Экспозиционной дозы от t1 до t2 уравнение

Определение возможных экспозиционных доз­­ излучения.

Определение возможных экспозиционных доз излучения при действиях на местности, заражённой радиоактивными веществами. Для расчётов нужны сведения об уровнях радиации, продолжительности нахождения людей на зараженной местности и степени защищённости. Степень защищенности характеризуется коэффициентом ослабления экспозиционной дозы радиации К_осл., значение которого для зданий и транспортных средств приведены в таблице №3 и могут быть рассчитаны по формуле:

(2)

К –коэффициент ослабления одного защитного слоя;

К_осл.– общий коэффициент защиты, состоящий из n-го количества слоёв различных материалов;

h – толщина слоя материала, см.;

d_пол. – толщина слоя материала, ослабляющего излучение в два раза, см.

Экспозиционная доза радиации Д за время от t₁ до t₂ определяется зависимостью:

учитывая, что

получим

подставив значения ,

Экспозиционная доза гамма-излучения Д_¥, полученная за промежуток времени от t₁ до полного распада радиоактивного вещества, когда P₂®0, равна Д_¥ = 5P₁t_1.

В штабах ГО имеются таблицы, по которым по уровню радиации, времени после взрыва и времени пребывания определяется экспозиционная доза излучения. В таблице № 4 приведены экспозиционные дозы излучения только для уровня радиации 100 Р/ч на 1 час после взрыва.

На практике для вычисления экспозиционных доз радиации часто используют упрощённые формулы:

(4)

P_н и P_к – уровни радиации в начале и конце излучения соответственно;

Т – время пребывания на заражённой местности.

Пример.

Рабочие прибыли в цех, расположенный в одноэтажном здании через 2 часа после взрыва. Уровень радиации на территории объекта через 1 час после взрыва составлял

P₁ = 200 Р/ч. Определить экспозиционную дозу излучения которую получат рабочие в цехе, если работа продолжится 4 часа.

Решение.

1. По формуле (1) и таблице (1) определяем уровень радиации через 2 и 6 часов после взрыва (в начале и конце работы).

2. По формуле (3) вычисляем экспозиционную дозу излучения на открытой местности (К_осл.= 1),полученную за время пребывания от 2 до 6 часов после взрыва.

3. Для определения экспозиционной дозы, которую получат рабочие за 4 часа пребывания в одноэтажном производственном здании, необходимо найденную экспозиционную дозу для открытой местности разделить на коэффициент ослабления

Решаем эту же задачу с помощью таблицы экспозиционных доз облучения для уровня радиации 100 Р/ч на 1 час после взрыва (таблица №4).

1. На пересечении вертикальной колонки “ Время начала облучения с момента взрыва, ч.” (2 ч.) и горизонтальной колонки ” Время пребывания “ (4 ч.) находим экспозиционную дозу для открытой местности.

2 При уровне радиации 200 Р/ч эта доза будет в 2 раза больше.

Д = 85,8×2 = 171,6 Р

3. Экспозиционная доза для одноэтажного производственного здания.

Д = 140,58/7 = 24,5 Р

где: 7 – коэффициент ослабления для одноэтажного производственного здания.

Решаем эту же задачу с помощью упрощённых формул.

;

Очевидно, результаты расчётов по формуле (4) могут давать существенную ошибку в сторону завышения экспозиционной дозы излучения.

Доза от внешнего источника g-излучения

При прохождении фотонного, например, g-излучения, через вещество одна часть его энергия расходуется на ионизацию атомов среды, другая преобразуется в энергию вторичных (преимущественно комптоновских) фотонов и не участвует в создании дозы. Поэтому полный коэффициент ослабления g–излучения m можно представить как сумму коэффициента передачи энергии (или электронного преобразования) m_е и коэффициента m_к, характеризующего вероятность преобразования первичного фотонного излучения во вторичное.

Пусть поток фотонов с энергией E_g (МэВ) и плотностью F_g (фотон/с·см 2 ) проходит в течение t (с) через слой воздуха протяженностью Dl (см), площадью поперечного сечения s (см 2 ) и плотностью ρ (г/см 3 ). Тогда, с учетом экспоненциального закона ослабления потока, энергия, преобразованная в кинетическую энергию электронов (позитронов) в объеме массой Dm = s·Dl·ρ, равна: DE_g = E_g F_gst·[1-exp(–m_eDlρ)].

Экспозиционная доза в воздухе, учитывая энергетический эквивалент рентгена

(1Р = 0,00873 Гр), равна: D_э = 1,835·10 — 8 ·E_gF_gm_et (Р). Значение поглощенной дозы в биологической ткани (в радах) будет близким к этому значению (примерно 0,95 D_э).

Выражение (4.11) позволяет оценить мощность дозы P_п,g (или мощность кермы в воздухе) по скорости счета I (имп/с), если для используемого детектора площадью S_д (см 2 ) известна эффективность e регистрации фотонов данной энергии E_g.

(Гр/с) (4.12), где F_g — плотность потока фотонов, создающего в воздухе дозу (керму) мощностью 1 Гр/с.

Керма в воздухе К (как и поглощенная доза D_п,g), создаваемая точечным источником моноэнергетического излучения на расстоянии r (в м) за время t (в с), равна:

(аГр) (4.13),

где 1,602·10 -13 – коэффициент пересчета МэВ в Дж (Дж/МэВ), А- активность (Бк), E_g — энергия фотонов (МэВ), p- выход фотонов с энергией E_g на распад, m_e — коэффициент истинного поглощения (м 2 /кг), G_в— керма-постоянная радионуклида в [аГр·м 2 /(с·Бк)].

Параметр G_в (табл. П.7) характеризует мощность воздушной кермы g–излучения точечного источника активностью А = 1Бк на расстоянии до точки детектирования r=1м. Его обычно используемая размерность — [аГр·м 2 /(с·Бк)], где аГр (аттогрей) равен 10 -18 Гр.

Полная керма-постоянная (G_в) для радионуклида, испускающего фотоны различных энергий E_g,i (МэВ) с выходом на распад p_i и коэффициентом истинного поглощения m_e,i (м 2 /кг), равна сумме парциальных (G_в,i)

(4.14), где — нормализованная (т.е. рассчитанная для p_i=1) парциальная керма-постоянная.

Используя (4.14) и данные, приведенные в табл. П.1, П.6 (или П.8), можно рассчитать, обращая при этом внимание на размерность вводимых величин, значение G_в для любых источников с известным фотонным спектром, в т.ч. непрерывным. Для радионуклидов эти значения известны, часть из них приведена в табл. П.7. Определив G_в, вычисляют, согласно (4.13), значения K (или D_{п, g}) в точке детектирования.

Значения эквивалентной дозы в биологической ткани и поглощенной дозы в воздухе для фотонов с энергией 0,04÷15 МэВ связаны соотношение H = 1,09·D_п,g·W. Поэтому практически для всех g–излучающих нуклидов можно записать:

(4.15), где размерность H — аЗв, D_п,g и К — аГр, W=1аЗв/аГр; остальные указаны в (4.13).

При расчете мощности экспозиционной дозы Р_э точечного источника используется значение гамма-постоянной радионуклида (G_э). Она равна мощности дозы в Р/ч, создаваемой g–излучением данного радионуклидного источника активностью в 1 мКи на расстоянии 1 см от источника. Ее размерность Р·см 2 /ч·мКи. Значения G_э для некоторых изотопов приведены в табл. П.7. При необходимости гамма-постоянную источника со сложным g-спектром можно определить, воспользовавшись данными табл. П.6 и П.8.

(4.16), где для фотона с энергией E_g,i (МэВ) и выходом на распад p_i значения m_e,i заданы в см 2 /г; — нормализованная (т.е. рассчитанная для p_i=1) парциальная гамма-постоянная.

Доза, создаваемая источником активностью А на расстоянии r за время t:

и (4.17)

Следует отметить, что экспозиционную дозу в воздухе, измеренную с помощью дозиметра в рентгенах, считают, как правило, равной эквивалентной дозе (H, бэр).

Вставка 2011 г.

Керма- и гамма-постоянные не учитывают вклад в мощность дозы от тормозного излучения β-частиц или электронов внутренней конверсии в веществе источника и/или в оболочке закрытого фотонного источника. Для большинства радионуклидов выход тормозного излучения пренебрежимо мал по сравнению с основным g-излучением, но в некоторых случаях ( 140 Ba, 140 La, 170 Tm и др.) тормозное излучение может «дополнить» создаваемую источником дозу.
Доза внутреннего облучения

Повышенная опасность радионуклидов, попавших внутрь организма, обусловлена несколькими причинами. Первая – способность некоторых нуклидов избирательно накапливаться в отдельных органах, называемых критическими, и, таким образом, отдавать свою энергию относительно небольшому объему ткани. Например, до 30% радионуклидов иода накапливается в щитовидной железе, на которую приходится лишь 0,03% массы тела. Вторая – высокая эффективность воздействия на внутренние органы α- и β-частиц, которые не представляют серьезной опасности при внешнем облучении из-за низкой проникающей способности. Третья причина – значительное время облучения до момента выделения нуклида из организма или уменьшения активности за счет радиоактивного распада. Эффективный период полувыведения нуклида из организма равен:

Т_эф = Т_бТ_½(Т_б+Т_½) −1 (4.18), где Т_б – биологический период полувыведения нуклида, Т_½ — период его полураспада.

Биологические периоды полувыведения нуклидов из органов и тканей составляют от нескольких десятков суток ( 3 H, 14 C, 137 Cs, 210 Po) до нескольких тысяч лет ( 90 Sr, 239 Pu).

Мощность эквивалентной дозы в критическом органе (P_H, Зв/с) определяется по соотношению:

P_H = А·f·E_эф·1,6·10 −13 /m (4.19), где А – равновесная (не изменяющаяся во времени) активность нуклида, Бк; f – доля нуклида в критическом органе относительно содержания во всем теле; 1,6·10 −13 Дж/МэВ; m – масса органа, кг; E_эф=∑Е·W_R·n – эффективная энергия (МэВ/распад) излучения типа R, поглощенная органом тела, с учетом взвешивающего коэффициента W_R; n- коэффициент неоднородности распределения, который принят равным единице для всех типов излучений и для всех органов, кроме костной ткани.

Эффективная энергия в случае β-излучения равна

Е = p·Ē_β = 0,33·p·E_bmax(1-Z ½ /50)(1+ E_bmax ½ /4) (4.20), где Ē_β – средняя энергия β-частиц, имеющих максимальную энергию E_bmax. ; p- выход на распад частиц рассматриваемого типа; Z-атомный номер нуклида.

Е = p·E_γ[1-exp(-μ_enX)] (4.21), где E_γ – энергии γ-квантов; μ_en – линейный коэффициент поглощения энергии, см −1 ; Х- эффективный радиус органа, содержащего нуклид, см.

Коэффициент μ_en связан с линейным коэффициентом передачи энергии (электронного преобразования) μ_e соотношением μ_en = μ_e (1-g). Как отмечалось выше, для фотонов в биологической ткани доля энергии g вторичных электронов (позитронов), преобразуемой в тормозное излучение, не превышает 2% и, следовательно, в этом случае можно считать μ_en = μ_e.

Для α-частиц с энергией E_α

По формулам (4.18) – (4.22) можно вычислить мощность дозы и допустимое содержание нуклида в теле или критическом органе при непрерывном хроническом поступлении, т.е. в том случае, когда устанавливается равновесие между поступлением нуклидов в организм и их распадом и биологическим выведением.

При кратковременном поступлении радионуклида (t −13 (4.23), где H – эквивалентная доза, Зв; А₀ – начальная удельная активность нуклида в органе, Бк/кг; t – время, с.

В случае t>> T_эф эквивалентную дозу можно определить по соотношению:

Радиобиологические характеристики некоторых нуклидов

* — период полураспада и период полувыведениябиологический;

** — эффективный радиус органа (Х, см)

** — доля в органе от общего количества в организме
Защита от излучения

Проникающая способность a-излучения весьма незначительна: пробег a–частиц в воздухе не превышает 11 см, а в легких материалах (вода, дерево и т.п.) – 0,01 см. Следовательно, одежда, перчатки и даже лист бумаги полностью защищают от внешнего облучения. Вместе с тем, a–активные нуклиды, попавшие внутрь организма, представляют серьезную опасность, т.к. удельная ионизация биологической ткани a–частицами очень высока (на 1 мкм пробега несколько тысяч молекул). Взвешивающий коэффициент W_a = 20 (см. уравнение(4.5)). Поэтому работа с a-излучателями (прежде всего, с эманирующими препаратами) должна быть организована так, чтобы минимизировать возможное поступление радиоактивных газов и пыли в воздух рабочих помещений. Соответствующие химические операции проводятся в вытяжных шкафах, боксах; при необходимости используются респираторы.

Выполнение большинства экспериментов с источниками b- и g-излучения связано с внешним облучением. При этом в качестве допустимого предела обычно принимают дневную дозу (НРБ-99 нормирует только годовую дозу 20 мЗв). Для персонала категории А допустимое дневное значение H_пд = D_пд·W_R = 70 мкЗв = 7 мбэр (W_R=1мкЗв/мкГр = 1мбэр/мрад). Когда защиты нет, дозу от b- и g-излучения за время t для точечного изотропного источника находят по соотношениям (4.9) и (4.15, 4.17). Используя эти соотношения, определяют минимально допустимое расстояние от источника r или, при заданных параметрах А и r, время t_пд, в течение которого можно находиться вблизи источника ионизирующего излучения. Например, для g-источника

или (4.25)

Получаемые при работе с радионуклидами дозы, как это следует из (4.9) и (4.15), могут быть сниженыза счет: 1) уменьшения активности радионуклида А и(или) времени эксперимента t (правильный выбор методики и применение высокоэффективной аппаратуры); 2) увеличения расстояния до источника r (использование простейших манипуляторов). Однако на практике нельзя безгранично уменьшать активность, время работы или увеличивать расстояние. Если «защита временем» и(или) «расстоянием» не позволяют снизить дозу до предельно допустимого уровня, устанавливают защитные экраны.

Для защиты от b-излучения применяют экраны, которые задерживают все b-частицы, т.е. с толщиной d ³ R_max .( R_max в таблицах). При этом используются материалы с небольшим атомным номером, например, полиметилметакрилат (оргстекло). В этом случае выход фотонного тормозного излучения незначителен, а для поглощения собственно b–частиц большинства радионуклидов достаточно экрана толщиной несколько мм.

Фотонное излучениелучше всего ослабляется материалами с большим атомным номером и высокой плотностью. При проектировании защиты в лаборатории, как правило, решается задача определения толщины свинцового экрана, обеспечивающего заданный уровень ослабления g-излучения. В общем случае годовая предельная доза (20 мЗв) не должна превышать суммарной дозы от внешних и внутренних источников излучения. Поэтому ОСПОРБ-99/2009 устанавливает, что проектирование защиты от внешних источников излучения необходимо проводить с коэффициентом запаса по мощности эквивалентной дозы, равным 2. Это создает резерв дозы, компенсирующий возможные погрешности в исходных данных, возможность внутреннего и внешнего облучения от неучтенных источников и т.п.

Таким образом, проектная мощность эквивалентной дозы излучения на поверхности защиты определяется по формуле: P_пр = 0,5∙ H_пд/t, где H_пд – предельная годовая доза (20 мЗв для персонала группы А), t — продолжительность облучения, часов в год. Например, в помещениях постоянного пребывания (1700 ч в год) персонала группы А мощность дозы на поверхности защиты не должна превышать значения P_пр= 6 мкЗв/ч, в помещениях временного пребывания (850 ч в год) — 12 мкЗв/ч.

Значения проектной мощность эквивалентной дозы для стандартной продолжительности пребывания в помещениях с коэффициентом запаса 2 приведены в ОСПОРБ-99/2009.

При расчете толщины защитного экрана следует учитывать различия в ослаблении потока фотонов в условиях «узкого» и «широкого» пучков. В геометрии узкого пучка детектор регистрирует только нерассеянное излучение источника. В этом случае ослабление потока фотонов и дозы подчиняется экспоненциальной зависимости:

D_узк = D₀ exp(-md) (4.26), где D_узк — доза, создаваемая узким пучком за защитным экраном толщиной d (см или г/см 2 ), D₀ – доза в отсутствие экрана (d = 0), m — полный коэффициент ослабления g-излучения (см –1 или см 2 /г) (табл. П.5).

Вычисление толщины экрана в соответствии с (4.26) всегда приводит к заниженному значению d. Это связано тем, что на облучаемый объект за экраном падает так называемый «широкий пучок», в состав которого кроме первичного излучения g-источника (узкий пучок) входит также g–излучение, рассеянное материалом защиты и увеличивающее мощность дозы. В случае моноэнергетического излучения доза (в аГр) на внутренней поверхности экрана равна

(4.27),

где А – активность источника (Бк), G_в — керма-постоянная (табл. П.7), r – расстояние от источника (м), t – время облучения в с, В_D– фактор накопления дозы, который зависит от энергии фотонов E_g, материала защиты и толщины экрана, выраженной в безразмерных единицах md (табл.П.9, П.10); остальные обозначения в (4.26).

Для источника, спектр которого состоит из нескольких линий:

(4.28),

где для компоненты спектра с энергией E_g,i: p_i-выход на распад, – нормализованная парциальная керма-постоянная (табл. П.8), m_i — коэффициент ослабления (табл. П.5), D_0,i – доза, создаваемая при d=0, B_D,i – фактор накопления (табл.П.9).

Изменив размерности А, G_в, t и r, можно получить аналогичные (4.27, 4.28) выражения для экспозиционной дозы.

Уравнения (4.27, 4.28) позволяют определить, во сколько раз экран известной толщины d уменьшает уровень облучения. Однако рассчитать толщину экрана, обеспечивающего заданную кратность ослабления, можно только методом «последовательных приближений», так как значение В_D зависит от искомой величины d и не может быть заранее учтено.

На практике для расчета защиты обычно используют таблицу Н.Г. Гусева (табл. П. 11), составленную численным моделированием для широкого пучка фотонного излучения с учетом дозового фактора накопления. Для источника моноэнергетического излучения Е_g, используя (4.15) или (4.17), вычисляют мощность эквивалентной дозы (P₀=H₀/t, мкЗв/ч) в отсутствие защиты и определяют кратность ее ослабления (k) до предельно допустимого уровня: k = 2·H₀/H_пд = P₀/P_пр. В частности, для помещений постоянного пребывания персонала k = P₀/6. Затем в табл. П.11 находят толщину экрана, соответствующей значениям k и Е_g .

В тех случаях, когда источник имеет сложный спектр излучения, защиту рассчитывают методом «конкурирующих линий». Прежде всего, оценив значения (см. 4.13, 4.14), выбирают в спектре несколько линий E_g,i, которые вносят заметный вклад в дозу. Затем рассчитывают кратности ослабления k_i для доз, создаваемых каждой выбранной компонентой.

(4.29), где H_0,i– часовая доза (мкЗв), создаваемая фотонами E_g,i при d=0; H_пд = 12 мкЗв; Г_в,i и Г_в – парциальная и полная керма-постоянные; k_i и k –кратности ослабления i–той линии и всего спектра, соответственно.

Далее для каждой линии E_g,i по значению k_i находят необходимую толщину защиты d_i. Выбирают главную линию (требующую наибольшей защиты d_г) и конкурирующую линию (следующая за наибольшей толщина защиты d_к). Кратности ослабления этих линий (k_г и k_к) удваивают, по таблице находят новые значения d_г′ и d_к′ (для 2 k_ги 2 k_к, соответственно). По разности (d_г′- d_г = D_½,г) и (d_к′ — d_к = D_½,к) определяют слои полуослабления для главной и конкурирующей линий и выбирают наибольшее из двух значений D_½. Окончательно толщину защиты d находят из соотношений:

Для расчета защиты от тормозного излучения необходимо знать его выход (интенсивность) и энергетическое распределение.

На практике для оценки интенсивности тормозного излучения I_Т (МэВ/распад) используют следующие эмпирические формулы [3]:

(4.30 ) для моноэнергетических электронов, например электронов внутренней конверсии,

(4.31).

В формулах (4.30, 4.31) Z – атомный номер облучаемого материала; Ē_β,i – средняя энергия β-частиц, имеющих максимальную энергию E_bmax,i; E_e,i – энергия моноэнергетических электронов; p_i – доля b-частиц с максимальной энергией E_bmax,i или доля моноэнергетических электронов с энергией E_e,i в спектре соответствующих источников. Среднюю энергию β-частиц обычно принимают равной Ē_β »0,4 E_bmax, более точные значения Ē_β для многих радионуклидов приведены в справочниках.

Формулы (4.30, 4.31) выведены в предположении полного поглощения электронов (β-частиц) в источнике и отсутствия самопоглощения фотонов тормозного излучения в источнике.

Защиту от тормозного излучения точечного изотропного источника можно оценить следующим образом:

1) по формулам (4.30, 4.31) определяют интенсивность излучения I_Т (МэВ/распад);

2) оценивают мощность эквивалентной дозы Р_т (мкЗв/ч) на расстоянии r от источника в отсутствие защиты, используя значение эффективной энергии тормозного излучения. Под эффективной энергией понимается энергия фотонов такого моноэнергетического излучения, ослабление которого в поглотителе определенной толщины такое же, как у рассматриваемого немоноэнергетического тормозного излучения. Для источников β-излучения Е_тэфф принимают равной половине E_bmax.

(4.32),

где А- активность источника в Бк, r — расстояние от источника до точки детектирования в см, m_е — линейный коэффициент передачи энергии (электронного преобразования) в воздухе (см -1 ) для эффективной энергии тормозных квантов Е_тэфф = ½E_b,max

3) определяют требуемую кратность ослабления дозы k=Р_т/Р_пр;

4) с помощью универсальной таблицы П.11 находят толщину защиты, соответствующей значениям k и Е_тэфф .

Более точный расчет защиты можно выполнить, используют энергетическое распределение (например, на 10 групп) квантов тормозного излучения (табл. 4.3). В этом случае толщину экрана определяют методом «конкурирующих линий» (см. выше) по той же схеме, что для γ-источника, активностью I_Т ·А (Бк), который испускает 10 моноэнергетического фотонов (с вероятностью на распад δE_T,i).

Энергетическое распределение тормозного излучения

* — энергетический диапазон в долях E_bmax или Е_е

** — доля полной энергии тормозного излучения в %.

Радиация. Часть 3: Дозы излучения и воздействия ионизирующего излучения

В статье Радиация. Часть 1. Радиоактивность и радиационный фон. мы рассмотрели природу радиации — что такое радиация (ионизирующее излучение) и радиоактивность, понятие радионуклидов и периода полураспада, влияние радиации на организм человека, и немного рассказали о радиоактивных предметах вокруг нас. Статья Радиация. Часть 2. Средства и методы измерения. дала информацию о способах измерения радиоактивности и радиационного фона, о дозиметрах. Мы также привели несколько примеров дозиметров-радиометров, и пояснили, что не стоит паниковать, если прибор «зашкаливает». В третьей части статьи о Радиации мы расскажем про дозы излучения…

Экспозиционная доза

Основная характеристика взаимодействия ионизирующего излучения и среды — это ионизационный эффект. В начальный период развития радиационной дозиметрии чаще всего приходилось иметь дело с рентгеновским излучением, распространявшимся в воздухе. Поэтому в качестве количественной меры поля излучения использовалась степень ионизации воздуха рентгеновских трубок или аппаратов. Количественная мера, основанная на величине ионизации сухого воздуха при нормальном атмосферном давлении, достаточно легко поддающаяся измерению, получила название экспозиционная доза.

Экспозиционная доза определяет ионизирующую способность рентгеновских и гамма-лучей и выражает энергию излучения, преобразованную в кинетическую энергию заряженных частиц в единице массы атмосферного воздуха. Экспозиционная доза — это отношение суммарного заряда всех ионов одного знака в элементарном объёме воздуха к массе воздуха в этом объёме.

В системе СИ единицей измерения экспозиционной дозы является кулон, деленный на килограмм (Кл/кг). Внесистемная единица — рентген (Р). 1 Кл/кг = 3880 Р

Поглощённая доза

При расширении круга известных видов ионизирующего излучения и сфер его приложения, оказалось, что мера воздействия ионизирующего излучения на вещество не поддается простому определению из-за сложности и многообразности протекающих при этом процессов. Важным из них, дающим начало физико-химическим изменениям в облучаемом веществе и приводящим к определенному радиационному эффекту, является поглощение энергии ионизирующего излучения веществом. В результате этого возникло понятие поглощенная доза. Поглощенная доза показывает, какое количество энергии излучения поглощено в единице массы любого облучаемого вещества и определяется отношением поглощенной энергии ионизирующего излучения на массу вещества.

В единицах системы СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), и имеет специальное название — Грэй (Гр). 1 Гр — это такая доза, при которой массе 1 кг передается энергия ионизирующего излучения 1 Дж. Внесистемной единицей поглощенной дозы является рад. 1 Гр=100 рад.

Поглощённая доза — основополагающая дозиметрическая величина, не она отражает биологический эффект облучения.

Эквивалентная доза

Эквивалентная доза (E, HT,R) отражает биологический эффект облучения. Изучение отдельных последствий облучения живых тканей показало, что при одинаковых поглощенных дозах различные виды радиации производят неодинаковое биологическое воздействие на организм. Обусловлено это тем, что более тяжелая частица (например, протон) производит на единице пути в ткани больше ионов, чем легкая (например, электрон). При одной и той же поглощенной дозе радиобиологический разрушительный эффект тем выше, чем плотнее ионизация, создаваемая излучением. Чтобы учесть этот эффект, введено понятие эквивалентной дозы. Эквивалентная доза рассчитывается путем умножения значения поглощенной дозы на специальный коэффициент — коэффициент относительной биологической эффективности (ОБЭ) или коэффициент качества данного вида излучения (WR), отражающий его способность повреждать ткани организма.

При воздействии различных видов излучения с различными коэффициентами качества эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения.

Единицей измерения эквивалентной дозы в СИ является зиверт (Зв) и измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг). Величина 1 Зв равна эквивалентной дозе любого вида излучения, поглощенной в 1 кг биологической ткани и создающей такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Гр фотонного излучения. Внесистемной единицей измерения эквивалентной дозы является Бэр (до 1963 года — биологический эквивалент рентгена, после 1963 года — биологический эквивалент рада). 1 Зв = 100 бэр.

Коэффициент качества — в радиобиологии усредненный коэффициент относительной биологической эффективности (ОБЭ). Характеризует опасность данного вида излучения (по сравнению с γ-излучением). Чем коэффициент больше, тем опаснее данное излучение. (Термин нужно понимать как «коэффициент качества вреда»).

Значения коэффициента качества ионизирующих излучений определены с учетом воздействия микрораспределения поглощенной энергии на неблагоприятные биологические последствия хронического облучения человека малыми дозами ионизирующих излучений. Для коэффициента качества существует ГОСТ 8.496-83. ГОСТ как стандарт применяют при контроле степени радиационной опасности для лиц, подвергающихся во время работы облучению ионизирующим излучением. Стандарт не применяют при острых облучениях и во время радиотерапии.

ОБЭ конкретного вида излучения — отношение поглощённой дозы рентгеновского (или гамма) излучения к поглощённой дозе излучения при одинаковой эквивалентной дозе.

Эффективная доза

Эффективная доза, (E, эффективная эквивалентная доза) — величина, используемая в радиационной защите как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения (стохастических эффектов) всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности.

Разные части тела (органы, ткани) имеют различную чувствительность к радиационному воздействию: например, при одинаковой дозе облучения возникновение рака в легких более вероятно, чем в щитовидной железе. Эффективная эквивалентная доза рассчитывается как сумма эквивалентных доз по всем органам и тканям, умноженных на взвешивающие коэффициенты для этих органов, и отражает суммарный эффект облучения для организма.

Взвешенные коэффициенты устанавливают эмпирически и рассчитывают таким образом, чтобы их сумма для всего организма составляла единицу. Единицы измерения эффективной дозы совпадают с единицами измерения эквивалентной дозы. Она также измеряется в Зивертах или Бэрах.

Фиксированная эффективная эквивалентная доза (CEDE — the committed effective dose equivalent)- это оценка доз радиации на человека, в результате ингаляции или употребления некоторого количества радиоактивного вещества. СЕDЕ выражается в бэрах или зивертах (Зв) и учитывает радиочувствительность различных органов и время, в течение которого вещество остается в организме (вплоть до всей жизни). В зависимости от ситуации, СЕDЕ может также иметь отношение к дозе излучения определенного органа, а не всего тела.

Эффективная и эквивалентная дозы — это нормируемые величины, т.е.величины, являющиеся мерой ущерба (вреда) от воздействия ионизирующего излучения на человека и его потомков. К сожалению, они не могут быть непосредственно измерены. Поэтому в практику введены операционные дозиметрические велины, однозначно определяемые через физические характеристики поля излучения в точке, максимально возможно приближенные к нормируемым. Основной операционной величиной является амбиентный эквивалент дозы (синонимы — эквивалент амбиентной дозы, амбиентная доза).

Амбиентный эквивалент дозы Н*(d) — эквивалент дозы, который был создан в шаровом фантоме МКРЕ (международной комиссии по радиационным единицам) на глубине d (мм) от поверхности по диаметру, параллельному направлению излучения, в поле излучения, идентичном рассматриваемому по составу, флюенсу и энергетическому распределению, но мононаправленном и однородном, т.е. амбиентный эквивалент дозы Н*(d) — это доза, которую получил бы человек, если бы он находился на месте, где проводится измерение. Единица амбиентного эквивалента дозы — Зиверт (Зв).

Групповые дозы

Подсчитав индивидуальные эффективные дозы, полученные отдельными людьми, можно прийти к коллективной дозе — сумме индивидуальных эффективных доз в данной группе людей за данный промежуток времени. Коллективную дозу можно подсчитать для населения отдельной деревни, города, административно-территориальной единицы, государства и т. д. Её получают путем умножения средней эффективной дозы на общее количество людей, которые находились под воздействием излучения. Единицей измерения коллективной дозы является человеко-зиверт (чел.-Зв.), внесистемная единица — человеко-бэр (чел.-бэр).

Кроме того, выделяют следующие дозы:

• коммитментная — ожидаемая доза, полувековая доза. Применяется в радиационной защите и гигиене при расчёте поглощённых, эквивалентных и эффективных доз от инкорпорированных радионуклидов; имеет размерность соответствующей дозы.
• коллективная — расчётная величина, введенная для характеристики эффектов или ущерба для здоровья от облучения группы людей; единица — Зиверт (Зв). Коллективная доза определяется как сумма произведений средних доз на число людей в дозовых интервалах. Коллективная доза может накапливаться в течение длительного времени, даже не одного поколения, а охватывая последующие поколения.
• пороговая — доза, ниже которой не отмечены проявления данного эффекта облучения.
• предельно допустимые дозы (ПДД) — наибольшие значения индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при которой равномерное облучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами (НРБ-99)
• предотвращаемая — прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями.
• удваивающая — доза, которая увеличивает в 2 раза (или на 100%) уровень спонтанных мутаций. Удваивающая доза обратно пропорциональна относительному мутационному риску. Согласно имеющимся в настоящее время данным, величина удваивающей дозы для острого облучения составляет в среднем 2 Зв, а для хронического облучения — около 4 Зв.
• биологическая доза гамма-нейтронного излучения — доза равноэффективного по поражению организма гамма-облучения, принятого за стандартное. Равна физической дозе данного излучения, умноженной на коэффициент качества.
• минимально летальная — минимальная доза излучения, вызывающая гибель всех облученных объектов.

Мощность дозы

Мощность дозы (интенсивность облучения) — приращение соответствующей дозы под воздействием данного излучения за единицу времени. Имеет размерность соответствующей дозы (поглощенной, экспозиционной и т. п.), делённую на единицу времени. Допускается использование различных специальных единиц (например, мкР/час, Зв/час, бэр/мин, сЗв/год и др.).