность определить количественную величину поглощенной организмом энергии. Анализ проводится с учетом биологической реакции отдельных тканей тела на ионизирующее излучение. При определении показателей применяется единица измерения – Зиверт. Она равна примерно 100 Рентген.

Тысячные и миллионные доли Зиверта/Рентгена

Мощность получаемой дозы облучения при прохождении рентгенодиагностики в десятки раз ниже показателя в 1 зиверт. Многократно ниже данной единицы измерения и естественный фон облучения. Поэтому для проведения более корректных замеров были введены такие понятия, как миллизиверт (мЗв) и микрозиверт (мкЗв). Один зиверт равен тысяче миллизиверт, или одному миллиону микрозиверт. Аналогичные значения применяются и по отношению к Рентгену.

Мощность дозы принято отображать в виде количественной части полученного облучения за определённый временной промежуток. Наиболее распространенные единицы времени: секунды, минуты и часы. Следовательно, часто используемые показатели: зв/ч, мзв/, р/ч, мр/ч и так далее.

Допустимый объём накопленного в организме облучения

Доза облучения при воздействии на человеческий организм имеет накопительное свойство. Учеными определен критический порог накопленных на протяжении жизни Зивертов в организме, превышение которого чревато негативными последствиями. Безопасный объем накопленного облучения находится в диапазоне от 100 до 700 миллизивертов.

Для коренных жителей высокогорных районов данные показатели могут быть немного выше.

Основные источники накопления в организме радионуклидных соединений

Ионизирующее излучение происходит вследствие инерционного высвобождения магнитных волн при активном взаимодействии атомов. Источники ионизирующего излучения делятся на природные и искусственные.

Природные ионизирующие излучения

К числу природных источников излучения в первую очередь относится естественный радиационный фон. В различных районах планеты фиксируется разный уровень радиации. На его размер оказывают прямое влияние следующие факторы:

Оптимальным для жизни считается радиационный фон 0,2 микрозиверта в час (или 20 микрорентген в час). Верхний порог допустимого уровня: 0,5 микрозивертов в час (50 микрорентген в час).

В зоне радиационного фона до 10 мкЗв/ч (1 мР/ч) возможно безопасное нахождение на протяжении 2-3 часов. Более продолжительное пребывание способно повлечь критические последствия.

Источники накопления дозы естественного излучения в организме

Среднестатистическая накапливаемая в человеческом организме доза естественного излучения составляет примерно 2–3 мЗв в год. Она складывается из следующих показателей:

Одним из источников природного ионизирующего излучения является сам человеческий организм, производящий собственные отложения радионуклидных соединений. Среднестатистический уровень одного только скелета колеблется от 0,1 до 0,5 мЗв.

Искусственные ионизирующие излучения

К источникам искусственного ионизирующего облучения в первую очередь относятся медицинские аппараты, применяемые во время проведения рентгеновской диагностики или терапии. В разных видах рентгеновского обследования различная величина эквивалентной поглощенной дозы. Также на мощность дозы облучения влияет срок выпуска и эксплуатационная нагрузка используемого рентген аппарата.

Рентгеновская аппаратура последнего поколения подвергает человеческий организм облучению в несколько десятков раз ниже, чем предшествовавшие модели. Современные цифровые аппараты практически безопасны.

Размер доз облучения при рентгенодиагностике

Мощность дозы рентгеновского излучения в современных аппаратах по сравнению с их предыдущими модификациями:

При рентгеноскопической диагностике происходит визуальное обследование органов с оперативным выводом необходимой информации на монитор компьютера. В отличие от фотографического метода, данный тип диагностики подвергает пациента меньшей дозе облучения за равную единицу времени. Но в некоторых случаях обследование может проводиться более длительное время.
При диагностике продолжительностью до 15-ти минут средняя мощность полученной дозы колеблется от 2 до 3,5 мЗв.

Во время проведения диагностики желудочно-кишечного тракта человек получает дозу облучения до 6-ти миллизивертов. При компьютерной томографии – от 2-х до 6-ти миллизивертов (мощность получаемой дозы напрямую зависит от диагностируемых органов).

При проведении сравнительного анализа получаемой человеком дозы ионизирующего облучения от аппаратов рентгенодиагностики и повседневном пребывании в привычной окружающей среде учёными были получены следующие данные:

Согласно законодательству Российской Федерации по радиационной безопасности допустимой нормой рентгеновского облучения (средняя годовая эффективная доза) является обобщенная доза в 70 мЗв, полученная в течение 70-ти лет жизни.

Источник

Допустимый радиационный фон для человека

Радиационное излучение постоянно воздействует на людей – на улице в городе, на работе, в квартире и любом другом помещении. Естественный радиационный фон, который создается солнцем и космическими лучами, безопасен для человеческого здоровья. Но есть ли нормальный уровень радиации для человека в быту, с которым он может жить, не подвергая свой организм фатальным изменениям?

Виды радиационного фона

Ионизирующее излучение (ИИ), взаимодействуя с веществом, становится причиной ионизации атомов и молекул (атом возбуждается и открывается от отдельных электронов из атомных оболочек). Основные виды радиации:

Единицы измерения радиации

Допустимый радиационный фон для человека и нормы радиации измеряются с помощью доз излучения. Это величины, которые применяются, чтобы оценить уровень воздействия ионизирующего излучения на различные вещества, организмы, ткани. Единица измерения зависит от типа дозы:

Существует ли вообще безопасная доза?

Норма радиации – размытое понятие. В 1950 г. скандинавский ученый Рольф Зиверт установил, что у облучения нет порогового уровня – определенного значения, при котором у человека гарантированно не будет наблюдаться заметных или незаметных повреждений.

Любая существующая норма радиации способна теоретически вызывать изменения в организме людей соматические и генетические изменения. Многие из которых не проявляются сразу, а остаются скрытыми в течение длительного временного промежутка. Поэтому сложно говорить о нормах радиации – существуют только допустимые ее пределы.

Допустимые дозы радиации

Российские и международные стандарты предусматривают определенные нормы радиации. Считается, что при воздействии на организм человека они не смогут нанести вреда. Норма радиации в микрорентген в час – 50 (0,5 микрозиверт в час).

При этом также отмечается, что не более 0,2 мкЗв в час (20 микрорентген в час) – это максимально безопасный уровень облучения человеческого организма при условии, что радиационный фон входит в диапазон нормальных показателей, поэтому норму радиации даже в этом случае можно назвать условной. При воздействии в течение нескольких часов считается безопасным излучение на уровне не более 10 микрозиверт в час (1 миллирентген). Кратковременно допускается облучение в несколько миллизивертов в час (например, во время рентгена или флюорографии).

Поглощенная доза

Под понятием «поглощенная доза» определяется величина энергии радиации, которая была передана веществу. Выражена в качестве отношения энергии излучения, которая поглощена в данном объеме, к массе вещества в этом объеме.

Является основной дозиметрической величиной. Согласно международной системе единиц, ее измерение происходит в джоулях на кг (Дж/кг). Называется – «грей» (Гр, Gy). Не способна отразить биологический эффект облучения.

Оценка действия радиации на неживые объекты

Для определения нормы радиации при ее воздействии на неживые объекты используются показатели поглощенной дозы (количество поглощенной энергии веществом). При этом более информативной величиной считается экспозиционная доза, с помощью которой возможно определение степени воздействия на вещество разных типов радиации. Сложно говорить о нормах радиации на неживые объекты.

Оценка действия радиации на живые организмы

Если биологические ткани облучать различными типами радиации, обладающими одной и той же энергией, то последствия для организма будут отличаться. Иными словами, если при поглощении одной нормы радиации последствия будут серьезно разниться при альфа-излучении и гамма-излучении. Поэтому, чтобы оценить воздействие ионизирующего излучения на живые организмы, не хватает понятий экспозиционной и поглощенной дозы, также используется эквивалентная.

Это доза радиации, которая была поглощена живым организмом, помноженная на коэффициент k, который учитывает уровень опасности разных типов радиации. Измерение происходит с использованием Зиверт (Зв).

Нормы радиации согласно СанПин

В соответствии с СанПиНом 2.6.1.2523-09, эффективная доза облучения естественными источниками излучения любых работников, в т. ч. медперсонала, не должна составлять более 5 мЗв в год в производственных условиях (любые типы профессий и производств).

Если говорить о конкретных нормах радиации, то усредненные показатели радиационных факторов в течение 12 месяцев, которые соответствуют при монофактором воздействии дозе в 5 мЗв при длительности рабочего процесса 2000 часов/год, примерной скорости дыхания 1,2 кубометра/час, условии радиоактивного равновесия радионуклидов ториевого и уранового рядов в пыли, составляют:

Данные нормы радиации весьма условны, потому что многое будет зависеть от конкретных производственных условий, специфики сферы деятельности и других факторов.

Смертельная доза

В любых нормах радиации обычно всегда прописывается доза, которая быстро приводит к летальному исходу. Опасность ее получения чаще всего наблюдается при возникновении техногенных аварий, несоблюдении условий хранения радиоактивных отходов (вне зависимости от того, какой тип облучения воздействует на человека).

Источник

Ионизирующее излучение (общие сведения, влияние на человека).

Ионизирующее излучение

(общие сведения, влияние на человека).

Все люди неизбежно подвергаются воздействию ионизирующего излучения (радиации): и от окружающей среды, и от искусственных источников ионизирующего излучения, и от своего собственного организма. Ионизирующим считается любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков (+ и –).

Естественный радиационный фон – доза излучения, создаваемая космическими лучами

и излучением природных радионуклидов, естественно распределенных в земле, воде, воздухе, других элементах биосферы, пищевых продуктах и организме человека. Радиационный фон присутствует везде и всегда: где-то его уровень больше, где-то меньше, в зависимости от высоты территории над уровнем моря и геологического строения каждого конкретного района. До 0,2 мЗв в час (соответствует значениям до 20 микрорентген в час) – это наиболее безопасный уровень внешнего облучения тела человека, когда радиационный фон в норме. Верхний предел допустимой мощности дозы – 0,5 мкЗв/час (50 мкР/ч).

Облучение от источников ионизирующего излучения, находящихся вне тела человека – называется внешним облучением. Оно не делает тело человека источником излучения. Человек подвержен облучению пока находится в поле действия излучения.

Облучение от радиоактивных источников, находящихся внутри тела человека – называется внутренним облучением. Радионуклиды могут попасть в организм человека через нос, рот, раны на теле и распределяются по различным частям организма в зависимости от их химических свойств. Поглощённая доза облучения накапливается в организме, и за всю жизнь, сумма её не должна превышать 100-700 мЗв (для жителей высокогорий и районов с повышенной естественной радиоактивностью почв, подземных вод и горных пород – привычные им дозы будут находиться в верхнем пределе допустимых значений).

Средняя годовая доза ионизирующих излучений, и внешних и внутренних источников

(вдыхаемый воздух, вода, еда), на человека составляет:

— жилище, строения – 0,3 мЗв/г

— вода – до 0,1 мЗв/г (при ежедневном потреблении воды в объёме 2 литра).

— в воздухе (радон и продукты его распада) – 0,2 мЗв/год.

— накопленные в костях организма отложения радионуклидов – 0,1-0,5 мЗв/год.

— вдыхаемый радон – 0,1-0,5 мЗв/год.

— в медицинских исследованиях: флюорография, рентген лёгких – 3 мЗв, рентгеновский снимок у зубного врача – 0,2мЗв.

— перелёт на самолёте – 0,005 миллизиверт в час.

— сканеры (интроскопы) в аэропортах – до 0,001 мЗв за один акт проверки пассажира.

В сумме, средняя годовая доза ионизирующих излучений составляет до 5 миллизиверт в год. Это безопасная суммарная средняя индивидуальная эффективная эквивалентная годовая доза для населения, учитывающая и внешние и внутренние источники облучения (естественные природные, техногенные, медицинские и прочие).

Согласно норм Федерального закона О радиационной безопасности населения, эффективная доза для человека, в сумме, за период его жизни (принимаемый в расчетах равным 70 лет) – не должна превышать 70 мЗв, что никак не скажется на здоровье и считается безопасным уровнем поглощённой радиации.

Источник

Дозиметрия ионизирующих излучений

Содержание

В любом медицинском учреждении, где проводятся рентгенодиагностика и лучевая терапия, обязательны к неукоснительному соблюдению все нормативы радиационной безопасности. В их числе осуществление во время облучения корректного учёта поглощаемой пациентами и медперсоналом энергии излучения.

Дозиметрия ионизирующих излучений предполагает проведение регулярных замеров мощности дозы радиационного фона используемых в учреждении рентген-аппаратов, а также: стен и перекрытий здания, воздуха в помещении и за его пределами, почвы и воды в ближайших окрестностях.

Основные понятия клинической дозиметрии

Для точного определения количественных показателей ионизирующего излучения в научный обиход было введено такое понятие, как «доза». Оно подразумевает соотношение объёма или массы облучаемого вещества и энергии излучения.

Количественный процесс распада атомов в течение одной временной единицы определяется активностью радиоактивного вещества. При обозначении уровня активности в интернациональной системе используется общепринятая единица – Беккерель. Его характеристика – 1 распад в течение 1-й секунды. Внесистемный аналог Беккереля – Кюри. Предполагает 3,7.1010 распадов за идентичную единицу времени.

Классификация доз излучения

Существует несколько разновидностей доз излучения. Для каждой из них характерны особые условия замера и свои сферы применения. Основные разновидности:

В современной медицине при проведении дозиметрического замера мощности ионизирующего излучения принято использовать системные единицы измерения. Но поскольку внесистемные единицы измерения активно применялись на протяжении достаточно долгого времени, с их использованием было выпущено большое количество тематической литературы и дозиметрических приборов. Поэтому актуальным остаётся навык соотношения обеих типов единиц.

Способы дозиметрии ионизирующих излучений

Ионизирующее излучение невозможно определить по запаху, на вкус или благодаря иным человеческим рецепторам. Для фиксации наличия излучения, а также определения его качественных и количественных характеристик, необходимо обеспечить плотное взаимодействия ИИ с облучаемым веществом. Фиксация полученных эффектов достигается с помощью дозиметра.

Дозиметры позволяют определить мощность дозы ионизирующего излучения, а также инициализировать химические, фотографические, сцинтилляционные, ионизационные и другие эффекты, возникающие вследствие взаимодействия ионизирующего излучения с облучаемым веществом. Они бывают трёх типов:

Применяемые в международной практике способы дозиметрии ионизирующих излучений бывают следующих типов:

Цель проведения регулярных дозиметрических измерений

Плановые дозиметрические мероприятия проводятся для предотвращения возможности получения сотрудниками медицинского учреждения критической дозы облучения. В первую очередь регулярный мониторинг поглощенной дозы облучения распространяется на медперсонал группы А, представители которой осуществляют ежедневный контакт с источником радиационного излучения.

Также осуществление дозиметрического контроля за радиационным фоном в основных рабочих помещениях медицинского учреждения и смежных с ним территориях позволяет защитить пациентов клиники и обитающих в её окрестностях жителей от необоснованного радиационного облучения. При выявлении повышенных рисков возникновения внештатных ситуаций – дает возможность принять превентивные меры по их устранению.

Источник

РАЗДЕЛ 3
ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ

Автор-составитель:к.ф.-м.н. Л.И. Клочкова

3.1. Система дозиметрических величин

Результат воздействия ионизирующих излучений на исследуемые объекты заключается в физико-химических или биологических изменениях в этих объектах. Цель дозиметрии — измерение и теоретические расчеты дозиметрических величин для оценки радиационного эффекта. Главная цель радиационной безопасности — обеспечить условия использования источников ионизирующего излучения, при которых вред для человека от возможных радиационных эффектов был бы приемлемым.

В Нормах радиационной безопасности НРБ–99 [1] и Основных санитарных правилах ОСПОРБ–99 [2] сформулированы общие требования к организации и проведению дозиметрического контроля облучения персонала. При этом система контроля обеспечения радиационной безопасности персонала должна отвечать требованиям, которые выработаны международным сообществом [3–23].

Методология контроля радиационной безопасности опирается на современную систему дозиметрических величин [24–40], которая включает:

физические величины, являющиеся характеристиками источников, полей ионизирующего излучения и их взаимодействия с веществом;

нормируемые величины, являющиеся мерой ущерба (вреда) от воздействия излучения на человека;

операционные величины, являющиеся величинами, однозначно определяемыми через физические характеристики поля излучения в точке или через физико-химические характеристики аэрозоля в точке; эти величины максимально приближены к соответствующим нормируемым величинам в стандартных условиях облучения и предназначены для консервативной оценки нормируемых величин при дозиметрическом контроле.

3.1.1.Физические величины

Основной величиной в дозиметрии является поглощенная доза. Поглощенная доза D равна отношению средней энергии , переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm этого вещества:

. (3.1)

Средняя доза. Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии e, переданной объему, деленной на массу этого объема m:

. (3.2)

Мощность поглощенной дозы D равна производной от поглощенной дозы по времени:

, (3.3)

где dD — приращение поглощенной дозы за интервал времени dt.

В системе СИ единицей мощности поглощенной дозы является Гр/с.

(3.4)

В системе СИ единицей экспозиционной дозы является Кл/кг (кулон на килограмм). В условиях электронного равновесия дозе 1 Кл/кг соответствует поглощенная доза 33,85 Гр в воздухе или 36,9 Гр в биологической ткани (различные коэффициенты поглощения).

Внесистемная единица экспозиционной дозы — Р * (рентген). 1 Р = 2,58 × 10 –4 Кл/кг. Поскольку 1 Р соответствует образованию 2,08 × 10 9 пар ионов в 1 см 3 воздуха, то, принимая энергию образования пары ионов в воздухе равной 34 эВ, получим, что 1 Р = 8,8 × 10 –3 Гр.

В процессе перехода на единицы СИ экспозиционная доза подлежит изъятию из употребления [41]. Причины такого решения следующие:

экспозиционная доза была введена только для фотонного излучения, поэтому она не может использоваться в полях смешанного излучения;

область использования экспозиционной дозы ограничена энергией Е g £ 3 МэВ;

нецелочисленные коэффициенты связи между внесистемными единицами и единицами СИ могут быть причиной многочисленных ошибок.

Мощность экспозиционной дозы равна производной от экспозиционной дозы по времени

(3.5)

где dX — приращение экспозиционной дозы за интервал времени dt.

В системе СИ единицей мощности экспозиционной дозы является А/кг.

3.1.1.3. Линейная передача энергии

Линейная передача энергии L (ЛПЭ) равна отношению средней энергии , переданной веществу заряженной частицей при столкновении с электронами на элементарном пути dx, к длине этого пути:

(3.6)

Единица ЛПЭ — кэВ/мкм.

Флюенс частиц Ф равен отношению числа частиц dN, проникающих в элементарную сферу, к площади центрального сечения dS этой сферы:

(3.7)

3.1.1.5. Плотность потока частиц

Плотность потока частиц j равна флюенсу за единицу времени:

(3.8)

3.1.2. Нормируемые величины

3.1.2.1. Доза в органе или ткани

Доза в органе или ткани D_T равна средней поглощенной дозе в определенном органе или ткани человеческого тела:

, (3.9)

где D — поглощенная доза в элементе массы dm; m_T — масса органа или ткани.

3.1.2.2. Эквивалентная доза в органе или ткани

Найдено, что одинаковые поглощенные дозы от различных видов излучений оказывают различное биологическое воздействие на живой организм. Для того, чтобы учесть эти различия, вводят понятие эквивалентная доза в органе или ткани.

Эквивалентная доза H_T, полученная органом или тканью Т, равна поглощенной дозе D_T,R в органе или ткани T, умноженной на соответствующий взвешивающий коэффициент W_R для данного вида излучения R. При воздействии на тело человека различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами W_R эквивалентная доза в органе или ткани определяется как сумма эквивалентных доз в органе или ткани для этих видов излучения:

. (3.10)

Взвешивающие коэффициенты W_R (табл. 3.1) не зависят от облучаемого органа или ткани. Значения W_R определены в зависимости от вида и энергии излучения и характеризуют источник излучения. Взвешивающие коэффициенты W_R предназначены для определения нормируемых величин.

Взвешивающие коэффициенты W_R для основных видов излучения

W_R Фотоны любых энергий

1Электроны и мюоны любых энергий

1Протоны с энергией более 2 МэВ
(кроме протонов отдачи)

20Нейтроны с энергией:

от 100 кэВ до 2 МэВ

В табл. 3.1 приведены значения W_R для излучения, падающего на тело, а в случае внутреннего облучения — испускаемого при ядерном превращении. Облучению с равными эквивалентными дозами в органе или ткани соответствуют равные ущербы.

В системе СИ единицей эквивалентной дозы является Зв (зиверт). 1 Зв = 1 Дж/кг.

Мощность эквивалентной дозы в органе или ткани равна производной от эквивалентной дозы по времени

, (3.11)

где dH _Т — приращение эквивалентной дозы в органе или ткани за интервал времени dt.

В системе СИ единицей мощности эквивалентной дозы является Зв/с (зиверт в секунду).

3.1.2.3. Ожидаемая эквивалентная доза при внутреннем облучении

Ожидаемая эквивалентная доза H _Т( t ) при внутреннем облучении человека равна

, (3.12)

где — мощность эквивалентной дозы в органе или ткани Т к моменту времени t; t₀ — момент поступления радиоактивного вещества в организм; t — время, прошедшее после поступления радиоактивного вещества в организм.

Значение t соответствует ожидаемой оставшейся продолжительности жизни человека. Принято, что t = 50 лет для взрослых лиц старше 20 лет. Когда время t не определено, его следует принять равным 50 годам для взрослых и 70 годам для детей.

В системе СИ единицей ожидаемой эквивалентной дозы является Зв (зиверт).

Эквивалентная доза в органе или ткани равна сумме эквивалентной дозы внешнего облучения и ожидаемой эквивалентной дозы внутреннего облучения.

Мощность эквивалентной дозы внутреннего облучения в органе (ткани) T от радионуклида V, содержащегося в органе (ткани)-источнике S, равна [31]:

, (3.13)

Суммирование производится по всем органам-источникам S; по всем радионуклидам V ¢ цепи распада материнского радионуклида V, возникающим в органах-источниках в результате превращения и перемещения материнского радионуклида; по всем видам ионизирующих излучений R, испускаемых при превращениях радионуклидов, содержащихся в органе-источнике S. Зависимость от времени функций f(t, e _R|T ¬ S)_R и m_T(t) в выражении (3.13) определяется изменением с возрастом размеров и массы органов тела человека.

Эффективная доза Е равна сумме произведений взвешивающих коэффициентов W_T для органов или тканей на эквивалентные дозы H_T, полученные этими органами или тканями:

. ( 3.14)

Эффективная доза Е является величиной, которая используется как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека или отдельных его органов и тканей с учетом их различной радиочувствительности. Облучению с равными эффективными дозами соответствуют равные ущербы. Числовые коэффициенты W_T (табл. 3.2) установлены примерно равными отношению эквивалентной дозы равномерного облучения всего тела к эквивалентной дозе облучения органа, при которых ожидается один и тот же ущерб.

Взвешивающие коэффициенты W_T для различных тканей и органов человека

W _T Половые железы (гонады)

0,20Красный костный мозг

0,12Толстый кишечник

0,12Мочевой пузырь

0,05Грудная железа

0,05Щитовидная железа

0,01Клетки костных поверхностей

Под понятием «остальное» подразумеваются надпочечники, головной мозг, экстраторакальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечная ткань, поджелудочная железа, селезенка, вилочковая железа, матка.

В системе СИ единицей эффективной дозы является Зв.

Ожидаемая эффективная доза Е ( t ) при внутреннем облучении человека равна

(3.15)

где W_T — взвешивающий коэффициент для органа или ткани T; H_T( t ) — ожидаемая эквивалентная доза в органе или ткани T.

На практике для упрощения расчета эффективной дозы вместо уравнений (3.14) и (3.15) используют следующие соотношения:

(3.16)

где Ф( e )_R — флюенс излучения R с энергией e ; e( e )_R — дозовый коэффициент излучения R, равный эффективной дозе при облучении тела человека потоком излучения R с единичным флюенсом и энергией e ;

(3.17)

где П _V,G — активность радионуклида V, поступившего в организм в виде соединения типа G; e( t )_V,G — дозовый коэффициент радионуклида V, равный ожидаемой эффективной дозе при поступлении в организм 1 Бк радионуклида V в виде соединения типа G.

Величины e( e )_R и e( t )_V,G приведены в НРБ–99 (табл. 8.5 и 8.8; приложения П-1 и П-2) [1].

В системе дозиметрических величин эффективная доза внешнего облучения (3.14) и ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения (3.15) эквивалентны. Эффективной дозой Е называют сумму эффективной дозы внешнего облучения и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения.

Мощность эффективной дозы равна производной от эффективной дозы по времени:

, (3.18)

где dE — приращение эффективной дозы за интервал времени dt.

В системе СИ единицей мощности эффективной дозы является Зв/с.

3.1.2.5. Годовая эффективная (эквивалентная) доза

Годовая эффективная (эквивалентная) доза равна сумме эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

Единица годовой эффективной (эквивалентной) дозы — Зв.

3.1.2.6. Коллективная эффективная доза

Коллективная эффективная доза равна сумме индивидуальных эффективных доз. Коллективная эффективная доза является мерой коллективного риска возникновения радиационных эффектов облучения. Единица коллективной эффективной дозы — чел.-Зв. В области малых доз облучению с коллективной эффективной дозой 1 чел.-Зв соответствует ущерб, равный потере 1 чел.-года полноценной «коллективной» жизни облученного коллектива.

3.1.3. Операционные величины

Нормируемые величины непосредственно измерить невозможно. Для оценки нормируемых величин при радиационном контроле предназначены операционные величины, которые непосредственно измеряются. Введение операционных величин необходимо для унификации методов контроля. В методических указаниях [33] установлены операционные величины:

мощность амбиентного эквивалента дозы ;

индивидуальный эквивалент дозы Н_р(d);

объемная активность воздуха на рабочем месте А _V.

Эквивалент дозы Н равен поглощенной в точке дозе D, умноженной на средний коэффициент качества излучения для излучения, воздействующего на ткань в данной точке:

, (3.19)

где k(L) — коэффициент качества излучения, зависящий от полной линейной передачи энергии излучения L; D(L)dL — поглощенная в точке доза от излучения с линейной передачей энергии в интервале ( L, L + dL).

Коэффициент качества излучения определяется следующим образом:

(3.20)

Среднее значение коэффициента качества излучения в точке определяется соотношением

(3.21)

Единица эквивалента дозы в системе СИ — Зв. Внесистемная единица эквивалента дозы — бэр. 1 бэр = 10 –2 Зв.

3.1.3.2. Амбиентный эквивалент дозы

Амбиентный эквивалент дозы Н * (d) равен эквиваленту дозы Н, который был бы создан в шаровом фантоме МКРЕ (рис. 3.1) на глубине d (мм) от поверхности по диаметру, параллельному направлению излучения. Поле излучения, в котором находится фантом, идентично рассматриваемому полю по составу, флюенсу и энергетическому распределению, но оно однородно и мононаправлено.

Соответствие между нормируемыми и операционными величинами
при групповом дозиметрическом контроле

Нормируемая величина

Операционная величина:
мощность амбиентного эквивалента дозы

условное обозначениеМощность эквивалентной дозы внешнего облучения кожи

(0,07)Мощность эквивалентной дозы внешнего облучения хрусталика глаза

(3)Мощность эквивалентной дозы внешнего облучения на поверхности нижней части области живота женщины

(10)Мощность эффективной дозы внешнего облучения

(10)

Характеристика шарового фантома МКРЕ: шар диаметром 30 см; химический состав фантома эквивалентен составу мягкой ткани (массовая доля химических элементов, %: кислород — 76,2; углерод — 11,1; водород — 10,1; азот — 2,6); плотность — 1000 кг/м 3 ; эффективный атомный номер Z _эфф = 6,5.

Рис. 3.1. Схема облучения шарового фантома МКРЕ

Амбиентный эквивалент дозы используется для характеристики поля излучения в точке, совпадающей с центром шарового фантома. Единица амбиентного эквивалента дозы — Зв.

Мощность амбиентного эквивалента дозы равна производной от амбиентного эквивалента дозы dH * (d) по времени:

. (3.22)

Мощность амбиентного эквивалента дозы используется для контроля радиационной обстановки в рабочих помещениях и на рабочих местах с целью группового дозиметрического контроля персонала. Значение параметра d, определяющего требования к приборам дозиметрического контроля, зависит от того, для определения какой нормируемой величины используется ее амбиентный эквивалент. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами представлено в табл. 3.3.

3.1.3.3. Индивидуальный эквивалент дозы

Индивидуальный эквивалент дозы H_p(d) равен эквиваленту дозы в мягкой биологической ткани, определяемому на глубине d (мм) под рассматриваемой точкой на теле (рис. 3.2).

Рис. 3.2. Схема облучения плоского фантома

Единица индивидуального эквивалента дозы — Зв .

Значение параметра d, определяющего требования к индивидуальному дозиметру внешнего облучения, а также положение дозиметра на теле работника определяются тем, для определения какой нормируемой величины используется ее индивидуальный эквивалент в соответствии с рекомендациями Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ), Международной комиссии по радиационным единицам и измерениям (МКРЕ) и Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) [4, 7, 15, 20, 22]. Соответствие между нормируемыми и операционными величинами представлено в табл. 3.4.

Соответствие между нормируемыми и операционными величинами
при индивидуальном дозиметрическом контроле

Нормируемая величина

Операционная величина: индивидуальный эквивалент дозы

положение индивидуального дозиметра

условное обозначениеЭквивалентная доза внешнего облучения кожиНа поверхности наиболее
облучаемого участка кожи

H_p (0,07)Эквивалентная доза внешнего облучения
хрусталика глазаНа лицевой части головы

H_p (3)Эквивалентная доза внешнего облучения на поверхности нижней части области живота женщиныНа соответствующем месте поверх спецодежды

H_p (10)Эффективная доза внешнего облученияНа нагрудном кармане спецодежды

3.1.3.4. Объемная активность воздуха в рабочем помещении

Операционной величиной для контроля радиационной обстановки на рабочих местах при внутреннем облучении является объемная активность A_V радионуклида в воздухе рабочего помещения. Объемная активность равна отношению активности А радионуклида в воздухе к объему V воздуха:

. (3.23)

Единица объемной активности в системе СИ — Бк/м 3 .

Использование операционных величин в радиационном контроле нацелено на оценку значений соответствующих нормируемых величин. В общем виде связь между величинами, используемыми в радиационном контроле, выглядит следующим образом:

Измерение физической величины

Определение операционной величины

Сравнение c пределом дозы

Оценка нормируемой величины

Коэффициент связи a и схема определения операционных величин выбираются таким образом, чтобы проведенная с их помощью оценка значения нормируемой величины была больше истинного значения нормируемой величины в данных условиях облучения.

Источник