Радиационная доза. 
Радиоэкология и экологическая радиохимия

Грей (Гр, Gy) — единица поглощенной дозы. В единицах СИ: 1 Гр =1 Дж/кг = юо радам.

1 Кл/кг — единица экспозиционной дозы в системе СИ. Специального названия не имеет. Это такое количество гаммаили рентгеновского излучения, которое в 1 кг сухого воздуха образует 6,24-ю¹⁸ пар ионов, которые несут заряд в 1 кулон каждого знака. (1 кулон = 3−10⁹ ед. СГСЭ = 0,1 ед. СГСМ). Физический эквивале)1т 1 Кл/кг равен 33 Дж/кг (для воздуха). Соотношения между рентгеном и Кл/кг следующие: 1 рентген = 2,58−10^т* Кл/кг.

Экспозиционная доза X рентгеновского или у-излучения равна отношению суммарного заряда всех ионов одного знака, создаваемых корпускулярным излучением (сопряженным с электромагнитным) в элементарном объёме воздуха при нормальных условиях, к массе воздуха в этом объёме. При выполнении электронного равновесия экспозиционная доза в воздухе эквивалентна поглощенной дозе.

В системе СИ единицей экспозиционной дозы является Кл/кг. В условиях электронного равновесия дозе 1 Кл/кг соответствует поглощённая доза 33,85 Гр в воздухе или 36,9 Гр в биологической ткани. Внесистемная единица экспозиционной дозы — Р (рентген). 1 Р=2,58−10−4 Кл/кг. 1 Р= 8,8−10^-з Гр. Для мягких тканей в поле рентгеновского или у-излучения поглощенная доза 1 рад (1 рад=юо эрг/г= 0,01 Дж/кг= 0,01 Гр) соответствует экспозиции 1 Р (1 Р=о, 88 рад); юо рад = 1 Зв.

Мерой воздействия ионизирующего излучения на вещество служит поглощенная доза, определенная как отношение поглощенной энергии излучения в единице массы.

Доза поглощённая (D) — величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:

где dE — средняя энергия, переданная ионизирующим излучением облучаемому веществу (не обязательно воздуху), находящемуся в элементарном объеме, a dm — масса вещества в этом элементарном объёме.

Единицей поглощенной энергии в системе СИ является грей (Гр) — джоуль на килограмм массы (Дж/кг).

Дозу излучения D, поглощённую веществом за время t действия потока корпускулярного ионизирующего излучения, называют мощностью поглощённой дозы, D*:

Мощность поглощённой дозы D* измеряют в ваттах на килограмм.

(Вт/кг).

Доза а органе или ткани (Dt) — средняя поглощённая доза в определенном органе или ткани человеческого тела:

где тч— масса органа или ткани, aD — поглощенная доза в элементе массы dm.

«Тканевая доза» — поглощённая доза в мягкой биологической ткани, весовой состав которой, в %: Н — 10,1; С — 11,1; N — 2,6; О — 76,2.

При одинаковых поглощённых дозах различные виды радиации производят неодинаковое биологическое воздействие на организм. Обусловлено это тем, что тяжёлая частица (например, протон) производит на единице пути в ткани больше ионов, чем лёгкая (например, электрон). При одной и той же поглощённой дозе радиобиологический разрушительный эффект тем выше, чем плотнее ионизация, создаваемая излучением.

В дозиметрии эти эффекты учитываются введением взвешивающих коэффициентов Wr и Wt.

При расчёте эквивалентной дозы поглощённая доза, усреднённая по ткани или органу, умножается на весовой множитель излучения, Wr (Wr зависит от величины ЛПЭ излучения), что позволяет учесть эффективность данного вида излучения при создании биологических эффектов. Для учёта различной вероятности эффекта поражения при получении одинаковой дозы для разных органов и тканей, эквивалентная доза для каждого органа и ткани умножается на тканевый весовой множитель, Wr, что позволяет учесть радиочувствительность этого органа. Общая сумма таких взвешенных эквивалентных доз для всех облученных тканей человека называется эффективной дозой.

Доза эквивалентная (Нгя) — поглощённая доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, Wr:

где Dt. r — средняя поглощённая доза в органе или ткани Т, a Wr — взвешивающий коэффициент для излучения R.

При воздействии различных видов излучения эквивалентная доза Hr определяется как сумма эквивалентных доз для R видов излучения:

Эффективная доза — мера риска возникновения последствий, облучения всего тела человека или отдельных его органов и тканей с учётом их радиочувствительности. Используется для оценки возможных стохастических эффектов (злокачественных образований). Она применима только для хронического облучения в малых дозах и является мерой оценки ущерба для здоровья при отдаленных последствиях. Одинаковой величине эквивалентной дозы соответствует одинаковая радиационная опасность, которой подвергается человек при воздействии на него любого вида излучения. Для организма в целом коэффициент Wt= 1. Для оценки полной эффективной эквивалентной дозы, полученной человеком, рассчитывают и суммируют указанные дозы для всех органов. Коэффициент Wr определяет риск облучения данного органа по отношению к риску облучения всего организма, точнее — отношение вероятности возникновения стохастических эффектов в результате облучения какого-либо органа к вероятности их возникновения при равномерном облучении всего тела. Эффективная и эквивалентная дозы — меры вреда от воздействия ионизирующего излучения на человека и его потомков.

Для измерения эквивалентной и эффективной доз используется та же единица, что и для поглощенной дозы, т. е. джоуль на килограмм, но для отличия от единицы поглощенной дозы [Гр] она называется «зиверт (Зв)».

Зиверт (Зв, Sv) — единица эквивалентной и эффективной эквивалентной доз в системе СИ. 1 Зв равен эквивалентной дозе, при которой произведение величины поглощённой дозы в греях (в биологической ткани) на средний коэффициент качества, Wr, равно 1 Дж/кг. Это — поглощённая доза, при которой в 1 кг вещества выделяется энергия в 1 Дж. 1 Зв = 1 Гр-WR = 1 Дж/кг-Wr. При Wr=i (для рентгеновского, гамма-, бета-излучений, электронов и позитронов) 1 Зв соответствует поглощённой дозе в i Гр&100 рентген; i Зв =1 Дж/кг-юо рад.

Зиверт (Зв) равен дозе любого вида ионизирующего излучения, производящего такое же биологическое действие, как и доза рентгеновского или гамма-излучения в 1 Гр. Один грэй — поглощенная доза излучения, при которой облученному веществу массой 1 кг передаётся энергия ионизирующего излучения 1 Дж. Для среднего человека массой 70 кг 1 Зв соответствует поглощённой энергии 70 Дж. Для теплотехники это небольшая величина, её достаточно для нагрева стакана воды на о, 1 градуса. Для человека же такая доза означает сильное поражение.

Эффективная эквивалентная доза (Е) — сумма произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на взвешивающие коэффициенты.

где Hr — эквивалентная доза в органе или ткани Т, a Wt — взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т, т. е. множитель эквивалентной дозы в органах и тканях, используемый для учёта различной чувствительности разных органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации; характеризует относительный риск на единицу дозы по выходу отдалённых последствий при облучении данного органа по отношению к облучению всего тела.

Эффективная (эквивалентная) доза учитывает суммарную радиоактивность поступающих в организм радионуклидов с учётом их периода полураспада и периода полувыведения из организма. На практике понятие эквивалентной дозы применяют лишь для характеристики радиационных воздействий в малых дозах (не более пяти годовых предельно допустимых доз (ПДД) для профессионалов).

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 годовой эффективной дозы — зиверт [Зв].

В случае облучения больших групп людей дают оценку суммарного ожидаемого эффекта. Для оценки ущерба здоровью персонала и населения от стохастических эффектов, вызванных действием ионизирующих излучений, используют коллективную эффективную эквивалентную дозу (меру коллективного риска).

Эффективная эквивалентная коллективная доза — мера коллективного риска возникновения эффектов облучения (определяется как сумма индивидуальных эффективных доз). Единица эффективной эквивалентной коллективной дозы — человеко-зиверт (чел.-Зв).

Ожидаемая (полная) коллективная эффективная эквивалентная доза

— коллективная эффективная эквивалентная доза, которую получат многие поколения от какого-либо радиоактивного источника за все время его дальнейшего существования.

Коллективная эффективная доза — мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения; эффективная доза, полученная группой людей от какого-либо источника излучения; равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы — человеко-зиверт (чел.-Зв).

Полная коллективная эффективная доза — коллеюпивная эффективная доза, которую получат поколения людей от какого-либо источника за всё время его существования.

Популяционная доза — сумма индивидуальных доз, отражает степень радиационной опасности для всего населения в противоположность индивидуальной дозе, являющейся показателем риска для отдельного индивидуума этой популяции. Согласно МКРЗ её следует удерживалась «так низко, как эгпо разумно при учете социальных и экономических условий».

В радиоэкологии человека для оценки поражения групп населения используется показатель человеко-зиверт. Дозы, полученные населением, измеряются в человеко-греях и человеко-зивертах — в зависимости от того, измеряется ли накопление энергии или биологический ущерб.

Полная коллективная эффективная доза — коллективная эффективная доза, которую получат поколения людей от какого-либо источника за все время его дальнейшего существования.

где Е — эффективная доза; Нуг — эквивалентная доза в органе или ткани; WjT- взвешивающий коэффициент для органа или ткани.

Коллективная эффективная эквивалентная доза используются для оценки последствий облучения больших контингентов населения. Она равна произведению эффективной эквивалентной индивидуальной дозы на число облучаемых людей. Эффективная (индивидуальная и коллективная) эквивалентная доза позволяет установить связь радиационных загрязнений среды обитания с медицинскими последствиями.

Помимо внешнего облучения возможно внутреннее облучение, возникающее при попадании радиоактивных веществ в организм. Источниками доз радиации мог>т быть вещества, проникшие внутрь организма при еде, питье, дыхании, через порезы или раны, или введённые в организм при медицинских процедурах. Размер радиационной дозы зависит от качественного и количественного состава (тип распада, активность) радионуклидов, от химической формы радионуклида и его состояния (молекулярно-дисперсное, аэрозоль, коллоид), от путей проникновения (пероральный, ингаляционный, трансдермальный), скорости и продолжительности его проникновения в организм, усвояемости изотопа из ЖКТ или лёгких, от характера его распределения, от скорости выведения радионуклида из критического органа или организма и т. п.

Критерием внутреннего облучения человека является годовое поступление (количество радиоактивных веществ, попавших в организм через органы дыхания и пищеварения). Годовое поступление нормируется путём установления допустимых уровней содержания радионуклидов в воздухе и в различных продуктах питания с учётом их среднего годового потребления. Например, уровни удельных активностей а-, р-излучателей в питьевой воде не должны превышать о, 1 и 1 Бк/л соответственно. Для определения скорости поступления радионуклидов в организм человека, необходимо знать такие параметры, как интенсивность дыхания, потребление питьевой воды и пищи, а для оценки дозы от попавших внутрь человека радионуклидов — параметры самого человека и некоторых его органов.

Радиоактивные изотопы при попадании в организм распределяются в тех органах, где уже имеются стабильные изотопы этого элемента или химически подобные ему. Известно, что мягкая биологическая ткань на 8о% состоит из воды, кости — из фосфата кальция, в состав гемоглобина крови входит железо и т. д. Изучение распределения радиоактивных изотопов в организме человека показало, что тритий распределяется равномерно по всему организму, фосфор на 70% усваивается костями, железо на 6о% переходит в кровь. В связи с неравномерностью распределения радионуклидов в организме и неравномерного облучения различных органов, при расчёте доз вводится понятие критического органа.

Критический орган — орган или ткань, часть тела, облучение которых в данных условиях может причинить наибольший ущерб здоровью облучённого лица или его потомства.

Орган является критическим, если он усваивает наибольшее количество радиоактивного вещества, поступившего в организм, играет важную роль в жизнедеятельности всего организма и обладает высокой радиочувствительностью. Критические органы подразделяются на несколько групп по мере уменьшения радиочувствительности: первая группа — половые органы, красный костный мозг; вторая группа — мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, лёгкие, хрусталики глаз; третья группа — кожный покров, костная ткань, кисти рук, предплечья, голени и стопы.

Вследствие радиоактивного распада и минерального обмена происходит уменьшение концентрации каждой порции радионуклида, находящегося в организме. Количество радиоактивного изотопа в организме (при однократном введении) уменьшается в результате радиоактивного распада (А,) и биологического выведения (м). Оба процесса идут независимо друг от друга и могут быть охарактеризованы эффективной постоянной выведения Аэфф, показывающей скорость изменения содержания радиоактивного изотопа в критическом органе:

Для расчёта поглощенных и эффективных доз, создаваемых в организме или критическом органе, используется понятие эффективного периода полувыведения радионуклидов из организма:

где Гэфф — эффективный период полувыведения, Г — период физического полураспада, Гг, — период биологического полувыведения радионуклида в процессе минерального обмена (Гэфф — время, за которое количество радиоактивного изотопа в критическом органе уменьшится в два раза).

Величина периода биологического полувыведения зависит от химической формы радионуклида и от физиологической функции органа. Если активность радионуклида уменьшается одновременно за счёт распада и биологического выведения, то эффективный период полувыведения меньше как Г, так и Гб. Накопление нуклида в организме зависит от соотношения Г и Гб: при Гб>>Г нуклид выводиться из организма с периодом равным периоду полураспада; при Гг,=Г выведение нуклида будет с периодом равным 0,5Гб или 0,5 Г; при Гб<<�Г выведение нуклида определяется Гб.

Динамика накопления эквивалентной дозы от излучения радионуклидов, находящихся внутри организма, определяется сочетанием кинетики поступления радионуклида в организм с кинетикой выхода его из организма. Общая доза складывается из дозы, полученной в ходе процесса поступления радионуклида (зависит от времени, в течение которого человек дышал загрязненным воздухом, пил радиоактивную воду, принимал пищу) и дозы, полученной уже после того, как поступление радиоактивных веществ было прекращено (зависит от времени пребывания в экологически чистом месте после удаления из опасной зоны).

Если в объекте облучения одновременно находятся а-, ри у-излучающие изотопы, то доза, полученная объектом облучения, является суммой соответствующих доз:

На основании данных радиобиологии и радиационной медицины определены максимально допустимые дозы облучения при контакте с радионуклидами и источниками ионизирующих излучений, а также допустимые уровни содержания радиоактивных веществ в воде и воздухе.

Радиационная безопасность персонала, населения и пациентов считается обеспеченной, если соблюдаются основные принципы радиационной безопасности и требования радиационной защиты, установленные Федеральными законами РФ «О радиационной безопасности населения» N3- ФЗ от 09.01.96 и «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» от 30.31 999, нормами радиационной безопасности (НРБ-99/2009) и санитарными правилами (ОСП-99/2010).

Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения. Они распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека: в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения; в результате радиационной аварии; от природных источников излучения; при медицинском облучении.

Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц: 1) персонал — лица, работающие с техногенными источниками (группа А) или находящиеся по условиям работы или проживания в сфере их воздействия (группа Б); категория В — население страны, республики или области, включая лиц из персонала вне сферы их производственной деятельности.

Для категории, А вводятся предельно допустимые дозы — наибольшей индивидуальная эквивалентная доза за календарный год, при которой равномерное облучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений. Для категории Б определяется предел дозы. Устанавливается три группы критических органов: 1 группа — все тело, гонады и красный костный мозг. 2 группа — мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, ЖКТ, лёгкие, хрусталики глаз и т. п., за исключением тех, которые относятся к 1 и 3 группам. 3 группа — кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, голени и стопы. Дозовые пределы облучения для разных категорий лиц даны в табл. 1.

Табл. 1. Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения (мЗв/год).__.

Для категорий облучаемых лиц устанавливаются нормативы:

• а) основные пределы доз;
• б) допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида и одного вида внешнего облучения): пределы годового поступления; допустимые среднегодовые объёмные активности; допустимые среднегодовые удельные активности;
• в) контрольные уровни (дозы, уровни активности, плотности потоков и др.), усчитывающие достигнутый уровень радиационной безопасности и обеспечивающие у^?словия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Предельно допустимая доза — величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

Предельно допустимая концентрация — утверждённый в законодательном порядке санитарно-гигиенический норматив: такая концентрация химических элементов и их соединений в окружающей среде, которая при повседневном влиянии в течение длительного времени на организм человека не вызывает патологических изменений или заболеваний.

Предел годового поступления — допустимый уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который приводит к облучению человека дозой, равной пределу годовой дозы.

Предел дозы равен величине годовой эффективной или эквивалентной дозы в органе или ткани, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. Профессиональное облучение от искусственных источников за каждый год работы не должно превышать 50 мЗв; ежегодная средняя доза, рассчитанная за 5 лет должна быть меньше 20 мЗв; предел дозы для населения от техногенных источников 1 мЗв/год; эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) — юоо мЗв (т.е. 1 Зв), а для населения за период жизни (70 лет) — 70 мЗв.

Официальные пределы доз на биоту не установлены, считается, что эти уровни близки к 0,4 Гр/год.

Организация работ с радиоактивными веществами, обеспечивающая безопасность, регламентируется «Санитарными правилами работы с радиоактивными веществами и ионизирующими излучениями».

ОСП (ОСПОРЬ-99/2010) — основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности России, устанавливающие требования по защите людей от вредного радиационного воздействия при облучении от источников ионизирующего излучения, на которые распространяется действие НРБ-99/2009,

По потенциальной радиационной опасности установлены четыре категории объектов. I категория — радиационные объекты, при аварии на которых возможно их радиационное воздействие на население и могут потребоваться меры по его защите; II категория — объекты, на которых радиационное воздействие при аварии ограничивается территорией санитарно-защитной зоны; III категория — объекты, радиационное воздействие при аварии которых ограничивается территорией объекта; IV категория — объекты, радиационное воздействие от которых при аварии ограничивается помещениями, где проводятся работы с источниками излучения.

Наиболее опасными с точки зрения внутреннего облучения оказываются а-излучающие нуклиды, так как пробег а-частиц в веществе мал и их энергия целиком поглощается вблизи места локализации радиоактивного нуклида. При оценке опасности внутреннего облучения учитывают, в каких органах происходит накопление радиоактивного нуклида, вид и энергию излучения, период полураспада, физико-химические свойства нуклида, биологическую скорость выведения из организма.

Минимально значимая активность (МЗА) — активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов государственной санитарноэпидемиологической службы на использование этих источников.

Радионуклиды как потенциальные источники внутреннего облучения разделяются по степени радиационной опасности на четыре группы.

Табл. 2. Классификация радионуклидов по степени радиационной опасности.

Группа.	Степень радио; токсичности.	Активность.		Радионуклиды.
		Бк/л.	Ки/л.
А.	Особо высокая.
Б.	Высокая.
В.	Средняя.
Г.	Малая.
Д.	Наименьшая.			Тритий и его соединения.

Радиотоксичность — свойство радиоактивных изотопов вызывать большие или меньшие патологические изменения при попадании их в организм.

Радиотоксичность зависит от вида радиоактивного распада. При а-распаде поглощенная доза при одной и той же активности в органе или ткани будет в 20 раз больше по сравнению с поглощенной дозой при p-распаде, следовательно, лучевое поражение в первом случае будет более выраженным. При большей энергии излучения степень радиопоражаемости выше. Если изотоп при радиоактивном распаде даёт начало новому радиоактивному нуклиду или целому' семейству, повышение суммарной мощности поглощенной дозы повышает радиотоксичность. Важен путь поступления радиоактивного вещества в организм, (наиболее опасно пероральное поступление) и степень критичности органа, в котором оно накапливается. Суммарная доза возрастает с увеличением Гэфф.