Величины, используемые в радиационной защите

Размещено на http://www.allbest.ru/

Региональные последипломные образовательные курсы

Атомная энергия

«Величины, используемые в радиационной защите»

Тушин Н.

2012

1. Современная система дозиметрических и радиометрических величин, используемых в радиационной безопасности

Результат воздействия ионизирующих излучений на облучаемые объекты заключается в физико-химических или биологических изменениях в этих объектах. Примерами таких изменений могут служить нагрев тела, ионизация воздуха, гибель живого организма и т. п. В общем виде радиационный эффект зависит от ряда физических величин Xi, характеризующих поле излучения или взаимодействие излучения с веществом, которые называются дозиметрическими величинами.

Определение (обоснование, измерение и расчёт) дозиметрических величин для предсказания или оценки радиационного эффекта, в частности эффекта биологического действия ионизирующего из лучения, является целью специального раздела ядерной физики дозиметрии.

Всеобъемлющая теория биологического действия ионизирующего излучения пока еще не создана; идет поиск критериев обеспечения радиационной безопасности человека, следование которым позволило бы определить условия полезного использования источников ионизирующего излучения, при которых вред для человека от возможных эффектов излучения был бы приемлем. Вместе с развитием радиационной биологии и радиационной безопасности развивается и система дозиметрических величин. Главную роль в этом процессе играют Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям (MKPE) и Международная комиссия по радиологической защите (МКРЗ) тесно сотрудничающие независимые организации, объединяющие экспертов в области радиационных измерений, биологического действия излучения, дозиметрии и радиационной безопасности.

Практика контроля профессионального облучения опирается на современную систему дозиметрических величин и международный опыт безопасного развития радиационно-опасных технологий. По мере совершенствования нашего знания об эффектах ионизирующего излучения изменяется система обеспечения радиационной безопасности, а вместе с ней и практика контроля профессионального облучения. Регулярно публикуемые доклады MKPE и Рекомендации МКРЗ отражают этот процесс и позволяют рассматривать современную систему дозиметрических величин состоящей из трех больших разделов:

§ базовые физические величины, являющиеся мерой воздействия ионизирующего излучения на вещество;

§ нормируемые величины, являющиеся мерой ущерба (вреда) от воздействия излучения на человека;

§ операционные величины, являющиеся непосредственно определяемыми в измерениях величинами, предназначенными для оценки нормируемых величин при радиационном контроле.

Базовые физические величины являются мерой физического воздействия ионизирующего излучения на вещество. Они также характеризуют источник излучения, само излучение и радиационные поля, возникающие при прохождении излучения через вещество. Для описания облучения воздействия излучения на человека физические дозиметрические величины напрямую не используют. Облучение характеризуют нормируемые дозиметрические величины, в определении которых используются соподчиненные базовые физические величины. Измерение нормируемых величин при контроле облучения практически невозможно. В оценке соответствия условий облучения нормативным требованиям используются операционные величины, значения которых при определенных условиях облучения близки к значениям соответствующих нормируемых величин. Важнейшим качеством операционных величин является то, что они могут быть непосредственно измерены при радиационном контроле.

1.1 Базовые физические величины

Базовые физические величины, которые характеризуют источники излучения, радиационные поля и взаимодействие излучения с веществом, составляют раздел дозиметрических величин, который остается неизменным в течение долгого времени. Вслед за введением в практику Международной системы единиц (СИ) меняются единицы измерения базовых физических величин, однако их определения остаются неизменными.

Явление радиоактивности было открыто в 1896 г. С тех пор вещество, имеющее в своем составе радиоактивные изотопы (радио нуклиды), называют радиоактивным. Такое вещество рассматривают как радионуклидный источник ионизирующего излучения. Главной характеристикой радионуклидного источника является его активность (А) мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данный момент времени в определенном энергетическом состоянии. Ожидаемое число ядер радио нуклида, претерпевших спонтанные ядерные превращения в единицу времени, пропорционально полному числу ядер N этого радио нуклида

при этом dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени dt; - постоянная радиоактивного распада, характеризующая вероятность распада ядра атома данного нуклида в единицу времени. Единица активности Беккерель (Бк). В источнике с активностью 1 Бк в среднем происходит одно спонтанное ядерное превращение в секунду (1 Бк = 1 расп./с). Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (Ки) составляет 3,71010 Бк.

Важными характеристиками потока излучения при его переносе в среде от источника к облучаемому объекту являются флюенс и плотность потока частиц (квантов) излучения:

§ флюенс частиц, Ф отношение числа частиц dN, проникающих в элементарную сферу, к площади центрального сечения dS этой сферы; единица флюенса частиц или квантов част./см2;

§ плотность потока частиц - флюенс за единицу времени.

Единица плотности потока частиц или квантов част./(см2с).

Энергия является важнейшей характеристикой ионизирующего излучения. В ядерной физике используется внесистемная единица энергии электронвольт (эВ). 1 эВ = 1,602010-19 Дж.

Первоначально развитие дозиметрии определялось необходимостью защиты от воздействия рентгеновского и -излучений при родных радиоактивных веществ при медицинском применении ионизирующих излучений. Ионизация среды под воздействием этих излучений явилась первым физическим эффектом, который был сопоставлен с биологическим эффектом излучения. Для оценки поля фотонного излучения в воздухе применяют величину экспозиционной дозы. Экспозиционная доза является мерой ионизационного действия фотонного излучения, определяемой по ионизации воздуха в условиях электронного равновесия. Непосредственно измеряемой физической величиной при определении экспозиционной дозы фотонного излучения является суммарный электрический заряд ионов одного знака, образованных в воздухе за время облучения. Для фотонов с энергией менее 3 МэВ воздух служит хорошей моделью мышечной ткани при оценке ионизационного эффекта. Экспозиционная доза определяется как концентрация ионов одного знака в воздухе и равна отношению суммарного заряда всех ионов одного знака, созданных в воздухе излучением при полном торможении вторичных электронов и позитронов, образующихся в элементарном объеме, к массе воздуха в этом объеме. Единица экспозиционной дозы один кулон на килограмм (Кл/кг). Внесистемная единица экспозиционной дозы рентген (P). Один рентген равен 2,5810-4 Кл/кг.

С открытием нейтрона и деления ядер возникли новые мощные источники излучения: потоки нейтронов, ускоренных электронов, позитронов и тяжелых заряженных частиц. Необходимость защиты от воздействия различных излучений привела к созданию универсальной энергетической концепции, применимой к любым видам ионизирующего излучения и ко всем средам.

Поглощенная доза излучения, D была введена как основная дозиметрическая величина, которая является мерой энергии, пере данной ионизирующим излучением веществу

где d - средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме; dm - масса вещества в этом объеме. Поглощенная доза отражает концентрацию энергии излучения, переданной веществу. Единица поглощенной дозы грей (Гр), 1Гр = 1 Дж/кг. Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.

Для оценки воздействия на среду косвенно ионизирующих излучений, используют понятие кермы. Керма (К) - отношение суммы начальных кинетических энергий dек всех заряженных ионизирующих частиц образовавшихся под действием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества, к массе dm вещества в этом объеме

Единица кермы - грей (Гр) совпадает с единицей поглощенной дозы. Единичная поглощенная доза (1 грей) равна керме, при которой сумма начальных кинетических энергий всех заряженных ионизирующих частиц, образовавшихся под действием косвенно ионизирующего излучения в веществе массой 1 кг, равна 1 Дж.

Керма определяется кинетической энергией вторичных заряженных частиц, в том числе и той ее частью, которая расходуется затем на тормозное излучение. Керма и поглощенная доза фотонного излучения равны друг другу в той степени, в какой достигается равновесие заряженных частиц и в какой можно пренебречь тормозным излучением вторичных электронов и позитронов, а также ослаблением потока первичных фотонов на пути пробега вторичных электронов. Следовательно, значение кермы для фотонов в условиях электронного равновесия совпадает с поглощенной дозой с погрешностью, определяемой долей энергии вторичных заряженных частиц, которая расходуется на тормозное излучение. Для энергий фотонов радионуклидных источников (E ?3 МэВ) значение кермы в воздухе может превышать значение поглощенной дозы в воздухе не более чем на 1%. В биологической ткани керма уменьшается с глубиной из-за ослабления первичного излучения. Таким образом, максимум кермы фотонного излучения наблюдается на поверхности тела человека.

Керма нейтронов совпадает с поглощенной дозой от вторичных заряженных частиц в условиях их равновесия. Для объема вещества достаточно большой массы, который окружен таким же веществом (орган внутри тела человека), когда соблюдается условие равновесия заряженных частиц, керма обычно практически (здесь и далее слово «практически» напоминает, что утверждение справедливо, если можно пренебречь потерями энергии вторичных заряженных частиц на образование тормозного излучения) совпадает с поглощенной дозой от вторичных заряженных частиц. Для тонких слоев вещества на границе раздела различных сред (кожа на границе раз дела воздух-тело человека) эти дозиметрические характеристики различаются. Для нейтронов в условиях равновесия заряженных частиц поглощенная доза практически может быть представлена как сумма кермы и поглощенной дозы от вторичного -излучения. Поэтому керма на единичный флюенс нейтронов меньше поглощенной дозы на единичный флюенс. Это различие особенно заметно в области промежуточных энергий, где значителен вклад в поглощенную дозу от вторичного -излучения.

Размерность поглощенной дозы и кермы отлична от размерности экспозиционной дозы. Эти величины имеют различную природу. Керму фотонного излучения в воздухе рассматривают как энергетический эквивалент экспозиционной дозы. Поскольку один рентген соответствует образованию 2,08109 пар ионов в 1 см3 воздуха, то, принимая энергию образования пары ионов в воздухе равной 34 эВ, получаем соотношение: 1 P соответствует керме фотонов в воздухе, равной примерно 8,810-3 Гр.

Важной характеристикой ионизирующего излучения, показывающей, как передает излучение свою энергию веществу, является линейная передача энергии - энергия, переданная ионизирующей частицей веществу в заданной окрестности её траектории на единицу длины траектории. Как правило, в радиационной безопасности под линейной передачей энергии (ЛПЭ или L) излучения подразумевают полную передачу энергии в воде

где dl - путь, пройденный заряженной частицей в веществе; средняя энергия, потерянная частицей во взаимодействиях. Как будет показано ниже, учет этой характеристики излучения позволяет единым образом описать биологическое действие различных излучений, например, состоящих из фотонов и альфа-частиц.

1.2 Нормируемые величины

Нормируемые дозиметрические величины характеризуют облучение человека, т.е. воздействие на него ионизирующего излучения. Их определение служит задачам обеспечения радиационной безопасности человека. Основой радиационной безопасности является радиационная биология человека и животных, которая базируется на данных радиобиологических экспериментов и многолетних эпидемиологических исследований эффектов облучения в группах облученных людей. Биологические эффекты облучения в значительной степени определяются свойствами самого облучаемого объекта. Поэтому радиобиологические эксперименты на животных служат для исследования общих закономерностей радиационного поражения, а фактической (экспериментальной) базой радиационной безопасности является многолетнее наблюдение за группами облученных людей. В начале двадцатого века такой наблюдаемой группой были врачи-радиологи; после Второй мировой войны жители Хиросимы и Нагасаки, пострадавшие вследствие военного применения ядерного оружия, жертвы радиационных аварий, больные, подвергавшиеся терапевтическому облучению, профессиональные работники атомной энергетики и промышленности. Цель этих исследований выявление закономерностей действия ионизирующего излучения в области малых доз хронического облучения, характерных для условий нормальной эксплуатации источников излучения. Результат таких исследований выработка научных концепций ограничения вредного действия ионизирующего излучения на человека без чрезмерного ограничения практического применения источников. С изменением концепций менялись и. основные нормируемые величины:

§ с начала 30-х годов XX в. и до Второй мировой войны экспозиционная доза;

§ после Второй мировой войны и до конца 70-х годов эквивалент дозы;

§ в 80-е годы эффективный эквивалент дозы;

§ начиная с 90-х годов прошлого века и по настоящее время эффективная эквивалентная доза.

1.2.1 Эффекты ионизирующего излучения

Согласно современным представлениям, воздействие ионизирующего излучения на людей может привести к возникновению у некоторых из облученных лиц детерминированных и стохастических эффектов излучения.

Детерминированные эффекты излучения являются основой лучевой болезни при местном и общем облучении с высокими дозами. К этой категории эффектов относятся лучевые поражения отдельных органов и тканей, а также аномалии и пороки развития, являющиеся детерминированными эффектами облучения плода в эмбриональном периоде. В основе детерминированных эффектов лежит гибель значительной части клеток облученного органа или ткани, поэтому в отношении таких эффектов предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше тяжесть эффекта зависит от дозы. Значение пороговой дозы определяется радиочувствительностью клеток пораженного органа или ткани и способностью организма компенсировать или восстанавливать та кое поражение. Как правило, детерминированные эффекты излучения специфичны и не возникают под действием других физических факторов, а связь между эффектом и облучением однозначна (детерминирована). Пороговые дозы возникновения детерминированных эффектов, приводящих к скорой гибели взрослых людей, приведены в табл. 1. В случае длительного хронического облучения детерминированные эффекты возникают при больших суммарных дозах, чем в случае однократного облучения.

В производственных условиях возникновение детерминированных эффектов возможно только при радиационной аварии, когда источник излучения находится в неуправляемом состоянии. В этом случае ограничение облучения людей осуществляется путем принятия срочных мер вмешательства. Принятые дозовые критерии срочного вмешательства в случае радиационной аварии основаны на данных о пороговых дозах возникновения опасных для жизни детерминированных эффектах, как это показано в табл. 2

Таблица 1 Детерминированные эффекты однократного равномерного облучения всего тела фотонами

Таблица 2 Пороговые дозы возникновения детерминированных эффектов и критерии срочного вмешательства при радиационной аварии

Значения пороговых доз возникновения детерминированных эффектов в десятки и сотни раз превосходят пределы доз профессионального облучения, поэтому главной задачей современной радиационной безопасности является ограничение последствий возможного возникновения стохастических эффектов у человека вследствие его облучения ионизирующим излучением в нормальных условиях. В основе стохастического эффекта излучения лежит радиационно-индуцированная мутация отдельных клеток облученного органа или ткани. Мутацией называют внезапно возникающее естественное или искусственно вызываемое стойкое изменение структур клетки, ответственных за хранение наследственной информации и ее передачу от клетки к клетке в процессе клеточного деления, без которого невозможно существование живого организма. Возникающие под действием излучения мутации половых клеток родителей могут привести к возникновению генетических (передающихся по наследству) эффектов излучения у потомков облученных лиц. Мутации соматических клеток тела человека могут привести к возникновению раковых заболеваний. Согласно представлениям современной радиобиологии, и возникновение мутаций под действием излучения, и их реализация в виде наблюдаемого стохастического эффекта излучения имеют вероятностную природу. Мутация соматических и половых клеток живого организма является мощным фактором биологического развития. Клеточные мутации под действием природных и искусственных факторов окружающей среды являются первопричиной и того, что дети не являются копиями своих родителей и того, что любой человеческой популяции присущ определенный фоновый уровень спонтанных раковых и генетических заболеваний. До настоящего времени среди стохастических эффектов излучения не обнаружено специфических заболеваний, которые возникают только под действием излучения. Ионизирующее излучение является всего лишь одним из факторов, воздействие которых может увеличить вероятность возникновения онкологических или генетических заболеваний в популяции. С представлением о мутагенном механизме лучевого канцерогенеза согласуется весьма широко распространенное мнение о беспороговом характере действия излучения и о линейной зависимости эффекта от дозы. Считается, что начало развитию опухоли может дать одна измененная клетка носитель соматической мутации. Первичным изменением в клетке, достаточным для возникновения мутации, может быть разрыв ДНК вследствие одного акта передачи энергии излучения среде (одной ионизации). В организме человека всегда имеется большое число клеток, которые могут иметь повреждения ДНК, необходимые для возникновения соматической мутации, способной развиться в раковое заболевание. Работа системы репарации ДНК имеет важнейшее значение в судьбе клеток облученного органа или ткани. При правильной репарации (как правило, такая репарация возможна только при возникновении однонитевых разрывов ДНК) не наблюдается никаких последствий облучения. Одним из возможных исходов репарации является неправильное восстановление структуры ДНК, результатом которой будет возникновение при делении клетки жизнеспособных потомков с новыми свойствами (мутантов).

В отношении стохастических эффектов излучения предполагается отсутствие дозового порога. Поскольку природный радиационный фон всегда существует, как существует и спонтанный уровень стохастических эффектов, то любая практическая деятельность, приводящая к дополнительному облучению, приводит к увеличению вероятности стохастических эффектов. Вероятность их возникновения предполагается пропорциональной дозе, а тяжесть проявления не зависящей от дозы облучения. Рис. 1 иллюстрирует связь между заболеванием раком и облучением, которую характеризует значительный уровень спонтанных раков в популяции и относительно небольшая вероятность возникновения дополнительных заболеваний под действием излучения.

Рис. 1 Соотношение между дополнительным облучением, обусловленным практической деятельностью, и увеличением вероятности заболевания раком

К тому же по данным НКДАР ООН спонтанный уровень заболеваемости и смертности от раковых заболеваний значительно варьирует и от страны к стране и от года к году в одной отдельно взятой стране. Это означает, что, анализируя последствия воздействия излучения на большую группу людей, облученных с одинаковой дозой, при определенных условиях можно установить вероятностную связь между дозой об лучения и числом раков, возникших вследствие облучения дополнительно к ожидаемому числу спонтанных раков, однако невозможно указать, какое заболевание является следствием облучения, а какое возникло спонтанно.

Рис. 2 Численность группы одинаково облученных взрослых людей, необходимая для достоверного подтверждения связи между увеличением общего числа раковых заболеваний в группе и дозой облучения

На рис. 2 приведена оценка численности группы одинаково облученных взрослых людей, необходимой для достоверного подтверждения связи между увеличением общего числа раковых заболеваний в группе и дозой облучения. Линия A-B на рисунке определяет теоретическую оценку численности группы, необходимой для выявления дополнительных стохастических эффектов излучения с доверительным интервалом 90 %. На плоскости доза-численность группы выше этой линии расположена область условий облучения, при выполнении которых теоретически воз можно доказательство связи между увеличением числа стохастических эффектов в группе и облучением. Для условий облучения, соответствующих точкам, расположенным ниже этой линии, доказать эту связь теоретически невозможно. График показывает, что для достоверного выявления дополнительных эффектов от равномерно го облучения тела взрослых людей фотонами с дозой 20 мГр, равной пределу дозы профессионального облучения, необходимо обследовать не менее 1 000 000 человек.

Указанные трудности в обнаружении связи между облучением и возникновением дополнительных раков привели к тому, что в настоящее время нет каких-либо фактических материалов помимо сведений о радиационном канцерогенезе у жителей Хиросимы и Нагасаки, а также у шахтеров урановых рудников, которые могли бы подтвердить существующие данные о возникновении дополни тельных (относительно спонтанного уровня) раковых заболеваний у людей, подвергшихся действию ионизирующей радиации в не больших дозах. Эпидемиологические данные о раке легких у шахтеров используются для нормирования облучения радоном. Результаты исследования медицинских последствий атомной бомбардировки Хиросимы и Нагасаки являются важнейшей частью научной базы радиационной защиты человека и его потомков от вредно го действия ионизирующего излучения.

Тщательное изучение медицинских последствий военного применения атомного оружия началось сразу после бомбардировки Хиросимы и Нагасаки в августе 1945 г. Уже через два года в Японии приступила к работе Комиссия по учету пострадавших от атомной бомбардировки, организованная Национальной академией наук США при финансовой поддержке Комиссии по атомной энергии США. Взамен этой Комиссии в 1975 г. с целью оказания помощи поддержанию здоровья и благосостояния оставшихся в живых свидетелей атомной бомбардировки был учрежден Фонд исследования радиационных эффектов, который поддерживают Министерство здравоохранения и социального обеспечения Японии и Министерство энергетики Соединенных Штатов. В настоящее время в Фонде сосредоточена вся информация о дозах облучения и о состоянии здоровья свидетелей атомной бомбардировки и их потомков. В 1950 г. в Японии была проведена национальная перепись населения. Согласно переписи к категории лиц, облученных в результате атомной бомбардировки, было отнесено 280 000 человек. Для исследования отдаленных последствий атомной бомбардировки из них были выбраны когорты общей численностью приблизительно 280 000 человек. Целью эпидемиологического наблюдения за этими людьми было исследование отдаленных последствий действия ионизирующего излучения, в том числе и радиогенного рака, которые после однократного облучения могли возникнуть в течение всего периода жизни людей и их потомков.

Накопленный к настоящему времени обширный экспериментальный материал и клинические наблюдения показали, что под влиянием облучения могут возникать новообразования практически во всех органах. Выяснилось, что под действием ионизирующего излучения, как и при действии других канцерогенных агентов, между облучением и возникновением злокачественных новообразований проходит длительный латентный период (ДТлат) период скрытого развития заболевания, отделяющий воздействие ионизирующей радиации на организм от проявления эффекта в виде диагностируемого заболевания. Латентные периоды стохастических эффектов сравнимы с продолжительностью жизни человека. Рис. 3 иллюстрирует зависимость вероятности заболевания раком в результате облучения в зависимости от времени, прошедшего после однократного облучения всего тела фотонами. В области малых доз эта вероятность пропорциональна дозе облучения. Для времен много меньших или много больших длительности латентного периода вероятность возникновения заболевания близка к нулю. Раньше других в облученной популяции возможно возникновение дополнительных лейкозов, которые имеют наименьшие значения ДТлат, равные 10-15 годам. Латентные периоды развития радиогенных раков других локализаций, т.н. твердых раков, мало различаются и примерно в 2 - 2,5 раза больше латентного периода развития лейкозов. Твердые раки формируют вторую волну радиогенных раков, возникающих в облученной популяции спустя десятилетия после облучения.

Для целей радиационной безопасности рассматривается вероятность, отнесенная ко всей ожидаемой продолжительности жизни человека т.н. пожизненная вероятность реализации эффекта в виде заболевания. Пожизненную вероятность эффектов, приводящих к смерти человека, обычно называют вероятностью преждевременной смерти. Она имеет сложную зависимость от возраста человека в момент облучения и линейную зависимость от дозы (в области малых доз).

В качестве характеристики тяжести стохастического эффекта рассматривают сокращение продолжительности периода полноценной жизни человека ДТлат в результате преждевременной смерти или заболевания, вызванных облучением.

Рис. 3 Динамика возникновения радиогенных раков после облучения

Принято, что тяжесть стохастических эффектов не зависит от дозы облучения и равна разности между ожидаемой средней продолжительностью жизни человека и длительностью латентного периода в случае возникновения радиогенного рака. В табл. 3 приведены значения сокращения продолжительности периода полноценной жизни человека в результате преждевременной смерти или заболевания, вызванных облучением. Для целей радиационной безопасности принято, что генетические последствия облучения в среднем характеризуются потерей 15 лет продолжительности полноценной жизни.

Таблица 3 Сокращение продолжительности периода полноценной жизни человека в результате возникновения радиогенного рака

1.2.2 Дозиметрические величины, используемые в радиационном нормировании

По мере изучения биологических эффектов излучения и развития атомной энергетики и промышленности развивались концепции радиационного нормирования профессионального облучения. До конца 70-х годов XX в. в основе радиационного нормирования лежала концепция предотвращения детерминированных эффектов излучения, которая опиралась на гипотезу порогового действия из лучения. Этот период был связан с бурным развитием атомной науки и техники, главным образом, в оборонной сфере, которое происходило в условиях недостатка знаний о биологическом действии излучений и несовершенства радиационных технологий, что приводило к значительным дозам облучения. Развитие атомной энергетики, а также других направлений коммерческого использования источников ионизирующего излучения потребовало новых подходов к обеспечению радиационной безопасности, позволяющих проведение оптимизации радиационной защиты в условиях совершенствования технологий обращения с источниками и роста числа профессиональных работников. В конце 70-х годов в основу нормирования была положена концепция ограничения вероятности преждевременной смерти вследствие возникновения стохастических эффектов излучения, которая опиралась на гипотезу беспорогового действия излучения. С 90-х годов на смену этой концепции пришла концепция ограничения ущерба вследствие возникновения стохастических эффектов излучения, которая была сформулирована в Рекомендациях МКРЗ 1990г.

МКРЗ определяет ущерб как «сложное понятие, сочетающее вероятность, степень тяжести эффекта и время его проявления», величину которого можно выразить в числе лет полноценной жизни, потерянных в результате преждевременного заболевания или смерти, вызванных воздействием ионизирующего излучения. При определении ущерба в результате облучения учитывается

1) вероятность преждевременной смерти в результате реализации смертельного рака за все время ожидаемой жизни или тяжелого генетического нарушения, которое приводит к преждевременной гибели потомков облученных лиц в первых двух поколениях;

2) вклад в ущерб от несмертельных (излечиваемых) случаев рака как реализации стохастических эффектов облучения;

3) продолжительность потерянных лет полноценной жизни в результате реализации тех или иных стохастических эффектов.

Качество излучения. Радиобиологические исследования показали, что в области малых доз один и тот же радиобиологический эффект облучения какого-либо органа или ткани может наблюдаться при различных поглощенных дозах, если на орган или ткань воз действуют ионизирующие излучения различной природы. Для описания этих отличий было введено понятие относительной биологической эффективности излучений (ОБЭ). Относительная биологическая эффективность некоторого излучения принята равной отношению поглощенной дозы D0 образцового излучения, вызывающего определенный биологический эффект, к поглощенной дозе D данного излучения, вызывающей такой же эффект. В качестве образцового принято рентгеновское излучение с граничной энергией 200 кэВ.

Многочисленными исследованиями было показано, что при облучении одних и тех же биологических объектов ОБЭ излучения зависит

* от конкретного эффекта,

* от условий облучения,

* от вида излучения, его энергии и интенсивности.

Для одного и того же биологического эффекта, например, выживаемости определенной доли облученных клеток, ОБЭ зависит от ЛПЭ и близка для различных видов излучений с равными ЛПЭ. Как правило, чем выше ЛПЭ частиц, тем выше его биологическая эффективность. При этом зависимость ОБЭ от ЛПЭ излучения оказалась различной для разных биологических эффектов. Последнее обстоятельство фактически сделало невозможным прямое использование ОБЭ в радиационной безопасности. Применительно к хроническому облучению людей в малых дозах МКРЗ в Рекомендациях 1990 г. предлагает использовать две величины, производные от ОБЭ, взвешивающий коэффициент для излучения WR и средний коэффициент качества излучения . Области применимости этих величин характеризует табл. 4

Таблица 4 Величины, характеризующие качество излучения

Взвешивающий коэффициент излучения используется в определении нормируемой величины эквивалентной дозы облучения органа или ткани. Установленная МКРЗ зависимость WR от энергии и вида излучения является результатом обобщения имеющихся радиобиологических данных об ОБЭ излучений в отношении возникновения радиогенных раков различной локализации у млекопитающих и злокачественной трансформации клеток млекопитающих in vitro. Взвешивающие коэффициенты относятся к внешнему излучению, падающему на поверхность тела, а в случае внутреннего об лучения к излучению, испускаемому при ядерном превращении радионуклидов, попавших в организм. Для фотонов (рентгеновского излучения и -излучения) WR=1, для других излучений WR?1. В отличие от значений ОБЭ, которые определены только для конкретного биологического эффекта, облучаемого объекта и условий облучения, установленные значения взвешивающего коэффициента излучения нельзя соотнести с каким-либо определенным эффектом облучения человека. Являясь обобщением большого объема экспериментальных данных, значения WR характеризуют вероятность возникновения некоторого стандартного стохастического эффекта при воздействии излучений различной природы на стандартного человека в условиях хронического облучения в области малых доз. Взвешивающий коэффициент излучения равен отношению дозы рентгеновского или -излучения к дозе данного излучения, при которых равны вероятности возникновения стандартного стохастического эффекта при облучении стандартного человека.

Средний коэффициент качества излучения МКРЗ использует в определении операционных величин внешнего облучения эквивалентов дозы, соподчиненных величинам нормируемым. Для обеспечения соответствия между операционными и нормируемыми величинами была установлена зависимость коэффициента качества излучения Q(L)

таким образом, чтобы в определенных условиях для всех проникающих излучений (нейтронов и гамма-квантов), для которых были установлены значения WR, выполнялось равенство

где DR(L)dL - поглощенная доза излучения R в точке взаимодействия излучения с веществом, обусловленная частицами с ЛПЭ в интервале (L, L+dL).

Эквивалентная доза. В качестве меры ущерба при облучении отдельной ткани или органа человека Рекомендациями МКРЗ 1990 г. была введена специальная величина эквивалентная доза облучения органа или ткани, равная поглощенной дозе в органе или ткани, умноженной на соответствующий взвешивающий коэффициент излучения WR. Эквивалентная доза является функционалом, приводящим облучение органов и тканей человека любым излучением к эквивалентному по ущербу облучению стандартным редкоионизирующим излучением

Единица эквивалентной дозы зиверт (Зв). Величина DT,R в выражении для эквивалентной дозы поглощенная доза излучения вида R в органе или ткани T, равная поглощенной дозе, усредненной по массе ткани или органа человеческого тела

где mт - масса органа или ткани; еT,R -энергия излучения вида R, переданная массе органа или ткани. Единица поглощенной дозы в органе или ткани - грей (Гр). При внешнем облучении человека принимают, что ущерб его здоровью причиняется в момент прохождения излучения через тело, хотя при этом ожидается, что реализация ущерба в виде того или иного заболевания (эффекта излучения) при нормальных уровнях доз, характерных для облучения профессиональных работников, является маловероятным событием и может произойти в течение всей оставшейся жизни человека, как это было показано на примере динамики возникновения радиогенных раков после облучения, представленной на рис. 3.

Разные органы тела человека по-разному экранируются другими частями человеческого тела, что приводит к существенной разнице между эквивалентными дозами их облучения. Вот почему указание на облучаемый орган является существенным в определении эквивалентной дозы облучения органа (equivalent dose in organ). Эту величину необходимо отличать от «эквивалентной дозы», использовавшейся до последнего времени в русскоязычной научной и нормативной литературе. Русскоязычный термин «эквивалентная доза» относится к величине, равной произведению поглощенной дозы на коэффициент качества излучения, и является неверным переводом англоязычного термина, обозначающего эквивалент дозы (dose equivalent).

Ожидаемая эквивалентная доза облучения органа или ткани. Важной величиной, введенной в практику радиационной безопасности Рекомендациями МКРЗ 1990 г., является ожидаемая эквивалентная доза внутреннего облучения органа или ткани, НT(ф). Эта величина является аналогом эквивалентной дозы внешнего излучения при облучении отдельной ткани или отдельного органа человека источниками внутреннего излучения. К сожалению, в переводе этого термина, принятом в русскоязычной литературе, утерян содержащийся в изначальном английском термине смысл завершенности действия (облучения) и неотвратимости его последствий: committed equivalent dose - дословно «неизбежная эквивалентная доза». «Неотвратимость» последствий при внутреннем облучении означает следующее. Поступление радиоактивного вещества в организм приводит к облучению органов и тканей в течение длительного времени. В отличие от внешнего облучения доза внутреннего облучения органа или ткани формируется в течение длительного времени после поступления радиоактивного вещества в организм. Управлять этим процессом после проникновения радиоактивного вещества в организм практически невозможно. Используя закономерности биокинетики радионуклидов, можно только предсказать величину мощности дозы в отдельных органах тела условного человека в различные моменты времени. Эти особенности внутреннего облучения позволяют рассматривать поступление радиоактивного вещества в организм как событие, за которым неотвратимо следует облучение органов и тканей и, как следствие, возможное причинение ущерба. Ожидаемая эквивалентная доза определена как временной интеграл мощности эквивалентной дозы в органе или ткани, которая формируется в течение некоторого времени ф после поступления радиоактивного вещества в организм стандартного человека

где t0 - момент поступления, a НT(ф) - мощность эквивалентной дозы в органе или ткани T к моменту времени t. Значение ф соответствует ожидаемой оставшейся продолжительности жизни человека (рис. 4). Для стандартизации дозиметрических расчетов принято, что ф=50 лет для взрослых людей старше двадцати лет и ф=(70- t0) лет для детей и лиц моложе двадцати лет. Единица ожидаемой эквивалентной дозы зиверт (Зв)

Рис. 4 К определению ожидаемой эквивалентной дозы внутреннего облучения органа или ткани

Для целей обеспечения радиационной безопасности за время причинения ущерба человеку в результате внутреннего облучения его органов или тканей принимают момент поступления радиоактивного вещества в организм; при этом ожидается, что реализация ущерба в виде того или иного эффекта излучения может произойти в течение всей оставшейся жизни человека. Тем самым приводятся к единой мере разные по протяженности во времени облучения. При равенстве величин HT и HT(ф) следует ожидать в течение оставшейся жизни одинаковые последствия внешнего и внутреннего облучений.

Эффективная доза. В области малых доз облучение различных органов или тканей с различными эквивалентными дозами может приводить к одним и тем же ущербам. Мерой ущерба, причиненного человеку в результате облучения всего тела или нескольких органов и тканей, является эффективная эквивалентная доза или сокращенно - эффективная доза. Эффективная доза определена как функционал, приводящий все возможные случаи пространственно неоднородного (внешнего или внутреннего) облучения тканей и органов тела стандартного человека к эквивалентному по ущербу равномерному облучению всего тела: облучению с равными эффективными дозами соответствуют равные ущербы.

В случае внешнего облучения эффективная доза Евнеш определяется как сумма произведений эквивалентных доз HT на соответствующие взвешивающие коэффициенты для тканей и органов WT

где HT - эквивалентная доза в ткани T стандартного человека; WT - взвешивающий коэффициент для ткани T стандартного человека.

Регламентированные числовые значения взвешивающих коэффициентов WT установлены примерно равными отношению эквивалентной дозы равномерного облучения всего тела стандартного человека и эквивалентной дозы HT облучения органа T, при которых ожидается один и тот же ущерб вследствие сокращения продолжительности периода полноценной жизни человека в результате возникновения стохастических эффектов, вызванных облучением.

В случае внутреннего облучения эффективная доза определяется аналогично эффективной дозе внешнего излучения и называется ожидаемой эффективной дозой Е(ф)

Для упрощения расчета эффективной дозы в часто встречающихся на практике стандартных условиях облучения используют следующие соотношения

где - дозовый коэффициент излучения R, равный эффективной дозе при облучении тела человека потоком излучения R с единичным флюенсом и энергией е, Зв/(част./см2); Ф(е)R - флюенс излучения R с энергией е, част./см2 и

где - дозовый коэффициент радионуклида U, равный ожидаемой эффективной дозе при поступлении в организм 1 Бк радио нуклида U в виде соединения типа G, Зв/Бк; ПU,G - поступление радионуклида U в виде соединения типа G, Бк.

В системе дозиметрических величин эффективная доза внешнего облучения и ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения эквивалентны: ущербы, причиненные источниками внешнего и внутреннего облучения, суммируются. Поэтому годовая эффективная доза равна сумме эффективной дозы внешнего облучения, полученной за год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год. Если не оговаривается иное, эффективной дозой E называют сумму эффективной дозы внешнего облучения и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения

Как нормируемая величина, эффективная доза является результатом последовательного развития представлений о биологическом действии ионизирующего излучения и поиска меры воздействия ионизирующего излучения, отвечающей целям радиационной безопасности оценке и ограничению радиогенного ущерба. Применение этой величины позволяет перейти от измеряемых физических характеристик поля ионизирующего излучения к потенциальному ущербу в качестве меры воздействия излучения на человека, использование которой создает условия для приведения к единому стоимостному знаменателю вред, затраты и выгоду от использования источников ионизирующего излучения. Считается, что потенциальный ущерб причинен человеку в момент облучения или поступления в организм радиоактивного вещества, однако его реализация в виде заболевания, приводящего к укорочению продолжительности жизни, является случайным событием и откладывается на неопределенное время, сравнимое с продолжительностью жизни человека. Величину потенциального ущерба рассматривают как «математическое ожидание размера нежелательных последствий, т.е. произведение вероятности и тяжести последствий события (преждевременной смерти в результате облучения)». Упрощенно величина потенциального ущерба может быть представлена как произведение пожизненной вероятности смерти от радиогенного рака на среднее число лет полноценной жизни, которые могут быть потеряны в результате этого события. Последняя величина лежит в строго ограниченных пределах (10 30 лет в зависимости от вида рака, т.е. от того, какой орган облучен) и не зависит от дозы облучения (см. табл. 3). Чем меньше латентный период развития рака, тем больше лет жизни может быть потеряно и тем больше тяжесть такого эффекта.

В среднем один стохастический эффект (смертельный рак, серьезные наследственные эффекты и несмертельные раки, приведенные по вреду к последствиям от смертельного рака) приводит к сокращению длительности периода полноценной жизни на 15 лет. Вероятность возникновения какого-либо стохастического эффекта зависит и от дозы, и от того, какой орган облучен, и от возраста облученного. Анализ имеющихся данных об образовании стохастических эффектов показывает, что при облучении с эффективной дозой 1 мЗв пожизненная вероятность возникновения какого-либо стохастического эффекта, приводящего к преждевременной смерти, равна 610-5 и складывается из вероятности реализации потенциального ущерба в виде радиогенного рака (510-5 мЗв-1) и генетического заболевания (110-5 мЗв-1). Таким образом, при прогнозировании последствий облучения отдельного человека мы имеем дело с редкими событиями, имеющими дискретный спектр размеров. Все вышеизложенное указывает на то, что применение эффективной дозы для оценки индивидуального ущерба практически бесполезно, поскольку статистические неопределенности таких оценок громадны.

Эффективная доза, отнесенная к большой группе облученных людей, отражает ожидаемый (в статистическом смысле) ущерб, который связан с облучением членов этой группы. Специальной дозиметрической величиной, предназначенной в области облучения с малыми дозами для оценки коллективного радиологического ущерба, является коллективная эффективная доза S, равная для коллектива из N человек сумме индивидуальных эффективных доз облучения членов этого коллектива E1, ..., EN

Единица коллективной эффективной дозы человеко-зиверт (чел.-Зв). Как правило, коллективная доза соотносится с некоторой практической деятельностью и периодом времени, в течение которого эта деятельность приводит к облучению определенной группы людей. Например, при анализе последствий радионуклидных выбросов годовая коллективная доза облучения населения зоны наблюдения AC определяется как сумма годовых эффективных доз облучения жителей зоны от радионуклидов, поступающих в окружающую среду в результате работы AC в течение календарного года (под годовой эффективной дозой понимают сумму эффективной дозы внешнего облучения за календарный год и ожидаемой дозы внутреннего облучения от поступления радионуклидов в организм в течение того же года).

Коллективный ущерб определяется как укорочение суммарной длительности периода полноценной жизни членов рассматриваемого коллектива из-за возможного возникновения в облученной группе дополнительных по отношению к фоновому уровню радиогенных стохастических эффектов

где RE - коэффициент вероятности (радиогенный риск) сокращения длительности суммарного (коллективного) периода полноценной жизни в среднем на 15 лет на один стохастический эффект (от смертельного рака, серьезных наследственных эффектов и несмертельного рака, приведенного по ущербу к последствиям от смертельно го рака), равный

* RE = 5,6 10-2 1/чел.-Зв для профессионального облучения;

* RE = 7,310-2 1/чел.-Зв для облучения населения;

Дt - ожидаемое (среднее) число лет сокращения длительности периода полноценной жизни при реализации какого-либо стохастического эффекта облучения, равное 15 годам.

Коллективная эффективная доза является инструментом для оценки ожидаемого ущерба при облучении больших групп людей. Облучению с коллективной эффективной дозой 1 чел.-Зв соответствует ожидаемый ущерб, равный потере 1 года суммарной длительности периода полноценной жизни облученного коллектива.

1.3 Операционные величины

Как правило, нормируемые величины, в которых выражены основные пределы доз, непосредственно измерить невозможно. Для оценки нормируемых величин при радиационном контроле предназначены операционные величины, которые являются непосредственно определяемыми в измерениях величинами. Введение в практику радиационного контроля операционных величин необходимо, в первую очередь, для унификации методов контроля и определения требований к функции отклика приборов радиационного контроля.

Операционная величина - величина, однозначно определяемая через физические характеристики поля излучения в точке, максимально возможно приближенная в стандартных условиях облучения к нормируемой величине и предназначенная для консервативной оценки этой величины при дозиметрическом контроле. В общем виде связь между величинами, используемыми в радиационном контроле, представлена на рис. 5.

В определении операционных величин внешнего облучения используется эквивалент дозы H, который равен поглощенной дозе в точке, умноженной на средний коэффициент качества для излучения, воздействующего на ткань в данной точке

Единица эквивалента дозы - зиверт (Зв)

Рис. 5 Связь между величинами, используемыми в радиационном контроле

Взаимодействие излучения с телом человека приводит к изменению самого радиационного поля. Операционные величины определяются таким образом, чтобы результаты их измерения с помощью соответствующих дозиметрических приборов учитывали этот эффект.

Операционной величиной внешнего облучения для индивидуального контроля облучения человека принят индивидуальный эквивалент дозы - Hp(d) - эквивалент дозы в мягкой биологической ткани, определяемый на глубине d (мм) под рассматриваемой точкой на поверхности плоского фантома или на теле взрослого человека (см. рис. 6). Использование фантома или тела человека в этом случае позволяет напрямую обеспечить учет возмущения реального поля излучения человеком.

Рис. 6 Схема определения индивидуального эквивалента дозы

дозиметрический радиометрический радиационный излучение

Операционной величиной внешнего облучения для контроля радиационной обстановки принят амбиентный эквивалент дозы (амбиентная доза) H*(d). Операционные величины для мониторинга радиационной обстановки определяются с использованием концепций расширения и выравнивания в описании характеристик поля излучения, необходимых для определения характеристик соответствующих дозиметров. Эти концепции иллюстрирует рис. 7. Представим, что детектор находится в точке P неоднородного поля излучения и не вносит в это поле каких-либо возмущений. Длина стрелок (векторов) на рис. 7, а представляет энергию реального излучения, а направление потока излучения представлено направлением стрелки. Необходимо наделить дозиметр с таким детектором характеристиками (например, функцией энергетической чувствительности), которые позволили бы учесть возмущение поля излучения, которое возникло бы, если в ту же точку был помещен условный человек. Процедура расширения поля излучения приводит к тому, что после расширения поле излучения становится однородно и достаточно велико по размерам (занимает достаточно большую область пространства) для того, чтобы полностью «освещать» или облучать детектор. Стрелки на рис. 7, б указывают, что расширенное поле из лучения однородно, т.е. его свойства не меняются от точки к точке; рис. 7, в иллюстрирует расширенное и выровненное поле. Как обозначено направлением стрелок, выровненное поле является мононаправленным.