Взвешивающие факторы wt и вероятность смертельных исходов ст от злокачественных опухолей и наследственных дефектов*1 в результате облучения на 1 человека при эквивалентной дозе 1 Зв в данном органе

Орган или ткань	Заболевание	ст*2, 10-2 1/(чел-Зв)	WТ
Гонады	Наследственные дефекты*1	0,40	0,25
Молочная железа	Рак	0,25	0,15
Красный костный мозг	Лейкемия	0,20	0,12
Легкие	Рак	0,20	0,12
Щитовидная железа	Рак	0,05	0,03
Поверхность кости	Злокачественные новообразования	0,05	0,03
Все другие органы	Тоже	0,50*3	0,30*3
Всего:		1,65	1,00
Из них злокачественные опухоли		1,25

*¹ У первых двух поколений потомства облученных лиц.

*² Приведенные значения C₁. для задач радиационной безопасности следует рассматривать как ориентировочные. В действительности они зависят от многих факторов: возраста, пола и т.д.

*³ Это значение распределяется поровну между пятью оставшимися органами и тканями, которые получили самую высокую эквивалентную дозу.

При равномерном облучении всего организма эквивалентная доза в каждом органе или ткани одна и та же и равна H_Е. Таким образом, эффективная эквивалентная доза при неравномерном по органам и тканям облучении организма равна такой эквивалентной дозе при равномерном облучении, при которой риск неблагоприятных последствий будет таким же, как и при данном неравномерном облучении.

В табл. 3.6 приведены численные значения W_T рекомендовавшиеся МКРЗ до 1990г. Они были установлены на основании радиобиологических и медицинских исследований. Последние рекомендации МКРЗ о W_t приведены в главе 5.

Величину r_е называют коэффициентом риска возникновения стохастических эффектов. В соответствии с табл. 3.6 до 1990 г. ее рекомендованная величина равнялась 1,65·10^-2 1/(чел·Зв).

Единицы эффективной эквивалентной дозы и ее мощности совпадают с единицами эквивалентной дозы и ее мощности соответственно.

Эквивалентная доза или эффективная эквивалентная доза являются индивидуальными критериями опасности, обусловленными ионизирующим излучением. Эти величины являются индивидуальными дозами. На практике, особенно при широком использовании атомной энергии, возникает необходимость оценивать меру ожидаемого эффекта при облучении большого контингента людей — персонала или населения.

Для этого используется величина — эффективная коллективная доза, определяющая полное воздействие на популяцию:

(3.26)

где H_Ei— средняя эффективная эквивалентная доза на i-ю подгруппу популяции; N_i — число лиц в подгруппе, получивших эквивалентную дозу Н_Еi. Единицей измерения коллективной дозы в СИ является человеко-зиверт (чел-Зв), внесистемная единица — человеко-бэр (чел-бэр).

КЕРМА-ПОСТОЯННАЯ И ΚΕΡΜΑ-ЭКВИВАЛЕНТ ИСТОЧНИКА

При работе с радионуклидами необходимо помнить, что число распадов источника γ-излучения не определяет степень его ионизирующего воздействия. Оно также зависит от схемы распада, т.е. количества фотонов, приходящихся на один распад, и энергии фотонов. Поэтому вводят величины однозначно характеризующие данный радионуклид как γ-излучатель. Такими характеристиками являются гамма-постоянная и гамма-эквивалент радионуклида. Как известно, гамма-эквивалент и гамма-постоянная определяются через экспозиционную дозу. В связи с переходом к СИ и отказом от использования экспозиционной дозы, как дозиметрической величины, введены новые величины для характеристики источников γ-излучения: керма-постоянная и керма-эквивалент соответственно. Керма- постоянная (постоянная мощности воздушной кермы радионуклида) Г_δ определяется как отношение мощности воздушной кермы К, создаваемой фотонами с энергией больше заданного порогового значения от точечного изотропно-излучающего источника данного радионуклида, находящегося в вакууме* на расстоянии l οт источника, умноженной на квадрат этого расстояния к активности А источника:

Г_δ = (К · l²)/A. (3.27)

* Подчеркнуто, что источник находится в вакууме. Это означает, что в пространстве, окружающем элементарный воздушный объем в точке детектирования, рассеяния и поглощения не происходит.

Единица керма-постоянной в СИ — [Гр·м²/(с·Бк)].

Более предпочтительная единица измерения — [аГр·м²/(с·Бк)].

Физический смысл керма-постоянной — мощность воздушной кермы, создаваемая в

вакууме γ-излучателем точечного изотропно-излучающего источника с энергией больше заданного порогового значения d активностью 1 Бк на расстоянии 1 м.

Керма-постоянная определяется по мощности воздушной кермы. Это удобно при решении практических задач, т.к. керма применима для определения полей как фотонов, так и электронов в любом диапазоне дозы энергий излучения и не вводит неоднозначных параметров в расчеты.

В определении керма-постоянной вводится ограничение со стороны низких энергий, обозначаемое символом δ. Рекомендуется принимать δ=30 кэВ. Это сделано для того, чтобы можно было пренебречь поглощением фотонов низких энергий в материале источника (самопоглощение), в материале фильтров, в воздухе и т.д.

Различают дифференциальные и полные керма-постоянные. Дифференциальная керма-постоянная (Γ_δί) относится к определенной моноэнергетической (какой-нибудь одной) линии гамма-спектра радионуклида. Полная керма-постоянная (или просто керма-постоянная) равна сумме всех дифференциальных.

И, естественно, зная керма-постоянные, активности радионуклидов и расстояния от источника до детектора легко из формулы (3.25) определить мощность воздушной кермы:

K = A·Г_δ/l². (3.28)

Широко ранее использовавшаяся гамма-постоянная Γ_γ (постоянная мощности экспозиционной дозы) характеризовала мощность экспозиционной дозы, создаваемой фотонами всех линий точечного изотропного радионуклидного источника активностью 1 мКи на расстоянии 1 см без начальной фильтрации.

Таким образом, гамма-постоянная радионуклида определяется отношением мощности экспозиционной дозы, создаваемой не фильтрованным γ-излучением от точечного источника на расстоянии l₀ от источника, умноженной на квадрат этого расстояния к активности А_о источника:

Γ_γ= (Р_Эксп·l²)/A (3·29)

Аналогично керма-постоянной различают полную и дифференциальную гамма-постоянные.

Единица гамма-постоянной — [Р·см²/(ч·мКи)].

Из определения Γ_γ и Г_δ следует, что

Г_δ[аГр·м²/(с·Бк)] = 6,55 · Г_у [Р·см²/(ч·мКи)]. (3.30)

Приведем еще одно полезное для быстрых расчетов эмпирическое соотношение

Γ_γ(Ρ · м²/(ч·Ки) = 0,5 · E, (3.31)

его точность ±20%. Здесь E — полная энергия фотонов на 1 распад (МэВ).

Из выражений (3.29) и (3.31) можно получить эмпирическое уравнение для быстрой оценки мощности экспозиционной дозы для точечного гамма-источника:

Pэксп(Р/час) = (0,5·А·E)/l². (3.32)

Точность выражения (3.32) — 20%.

Например, вычислим P_эксп для источников с ¹³⁷Cs ⁶⁰Co активностью 1Ки каждый на расстоянии 1м.

В 100% распадов ⁶⁰Co образуются два фотона с энергией 1,17 и 1,33 МэВ; их сумма 2,5 МэВ.

В 95% распадов ¹³⁷Cs образуется ¹³⁷Ba. В 90% распадов ¹³⁷Ba образуется фотон с энергией 0,662 МэВ. Т.е. для ¹³⁷Cs E = (0,9·0,95)·0,662 = 0,56 МэВ/распад.

Таким образом при А = 1 Ки и на расстоянии 1 м:

• для ⁶⁰Co P _эксп = 0,5·2,5 (МэВ/распад)· 1 Ки/1м² = 1,3 Р/час

• для ¹³⁷Cs P _эксп = 0,5·0,56 (МэВ/распад)· 1 КиАм² = 0,28 Р/час.

На практике часто приходилось сравнивать между собой источники γ-излучений по их дозовым характеристикам в воздухе при одинаковых условиях измерения. Так появилась величина, называемая радиевым гамма-эквивалентом, предназначенная для оценки поля γ-излучения в воздухе. Для этой величины в качестве эталонного принималось γ-излучение ²²⁶Ra, находящееся в равновесии с основными дочерними продуктами распада после фильтра из платины толщиной 0,5 мм.

Поэтому, внесистемная единица радиевого гамма-эквивалента — миллиграмм-эквивалент радия (мг-экв. Ra). Его γ-излучение при данной фильтрации и тождественных условиях измерения создает такую же мощность экспозиционной дозы, как и γ-излучение 1 мг Государственного эталона радия в равновесии с основными дочерними продуктами распада при использовании платинового фильтра толщиной 0,5 мм. Из экспериментов следует, что точечный источник радия активностью 1 мКи, находящийся в равновесии с дочерними продуктами распада и с фильтром из платины толщиной 0,5 мм, создает на расстоянии 1 см мощность экспозиционной дозы 8,4 Р/ч. Для Государственного эталонного источника можно условно записать:

Г_yRa = 8,4 P·cм²/(ч·мг-экв.Ra). (3.33)

Радиевый гамма-эквивалент активности m радионуклидов определяется по следующей простой формуле:

m=A·Γ_γ/8,4, (3.34)

где: m—гамма-эквивалент, мг-экв .Ra;

Γ_γ — гамма-постоянная радионуклида;

А — активность радионуклида, мКи.

Как отмечалось выше, вместо гамма-эквивалента определявшегося во внесистемных единицах, введен керма-эквивалент определяемый в единицах СИ и предназначенный как и радиевый гамма-эквивалент для оценки γ-излучения в воздухе.

Керма-эквивалент источника K₁ — мощность воздушной кермы К γ-излучения с энергией фотонов больше заданного порогового значения d точечного изотропно-излучающего источника, находящегося в вакууме на расстоянии l от источника, умноженная на квадрат этого расстояния:

K₁=K·l². (3.35)

Единица керма-эквивалента в СИ — (Гр·м²/с).

Более предпочтительные единицы: нГр·м²/с; мкГр·м²/с; мГр·м²/с.

Из (3.28) и (3.35) следует:

K₁(аГp·м²/c) =А(Бк)·Г_δ[аГр·м²/(с·Бк)]. (3.36)

Физический смысл керма-эквивалента — мощность воздушной кермы, создаваемая γ-излучением с энергией больше заданного порогового значения d от данного точечного изотропного радионуклида источника в вакууме на расстоянии l= 1 м от источника.

Хотя К, и m разные величины между ними существует следующее приближенное соответствие:

K₁(нГp·м²/c)~2m(мг-экв. Ra). (3.37)

В табл.3.7 приведены значения Г_δ, Г_γ, K₁ и т для наиболее часто используемых радионуклидов в качестве источников γ-излучения.

Керма-эквивалент объемного источника равен сумме керма-эквивалентов составляющих его точечных источников с учетом самопоглощения, возможного ослабления излучения в окружающей источник среде и рассеяния в источнике и окружающей среде.

Таблица 3.7

Керма-постоянная Γ_δ; гамма-постоянная Γ_γ; керма-эквивалент K_i и гамма-эквивалент m для некоторых радионуклидов

Нуклид	Период полураспада T	Гδ, аГр·м2 (с-Бк)	Гγ Р·см2/(ч·мКи)	K1 нГр·м·с	m мг·экв Ra
40K	1,28· 109 лет	5,1	0,19	1,9	0,09
60Со	5,3 года	84,6	13,0	3,1	1,54
131J	8,0 сут.	14,2	2,2	0,52	0,26
137Cs	30 лет	21,3	3,2	0,80	0,40
134Cs	2,0 года	57,4	8.7	2,06	1,03
155Eu	5,0 лет	2.6	0,4	0,1	0,05
170Tm	129 сут	0,2	0,008	0,06	0,004
192Ir	74 сут.	30,0	4,6	1,1	0,54
226Ra*	1600 лет	59,5	9,0	2,14	1,07
226Ra**	1600 лет	55,3	8,4	2.0	1

* Радий в равновесии с основными дочерними продуктами распада до RaD

** Радий в равновесии с основными дочерними продуктами распада посте фильтра 0,5 мм платины