книги из ГПНТБ / Рачинский, В. В. Курс основ атомной техники в сельском хозяйстве учебное пособие

ческий эффект данного вида излучения больше радиобиологи­ ческого эффекта образцового излучения при одной и той же заданной поглощенной дозе. Предполагается, что условной мерой ОБЭ данного вида излучения, т. е. отношение <§,/<§ о, может служить коэффициент качества излучения:

«<?о

Эквивалентной дозой называется такая поглощенная доза образцового излучения, которая вызывает тот же радиобиоло­ гический эффект, что и поглощенная доза данного вида излу­ чения. Доза D0 в формуле (5.4) как раз и имеет смысл экви­ валентной дозы данного вида излучения. Таким образом, из со­ отношений (5.4) и (5.5) получаем

В качестве единицы измерения эквивалентной дозы прини­ мается биологический эквивалент рада (бэр).

1 бэр — поглощенная доза любого вида излучения, которая вызывает такой же биологический эффект, как и 1 рад образ­

Эта формула, как видно, и позволяет осуществлять переход от физической к биологической дозиметрии.

Измеряется сначала физическая поглощенная доза в радах, и затем по формуле (5.7) рассчитывается биологическая, экви­

валентная доза в бэрах.

Если биологический объект подвергается смешанному облу­ чению, то

т. е. производится суммирование всех эквивалентных доз каж­ дого вида излучения, входящего в состав смешанного.

При оценке действия излучения произвольного состава на человека также пользуются термином «эквивалентная доза», которая определяется выражением

(5-9)

( = i

где Kp,i — коэффициент, учитывающий влияние неоднородности распределения радиоактивных изотопов, инкорпорированных в различные органы и ткани, на их биологическую (в основном канцерогенную) эффективность.

141

В табл. 5.1 приведены приближенные значения коэффициен­ тов качества для различных видов излучения. Более точные коэффициенты качества приводятся в справочной литературе по дозиметрии. На практике при грубой оценке эквивалентной дозы хронического облучения человека пользуются значениями

пространства доза D есть в общем случае функция времени. Введем понятие мощности дозы излучения в данной точке

142

В частном случае, когда D ~ t, т. е. когда объект облучается равномерно во времени:

в радах в секунду (рад/сек).

Мощность поглощенной дозы 1 рад/сек равна 0,01 вт/кг для любого вещества, а мощность экспозиционной дозы 1 р/сек—

= 2,58-10-4 а/кг воздуха.

Источники ионизирующего излучения могут быть весьма разнообразными по свойствам частиц, интенсивности излучения, направлению потока частиц и т. д.

Среда при взаимодействии с излучением предопределяет дальнейший пространственно-временной ход распределения по­ тока частиц и интенсивности излучения, а соответственно и пространственно-временное распределение дозы и мощности дозы. Расчет или экспериментальное определение дозных полей — сложная теоретическая и экспериментальная задача. Лишь в частных случаях сравнительно просто рассчитать функ­ цию D = f(x, у, z, t). Рассмотрим один из простейших случаев. Допустим, имеется точечный источник, изотропно испускающий излучение по всем направлениям с интегральной плотностью потока N' (общее число частиц по всем направлениям в единицу времени). Пусть в заданной, области пространства поглощение излучения настолько мало, что оно не приводит к уменьшению, интегральной плотности потока частиц и их энергии (следова-1 тельно,и интенсивности).

Определим зависимость мощности дозы от расстояния. Мощность дозы на данном расстоянии пропорциональна плот­ ности потока частиц на данном расстоянии г:

В формулу (5.14) вместо интегральной плотности потока частиц можно подставить интегральную интенсивность излучения (по­ ток энергии в единицу времени). В этом случае изменятся только смысл и значение коэффициента пропорциональности, который зависит от выбора единиц измерения величин, входя­

143

щих в формулу, вида излучения, свойств среды и определяется экспериментально.

В формуле (5.14) вместо N' можно ввести также величину активности источника излучения А, поскольку между актив­ ностью и плотностью потока частиц имеется прямая пропорцио­ нальная зависимость

Для источников, испускающих а- или p-излучение, воздух уже является довольно сильным поглотителем излучения, поэтому область г, где поглощением можно пренебречь, будет сравнительно небольшой. Если имеется источник, испускающий наряду с a-излучением (или p-излучением) еще и у-излучение, то с помощью соответствующего фильтра можно поглотить мало проникающие излучения, и такой источник будет источником только проникающего у-излучения. Формулу (5.15) используют для расчета экспозиционной дозы от точечного источника у-излучения в воздухе. В этом случае коэффициент пропорцио­ нальности в формуле (5.15) называют гамма-постоянной К у-

у-излучения источника, состоящего из радия, покрытого плати­

в милликюри, г — в сантиметрах, t — в часах. Тогда для у-излу­

Имеются справочные таблицы, где показаны значения гаммапостоянных для различных изотопных источников у-излучения.

Величина К у зависит от схемы распада радиоизотопа и энергии у-излучения. Различают дифференциальную и полную гамма-постоянные. Полная гамма-постоянная есть сумма диффе­

ренциальных гамма-постоянных: Ky = ^K y,i. Суммирование i

ведется по числу линий в спектре у-излучения изотопного ис­ точника.

Для стандартизации радиоактивных источников у-излучения введена единица миллиграмм-эквивалент радия (мг-экв Ra).

Источник у-излучения в 1 мг-экв Ra — это такой источник, у-из- лучение которого при данной фильтрации и при тождественных условиях измерения создает такую же мощность дозы в возду­ хе, что и у-излучение 1 мг радия при использовании платино-

144

вого фильтра толщиной 0,5 мм. Согласно (5.16), приравнивая дозы от различных источников у-излучения, можно написать

Axt

изотопного источника у-излучения. Таким образом, у-эквивалент изотопного источника у-излучения численно равен отношению'

Значения гамма-эквивалентов е [мг-экв Ra/мкюри] для раз­ личных изотопных источников у-излучения можно рассчитать по таблицам гамма-постоянных. Обычно пользуются значениями гамма-эквивалентов, которые приводятся также в справочных таблицах.

= 8 ,4 (р ■см 2) / (ч •м к ю р и ) , п ол у ч а ем £ > = 8 ,4 -1 ,5 7 -1 0 •2 • 10_ 2 = 2 ,6 4 р.

Практически очень удобно пользоваться значениями интен­ сивности у-источников, выраженными в миллиграмм-эквивален­ тах Ra(.T). В этом случае, не прибегая к таблицам, можно рас­ считать мощность экспозиционной дозы от любого точечного- у-источника на расстоянии г [ см] по формуле

Р = . (5.20)

Пусть, например, для у-источника /"==10 мг-экв Ra. Тогда, со­ гласно формуле (5.20), мощность дозы излучения на расстоянии 20 см составит Р = 0,21 р/ч.

В гл. 2 рассматривались основные принципы и методы реги­ страции ионизирующих излучений. Те же принципы и методы используются для разработки разнообразной дозиметрической аппаратуры.

Для дозиметрии излучений пользуются специальными при­ борами дозиметрами, градуированными в дозиметрических еди­ ницах.

145

Дозиметры предназначаются для измерения общей дозы излучения, которую получает отдельный сотрудник лаборатории; дозы, мощности дозы, плотности потока или интенсивности излучения на отдельных рабочих местах, а также для обнару­ жения радиоактивных загрязнений в рабочих помещениях, на

для регистрации радиоактивных загрязнений. Указанные типы дозиметров подразделяются в зависимости от вида регистрируе­ мого излучения, диапазона регистрируемых доз и т. п.

Градуировка дозиметров в единицах экспозиционной дозы (рентгенах) и поглощенной дозы (радах) представляет опреде­ ленные трудности, связанные с необходимостью точного воспро­ изведения единиц измерения.

Дозиметры, предназначенные для регистрации экспозицион­ ной дозы или мощности дозы рентгеновского и у-излучений на­ зываются рентгенметрами. В основе определения экспозицион­ ной дозы лежит регистрация эффекта ионизации воздуха, поэтому в рентгенметрах детекторами служат различные типы ионизационных камер. Градуировка рентгенметров произво­ дится при помощи эталонных источников у-излучения. Таким эталоном может служить Государственный эталон 1 мг радия при платиновом фильтре толщиной 0,5 мм. Для него точно определена гамма-постоянная.

На заданном расстоянии и при заданном времени на осно­ вании формулы (5.16) можно с достаточной точностью воспро­ извести определенную дозу в рентгенах. На заводах и в лабо­ раториях пользуются вторичными эталонами у-излучения, изго­ товленными из других радиоактивных изотопов, но для которых точно установлена интенсивность у-излучения по государствен­ ному радиевому эталону в миллиграмм-эквивалентах радия.

Дозиметры, предназначенные для регистрации поглощенной дозы или мощности поглощенной дозы, называются радметрами. В качестве детекторов таких дозиметров служат различные люминофоры (люминесцентные дозиметры) или вещества, в которых проходят радиационные реакции (химические дози­ метры) .

Для их градуировки путем измерения или расчета необхо­ димо определять поглощенную энергию излучения. Существует ряд методов определения поглощенной дозы, например калори­

дозу определяют расчетом полной энергии входящего в детек­

146

§3. НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

ИОСНОВНЫЕ ПРАВИЛА РАБОТЫ С ЗАКРЫТЫМИ ИСТОЧНИКАМИ

ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ И РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ В ОТКРЫТОМ ВИДЕ

Нормы радиационной безопасности. В настоящее время в

СССР действуют Нормы радиационной безопасности, утверж­ денные в 1969 г. (НРБ — 69). Они составлены на основе реко­ мендаций Международной комиссии по радиационной защите.

Исходя из возможных последствий влияния ионизирующих излучений на организм человека установлены три категории облучаемых лиц.

Категория А — персонал — лица, которые непосредственно работают с источниками ионизирующих излучений и радиоак­ тивными веществами в открытом виде и по роду своей работы могут подвергаться облучению.

Категория Б — отдельные лица из населения, проживающие на территории наблюдаемой зоны, где доза излучения может превышать установленный предел; размеры наблюдаемой зоны устанавливаются органами Министерства здравоохранения

СССР.

Категория В — население в целом. Для категорий А и Б установлены допустимые дозы излучения в предположении, что для этих категорий лиц с точки зрения возможных последствий решающее значение может иметь соматическое действие излу­ чения на организм человека. Поэтому допустимые дозы излуче­ ния для категорий А и Б названы соматическими.

Для лиц категории А установлены так называемые сомати­ ческие предельно допустимые дозы (ПДД) излучения, а для лиц категории Б — соматические пределы доз (ПД) излучения.

Предельно допустимая доза — годовой уровень облучения персонала, не вызывающий при равномерном накоплении дозы в течение 50 лет обнаруживаемых современными методами не­ благоприятных изменений в состоянии здоровья облучаемого лица и его потомства. Хотя предельно допустимая доза для пер­ сонала является соматической, предполагается, что при сущест­ вующей численности персонала, занятого работой с источни­ ками ионизирующих излучений, эта доза не вызывает неблаго­ приятных последствий также и в его потомстве. Это значит, что соматическая ПДД согласована с допустимым уровнем облуче­ ния с точки зрения генетического действия радиации на чело­ вечество в целом.

Предел дозы — допустимый среднегодовой уровень облуче­ ния отдельных лиц из населения, контролируемый по усреднен­ ной дозе внешнего излучения, радиоактивным выбросом и радиоактивной загрязненности объектов внешней среды. Пред­ полагается также, что соматический предел дозы для лиц кате­

147

гории Б не вызовет неблагоприятных генетических последствий

унаселения в целом.

ИПДД и ПД зависят от того, какие органы и ткани под­

вергаются внешнему и внутреннему облучению. В связи с этим установлены четыре группы критических органов и тканей.

При более или менее равномерном облучении всего тела критическими органами и тканями являются такие ткани тела, которые наиболее чувствительны к облучению и функции ко­

ка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталики глаз и дру­

покров всего тела (кроме кожи кистей, предплечий, лодыжек и стоп);

IV группа — кисти, предплечья, лодыжки и стопы.

Т а б л и ц а 5.3

Значения ПДД и ПД приведены в табл. 5.3. Они не вклю­ чают доз, полученных пациентами при медицинских процедурах, и доз, обусловленных естественным радиационным фоном. При расчетах естественный радиационный фон можно принять рав­ ным в среднем 0,1 бэр/год.

Как видно из табл. 5.3, основная ПДД при облучении всего организма или отдельных органов I группы для лиц категории А (персонал) установлена равной 5 бэр в течение 1 года. Следо­ вательно, радиационная безопасность осуществляется, если по­

148

лучаемая персоналом эквивалентная доза в год (см. § 2) не пре­ вышает указанной ПДД:

При определении эквивалентной дозы следует принять значения коэффициентов качества, приведенных в табл. 5.4.

Коэффициент распределения КР, используемый при расчете эквивалентной дозы остеотропных изотопов (концентрирую­ щихся в костях и костных тканях), принят равным 5, если рас­ считывается доза а- или (3-излучения, и 1, если рассчитывается доза у-излучения, для 226Ra /СР=1.

В отдельных случаях лица категории А могут получить одно­ кратно в течение одного квартала в году дозу для всего орга­ низма, гонад или костного мозга, не превышающую 3 бэр (за исключением женщин в возрасте до 30 лет).

Суммарная доза облучения всего организма, гонад или крас­

где Т — возраст, годы.

Во всех случаях доза, накопленная в возрасте 30 лет, не должна превышать 60 бэр. Кроме того, как следует из формулы (5.22), не разрешается подвергать профессиональному облуче­ нию лиц моложе 18 лет.

При выполнении практических расчетов по оценке радиа­ ционной опасности ориентировочно можно пользоваться произ­ водными от ПДД величинами, полученными в предположении

и у-излучений— 0,1 р в неделю. Последняя величина соответст­ вует средней предельно допустимой мощности экспозиционной дозы 2,8 мр/ч (если считать, что профессиональный работник равномерно облучается в течение 36 ч в неделю). Мощность экспозиционной дозы легко контролируется существующими дозиметрическими приборами.

Однако следует еще раз подчеркнуть, что, согласно НРБ—69, основной величиной, определяющей радиационную безопасность персонала, является годовая ПДД, равная 5 бэр.

В исключительных случаях разрешается облучение, приво­ дящее к превышению годовой ПДД в 2 раза в каждом отдель­ ном случае или в 5 раз на протяжении всего периода работы.

Нормы радиационной безопасности предусматривают также случаи аварийного облучения персонала. Каждое внешнее об­ лучение в дозе до 10 бэр должно быть так скомпенсировано, чтобы в течение последующих 5 лет накопленная доза не пре­ вышала величину, определяемую формулой (5.22).

149