Приборы, используемые в дозиметрии

 

где D_T.R – поглощенная доза биологической тканью излучением R;

W_R – коэффициент качества для отдельных видов излучений R (альфа-частиц, бета-частиц, гамма-квантов и др.), учитывающий относительную эффективность различных видов излучения в индуцирования биологических эффектов (табл.1).

 

 Формула  (2.8) справедлива для оценки как внешнего, так и внутреннего облучения только отдельных органов и тканей или равномерного облучения всего тела человека. При воздействии различных видов излучений одновременно с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для всех этих видов излучения R:

 

НТ = Σ НТ.R

(2.9)

 

Единица измерения эквивалентной дозы в  системе СИ: Зиверт (Зв).

Зиверт – единица эквивалентной дозы излучения любой природы в биологической ткани, которая создает такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Гр образцового рентгеновского и гамма-излучения.

Существует  и внесистемная единица – бэр (биологический эквивалент рада), которая постепенно изымается из пользования. 1 Зв = 100 бэр.

 

 

Таблица1 - Коэффициенты качества излучения

Вид излучения и диапазон энергии	Коэффициенты качества WR
Фотоны всех энергий	1
Электроны всех энергий	1
Альфа-частицы	20
Нейтроны с энергией:
< 10 кэВ	5
от 10 кэВ до 100 кэВ	10
> 100 кэВ до 2 Мэв	20
> 2 МэВ до 20 МэВ	10
> 20 МэВ	5
Протоны с энергией более 2МэВ, кроме  протонов отдачи	5
Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра	20

 

Мощность  эквивалентной дозы – отношение приращения эквивалентной дозы dH за время dt:

 

МЭквД=

(2.10)

Единицы измерения мощности эквивалентной  дозы - Зв/с, мкЗв/с, бэр/с, мбэр/с и т.д.

В случае неравномерного облучения тела человека формула (2.10) не может быть использована, так как биологический эффект может оказаться другим. Поэтому введена "эффективная доза".

Эффективная доза (Е) – это такая доза при неравномерном облучении тела человека, которая равна эквивалентной дозе при равномерном облучении всего организма, при которой риск неблагоприятных последствий будет таким же, как и при неравномерном облучении тела человека.

Учет  неравномерного облучения производится с помощью коэффициента радиационного  риска (взвешивающий коэффициент), который  учитывает радио чувствительность различных органов человека:

 

Е = ,

(2.11)

 

где Н_i - эквивалентная доза в данном i-том органе, биологической ткани;

               W_Ti - взвешивающий коэффициент для тканей и органов, учитывающий чувствительность разных органов и тканей при возникновении стохастических эффектов радиации в i-м органе; сумма рассматривается по всем тканям Т.

 

Взвешивающий  коэффициент характеризует отношение  стохастического риска поражения  какого-либо органа или ткани к  риску поражения всего организма при равномерном облучении всего тела. Риск поражения всего организма принимают равным 1, т.е. сумма i-х коэффициентов риска равна 1. Рекомендуемые Международной комиссией по радиологической защите (МКРЗ) значения W_Ti приведены в таблице 2. Единицы измерения те же, что и эквивалентной дозы.

 

Таблица 2 - Взвешивающие коэффициенты W_TI

Ткань или орган	Коэффициент WTI
Половые железы	0,20
Красный костный мозг	0,12
Толстый кишечник	0,12
Легкие	0,12
Желудок	0,12
Мочевой пузырь	0,05
Молочные железы	0,05
Печень	0,05
Пищевод	0,05
Щитовидная железа	0,05
Кожа, клетки костных поверхностей	0,01
Остальные органы	0,05

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Подчеркнем, что и эквивалентная и эффективная  доза являются величинами, которые предназначены для применения в радиационной безопасности для оценки вероятности стохастических эффектов.

Отметим, что 1Р соответствует 0,873 рада в воздухе и 1Р соответствует 0,95 рада в биологической ткани.

Полувековая эквивалентная доза. Поглощенная доза при внешнем облучении формируется в то самое время, когда ткань или орган находятся в поле излучения. Однако при внутреннем облучении формирование суммарной поглощенной дозы растягивается во времени, и она накапливается постепенно по мере радиоактивного распада радионуклида и его выведения из организма. Распределение во времени поглощенной дозы зависит от типа радионуклида, его физико-химической формы, характера поступления и ткани, в которой он откладывается. Для учета этого распределения и введено понятие полувековая эквивалентная доза. Она представляет собой временной интеграл мощности эквивалентной дозы в определенной ткани (органе). В качестве предела интегрирования МКРЗ установила 50 лет для взрослых и 70 лет для детей.

Полувековая эффективная доза может быть получена, если умножить полувековые эквивалентные дозы в отдельных органах на соответствующие весовые множители W_T и затем их просуммировать.

Коллективная  эквивалентная доза (S_т) в ткани Т применяется для выражения общего облучения конкретной ткани у группы лиц на основе таблицы 2.

Коллективная  эффективная доза (S) относится, в целом, к облученной популяции. Она равна произведению средней эффективной дозы на число лиц в облученной группе. В определении коллективной эквивалентной и коллективной эффективной доз не указано время, за которое она получена. Поэтому обычно указывается и время, за которое получена доза для группы лиц. Единицы коллективных доз – чел*Зв и чел*бэр.

Предельно допустимые дозы облучения.

По отношению  к облучению население делится  на 3 категории.

Категория А   облучаемых лиц или персонал (профессиональные работники) - лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений.

Категория Б   облучаемых лиц или ограниченная часть населения - лица, которые не работают непосредственно с источниками ионизирующего излучения, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию ионизирующих излучений.

Категория В   облучаемых лиц или население - население страны, республики, края или области.

Для категории  А вводятся предельно допустимые дозы -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. Для категории Б определяется предел дозы.

Устанавливается три группы критических органов:

1 группа - все тело, гонады и красный костный мозг.

2 группа - мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталики глаз и другие органы, за исключением тех, которые относятся к 1 и 3 группам.

3 группа - кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, голени и стопы.

Дозовые пределы облучения для разных категорий лиц даны в таблице 3, исходя из установленных в Казахстане нормы радиационной безопасности

 

Таблица 3 - Дозовые пределы облучения для разных категорий лиц

Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения (мЗв).
Категории лиц	Группы критических органов
	1	2	3
Категория А, предельно допустимая доза (ПДД)	50	150	150
Категория Б, предел дозы(ПД)	50	15	50

 

Помимо  основных дозовых пределов для оценки влияния излучения используют производные нормативы и контрольные уровни. Нормативы рассчитаны с учетом непревышения дозовых пределов ПДД (предельно допустимая доза) и ПД (предел дозы). Расчет допустимого содержания радионуклида в организме проводят с учетом его радиотоксичности и непревышения ПДД в критическом органе. Контрольные уровни должны обеспечивать такие низкие уровни облучения, какие можно достичь при соблюдении основных дозовых пределов.

Для категории А (персонала) установлены:

-   предельно допустимое годовое поступление ПДП радионуклида через органы дыхания;

-  допустимое содержание радионуклида в критическом органе ДС_А;

-  допустимая мощность дозы излучения ДМД_А;

-  допустимая плотность потока частиц ДПП_А;

-   допустимая объемная активность (концентрация) радионуклида в воздухе рабочей зоны ДК_А;

-   допустимое загрязнение кожных покровов, спецодежды и рабочих поверхностей ДЗ_А .

Для категории  Б (ограниченной части населения) установлены:

-   предел годового поступления ПГП радионуклида через органы дыхания или пищеварения;

-   допустимая объемная активность (концентрация) радионуклида ДК_Б в атмосферном воздухе и воде;

-  допустимая мощность дозы ДМД_Б;

-  допустимая плотность потока частиц ДПП_Б;

-  допустимое загрязнение кожных покровов, одежды и поверхностей ДЗ_Б.

 

 

2.2 Методы дозиметрии

 

Развитие  дозиметрии первоначально полностью  определялось необходимостью защиты человека от вредного воздействия ионизирующих излучений. Вскоре после открытия рентгеновского излучения (1895г.) было обнаружено его вредное действие на человека, и возникла необходимость в количественной оценке степени радиационной опасности.

Для обнаружения  радиоактивных излучений (нейтронов, гамма-лучей, бета- и альфа-частиц) используют их способность облучать вещество среды, в которой они распространяются.

Вследствие  облучения какого-либо материала  происходит изменение физических и химических параметров в материале. К таким изменениям среды относятся: изменения электропроводности веществ; люминесценция (свечение) некоторых веществ; засвечивание фотопленок; изменение цвета, окраски, прозрачности, сопротивления электрическому току некоторых химических растворов и др. именно по этим изменениям можно обнаружить источники радиоактивного излучения, также по ним можно определить какое это излучение и дать какую-то его оценку.

Основными методами для обнаружения и измерения  ионизирующих излучений являются:

• фотографический;
• химический;
• биологический;
• ионизационный;
• сцинтилляционный;
• калориметрический;
• нейтронный.

В ранний период становления дозиметрии использовались фотографические действия ионизирующих излучений, химические превращения и выделение тепла.

По мере развития методов регистрации  элементарных частиц развивались и  методы дозиметрии. В современных  условиях используется широкий спектр радиационно-индуцированных эффектов. Специфическими параметрами, характеризующими эффективность каждого из применяемых методов дозиметрии, являются: