A. зиверт B. беккерель C. грей D. бэр E. рентген F. рад

2. Системной единицей измерения экспозиционной дозы облучения является

A. грей B. кюри C. рад D. рентген E. беккерель F. кулон/кг G. зиверт H. бэр

3. Какие ткани относятся к радиорезистентным

A. костная B. лимфоидная C. нервная D. хрящевая E. миелоидная F. кишечный эпителий

4. Среди серосодержащих радиопротекторов В ВС РФ в качестве табельного радиозащитного средства применяется

A. цистамин B. цистафос C. циститон

5. Поглощенная доза облучения это -

A. количество радионуклидов, поступивших в организм любыми путями B. количество энергии, переданной излучением веществу в расчете на единицу его массы C. доза облучения, накопленная в результате поглощения радиоактивных изотопов D. суммарный заряд частиц с электрическим зарядовм одного знака в объеме воздуха к массе воздуха в этом объеме

6. Системной единицей поглощенной дозы облучения являются

A. зиверт B. грей C. беккерель D. рад E. рентген F. бэр G. кюри

7. К корпускулярным видам ионизирующих излучений относятся

A. альфа-излучение B. бета-излучение C. гамма-излучение D. рентгеновское излучение

E. нейтронное излучение

8. Что называют результатом прямого действия ионизирующего излучения?

A. изменение молекул, которые возникают в результате поглощения энергии самими молекулами B. изменение молекул, вызванные продуктами радиолиза воды C. изменение молекул, вызванные действием гидроперекисей

9. Процессами, протекающими на химической стадии в действии ионизирующих излучений являются

A. перераспределение поглощенной энергии внутри молекул и между ними B. образование свободных радикалов C. поглощение энергии излучения D. репарация и биологическое усиление E. образование ионизированных и возбужденных молекул F. реакции свободных радикалов между собой и с неповрежденными биомолекулами

10. К нелетальным реакциям клеток на облучение относят

A. лучевой блок митозов B. репродуктивная гибель C. интерфазная гибель D. нарушение специфических функций E. мутации

11. В основе репродуктивной гибели клеток лежат

A. генетически программируемые механизмы (апоптоз) B. повреждения ядерных и митохондриальных мембран C. гиперактивация процессов поли-АДФ-рибозилирования D. хромосомные абберации

12. Единицами измерения экспозиционной дозы облучения являются

A. грей B. кюри C. рад D. рентген E. кулон/кг F. зиверт G. бэр

13. Какие виды излучения относятся к редкоионизирующим?

A. гамма излучение B. альфа-излучение C. рентгеновское излучение D. нейтронное излучение

14. Процессами, составляющими биологическую стадию в действии ионизирующих излучений являются

A. перераспределение поглощенной энергии внутри молекул и между ними B. образование свободных радикалов C. поглощение энергии излучения D. репарация и биологическое усиление первичных повреждений E. образование ионизированных и возбужденных атомов и молекул F. реакции между свободными радикалами и их связывание с биомолекулами

15. Интерфазная форма гибели клеток -

A. полная утрата способности клеток к делению B. временная утрата способности клеток к делению C. замедление процесса клеточного деления D. гибель клеток вне связи с процессами клеточного деления

16. Какие ткани относятся к высокорадиочувствительным?

A. костная B. лимфоидная C. нервная D. хрящевая E. миелоидная

17. В экспериментальной радиобиологии наиболее надежной количественной характеристикой эффекта радиопротектора является

A. процент защиты B. коэффициент защиты C. фактор уменьшения дозы (ФУД) облучения

18. Единицы измерения поглощенной дозы излучения 1 Гр и 1 рад соотносятся, как

A. 1 рад=100Гр B. 1Гр=1рад C. 1Гр=100рад D. 1000рад=1 Гр

19. Радиационный блок митозов это -

A. полная утрата способности клеток к делению

B. временная утрата способности клеток к делению

C. замедление процесса клеточного деления

D. гибель делящихся клеток

20. Радиочувствительность каких клеток не соответствует правилу Бергонье и Трибондо?

A. эритроцитов B. нейронов C. лимфоцитов D. базофилов E. клеток Клара

21. В течении костномозговой формы острой лучевой болезни выделяют следующие периоды

A. период абортивной лихорадки B. период восстановления (разрешения)

C. период первичной реакции на облучение (начальный) D. лимфопенический

E. период разгара F. период мнимого благополучия (скрытый)

G. период первичного опустошения

22. Для купирования рвоты в период первичной реакции на облучение применяются

A. цистамин B. диметпрамид C. афин D. диксафен E. унитиол

23. Какие гематологические изменения характерны для периода первичной реакции на облучение?

A. лимфопения B. лимфоцитоз C. нейтрофильный лейкоцитоз D. эритропения

24. К вероятным (стохастическим) эффектам облучения человека относятся:

A. злокачественные опухоли B. бесплодие C. лучевая катаракта

25. Основную часть дозы облучения население Земного шара получает от

A. естественных источников ионизирующего излучения

B. источников ионизирующего излучения, используемых в медицине

C. источников ионизирующего излучения, применяемых в атомной энергетике

D. радиоактивных осадков от ядерных взрывов

26. На начальника медицинской службы воинской части возлагается организация индивидуального контроля доз облучения

A. у всего личного состава медицинской службы B. у раненых и больных на этапах медицинской эвакуации C. у всего личного состава части D. у личного состава при проведении медицинских обследований

27. Наиболее эффективно защищают от гамма-излучения материалы, в которых преобладают

A. тяжелые металлы B. легкие металлы C. водород

28. В соответствии с официальными документами однократным называется облучение, при котором не менее 80 % дозы индивидуум получает не более за * суток

29. Минимальная доза общего однократного внешнего гамма-облучения, вызывающая острую лучевую болезнь оценивается величиной * Гр

30. Минимальная доза общего однократного внешнего гамма-облучения, вызывающая острую лучевую болезнь в костномозговой форме, оценивается величиной * Гр

31. Минимальная доза общего однократного внешнего гамма-облучения, вызывающая кишечную форму острой лучевой болезни, оценивается величиной * Гр

32. Минимальная доза общего однократного внешнего гамма-облучения, вызывающая церебральную форму острой лучевой болезни, оценивается величиной * Гр

33. Развитие острой лучевой болезни легкой степени можно ожидать при общем однократном равномерном облучении в дозах от 1 до * Гр

34. Развитие острой лучевой болезни средней степени тяжести можно ожидать при общем однократном равномерном внешнем облучении в дозах от 2 до * Гр

35. Развитие острой лучевой болезни тяжелой степени можно ожидать при общем однократном равномерном облучении в дозах от * до 6 Гр

36. Развитие острой лучевой болезни крайне тяжелой степени можно ожидать при общем однократном равномерном облучении в дозах превышающих * Гр

37. При острой лучевой болезни средней степени тяжести у лиц, не принимавших противорвотных средств, в период первичной реакции на облучение наблюдается рвота

A. однократная B. повторная C. многократная D. неукротимая

A. в первые часы после облучения B. на 2 сутки после облучения C. на 7-9 сутки после облучения D. в конце скрытого периода

39. К вероятностному (стохастическому) эффекту облучения человека относится:

A. злокачественные опухоли B. бесплодие C. аномалии развития плода D. лучевая катаракта E. острая лучевая болезнь

40. Для стохастических эффектов облучения характерно:

A. отсутствие дозового порога B. пропорциональность выраженности эффекта дозе

C. вероятностный характер проявления D. наличие дозового порога

41. Основную часть дозы ионизирующего излучения население земного шара получает от:

A. естественных источников B. эксплуатации АЭС C. испытаний ядерного оружия

D. применения источников ионизирующих излучений в медицине

42. На следе облака ядерного взрыва основную дозу облучения военнослужащие получают от:

A. внешнего гамма-облучения B. внешнего бета-излучения C. внутреннего облучения

43. На начальника медицинской службы воинской части возлагается организация индивидуального контроля доз облучения:

A. всего личного состава медицинской службы B. раненых и больных, поступающих на этап медицинской эвакуации C. всего личного состава части D. всего личного состава при проведении медицинского обследования E. командования части

44. К ионизирующим излучениям относятся:

A. ультразвуковое излучение B. быстрые нейтроны C. СВЧ-излучение

D. "мягкое" рентгеновское излучение

45. Укажите единицы измерения в системе СИ для каждого из перечисленных видов дозы излучения:

A. экспозиционная B. поглощенная C. эквивалентная а) Гр б) Зв в) Кл/кг

46. Перечислите ионизирующие излучения трех видов в порядке возрастания их биологической эффективности для организма человека при внешнем облучении:

A. бета-излучение B. нейтроны C. альфа-излучение

47. Для нестохастических эффектов облучения характерно:

A. отсутствие дозового порога B. прямая зависимость выраженности эффекта от дозы

C. вероятностный характер D. альтернативный характер

48. К критериям для разделения следа облака ядерного взрыва на зоны радиоактивного заражения относится:

A. дозы на местности до полного распада продуктов ядерного взрыва

B. дозы облучения, получаемые открыто расположенным личным составом за счет действия проникающей радиации ядерного взрыва

C. дозы облучения получаемые открыто расположенным личным составом за счет действия всех радиационных факторов ядерного взрыва

49. Пострадавшие с изолированными радиационными поражениями составят наибольшую долю санитарных потерь при:

A. воздушном ядерном взрыве боеприпаса сверхмалого калибра

B. воздушном ядерном взрыве боеприпаса среднего калибра

C. подземном ядерном взрыве боеприпаса среднего калибра

D. наземном ядерном взрыве боеприпаса сверх крупного калибра

50. Наиболее эффективно экранируют от гамма-излучения материалы, в которых преобладают:

A. тяжелые металлы B. легкие металлы C. водород D. углерод

51. Наиболее эффективно экранируют от нейтронного излучения материалы, в которых преобладают:

A. тяжелые металлы B. легкие металлы C. водород D. азот

52. Показатели, характеризующие экранирующую способность материалов, используемых для физической защиты от ионизирующих излучений:

A. линейная передача энергии B. слой половинного ослабления C. фактор изменения дозы D. коэффициент ослабления E. линейная плотность ионизации

53. Абсолютное содержание лимфоцитов в периферической крови является прогностическим критерием тяжести ОЛБ от внешнего облучения:

A. в первые 1 сутки после облучения B. на 2-3 сутки после облучения C. на 8-9 сутки после облучения D. в конце "скрытого" периода E. в первые часы после облучения

A. в первые часы после облучения B. на 1-2 сутки после облучения C. на 7-9 сутки после облучения D. в конце "скрытого" периода E. в начале периода разгара

55. Выберите эффективные мероприятия первой врачебной помощи при поступлении в организм продуктов ядерного взрыва с зараженным продовольствием:

A. назначение радиопротекторов B. назначение противорвотных средств C. промывание желудка D. назначение солевых слабительных E. промывание толстой кишки

56. Выберите эффективные мероприятия первой врачебной помощи при заражении глаз и открытых участков кожи продуктами ядерного взрыва:

A. назначение радиопротекторов B. назначение противорвотных средств C. частичная санитарная обработка с использованием ИПП-11 D. наложение стерильной ватно-марлевой повязки на зараженный участок кожи E. промывание чистой водой зараженных участков кожи и глаз

57. Наличие распространенной лучевой эритемы указывает на лучевое поражение не менее чем:

A. легкой степени тяжести ОЛБ B. средней степени тяжести ОЛБ C. тяжелой степени ОЛБ

D. крайне тяжелой степени ОЛБ

58. Средства длительного поддержания повышенной радиорезистентности организма относятся к группе

A. профилактических противолучевых средств B. средств ранней патогенетической терапии

C. средств, предназначенных для временного сохранения боеспособности облученных людей

D. средств госпитальной терапии

59. Защитное действие радиопротекторов проявляется в:

A. сохранении жизни облученного человека B. ослаблении степени тяжести лучевого поражения C. профилактике развития ранней преходящей небоеспособности D. купировании симптомов общей первичной реакции на облучение

60. Проявлением защитного действия радиопротекторов является:

A. увеличение сроков жизни облученного организма B. увеличение выживаемости облученных C. купирование симптомов общей первичной реакции на облучение D. профилактика симптомов общей первичной реакции на облучение

61. Применение радиопротекторов наиболее эффективно в условиях:

A. импульсного облучения B. облучения с мощностью дозы выше 0,02 Гр/мин C. облучение с мощностью дозы ниже 0,02 Гр/мин D. пролонгированного облучения E. фракционированного облучения

62. Механизм радиозащитного действия препарата Б-190 связан с:

A. перехватом свободных радикалов B. ингибированием митотической активности клеток костного мозга C. нормализацией физического состояния возбужденных молекул D. развитием регионарной гипоксии E. кислородным эффектом

63. Фактор изменения дозы цистамина при введении человеку в оптимальной радиозащитной дозе оценивается величиной:

A. 0,1 - 0,2 B. 0,2 - 1,2 C. 1,3 - 1,4 D. 1,4 - 1,7 E. 2,0 - 2,6

64. Укажите радиопротекторы из группы имидазолинов

A. индралин B. цистамин C. нафтизин D. мексамин E. этиол

65. Представителем серосодержащих радиопротекторов является:

A. индралин B. диэтилстильбестрол C. цистамин D. нафтизин E. аминостигмин

66. К серосодержащим радиопротекторам относится:

A. РС-1 B. РДД C. Б-190 D. П-10М E. препарат C

67. К радиопротекторам из группы имидазолинов относятся:

A. Б-190 B. препарат С C. РС-1 D. РДД E. П-10М

68. Средствами длительного поддержания повышенной радиорезистентности организма являются препараты, относящиеся к группам:

C. производных имидазолинов D. продуктов получаемых из нуклеиновых кислот E. адаптогенов растительного происхождения

69.Средствами выбора при работе в условиях низкоинтенсивного пролонгированного облучения являются:

A. цистамин B. индралин C. рибоксин D. тетрафолевит E. никотинамид

70. Выберите средство при работе в условиях пролонгированного облучения:

A. настойка женьшеня B. этаперазин C. индралин D. амитетравит E. нафтизин

71. Для профилактики проявлений РПН-синдрома следует использовать:

A. цистамин B. нафтизин C. этаперазин D. никотинамид E. диксафен

72. Механизмы радиозащитного действия средств профилактики РПН-синдрома заключаются в:

A. модификации напряжения кислорода в тканях B. активации ретикуло-эндотелиальной системы C. ингибировании процессов поли-АДФ-рибозилирования D. субстратном обеспечении НАД-независимого окисления E. инактивации свободных радикалов

73. Механизм развития РПН-синдрома связан с:

A. гибелью стволовых клеток костного мозга B. раздражением хеморецепторов триггер-зоны продолговатого мозга C. афферентной импульсацией с механо- и барорецепторов желудка

D. нарушением функции нервных клеток

74. Порядок применения никотинамида:

A. 6 таблеток за 30-60 мин до облучения B. 2 таблетки за 40-60 мин до воздействия

C. 1 таблетка за 20-30 мин до облучения D. 1 таблетка при первых признаках поражения

E. 10 таблеток за 1-24 часа до облучения

75. Показанием к применению цистамина является предполагаемое облучения в дозе:

A. 0,5 Гр и выше B. 1 Гр и выше C. 10 Гр и выше D. 100 Гр и выше E. 0,1 Гр и выше

76. Выберите средства для купирования симптомов первичной реакции на облучение для пораженного с тяжелой степенью ОЛБ:

A. нафтизин B. индралин C. латран D. диметпромид E. никотинамид

77. Выберите средства для купирования симптомов общей первичной реакции на облучение:

A. цистамин B. диксафен C. зофран D. никотинамид

На любые вещества, живые организмы и их ткани.

Энциклопедичный YouTube

1 / 5

✪ Как именно убивает радиация?

✪ Подробнее о радиации

✪ Лучевая болезнь

✪ Альфа, бета и гамма излучения | Физика 11 класс #47 | Инфоурок

✪ Мощность дозы гамма-излучения

Субтитры

Всем привет! С Вами Дмитрий Побединский и я рад приветствовать вас на Канале QWERTY! товарищи давайте вспомним школьные занятия по варшаве там было много что то праге отдельные взрывы в баре и бомбы убежище итоге пускали уже не помню деталей одно году из них точно радиация опасно и порой даже смертельно но вот интересно как именно по бивает радиация просто со стороны все понятно пуля дура или что их молодецкой делают дырку в деле я запускает химические реакции и коммуникаторов под угрозу них он но также акция как именно она действует на человека давайте сначала вспомним что уже понятно вообразим чтобы уменьшились до размеров в 10 тысяч раз меньше атома тогда мы сможем увидеть то откуда берутся основные виды радиации атомное ядро как мы помним оно состоит из протонов и нет рот и я знаете у некоторых алиментов она может быть скомпонована коп грубо говоря не совсем путь дачно отчего она становится нестабильным в них есть лишняя энергия а в которое они норовят избавиться и сделать это можно несколькими способами выбросить небольшой кусочек два протона два нейтрона это они почиститься в югре нейтрон может превратиться в протон и наоборот тогда вылетает в это частица этот электронный антирекорд его двойник только с противоположным знаком и наконец ядро может просто выкинуть если же когда дети предвидя электромагнитной волны тот наподобие света ультрафиолета вели премьер этот ногам очиститься также недра может излучать нейтроны протоны развалилась на куски к тому же частицы радиации могут прилетать из космоса появляется в ускорителях и других приборах но несмотря на различия в происхождении и реструктурировать любые виды радиации действуют на организм одинаково самое главное что этот поток частиц стан кровные скоростью и энергии воздействие радиации на человека похожего снежный ком все начинается с малого но потом последствия все растут и растут пока не приведут к необратимым изменениям можно выделить несколько станций итак частицы радиации лица быстрее любых путь настолько быстро что выбивают электроны из палаток электрод отрицательный соответственно актом приема потери становится положительным ионов вот и все что делает радиация но поток свободных электронов и и они изолированы атом практически сразу же участвуют в сложные цепочки реакции в которых могут образовываться химически активные молекула в том числе так называемые свободные радикалы ну например вода из которых человек состоит нам 80 процентов под воздействием радиации распадается на два радикалов аж его свободные радикалы активно вступают в реакцию с важными биологическими молекулами доренко бил камер ширак экспериментами в результате молекула повреждаются из них часто образуются токсины нарушается нормальный обмен веществ клетки ее функционирования в целом и через какое то время она погибает но даже если клетка сильна духом богатыри держится до последнего все равно обречена ведь из за повреждения днк и мутации генов невозможно нормально деления клетки это пожалуй самая опасная радиации при большой дозе излучения пострадавших клеток очень много и могут отказывать целые только найти системы наиболее подвержены радиации ткани в которых идет активные деления клеток например костный мозг в котором прорабатывается кровь или следствие желудка которые ожидаются кислотой и должна активно регенерироваться подводя итог можно сказать радиация действуют на самом маленьком масштабе в структуру человеческого тела это словно бы обстреляли выйти крепостную стену неподготовленный снарядами а маленькие маленькими пульками так что повреждение можно легко заделать однако если поле будет огромное количество то и повреждения будут заделаться а в руках стена в итоге станет хрупкой и рано или поздно развалится но скрыться от радиации у вас с ним никогда не получится она преследует нас повсюду практически в каждом веществе есть небольшая доля нестабильных изотопов поэтому в сеул вокруг нас немножечко радиактивно компьютеры видеокамеры яблоки бананы но даже люди в человеке например каждую секунду происходит несколько тысяч радиактивных распада другое дело и интенсивности излучения конечно радиация обычных предметов очень слабая ну и безопасная фоновая радиацию вообще могла бы движителем революции ведь возможно именно благодаря ей гены мутировали так что получились мы с вами такие вот классно осталось понять как защититься от излишне дозы радиации атаку излучения вас легко спасет картонные лист а то бы это вы можете укрыться за стеклом а вот гамма излучения пронизывает все насквозь похлеще рентгена так что от него можно спастись только за толстый слой свинца другое дело если источник попадет к вам в организм выдохните радиоактивную пыль или что то съедите тогда все виды излучения буду действует на организм изнутри и последствия будут намного более серьезных по радиации нет ни запаха ни цвета ни вкуса единственное оружие против нее это знание так что как говорится производит туск прайму метос предупрежден значит вооружен на этом все кстати латвии подписывайтесь наш канал чтобы не пропустить новое видео не пренебрегайте о пожаре и спасибо за просмотр

Экспозиционная доза

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.

Коэффициент относительной биологической эффективности для различных видов излучений

Вид излучения	Коэффициент, Зв/Гр
Рентгеновское и γ-излучение	1
β-излучение (электроны , позитроны)	1
Нейтроны с энергией меньше 20 кэВ	3
Нейтроны с энергией 0,1-10 МэВ	10
Протоны с энергией меньше 10 МэВ	10
α-излучение с энергией меньше 10 МэВ	20
Тяжёлые ядра отдачи	20

Эффективная доза

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.

Значение коэффициента радиационного риска для отдельных органов

Органы, ткани	Коэффициент
Гонады (половые железы)	0,2
Красный костный мозг	0,12
Толстый кишечник	0,12
Желудок	0,12
Лёгкие	0,12
Мочевой пузырь	0,05
Печень	0,05
Пищевод	0,05
Щитовидная железа	0,05
Кожа	0,01
Клетки костных поверхностей	0,01
Головной мозг	0,05
Остальные ткани	0,05

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 .

Фиксированная эффективная эквивалентная доза (CEDE - the committed effective dose equivalent)- это оценка доз радиации на человека, в результате ингаляции или употребления некоторого количества радиоактивного вещества. СЕDЕ выражается в бэрах или зивертах (Зв) и учитывает радиочувствительность различных органов и время, в течение которого вещество остается в организме (вплоть до всей жизни). В зависимости от ситуации, СЕDЕ может также иметь отношение к дозе облучения определенного органа, а не всего тела.

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

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 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

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

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⋅10 10 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

1. Дозиметрия. Дозы облучения. Мощность дозы.

2. Биологические эффекты доз облучения. Предельные дозы.

3. Дозиметрические приборы. Детекторы ионизирующего излучения.

4. Способы защиты от ионизирующего излучения.

5. Основные понятия и формулы.

6. Задачи.

34.1. Дозиметрия. Дозы облучения. Мощность дозы

Необходимость количественной оценки действия ионизирующего излучения на различные вещества живой и неживой природы привела к появлению дозиметрии.

Дозиметрия - раздел ядерной физики и измерительной техники, в котором изучают величины, характеризующие действие ионизирующего излучения на вещества, а также методы и приборы для их измерения.

Процессы взаимодействия излучения с тканями протекают поразному для различных типов излучений и зависят от вида ткани. Но во всех случаях происходит преобразование энергии излучения в другие виды энергии. В результате часть энергии излучения поглощается веществом. Поглощенная энергия - первопричина всех последующих процессов, которые в конечном итоге приводят к биологическим изменениям в живом организме. Количественно действие ионизирующего излучения (независимо от его природы) оценивается по энергии, переданной веществу. Для этого используется специальная величина - доза излучения (доза - порция).

Поглощенная доза

Поглощенная доза (D) - величина, равная отношению энергии Δ Ε, переданной элементу облучаемого вещества, к массе Δm этого элемента:

В СИ единицей поглощенной дозы является грей (Гр), в честь английского физика-радиобиолога Луи Гарольда Грея.

1 Гр - это поглощенная доза ионизирующего излучения любого вида, при которой в 1 кг массы вещества поглощается энергия 1 Дж энергии излучения.

В практической дозиметрии обычно пользуются внесистемной единицей поглощенной дозы - рад (1 рад = 10 -2 Гр).

Эквивалентная доза

Величина поглощенной дозы учитывает только энергию, переданную облучаемому объекту, но не учитывает «качество излучения». Понятие качества излучения характеризует способность данного вида излучения производить различные радиационные эффекты. Для оценки качества излучения вводят параметр - коэффициент качества (quality factor). Он является регламентированной величиной, его значения определены специальными комиссиями и включены в международные нормы, предназначенные для контроля над радиационной опасностью.

Коэффициент качества (К) показывает, во сколько раз биологическое действие данного вида излучения больше, чем действие фотонного излучения, при одинаковой поглощенной дозе.

Коэффициент качества - безразмерная величина. Его значения для некоторых видов излучения приведены в табл. 34.1.

Таблица 34.1. Значения коэффициента качества

Эквивалентная доза (Н) равна поглощенной дозе, умноженной на коэффициент качества для данного вида излучения:

В СИ единица эквивалентной дозы называется зивертом (Зв) - в честь шведского специалиста в области дозиметрии и радиационной безопасности Рольфа Максимилиана Зиверта. Наряду с зивертом используется и внесистемная единица эквивалентной дозы - бэр (биологический эквивалент рентгена): 1 бэр = 10 -2 Зв.

Если организм подвергается действию нескольких видов излучения, то их эквивалентные дозы (Н i) суммируются:

Эффективная доза

При общем однократном облучении организма разные органы и ткани обладают различной чувствительностью к действию радиации. Так, при одинаковой эквивалентной дозе риск генетических повреждений наиболее вероятен при облучении репродуктивных органов. Риск возникновения рака легких при воздействии α-излучения радона в равных условиях облучения выше, чем риск возникновения рака кожи и т.д. Поэтому понятно, что дозы облучения отдельных элементов живых систем следует рассчитывать с учетом их радиочувствительности. Для этого используются весовые коэффициенты b T (Т - индекс органа или ткани), приведенные в табл. 34.2.

Таблица 34.2. Значения весовых коэффициентов органов и тканей при расчете эффективной дозы

Окончание табл. 34.2

Эффективная доза (Н эф) - это величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека с учетом радиочувствительности отдельных его органов и тканей.

Эффективная доза равна сумме произведений эквивалентных доз в органах и тканях на соответствующие им весовые коэффициенты:

Суммирование ведется по всем тканям, перечисленным в табл. 34.2. Эффективные дозы, как и эквивалентные, измеряются в бэрах и зивертах.

Экспозиционная доза

Поглощенная и связанная с ней эквивалентная дозы облучения характеризуют энергетическое действие радиоактивного излучения. В качестве характеристики ионизирующего действия излучения используют другую величину, называемую экспозиционной дозой. Экспозиционная доза является мерой ионизации воздуха рентгеновскими и γ-лучами.

Экспозиционная доза (Х) равна заряду всех положительных ионов, образующихся под действием излучения в единице массы воздуха при нормальных условиях.

В СИ единицей экспозиционной дозы является кулон на килограмм (Кл/кг). Кулон - это очень большой заряд. Поэтому на практике пользуются внесистемной единицей экспозиционной дозы, которая называется рентгеном (Р), 1 Р = 2,58х10 -4 Кл/кг. При экспозиционной дозе 1 Р в результате ионизации в 1 см 3 сухого воздуха при нормальных условиях образуется 2,08х10 9 пар ионов.

Связь между поглощенной и экспозиционной дозами выражается соотношением

где f - некоторый переводной коэффициент, зависящий от облучаемого вещества и длины волны излучения. Кроме того, величина f зависит от используемых единиц доз. Значения f для единиц рад и рентген приведены в табл. 34.3.

Таблица 34.3. Значения переводного коэффициента из рентген в рад

В мягких тканях f ≈ 1, поэтому поглощенная доза излучения в радах численно равна соответствующей экспозиционной дозе в рентгенах. Это обусловливает удобство использования внесистемных единиц рад и Р.

Соотношения между различными дозами выражаются следующими формулами:

Мощность дозы

Мощность дозы (N) - величина, определяющая дозу, полученную объектом за единицу времени.

При равномерном действии излучения мощность дозы равна отношению дозы ко времени t, в течение которого действовало ионизирующее излучение:

где κ γ - гамма-постоянная, характерная для данного радиоактивного препарата.

В табл. 34.4 приведены соотношения между единицами доз.

Таблица 34.4. Соотношения между единицами доз

34.2. Биологические эффекты доз облучения. Предельные дозы

Биологическое действие излучения с различной эквивалентной дозой указано в табл. 34.5.

Таблица 34.5. Биологическое действие разовых эффективных доз

Предельные дозы

Нормы радиационной безопасности устанавливают предельные дозы (ПД) облучения, соблюдение которых обеспечивает отсутствие клинически выявляемых биологических эффектов облучения.

Предельная доза - величина годовой эффективной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы.

Величины предельных доз различны для персонала и населения. Персонал - это лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) и находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б). Для группы Б все пределы доз установлены вчетверо меньшими, чем для группы А.

Для населения пределы доз меньше в 10-20 раз, чем для группы А. Значения ПД приведены в табл. 34.6.

Таблица 34.6. Основные предельные дозы

Естественный (природный) радиационный фон создается естественными радиоактивными источниками: космическими лучами (0,25 мЗв/год); радиоактивностью недр (0,52 мЗв/год); радиоактивностью пищи (0,2 мЗв/год).

Эффективная доза до 2 мЗв/год (10-20 мкР/ч), получаемая за счет естественного радиационного фона, считается нормальной. Как и при техногенном облучении, высоким считается уровень облучения более 5 мЗв/год.

На земном шаре есть места, где природный фон равен 13 мЗв/год.

34.3. Дозиметрические приборы. Детекторы ионизирующего излучения

Дозиметры - устройства для измерения доз ионизирующего излучения или величин, связанных с дозами. Дозиметр содержит в себе детектор излучения и измерительное устройство, которое градуировано в единицах дозы или мощности.

Детекторы - устройства, регистрирующие различные виды ионизирующего излучения. Работа детекторов основана на использовании тех процессов, которые вызывают в них регистрируемые частицы. Различают 3 группы детекторов:

1) интегральные детекторы,

2) счетчики,

3) трековые детекторы.

Интегральные детекторы

Эти устройства дают информацию о полном потоке ионизирующего излучения.

1. Фотодозиметр. Простейшим интегральным детектором является светонепроницаемая кассета с рентгеновской пленкой. Фотодозиметр - это индивидуальный интегральный счетчик, которым снабжаются лица, соприкасающиеся с излучением. Пленка проявляется через определенный промежуток времени. По степени ее почернения можно определить дозу облучения. Детекторы этого типа позволяют измерять дозы от 0,1 до 15 Р.

2. Ионизационная камера. Это прибор для регистрации ионизирующих частиц методом измерения величины ионизации (числа пар ионов), производимой этими частицами в газе. Простейшая ионизационная камера представляет собой два электрода, помещенных в заполненный газом объем (рис. 34.1).

К электродам приложено постоянное напряжение. Частицы, попадающие в пространство между электродами, ионизуют газ, и в цепи возникает ток. Сила тока пропорциональна числу образованных ионов, т.е. мощности экспозиционной дозы. Электронное интегрирующее устройство определяет и саму дозу Х.

Рис. 34.1. Ионизационная камера

Счетчики

Эти устройства предназначены для подсчета количества частиц ионизирующего излучения, проходящих через рабочий объем или попадающих на рабочую поверхность.

1. На рисунке 34.2 представлена схема газоразрядного счетчика Гейгера-Мюллера, принцип действия которого основан на образовании электрического импульсного разряда в газонаполненной камере при попадании отдельной ионизирующей частицы.

Рис. 34.2. Схема счетчика Гейгера-Мюллера

Счетчик представляет собой стеклянную трубку с напыленным на ее боковую поверхность слоем металла (катод). Внутри трубки пропущена тонкая проволока (анод). Давление газа внутри трубки составляет 100-200 мм рт.ст. Между катодом и анодом создается высокое напряжение порядка сотен вольт. При попадании в счетчик ионизирующей частицы в газе образуются свободные электроны, которые движутся к аноду. Вблизи тонкой нити анода напряженность поля велика. Электроны вблизи нити ускоряются настолько, что начинают ионизировать газ. В результате возникает разряд и по цепи протекает ток. Самостоятельный разряд надо погасить, иначе счетчик не среагирует на следующую частицу. На включенном в цепь высокоомном сопротивлении R происходит значительное падение напряжения. Напряжение на счетчике уменьшается, и разряд прекращается. Также в состав газа вводится вещество, соответствующее быстрейшему гашению разряда.

2. Усовершенствованным вариантом счетчика Гейгера-Мюллера является пропорциональный счетчик, в котором амплитуда импульса тока пропорциональна энергии, выделенной в его объеме регистрируемой частицей. Такой счетчик определяет поглощенную дозу излучения.

3. На другом физическом принципе основано действие сцинтилляционных счетчиков. Под действием ионизирующего излучения в некоторых веществах происходят сцинтилляции, т.е. вспышки, число которых подсчитывается с помощью фотоэлектронного умножителя.

Трековые детекторы

Детекторы этого типа используются в научных исследованиях. В трековых детекторах прохождение заряженной частицы фиксируется в виде пространственной картины следа (трека) этой частицы; картина может быть сфотографирована или зарегистрирована электронными устройствами.

Распространенным типом трекового детектора является камера Вильсона. Наблюдаемая частица проходит через объем, заполненный перенасыщенным паром, и ионизирует его молекулы. На образовавшихся ионах начинается конденсация пара, в результате чего след частицы становится виден. Камеру помещают в магнитное поле, которое искривляет траектории заряженных частиц. По кривизне трека можно определить массу частицы.

34.4. Способы защиты от ионизирующего излучения

Защита от негативных последствий излучения и некоторые способы уменьшения дозы облучения указаны ниже. Различают три вида защиты: защита временем, расстоянием и материалом.

Защита временем и расстоянием

Для точечного источника экспозиционная доза определяется соотношением

из которого видно, что она прямо пропорциональна времени и обратно пропорциональна квадрату расстояния до источника.

Отсюда следует естественный вывод: для уменьшения поражающего радиационного действия необходимо находиться как можно дальше от источника излучения и, по возможности, меньшее время.

Защита материалом

Если расстояние до источника радиации и время облучения невозможно выдержать в безопасных пределах, то необходимо обеспечить защиту организма материалом. Этот способ защиты основывается на том, что разные вещества по-разному поглощают попадающие на них всевозможные ионизирующие излучения. В зависимости от вида излучения применяют защитные экраны из различных материалов:

альфа-частицы - бумага, слой воздуха толщиной несколько сантиметров;

бета-частицы - стекло толщиной несколько сантиметров, пластины из алюминия;

рентгеновское и гамма-излучения - бетон толщиной 1,5-2 м, свинец (эти излучения ослабляются в веществе по экспоненциальному закону; нужна большая толщина экранирующего слоя; в рентгеновских кабинетах часто используют резиновый просвинцованный фартук);

поток нейтронов - замедляется в водородсодеожащих веществах, например воде.

Для индивидуальной защиты органов дыхания от радиоактивной пыли используются респираторы.

В экстренных ситуациях, связанных с ядерными катастрофами, можно воспользоваться защитными свойствами жилых домов. Так, в подвалах деревянных домов доза внешнего облучения снижается в 2-7 раз, а в подвалах каменных домов - в 40-100 раз (рис. 34.3).

При радиоактивном заражении местности контролируется активность одного квадратного километра, а при заражении продуктов питания - их удельная активность. В качестве примера можно указать, что при заражении местности более чем 40 Ки/км 2 производят полное отселение жителей. Молоко с удельной активностью 2х10 11 Ки/л и более не подлежит употреблению.

Рис. 34.3. Экранирующие свойства каменного и деревянного домов для внешнего γ-излучения

34.5. Основные понятия и формулы

Продолжение таблицы

Окончание таблицы

34.6. Задачи

1. Изучение лучевых катаракт на кроликах показало, что под действием γ -излучения катаракты развиваются при дозе D 1 = 200 рад. Под действием быстрых нейтронов (залы ускорителей) катаракта возникает при дозе D 2 = 20 рад. Определить коэффициент качества для быстрых нейтронов.

2. На сколько градусов увеличится температура фантома (модели человеческого тела) массой 70 кг при дозе γ-излучения Х = 600 Р? Удельная теплоемкость фантома с = 4,2х10 3 Дж/кг. Считать, что вся полученная энергия идет на нагревание.

3. Человек весом 60 кг в течение 6 ч подвергался действию γ- излучения, мощность которого составляла 30 мкР/час. Считая, что основным поглощающим элементом являются мягкие ткани, найти экспозиционную, поглощенную и эквивалентную дозы облучения. Найти поглощенную энергию излучения в единицах СИ.

4. Известно, что разовая летальная экспозиционная доза для человека равна 400 Р (50 % смертности). Выразить эту дозу во всех других единицах.

5. В ткани массой m = 10 г поглощается 10 9 α-частиц с энергией Е = 5 МэВ. Найти эквивалентную дозу. Коэффициент качества для α-частиц K = 20.

6. Мощность экспозиционной дозы γ -излучения на расстоянии r = 0,1 м от точечного источника составляет N r = 3 Р/час. Определить минимальное расстояние от источника, на котором можно ежедневно работать по 6 ч без защиты. ПД = 20 мЗв/год. Поглощение γ -излучения воздухом не учитывать.

Решение (требуется аккуратное выравнивание единиц измерения) По нормам радиационной безопасности эквивалентная доза, полученная за год работы, составляет Н = 20 мЗв. Коэффициент качества для γ -излучения К = 1.

Приложения

Фундаментальные физические константы

Множители и приставки для образования десятичных кратных и дольных единиц и их обозначения

Результат радиационного воздействия зависит от целого ряда факторов: количества радиоактивности во внешней среде и внутри организма, вида излучения и его энергии при распаде ядер радиоактивных изотопов, накопления радиоактивных веществ в организме и их выведении и др. Наибольшее значение при этом имеет количество поглощенной энергии излучения в расс-матриваемой массе вещества. В результате взаимодействия радиоактивного излучения со средой, включая биологические объекты, происходит передача ей определенной величины энергии излучения, которая затрачивается на процессы ионизации и возбуждения атомов и молекул среды. Часть излучения проходит через среду свободно, без поглощения, не оказывая на нее действия. Поэтому существует прямая зависимость между действием излучения и величиной поглощенной энергии. Это определяет дозу излучения.

Под дозой понимают меру действия ионизирующего излучения в опреде-ленной среде.

Доза – величина энергии излучения переданная веществу и рассчитанная на единицу массы или объема вещества.

С увеличением времени облучения объекта величина дозы увеличивается.

Для измерения количества поглощенной энергии необходимо подсчитать число пар ионов, образующихся под действием ионизирующего излучения. В связи с этим для количественной характеристики рентгеновского и гамма-излучений, действующих на объект, было введено понятие «экспозиционная доза» .

Экспозиционная доза (Х) – доза, которая характеризует ионизационную способность рентгеновского или гамма-излучения (фотонного излучения) в воздухе при энергии квантов не более 3 МэВ. Ее еще называют физической.

Экспозиционная доза представляет собой отношение суммарного заряда dQ всех ионов одного знака, созданных в воздухе, когда все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в элементарном объеме воздуха с массой dm, полностью остановились в воздухе, к массе воздуха в указанном объеме:

Экспозиционную дозу используют для оценки радиационной обстановки на местности, в рабочем или жилом помещении, обусловленной действием рентгеновского или гамма-излучения, а также для определения степени защит-ных свойств материалов экранов.

За единицу экспозиционной дозы в Международной системе единиц (СИ) принят кулон на килограмм (Кл/кг).

Кулон на килограмм это такая экспозиционная доза рентгеновского или гамма-излучения, при которой сопряженная корпускулярная эмиссия (все электроны и позитроны, освобожденные фотонами) в объеме воздуха массой 1 кг производит ионы, несущие электрический заряд один кулон (Кл) каждого знака (+ и -).

С 1.01.1990 г. должны были быть изъяты из употребления внесистемные единицы, выражающие дозу и активность (Р, Рад, Бэр, Ки и др.). Однако они все еще употребляются, что объясняется, в частности, использованием на практике парка дозиметрических и радиометрических приборов, имеющих градуировку регистрирующих устройств во внесистемных единицах измерения.

Внесистемной единицей измерения экспозиционной дозы является рентген (Р). Эта единица принята в обращении с 1928 года.

Рентген – экспозиционная доза рентгеновского или гамма-излучения, при которой в 1 см 3 (0,001293 г) воздуха при нормальных условиях (температура 0 о С и давление 760 мм рт. ст.) образуется 2,08·10 9 пар ионов. Или рентген – экспозиционная доза рентгеновского или гамма-излучения, при которой сопряженная корпускулярная эмиссия в 1 см 3 воздуха при нормальных условиях создает ионы, несущие заряд в одну электростатическую единицу электричества каждого знака.

1 Р = 2,58·10 -4 Кл/кг; 1 Кл/кг = 3,88·10 3 Р

Экспозиционную дозу в 1 рентген создает гамма-излучение источника радия с активностью 1 Ки на расстоянии 1 метр за 1 час.

Производные единицы рентгена: килорентген (1 кР = 10 3 Р), миллирент-ген (1 мР = 10 -3 Р), микрорентген (1 мкР = 10 -6 Р).

Для корпускулярного ионизирующего излучения (альфа- и бета-частицы, нейтроны) была предложена внесистемная единица – физический эквивалент рентгена (фэр), при которой в воздухе образуется столько же пар ионов как и при экспозиционной дозе рентгеновского или гамма-излучения в 1 Р. Единица фэр не получила практического применения и в настоящее время не исполь-зуется. Для характеристики полей излучения лучше использовать плотность потока частиц (в том числе и фотонов) и интенсивность излучения (плотность потока энергии).

Экспозиционная доза неприемлема к корпускулярным видам излучения (альфа- и бета-частицам и др.), ограничена областью энергии квантов до 3 МэВ и отражает лишь меру количества фотонного излучения. Она не отражает коли-чество энергии излучения, поглощенной объектом облучения. В тоже время очень важно для оценки радиационного воздействия знать количество энергии излучения, которое поглотилось объектом. Для определения меры поглощенной энергии любого вида излучения в среде было введено понятие «поглощенная доза». По величине поглощенной дозы, зная атомный состав вещества, энергию излучения, можно рассчитать поглощенную дозу рентгеновского и гамма-излучения в любом веществе. Энергетический эквивалент рентгена равен 88 эрг/г (энергия, затраченная на образование 2,08·10 9 пар ионов).

Поглощенная доза (D) – величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:

где de – средняя энергия, переданная ионизирующим излучением вещест-ву, находящемуся в элементарном объеме, dm – масса вещества в этом объеме.

Или поглощенная доза – количество энергии любого вида ионизирующего излучения, поглощенное в определенном органе или ткани и рассчитанное на единицу массы.

Если обозначить энергию которая падает на объект значением Е, а энергию, прошедшую через объект – Е 1 , то ∆Е будет поглощенной энергией:

∆Е = Е - Е 1 .

Вместо термина «поглощенная доза излучения» допускается применение сокращенной формы «доза излучения».

Единицей измерения поглощенной дозы в Международной системе единиц является джоуль на килограмм (Дж/кг).

Джоуль на килограмм – такая единица поглощенной дозы, при которой в 1 кг массы облученного вещества любым видом ионизирующего излучения поглощается энергия в 1 джоуль.

Эта единица по другому получила название грей (Гр).

Грей – единица, как и внесистемная единица рентген, является эпоними-ческой, то есть, образована от имени ученого. Луи Гарольд Грей – английский радиобиолог, который занимался вопросами связи между физическими и биологическими эффектами излучения и внес большой вклад в развитие радиа-ционной дозиметрии.

Грей равен поглощенной дозе излучения, при которой веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения равная 1 Дж (1 Гр = 1 дж/кг).

Используются и производные единицы от грея: мкГр, мГр и др.

С 1953 года была введена внесистемная единица поглощенной дозы – рад (от англ. radiation absorbed dose – поглощенная доза излучения), которая еще широко используется на практике в настоящее время.

Рад – поглощенная доза любого вида ионизирующего излучения, при которой в 1 г вещества поглощается энергия излучения равная 100 эрг.

1 рад = 100 эрг/г = 10 -2 дж/кг; 100 рад = 1 Гр.

Применяются дольные и кратные единицы рада: килорад (1 крад = 10 3 рад), миллирад (1 мрад = 10 -3 рад), микрорад (1 мкрад = 10 -6 рад).

Для расчета поглощенной дозы используют формулу:

где D – поглощенная доза, Х – экспозиционная доза, F – коэффициент переходный, устанавливаемый опытным путем на фантоме (для воды и мягкой ткани F равен 0,93 или ≈ 1).

В воздухе доза излучения в 1 рентген энергетически эквивалентна 88 эрг/г, поглощенная доза из определения равна 100 эрг/г, следовательно, поглощенная доза в воздухе составит 0,88 рад (88:100 = 0,88).

В условиях лучевого равновесия, при котором сумма энергий заряженных частиц, покидающих рассматриваемый объем, соответствует сумме энергий заряженных частиц, входящих в этот объем, можно установить энергетический эквивалент экспозиционной дозы.

Экспозиционной дозе в воздухе Х = 1 Р соответствует поглощенная доза D = 0,873 рад, а 1 Кл/кг = 33,85 Гр. В биологической ткани: 1 Р соответствует 0,96 рад и 1 Кл/кг соответствует 33,85 Гр. Таким образом, с небольшой погрешностью (до 5%) при равномерном облучении фотонным излучением поглощенная доза в биологической ткани совпадает с экспозиционной дозой, измеренной в рентгенах.

При облучении живых организмов возникают различные биологические эффекты, разница между которыми при одной и той же поглощенной дозе объясняется степенью опасности для организма разных видов излучения.

Принято сравнивать биологические эффекты, вызываемые любыми иони-зирующими излучениями, с эффектами от фотонного, то есть рентгеновского и гамма-излучения, а также пространственное распределение в облучаемом объекте поглощенной энергии. При одинаковой поглощенной дозе альфа-излучение гораздо опаснее бета- или гамма-излучения. Для учета этого явления введено понятие «эквивалентная доза».

Эквивалентная доза ‌ (Н)‌ – поглощенная доза в органе или ткани, умно-женная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения (W R):

Н TR = D TR ·W R ,

где D TR – средняя поглощенная доза в органе или ткани Т, W R – взвешивающий коэффициент для излучения R.

При воздействии на объект различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения.

Эквивалентная доза является основной величиной, определяющей уро-вень радиационной опасности при хроническом облучении человека и живот-ных в малых дозах.

В международной системе единиц (СИ) за единицу эквивалентной дозы принят зиверт (Зв). Единица зиверт предназначена только для использования в области радиационной безопасности.

Эта единица измерения эквивалентной дозы получила название в честь шведского ученого Рольфа Зиверта, который занимался исследованиями в области дозиметрии и радиационной безопасности.

Зиверт – эквивалентная доза любого вида излучения, поглощенная 1 кг биологической ткани и создающая такой же биологический эффект как и поглощенная доза в 1 Гр фотонного излучения.

Внесистемной единицей измерения эквивалентной дозы является бэр (аббревиатура – биологический эквивалент рентгена).

Бэр – эквивалентная доза любого вида ионизирующего излучения, при которой в биологической ткани создается такой же биологический эффект, как и при дозе рентгеновского или гамма-излучения в 1 рентген.

1 бэр = 1·10 -2 Дж/кг;

100 бэр = 1 Зв.

Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы (W R) – используемые в радиационной защите множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов. Ранее с этой целью использовали коэффициент качества (Q) или относительной биологической эффективности (ОБЭ).

Коэффициент качества излучения предназначен для учета влияния микрораспределения поглощенной энергии на степень проявления вредного биологического эффекта и выбирается на основе имеющихся значений коэф-фициента ОБЭ.

Коэффициент ОБЭ, или (Q) показывает, во сколько раз эффективность биологического действия данного вида излучения больше, чем рентгеновского или гамма-излучения при одинаковой поглощенной дозе в тканях. Чем выше удельная ионизация, тем больше значения коэффициента ОБЭ, или (Q).

Взвешивающие коэффициенты (W R) для отдельных видов излучения:

Фотоны любых энергий (рентгеновское или гамма-излучение) ……1

Электроны (бета-частицы)……………………………………………..1

Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра …………….…… 20

Различают также следующие виды доз: эффективную, эффективную ожидаемую при внутреннем облучении, эффективную коллективную и эффективную годовую.

Доза эффективная (Е) – величина, используемая как мера риска возни-кновения отдаленных последствий облучения всего тела, и отдельных его орга-нов с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органе Н tТ на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного органа или ткани:

Е = ∑W Т ·Н tТ,

где Н tТ – эквивалентная доза в ткани за время t, а W Т – взвешивающий коэффициент для ткани Т.

Таким образом, умножив эквивалентную дозу на соответствующие коэф-фициенты и просуммировав по всем органам и тканям, получим эффективную дозу.

Единица измерения эффективной дозы в СИ – зиверт (Зв).

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы (W Т) – множители эквивалентной дозы в органах и тканях, используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности разных органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации:

Гонады…………………………………….0,20

Костный мозг (красный)………………....0,12

Легкие, желудок, толстый кишечник.…..0,12

Пищевод, печень………………………….0,05

Мочевой пузырь…………………………..0,05

Грудная железа……………………………0,05

Щитовидная железа………………………0,05

Кожа, клетки костных поверхностей…... 0,01

Остальные органы………………………...0,05

Доза эффективная ожидаемая при внутреннем облучении – доза за время, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм.

Доза эффективная коллективная (S) – мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения. Она определяется как сумма индивидуальных эффективных доз, или величина, характеризующая полное воздействие излучения на группу людей: S = ∑Е n ·N n ,

где Е n – средняя эффективная доза на n-ю подгруппу группы людей; N n – число людей в подгруппе. Она измеряется в человеко-зивертах (чел.-Зв).

Доза эффективная (эквивалентная) годовая – сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год. Единица эффективной годовой дозы в СИ – зиверт (Зв).

Надо отметить, что существую и другие виды доз. Например, различают дозу в воздухе, на поверхности или в глубине облучаемого объекта, очаговую и интегральную дозы. Для оценки радиочувствительности и радиопоражаемости организма животных принято использовать термины – ЛД 50 / 30 и ЛД 100 / 30 – дозы облучения, которые вызывают смерть (гибель) соответственно 50% и 100% животных в течение 30 суток.

Человеческий организм поглощает энергию ионизирующих излучений, причем от количества поглощенной энергии зависит степень лучевых поражений. Для характеристики поглощенной энергии ионизирующего излучения единицей массы вещества используется понятие поглощенная доза.

Поглощенная доза – это количество энергии ионизирующего излучения, поглощенное облучаемым телом (тканями организма) и рассчитанной на единицу массы этого вещества. Единица поглощенной дозы в Международной системе единиц (СИ) – грей (Гр).

1 Гр = 1 Дж/кг

Для оценки еще используют и внесистемную единицу – Рад. Рад – образовано от английского «radiationabsorbeddoze» – поглощенная доза излучения. Это такое излучение, при котором каждый килограмм массы вещества (скажем, человеческого тела) поглощает 0.01 Дж энергии (или 1 г массы поглощает 100 эрг).

1 Рад = 0.01 Дж/кг 1 Гр = 100 Рад

Экспозиционная доза

Для оценки радиационной обстановки на местности, в рабочем или жилом помещениях, обусловленной воздействием рентгеновского или гамма-излучения, используют экспозиционную дозу облучения. В системе СИ единица экспозиционной дозы – кулон на килограмм (1 Кл/кг).

На практике чаще используют внесистемную единицу – рентген (Р). 1 рентген – доза рентгеновских (или гамма) лучей, при которой в 1 см 3 воздуха образуется 2.08 х 10 9 пар ионов (или в 1 г воздуха – 1.61 х 10 12 пар ионов).

1 Р = 2.58 х 10 -3 Кл/кг

Поглощенной дозе 1 Рад соответствует экспозиционная доза, примерно равная 1 рентгену: 1 Рад = 1 Р

Эквивалентная доза

При облучении живых организмов возникают различные биологические эффекты, разница между которыми при одной и той же поглощенной дозе объясняется разными видами облучения.

Для сравнения биологических эффектов, вызываемых любыми ионизирующими излучениями, с эффектами от рентгеновского и гамма-излучения, вводится понятие об эквивалентной дозе . В системе СИ единица эквивалентной дозы – зиверт (Зв). 1 Зв = 1 Дж/кг

Существует также внесистемная единица эквивалентной дозы ионизирующего излучения – бэр (биологический эквивалент рентгена). 1 бэр – доза любого излучения, которая производит такое же биологическое действие, как рентгеновское или гамма-излучение в 1 рентген.

1 бэр = 1 Р 1 Зв = 100 бэр

Коэффициент, показывающий, во сколько раз оцениваемый вид излучения биологически опаснее, чем рентгеновское или гамма-излучение при одинаковой поглощенной дозе, называется коэффициентом качества излучения (К).

Для рентгеновского и гамма-излучения К=1.

1 Рад х К = 1 бэр 1 Гр х К = 1 Зв

При прочих равных условиях доза ионизирующего излучения тем больше, чем больше время облучения, т.е. доза накапливается со временем. Доза, отнесенная к единице времени, называется мощностью дозы. Если мы говорим, что мощность экспозиционной дозы гамма-излучения составляет 1 Р/ч, то это значит, что за 1 час облучения человек получит дозу, равную 1 Р.

Активность радиоактивного источника (радионуклида) – это физическая величина, характеризующая число радиоактивных распадов в единицу времени. Чем больше радиоактивных превращений происходит в единицу времени, тем выше активность. В системе Си за единицу активности принят беккерель (Бк) - количество радиоактивного вещества, в котором происходит 1 распад за 1 секунду.

Другая единица радиоактивности – кюри. 1 кюри – активность такого количества радиоактивного вещества, в котором происходит 3.7 х 10 10 распадов в секунду.

Время, в течение которого число атомов данного радиоактивного вещества уменьшается вследствие распада вдвое называется периодом полураспада . Период полураспада может меняться в широких пределах: для урана-238 (U) – 4.47 млр. лет; урана-234 – 245 тыс. лет; радия-226 (Ra) – 1600 лет; йода-131 (J) – 8 суток; радона-222 (Rn) – 3.823 суток; полония-214 (Po) – 0.000164 сек.

Среди долгоживущих изотопов, выброшенных в атмосферу в результате взрыва АЭС в Чернобыле, есть стронций-90 и цезий-137, периоды полураспада которых около 30 лет, поэтому зона Чернобыльской АЭС еще многие десятилетия будет непригодна для нормальной жизни.

КОЭФФИЦИЕНТЫ РАДИАЦИОННОГО РИСКА

Следует учитывать, что одни части тела (органы, ткани) более чувствительны, чем другие: например, при одинаковой эквивалентной дозе облучения возникновение рака в легких более вероятно, чем в щитовидной железе, а облучение половых желез особенно опасно из-за риска генетических повреждений. Поэтому дозы облучения органов и тканей следует учитывать с разными коэффициентами. Принимая коэффициент радиационного риска всего организма в целом за единицу, для разных тканей и органов коэффициенты радиационного риска будут следующие:

0.03 – костная ткань; 0.03 – щитовидная железа;

0.12 – легкие; 0.12 – красный костный мозг;

0.15 – молочная железа; 0.25 – яичники или семенники;

0.30 – другие ткани.

ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ, ПОЛУЧАЕМЫЕ ЧЕЛОВЕКОМ

С ионизирующими излучениями население в любом регионе земного шара встречается ежедневно. Это, прежде всего, так называемый радиационный фон Земли, который складывается из:

космического излучения, приходящего на Землю из Космоса;

излучения от находящихся в почве, строительных материалах, воздухе и воде естественных радиоактивных элементов;

излучения от природных радиоактивных веществ, которые с пищей и водой попадают внутрь организма, фиксируются тканями и сохраняются в теле человека.

Кроме того, человек встречается с искусственными источниками излучения, включая радиоактивные нуклиды (радионуклиды), созданные руками человека и применяемые в народном хозяйстве.

В среднем доза облучения от всех естественных источников ионизирующего излучения составляет в год около 200 мР, хотя это значение может колебаться в разных регионах земного шара от 50 до 1000 мР/год и более (табл. 1). Доза, получаемая в результате космического излучения, зависит от высоты над уровнем моря; чем выше над уровнем моря, тем больше годовая доза.

Таблица 1

Природные источники ионизирующего излучения

Источники	Средняя годовая доза		Вклад в дозу,
1. Космос (излучение на уровне моря)
2. Земля (грунт, вода, стройматериалы)
3. Радиоактивные элементы, содержащиеся в тканях тела человека (К, С и др.)
4. Другие источники
Средняя суммарная годовая доза

Искусственные источники ионизирующего излучения (табл. 2):

медицинское диагностическое и лечебное оборудование;

люди, постоянно пользующиеся самолетом, дополнительно подвергаются незначительному облучению;

атомные и тепловые электростанции (доза зависит от близости их расположения);

фосфорные удобрения;

Строения из камня, кирпича, бетона, дерева – плохая вентиляция в помещениях может увеличить дозу облучения, обусловленную вдыханием радиоактивного газа радона, который образуется при естественном распаде радия, содержащегося во многих горных породах и стройматериалах, а также в почве. Радон – невидимый, не имеющий вкуса и запаха тяжелый газ (тяжелее воздуха в 7.5 раз) и др.

Каждый житель Земли на протяжении всей своей жизни ежегодно облучается дозой в среднем 250-400 мбэр.

Считается, что безопасно для человека набрать за всю свою жизнь дозу облучения, не превышающую 35 бэр. При дозах облучения в 10 бэр не наблюдается каких-либо изменений в органах и тканях организма человека. При однократном облучении дозой 25-75 бэр клинически определяются кратковременные незначительные изменения состава крови.

При облучении дозой более 100 бэр наблюдается развитие лучевой болезни:

100 – 200 бэр – Iстепень (легкая);

200 – 400 бэр – IIстепень (средняя);

400 – 600 бэр – IIIстепень (тяжелая);

более 600 бэр – IVстепень (крайне тяжелая).