Индивидуальная эффективная доза

Для оценки соответствия условий использования источников излучения требованиям обеспечения радиационной безопасности применяется величина индивидуальной годовой эффективной дозы, значение которой следует сравнивать с пределом дозы. Индивидуальная годовая эффективная доза равна сумме эффективной дозы внешнего облучения, полученной за год, и ожидаемой[56] эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же период времени.

Величина индивидуальной годовой эффективной дозы определяется по результатам дозиметрического контроля. Она равна

(5.11)

где Н_Р (10) – индивидуальный эквивалент дозы внешнего облучения за год; - величины поступления i -го радионуклида при вдыхании и заглатывании в течение рассматриваемого периода контроля; - дозовые коэффициенты, равные ожидаемой эффективной дозе внутреннего облучения вследствие поступления в организм 1 Бк i -го радионуклида при вдыхании и заглатывании.

5.5.3. Коллективная эффективная доза

Специальной дозиметрической величиной, предназначенной в области облучения с малыми дозами для оценки эффективности радиологической защиты, является коллективная эффективная доза S, равная для коллектива из N человек сумме индивидуальных эффективных доз облучения членов этого коллектива E ₁, …, E_N:

(5.12)

Единица коллективной эффективной дозы – человеко-зиверт (чел.-Зв). Как правило, коллективная доза соотносится с определенной практической деятельностью и периодом времени, в течение которого эта деятельность приводит к облучению определенной группы людей.

Величина коллективной эффективной дозы используется в оптимизации радиологической защиты персонала с помощью анализа «затраты – выгода». Произведение коллективной дозы на этот коэффициент дает величину денежного эквивалента облучения группы лиц, выполняющих какую-либо работу, и эта величина уже рассматривается в рамках анализа «затраты – выгода». При этом уменьшение коллективной эффективной дозы рассматривается как «выгода», а ресурсы, потраченные на достижение этого эффекта, – как «затраты».

Денежный эквивалент единицы коллективной дозы является директивной величиной, значение которой определяется национальным органом регулирования радиационной безопасности или эксплуатирующей организацией. В таблице 5.5 приведены значения денежного эквивалента единицы коллективной дозы, принятые для оптимизации ремонтных работ на АЭС Концерна «Росэнергоатом» в Российской Федерации.

Облучение человека может быть представлено значениями любых дозиметрических величин, приведенных выше. Между тем области условий облучения, в пределах которых эти дозиметрические величины могут быть характеристиками облучения, важные для целей защиты человека, ограниченны. В качестве примера рассмотрим последствия внешнего облучения фотонами.

Таблица 5.5

Значение денежного эквивалента коллективной дозы профессионального облучения[57]

Диапазон индивидуальных доз, мЗв	Денежный эквивалент коллективной дозы профессионального облучения, доллары США за чел.-Зв
Менее единицы	0
1 − 5	20 000
5 − 15	100 000
15 − 30	500 000
30 − 50	1 000 000

III

H_T

AD_T

E H *(10) H_P (10)

≈

0,1

Поглощенная доза фотонов во всем теле, Гр

0,1

0,01

Рис. 5.4. Рекомендованные области применимости дозиметрических величин: Е – эффективная доза; Н *(10) – амбиентный эквивалент дозы; Н_р (10) – индивидуальный эквивалент дозы; Н_Т – эквивалентная доза в органе Т; AD_T – ОБЭ-взвешенная доза в органе Т

При внешнем облучения всего тела фотонами с дозой менее 1 Гр главной причиной преждевременной смерти являются радиогенные раки, а при облучении с дозой более 4 Гр – детерминированные эффекты излучения. При облучении всего тела с дозой 1 - 4 Гр преждевременная смерть может быть связана с развитием как детерминированных, так и стохастических эффектов излучения. Причинно-следственная связь между смертью от рака и облучением не может быть установлена, если доза облучения всего тела не превышает 0,1 Гр. На рисунке 5.4 представлены области доз внешнего облучения фотонами, где целесообразно использование тех или иных дозиметрических величин для оценки последствий облучения, т.е. при дозах

- выше 4 Гр следует использовать ОБЭ-взвешенную дозу AD_T;

- ниже 0,1 Гр следует использовать эффективную дозу Е;

- в области 0,1 – 1 Гр следует использовать эквивалентную дозу Н_Т;

- 1 - 4 Гр следует использовать и ОБЭ-взвешенную (AD_T) и эквивалентную дозы (Н_Т).

Литература

1. Иванов В.И. Курс дозиметрии: Учебник для вузов. 4-е изд., перераб. и доп. – М.: Энергоатомиздат, 1988.

2. Ишханов Б. С. Радиоактивность: учебное пособие. М.: Университетская книга, 2011.

3. Ишханов Б.С., Капитонов И. М., Юдин Н. П. Частицы и атомные ядра: Учебник. Изд. 2-е, испр. и доп. − М.: Издательство ЛКИ, 2007, 584 с.

4. Гуськова А.К. Классификация лучевой болезни. В кн. Радиационная медицина. Руководство/ Под общ. ред. Л.А. Ильина. Т. II. Радиационные поражения человека. − М.: ИзДАТ, 2001. С. 41-61.

5. Даренская Н.Г. Общие количественные закономерности действия ионизирующего излучения на организм. В кн. Радиационная медицина. Руководство /Под общ. ред. Л.А. Ильина. Т. I. Теоретические основы радиационной медицины. − М.: Изд. АТ ГНЦ ИБ, 2004. С. 422-530.

6. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. – М.: Энергоатомиздат, 1999.

7. Кутьков В.А., Безруков Б.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П., Долженков И.В., Лебедев В.Н., Петров В.И. Основные положения и требования нормативных документов в практике обеспечения радиационной безопасности атомных станций. Учебное пособие/Под ред. В.А. Кутькова и Б.А. Безрукова – М.: Концерн «Росэнергоатом», 2002.

8. Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П. Радиационная защита персонала организаций атомной отрасли. – М.: МГТУ им. Н.Э. Баумана, 2011.

9. Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П., Безруков Б.А., Долженков И.В., Алексеев А.Г. Основы радиационного контроля на АЭС. Учебное пособие. 2-е изд., перераб./ Под ред. В.А. Кутькова и В.В.Ткаченко. – Москва – Обнинск: Концерн «Росэнергоатом», ИАТЭ, 2008.

10. Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. – М.: Энергоатомиздат, 1995.

11. Машкович В.П., Панченко А.И. Основы радиационной безопасности. – М.: Энергоатомиздат, 1990.

12. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09. – М.: Минздрав России, 2009.

13. Романцова И.В. Радиоактивные аэрозоли. – Обнинск: ИАТЭ, 2005.

14. Черняев А.П. Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом. – М.: Физматгиз, 2004.

15. Широков Ю.М., Юдин Н.П. Ядерная физика – М.: Физматгиз, 1980.

16. Ярмоненко С. П.Радиобиология человека и животных: Учеб, для биол. спец. вузов. 3-е изд., перераб. и доп. – М.: Высш. шк., 1988.

СОДЕРЖАНИЕ

	Стр.

ВВЕДЕНИЕ………………………………………………….	3
Глава 1. ИСТОЧНИКИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ…………………………………………	4
1.1. Ядерные превращения и характеристики радионуклидных источников….…………….	4
1.2. Схемы распада и энергетические спектры излучений…………………………………..	14
1.2.1. Альфа-распад и спектры альфа- излучения………………………………	16
1.2.2. Бета-распад и спектры бета-излучения..	19
1.2.3. Электромагнитные переходы и спектры фотонного излучения…………………..	24
1.2.4. Ядерная изомерия………………………	26
1.2.5. Источники нейтронов и спектры нейтронного излучения……………..	28
Глава 2. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ С ВЕЩЕСТВОМ……………………..	36
2.1. Первичные взаимодействия излучения с веществом………………………………..	36
2.2. Взаимодействие заряженных частиц с веществом………………………………….	38
2.2.1. Взаимодействие тяжелых заряженных частиц с веществом……………………..	40
2.2.2. Взаимодействие бета-частиц с веществом………………………………..	46
2.3. Взаимодействие косвенно ионизирующего излучения с веществом……………………	52
2.3.1. Взаимодействие гамма-излучения с веществом……………………………….	53
2.3.2. Взаимодействие нейтронов с веществом………………………………..	67
Глава 3. ХАРАКТЕРИСТИКИ ПОЛЯ ИЗЛУЧЕНИЯ. БАЗОВЫЕ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ВЕЛИЧИНЫ….	73
3.1. Основные характеристики поля излучения..	74
3.2. Коэффициенты передачи и поглощения энергии косвенно ионизирующего излучения…………………………………….	76
3.3. Дозовые характеристики излучения……………	78
3.3.1. Керма………………………………………..	78
3.3.2. Экспозиционная доза………………………	80
3.3.3. Поглощенная доза……………………….	82
3.3.4. Электронное равновесие………………..	85
3.4. Дозиметрические характеристики поля излучения точечного изотропного источника фотонов…………………………..	90
3.4.1. Керма-постоянная и ионизационная гамма-постоянная радионуклида……..	90
3.4.2. Керма-эквивалент источника………….	93
3.4.3. Радиевый гамма-эквивалент источника..	94
Глава 4. БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ……………………………………………	96
4.1. Радиобиологический парадокс……………	96
4.2. Передача энергии ионизирующего излучения атомам и молекулам биологической ткани……………………….	98
4.3. Действие излучения на живые клетки……	101
4.4. Биологические эффекты, возникающие у человека под действием ионизирующего излучения……………………………………	105
4.4.1. Детерминированные эффекты………..	107
4.4.2. Стохастические соматические эффекты…………………………………	111
4.5. Радиологическая основа радиационной Б безопасности…………………………………	116
Глава 5. ДОЗИМЕТРИЯ ОБЛУЧЕНИЯ ЧЕЛОВЕКА. ЭКВИДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ВЕЛИЧИНЫ………….	119
5.1. Система дозиметрических величин………..	120
5.2. Поглощенная доза облучения органа или ткани………………………………………….	123
5.3. Характеристики качества излучения	123
5.3.1. Относительная биологическая эффективность…………………………..	123
5.3.2. Взвешивающий коэффициент излучения и коэффициент качества излучения…………………………………	126
5.3.3. Средний коэффициент качества……………	128
5.4. Величины для оценки вероятности развития биологических эффектов излучения………..	130
5.4.1. ОБЭ-взвешенная доза облучения органа или ткани…………………………………	130
5.4.2. Эквивалентная доза облучения органа или ткани………………………………….	131
5.5. Величины для оценки состояния радиационной безопасности………………..	132
5.5.1. Эффективная доза………………………	132
5.5.2. Индивидуальная эффективная доза……	135
5.5.3. Коллективная эффективная доза……….	135
ЛИТЕРАТУРА…………………………………………..	139