Величины для оценки риска развития эффектов излучения.

Целью радиационной защиты является "предотвращать возникновение детерминированных эффектов у отдельных лиц путем поддержания доз на уровне ниже соответствующего порога и обеспечивать, чтобы принимались все разумные меры с целью уменьшения возникновения стохастических эффектов у населения в настоящее время и в будущем" [3]. Для достижения этой цели необходимо оценивать условия облучения в терминах дозиметрических величин, которые можно было бы использовать для оценки риска развития детерминированных эффектов и радиогенных раков.

ОБЭ-взвешенная доза в органе.

Детерминированные эффекты излучения возникают при облучении большими дозами. Научной основой для оценок риска развития этих эффектов являются результаты изучения последствии аварийного облучения людей. К детерминированным эффектам относят:

- острую и хроническую лучевые болезни,

- локальные поражения органов или тканей (например, радиационные ожоги),

- лучевую катаракту,

- аномалии и врожденные пороки развития новорожденных, являющиеся детерминированными эффектами облучения плода в эмбриональном периоде.

В основе этих эффектов излучения в первую очередь лежит поражение (ограничение функциональной активности и гибель) значительного количества клеток облученного органа. В отношении таких эффектов предполагается существование Дозового порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше - тяжесть эффекта зависит от дозы: чем больше повреждено клеток, составляющих ткань, тем сильнее нарушается ее структура и функция. Значение пороговой дозы определяется радиочувствительностью клеток облученного органа или ткани и способностью организма компенсировать или восстанавливать такое поражение. Увеличение дозы сопровождается возрастанием числа поврежденных' клеток в критических популяциях, вследствие чего детерминированные эффекты становятся более выраженными и быстрее приводят к гибели. При ограниченном объеме поражения ткани функциональные нарушения со временем компенсируются. Основные закономерности развития тяжелых детерминированных эффектов облучения следующие [34]:

- в силу вариабельности индивидуальной радиочувствительности людей любой эффект характеризуется диапазоном значений пороговых доз;

- различные ткани даже одного органа отличаются по радиочувствительности, поэтому с ростом дозы облучения может изменяться биологический эффект, возникновение которого в конечном итоге приводит к тяжелому заболеванию или смерти;

- с ростом дозы облучения растет тяжесть эффекта, которую отражает сокращение времени дожития (промежутка времени между облучением и смертью);

- с уменьшением мощности дозы и увеличением протяженности облучения во времени риск развития детерминированного эффекта уменьшается благодаря восстановлению функций пораженного органа.

Для оценки риска развития детерминированных эффектов недостаточно информации о накопленной дозе. Если длительность облучения превышает несколько часов, то для корректной оценки риска необходимо знать дозиметрическую историю облучения, описывающую изменение мощности дозы со временем [6, 7, 34]:

                     (19)

Здесь:

Р_т - вероятность (риск) развития тяжелого эффекта;

 - функция интенсивности смерти в случае развития тяжелого детерминированного эффекта при облучении органа Т излучением R в течение периода времени (О, А);

 - изменение мощности поглощенной дозы излучения R в органе Т в течение рассматриваемого периода времени;

 - коэффициент относительной биологической эффективности излучения R при облучении органа Т.

Дозиметрические характеристики облучения -поглощенная доза облучения органа и коэффициент относительной биологической эффективности присутствуют в (19) в виде произведения, которое получило название "ОБЭ-взвешенная доза облучения органа или ткани"^[3] [6, 7, 34, 38]. ОБЭ-взвешенная доза предназначена для оценки риска развития детерминированных эффектов излучения с учетом влияния на этот процесс качества излучения и радиочувствительности облучаемого органа. Эта величина равна произведению поглощенной дозы излучения R в органе или ткани Т на коэффициент относительной биологической эффективности (RBE_{T, R}) излучения R для развития определенного детерминированного эффекта в органе Т:

                             (20)

Единица измерения ОБЭ-взвешенной дозы -Дж/кг, которая называется грей-эквивалент (Гр-экв).

В таблице 4 приведены значения RBE_{T, R} для развития тяжелых детерминированных эффектов при внешнем и внутреннем облучении [5, 7]. В случае внешнего облучения человека в полях косвенно ионизирующего излучения принимается, что облучение отельных органов и тканей характеризует средняя поглощенная доза. В таком случае ОБЭ зависит только от свойств излучения, а возможным влиянием неоднородности пространственного распределения дозы пренебрегают. В случае внутреннего облучения неоднородность распределения дозы в органе или ткани может играть существенную роль при попадании в организм радионуклидов, испускающих частицы с малым пробегом - альфа-частицы и бета-частицы низких энергий. В таком случае использование средней поглощенной дозы в качестве характеристики облучения проявляется в том, что RBE_{T, R} становится зависимым не только от свойств излучения, а также и от свойств облучаемого органа. Например, самопоглощение альфа-излучения в содержимом кишечника при прохождении радиоактивного вещества через желудочно-кишечный тракт приводит к невозможности развития кишечного синдрома, что отражает нулевое значение RBE_{T, R}, установленное для этого случая.

Формирование дозы внутреннего облучения после попадания радиоактивного вещества вовнутрь организма может занимать долгое время. Фактор восстановления поражения играет в этом случае большую роль в формировании детерминированных эффектов, поэтому дозы кратковременного внешнего облучения и кумулятивные дозы внутреннего облучения; при которых наблюдаются одинаковые риски развития одних и тех же эффектов, могут отличаться в десятки раз. Динамику этого процесса определяют химические свойства радионуклида, и поступление радиоактивного вещества в организм является величиной, однозначно определяющей риск развития эффекта излучения.

Характеристикой развития детерминированного эффекта, необходимой для осуществления мер радиационной защиты, является величина Дозового порога. В качестве этой величины принимают значение дозы внешнего облучения или величины поступления радиоактивного вещества, которые приводят к гибели 5 % облученных. В случае внешнего облучения пороговая доза уменьшается с ростом мощности дозы и ее наименьшее значение наблюдается в случае кратковременного облучения при мощности дозы более 10 Гр-экв/ч.

 

Таблица 4. Значения коэффициента относительной биологической эффективности, принятые для определения ОБЭ-взвешенной дозы

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Эффект: облучаемый орган	Внешнее облучение	RBET,R
Гематологический синдром: красный костный мозг	Фотоны при любом облучении	1
	Фотоны при любом облучении	3
	β-излучатели при внутреннем облучении	1
	α-излучатели при внутреннем облучении	2
Пневмония: альвеолярно-интерстициальный отдел легких	Фотоны при любом облучении	1
	Нейтроны при любом облучении	3
	β-излучатели при внутреннем облучении	1
	α-излучатели при внутреннем облучении	7
Кишечный синдром: тонкая кишка (при внешнем облучении) или толстый кишечник (при внутреннем облучении)	Фотоны при любом облучении	1
	Нейтроны при любом облучении	3
	β-излучатели при внутреннем облучении	1
	α-излучатели при внутреннем облучении	0
Влажное отшелушивание кожи: дерма кожи	Фотоны и β-частицы при внешнем облучении	1
	Нейтроны при внешнем облучении	3
Лучевая катаракта: хрусталик глаза	Фотоны и β-частицы при внешнем облучении	1
	Нейтроны при внешнем облучении	3
Некроз: мягкие ткани	Фотоны при внешнем облучении	1
	Нейтроны при внешнем облучении	3
Поражение зародыша или плода: зародыш или плод	Фотоны при внешнем облучении	1
	Нейтроны при внешнем облучении	10
Острый тиреоидит, гипотиреоз: щитовидная железа	Потребление изотопов йода, испускающих бета-частицы с низкой средней энергией (а)	1/5
	Потребление других радионуклидов, накапливающихся в щ итовидной железе	1
(а) Изотопы I-131, I-129, I-125, I-124 и I-123.

 

Важная задача радиационной защиты при оценке внутреннего облучения состоит в том, чтобы установить критерии защиты человека от развития детерминированных эффектов при аварийном поступлении радиоактивного вещества в организм. Есть два решения этой задачи.

Первое решение заключается в определении значения величины порогового поступления для каждого радионуклида. В этом случае пороговое значение величины поступления может варьировать в пределах 5 порядков величины, что делает невозможным формулирование общих требований по радиационной защите в терминах этой величины [6].

Второе решение состоит в том, чтобы сформулировать критерии защиты в терминах ожидаемой ОБЭ-взвешенной дозы, которая служит индексом поступления радионуклида. Эта величина равна временному интегралу от мощности ОБЭ-взвешенной дозы в органе, которая формируется вследствие поступления радиоактивного вещества в организм человека:

                     (21)

где - мощность ОБЭ-взвешенной дозы излучения R в органе Т в момент времени t после поступления радиоактивного вещества в организм;  -период интегрирования для определения ожидаемой дозы; I^RN - поступление радионуклида RN по определенному пути и - дозовый коэффициент, равный значению ожидаемой в течение периода А ОБЭ-взвешенной дозы в органе Т после поступления 1 Бк радионуклида [6, 34, 36].

Использование величины ожидаемой ОБЭ-взвешенной дозы при определенных условиях позволяет снизить до приемлемого уровня вариацию критерия защиты. Например, вычисленные для всех радионуклидов значения ОБЭ-взвешенной дозы в альвеолярном отделе легких, ожидаемой за первые 30 сут., и соответствующие значениям величины поступления радионуклида, пороговой для развития пневмонии, отличаются не более, чем в три раза. Использование ожидаемой ОБЭ-взвешенной дозы взамен величины поступления позволило установить общие требования к защите людей в случае радиационной аварии [5, 6, 7].

Эквивалентная доза в органе.

Научной основой для оценок риска развития стохастических эффектов являются результаты продолжающегося уже почти 50 лет эпидемиологического исследования последствий атомной бомбардировки Хиросимы и Нагасаки в 1945 году. Среди специалистов по радиационной безопасности наибольшее распространение получили феноменологические модели оценки риска, которые описывают возникновение радиогенных раков с помощью обобщенной модели относительного риска [2]. Согласно этой модели, частота возникновения радиогенных раков в облученной когорте прямо пропорциональна частоте возникновения тех же раков в необлученной популяции, из представителей которой была составлена когорта. Между облучением и диагностированием заболевания могут проходить годы скрытого (латентного) развития радиогенного рака. Риск развития этого эффекта излучения определяется при этом как вероятность (частота) возникновения рака определенного типа у человека пола s спустя t лет после однократного облучения его органа Т в возрасте g [34]:

                  (22)

где: Т и R - индекс облучаемого органа и излучения соответственно; r_T(a, s) - фоновая частота возникновения рака рассматриваемого типа у людей возраста а и пола s, при этом а = t+g; F_T(D_T,R, RBE_T,R) - функция, определяющая дозовую зависимость риска возникновения радиогенного рака; ζ_T(t, g, s) - функция, которая описывает влияние на частоту возникновения радиогенного рака фактора времени, прошедшего после облучения t, возраста человека в момент облучения g и его пола s.

Фактор времени играет очень большую роль в развитии радиогенного рака. Например, наличие латентного периода развития рака делает практически невероятным диагностирование радиогенного рака в течение периода времени после облучения, который будет заметно меньше длительности латентного периода. При длительном облучении, которое длится годы (например, в результате проживания на загрязненной территории или вследствие поступления в организм радиоактивного вещества) одной величины накопленной дозы облучения недостаточно для оценки риска. Необходимо знать дозиметрическую историю облучения в годовом масштабе, поскольку вероятность развития эффекта вследствие многоразового облучения определяется суммой вероятностей развития эффектов, связанных с отдельными эпизодами дозиметрической истории человека [27].

Дозиметрические характеристики облучения -поглощенная доза облучения органа и коэффициент относительной биологической эффективности присутствуют в (22) в виде произведения. В случае развития стохастических эффектов относительная биологическая эффективность излучения слабо зависит от свойств облучаемого органа, поэтому вместо RBE_{T, R} для характеристики этих эффектов применяется соответствующий взвешивающий коэффициент излучения w_R [12]. Произведение поглощенной дозы облучения органа и взвешивающего коэффициента излучения получило название "эквивалентная доза облучения органа или ткани". Эквивалентная доза предназначена для оценки риска развития стохастических эффектов излучения с учетом влияния качества излучения:

                                            (23)

Единица эквивалентной дозы - Дж/кг, которая называется зиверт, Зв (по имени шведского ученого Р. Зиверта - первого председателя МКРЗ).

Установленные МКРЗ [12] значения w_R для различных излучений R приведены в таблице 5. В новых Рекомендациях 2007 года МКРЗ планирует изменить значения взвешивающих коэффициентов излучения для протонов и нейтронов. Однако, как показывает предварительная оценка [38], это изменение не будет иметь существенных последствий для оценок доз.

 

Таблица 5. Взвешивающие коэффициенты излучения

 

 

Излучение	Wr	Излучение
Фотоны, электроны и мюоны любых энергий[4]	1	Нейтроны с энергией менее 10 кэВ или более 20 МэВ	5
Протоны с энергией более 2 МэВ (кроме протонов отдачи)	5	От 10 кэВ до 100 кэВ	10
		От 100 кэВ до2 МэВ	20
Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра	20	От 2 МэВ до 20 МэВ	10

 

Сводка Эквидозиметрических величин, применяемых для оценки рисков развития эффектов излучения, приведена в таблице 6.

ОБЭ-взвешенная доза является новой дозиметрической величиной, предназначенной для характеристики аварийного облучения. Ее введение в практику является результатом ана\ лиза уроков реагирования на радиационные аварии [5, 6, 7]. Введение этой дозиметрической величины в отечественную практику произойдет вслед за принятием новой системы критериев реагирования на радиационные аварии [9], которые будут включены в Международные общие нормы безопасности, разрабатываемые под эгидой МАГАТЭ вслед за новыми Рекомендациями МКРЗ [38].

Основным полем применения эквивалентной дозы является оценка вероятности развития радиогенного рака вследствие облучения. Такая оценка является ключевым этапом определения вероятностной обусловленности диагностированного рака профессиональным облучением. В странах, имеющих атомную промышленность с многолетней историей, вероятностная обусловленность рака является основой системы определения диагностированного заболевания как профессионального и выплаты соответствующей компенсации. В США эта деятельность определена несколькими федеральными законодательными актами [20, 21] и является задачей специального федерального Офиса компенсаций (Office of Compensation Analysis and Support, OCAS), организованного при Национальном институте гигиены труда и профзаболеваний (National Institute for Occupational Safety and Health, NIOSH) [24]. Примером использования эквивалентной дозы в оценке вероятностная обусловленность рака является разработанная по эгидой NIOSH Интерактивная радиоэпидемиологическая программа, доступная в режиме On- line [23].

 

Таблица 6. Эквидозиметрические величины, применяемые для оценки рисков развития эффектов излучения

Наименование	Обозначение	Определение	рекомендуемая единица
Поглощенная доза в органе или ткани	DT,R	Поглощенная доза излучения вида R в точке, усредненной по массе ткани или органа Т: , где mT – масса органа или ткани; Dm,R - поглощенная доза излучения R в элементарном объеме dm органа или ткани; εT, R - энергия излучения вида R, переданная массе рассматриваемого органа или ткани.	нГр; мкГр; мГр; Гр; кГр; МГр
Коэффициент относительной биологической эффективности излучения[5]	RBET,R	Безразмерное число, равное отношению поглощенной дозы DT,X образцового излучения, вызывающего определенный биологический эффект, к поглощенной дозе Dt,r данного излучения, вызывающей такой же эффект.	-
ОБЭ-взвешенная доза в органе или ткани	ADT	Произведение поглощенной дозы DT, R в данном элементе объема биологической ткани на коэффициент относительной биологической эффективности излучения для определенного эффекта ионизирующего излучения	Гр-экв
Мощность ОБЭ-взвешенной дозы в		Отношение приращения равнозначной дозы dADT за интервал времени времени dt к этому интервалу времени	(Гр-экв)/с
Доза эквивалентная в органе или ткани		Сумма произведений поглощенных доз DT,R в органе или ткани Т на соответствующий взвешивающий коэффициент wR излучения R:	нЗв; мкЗв; мЗв
Коэффициент излучения взвешивающий5	wR	Множитель поглощенной дозы в органе или ткани стандартного человека, используемый для целей радиационной защиты с тем, чтобы учесть относительную эффективность различных видов излучения с точки зрения развития стохастических эффектов излучения в органах и тканях стандартного человека.	-

 

В Российской Федерации величина эквивалентной дозы формально введена в практику радиационного контроля соблюдения требований НРБ-99. В отечественных нормативных актах по охране труда отсутствуют требования для определения вероятностной обусловленности профессионального заболевания [44]. Без определения эквивалентных доз обходятся и при оценке радиоэпидемиологических данных [26-28], что, несомненно, снижает ценность результатов анализа. Реальное введение в отечественную практику эквивалентной дозы как дозиметрической величины является задачей на будущее, решение которой будет, в первую очередь, обусловлено востребованностью оценки вероятностной обусловленности профессиональных заболеваний.

Величины для определения требований к состоянию радиационной безопасности.

Целью радиационной безопасности является обеспечение защиты "отдельных лиц, общества и окружающей среды от нанесения им вреда путем создания и поддержания эффективных средств защиты против радиологических опасностей, связанных с источниками" [3]. Достижение этой цели лежит на пути следования основным принципам радиационной безопасности [1, 3, 8]:

Принцип 1: Обоснование практической деятельности;

Принцип 2: Ограничение доз и рисков;

Принцип 3: Оптимизация радиационной защиты;

Принцип 4: Обеспечение безопасности источников.

В настоящее время дозы облучения персонала и населения, обусловленные нормальной эксплуатацией источников излучения, лежат в области не обнаруживаемых-стохастических эффектов (область III на рис. 1) и продолжают уменьшаться по мере совершенствования радиационных технологий [18]. Низкому уровню воздействия^[6] соответствуют и низкие гипотетические риски, что позволяет считать приемлемыми значительные неопределенности в оценке последствий облучения. Поэтому современные представления о критериях обеспечения радиационной безопасности человека основываются на -Линейной беспороговой гипотезе развития стохастических эффектов излучения. [10, 38]. Согласно этой гипотезе, приращение риска развития стохастических эффектов излучения пропорционально приращению дозы облучения и не зависит от значения дозы и мощности дозы. В основе гипотезы лежит допущение о случайности и независимости процессов в биологической ткани, начинающихся с взаимодействия излучения с веществом и заканчивающихся развитием рассматриваемого эффекта излучения. Известная LNT-гипотеза, кроме отсутствия порога действия излучения и линейной зависимости "доза-эффект", подразумевает также отсутствие влияния фактора времени на развитие эффекта излучения. В рамках этой гипотезы из рассмотрения исключаются зависимость риска от мощности дозы и изменения состояния объекта действия излучения со временем, что позволяет перейти от точечных оценок доз в различные моменты времени к дозам, интегрированным по времени. Накопленная (интегральная) доза как характеристика условий облучения является основой дозиметрического контроля внутреннего и внешнего облучения, служащего целям радиационной безопасности. В 2006 г. МКРЗ выпустила специальную Публикацию 99 [16] для оправдания продолжающегося использования LNT-гипотезы в качестве основы системы радиационной защиты. В настоящее время невозможно подтвердить или опровергнуть справедливость Линейной беспороговой гипотезы, поскольку отсутствует возможность однозначного определения связи между развитием стохастических эффектов и облучением в области малых доз [16, 22]. Однако даже в том случае, если появятся убедительные доказательства неверности LNT-гипотезы, трудно представить ситуацию, при которой основы дозиметрического контроля будут подвергнуты ревизии. Как показывает наш опыт [6, 34, 36], дозиметрия для оценки "нелинейных" эффектов настолько сложна для практического применения, что можно с уверенностью утверждать, что из чисто практических соображений линейная и беспороговая зависимость "доза-эффект" останется главным фактором радиационной безопасности.

Важной задачей радиационной безопасности является определение количественного критерия, определяющего обеспеченность безопасных условий при обращении с источниками излучения. В качестве такого критерия МКРЗ использует предел дозы, который применяется для ретроспективной оценки уже состоявшегося облучения в рамках планируемой деятельности при демонстрации соответствия обращения с регулируемым источником нормативным требованиям. Непревышение предела дозы является доказательством того, что радиационная безопасность обеспечена [43]. Основная область использования этой величины - радиационное нормирование в целом и оценка состояния радиационной безопасности при использовании источников в частности. Цель использования - ограничение действительного облучения и обеспечение обратной связи при управлении источником [34].

Дозиметрическая величина, служащая для численного выражения критерия обеспеченности радиационной безопасности, должна удовлетворять ряду специальных требований:

- величина должна быть универсальной характеристикой облучения человека, пригодной для использования при практическом следовании принципам радиационной безопасности;

- величина должна быть аддитивной функцией дозы облучения для того, чтобы на практике можно было организовать простой мониторинг для ее оценки;

- величина должна быть применима для оценки рисков, обусловленных широким спектром радиогенных раков и генетических эффектов излучения;

- величина должна быть применима для оценки рисков, обусловленных широким спектром условий облучения.

В качестве такой величины МКРЗ предложило использовать эффективную эквивалентную дозу или, сокращенно, эффективную дозу.

Эффективная доза.

Первоначально эффективная доза была определена МКРЗ [12] как функционал, предназначенный для приведения всех возможных случаев пространственно неоднородного (внешнего или внутреннего) облучения тканей и органов тела стандартного человека к эквивалентному по гипотетическому ущербу равномерному облучению всего тела такого стандартного человека. В качестве оцениваемого, эффекта излучения было принято сокращение продолжительности нормальной жизни в результате развития тяжелого стохастического эффекта излучения. Результатом такого события является нанесение заболевшему ущерба, равного потере 15 лет плодотворной жизни [12, 43]. Эффективная доза Е определена как функционал, равный сумме произведений эквивалентных доз Н облучения отдельных органов и тканей тела человека на соответствующие взвешивающие коэффициенты w_T [12]:

                              (24)

В основе определения взвешивающих коэффициентов органов и тканей лежит анализ ущербов, связанных с облучением отдельного органа и всего тела [34].

Эффективная доза удовлетворяет всем требованиям к дозиметрической величине, предназначенной для численного выражения критерия обеспеченности радиационной безопасности:

- это универсальная характеристика облучения, пригодная для оценки последствий облучения при внутреннем, общем внешнем и локальном облучении тела человека;

- она предназначена для оценивания вероятности нанесения облученному ущерба, размер которого допускает денежное выражение;

- это аддитивная функция дозы облучения;

- при определении эффективной дозы учитывается облучение всех основных органов человека, определяющих его радиочувствительность в области малых доз.

Эффективная доза предназначена для выражения значения предела дозы и характеристики дозы облучения человека с целью демонстрации соблюдения норм безопасности. Внедрение этой величины в практику породило огромный объем данных дозиметрического контроля и иллюзию того, что используя эту величину, можно определить индивидуальный радиогенный риск, в смысле вероятности преждевременной смерти, вызванной облучением. Примером такого неправомерного использования результатов определения эффективных доз в результате профессионального или аварийного облучения являются работы [26-28]. В настоящее время, проанализировав практику использования эффективной дозы в радиационной безопасности, МКРЗ рекомендует более не использовать эту величину для оценки медицинских последствий облучения. Согласно последним рекомендациям МКРЗ [38], применение эффективной дозы для оценок медицинских последствий облучения недопустимо. Согласно МКРЗ, для оценок радиогенного риска следует использовать эквивалентные дозы, а эффективная доза должна служить исключительно для целей регламентирования облучения и демонстрации соответствия пределам (уровням) дозы в области обеспечения радиационной безопасности.

 

Таблица 7. Взвешивающие коэффициенты органа или ткани для определения эффективной дозы.

Орган или ткань	wT
Гонады	0,20
Желудок	0,12
Костный мозг (красный)	0,12
Легкие	0,12
Толстый кишечник	0,12
Грудная железа	0,05
Мочевой пузырь	0,05
Печень	0,05
Пищевод	0,05
Щитовидная железа	0,05
Клетки костных поверхностей	0,01
Кожа	0,01
Остальное2	0,05
1 При расчетах учитывать, что в случае внутреннего облучения взвешивающий коэффициент для "легких" относится к ожидаемой эквивалентной дозе облучения органов дыхания, которая вычисляется согласно методике Публикации 66 МКРЗ [34]. 2 При расчетах учитывать, что "остальное" включает в себя надпочечники, головной мозг, экстраторакальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную железу, селезенку, вилочковую железу и матку. В тех исключительных случаях, когда один из перечисленных органов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,025, а оставшимся органам или тканям из рубрики "остальное" приписать суммарный коэффициент, равный 0,025.

 

В таблице 7 приведены значения взвешивающих коэффициентов органа или ткани для определения эффективной дозы, установленные МКРЗ [12]. В новых Рекомендациях 2007 года МКРЗ планирует изменить определение эффективной дозы, которая в радиационной защите играет роль функции, зависящей от доз облучения отдельных органов. В первую очередь, были расширены списки основных и дополнительных органов, облучение которых следует учитывать при вычислении эффективной дозы. Соответствующим образом были изменены и взвешивающие тканевые коэффициенты. Вдобавок ко всему, было изменено правило учета облучения "Остальных" органов. Эти изменения не скажутся в оценке внешнего облучения в терминах нормируемых величин, но могут существенным образом отразиться на оценках ожидаемых эффективных доз внутреннего облучения от поступления органотропных радионуклидов [38].

Коллективная эффективная доза.

Специальной дозиметрической величиной, предназначенной в области облучения с малыми дозами для оценки эффективности радиологической защиты, является коллективная эффективная доза S, равная для коллектива из N человек сумме индивидуальных эффективных доз облучения членов этого коллектива Е₁,..., E_N. Единица коллективной эффективной дозы - человеко-зиверт (чел. -Зв). Как правило, коллективная доза соотносится с определенной практической деятельностью и периодом времени, в течение которого эта деятельность приводит к облучению определенной группы людей. Величина коллективной эффективной дозы используется в оптимизации радиологической защиты персонала с помощью анализа "затраты - выгода". В рамках такого подхода единице коллективной дозы приписывается величина определенного ущерба в терминах потери продолжительности нормальной жизни [43], либо денежный эквивалент единицы коллективной дозы, а [4]. Произведение коллективной дозы на этот коэффициент дает величину денежного эквивалента облучения группы лиц, выполняющих какую-либо работу, и эта величина уже рассматривается в рамках анализа "затраты - выгода". Денежный эквивалент единицы коллективной дозы является директивной величиной, значение которого определяется органом регулирования радиационной безопасности в целях обеспечения радиационной безопасности для использования всеми эксплуатирующими компаниями внутри страны, хотя нередки случаи, когда эти компании устанавливают собственные правила определения денежного эквивалента радиологического ущерба. Денежный эквивалент, в основном, используется для обоснования важных решений (реконструкции установок, дорогостоящих ремонтно-восстановительных работ и т. д.), практическая реализация которых приводит к изменению доз облучения и числа облучаемых лиц.

Сводка Эквидозиметрических величин, применяемых для определения требований к состоянию радиационной безопасности, приведена в таблице 8. Эти величины введены в практику обеспечения радиационной безопасности в Российской Федерации [31, 39, 43]. Вслед за МКРЗ следует правильно определить область использования эффективной дозы и стремиться к исключению ее из рассмотрения при эпидемиологических исследованиях и оценках радиогенного риска.

 

Таблица 8. Эквидозиметрические величины, применяемые для определения требований к состоянию радиационной безопасности

Наименование	Обозначение	Определение	Рекомендуемая единица
Коэффициент взвешивающий для тканей и органов	wT	Множитель эквивалентной дозы в органе или ткани стандартного человека, используемый для целей радиационной защиты с тем, чтобы учесть различия в величине ущерба, связанного с развитием стохастических эффектов излучения в разных органах и тканях стандартного человека.	-
Доза эффективная[7]		Сумма произведений эквивалентной дозы Нт в органе или ткани Т на соответствующий взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т:	нЗв; мкЗв; мЗв

 

Величины для демонстрации соответствия требованиям обеспечения радиационной безопасности.

Основой для демонстрации соответствия условий использования источников излучения требованиям обеспечения радиационной безопасности является определение индивидуальной дозы человека, накопленной в течение периода контроля регламентированной Нормами длительности.

Концепция индивидуальной годовой дозы.

В радиационной защите при определении нормируемых величин и значений их пределов принципиально не учитывается индивидуальная радиочувствительность конкретного человека. Как было показано выше, значения основных параметров, которые используются при определении эквивалентной и эффективной дозы, являются обобщением большого массива данных, полученных при изучении биологических эффектов излучения в экспериментах с различными биологическими объектами. Значения взвешивающих коэффициентов для излучений, равно как и коэффициентов качества излучения, установлены по данным об относительной биологической эффективности излучений при их воздействии на человека, млекопитающих других видов, культуры клеток и мик