Внесистемная единица эквивалентной дозы — бэр. Бэр равен эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы в биологической ткани стандартного состава на средний коэффициент качества равно 100 эрг/г. Таким образом: 1 Зв = 100 бэр.
Мощность эквивалентной дозы — отношение приращения эквивалентной дозы dH за интервал времени dt к этому интервалу времени:
= dH/dt. (19)
Единица мощности эквивалентной дозы в СИ — зиверт в секунду (Зв/с). Внесистемная единица — бэр в секунду (бэр/с).
Время пребывания человека в поле излучения при низких уровнях ионизирующего излучения измеряется, как правило, часами (6-часовой рабочий день, 36-часовая рабочая неделя). Масштаб величин мощностей эквивалентной дозы задает ее величина естественного фона на территории Украины, находящаяся в пределах 0,05 — 0,2 мкЗв/ч. Поэтому величину мощности эквивалентной дозы, как правило, удобно измерять в единицах микрозиверт в час.
Безразмерный коэффициент качества определяет зависимость
неблагоприятных биологических последствий облучения человека в малых дозах. Он является функцией ЛПЭ данного излучения в воде, и выбирается на основе имеющихся значений коэффициента относительной биологической эффективности (ОБЭ).
Между k и ЛПЭ имеется эмпирическая связь:
k = [A/L]·[1 - ехр(-В · L2,03)], (20)
где: А = 6000 кэВ/мкм; В = 4,6· 10-5 (мкм/кэВ)2.
Среднее значение ЛПЭ для поля берется в кэВ/мкм. Вычисленные величины k в (20) имеют погрешность 3% для низких энергий и 10% для высоких энергий.
Когда ЛПЭ во всех точках облучаемого объекта неизвестно, допустимо использовать усредненные значения k применительно к различным видам первичного излучения. Для смешанного излучения эквивалентная доза определяется как произведение поглощенных доз отдельных видов излучений Di на соответствующие значения :
(21)
где i, индекс вида и энергии излучения.
Разные органы и ткани имеют разные чувствительности к излучению.
Однако, признание гипотезы беспорогового действия радиации МКРЗ потребовало отказа от этой концепции. И после публикации МКРЗ №26 ограничение уровня облучения стало основываться на концепции приемлемого риска. В результате для случаев неравномерного облучения разных органов или тканей тела человека было введено понятие эффективной эквивалентной дозы.
Для определения этой величины необходимо ввести понятие риска. Риск—вероятность возникновения неблагоприятных последствий (смертные случаи, травматизм, профессиональные заболевания т.п.). Например, риск смерти от курения r=5·10-4 случаев/(чел · год). Это означает, что на 1 млн. курящих людей каждый год умирает от болезней, вызываемых курением, дополнительно 500 чел.
При оценке вреда можно учитывать неблагоприятные последствия, связанные с наиболее радиочувствительными органами и тканями.
При одновременном облучении нескольких органов вероятность выхода неблагоприятных исходов складывается, т.е. сн = Σ ст
Из изложенного следует, что индивидуальная вероятность или риск смерти rт от злокачественного новообразования при среднем значении эквивалентной дозы (H )т в данном органе или ткани.
rт = ст(Нср)т. (22)
Соответственно суммарный риск при равномерном облучении всего тела (всех основных групп органов или тканей, указанных в табл.6) в дозе HЕ:
, (23)
отсюда
, (24)
введя обозначение сТ/сЕ = WТ, получаем
(25)
Отношение сТ/сЕ = WТ определяет взвешенный риск облучения данного органа по отношению к взвешенному риску облучения всего организма, т.е. представляет отношение вероятности возникновения стохастических эффектов в результате облучения какого-либо органа или ткани к вероятности их возникновения при равномерном облучении всего тела. Параметр WТ называют взвешивающим фактором или весовым множителем. При этом ΣWТ=1.
Единицы эффективной эквивалентной дозы и ее мощности совпадают с единицами эквивалентной дозы и ее мощности соответственно.
Эквивалентная доза или эффективная эквивалентная доза являются индивидуальными критериями опасности, обусловленными ионизирующим излучением. Эти величины являются индивидуальными дозами. На практике, особенно при широком использовании атомной энергии, возникает необходимость оценивать меру ожидаемого эффекта при облучении большого контингента людей — персонала или населения.
Для этого используется величина — эффективная коллективная доза, определяющая полное воздействие на популяцию:
(26)
где HEi— средняя эффективная эквивалентная доза на i-ю подгруппу популяции; Ni — число лиц в подгруппе, получивших эквивалентную дозу НЕi. Единицей измерения коллективной дозы в СИ является человеко-зиверт (чел-Зв), внесистемная единица — человеко-бэр (чел-бэр).
Керма-постоянная и κερμα-эквивалент источника
При работе с радионуклидами необходимо помнить, что число распадов источника γ-излучения не определяет степень его ионизирующего воздействия. Оно также зависит от схемы распада, т.е. количества фотонов, приходящихся на один распад, и энергии фотонов. Поэтому вводят величины однозначно характеризующие данный радионуклид как γ-излучатель. Такими характеристиками являются гамма-постоянная и гамма-эквивалент радионуклида. Как известно, гамма-эквивалент и гамма-постоянная определяются через экспозиционную дозу. В связи с переходом к СИ и отказом от использования экспозиционной дозы, как дозиметрической величины, введены новые величины для характеристики источников γ-излучения: керма-постоянная и керма-эквивалент соответственно. Керма- постоянная (постоянная мощности воздушной кермы радионуклида) Гδ определяется как отношение мощности воздушной кермы К, создаваемой фотонами с энергией больше заданного порогового значения от точечного изотропно-излучающего источника данного радионуклида, находящегося в вакууме* на расстоянии l οт источника, умноженной на квадрат этого расстояния к активности А источника:
Гδ = (К · l2)/A. (27)
Единица керма-постоянной в СИ — [Гр·м2/(с·Бк)].
Более предпочтительная единица измерения — [аГр·м2/(с·Бк)].
Физический смысл керма-постоянной — мощность воздушной кермы, создаваемая в вакууме γ-излучателем точечного изотропно-излучающего источника с энергией больше заданного порогового значения d активностью 1 Бк на расстоянии 1 м.
Зная керма-постоянные, активности радионуклидов и расстояния от источника до детектора легко из формулы (25) определить мощность воздушной кермы:
K = A·Гδ/l2. (28)
Широко ранее использовавшаяся гамма-постоянная Γγ (постоянная мощности экспозиционной дозы) характеризовала мощность экспозиционной дозы, создаваемой фотонами всех линий точечного изотропного радионуклидного источника активностью 1 мКи на расстоянии 1 см без начальной фильтрации.
Гамма-постоянная радионуклида определяется отношением мощности экспозиционной дозы, создаваемой не фильтрованным γ-излучением от точечного источника на расстоянии l0 от источника, умноженной на квадрат этого расстояния к активности Ао источника:
Γγ= (РЭксп·l2)/A (29)
Аналогично керма-постоянной различают полную и дифференциальную гамма-постоянные.
Единица гамма-постоянной — [Р·см2/(ч·мКи)].
Из определения Γγ и Гδ следует, что
Гδ[аГр·м2/(с·Бк)] = 6,55 · Гу [Р·см2/(ч·мКи)]. (30)
Приведем еще одно полезное для быстрых расчетов эмпирическое соотношение
Γγ(Ρ · м2/(ч·Ки) = 0,5 · E, (31)
его точность ±20%. Здесь E — полная энергия фотонов на 1 распад (МэВ).
Из выражений (3.29) и (3.31) можно получить эмпирическое уравнение для быстрой оценки мощности экспозиционной дозы для точечного гамма-источника:
Pэксп(Р/час) = (0,5·А·E)/l2. (32)
Точность выражения (32) — 20%.
На практике часто приходилось сравнивать между собой источники γ-излучений по их дозовым характеристикам в воздухе при одинаковых условиях измерения. Так появилась величина, называемая радиевым гамма-эквивалентом, предназначенная для оценки поля γ-излучения в воздухе. Для этой величины в качестве эталонного принималось γ-излучение 226Ra, находящееся в равновесии с основными дочерними продуктами распада после фильтра из платины толщиной 0,5 мм.
Поэтому, внесистемная единица радиевого гамма-эквивалента — миллиграмм-эквивалент радия (мг-экв. Ra). Его γ-излучение при данной фильтрации и тождественных условиях измерения создает такую же мощность экспозиционной дозы, как и γ-излучение 1 мг Государственного эталона радия в равновесии с основными дочерними продуктами распада при использовании платинового фильтра толщиной 0,5 мм. Из экспериментов следует, что точечный источник радия активностью 1 мКи, находящийся в равновесии с дочерними продуктами распада и с фильтром из платины толщиной 0,5 мм, создает на расстоянии 1 см мощность экспозиционной дозы 8,4 Р/ч. Для Государственного эталонного источника можно условно записать:
ГyRa = 8,4 P·cм2/(ч·мг-экв.Ra). (33)
Радиевый гамма-эквивалент активности m радионуклидов определяется по следующей простой формуле:
m=A·Γγ/8,4, (34)
где: m—гамма-эквивалент, мг-экв .Ra;
Γγ — гамма-постоянная радионуклида;
А — активность радионуклида, мКи.
Как отмечалось выше, вместо гамма-эквивалента определявшегося во внесистемных единицах, введен керма-эквивалент определяемый в единицах СИ и предназначенный как и радиевый гамма-эквивалент для оценки γ-излучения в воздухе.
Керма-эквивалент источника K1 — мощность воздушной кермы К γ-излучения с энергией фотонов больше заданного порогового значения d точечного изотропно-излучающего источника, находящегося в вакууме на расстоянии l от источника, умноженная на квадрат этого расстояния:
K1=K·l2. (35)
Единица керма-эквивалента в СИ — (Гр·м2/с).
Более предпочтительные единицы: нГр·м2/с; мкГр·м2/с; мГр·м2/с.
Из (3.28) и (3.35) следует:
K1(аГp·м2/c) =А(Бк)·Гδ[аГр·м2/(с·Бк)]. (36)
Физический смысл керма-эквивалента — мощность воздушной кермы, создаваемая γ-излучением с энергией больше заданного порогового значения d от данного точечного изотропного радионуклида источника в вакууме на расстоянии l= 1 м от источника.
Вывод
Таким образом, дозиметрия имеет дело с такими физическими величинами, которые связаны с ожидаемым радиационным эффектом. Установление связи между измеряемой физической величиной и ожидаемым радиационным эффектом является важнейшим свойством дозиметрических величин.
Список литературы
1. Боровой А.А., Васильченко В.Н., Носовский А.В., Попов А.А., Щербина В.Г. Концепция радиационного контроля ПО "Чернобыльская АЭС" и основные технические требования к системе PK. - Чернобыль, 1993.
2. Васильченко В.Н., Носовский AB., Крючков В.П., Осанов Д.П., Павлов Д.А., Цовьянов А.Г., Бондарчук А.С., Ильичев С.В. Принципы организации сбора информации по дозиметрическим аспектам радиационных аварий. Руководящий документ Росстандарта, РД-187655/94.-Москва, 1994.
3. Голубев Б.П. Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений. / Изд. 3-е, перераб. и доп. Под редакцией E. Л. Столяровой. Учебник для вузов. - M.: Атомиздат, 1976. Закон Украины. Об обращении с радиоактивными отходами. Укр ЯО. - Киев, 1995.
4. Иванов В.И. Курс дозиметрии: Учебник для вузов./4-е изд., перераб. и доп.-M.: Энергоатомиздат, 1988.
5. Индивидуальная защита работающих в атомной энергетике/ В.С Кощеев, Д.С. Гольддггейн, В.Н. Клочков и др. -M.: Энергоатомиздат, 1992.
6. Кононович А.Л., Осколков Б.Я., Кудрявцева Н.А, Коротков В.Т., Ростовцев А.Л., Носовский А.В., Васильченко В.Н., Чабан Н.Г. Оценка радиоактивного состояния подземных вод в районе Чернобыльской АЭС. - Атомная энергия, 1994, т.77, вып.5.
7. Культура безопасности: Доклад Международной консультативной группы по ядерной безопасности (INSAG). - Вена, МАГАТЭ, 1990. (Серия безопасности 75-INSAG-4).
8. Левин В.Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. Учебник для техникумов. /3-е.изд. - M.: Атомиздат, 1975.
9. Мащенко Н.П., Мурашко В.А. Радиационное воздействие и радиационная защита населения при ядерных авариях на атомных электростанциях: Учеб. пособие. - К.: Вища шк., 1992.
10. Машкович В.П., Панченко А.М. Основы радиационной безопасности. Уч. Пособие для вузов. - M.: Энергоатомиздат, 1990.
11. Носовский А.В., Цовьянов А.Г., Кочетков О.А., Чабан Н.Г., Иванов Е.А. Опыт эксплуатации системы санитарно-пропускного режима на Чернобыльской АЭС. – Атомная энергия, 1997, т. 82, вып.2, с. 140-146.
12. Нормы радиационной безопасности НРБ -76/87. Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующх излучений ОСП - 72/ 87 / Минздрав СССР- 3-е изд., перераб. и доп. - M.: Энергоатомиздат, 1988.
13. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88) ПНАЭ Г-1-011-89 / Госатомнадзор СССР. - M.: Энергоатомиздат, 1990.
14. Правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений в учреждениях, организациях и на предприятиях Академии наук СССР.-M.: Наука, 1984.
15. Радиация: Дозы, эффекты, риск. Пер с англ. - M.: Мир, 1990.
