Приглашаем посетить сайт
ДОЗА
ДОЗА - излучения - энергия ионизирующего излучения, поглощённая облучаемым веществом и рассчитанная на единицу массы (поглощённая доза). Д. является мерой радиац. воздействия. Поглощённая энергия расходуется на нагрев вещества и на его физ. и хим. превращения. Величина Д. зависит от вида излучения, его интенсивности, энергии его частиц, времени облучения, а также от состава облучаемого вещества. В процессе облучения Д. со временем накапливается. Приращение Д. в единицу времени наз. мощностью Д. Мощность Д. может быть непостоянна во времени. Доза D за время облучения t связана с Р(t) - мгновенным значением мощности Д.- соотношением:
Поглощённая Д. в общем случае неравномерно распределена в веществе. Поглощённую энергию DE в нек-ром объёме, содержащем вещество массой Dm, можно представить в виде: 
где E вх - энергия всех частиц, входящих в данный объём, E вых - энергия всех частиц, выходящих из него, E0 - энергия всех частиц, испускаемых источником, находящимся внутри данного объёма (напр., радионуклидами). Разность между E вх и E вых равна притоку энергии в данный объём:
где I - вектор потока энергии через единицу площади поверхности, охватывающей данный объём, за время формирования Д., IdS - результирующий "вынос"энергии через элементарную площадку dS. Поглощённая Д. в точке внутри данного объёма:
Здесь r - плотность вещества,
Если формирование Д. происходит за счёт электронов, возникающих в результате взаимодействия фотонов с веществом, а др. источников электронов нет, то К в(1) - начальная энергия всех электронов, освобожденных фотонами, рассчитанная на единицу массы вещества ( керма), I- вектор потока энергии; D=K при divI=0. Условие divI=0 соответствует т. н. электронному равновесию, при к-ром энергия всех электронов, вошедших в рассматриваемый объём, равна энергии всех электронов, вышедших из него, а поглощённая энергия излучения в этом объёме равна суммарной кинетич. энергии электронов, освобождённых в его пределах фотонами (справедливо, если пренебречь потерями энергии электронов на тормозное изл учение). Формирование дозы определяется физ. процессами, связанными с взаимодействием излучения с веществом.
Схема преобразования энергиифотонов (волнистые линии) вэнергию электронов (прямыелинии).Для эл.-магн. (фотонного) излучения Д. зависит от ат. номера Z элементов, составляющих вещества: чем выше Z, тем больше поглощённая Д. В результате при одинаковых условиях облучения Д. в тяжёлых веществах больше, чем в лёгких. Связано это с тем, что фотоны взаимодействуют с электронной оболочкой атомов. Чем выше Z, тем больше электронов в единице массы вещества и, следовательно, больше возникает актов передачи и поглощения энергии. Для двух веществ, различающихся по Z, Д. фотонного излучения D1 и D2 связаны между собой соотношением:
Здесь mk1 и mk2 наз. коэф. передачи энергии, являются частью коэф. ослабления интенсивности излучения, характеризующей преобразование эл.-магн. энергии в кинетич. энергию электронов в элементарных актах взаимодействия (см. Гамма-излучение, Рентгеновское излучение). Нейтроны взаимодействуют с ядрами атомов. Для них поглощённая Д. определяется ядерным составом вещества, и характер взаимодействия с ядрами существенно зависит от энергии нейтронов. Для живой ткани поглощённая Д. формируется преим. в результате взаимодействия нейтронов с ядрами С, Н, О и N; ф-ла условной тканевой "молекулы" для мягких тканей живого организма имеет вид (C5H40O18N)x. Для тепловых нейтронов наиб, значение при формировании тканевой Д. имеют 2 ядерные реакции - радиационный захват нейтронов ядрами водорода 1H (n, g)2H и реакция 14N (n, p)14C. Возникающие при радиац. захвате фотоны с энергией 2,23 МэВ дают существ, вклад в Д. В реакции на N возникают протоны с энергией 0,62 МэВ и образуется радиоакт. 14 С (вклад в Д. к-рого незначителен). Нейтроны с энергией ~1 кэВ замедляются в теле человека до тепловых энергий. Д., обусловленная передачей энергии в упругих взаимодействиях при замедлении нейтронов, примерно на порядок меньше, чем Д., обусловленная вторичным излучением, возникающим при захвате тепловых нейтронов. <Осн. процесс, определяющий Д. быстрых нейтронов (0,5-10 МэВ) в живой ткани,- упругое рассеяние; приэтом на долю протонов отдачи приходится 70-80% всей поглощённой энергии. Часть быстрых нейтронов в живом организме замедляется до тепловых скоростей, поэтому суммарная Д. обусловлена как упругими взаимодействиями нейтронов с ядрами, так и Д. от тепловых нейтронов. Относит. вклад тепловых нейтронов в суммарную Д. невелик ц уменьшается с ростом энергии первичных быстрых нейтронов. Так, для нейтронов с энергией 1 МэВ часть общей Д. в живом организме, связанная с тепловыми нейтронами, ~11%. Для нейтронов промежуточных энергий (1-500 кэВ) Д. в живой ткани формируется как в результате упругого рассеяния, так и в результате ядерных реакций. Характерная особенность нейтронов промежуточных энергий - наличие резонансных пиков сечения взаимодействия нейтронов с ядрами нек-рых элементов ткани (см. Нейтронная спектроскопия, Нейтронная физика). В случае потока заряж. частиц (электронов, a-частиц и др.) Д. зависит от их т. н. линейной передачи энергии (ЛПЭ), к-рая равна энергии заряж. частицы, переданной веществу на ед. длины её пути. Для моноэнергетич. потока заряж. частиц, ЛПЭ к-рых равна L, Д. за время t связана с плотностью потока частиц j соотношением:D = Ljt.Поглощённая Д. измеряется в системе СИ в греях (Гр), 1 Гр равен энергии в 1 Дж, поглощённой массой в 1 кг. На практике распространена внесистемная единица Д. - рад,1 рад=10-2 Дж/кг=10-2 Гр. <Экспозиционная доза - мера ионизац. действия эл.-магн. излучения в воздухе. Она определяется как отношение суммарного заряда всех ионов одного знака SQ, созданных в воздухе вторичными частицами (электронами и позитронами, образующимися в элементарном объёме при полном их торможении), к массе Dm воздуха в атом объёме:
Экспозиц. Д. пропорц. керме (сумме нач. кинетич. энергии всех вторичных заряж. яастиц на единицу массы воздуха).Экспозиц. Д. в СИ измеряется в Кл/кг, D э=1Кл/кг соответствует тому, что электроны и позитроны, освобождённые в 1 кг атм. воздуха в первичных актах поглощения и рассеяния фотонов, образуют при полном торможении в воздухе ионы с SQ=1 Кл. В условиях электронного равновесия при D э=1 Кл/кг ионы с SQ = 1 Кл образуются в 1 кг воздуха. На этом основано измерение экспозиц. Д. <Распространённой внесистемной единицей экспозиц. Д. является рентген (Р); 1 Р=2,58.10-4 Кл/кг. Это соответствует образованию 2,08.109 пар ионов в 1 см 3 воздуха (при 0 °С и 760 мм рт. ст.). На создание такого кол-ва ионов необходимо затратить энергию 0,114 эрг/см 3=88 эрг/г. Т. о., 88 эрг/г - энергетич. эквивалент 1 Р. Зная атомный состав вещества, ср. анергию ионизации и энергетич. спектр излучения, по величине экспозиц. Д. можно рассчитать поглощённую Д. рентг. и g-излучений в любом веществе. <Относительная биологическая эффективность. Поглощение энергии излучения является первопричиной последующих процессов, к-рые в конечном итоге приводят к наблюдаемым физ.-хим. изменениям вещества. При облучении живых организмов, в частности человека, могут возникать биол. неблагоприятные последствия, к-рые определяют т. н. уровень радиационной опасности. <Для данного вида излучения радиац. индуцированные эффекты во мн. случаях оказываются пропорц. поглощённой энергии излучения. Это позволяет считать поглощённую Д. их мерой. Однако при одной и той же поглощённой Д. в тканях живого организма биол. эффект оказывается различным для разных вядов излучения. Напр., нек-рые виды биол. реакций длябыстрых нейтронов проявляются в 10 раз сильнее, чем для рентг. излучения. Т. о., знание поглощённой Д. недостаточно для оценки радиац.-индуцированного эффекта. Биол. эффекты, индуцируемые любым видом ионизирующего излучения, принято сравнивать с биол. эффектами, возникающими в поле рентг. излучения с граничной энергией фотонов E=250 кэВ, принимаемого за образцовое. Это сравнение определяет понятие относительной биол. эффективности:
где Dx - Д. данного вида излучения, D0 - Д. образцового излучения, при к-ром наблюдаемый биол. эффект такой же. Для оценки степени радиац. опасности при хронич. облучении вместо ОБЭ используют т. и. коэф. качества излучения k. Он показывает, во сколько раз радиац. опасность в случае хронич. облучения человека (при сравнительно малых Д.) для данного вида излучения выше, чем в случае образцового излучения при одинаковой поглощённой Д. Коэф. качества является регламентированной величиной ОБЭ, устанавливаемой на основании медико-биол. данных. Для эл.-магн. излучения k=1, для тепловых нейтронов k=3, для нейтронов с энергией E=0,5 МэВ k=10, a для E= 5 МэВ k=7. На основании зависимости ОБЭ от ЛПЭ устанавливаются значения k для разл. диапазонов ЛПЭ (табл. 1).
Табл. 1.-Значения k, рекомендованные Национальной комиссией по радиационной защите в зависимости от L
Для интерполяции значений k можно пользоваться ф-лой: k=0,8+0,16 L.
Эквивалентная доза. Мерой ожидаемой радиац. опасности при облучении живых организмов служит эквивалентная Д.:H = kD. Единицей эквивалентной Д. в СИ наз. зиверт (Зв), 1 Зв = 1 Дж/кг. В практике распространена внесистемная единица - бэр, 1 бэр=10-2 Зв. <Естеств. фон ионизирующего излучения (космич. лучи, радиоактивность почвы, воды, воздуха и т. д.) создаёт в среднем мощность эквивалентной Д. 0,125 сЗв в год. Эквивалентная Д. H>4 Зв, полученная в короткое время при тотальном облучении тела, может привести к смертельному исходу (если не принимать спец. медицинских мер). Однако такая же эквивалентная Д., полученная человеком равномерно в течение всей его жизни, не приводит к видимым изменениям в состоянии здоровья. Мощность эквивалентной Д. 5 сЗв в год считается допустимой при профессиональном облучении в течение 50 лет без опасности как для здоровья самого человека, так и для последующих поколений. Эквивалентные Д., применяемые в терапевтич. целях при местном облучении отд. органов или тканей, могут составлять десятки Зв. <При облучении организма отд. органы и ткани вносят разл. вклад в ожидаемый биол. эффект на уровне всего организма; для одной и той же ср. поглощённой Д. в поле одного и того же излучения радиобиол. эффектоказывается зависящим от распределения Д. по органам и тканям. В этом случае мерой неблагоприятных последствий облучения может служить эфф. эквивалентная Д.:
где Hi- эквивалентная Д. в i -м органе или ткани; Wi - коэф., определяющий вклад данного органа или ткани в неблагоприятные последствия для организма при его равномерном облучении: SWi=1 (табл. 2).
Табл. 2. -Значения Wi для различных органов и тканей, рекомендованные Международной комиссией по радиологической защите
Коллективные дозы. На практике возникает необходимость оценивать меру воздействия и меру ожидаемого эффекта при облучении больших групп людей на популяционном уровне. Для этих целей применяют коллективные (поглощённую и эквивалентную) Д. Коллективная Д. за интервал времени от t1 до t2:
где f(Р t) - распределения облучаемых лиц по мощности Д. в момент времени t, n0 - полное число облучаемых людей. Т. к. f(Р t) зависит от времени, то коллективная Д. учитывает как общее число облучённых лиц, так и динамику индивидуальных Д. Ф-ла (2) определяет либо коллективную поглощённую, либо коллективную эквивалентную Д. в зависимости от того, какой смысл придаётся Р t.Разновидностью коллективной Д. является т. н. ожидаемая (парциальная) Д. Dks, к-рую можно ожидать за бесконечно большое время в результате к.-л. конкретного события (напр., ядерной аварии). При наличии неск. событий полная ожидаемая Д. равна сумме парциальных. Ожидаемая Д.:
где Р kS(t) - парциальная коллективная мощность Д. в момент t. Коллективная Д. выражается в человеко-Гр, коллективная эквивалентная Д.- в человеко-Зв. Профессиональная доза - эквивалентная Д., сформированная в конкретном органе или живой ткани в течение 50 лет с момента однократного поступления внутрь организма радиоакт. вещества (50 лет соответствуют продолжительности трудовой деятельности):
Здесь Р э- мощность эквивалентной Д. в момент времени поступления радиоактивности в организм. Изменение Р э(t )во времени должно учитывать как скорость распада радиоакт. вещества, так и скорость его биол. выведения из организма (измеряется в Зв). Лит.: Иванов В. И., Курс дозиметрии, 4 изд., М., 1988; Нормы радиационной безопасности НРБ-76 и ОСП-72, 80, 2 изд., М., 1981; Иванов В. И., Машкович В. П., Центер Э. М., Международная система единиц (СИ) в атомной науке и технике, М., 1981; Радиационные величины и единицы. Доклад 33 МКРЕ, пер. с англ., под ред. И. Б. Кеирим-Маркуса, М., 1985. В. II. Иванов.