Доза излучения

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к: навигация, поиск

До́за излуче́ния — в радиационной безопасности, физике и радиобиологии — величина, используемая для оценки степени воздействия ионизирующего излучения на любые вещества, живые организмы и их ткани.

Эволюция системы дозиметрических величин[править | править вики-текст]

Всего за несколько десятилетий после открытия в 1895 году рентгеновских лучей отношение к ионизирующему излучению сменилось от воодушевления перспективами его применения до обвинений в "величайшей угрозе для выживания человечества"[1]. Несмотря на соответствующие риски, сфера применения ионизирующего излучения постоянно росла, и все большее число людей стало подвергаться воздействию радиации в своей деятельности. Необходимость в ограничении вредных последствий привела к созданию системы радиационной безопасности, в которой одним из центральных является понятие дозы. По мере развития системы дозиметрических величин их наименования, определения, единицы измерения и представления о безопасных значениях несколько раз пересматривались[2].

Первые попытки определить пределы безопасного облучения основывались на наблюдаемых детерминированных эффектах — например, радиационной эритеме[3]. В 1930-х годах[4], исходя из стремления избежать острых лучевых поражений[5], было введено понятие толерантной (переносимой) дозы равной 0,2 рентген в сутки[6] (это примерно соответствует годовой эффективной дозе профессионального облучения равной 500 мЗв[7]). Накопленные в дальнейшем эпидемиологические данные о росте количества злокачественных заболеваний среди радиологов и первые сведения о лейкозах у выживших в атомных бомбардировках Хиросимы и Нагасаки привели к кризису концепции толерантной дозы[8].

Уже в 1950-х годах предполагалось, что вредное воздействие излучения не имеет явно выраженного порога, и любое облучение свыше дозы от естественного фона несет риск негативных последствий[9] (стохастических эффектов). Термин толерантная доза заменили более осторожным — "предельно допустимая доза"[10]. Для численного установления новых пределов, в 1954 году было определено несколько новых величин[11]. Поглощенная доза, измеряемая в радах, была введена для распространения понятия дозы на любые вещества, а не только воздух (взаимодействие излучения с которым оценивалось экспозиционной дозой). Чтобы учесть относительную биологическую эффективность (ОБЭ) различных видов излучения вводилась величина "ОБЭ дозы" (или "дозового эквивалента", в дальнейшем "эквивалентной дозы"), единицей измерения которой стал бэр. Предельно допустимые дозы, исчисляемые в бэрах, определялись для отдельных "критических" органов, облучение которых в определенных ситуациях несло наибольший вред. В случае равномерного внешнего облучения человека, этими органами считались гонады и красный костный мозг[12], для них в 1956 г.[8] было установлено значение предельно допустимой дозы равное 5 бэр (50 мЗв) в год для персонала и 0,5 бэр (5 мЗв) в год для населения[8].

К концу 1970-х произошел отказ от концепции "критического органа" которая не позволяла однозначно складывать дозы в различных органах ввиду их различной радиочувствительности[13]. Для решения проблемы была введена новая величина, названная "эффективным эквивалентом дозы" (в дальнейшем "эффективная доза") и равная сумме эквивалентов доз умноженных на взвешивающие коэффициенты для каждой ткани[14]. В это же время единицы измерения доз были приведены к системе СИ: рад заменен на грей, а бэр на зиверт[14].

В 90-х годах XX века система дозиметрических величин в целом приняла современный вид. Окончательно установились термины "эквивалентная" и "эффективная доза"[14], а предел дозы за год был снижен до 20 мЗв в год для персонала и до 1 мЗв в год для населения (значения были снижены на основе анализа данных долгосрочных эпидемиологических исследований радиационных эффектов у лиц, выживших после атомных бомбардировок Хиросимы и Нагасаки)[15].

Выше речь шла о нормируемых (защитных) дозиметрических величинах. Эти величины (эквивалентная и эффективная дозы) являются расчетными и не подлежат практическому измерению[16]. Для сравнения с нормируемыми значениями используются операционные величины[17]. В случае внешнего облучения человека их значение можно измерить на практике. Для этого дозиметрические приборы калибруются на определенных упрощенных моделях (так называемых "фантомах"). Фантом представляет собой условное пробное тело, имеющее конкретные геометрические размеры и состав, которое помещается в точку поля ионизирующего излучения и взаимодействует с ним подобно телу человека (поглощает и рассеивает излучение)[18]. В разное время в качестве фантомов использовались как полубесконечные так и конечные тела различной формы и размеров, а для материала назначались тканеэквивалентные вещества: вода, полистирол или "биологическая ткань стандартного состава", сама точка измерения могла находиться на поверхности или в глубине фантома[19]. В зависимости от калибровки дозиметрические приборы выпускались для измерения различных операционных величин, например: максимальной эквивалентной дозы, показателя эквивалентной дозы или полевой эквивалентной дозы[19][20][21]. В 1990-х годах МКРЕ и МКРЗ стандартизировали операционные величины для использования в области радиационной безопасности[2][22]. Принятые определения получили названия амбиентного и индивидуального эквивалента дозы и в таком виде используются в современной системе дозиметрических величин[23][24].

Экспозиционная доза[править | править вики-текст]

Основная характеристика взаимодействия ионизирующего излучения со средой — это ионизационный эффект. В начальный период развития радиационной дозиметрии чаще всего приходилось иметь дело с рентгеновским излучением, распространявшимся в воздухе. Поэтому в качестве количественной меры поля излучения использовалась степень ионизации воздуха. Количественная мера, основанная на величине ионизации сухого воздуха при нормальном атмосферном давлении, достаточно легко поддающаяся измерению, получила название экспозиционная доза.

Экспозиционная доза определяет ионизирующую способность рентгеновских и гамма-лучей и выражает энергию излучения, преобразованную в кинетическую энергию заряженных частиц в единице массы атмосферного воздуха. Экспозиционная доза — это отношение суммарного заряда всех ионов одного знака в элементарном объёме воздуха к массе воздуха в этом объёме.

В международной системе единиц (СИ) единицей измерения экспозиционной дозы является кулон, деленный на килограмм (Кл/кг). Внесистемная единица — рентген (Р). 1 Кл/кг = 3876 Р.

Поглощённая доза[править | править вики-текст]

При расширении круга известных видов ионизирующего излучения и сфер его приложения, оказалось, что мера воздействия ионизирующего излучения на вещество не поддается простому определению из-за сложности и многообразности протекающих при этом процессов. Важным из них, дающим начало физико-химическим изменениям в облучаемом веществе и приводящим к определенному радиационному эффекту, является поглощение энергии ионизирующего излучения веществом. В результате этого возникло понятие поглощённая доза. Она показывает, какое количество энергии излучения поглощено в единице массы облучаемого вещества и определяется отношением поглощенной энергии ионизирующего излучения к массе поглощающего вещества.

За единицу измерения поглощенной дозы в системе СИ принят грей (Гр). 1 Гр — это такая доза, при которой массе 1 кг передается энергия ионизирующего излучения в 1 джоуль. Внесистемной единицей поглощенной дозы является рад. 1 Гр = 100 рад.

Эквивалентная доза (биологическая доза)[править | править вики-текст]

Изучение отдельных последствий облучения живых тканей показало, что при одинаковых поглощенных дозах различные виды радиации производят неодинаковое биологическое воздействие на организм. Обусловлено это тем, что более тяжелая частица (например, протон) производит на единице длины пути в ткани больше ионов, чем легкая (например, электрон). При одной и той же поглощенной дозе радиобиологический разрушительный эффект тем выше, чем плотнее ионизация, создаваемая излучением. Чтобы учесть этот эффект, введено понятие эквивалентной дозы. Эквивалентная доза рассчитывается путём умножения значения поглощенной дозы на специальный коэффициент — коэффициент относительной биологической эффективности (ОБЭ) или коэффициент качества.

Единицей измерения эквивалентной дозы в СИ является зиверт (Зв). Величина 1 Зв равна эквивалентной дозе любого вида излучения, поглощенной в 1 кг биологической ткани и создающей такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Гр фотонного излучения. Внесистемной единицей измерения эквивалентной дозы является бэр (до 1954 года - биологический эквивалент рентгена, после 1954 года - биологический эквивалент рада[25]). 1 Зв = 100 бэр.

Эффективная доза[править | править вики-текст]

Эффективная доза (E) — величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учётом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты.

Одни органы и ткани человека более чувствительны к действию радиации, чем другие: например, при одинаковой эквивалентной дозе возникновение рака в лёгких более вероятно, чем в щитовидной железе, а облучение половых желез особенно опасно из-за риска генетических повреждений. Поэтому дозы облучения разных органов и тканей следует учитывать с разным коэффициентом, который называется коэффициентом радиационного риска. Умножив значение эквивалентной дозы на соответствующий коэффициент радиационного риска и просуммировав по всем тканям и органам, получим эффективную дозу, отражающую суммарный эффект для организма. Взвешенные коэффициенты устанавливают эмпирически и рассчитывают таким образом, чтобы их сумма для всего организма составляла единицу.

Единицы измерения эффективной дозы совпадают с единицами измерения эквивалентной дозы. Она также измеряется в зивертах или бэрах.

Ожидаемая эффективная доза E(τ) - доза внутреннего облучения от поступивших в организм человека радионуклидов[26][27]. Время облучения человека такими радионуклидами определяется периодами их полураспада и биологического удержания в организме и может составлять многие месяцы и даже годы[28]. Для целей регулирования полный период накопления дозы устанавливается равным 50 лет для взрослого человека или, если оценивается доза для детей, до достижения 70 лет. При оценке годовой дозы ожидаемая эффективная доза суммируется с эффективной дозой от внешнего облучения за этот же период[29].

Эффективная и эквивалентная дозы — это нормируемые величины, то есть, величины, являющиеся мерой ущерба (вреда) от воздействия ионизирующего излучения на человека. К сожалению, они не могут быть непосредственно измерены. Поэтому в практику введены операционные дозиметрические величины, однозначно определяемые через физические характеристики поля излучения в точке, максимально возможно приближенные к нормируемым. Основной операционной величиной является амбиентный эквивалент дозы (синонимы — эквивалент амбиентной дозы, амбиентная доза).

Амбиентный эквивалент дозы Н*(d) — эквивалент дозы, который был создан в шаровом фантоме МКРЕ (международной комиссии по радиационным единицам) на глубине d (мм) от поверхности по диаметру, параллельному направлению излучения, в поле излучения, идентичном рассматриваемому по составу, флюенсу и энергетическому распределению, но мононаправленном и однородном, то есть амбиентный эквивалент дозы Н*(d) — это доза, которую получил бы человек, если бы он находился на месте, где проводится измерение. Единица амбиентного эквивалента дозы — зиверт (Зв).

Групповые дозы[править | править вики-текст]

Подсчитав индивидуальные эффективные дозы, полученные отдельными людьми, можно прийти к коллективной дозе — сумме индивидуальных эффективных доз в данной группе людей за данный промежуток времени. Коллективную дозу можно подсчитать для населения отдельной деревни, города, административно-территориальной единицы, государства и т. д. Её получают путём умножения средней эффективной дозы на общее количество людей, которые находились под воздействием излучения. Единицей измерения коллективной дозы является человеко-зиверт (чел.-Зв.), внесистемная единица — человеко-бэр (чел.-бэр).

Кроме того, выделяют следующие дозы:

  • коммитментная — ожидаемая доза, полувековая доза. Применяется в радиационной защите и гигиене при расчёте поглощённых, эквивалентных и эффективных доз от инкорпорированных радионуклидов; имеет размерность соответствующей дозы.
  • коллективная — расчётная величина, введенная для характеристики эффектов или ущерба для здоровья от облучения группы людей; единица — Зиверт (Зв).
    Коллективная доза определяется как сумма произведений средних доз на число людей в дозовых интервалах.
    Коллективная доза может накапливаться в течение длительного времени, даже не одного поколения, а охватывая последующие поколения.
  • пороговая — доза, ниже которой не отмечены проявления данного эффекта облучения.
  • предельно допустимые дозы (ПДД) — 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 (НРБ-99)
  • предотвращаемая — прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями.
  • удваивающая — доза, которая увеличивает в 2 раза (или на 100%) уровень спонтанных мутаций. Удваивающая доза обратно пропорциональна относительному мутационному риску. Согласно имеющимся в настоящее время данным, величина удваивающей дозы для острого облучения составляет в среднем 2 Зв), а для хронического облучения — около 4 Зв.
  • биологическая доза гамма-нейтронного излучения — доза равноэффективного по поражению организма гамма-облучения, принятого за стандартное. Равна физической дозе данного излучения, умноженной на коэффициент качества.
  • минимально летальная — минимальная доза излучения, вызывающая гибель всех облучённых объектов.

Мощность дозы[править | править вики-текст]

Мощность дозы (интенсивность облучения) — приращение соответствующей дозы под воздействием данного излучения за единицу времени. Имеет размерность соответствующей дозы (поглощенной, экспозиционной и т. п.), делённую на единицу времени. Допускается использование различных специальных единиц (например, Зв/час, бэр/мин, мЗв/год и др.).

Сводная таблица единиц измерения[править | править вики-текст]

Физическая величина Внесистемная единица Единица СИ Переход от внесистемной единицы к единице СИ
Активность нуклида в радиоактивном источнике Кюри (Ки) Беккерель (Бк) 1Ки=3.7·1010 Бк
Экспозиционная доза Рентген (Р) Кулон/килограмм (Кл/кг) 1Р=2,58·10−4 Кл/кг
Поглощенная доза Рад (рад) Грей (Дж/кг) 1рад=0,01 Гр
Эквивалентная доза Бэр (бэр) Зиверт (Зв) 1бэр=0,01 Зв
Мощность экспозиционной дозы Рентген/секунда (Р/c) Кулон/килограмм в секунду (Кл/кг*с) 1Р/c=2.58·10−4 Кл/кг*с
Мощность поглощенной дозы Рад/секунда (Рад/с) Грей/секунда (Гр/с) 1рад/с=0.01 Гр/c
Мощность эквивалентной дозы Бэр/секунда (бэр/с) Зиверт/секунда (Зв/с) 1бэр/c=0.01 Зв/с
Интегральная доза Рад-грамм (Рад-г) Грей-килограмм (Гр-кг) 1рад-г=10−5 Гр-кг

См. также[править | править вики-текст]

Примечания[править | править вики-текст]

Источники
  1. Walker, 2000, p. 1.
  2. 1 2 ICRP 74, 1996, p. 5.
  3. Walker, 2000, pp. 7,8.
  4. МКРЗ 103, 2009, с. 38,42.
  5. Кеирим-Маркус, 1980, с. 84.
  6. Кузнецов, 2011, с. 241.
  7. Clarke, 2009, p. 87.
  8. 1 2 3 МКРЗ 103, 2009, с. 39.
  9. Кеирим-Маркус, 1980, с. 86.
  10. Кузнецов, 2011, с. 242.
  11. МКРЗ 103, 2009, с. 42.
  12. ICRP 9, 1965, с. 5.
  13. ICRP 26, 1977, с. 6.
  14. 1 2 3 МКРЗ 103, 2009, с. 43.
  15. МКРЗ 103, 2009, с. 40.
  16. МКРЗ 103, 2009, с. 65.
  17. МКРЗ 103, 2009, с. 65,75.
  18. Машкович, 1995, с. 21,22.
  19. 1 2 ICRP 74, 1996, p. 7.
  20. Машкович, 1995, с. 30.
  21. Брегадзе, 1990, с. 164-165.
  22. МКРЗ 103, 2009, с. 263.
  23. ICRP 74, 1996, p. 8.
  24. МКРЗ 103, 2009, с. 75.
  25. Кеирим-Маркус, 1980, с. 3,4.
  26. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009" — 2009. — С. 48. — 51 с.
  27. МКРЗ 103, 2009, с. 22.
  28. МКРЗ 103, 2009, с. 77.
  29. МКРЗ 103, 2009, с. 258.

Литература[править | править вики-текст]

  • Ю.И. Брегадзе, Э.К. Степанов, В.П. Ярына. Прикладная метрология ионизирующих излучений. — Москва : Энергоатомиздат, 1990. — 264 с.
  • В.М. Кузнецов, В.С. Никитин, М.С. Хвостова. Радиоэкология и радиационная безопасность. — Москва : ООО "НИПКЦ Восход-А", 2011. — 1208 с.
  • В.П. Машкович, А.В. Кудрявцева. Защита от ионизирующих излучений. — Москва : Энергоатомиздат, 1995. — 496 с.
  • МКРЗ. Публикация 103 МКРЗ. Рекомендации 2007 года Международной Комиссии по Радиационной Защите. — 2009. — 344 p.
  • И.Б. Кеирим-Маркус. Эквидозиметрия. — М. : Атомиздат, 1980. — 191 с.
  • J. Samuel Walker. Permissible Dose. A History of Radiation Protection in the Twentieth Century : [англ.]. — University of California Press, 2000. — 169 p.
  • ICRP. Conversion Coefficients for use in Radiological Protection against External Radiation. ICRP Publication 74. Ann. ICRP 26 (3-4) : [англ.]. — 1996. — 205 p.
  • ICRP. ICRP Publication 9. Recommendations of the International Commission on Radiological Protection (Adopted September 17, 1965) : [англ.]. — 1965. — 31 p.
  • ICRP. ICRP Publication 26. Recommendations of the International Commission on Radiological Protection (Adopted January 17, 1977) : [англ.]. — 1977. — 87 p.
  • R.H. Clarke, J.Valentin. The History of ICRP and the Evolution of its Policies : [англ.]. — Elsevier Ltd, 2009. — 69 с.