Биологический эквивалент рада

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

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.

Эквивалентная доза излучения сложного состава определяется по формуле:

где D_экв - эквивалентная поглощенная доза, бэр;

D_п,i и KK_i 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 Е_i, выход g-квантов на распад в i-ой линии спектра Р_i, массовый коэффициент истинного поглощения g-излучения i-ой линии спектра m_ei, 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,

К_g - 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 К_g 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 Е_max,i и R_max,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,

Е_max,i-максимальная энергия источника, МэВ,

R_max,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].

В группы входят различные органы и ткани. Разбиение на группы приведено в таблице 4:

Таблица 4.

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 D_0,i для каждой компоненты и полную дозу D₀ без защитного экрана, и известна предельная доза облучения D_пр, по данным НРБ, то сначала рассчитывают так называемую кратность ослабления k_i 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).