Различные виды ионизирующего излучения по-разному воздействуют на биологическую ткань. Для введения количественной характеристики биологического воздействия на организм вводят так называемый “коэффициент качества излучения”, который зависит от величины линейной передачи энергии. Эта зависимость приведена в таблице1.
Таблица 1
S, кеВ/мкм воды. | 3.5 и меньше | ||||
кк |
Биологический эквивалент рада - доза любого излучения, обладающая тем же биологическим действием, что доза в 1 рад g-излучения. Коэффициенты качества приведены в таблице 2.
Таблица 2.
Виды излучения. | КК |
g-излучение | |
b-излучение | |
a-излучение |
Эквивалентная доза излучения сложного состава определяется по формуле:
где Dэкв - эквивалентная поглощенная доза, бэр;
Dп,i и KKi поглощенные дозы в радах и коэффициенты качества соответствующих компонент излучения.
Расчет доз, создаваемых источниками
b-, g-излучения.
На практике очень часто бывает оценить дозу излучения, которую получает человек при работе с радионуклидом и известным его энергетическим спектром, известной активности а,на известном расстоянии от него r, известное время t.
Расчет доз, создаваемых источниками g-излучения.
Предположим, что источник обладает энергетическим спектром с N линиями, энергия i-ой линии Еi, выход g-квантов на распад в i-ой линии спектра Рi, массовый коэффициент истинного поглощения g-излучения i-ой линии спектра mei, тогда в системе СИ получим значение дозы в Зв (зиверт)из следующего выражения [6]:
Однако существует более удобная формула, получаемая из вышеуказанной. Для этого сначала рассчитывают экспозиционную дозу в рентгенах (Р) по нижеприведенной формуле:
,
где Q-активность источника в мКи,
Кg - ионизационная постоянная Р.см2/(ч.мКи),
r-расстояние до источника в см,
t-время облучения в ч.
Далее известно, что для биологической ткани, приближенно, экспозиционная доза в рентгенах численно равна поглощенной дозе в бэр.
Значение Кg табулировано, но его можно вычислить по формуле:
где энергия выражена в МэВ, выходы g-квантов в долях единицы, а массовые коэффициенты истинного поглощения в см2/г.
Расчет доз, создаваемых источниками b- излучения.
Предположим, что имеется источник b- излучения с известными для него Еmax,i и Rmax,i тогда можно рассчитать дозу, создаваемую источником, используя следующее выражение [6]:
где а-активность,
t-время,
m’i-линейный коэффициент ослабления b- излучения в воздухе.
Для выражения дозы в радах необходимо воспользоваться следующей формулой [6]:
,
где Q-активность источника в мКи,
r-расстояние до источника в см,
t-время облучения в ч,
Еmax,i-максимальная энергия источника, МэВ,
Rmax,i-максимальный пробег в г/см2.
Предельно допустимые дозы облучения.
Приведенные ниже значения предельных доз облучения, согласно НРБ- [4] определяются, как не наносящие вреда здоровью, при наблюдении современными методами за облучаемыми, при равномерном накоплении в течение 50-и лет (см таб.3).
Таблица 3 [6].
Группа органов | ||||
доза в год, бэр/год |
В группы входят различные органы и ткани. Разбиение на группы приведено в таблице 4:
Таблица 4.
Группа. | Органы и ткани. |
Все тело, костный мозг. | |
Легкие, желудочно-кишечный тракт. | |
Костная ткань, щитовидная железа. | |
Кисти рук. |
В свете представленных данных необходимо проведение постоянного сравнения доз, получаемых работниками в сфере атомной энергетики, с предельными с целью защиты их от поражения радиацией.
Расчет защитных экранов от g-излучения.
Предположим, что имеется источник g-излучения сложного состава, создающий дозу D0,i для каждой компоненты и полную дозу D0 без защитного экрана, и известна предельная доза облучения Dпр, по данным НРБ, то сначала рассчитывают так называемую кратность ослабления ki для i-ой компоненты [6]:
а затем по таблице находят необходимую толщину защиты для имеющегося в наличие материала, выбирают максимальную и к ней прибавляют толщину слоя при k=2 для данной компоненты. Таким образом, можно вычислить толщину экрана для защиты от g-излучения из ряда доступных материалов (свинец, чугун, бетон).