Понятие дозы и поля ионизирующего излучения. Современная система дозиметрических величин

доза ионизирующего излучения — это характеристика количества излучения и мера его воздействия на облучаемую среду или объекты окружающей среды. Обычно доза ионизирующих излучений обозначается буквой Д (в русском варианте) или D(в латинском варианте). Однако, если иметь в виду конкретный способ выражения дозы, более корректно придерживаться обозначений документа «Нормы радиационной безопасности» (НРБ-99).

Радиационная дозиметрия (термин «дозиметрия» произошел от гр. Dosis — отмеренная доля и metreo — измеряю) как наука возникла в связи с использованием ионизирующих излучений в медицине. Само понятие «доза» также заимствовано из медицины, и основной интерес представляет определение дозы излучения, получаемой живым организмом, в частности человеком, в связи с биологическим действием радиации.

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.

Физические величины

3.1.1.1.Поглощенная доза

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)

В системе СИ единицей поглощенной дозы является Гр(грей). 1 Гр = 1Дж/кг. Внесистемная единица поглощенной дозы — рад^*. 1 рад = 10^–2 Гр.

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.

3.1.1.2. Экспозиционная доза

Экспозиционная доза X рентгеновского или g -излучения равна отношению суммарного заряда D Q всех ионов одного знака, создаваемых корпускулярным излучением (сопряженным с электромагнитным) в элементарном объеме воздуха при нормальных условиях, к массе D m воздуха в этом объеме:

(3.4)

Если выполняется условие «электронного равновесия», то экспозиционная доза в воздухе эквивалентна поглощенной дозе. Под электронным равновесием понимается такое взаимодействие излучения со средой, при котором энергия излучения, поглощенная в некотором объеме среды, равна суммарной кинетической энергии электронов, образовавшихся в результате взаимодействия g -излучения с веществом. Электронное равновесие может иметь место при облучении потоком g -квантов неограниченно протяженной, однородной по атомному составу и плотности среды (например воздуха).

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 × 10⁹ пар ионов в 1 см³воздуха, 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 Еg £ 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.

3.1.1.4. Флюенс частиц

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

(3.7)

В системе СИ единица флюенса — м^–2.

3.1.1.5. Плотность потока частиц

Плотность потока частиц j равна флюенсу за единицу времени:

(3.8)

В системе СИ единица плотности потока — м^–2 × с^–1.

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.

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 Тк моменту времени t; t ₀ — 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) Tот радионуклида V, содержащегося в органе (ткани)-источнике S, равна [31]:

, (3.13)

где S — орган, являющийся источником излучения; V¢ — радионуклиды цепи распада материнского радионуклида V; a (t|S) _V¢ — активность в момент времени t радионуклида V¢, содержащегося в органе-источнике S; R — вид ионизирующего излучения, испускаемого при превращении радионуклида, содержащегося в органе-источнике S; Y_R,V — выход излучения вида R на одно ядерное превращение радионуклида V; e _R — энергия излучения типа R; f (t, e _R| T S) _R — поглощенная в органе (ткани) Т доля энергии e _R, выделившейся в органе-источнике S к моменту времени t; W_R — взвешивающий коэффициент; m _T(t) — масса органа (ткани) Т к моменту времени t.

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.

3.1.2.4. Эффективная доза

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.

Таблица 3.2

Взвешивающие коэффициенты W_T для различных тканей и органов человека

Ткань или орган	W T
Половые железы (гонады)	0,20
Красный костный мозг	0,12
Толстый кишечник	0,12
Легкие	0,12
Желудок	0,12
Мочевой пузырь	0,05
Грудная железа	0,05
Печень	0,05
Пищевод	0,05
Щитовидная железа	0,05
Кожа	0,01
Клетки костных поверхностей	0,01
Остальное	0,05

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.

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:

· эквивалент дозы Н;

· амбиентный эквивалент дозы Н^* (d);

· мощность амбиентного эквивалента дозы ;

· индивидуальный эквивалент дозы Н_р (d);

· объемная активность воздуха на рабочем месте А_V.

3.1.3.1. Эквивалент дозы

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.

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/м³; эффективный атомный номер Z _эфф = 6,5.

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).

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.

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/м³.

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:

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.

Радиационная безопасность – состояние объекта, организации, производства, территории и защищенности людей, определяемое комплексом технических и организационных мероприятий, исключающих или максимально снижающих возможность вредного воздействия природных и техногенных источников ионизирующего излучения на население, персонал и окружающую природную среду.

Основными принципами обеспечения радиационной безопасности являются: – принцип нормирования – непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения; – принцип обоснования – запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего 4 излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением; – принцип оптимизации – поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.

Радиационная безопасность обеспечивается: – проведением комплекса мер правового, организационного, инженерно-технического, санитарно-гигиенического, медико-профилактического, воспитательного и образовательного характера; – осуществлением органами государственной власти Российской Федерации, органами государственной власти субъектов Российской Федерации, органами местного самоуправления, общественными объединениями, другими юридическими лицами и гражданами мероприятий по соблюдению правил, норм и нормативов в области радиационной безопасности; – информированием населения о радиационной обстановке и мерах по обеспечению радиационной безопасности; – обучением населения в области обеспечения радиационной безопасности.

Задачами радиационной безопасности являются: 1. Разработка критериев для оценки ионизирующего излучения как вредного фактора воздействия на отдельных людей, население в целом и объекты окружающей среды; 2. Разработка способов оценки и прогнозирования радиационной обстановки, а также путей приведения ее в 5 соответствие с выработанными критериями безопасности;

Основные понятия и термины

Дозиметрия ионизирующих излучений — самостоятельный раздел ядерной физики, в котором рассматриваются свойства ионизирующих излучений, физические величины, характеризующие взаимодействие ионизирующих излучений со средой, а также методы и средства для измерений этих величин. Дозиметрия является основой для выработки мер радиационной безопасности при работе с ионизирующими излучениями. Именно эти проблемы и послужили стимулом зарождения и развития дозиметрии. В дальнейшем дозиметрия приобрела важное значение в физических, химических и радиобиологических исследованиях, а также в радиационной терапии и диагностике, радиационных технологиях и охране окружающей среды.

Под ионизирующим излучением (ИИ) понимается любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков. Видимый свет и ультрафиолетовое излучение в понятие “ионизирующее излучение” не включается. Различают также непосредственно ионизирующее излучение (НИИ) и косвенно ионизирующее излучение (КИИ). НИИ — излучение, состоящее из заряженных частиц, кинетическая энергия которые достаточна для ионизации большого числа атомов. КИИ — излучение, состоящее из 7 фотонов и незаряженных частиц. Фотоны, взаимодействуя со средой, передают энергию электронам, которые приобретают свойства НИИ. Частицы, например нейтроны, взаимодействуя с ядрами атомов среды, порождают потоки вторичных частиц (ядра отдачи, продукты ядерных реакций — ядерные частицы и фотоны) также играющие роль НИИ. ИИ, состоящее из фотонов одинаковой энергии, называется моноэнергетическим. ИИ, состоящее из фотонов различных энергий или частиц одного вида с разными кинетическими энергиями, называется немоноэнергетиче- ским. Если излучение состоит из частиц разного вида или из частиц и квантов, то такое излучение называется смешанным. Можно также классифицировать излучение по характеру его направленности. ИИ с выделенным направлением распространения называется направленным. Направленное излучение приходит в рассматриваемую точку пространства только по одному направлению. Примером может служить излучение точечного источника в отсутствие рассеивающей среды. У ненаправленного излучения иногда можно выделить преимущественное направление распространения. Если в некоторой области пространства отсутствует преимуществен- ное направление распространения ИИ, то излучение называют изотропным. Классифицируют ИИ также во временном масштабе (имеется в виду последовательность появления частиц (квантов) в процессе взаимодействия исходной частицы ИИ с частицами среды).

Первичное ИИ — излучение, которое в рассматриваемом процессе взаимодействия со средой является исходным или принимается за исходное.

Вторичное ИИ — излучение, возникающее в результате взаимодействия первичного ИИ с данной средой. Источниками ионизирующих излучений являются радиоактивные вещества, технические устройства (ядерные реакторы, ускорители заряженных частиц, рентгеновские установки и др.) и космическое пространство. Для количественной оценки воздействия ИИ на вещество необходимо ввести соответствующие величины (и соответствующие единицы измерения) степени облучения вещества. Эти величины называются дозиметрическими. Рациональный выбор таких величин осложнен тем, что механизм взаимодействия ИИ с веществом сильно зависит от типа и энергии ИИ. Применяются дозиметрические величины трех типов: а) величины, описывающие интегральный по времени поток частиц; б) величины, описывающие интегральный по времени поток энергии, переносимый частицами через вещество, независимо от степени поглощения этого потока; в) величины, описывающие удельное поглощение энергии веществом. Кроме того, специальные величины приходится вводить для расчета биологического действия излучений. Для того чтобы ввести величины (и единицы) первых двух типов необходимо ввести и рассмотреть понятие поля излучения и его характеристики.

Поток ионизирующих частиц — отношение числа ионизирующих частиц dN, падающих на данную поверхность за интервал времени dt, к этому интервалу: Ф=dN/dt.

Плотность потока ионизирующих частиц - отношение потока ионизирующих частиц dФ, проникающих в объем элементарной сферы, к площади центрального поперечного сечения dS этой сферы: φ=dФ/dS=dN/(dS dt).

Флюенс ионизирующих частиц — отношение числа ионизирующих частиц dN, проникающих в объем элементар- 14 ной сферы, к площади центрального поперечного сечения dS этой сферы: Ф=dN/dS.

Поток энергии ионизирующих частиц - отношение суммарной энергии (исключая энергию покоя) dW всех ионизирующих частиц, падающих на данную поверхность за интервал времени dt, к этому интервалу: ФЕ=dW/dt.

Плотность потока энергии ионизирующих частиц - отношение потока энергии ионизирующих частиц dФЕ, проникающих в объем элементарной сферы, к площади центрального поперечного сечения dS этой сферы: I=dФL/dS=dW/(dS dt). Флюенс энергии ионизирующих частиц - отношение суммарной энергии (исключая энергию покоя) dW всех ионизирующих частиц, проникающих в объем элементарной сферы, к площади центрального поперечного сечения dS этой сферы: ФW=dW/dS. Характеристики поля, аргументами которых являются энергия Е и направление движения частиц Ω, называются дифференциальными. Если Е и Ω не являются аргументами характеристики поля, то она называется интегральной. Однако обычно для простоты слова “дифференциальный” и “интегральный” опускают, так как указание аргументов у соответствующих величин ясно показывает, какая характери- стика имеется в виду. Таким образом, характеристики поля излучения могут задаваться в потоковых величинах, токовых величинах и величинах скалярного тока. Характеристики интегрального потока в принципе могут быть использованы для вычисления величины поглощенной в облучаемой среде энергии ИИ, однако, в силу сложности таких расчетов и зависимости результатов воздействия излучений на свойства среды и жизнедеятельность организмов от сорта 15 частиц и их энергии, возникла необходимость ввода другой характеристики поля излучения — дозы излучения.

Потерянная излучением энергия – это убыль энергии первичного ИИ в результате взаимодействия со средой. Если пробег частиц НИИ меньше размеров облучаемого объекта, вся потерянная ИИ энергия поглощается веществом (если тормозное фотонное излучение можно не учитывать), т.е. равна поглощенной веществом энергии. Это равенство не выполняется в поверхностных слоях объекта. В случае КИИ часть энергии, потерянной первичным ИИ уносится из вещества рассеянными фотонами. Основную часть энергии, переданной веществу, составляет кинетическая энергия освобожденных заряженных частиц, характеризуемая дозовой величиной керма. Освобожденные заряженные частицы играют роль вторичного НИИ, и к ним применимо сказанное в предыдущем абзаце. Поглощенная веществом энергия ИИ затрачивается на ионизацию и возбуждение атомов, на образование дефектов структуры, на протекание химических реакций (а в некоторых особых случаях — на ядерные реакции) и на увеличение энергии теплового движения частиц вещества.

2.3. Доза излучения, единицы дозы.

Основная задача дозиметрии — дать количественную оценку эффекта воздействия ИИ на облучаемый объект. Для наиболее интересной в прикладном отношении области энергий ИИ до 10 МэВ основные эффекты, вызываемые ИИ в веществе, пропорциональны энергии, поглощенной веществом, и часто в первом приближении не зависят от вида излучения и от энергии ионизирующих частиц. Основываясь 16 на этой эмпирической закономерности оказалось удобным ввести понятие дозы излучения. Для определения меры поглощенной энергии любого вида излучения в среде принято понятие поглощенной дозы излучения.

Поглощенная доза излучения D определяется как отношение средней энергии dw, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме: D = dw/dm (2.12) За единицу поглощенной дозы излучения в СИ принимается грей (Гр). Грей равен поглощенной дозе ионизирующего излучения, при которой веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения 1 Дж (1Гр = 1 Дж/кг). Применяют также дольные и кратные единицы мкГр, мГр, МГр и др. Внесистемная единица поглощенной дозы излучения - рад. Рад соответствует поглощению 100 эрг энергии любого вида ионизирующего излучения в 1 г облученного вещества: 1 рад = 100 эрг/г = 10-2 Дж/кг = 10-2 Гр; 1 Гр = 100 рад.

Для определения воздействия на среду косвенно ионизирующего излучения вводится понятие кермы (kerm — сокращение от “kinetic energy released in material”, что означает освобожденную в веществе кинетическую энергию). Керма (K) - отношение суммы начальных кинетических энергий dEk всех заряженных ионизирующих частиц, образовавшихся под действием косвенно ионизирующего излучения в элементар- ном объеме вещества, к массе dm вещества в этом объеме: K = dEk/dm (2.13) Единица измерения кермы совпадает с единицей поглощенной дозы, т.е. в СИ - грей (Гр), внесистемная единица — рад.

Экспозиционная доза X — это количественная характери- стика фотонного излучения, которая основана на его ионизирующем действии в сухом атмосферном воздухе и 18 представляет собой отношение суммарного заряда dQ всех ионов одного знака, созданных в воздухе, к массе воздуха в указанном объеме dm (при этом считается, что все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в элементарном объеме воздуха с массой dm, полностью потеряли в нем кинетическую энергию): X = dQ/dm (2.14) Понятие экспозиционной дозы рекомендовано для фотонного излучения с энергией до 3 МэВ.

Единица экспозиционной дозы в СИ — кулон на килограмм (Кл/кг). Кулон на килограмм равен экспозиционной дозе, при которой все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в воздухе массой 1 кг, производят в воздухе ионы, несущие электрический заряд 1 Кл каждого знака.

Внесистемная единица экспозиционной дозы — рентген (Р).

Рентген — это единица экспозиционной дозы фотонного излучения, при прохождении которого через 0,001293 г воздуха в результате завершения всех ионизационных процессов в воздухе создаются ионы, несущие одну электростатическую единицу (система СГСЕ) количества электричества каждого знака, т.е. 2,08·109 пар/см2. Заметим, что 0,001293 г — это масса 1 см3 атмосферного сухого воздуха при нормальных условиях (температура 0ºС и давление 760 мм рт.ст.). Соотношение внесистемной единицы и единицы СИ: 1 Р = 2,08·109 см-3 ·1,6·10-19Кл/1,29·10-6кг·см-3 ≈ 2,58·10-4 Кл/кг. Экспозиционная доза не учитывает ионизацию, обусловленную тормозным излучением электронов и позитронов: этой величиной для воздуха обычно можно пренебречь ввиду ее малости. В процессе перехода на единицы СИ экспозиционная доза подлежит изъятию из употребления [3]. Укажем на некоторые 19 причины такого решения. Экспозиционная доза была введена только для фотонного излучения, поэтому она не может использоваться в полях часто встречающегося на практике смешанного излучения. Даже и для фотонного излучения область практического использования этой величины ограничена энергией 3 МэВ. Значения экспозиционной дозы в рентгенах и поглощенной дозы в воздухе в радах различаются во внесистемных единицах в 1,14 раза. Существенное изменение размеров единиц при переходе на единицы СИ и нецелочисленный неудобный коэффициент связи между внесистемными единицами и единицами СИ могут быть причинами многочисленных ошибок. В задачах практической дозиметрии в области биологии, медицины, радиационной безопасности, т.е. когда объектом облучения является биологическая ткань, экспозиционная доза и поглощенная доза находятся в однозначном соответствии. В качестве эквивалентной замены экспозиционной дозы используется керма для воздуха, или воздушная керма.

Для оценки биологического эффекта воздействия излучения произвольного состава потребовалось введение новой дозовой характеристики, так как поглощенная доза неоднозначно отражает биологический эффект излучения. Установлено, что биологический эффект облучения существенно зависит от вида и энергии излучения. Эта зависимость обусловлена тем, что от этих характеристик излучения зависит величина L — линейная передача энергии (ЛПЭ) от первичных или вторичных заряженных частиц.

ЛПЭ — это средняя энергия, локально переданная веществу заряженной частицей на интервале длины ее следа dl, т.е. L = dE/dl. (2.16) 20 Локальность может быть определена заданием максимального расстояния, на котором учитывается передача энергии. Так энергия, унесенная квантами тормозного излучения и поглощенная на значительном расстоянии от следа частицы, не учитывается при оценке ЛПЭ. Считается, что величина ЛПЭ характеризует степень поражения отдельной клетки живой ткани, через которую прошла частица. Для сравнения биологических эффектов, производимых одинаковой поглощенной дозой различных видов излучений, используют понятие относительная биологическая эффективность излучения (ОБЭ).

Под ОБЭ излучения понимают отношение поглощенной дозы образцового рентгеновского излучения к поглощенной дозе рассматриваемого вида излучения при условии эквивалентности биологических эффектов от этих двух видов излучений. За образцовое рентгеновское излучение принимают рентгеновское излучение с непрерывным энергетическим спектром и граничной энергией 180 кэВ. ОБЭ зависит не только от вида и энергии частиц ИИ, но и от ряда других факторов, таких как доза и ее мощность и т.д. Это обусловило необходимость введения коэффициента качества (взвешивающий коэффициент), представляющего собой регламентированное значение ОБЭ, установленное для контроля степени радиационной опасности при хроническом облучении. Единица измерения коэффициента качества — зиверт/грей. Этот коэффициент определяет зависимость биологических последствий облучения человека в малых дозах от полной линейной передачи энергии (ЛПЭ) излучения. Среднее значение коэффициента качества излучения определяется по формуле W R= 1 D ∫ 0 ∞ dD L  dL W R L dL, (2.18) где dD(L)/dL — распределение поглощенной дозы D по полной линейной передаче энергии L; WR(L) – коэффициент качества. Если спектр излучения в шкале ЛПЭ неизвестен, но известны состав и энергетические спектры отдельных компонент излучения, то для определения значения W R можно использовать значения коэффициентов качества для разных видов излучения и энергий. Заметим, что обычно в практических расчетах для фотонов, электронов, позитронов и бета-частиц коэффициент качества принимается равным единице. В задачах радиационной безопасности при хроническом облучении человека в малых дозах (в дозах, не превышающих пяти предельно допустимых годовых доз при облучении всего тела человека) основной величиной для оценки биологического действия излучения любого состава является эквивалентная доза.

Эквивалентная доза ионизирующего излучения H — произведение поглощенной дозы D на средний коэффициент качества излучения W R в данном объеме биологической ткани стандартного состава: H =W R D. (2.19)

Единица эквивалентной дозы СИ — зиверт (Зв). 22 Зиверт равен эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы в биологической ткани стандартного состава на средний коэффициент качества равно 1 Дж/кг.

Для определения воздействия ионизирующего излучения на среду за единицу времени вводятся понятия мощности поглощенной дозы D˙ (Гр/с); мощности кермы K˙ (Гр/с); мощности экспозиционной дозы X˙ (A/кг); мощности эквивалентной дозы H˙ (Зв/с), определяемые следующим образом: D˙ =dD /dt; K˙ =dK /dt; X˙ =dX /dt; H˙ =dH /dt. (2.20) Кроме величины плотности ионизации большое значение имеет место облучения, т.е. какой именно орган подвергается воздействию ионизирующего излучения. Было установлено, что наиболее чувствительными к радиации являются кроветворные органы, гонады, легкие, щитовидная железа, желудок. Величина, характеризующая меру воздействия излучения на человека с учетом радиочувствительности его органов, называется эффективной дозой. Она является суммой произведений эквивалентной дозы, полученной отдельным органом, на соответствующий взвешивающий коэффициент WT для данного органа или ткани E=∑ T W THT (2.21) где HT — эквивалентная доза в ткани или органе; WT — соответствующий взвешивающий коэффициент для ткани или органа. Эффективная доза также измеряется в зивертах (Дж/кг). Именно величина эффективной дозы характеризует воздействие излучения на человека, поэтому предельно допустимые уровни облучения выражаются в единицах эффективной дозы.