Для нейтронов данной энергии проще измерить флюенс Ф в данной точке пространства, поэтому вычисление DТ,n нейтронов производится через флюенс.
Следует еще раз подчеркнуть, что величина DТ,R относится не к конкретному человеку, а к гипотетическому стандартному антропоморфному фантому.
2. Для учета отличий в поглощенных дозах различных видов излучения в одних и тех же органах, приводящих к одному и тому же радиобиологическому эффекту, вводится понятие относительной биологической эффективности излучения ОБЭ. Численным вы-
ражением ОБЭ является коэффициент ОБЭ (RBET,R), равный отношению поглощенной дозы DТ,Х образцового излучения, вызывающего рассматриваемый эффект в органе Т, к поглощенной дозе DТ,R излучения вида R, вызывающего такой же эффект:
|
DT, X |
|
RBET,R = |
DT,R . |
(3.3) |
В качестве образцового излучения принимается излучение рентгеновской трубки с приложенным напряжением 200 кВ.
3. Непосредственное прямое использование коэффициента RBET,R ограничено случаями оценки рисков возникновения специ-
фических эффектов – детерминированных эффектов излучения9, по-
скольку в этом случае ОБЭ зависит и от рассматриваемого эффекта в конкретном органе, и от вида излучения, его энергии, ЛПЭ.
4. В случае развития стохастических эффектов10 (малые дозы облучения) ОБЭ излучения слабо зависит от свойств облучаемого органа, поэтому вместо RBET,R для характеристики этих эффектов применяется соответствующий взвешивающий коэффициент излучения wR, который используется для расчета эквивалентной дозы с учетом влияния качества излучения.
9Детерминированные эффекты излучения – клинически выявляемые вредные биоло-
гические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше – тяжесть эффекта зависит от дозы.
10Стохастические эффекты излучения – вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы.
36
5. Сумма произведений поглощенных доз DТ,R в органе или ткани Т на соответствующий взвешивающий коэффициент wR излуче-
ния вида R называется эквивалентной дозой НТ в органе или ткани
Т:
НТ = wR DT,R . |
(3.4) |
R |
|
Единица измерения эквивалентной дозы – Дж/кг, которая, в отличие от поглощенной дозы, называется зиверт [Зв].
Принятые в НРБ-99/2009 значения wR для различных излучений R приведены в табл. П.11.
6. Для оценки риска развития детерминированных эффектов применяется характеристика облучения, которая получила назва-
ние «ОБЭ-взвешенная доза в органе или ткани» ADT: |
|
ADT = RBET,R DT,R . |
(3.5) |
R
Единица измерения ОБЭ-взвешенной дозы – Дж/кг, которая называется грей-эквивалент [Гр-экв]. ОБЭ-взвешенная доза является новой дозиметрической величиной, предназначенной для характеристики аварийного облучения.
3.2. Величины для определения требований к состоянию радиационной безопасности
Цель радиационной безопасности – обеспечение защиты отдельного человека, общества и окружающей среды от нанесения ущерба путем создания средств защиты от радиологических опасностей, связанных с источниками излучения.
Дозы облучения персонала и населения при нормальной эксплуатации источников лежат в области необнаруживаемых стохастических эффектов. Поэтому современные представления о критериях обеспечения радиационной безопасности человека могут основываться только на гипотезах, в частности, на линейной беспороговой гипотезе «доза-эффект».
7. Для численного выражения критерия, определяющего безопасность обращения с источником, предлагается эффективная доза Е, которая равна сумме произведений эквивалентных доз органов и тканей НТ на соответствующие взвешивающие коэффициенты wT:
37
Е = wT H T wT wR DT,R . (3.6)
T T R
Единица эффективной дозы – зиверт [Зв].
Взвешивающий коэффициент wТ в формуле (3.6) – множитель эквивалентной дозы в органе или ткани стандартного человека, используемый в радиационной защите для учета различия в величине ущерба, связанного с развитием стохастических эффектов в разных органах и тканях стандартного человека, причем
wT 1. |
(3.7) |
T
Значения wT приведены в табл. П.12.
3.3. Величины для демонстрации соответствия требованиям обеспечения радиационной безопасности
Для демонстрации соответствия условий эксплуатации источников излучения требованиям по обеспечению радиационной безопасности используется индивидуальная доза, накопленная в течение года человеком.
Для однозначного определения дозы внешнего облучения стандартизуются параметры моделей отдельных органов и тканей, по которым производится расчет доз внешнего облучения, а также условия облучения.
Для однозначного определения доз внутреннего облучения используются математические камерные фантомы с соответствующими обобщенными по многим данным биологических экспериментов коэффициентами переходов между камерами.
8. За значение индивидуальной эффективной дозы внешнего об-
лучения при индивидуальном дозовом контроле принимается значение индивидуального эквивалента дозы НР(10), а при контроле радиационной обстановки – амбиентного эквивалента дозы Н*(10).
Эквивалент дозы Н(d) равен поглощенной дозе в точке специального фантома на глубине d от поверхности, умноженной на средний коэффициент качества излучения для ткани в этой точке. Для НР(d) используется плоский фантом (пластина из тканеэквивалентного материала толщиной 15 см), а для Н*(d) – шаровой фантом (шар диаметром 30 см из тканеэквивалентного материала).
38
Эквиваленты дозы НP(d) и H*(d) иногда именуют операционными величинами, т.е. величинами, однозначно определяемыми через физические характеристики поля излучения в точке, максимально возможно приближенные в стандартных условиях облучения к нормируемой величине и предназначенные для консервативной оценки этой величины при дозиметрическом контроле. Параметр d определяет соотношение операционной и нормируемой величин:
при d = 10 мм H*(10) и НP(10) соответствуют эффективной дозе внешнего облучения;
при d = 3 мм H*(3) и НP(3) соответствуют эквивалентной дозе НТ для хрусталика глаза;
при d = 0,07 мм H*(0,07) и НP(0,07) соответствуют НТ для внешнего облучения кожи.
9. Ожидаемая |
эффективная доза внутреннего облучения, |
накопленная в организме за время с момента поступления, |
|
Е ( ) = |
IG,inh eG,inh ( ) IG,ing eG,ing ( ) , (3.8) |
G
где IG,inh, IG,ing – величины поступления радионуклида G при вдыхании и заглатывании соответственно в течение периода контроля,
Бк;
eG,inh( ), eG,ing( ) – ожидаемые эффективные дозы внутреннего облучения «стандартного человека» при ингаляционном и перо-
ральном поступлении 1 Бк радионуклида соответственно.
Для любого радионуклида и его химического соединения дозовые коэффициенты определяются как
|
e(τ) wT |
t0 |
, |
(3.9) |
|
H T (t)dt |
|||
|
|
|
|
|
где t0 |
T |
t0 |
|
|
– момент поступления; H T (t) – мощность эквивалентной |
||||
|
|
|
|
|
дозы в органе или ткани Т к моменту времени t после поступления 1 Бк радионуклида в организм человека.
Для целей радиационной безопасности регламентируется= 50 лет для взрослых11 и = 70 0 (где 0 возраст) для лиц
11 Значение соответствует ожидаемой оставшейся продолжительности жизни человека.
39
моложе 20-ти лет. Единица ожидаемой эффективной дозы Дж/кг или зиверт [Зв].
Содержание радионуклидов в питьевой воде регламентируется уровнем вмешательства УВ (табл. П.21), характеризующим предельное содержание радионуклида в воде. При совместном присутствии в воде нескольких радионуклидов должно выполняться условие
|
Ai |
|
1 , |
(3.10) |
УВ |
|
|||
i |
|
i |
|
|
где Аi – удельная активность i-го радионуклида в воде, УВi – соответствующий уровень вмешательства.
10. Годовая эффективная доза Е, приписываемая работнику,
равна сумме индивидуальной дозы внешнего облучения за год НР(10) и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения Е( ), обусловленной поступлением в организм радионуклидов за год:
Е = НР(10) + Е( ). (3.11)
Годовая эффективная доза сравнивается с нормативной величиной пределом дозы и демонстрирует соответствие условий использования источников с требованиями обеспечения радиационной безопасности.
Как следует из определений (3.4) и (3.6), измерение эффективной дозы так же, как и эквивалентной дозы в органе, невозможно. Если известен энергетический состав ионизирующего излучения, активность источника и условия облучения человека, может быть выполнен теоретический расчет эффективной дозы для «стандартного человека» (масса 70 кг, рост 170 см). Эти значения получаются расчетом переноса излучения в органы и ткани численным интегрированием поглощенной энергии по их объемам с последующим суммированием с соответствующими взвешивающими коэффициентами wТ. В таблицах П.13 и П.17 представлены дозовые коэффициенты Е, представляющие собой значения эффективной дозы для различных энергий фотонов (П.13) и нейтронов (П.17), рассчитанные для единичного флюенса (Ф = 1 част./см2) и различных геометрий облучения. Тогда мощность эффективной дозы можно найти как
E E ( , геометрияобл.) , |
(3.12) |
40