- •Введение
- •Систематика задач дозиметрии
- •История деятельности комиссии по радиологической защите
- •Развитие рекомендаций комиссии рекомендация 60
- •Цели данной публикации
- •Область применения рекомендаций комиссии
- •Раздел 1. Поле ионизирующего излучения, основные понятия
- •1.1. Основные типы полей ионизирующего излучения
- •1.2. Основные единицы измерения поля излучения
- •Радиевый гамма-эквивалент. Керма-эквивалент
- •1.3. Векторные и скалярные характеристики поля излучения
- •1.3.1. Скалярные характеристики поля излучения
- •1.3.2. Векторные характеристики поля излучения
- •1.4. Связь между характеристиками поля излучения и показаниями детектора
- •Раздел 2. Классификация источников ионизирующего излучения
- •2.1. Типы радионуклидных источников
- •2.2. Геометрия узкого и широкого пучка гамма–излучения
- •Раздел 3. Основные закономерности ослабления фотонного излучения
- •3.1. Интенсивность излучения точечного изотропного моноэнергетического источника
- •3.2. Интенсивность излучения точечного источника излучения, (тонкий луч)
- •3.3. Интенсивность в точке
- •3.4. Ослабление потока фотонного излучения
- •Раздел 4. Дозовые характеристики поля излучения основные дозиметрические величины
- •4.1. Экспозиционная доза и ее мощность, единицы измерения
- •4.1.1. Экспозиционная доза.
- •4.1.2. Эффективный атомный номер вещества
- •4,1.3. Энергетические эквиваленты рентгена
- •4.1.4. Мощность экспозиционной дозы, уровень радиации
- •4.1.5. Связь между мощностью дозы и интенсивностью излучения
- •4.1.5.Гамма–постоянная и гамма–эквивалент
- •4.1.6. Керма–постоянная и керма–эквивалент
- •4.2. Поглощенная доза и ее мощность
- •4.2.1. Поглощенная доза, единицы измерения
- •4.2.2. Мощность поглощенной дозы
- •4.2.3. Распределение дозы по глубине биоткани
- •4.3. Керма и ее мощность
- •4.4. Биологическое действие ионизирующего злучения
- •4.4.1. Особенности воздействия ионизирующего излучения при действии на живой организм
- •4.4.2. Концепция безпороговой линейной зависимости доза–эффект
- •4.4.3. Зависимость доза–эффект в радиобиологии
- •4.5. Эквидозиметрия ионизирующих излучений
- •4.5.1. Эквивалентная доза, единицы измерения
- •4.5.2. Мощность эквивалентной дозы, единицы измерения
- •4.5.3. Эффективная эквивалентная доза
- •4.6. Современная система дозиметрических величин
- •4.6.1. Вспомогательные дозиметрические величины
- •4.6.2. Нормируемые дозиметрические величины
- •4.6.3. Операционные дозиметрические величины
- •5. Принципы и методы дозиметрии
- •5.1. Понятие о детекторе и основные требования
- •5.2. Схемы связи детекторов с электронными устройствами
- •5.3. Основные характеристики детекторов в дозиметрии
- •5.4. Ионизационный метод в дозиметтрии
- •5.4.1. Ионизационные камеры в дозиметрии
- •5.4.2. Газоразрядные счетчики
- •Раздел 6. Радиационная безопасности
- •6.1. Концептуальные основы радиационной безопасности
- •6.2. Цель и задачи радиационной безопасности
- •6.3. Риск, радиационный риск в ряду рисков
- •6.3.1. Концепция приемлемого риска.
- •6.4. Главные нормативные документы
- •6.4.1. Принципы нормирования в области радиационной безопасности
- •6.4.2. Основные пределы доз.
- •6.4.3. Допустимые уровни
- •6.4.4. Рабочие контрольные уровни
- •6.5. Естественные и искуственные источники радиации
- •6.5.1. Естественные источники излучений
- •6.5.2. Контроль и учет доз облучения
- •6.5.3. Индивидуальный контроль внутреннего облучения
- •6.5.4. Оценка годовых эффективных доз внешнего облучения
- •Введение
- •Раздел 1. Поле ионизирующего излучения, основные понятия
- •1.1. Основные типы полей ионизирующего излучения
- •1.2. Основные единицы измерения поля излучения
- •1.3. Векторные и скалярные характеристики поля излучения
- •1.3.1. Скалярные характеристики поля излучения
- •1.3.2. Векторные характеристики поля излучения
- •1.4. Связь между характеристиками поля излучения и показаниями детектора
- •Раздел 2. Классификация источников ионизирующего излучения
- •2.1. Типы радионуклидных источников
- •2.2. Геометрия узкого и широкого пучка гамма–излучения
- •Раздел 3. Основные закономерности ослабления фотонного излучения
- •3.1. Интенсивность излучения точечного изотропного моноэнергетического источника
- •3.2. Интенсивность излучения точечного источника излучения, (тонкий луч)
- •3.3. Интенсивность в точке
- •3.4. Ослабление потока фотонного излучения
4.6.2. Нормируемые дозиметрические величины
Научной основой радиационной безопасности служат многолетние эпидемиологические исследования групп облученных людей. Цель таких исследований – выявление закономерностей действия ионизирующего излучения в области малых доз, характерных для условий нормальной эксплуатации источников излучения. Наибольший вклад в развитие радиационной безопасности внесли результаты изучения радиационных эффектов у жертв военного применения атомного оружия, переживших атомные бомбардировки Хиросимы и Нагасаки. По мере изучения биологических эффектов излучения и становления ядерной науки и техники, развивались концепции нормирования – от концепции эквивалента дозы через эффективный эквивалент дозы к современной концепции эффективной дозы.
В конце 80-х концепция обеспечения радиационной безопасности получила современное представление в виде Рекомендаций МКРЗ 1990 года, которыми была предложена концепция «эффективной эквивалентной дозы». Эта концепция является результатом последовательного развития представлений о биологическом действии ионизирующего излучения и поиска меры воздействия ионизирующего излучения, отвечающей целям радиационной безопасности. Использование эффективной дозы позволяет перейти от характеристик поля ионизирующего излучения к социально обусловленной мере воздействия излучения на человека - ущербу, использование которого создает условия для приведения к единому стоимостному знаменателю вреда, затраты и выгоды от использования источников ионизирующего излучения. Согласно МКРЗ ущерб – «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 учитываются:
1) вероятности 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 жизни в результате реализации тех или иных стохастических эффектов.
Облучение вызывает эффекты двух классов: стохастические и детерминированные (нестохастические). К стохастическим эффектам, реализация которых имеет вероятностный характер, относят радиогенные раки (злокачественные опухоли и лейкозы) и тяжелые наследственные болезни. Все остальные эффекты, как правило, относят к классу детерминированных (нестохастических). Вероятность реализации воздействия излучения в виде того или иного эффекта зависит от дозы облучения и времени, прошедшего после облучения. Для целей радиационной безопасности, как правило, рассматривается вероятность, отнесенная ко всей ожидаемой продолжительности жизни человека -т.н. пожизненная вероятность. Пожизненную вероятность эффектов, приводящих к смерти человека, обычно называют вероятностью преждевременной смерти. Дозовая зависимость пожизненной вероятности для детерминированных эффектов имеет в области больших доз порог, ниже которого проявление эффекта практически невозможно. При превышении порога эта вероятность быстро приближается к единице. Для пожизненной вероятности реализации стохастических эффектов принята линейная зависимость от дозы.
Величина ущерба равна произведению пожизненной вероятности смерти от радиогенного рака на среднее число лет, которые в результате могут быть потеряны. Последняя величина не зависит от дозы облучения и лежит в строго ограниченных пределах (10-30 лет) в зависимости от того, какой орган облучен. Вероятность преждевременной смерти в результате реализации стохастических эффектов зависит от того, какой орган облучен, от эквивалентной дозы в органе, от возраста человека в момент облучения. Для населения в целом эта вероятность равна 6∙10-2 при равномерном облучении всего тела с эквивалентной дозой 1 Зв. Облучение отдельного человека приводит к редким событиям, имеющим дискретный спектр размеров, поэтому применение эффективной дозы для оценки индивидуального ущерба практически бесполезно, поскольку неопределенности таких оценок для конкретного человека громадны.
Эффективную дозу целесообразно использовать для прогнозной оценки пожизненного ущерба при облучении больших групп людей. Необходимо подчеркнуть, что МКРЗ в определении меры пожизненного радиологического ущерба оставляет за рамками рассмотрения вероятность реализации этого ущерба в течение оставшейся после облучения человеческой жизни. Человеческая смерть есть уникальная реализация одного из множества пожизненных рисков различной природы: риска умереть от сердечно-сосудистого заболевания; в результате аварии на транспорте; стихийного бедствия и т.д. Радиологический пожизненный риск преждевременной смерти является только одним из элементов этого множества. Таким образом, эффективную дозу следует рассматривать как меру радиологического ущерба, не рассматривая возможность реализации этого ущерба в виде возникновения у облученного какого-то заболевания в оставшийся период жизни. Дозиметрической величиной, предназначенной для оценки радиологического ущерба в области облучения с малыми дозами, является коллективная эффективная доза S, равная для коллектива из N человек сумме индивидуальных эффективных доз Е,..., E. Единица эффективной коллективной дозы - человеко-зиверт (чел.-Зв). В области малых доз облучению с эффективной коллективной дозой 1 чел-Зв. соответствует ущерб, равный потере 1 чел-года полноценной «коллективной» жизни облученного коллектива. Абсолютное значение коллективной дозы подобно сумме температур больных в какой-нибудь больнице и не несет полезной информации. Коллективную дозу следует использовать для сравнения последствий облучения разных групп людей при анализе соотношения «затраты - выгода». За пределами области облучений с малыми дозами, в случае, когда эффективная доза, полученная в течении года, превышает 200 мЗв, коллективную дозу применять для оценки потенциальных последствий облучения не следует. В этом случае нужно использовать более общий подход, основанный на концепции риска, как это сделано в НРБ-2000.
