Нормирование и гигиеническая оценка ионизирующих излучений

Оценка биологических эффектов при воздействии ионизирующих излучений проводится по количеству энергии, которое поглощается веществом, и степени ионизации вещества.

С этой целью в качестве количественных характеристик (парамет­ров) излучения применяются соответственно поглощенная доза Д_{ш)| (|} и экспозиционная доза Д,, .

Поглощенная доза определяется как количество энергии АЕ, погло­щенной единицей массы вещества (Дт), т. е.

Л F Дж f эрг

Am' кг г

V

Единицей измерений поглощенной дозы в системе СИ является грей (Гр). Внесистемной единицей является рад (1 Гр = 1 Дж/кг = = 100 эрг/г = 100 рад).

Поглощенная доза излучения зависит от свойств излучения и по­глощающей среды. Она служит однозначной характеристикой иони­зирующего излучения по его воздействию на среду. Это обусловлено тем, что между параметрами, характеризующими такие виды излуче­ния, как а-частицы, (3-частицы, протоны, и параметром, характеризую­щим ионизационную способность излучения в среде, имеется прямая

зависимость. Для у- и рентгеновского излучений такой зависимости нет, так как эти виды излучений являются косвенно ионизирующими. Следовательно, поглощенная доза не может служить характеристикой этих излучений по их воздействию на среду.

В связи с тем что повреждение тканей и другие биоэффекты зависят не только от количества поглощенной энергии, но и от ее простран­ственного распределения, т. е. от линейной плотности ионизации (чем выше линейная плотность ионизации, тем больше степень биологичес­кого повреждения), на практике используется эквивалентная доза Д_акп, которая определяется равенством

Д = Д • К , Зв,

к и 11 f> rji к^т

где Д — поглощенная доза, Гр; К_с — коэффициент качества, характе­ризующий зависимость биоэффектов при малых дозах облучения че­ловека от линейной плотности ионизации, т. е. от вида излучения.

Значения коэффициентов качества для отдельных видов излучения следующие:

♦ фотоны любых энергий — 1;

♦ электроны с энергией менее 10 кэВ — 1;

♦ нейтроны с энергией менее 10 кэВ — 5; от 10 кэВ до 100 кэВ — 10; от 100 кэВ до 2 МэВ - 20; от 2 МэВ до 20 МэВ - 10; более 20 МэВ - 5.

♦ альфа-частицы, тяжелые ядра — 20.

В качестве единицы измерения эквивалентной дозы используется зиверт (Зв) (1 Зв = 1 Гр/Кк = 1 Дж/кг), т. е. зиверт равен эквивалент­ной дозе излучения, при которой поглощенная доза равна 1 Гр при ко­эффициенте качества, равном единице. Внесистемной единицей изме­рения эквивалентной дозы является бэр (биологический эквивалент рада): 1 бэр = 0,01 Зв. Бэр представляет собой такое количество энер­гии, поглощенное 1 г биологической ткани, при котором наблюдается тот же биологический эффект, что и при поглощенной дозе излучения 1 рад рентгеновского излучения или у-излучения, имеющих коэффи­циент качества, равный единице.

Коэффициент качества, определенным образом связанный с линей­ной плотностью ионизации (линейной передачей энергии частиц в среде на единицу длины пути), используется для сравнения биологи­ческого действия различных видов излучений только при расчетах ра­диационной защиты при эквивалентных дозах Д_эко < 0,25 Зв (25 бэр).

Экспозиционная доза Д_эксп используется преимущественно для из­мерения и оценки гамма- и рентгеновского излучений. Экспозицион­ная доза выражает энергию фотонного излучения, преобразованную в
кинетическую энергию вторичных электронов, производящих иониза­цию в единице массы атмосферного воздуха. Она определяется как от­ношение величины заряда, возникшего в результате ионизации в эле­менте объема Am, т. е.

д

Am

Единицей измерения экспозиционной дозы является кулон на ки­лограмм (Кл/кг). Это такая доза рентгеновского или у-излучения, при воздействии которой на 1 кг сухого атмосферного воздуха при нор­мальных условиях образуются ионы, несущие один нуклон электричест­ва каждого знака.

На практике широко используется внесистемная единица экспози­ционной дозы — рентген (Р). 1 Р =2,58 • 10~⁴ Кл/кг.

Между поглощенной дозой в эрг/г или эрг/см³ и экспозиционной дозой в 1 Р имеет место соотношение: 1 Р = 88 эрг/г или 0,114 эрг/см³ воздуха. Эти значения поглощенной дозы называются энергетически­ми эквивалентными рентгена.

Поглощенная в каком-либо веществе доза рентгеновского излуче­ние и у-излучения может быть определена в виде экспозиционной дозы с помощью соотношения

Д шит., Гр = 8,8 • 1СГ³ ■ — • Д_ЭК(.„, Р, И.

где ц и ц — массовые коэффициенты ослабления для исследуемого ве­щества и воздуха соответственно, см²/г.

Так как биологический эффект облучения ионизирующими излуче­ниями зависит не только от величины дозы, но и скорости ее получе­ния, в дозиметрии ионизирующих излучений используется понятие мощности дозы, т. е. дозы, получаемой объектом в единицу времени At. В соответствии с этим мощность поглощенной дозы Р_1огл, мощность эквивалентной дозы Р_экв и мощность экспозиционной дозы Р_жп опре­деляются выражениями:

р„ом = ^-,Гр/с; Р_жв = ^»,3в/с; Р_Ж11 Кл/кг-с,(Р/с),

где t — продолжительность облучения, ч.

Учет чувствительности разных органов тела человека к ионизирую­щим излучениям производится с помощью коэффициентов радиаци­
онного риска w, рекомендованными Международной комиссией по радиационной защите. Умножив эквивалентные дозы на коэффициент радиационного риска и просуммировав их по всем органам, определя­ем эффективную эквивалентную дозу Д._)1Ш._)ф, Зв, т. е.

п

Эффективная эквивалентная доза отражает суммарный эффект об­лучения всего организма.

Согласно нормативной документации устанавливаются две катего­рии облучаемых лиц — персонал и все население. К персоналу отно­сятся лица, работающие с техническими источниками (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б). Предел индивидуального радиационного риска, т. е. вероятности того, что облучение повлечет за собой какие-либо конкретные вредные по­следствия для жизни человека, для техногенного облучения лиц из персонала принимается равным 10 ^Зза год, для населения — 5,0 ■ 10 ⁵за год. Уровень пренебрежимого риска принимается равным 10 ^в за год.

Для указанных категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

♦ основные дозовые пределы (табл. 3.22);

♦ допустимые уровни для одного радионуклида или одного вида внешнего облучения, пути поступления, являющиеся производными от основных дозовых пределов: пределы годового поступления; допус­тимые среднегодовые объемные активности (ДОА); удельные актив­ности (ДУА) и др.;

♦ контрольные уровни (дозы), устанавливаемые администрацией учреждений по согласованию с органами Госсанэпиднадзора (табл.

3.22).

Основные дозовые пределы облучения персонала и населения не включают в себя дозы от естественных (природных), медицинских ис­точников и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облу­чения устанавливаются специальные ограничения.

Годовая эффективная доза облучения принимается равной сумме эффективной дозы внешнего облучения, накопленной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обуслов­ленной поступлением в организм радионуклидов за этот же период. Интервал времени для определения величины ожидаемой эффектив­ной дозы устанавливается равным 50 лет для лиц из персонала и 70 лет — для лиц из населения.

Для каждой категории облучаемых лиц допустимое годовое поступ­ление радионуклидов рассчитывается путем деления годового преде­ла дозы на соответствующий дозовый коэффициент.

Не нашли, что искали? Воспользуйтесь поиском по сайту: