По какой формуле определяется поглощенная доза излучения. Поглощённая доза

Поглощённая доза излучения D определяется отношением средней энергииdW , переданной ионизирующим излучением веществу в элементе объёма к массеdmвещества в этом объёме:

D = dW / dm ;

Единица поглощённой дозы в СИ – джоуль на килограмм (Дж/кг), что соответствует поглощению 1 Дж энергии любого вида ионизирующего излучения в 1 кг облученного вещества. Эту единицу дозы принято называть грэй (Гр). Внесистемной единицей поглощённой дозы излучения является рад; 1 рад соответствует поглощению 100 эрг энергии любого вида ионизирующего излучения в 1 г облученного вещества. Т.о. 1 Дж/кг = 1 Гр = 100 рад.

Энергия W, переданная веществу ионизирующим излучением в некотором его объёме, равна разности между суммой энергий (ΣЕ вх) всех вошедших в объём непосредственно или косвенно ионизирующих частиц (исключая энергию покоя частиц) и суммой энергий (ΣЕ вых) всех покидающих объём непосредственно или косвенно ионизирующих частиц (исключая энергию покоя частиц) плюс
– сумма всех выделяемых энергий в любых ядерных реакциях, превращениях и процессах с элементарными частицами, имевших место внутри объёма, за вычетом суммы всех энергий, затраченных в этих реакциях, превращениях и процессах в том же объёме.

Если в элементарном объёме за счёт превращения ядер или элементарных частиц происходит изменение массы покоя, то этот эффект учитывается соответствующим энергетическим эквивалентом в члене
, причёмберётся со знаком плюс при уменьшении массы покоя и со знаком минус при её увеличении. Т.о.,

Мощность поглощённой дозы
в системе СИ имеет размерность
. Внесистемная единица –.
.

Поглощённая в 1 г ткани в условиях равновесия заряженных частиц энергия при
составляет
. В воздухе в условиях равновесия заряженных частиц энергии, соответствующей экспозиционной дозе в 1 р, отвечает поглощённая доза 0,877 рад.

Такое состояние взаимодействия фотонного излучения с веществом, при котором вносимая в некоторый объём энергия освобождённых фотонами электронов равна энергии, уносимой электронами из того же объёма, называется электронным равновесием. Условие электронного равновесия:

,

где – вектор энергии излучения, зависящий от координат. При этом условии по формуле
, в которойB – энергия тормозного излучения,– плотность,K – керма (отношение суммы первоначальной кинетической энергии
всех заряженных частиц, созданных косвенно ионизирующим излучением в элементарном объёме вещества, к массе вещества
в этом объёме:
, измеряется в СИ в грэях),D – поглощённая доза, определяется условие абсолютного электронного равновесия
, если
. В общем случае
, где
– доля энергии электронов, преобразованной в энергию тормозного излучения.

4. Эквивалентная доза. Относительная биологическая эффективность (обэ). Коэффициент качества излучения. Единицы эквивалентной дозы.

Для оценки биологического эффекта воздействия излучения произвольного состава потребовалось введение новой характеристики дозы. В задачах радиационной безопасности при облучении в малых дозах (меньше ~0,1 Гр) это эквивалентная доза с единицей измерения в СИ – зиверт (Зв). Зиверт – единица эквивалентной дозы любого вида излучения в биологической ткани, которое создаёт такой же биологический эффект, как и поглощённая доза в 1 Гр образцового рентгеновского излучения (излучение с граничной энергией 200 КэВ). Внесистемная единица эквивалентной дозы – бэр (биологический эквивалент рада). Бэр – единица эквивалентной дозы любого вида излучения в биологической ткани, которое создаёт такой же биологический эффект, как и поглощённая доза в 1 рад образцового рентгеновского излучения. Т.о., 1 Зв = 100 бэр.

Для сравнения биологических эффектов, производимых одинаковой поглощённой дозой различных видов излучения, используют понятие «относительная биологическая эффективность» (ОБЭ). Под ОБЭ излучения понимают отношение поглощённой дозы образцового рентгеновского излучения к поглощённой дозе данного рассматриваемого вида излучения, при условии, что эти дозы вызывают одинаковый биологический эффект. Регламентированные значения ОБЭ, установленные для контроля степени радиационной опасности при хроническом облучении, называют коэффициентом качества излучения K . Этот безразмерный коэффициент определяет зависимость неблагоприятных биологических последствий облучения человека в малых дозах от полной линейной передачи энергии (ЛПЭ) излучения (табл. №10)

Табл. 10 . Зависимость коэффициента качества от ЛПЭ.

Для -квантов, электронов и позитроновK =1 .

Если спектральный состав излучения неизвестен, рекомендуется использовать значения K , приведённые в табл. 11.

Табл. 11 . ЗначенияK для излучений различных видов с неизвестным спектральным составом.

Для нейтронов и протонов различной энергии значения коэффициента качества приведены в табл. 12.

Табл. 12 . ЗначенияK для протонов и нейтронов.

Эквивалентная доза излучения (H ) определяется произведением поглощённой дозы (D ) излучения в ткани на коэффициент качества (K ) этого излучения:

.

Если D измеряется в Гр, тоH – в зивертах, еслиD – в радах, тоH – в бэрах.

Итак, коэффициент качества K излучения – это зависящий от ЛПЭ коэффициент, на который надо умножить поглощённую дозу, чтобы биологический эффект облучения людей выражался в одной и той же мере независимо от вида излучения.

Для смешанного излучения H определяют как

где D i – поглощённые дозы отдельных видов излучения,K i – соответствующие коэффициенты качества этих излучений.

В связи с последними замечаниями единицу эквивалентной дозы – Зиверт можно определить и таким образом: Зиверт равен такой эквивалентной дозе, при которой произведение поглощённой дозы в биологической ткани стандартного состава на средний коэффициент качества излучения равно 1 Дж/кг.

В биологическом объекте доза излучения распределяется неравномерно. Распределение её определяется накоплением вторичных ионизирующих частиц и ослаблением в объекте первичного излучения источника. Конкуренция этих двух процессов может приводить к появлению заметного максимума в распределении дозы. Например, для тепловых нейтронов он наблюдается на глубине порядка 3 мм. При энергии 5–20 кэВ имеет место смещение максимума дозы в глубь тела (на несколько сантиметров). С дальнейшим увеличением энергии максимум дозы приближается к поверхности и примерно с Е=100 кэВ локализуется на ней. Далее, при энергии Е≥(2,5-5) МэВ максимум дозы снова смещается в глубь тела (исследования на фантомах).

Действие ионизирующих излучений представляет собой сложный процесс. Эффект облучения зависит от величины поглощенной дозы, ее мощности, вида излучения, объема облучения тканей и органов. Для его количественной оценки введены специальные единицы, которые делятся на внесистемные и единицы в системе СИ. Сейчас используются преимущественно единицы системы СИ. Ниже в таблице 10 дан перечень единиц измерения радиологических величин и проведено сравнение единиц системы СИ и внесистемных единиц.

Таблица 10.

Для описания влияния ионизирующих излучений на вещество используются следующие понятия и единицы измерения:
Активность радионуклида в источнике (А) . Активность равна отношению числа самопроизвольных ядерных превращений в этом источнике за малый интервал времени (dN) к величине этого интервала (dt) :

Единица активности в системе СИ - Беккерель (Бк).
Внесистемная единица - Кюри (Ки).

Число радиоактивных ядер N(t) данного изотопа уменьшается со временем по закону:

N(t) = N 0 exp(-tln2/T 1/2) = N 0 exp(-0.693t /T 1/2)

где N 0 - число радиоактивных ядер в момент времени t = 0, Т 1/2 -период полураспада - время, в течение которого распадается половина радиоактивных ядер.
Массу m радионуклида активностью А можно рассчитать по формуле:

m = 2.4·10 -24 × M ×T 1/2 × A,

где М - массовое число радионуклида, А - активность в Беккерелях, T 1/2 - период полураспада в секундах. Масса получается в граммах.
Экспозиционная доза (X). В качестве количественной меры рентгеновского и -излучения принято использовать во внесистемных единицах экспозиционную дозу, определяемую зарядом вторичных частиц (dQ), образующихся в массе вещества (dm) при полном торможении всех заряженных частиц:

Единица экспозиционной дозы - Рентген (Р). Рентген - это экспозиционная доза рентгеновского и
-излучения, создающая в 1куб.см воздуха при температуре О°С и давлении 760 мм рт.ст. суммарный заряд ионов одного знака в одну электростатическую единицу количества электричества. Экспозиционной дозе 1 Р
соответствует 2.08·10 9 пар ионов (2.08·10 9 = 1/(4.8·10 -10)). Если принять среднюю энергию образования 1 пары ионов в воздухе равной 33.85 эВ, то при экспозиционной дозе 1 Р одному кубическому сантиметру воздуха передается энергия, равная:
(2.08·10 9)·33.85·(1.6·10 -12) = 0.113 эрг,
а одному грамму воздуха:
0.113/ возд = 0.113/0.001293 = 87.3 эрг.
Поглощение энергии ионизирующего излучения является первичным процессом, дающим начало последовательности физико-химических преобразований в облученной ткани, приводящей к наблюдаемому радиационному эффекту. Поэтому естественно сопоставить наблюдаемый эффект с количеством поглощенной энергии или поглощенной дозы.
Поглощенная доза (D) - основная дозиметрическая величина. Она равна отношению средней энергии dE, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

Единица поглощенной дозы - Грей (Гр). Внесистемная единица Рад определялась как поглощенная доза любого ионизирующего излучения, равная 100 эрг на 1 грамм облученного вещества.
Эквивалентная доза (Н) . Для оценки возможного ущерба здоровью человека в условиях хронического облучения в области радиационной безопасности введено понятие эквивалентной дозы Н, равной произведению поглощенной дозы D r , созданной облучением - r и усредненной по анализируемому органу или по всему организму, на весовой множитель w r (называемый еще - коэффициент качества излучения)
(таблица 11).

Единицей измерения эквивалентной дозы является Джоуль на килограмм. Она имеет специальное наименование Зиверт (Зв).

Таблица 11.

Влияние облучения носит неравномерный характер. Для оценки ущерба здоровью человека за счет различного характера влияния облучения на разные органы (в условиях равномерного облучения всего тела) введено понятие эффективной эквивалентной дозы Е эфф применяемое при оценке возможных стохастических эффектов - злокачественных новообразований.
Эффективная доза равна сумме взвешенных эквивалентных доз во всех органах и тканях:

где w t - тканевый весовой множитель (таблица 12), а H t -эквивалентная доза, поглощенная в
ткани - t. Единица эффективной эквивалентной дозы - Зиверт.

Таблица 12.

Коллективная эффективная эквивалентная доза. Для оценки ущерба здоровью персонала и населения от стохастических эффектов, вызванных действием ионизирующих излучений, используют коллективную эффективную эквивалентную дозу S, определяемую как:

где N(E) - число лиц, получивших индивидуальную эффективную эквивалентную дозу Е. Единицей S является человеко-Зиверт
(чел-Зв).
Радионуклиды - радиоактивные атомы с данным массовым числом и атомным номером, а для изомерных атомов - и с данным определенным энергетическим состоянием атомного ядра. Радионуклиды
(и нерадиоактивные нуклиды) элемента иначе называют его изотопами.
Помимо названных выше величин для сравнения степени радиационного повреждения вещества при воздействии на него различных ионизирующих частиц с разной энергией используется также величина линейной передачи энергии (ЛПЭ), определяемая соотношением:

где - средняя энергия, локально переданная среде ионизирующей частицей вследствие столкновений на элементарном пути dl.
Пороговая энергия обычно относится к энергии электрона. Если в акте столкновения первичная заряженная частица образует -электрон с энергией больше , то эта энергия не включается в значение dE, и -электроны с энергией больше рассматриваются как самостоятельные первичные частицы.
Выбор пороговой энергии является произвольным и зависит от конкретных условий.
Из определения следует, что линейная передача энергии является некоторым аналогом тормозной способности вещества. Однако между этими величинами есть различие. Заключается оно в следующем:
1. ЛПЭ не включает энергию, преобразованную в фотоны, т.е. радиационные потери.
2. При заданном пороге ЛПЭ не включает в себя кинетическую энергию частиц, превышающую .
Величины ЛПЭ и тормозной способности совпадают, если можно пренебречь потерями на тормозное излучение и

Таблица 13.

По величине линейной передачи энергии можно определить весовой множитель данного вида излучения (таблица 14)

Таблица 14.

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 15.

Таблица 15.

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.
Численные значения допустимых уровней в полном объеме содержатся в
"Нормах радиационной безопасности".

1.В чём причина негативного воздействия радиации на живые существа?

Ионизирующее излучение проходя через жи­вую ткань выбивает электроны из молекул и ато­мов, разрушает ее, что негативно сказывается на здоровье человека.

2. Что называется поглощённой дозой излучения? При большей или меньшей дозе излучение наносит организму больший вред, если все остальные условия одинаковы?

3. Одинаковый или различный по величине биологический эффект вызывают в живом организме разные виды ионизирующих излучений? Приведите примеры.

Разные виды ионизирующих излучений ока­зывают различный по величине биологический эф­фект. Для а -излучения он в 20 раз больше чем дляϒ-излучения.

4. Что показывает коэффициент качества излучения? Какая величина называется эквивалентной дозой излучения?

5. Какой ещё фактор (помимо энергии, вида излучения и массы тела) следует учитывать при оценке воздействий ионизирующих излучений на живой организм?

При оценке воздействия ионизирующего из­лучения на живой организм следует принимать во внимание также время его воздействия, так как дозы облучения накапливаются, а также различ­ную чувствительность частей тела к этому из­лучению, учитываемую с помощью коэффициента радиационного риска.

6. Какой процент атомов радиоактивного вещества останется через 6 суток, если период его полураспада равен 2 суткам?

7. Расскажите о способах защиты от воздействия радиоактивных частиц и излучений.

Для защиты от радиоактивности следует из­бегать контактов с такими веществами, не в коем случае не брать их в руки, остерегаться попадания внутрь. Во всех случаях радиоактивное излучения в зависимости от своей природы обладает разной проникающей способностью, для одних видов из­лучения достаточно избегать прямого контакта (си- излучение), защитой от других могут служить рас­стояние или тонкие слои поглотителя (стены домов, металлический корпус машины) или толстые слои бетона или свинца (жесткое γ-излучение).

Название происходит от фамилии Вильгельма Рентгена открывшего в 1895 году новый вид излучения. В 1895 году В.Груббе при работе с рентгеновскими лучами получил радиоактивный ожог рук, в 1896 г. А.Беккерель при работе с радием получил сильный ожог кожи. Термин "радиоактивность" предложен Марией Кюри. В 1898 г. она и ее муж Пьер Кю­ри отмечают, что после излучения уран превраща­ется в полоний и радий. Наукой предложено множество областей применения рентгеновского излучения: военная сфера, медицина, энергетика, биология. Создание ядерных зарядов основанных на цепной реакции, бомбар­дировка Хиросимы и Нагасаки, активные испытания ядерного оружия в ат­мосфере заставило более пристально изучать воздействие радиоактивных веществ на биосферу. С 1954 г. в СССР и в 1956 г. в Великобритании были пущены атомные электростанции. Промышленные аварии, катастрофа в Чернобыле в 1986 году, технические погрешности при исследованиях и, зачастую, элементарная безграмотность приводят к постоянному увеличению пострадавших от ионизирующего излучения в мирное время. Степень выраженности негативного воздействия радиации на организм напрямую зависит от отдаленности от очага поражения, длительности экспозиции, вида и мощности излучения, условий окружающей среды, наличия защитных сооружений и особенностей рельефа местности. Количество переданной организму энергии называется дозой.

Доза облу­чения - рентген (р). Дозе радиации 1 р соответствует образование в одном кубическом сан­тиметре воздуха приблизительно 2 миллиардов пар ионов.

Поглощенная доза - это количество энергии ионизирующего излуче­ния, поглощенное единицей массы облученного организма. Измеряется в системе СИ в греях (Гр). Внесистемная единица поглощенной дозы рад (1 рад = 0,01 Гр). Аль­фа-излучение в 20 раз опаснее бетта- или гамма-излучений при равной поглощенной дозе. В связи с этим предложена эквивалентная доза.

Эквивалентная доза рассчитывается с учетом интенсивности повреждающего фактора разных видов излучений – умножается на соответствующий коэффициент. Ее измеряют в системе СИ в единицах, называемых зи­вертами (Зв). Внесистемные единицы эквивалентной дозы - бэр (1 бэр=0,01 Зв).

Эффективная эквивалентная доза - учитывает различную чувствительность тканей и орга­нов к ионизирующему излучению. Эквивалентная доза умножается на соответствующие коэффициенты для каждого вида органов и тканей, суммируется. (Организм в целом - 1,0 Красный костный мозг - 0,12 Яичники и семенники - 0,25 Молочная железа - 0,15 Легкие - 0,12 Щитовидная железа - 0,03 Костная ткань - 0.03 Другие органы - 0,3). Измеряется в зивертах.

Коллективная эффективная эквивалентная доза- суммируются индивидуальные эффективные эквивалентные доза, полученные группой людей.

Виды излучений:

l Альфа-частицы (ядра гелия) – проникают поверхностно до 0,07 мм, высока ионизация, опасны при инкорпорации

l Бета-частицы(электроны и позитроны) – проникают до 1 мм., менее ионизирующие

l Гамма- лучи (фотоны, кванты)- проникают на всю глубину, способны образовывать вторичные ионизирующие частицы

l Нейтроны- самое мощное и проникающее излучение

l Наведенная радиация, остаточная радиация

Наведенная радиоактивность обусловлена радиоак­тивными изотопами, образующимися в грунте в результате облучения его нейтронами, испускаемыми в момент взрыва ядрами атомов химических элеме­нтов, входящих в состав грунта. Образовавшиеся изотопы, как правило, бета-активны, распад многих из них сопровождается гамма-излучением. Наведенная активность может представлять опасность лишь в первые часы после взрыва.