Базовые дозиметрические величины.

Радиометрические величины.

Радиометрические величины служат для характеристики источников и полей ионизирующего излучения. Физические процессы, лежащие в основе явления радиоактивности и взаимодействия излучения с веществом, имеют вероятностную природу. Их характеристиками являются дискретные значения случайных величин - число ядерных превращений в единицу времени, энергия испущенной частицы, число взаимодействий частицы в среде и т. д. В большинстве случаев, когда стохастикой процессов можно пренебречь, при математическом описании этих явлений используют непрерывные функции, характеризующие зависимости, связывающие ожидаемые значения соответствующих случайных величин. Этот общий подход позволяет использовать операторы дифференцирования и интегрирования при определении радиометрических и дозиметрических величин.

Спонтанное преобразование ядра приводит к возникновению излучения, которое является потоком частиц (в общем смысле, если не оговаривается иное, под частицами понимают заряженные частицы, нейтроны, фотоны и т. д.). Область, в которой распространяется излучение, называют полем излучения и характеризуют [37]: энергией частиц; направлением их распространения; флюенсом частиц и т. д.

Существует несколько основных типов направленности излучения:

- поле точечного изотропного источника - излучение, в поле которого частицы и фотоны распространяются из одной точки по всем возможным направлениям с одинаковой вероятностью;

- мононаправленное - излучение, в поле которого все частицы и фотоны распространяются в одном направлении, образуя плоскопараллельный пучок излучения;

- изотропное - излучение, в поле которого любые направления распространения частиц и фотонов являются равновероятными.

Ионизирующие излучения делятся на две группы. К первой группе относятся излучения, состоящие из заряженных частиц - электронов, позитронов, α-частиц и др., которые непосредственно ионизируют атомы и молекулы при прохождении через вещество. Ко второй группе относятся нейтроны и фотоны, которые непосредственно атомы и молекулы вещества не ионизируют, а, взаимодействуя с веществом, порождают вторичные заряженные частицы, передавая им часть своей энергии. Взаимодействие этих вторичных частиц с веществом и приводит к его ионизации. Таким образом, различают два вида ионизирующего излучения:

- непосредственно ионизирующее - излучение, состоящее из заряженных частиц, способных ионизировать среду;

- косвенно ионизирующее - излучение, состоящее из незаряженных частиц, способных создавать непосредственно ионизирующее излучение и (или) вызывать ядерные превращения.

Свойства среды, в которой распространяется излучение, оказывают существенное влияние на его поле.

В вакууме поле излучения радионуклидного источника имеет вид поля точечного изотропного источника. Это утверждение справедливо, когда расстояние между источником и приемником излучения многократно превосходит линейные размеры источника. По мере увеличения расстояния от источника поле его излучения в вакууме переходит в мононаправленное.

При распространении излучения в рассеивающей среде, например, в теле человека, целесообразно рассматривать его состоящим из двух компонент. Первая - нерассеянное первичное излучение, которое распространяется подобно тому, как излучение источника распространяется в вакууме, с той лишь разницей, что эта компонента истощается вследствие взаимодействия первичного излучения с веществом. Испытавшие взаимодействие с веществом частицы образуют компоненту рассеянного первичного излучения. Вклад этой компоненты растет по мере проникновения излучения в облучаемый объект. С увеличением глубины проникновения излучения в вещество, поле вторичного излучения становится все более изотропным в результате многократных актов рассеяния.

Флюенс частиц является количественной характеристикой поля излучения. Эта величина определяется следующим образом. Поместим в поле излучения абсолютно прозрачную пробную сферу с площадью сечения, равной dS. Подсчитаем число dN частиц, которые пересекут поверхность и попадут вовнутрь сферы. Флюенс частиц определяется как отношение числа проникших в сферу частиц dN к площади поперечного сечения сферы dS:

                                                               (1)

Единица величины флюенса - част. /см2.

Изменение флюенса излучения во времени характеризует плотность потока частиц (мощность флюенса), которая равна отношению величины приращения флюенса dФ за некоторый промежуток времени dt к длительности этого промежутка:

                                                               (2)

Единица величины плотности потока частиц -част./(см²с).

Характеристикой радионуклидного источника излучения является его активность - мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данный момент времени в определенном энергетическом состоянии, которая определяется как ожидаемое число спонтанных превращений ядер в этом источнике в единицу времени:

                                                               (3)

где dN - ожидаемое число спонтанных преобразований ядер из данного энергетического состояния за промежуток времени dt. Единица активности носит специальное наименование беккерель (Бк). 1 Бк соответствует одному спонтанному преобразованию ядра в источнике в секунду. Ранее в качестве единицы активности использовали активность 1 грамма природного радионуклида ²²⁶Ra. Эта единица получила название кюри (Ки). 1 Ки равняется 3,7∙10¹⁰ Бк. В настоящее время использовать эту единицу активности не рекомендуется. Ожидаемое число ядер радионуклида, претерпевших спонтанные ядерные превращения в единицу времени, пропорционально полному числу ядер N₀ радионуклида, находящихся в источнике:

                                           (4)

где λ - постоянная распада радионуклида;  - период полураспада радионуклида.

В нерассеивающей среде плотность потока частиц с определенной энергией на расстоянии r от точечного изотропного источника с активностью А равна

                                             (5)

где I_Е - ожидаемое число частиц с энергией Е, возникающих при спонтанном превращении ядра рассматриваемого радионуклида.

При прохождении излучения через рассеивающую среду плотность потока излучения будет изменяться по иному закону. Рассмотрим прохождение фотонов и нейтронов через вещество. Влияние однородной среды на прохождение характеризуется сечением взаимодействия частиц, которое определяет среднюю длину свободного пробега частиц в среде. В вакууме эту величину можно рассматривать как бесконечно большую. Среднее расстояние, которое фотоны с энергией около 1,2 МэВ (Со-60) проходят в воде между последовательными актами рассеяния, равно примерно 1б см, и многократным рассеянием такого излучения в теле человека можно пренебречь. В этом случае взаимодействия фотонов со средой рассматриваются как редкие независимые случайные события, следствием чего является закон экспоненциального ослабления потока излучения

                          (6)

где  - линейный коэффициент ослабления фотонов с энергией Е. Нейтроны, напротив, интенсивно рассеиваются и захватываются легкими атомами. Для нейтронов спектра деления среднее расстояние между последовательными актами рассеяния в воде равно примерно 8 см, а в биологической ткани, содержащей кроме водорода и кислорода азот, углерод и другие элементы, оно еще меньше. В этом случае пренебречь рассеянной компонентой излучения в теле человека нельзя, вследствие чего ослабление потока нейтронов описывается гораздо более сложной зависимостью.

Сводка основных радиометрических величин приведена в таблице 1. Эти величины адекватно введены в практику обеспечения радиационной безопасности в Российской Федерации [31, 39, 43].

 

Таблица 1. Радиометрические величины

Наименование	Обозначение	Определение	Рекомендуемая единица
Период полураспада радионуклида		Время, в течение которого число ядер радионуклида в результате радиоактивного распада уменьшается в два раза	с; мин; ч; сут; год
Постоянная радиоактивного распада радионуклида		Отношение доли ядер dN/N радионуклида, распадающихся за интервал. времени dt, к этому интервалу времени:	с-1; мин-1; ч-1; сут-1; год-1
Активность радионуклида в источнике		Отношение числа dN спонтанных переходов из определенного ядерно-энергетического состояния радионуклида, происходящих в источнике (образце) за интервал времени dt к этому интервалу времени:	Бк; кБк; мБк; ГБк; ТБк; ПБк
Энергия ионизирующих частиц		Энергия ионизирующих частиц излучения (без учета энергии покоя)	эВ, кэВ, МэВ, ГэВ
Флюенс (перенос) ионизирующих частиц		Отношение числа ионизирующих частиц dN, проникающих в элементарную сферу, к площади центрального сечения dS этой сферы:	см-2
Плотность потока, ионизирующих частиц		Отношение потока ионизирующих частиц dF, проникающих в элементарную сферу, к площади центрального сечения dS этой сферы:	с-1см-2; мин-1см-2
Сечение взаимодействия ионизирующих частиц дифференциальное		Отношение числа ni, определенного (i-ro) типа взаимодействий ионизирующих частиц и частиц-мишеней в элементарном объеме при флюенсе Ф ионизирующих частиц к числу N частиц мишеней в этом объеме и к этому флюенсу:	см2
Коэффициент ослабления линейный		Отношение доли косвенно ионизирующих частиц, испытавших взаимодействие при прохождении элементарного пути в веществе, к длине этого пути:	см-1
Коэффициент ослабления массовый		Отношение линейного коэффициента ослабления μ к плотности вещества ρ, через которое проходит косвенно ионизирующее излучение:	см2/г
Передача энергии линейная полная (ЛПЭ) (Если не определяется иное, через ЛПЭ и L обозначают полную передачу энергии заряженной частицей воде.)		Отношение средней энергии , переданной веществу заряженной частицей вследствие столкновений на элементарном пути dl, к длине этого пути:	кэВ/мкм

Концепция дозы излучения.

Концепция дозы ионизирующего излучения заключается в том, что эффекты излучения связаны с энергией, поглощенной в единице массы биологической ткани в форме ионизаций и возбуждений атомов и молекул, и модифицированной качеством излучения, которое зависит от микроскопического пространственного распределения энергии, переданной излучением веществу. Воздействие излучения может быть модифицировано и другими факторами, например, темпом поглощения энергии, степенью снабжения облученной ткани кислородом и другими факторами, влияющими на радиочувствительность облучаемой ткани.

Энергия, переданная излучением ограниченному объему вещества, равна разности между суммарной кинетической энергией всех заряженных и незаряженных частиц и квантов, входящих в рассматриваемый объем, и суммарной кинетической энергией всех заряженных и незаряженных частиц и квантов, выходящих из этого объема

                                (14)

где R_in - энергия поля излучения, входящая в рассматриваемый объем (без учета энергии покоя); R_out - энергия поля излучения, выходящая из рассматриваемого объема (без учета энергии покоя); ∑ Q - изменение энергии покоя ядер или частиц, которые произошли в объеме. Индекс im (сокращение английского imparted to - переданный кому-либо или чему-либо) указывает, что рассматривается только та часть энергии излучения, переданной веществу, которая была поглощена в рассматриваемом объеме вещества.

Энергия, поглощенная в единице массы биологической ткани в форме ионизаций и возбуждений атомов и молекул, получила название поглощенной дозы. Она является величиной, характеризующей воздействие ионизирующего излучения на вещество и отражает изменение состояния элементарного объема вещества под действием излучения. Она равна отношению средней энергии , переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме к массе dm вещества в этом объеме

                                                   (15)

Единица поглощенной дозы Дж/кг носит специальное наименование грей (Гр). 1 Гр = 1 Дж/кг. Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад (русская транслитерация английской аббревиатуры термина radiation adsorbed dose (rad)) равна 0,01 Гр.

Производная дозы по времени называется мощностью поглощенной дозы:

                                        (16)

Единица мощности поглощенной дозы - Дж/(кгс). На практике используется единица Гр/с. 1 Гр/с = 1 Дж/(кг∙с). Рекомендуется использовать также дольные единицы - мкГр/с, мГр/ч и др. Мощность дозы характеризует среднюю скорость изменения дозы в течение промежутка времени dt, поэтому длительность этого промежутка должна быть достаточно малой, чтобы различия между средним и мгновенным значением мощности дозы в этом промежутке были невелики. В качестве такого промежутка принимают секунду, минуту или час и значение мощности дозы выражают в единицах Гр/с, Гр/мин, Гр/ч. Величина мощности дозы не используется для представления изменения дозы за большие промежутки времени. В этом случае говорят о приращении дозы за определенное время - сутки, месяц, год. Такое приращение называют суточной, месячной или годовой дозой и выражают в единицах Гр в сут., Гр в мес, Гр в год соответственно.

Определенная таким образом величина поглощенной дозы характеризует изменение состояния элементарного объема вещества, расположенного в окрестности некоторой точки облучаемой ткани. Ее называют "поглощенная доза в точке". Значение поглощенной дозы в точке зависит не только от свойств излучения и свойств облучаемой ткани непосредственно в рассматриваемой точке, а также и от свойств среды, в которой распространяется излучение. Она зависит также и от направленности радиационного поля. Например, значения поглощенной дозы фотонов в элементе биологической ткани, окруженном вакуумом или водой, будут неравны, даже если направление распространения, флюенс и энергия фотонов, взаимодействующих с этой тканью, в обоих случаях будут равными.

В одной и той же точке вещества поглощенная доза и керма равны, когда энергия излучения, переданная веществу, и энергия излучения, поглощенная веществом, равны. Это требование выполняется в условиях электронного равновесия [29].

Сводка базовых дозиметрических величин приведена в таблице 2. Эти величины адекватно введены в практику обеспечения радиационной безопасности в Российской Федерации [31, 39, 43].

 

Таблица 2. Базовые дозиметрические величины

Название	Обозначение	Определение	Рекомендуемая единица
Коэффициент передачи энергии линейный		Отношение доли энергии  косвенно ионизирующего излучения (исключая энергию покоя частиц), которая преобразуется в кинетическую энергию заряженных частиц при прохождении элементарного пути dl в веществе, к длине этого пути:	см-1
Коэффициент передачи энергии массовый		Отношение линейного коэффициента передачи энергии  к плотности вещества , через которое проходит косвенно ионизирующее излучение:	см2/г
Керма	К	Отношение  суммы начальных кинетических энергий всех заряженных ионизирующих частиц, высвобожденных незаряженными ионизирующими частицами в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:	нГр; мкГр; мГр; Гр; кГр; МГр
Мощность кермы		Отношение приращения кермы dK за интервал времени dt к этому интервалу времени:	Гр/мин; мГр/с; мкГр/с
Доза экспозиционная фотонного излучения		Отношение средней величины суммарного заряда  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:	Р
Мощность дозы экспозиционной		Отношение приращения экспозиционной дозы dX за интервал времени dt к этому интервалу времени:	Р/мин; мР/с
Энергия излучения, переданная мишени		Разность между суммарной кинетической энергией всех заряженных и незаряженных частиц и квантов, входящих в рассматриваемый объем, и суммарной кинетической энергией всех заряженных и незаряженных частиц и квантов, выходящих из этого объема:  где Rin - энергия поля излучения, входящая в рассматриваемый объем (без учета энергии покоя); Rout - энергия поля излучения, выходящая из рассматриваемого объема (без учета энергии покоя); ∑Q - изменение энергии покоя ядер или частиц, которые происходят в объеме	эВ; кэВ; МэВ; ГэВ
Доза поглощенная в точке	D	Отношение средней энергии , переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:	нГр; мкГр; мГр; Гр; кГр
Мощность дозы поглощенной		Отношение приращения поглощенной дозы dD за интервал времени dt к этому интервалу времени:	Гр/мин; мГр/с; Гр/с

 

Заключение

В общем виде связь между величинами, используемыми в радиационной защите и безопасности, представлены на рис. 2. В таблицах 1, 2, 6, 8 и 9 приведены основные величины и их единицы, используемые в радиационной защите и безопасности. Более полный список можно найти в работах [34, 37]. В таблице 10 приведены соотношения между системными и традиционными единицами этих величин. Традиционная система единиц величин, используемых в радиационной безопасности и защите, начала формироваться в 1925 году, когда на первом Международном радиологическом конгрессе был организован Международный комитет по рентгеновским единицам (International X- Ray Unit Committee), ныне - Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям (International Commission on Radiation Units and Measurements, 1 CRU). Проблема традиционных единиц возникла с принятием соглашения о Международной системе единиц СИ^[12] и внедрением этой системы в практику радиационной безопасности и защиты. Единицы ОБЭ-взвешенной, эквивалентной и эффективной дозы отсутствуют в таблице 10, поскольку эти величины изначально были определены в соответствии с СИ.

Облучение человека может быть представлено значениями любых дозиметрических величин, приведенных в таблицах 2, 6, 8 и 9. Между тем, области условий облучения, в пределах которых эти дозиметрические величины могут выступать как характеристики облучения, важные для целей защиты человека, ограничены. В качестве примера рассмотрим последствия внешнего облучения фотонами.

 

Таблица 10. Соотношения между системными и внесистемными единицами величин, применяемых в радиационной защите мер безопасности

 

Величина	Название и обозначение единиц		Связь между единицами
	Единица системная	Внесистемная единица
Активность	беккерель (Бк), равный одному распаду в секунду (расп. /с)	кюри (Ки)	1 Ки = =3,7∙1010 Бк; 1 Бк = 2,703∙10-11 Ки
Энергия частиц	джоуль (Дж)	электрон-вольт (эВ)	1 эВ = =1,602∙10‑19 Дж
Керма[13]	грэй (Гр), равный одному джоулю на килограмм (Дж/кг)	рад (рад)	1 рад = 1∙10-2 Гр; 1 Гр= 100 рад
Экспозиционная доза[14]	Кулон на килограмм (Кл/кг)	Рентген (Р)	1 Р =2,58∙10-4 Кл/кг 1 Кл/кг = =3,68∙103 Р
Поглощенная доза	грэй (Гр), равный одному джоулю на килограмм (Дж/кг)	рад (рад)	1 рад= 1∙10-2 Гр; 1 Гр = 100 рад
Эквивалент дозы	зиверт(Зв)	бэр (бэр)	1 Зв = 100 бэр; 1 бэр = 1∙10-2 Зв

 

При внешнем облучения всего тела фотонами с дозой менее 1 Гр главной причиной преждевременной смерти являются радиогенные раки, а при облучении с дозой более 4 Гр - детерминированные эффекты излучения. При облучении всего тела с дозой 1-4 Гр, преждевременная смерть может быть связана как с развитием детерминированных, так и стохастических эффектов излучения. Причинно-следственная связь между смертью от рака и облучением не может быть установлена, если доза облучения всего тела не превышает 0,1 Гр. На рис. 3 представлены области доз внешнего облучения фотонами, где целесообразно использование тех или иных дозиметрических величин для оценки последствий радиационной аварии:

1. Вклад риска развития стохастических эффектов в полную вероятность преждевременной смерти незначителен при дозах выше 4 Гр, так что для оценки последствий облучения в этой области следует использовать ОБЭ-взвешенную дозу.

2. Вклад стохастических эффектов в полную смертность неопределим при дозах ниже 0,1 Гр, так что для оценки возможных последствий облучения в этой области следует использовать эффективную дозу.

3. Вклад риска развития детерминированных эффектов в полную вероятность преждевременной смерти незначителен при дозах ниже 1 Гр, так что для оценки последствий облучения в области 0,1-1 Гр следует использовать эквивалентную дозу.

4. Вклад риска развития стохастических и детерминированных эффектов в полную вероятность преждевременной смерти сопоставим при дозах 1 -4 Гр, так что для оценки последствий облучения в этой области следует использовать и ОБЭ-взвешенную и эквивалентную дозу.

 

Выводы и рекомендации

Краткий обзор состояния системы величин, используемых в радиационной защите и безопасности для характеристики облучения человека показывает, что система дозиметрических величин развивается вослед регулярно обновляющимся Рекомендациям МКРЗ и Нормам обеспечения безопасности, разрабатываемыми под эгидой МАГАТЭ. Для того, чтобы система критериев, методов и средств радиационной защиты и обеспечения радиационной безопасности в Российской Федерации полностью соответствовала современному мировому уровню, необходимо внести ряд дополнений и уточнений в документы, регулирующие обеспечение радиационной безопасности.

1. Для обеспечения адекватного реагирования на аварийное облучение следует ввести в практику величину ОБЭ-взвешенной дозы облучения органа или ткани.

2. Следует правильно определить область использования эффективной дозы и стремиться к исключению ее из рассмотрения при эпидемиологических исследованиях и оценках радиогенного риска.

3. Необходимо создать условия для востребованности оценки вероятностной обусловленности профессиональных заболеваний, что неизбежно повлечет за собой адекватное использование эквивалентной дозы для характеристики облучения.

4. Необходимо ввести операционные величины внешнего облучения в практику радиационного контроля для демонстрации соответствия условий облучения нормативным требованиям подобно тому, как это было сделано для обеспечения радиационной безопасности на предприятиях атомной промышленности и энергетики.

ЛИТЕРАТУРА

1. IAEA. International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources, Safety Series No. 115. IAEA, Vienna, 1996, (русск. изд. 1997 г.).

2. IAEA. Methods for Estimating the Probability of Cancer from Occupational Radiation Exposure. IAEA TECDOC-870, IAEA, Vienna, 1996.

3. IAEA. Radiation Protection and the Safety of Radiation Sources. Safety Fundamentals. Safety Standards Series № 120, IAEA, Vienna, 1996.

4. IAEA. Оптимизация радиационной защиты при контроле облучения персонала. Серия отчетов МАГАТЭ по безопасности № 21. Вена, МАГАТЭ, 2002.

5. IAEA. Generic procedures for medical response during nuclear and radiological emergency. EPR-MEDICAL, IAEA, Vienna,. 2005.

6. IAEA. Development of extended framework for emergency response criteria. Interim report for comments, IAEATECDOC-1432, IAEA, Vienna, 2004.

7. IAEA. Dangerous quantities of radioactive material (D-values). EPR-D-Values, IAEA, Vienna, 2006.

8. IAEA. Fundamental Safety Principles. Safety Fundamentals. Safety Series SF-1. IAEA, Vienna, 2006.

9. IAEA Criteria for Use in Preparedness and Response to a Nuclear or Radiological Emergency. Draft safety guide DS44 (Version 2.0) from 2007-02-08. IAEA, Vienna (2007). Адрес документа на Интернет-сайте Департамента ядерной безопасности МАГАТЭ: http://www-ns.iaea.org/committees/comments/default.asp?fd=327. Просмотрен 15 июля 2007.

10. ICRP. Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 26. Ann ICRP Vol 1, № 3. Pergamon Press, Oxford, UK, 1977. (Радиационная защита. Публикация МКРЗ № 26. М.: Атомиздат, 1978).

11. ICRP. Пределы поступления радионуклидов для работающих с ионизирующим излучением. Публикация 30 МКРЗ. Часть 1. М.: Энергоатомиздат, 1982.

12. ICRP. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. 4.1, ч. 2. М.: Энергоатомиздат, 1994.

13. ICRP. Human Respiratory Tract Model for Radiological Protection. ICRP Publication 66. Ann. ICRP 24(1-3), 1994.

14. ICRP. Age-Dependent Doses to Members of the Public from Intake of Radionuclides, Part 5, Compilation of Ingestion and Inhalation Dose Coefficients, ICRP Publication № 72, Ann. ICRP 26(1), 1996.

15. ICRP. Conversion Coefficients for use in Radiological Protection against External Radiation. ICRP Publication № 74. Ann ICRP Vol. 26 № 3/4. Pergamon Press, Oxford, UK, 1996.

16. ICRP. Low-dose Extrapolation of Radiation-related Cancer Risk. ICRP Publication № 99, Ann. ICRP 35(4), 2005.

17. UNSCEAR. Sources, Effects and Risks of Ionizing Radiation. UNSCEAR 1988 Report to the General Assembly. N. -Y: United Nations, 1988.

18. UNSCEAR. Exposures to the public from man-made sources of radiation. Annex С to UNSCEAR 2000 Report to the General Assembly. Sources and Effects of Ionizing Radiation. N. -Y: United Nations, Vol. I, 157-293, 2000.

19. UNSCEAR. Epidemiological evaluation of radiation-induced cancer. Annex I to UNSCEAR 2000 Report to the General Assembly. Sources and Effects of Ionizing Radiation. N. -Y: United Nations, Vol. II, 297-450, 2000.

20. U. S. Department of health and human services. 42 CFR Part 81: RIN 0920-ZA01. Guidelines for Determining the Probability of Causation Under the Energy Employees Occupational Illness Compensation Program Act of 2000; Final Rule. Federal Register Vol. 67, № 85 (2002) 22296- 22314.

21. U. S. Department of health and human services. 42 CFR Part 82: RIN 0920-ZA00. Methods for Radiation Dose Reconstruction Under the Energy Employees Occupational Illness Compensation Program Act of 2000; Final Rule. Federal Register Vol. 67, № 85 (2002) 22314-22336.

22. U. S. National Commission on Radiological Protection. Evaluation of the linear-nonthreshold dose-response model for ionizing radiation. NCRP Report 136. U. S. National Council on Radiation Protection and Measurements. Bethesda, Maryland, 2001.

23. U. S. National Institute for Occupational Safety and Health. Interactive RadioEpidemiological Program IREP v. 5.3. Адрес в Интернет: http://www.irep.nci.nih.gov/. Просмотрен 15 июля 2007.

24. U. S. Office of Compensation Analysis and Support. Домашняя страница в Интернет доступна по адресу: http://www.cdc.gov/niosh/ocas/ocasabt.html. Просмотрена 15 июля 2007.

25. U. S. Oak Ridge National Laboratory. Christy M., Eckerman K. E. Specific Absorbed Fraction of Energy at various Ages from internal Photon Sources. ORNL/TM-8381, W. 1-7, 1987.

26. Иванов В. К., Цыб А. Ф. Медицинские радиологические последствия Чернобыля для населения России: Оценка радиационных рисков. М.: Медицина, 2002

27. Иванов В. К., Цыб А. Ф., Панфилов А. П., Агапов A. M. Оптимизация радиационной защиты: "Дозовая матрица". М.: Медицина, 2006.

28. Ильин Л. А., Иванов А. А., Кочетков О. А. и др. Техногенное облучение и безопасность человека. Под ред. Л. А. Ильина. М.: ИздАТ, 2006.

29. Кеирим-Маркус И. Б. Эквидозиметрия. М.: Атомиздат, 1980.

30. Кеирим-Маркус И. Б., Савинский А. К., Чернова О. Н. Коэффициент качества ионизирующих излучений. М.: Энергоатомиздат, 1992.

31. Кутьков В. А. Современная система дозиметрических величин. АНРИ № 1(20)4-17, 2000.

32. Кутьков В. А,, Безруков Б. А., Ткаченко В. В., Романцов В. П., Долженков И. В., Лебедев В. Н., Петров В. И. Основные положения и требования нормативных документов в практике обеспечения радиационной безопасности атомных станций. Учебное пособие. Под общ. ред. В. А. Кутькова и Б. А. Безрукова. М.: Концерн "Росэнергоатом", 2002.

33. Кутьков В. А., Ткаченко В. В., Романцов В. П., Ермолина Е. П. Обеспечение радиационного контроля на предприятиях в соответствии с требованиями Норм и Правил радиационной безопасности. Учебное пособие. Под общ. ред. В. А. Кутькова. Обнинск: ИАТЭ, 2002.

34. Кутьков В. А., Ткаченко В. В., Романцов В. П. Радиационная безопасность персонала атомных станций. Учебное пособие. Под общ. ред. В. А. Кутькова. Москва - Обнинск: Атомтехэнерго, ИАТЭ, 2003.

35. Кутьков В. А., Ткаченко В. В., Романцов В. П., Безруков Б. А., Долженков И. В., Алексеев А. Г. Основы радиационного контроля на АЭС. Учебное пособие. Под ред. В. А. Кутькова и В. В. Ткаченко. Москва - Обнинск: концерн «Росэнергоатом», ИАТЭ, 2005.

36. Кутьков В. А., Кухта Б. А. Радиологические свойства радиоактивных аэрозолей. АНРИ № 4(47) 2-22, 2006.

37. Кутьков В. А., Ризин Ф. И., Фертман Д. Е., Шумов С. А. Терминология ядерного приборостроения. Справочное пособие в 2-х томах. Том I. Ядерное приборостроение. Физические явления и основные понятия. М.: Издательский

38.: - Дом "Технология", 2006.

39. Кутьков В. А. Эволюция системы обеспечения радиационной безопасности в свете новых рекомендаций МКРЗ и МАГАТЭ. АНРИ № 1 (48) 2-24, 2007.

40. Методические указания МУ 2.6.1.016-2000. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования. АНРИ № 3(22) 43-75, 2000.

41. Методические указания МУ 2.6.1.25-2000. Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования. Минатом России, Федеральное управление "Медбиоэкстрем" Минздрава России, 2000. В сб. Методическое обеспечение радиационного контроля на предприятии. М.: Министерство Российской Федерации по атомной энергии, Министерство здравоохранения Российской Федерации, Федеральное управление медико-биологических и экстремальных проблем. Том 1., 2001, сс. 57-110.

42. Методические указания МУ 2.6.1.26-2000. Дозиметрический контроль внутреннего профессионального облучения. Общие требования. Минатом России, Федеральное управление "Медбиоэкстрем" Минздрава России, 2000. Там же, сс. 111-155.

43. Методические указания МУ 2.6.1.14-2001. Контроль радиационной обстановки. Общие требования. Минатом России, Федеральное управление "Медбиоэкстрем" Минздрава России, 2000. Там же, сс. 157-183.

44. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99): Гигиенические нормативы СП-2.6.1.758-99. М.: Минздрав России, 1999.

45. Российская Федерация. Министерство здравоохранения и социального развития. Приказ от 21 апреля 2005 г. № 289. Об утверждении положения о межведомственном экспертном совете по установлению причинной связи заболеваний, инвалидности и смерти граждан, подвергшихся воздействию радиационных факторов. Сборник нормативных актов по социальной защите населения, пострадавшего от воздействия радиации. Челябинск: Юж. -Урал. кн. изд-во, 2000.

[1] Введение величины экспозиционной дозы и ее единицы - рентген - для дозиметрии рентгеновского излучения произошло на втором Международном радиологическом конгрессе в Стокгольме.

[2] Названа по имени немецкого физика В. Рентгена. Единица принята на II Международном радиологическом конгрессе (1928 г.)

[3] В публикации [34] эта величина называлась "равнозначная доза"

[4] За исключением электронов Оже, испущенных вследствие радиоактивного распада ядрами, связанными с ДНК.

[5] Относятся к излучению, падающему на поверхность тела, а в случае внутреннего облучения - к излучению, испускаемому при ядерном превращении радионуклидов в органе или ткани.

[6] Рассматривается облучение, дополнительное к природному радиационному фону.

[7] Величина, используемая как мера ущерба от возникновения отдаленных последствий облучения человека, учитывающая распределение эквивалентной дозы в теле стандартного человека и радиочувствительность его органов и тканей.

[8] См. также приложения Б, В и Г к Рекомендациям МКРЗ 1990 г. [12].

[9] Перевод англоязычного термина ambient (от латинского ambi - кругом, вокруг, с обеих сторон) dose equivalent - эквивалент дозы, характеризующей радиационную обстановку.

[10] Используется для характеристики поля излучения в точке, совпадающей с центром шарового фантома.

[11] Для целей радиационного нормирования соответствующие глубины d, как правило, принимают равными 10 мм для сильнопроникающего излучения и 0, 07 мм или 3 мм - для слабопроникающего излучения.

[12] Международная система единиц (международное сокращенное наименование SI, в русской транскрипции СИ) принята в 1960 году XI Генеральной конференцией по мерам и весам и затем неоднократно уточнялась.

[13] Для гамма-излучения с энергией до 10 МэВ керма практически не отличается от поглощенной дозы.

[14] Используется для гамма-излучения с энергией до 3 МэВ. 1 Р соответствует 0, 87•10^-3 Гр воздушной кермы.

Радиометрические величины.

Радиометрические величины служат для характеристики источников и полей ионизирующего излучения. Физические процессы, лежащие в основе явления радиоактивности и взаимодействия излучения с веществом, имеют вероятностную природу. Их характеристиками являются дискретные значения случайных величин - число ядерных превращений в единицу времени, энергия испущенной частицы, число взаимодействий частицы в среде и т. д. В большинстве случаев, когда стохастикой процессов можно пренебречь, при математическом описании этих явлений используют непрерывные функции, характеризующие зависимости, связывающие ожидаемые значения соответствующих случайных величин. Этот общий подход позволяет использовать операторы дифференцирования и интегрирования при определении радиометрических и дозиметрических величин.

Спонтанное преобразование ядра приводит к возникновению излучения, которое является потоком частиц (в общем смысле, если не оговаривается иное, под частицами понимают заряженные частицы, нейтроны, фотоны и т. д.). Область, в которой распространяется излучение, называют полем излучения и характеризуют [37]: энергией частиц; направлением их распространения; флюенсом частиц и т. д.

Существует несколько основных типов направленности излучения:

- поле точечного изотропного источника - излучение, в поле которого час