Проверка работоспособности прибора

1.1. Включите прибор, для чего выключатель 6 переведите в положение “вкл.” Включение прибора должно сопровождаться коротким звуковым сигналом. Если переключатель режима работы 2 находится в положении “МД” (крайнее левое положение), то на цифровом табло должно индицироваться “0.000”, если переключатель находится в положении “Т” (крайнее правое положение), то на цифровом табло должно индицироваться “0000”.

1.2. Если прибор после включения издает постоянный звуковой сигнал, то необходимо обратится к преподавателю.

1.3. Для того, чтобы убедиться в исправности электронной пересчетной схемы и таймера прибора, переведите переключатель режима работы в положение “МД” (крайнее левое положение), нажмите кнопку 3 (КОНТР) и удерживая ее в нажатом состоянии до конца проведения контрольной проверки, кратковременно нажмите кнопку 4 (ПУСК). На цифровом табло должны появиться три точки между цифровыми знаками и начаться отсчет чисел. Через 20 с отсчет чисел должен прекратиться, окончание отсчета должно сопровождаться коротким звуковым сигналом, а на табло должно индицироваться число “1024”. После окончания отсчета отпустите кнопку 3 (КОНТР).

1.4. Если при проведении контрольного теста полученное число отличается от указанного выше, то следует обратиться к преподавателю.

1.5. Для проверки работоспособности преобразователя напряжения и счетчиков необходимо установить переключатель режима работы в положение “МД” (крайнее левое положение) и нажать кнопку 4 (ПУСК). После окончания измерения на табло должно индицироваться число, близкое к естественному фону гамма-излучения (смотрите лабораторную работу 1). Если после измерения на табло индикатора зафиксировалось число “0.000” или число меньшее “0.005”, то следует считать данное измерение ошибочными не учитывать его в расчетах.

Внимание! Пункты 1.3 – 1.5 выполняются по желанию или по указанию преподавателя.

Режимы работы.

Дозиметры рассматриваемых типов имеют следующие режимы работать:

1. поиск;

2. измерение мощности экспозиционной дозы;

3. измерение плотности потока бета-излучения с загрязненных поверхностей;

4. оценка объемной (удельной) активности радионуклидов в пробах вещества.

Рассмотрим подробно порядок работы в каждом из режимов.

2.1. Работа в режиме “Поиск”

В режиме «поиск» прибор служит для грубой оценки радиационной обстановки по частоте следования звуковых сигналов. В этом режиме прибор ведет счет импульсов от счетчиков прибора, и подает короткий звуковой сигнал через каждые десять импульсов. Порядок работы следующий:

2.1.1. Проверьте, закрыта ли задняя крышка прибора, при необходимости плотно закройте ее и зафиксируйте фиксатором.

2.1.2. Переведите переключатель режима работы 2 в положение “Т” (крайнее правое положение).

2.1.3. Подключите прибор к блоку питания на рабочем столе и включите блок питания.

2.1.4. Включите прибор переключателем 6 и нажмите кратковременно кнопку 4 (ПУСК). При этом на цифровом табло должны появиться точки после каждого разряда “0.0.0.0” и начаться счет импульсов. В данном режиме на табло 1 индицируются каждый десяток импульсов. Нормой, для нашей местности, в этом режиме принято считать, если за каждые десять секунд регистрируется один десяток импульсов.

2.1.5. После проведения измерений выключите прибор переключателем 6, отсоедините его от блока питания и выключите блок питания.

2.2. Работа в режиме измерения мощности экспозиционной дозы
гамма-излучения.

В режиме измерения мощности экспозиционной дозы прибор ведет в течение 20 секунд счет импульсов от счетчиков прибора. По окончанию счета, время которого задается внутренним таймерам прибора, на цифровом табло появляется число, соответствующее мощности экспозиционной дозы гамма-излучения. Порядок работы следующий:

2.2.1. Проверьте, закрыта ли задняя крышка прибора, при необходимости плотно закройте ее и зафиксируйте фиксатором.

2.2.2. Переведите переключатель режима работы 2 в положение “МД” (крайнее левое положение).

2.2.3. Подключите прибор к блоку питания на рабочем столе и включите блок питания.

2.2.4. Включите прибор переключателем 6 и нажмите кратковременно кнопку 4 (ПУСК). При этом на цифровом табло должны появиться точки после каждого разряда “0.0.0.0” и начаться счет импульсов.

2.2.5. Через 20 с измерение закончится, это будет сопровождаться звуковым сигналом, а на цифровом табло зафиксируется число с одной точкой, например “0.012”. Такое показание прибора будет соответствовать мощности экспозиционной дозы гамма-излучения, измеренной в миллирентгенах в час (мР/ч). Для упрощения формы записи и обработки результатов удобно записывать мощность экспозиционной дозы гамма-излучения в микрорентгенах в час (мкР/ч), этой величине соответствуют последние две цифры на табло дозиметра. Т.е. показание “0.012”соответствует мощности экспозиционной дозы гамма-излучения 0,012 мР/ч, или мощности экспозиционной дозы гамма-излучения 12 мкР/ч.

2.2.6. Показание на цифровом табло сохранится до повторного нажатия на кнопку 4 (ПУСК) или выключения прибора.

2.2.7. Для выполнения повторного замера достаточно, не выключая прибор, вновь кратковременно нажать кнопку 4 (ПУСК).

2.2.8. После проведения измерений выключите прибор переключателем 6, отсоедините его от блока питания и выключите блок питания.

2.3. Работа в режиме измерения плотности потока бета-излучения с загрязненных поверхностей.

В режиме измерения плотности потока бета-излучения с загрязненных поверхностей необходимо проведение двух измерений исследуемой поверхности: с закрытой и открытой задней крышкой прибора. Время измерений в обоих случаях задается внутренним таймером прибора. Порядок работы следующий:

2.3.1. Получите у преподавателя исследуемое вещество.

2.3.2. Проверьте, закрыта ли задняя крышка прибора, при необходимости плотно закройте ее и зафиксируйте фиксатором.

2.3.3. Переведите переключатель режима работы 2 в положение “МД” (крайнее левое положение).

2.3.4. Подключите прибор к блоку питания на рабочем столе и включите блок питания.

2.3.5. Включите прибор переключателем 6. Поднесите прибор плоскостью задней крышки к исследуемой поверхности на расстояние 0,5-1 см и нажмите кратковременно кнопку 4 (ПУСК). Выполните измерение и запишите показания прибора. Измеренная величина соответствует мощности экспозиционной дозы гамма-излучения исследуемой поверхности (N_g).

2.3.6. Откройте заднюю крышку прибора.

2.3.7. Выполните измерение с открытой задней крышкой аналогично п. 2.3.5. Запишите показания прибора. Измеренная величина соответствует мощности гамма- и бета-излучения исследуемой поверхности (N_g+b)_.

2.3.8. Закройте заднюю крышку прибора, выключите прибор переключателем 6, отсоедините его от блока питания и выключите блок питания.

2.3.9. Величину плотности потока бета-излучения (частиц/см²×минуту) с поверхности можно вычислить по формуле:

, (1)

где N_g — показание прибора с закрытой задней крышкой без учета запятой на табло (импульсов);

N_g+b — показание прибора с открытой задней крышкой без учета запятой на табло импульсов;

K_S — коэффициент счета прибора (частиц/см²×мин×импульс), составляет 0.5 частиц/см²×мин×импульс.

Расчетная формула и значение коэффициента K_S указаны на задней крышке прибора.

2.3.10. По окончании работы сдайте полученные пробы преподавателю и уберите свое рабочее место.

2.4. Работа в режиме оценки объемной (удельной) активности радионуклидов в пробах вещества.

В режиме оценки объемной активности радионуклидов в пробах необходимо проведение двух измерений. Оба измерения проводятся с закрытой задней крышкой, а прибор устанавливается на кювету. Первое измерение проводится с кюветой, заполненной чистой питьевой водой, второе измерение – с кюветой, заполненной исследуемым веществом. Время измерения контролируется по секундомеру или часам. Оценка объемной (удельной) радиоактивности проб является наиболее сложной операцией при работе с прибором. Правильность оценки зависит от многих факторов, в том числе от физических свойств оцениваемого вещества, времени измерения, уровней мощности дозы гамма-излучения, приготовления пробы и др. Оценку объемной (удельной) радиоактивности проб желательно проводить в местах с малыми уровнями фоновых значений гамма-излучения (менее 20 мкР/ч). Чем меньше фоновые значения гамма-излучения, тем точнее можно оценить объемную (удельную) радиоактивность проб. Порядок работы следующий.

2.4.1. Возьмите чисто вымытую, сухую кювету и заполните ее чистой питьевой водой.

2.4.2. Подключите прибор к блоку питания на рабочем столе и включите блок питания.

2.4.3. Откройте заднюю крышку прибора и установите его на кювету. Установите переключатель режима работы 2 в положение “Т” и включите прибор переключателем 6.

2.4.4. Подготовьте ручные часы или секундомер для фиксации времени измерения. Зафиксируйте время начала замера и кратковременно нажмите кнопку 4 (ПУСК). Через 10 мин нажмите кнопку 5 (СТОП). Запишите показание прибора (N_ЭТ).

2.4.5. Заполните кювету исследуемым веществом. Твердые вещества необходимо измельчить и укладывать в кювету плотным, ровным слоем

2.4.6. Установите прибор на кювету и выполните измерение исследуемого вещества аналогично п.3.4.4. Запишите показание прибора (N_ОБР).

2.4.7. Выключите прибор, отключите блок питания, снимите дозиметр с кюветы, закройте заднюю крышку и отсоедините его от блока питания.

2.4.8. Оценка величины объемной активности в Кюри на литр (Кu/л) радионуклидов производится по формуле:

(2)

где N_ЭТ — показание прибора при замере с кюветой, заполненной водой (импульсов);

N_ОБР — показание прибора при замере с исследуемым веществом, импульсов;

t₁ — время замера с кюветой, заполненной водой, минут, (t₁ = 10 мин);

t₂ — время замера с исследуемым веществом, минут, (t₂ = 10 мин);

К_П— коэффициент прибора (Кu×мин/л×импульс).

Значение коэффициента и расчетная формула указаны на задней крышке прибора.

2.4.9. Если в результате замеров и расчета получится величина, меньшая чем 10^-7 Кu/л, что соответствует разности показаний прибора при двух измерениях (N_ОБР–N_ЭТ)<250 импульсов, то необходимо повторить измерение исследуемого вещества, увеличив время замера t₂ до 30 мин и повторить вычисления.

2.4.10. Если в результате повторных измерений и расчетов получилась величина меньшая, чем 5×10^-8 Кu/л (1,85×10³ Бк/л), то оценить объемную радиоактивность невозможно, можно лишь считать, что А_V<5×10^-8 Кu/л (1,85×10³ Бк/л).

2.4.11. По окончании работы сдайте полученные пробы преподавателю и уберите свое рабочее место.

Лабораторная работа №1

«Изучение статистических закономерностей радиоактивных процессов»

Цель работы: ознакомится с методикой обработки радиометрической информации, освоить методики расчета статистических ошибок при регистрации радиационного фона.

Время выполнения работы 4 часа

Краткие теоретические сведения

Естественным радиационным фоном называется ионизирующее излучение, состоящее из вторичных космических лучей и излучения радионуклидов космогенного и земного происхождения, рассеянных в земной коре, биосфере, гидросфере и атмосфере. Измененный в результате деятельности человека естественный радиационный фон называют техногенно измененным естественным радиационным фоном или техногенным фоном.

Радиоактивный распад естественных, искусственных и космогенных радионуклидов имеет вероятностный характер. Поэтому число ионизирующих частиц, регистрируемых счетчиками любых конструкций и типов в одних и тех же условиях за одинаковые промежутки времени при измерении интенсивности радиационного фона, оказывается, как правило, разным. Это означает, что при различных радиометрических и дозиметрических измерениях всегда существуют статистические ошибки, порождаемые флуктуациями самой измеряемой величины. Статистические ошибки являются случайными. Их величина и знак меняются от опыта к опыту.

Число радиоактивных распадов в источнике, а также интенсивность космического излучения, регистрируемые импульсным счетчиком, являются дискретными случайными величинами, и их можно описать с помощью распределения Пуассона:

(1.1)

где P(N) – вероятность того, что счетчик за некоторое время зарегистрирует N частиц;

– среднее число частиц, зарегистрированных счетчиком
(n – число измерений).

Форма зависимости P(N) определяется в значительной степени величиной . По мере роста график P(N) становится все более симметричным относительно N = . При выполнении условия (не менее чем в 10 раз) достигается полная симметрия зависимости, и распределение Пуассона переходит в нормальное распределение Гаусса (рис. 1.1).

Рис. 1.1.

В этом случае плотность вероятности p(N) определяется выражением

(1.2)

В частности, вероятность того, что значение исследуемой величины лежит в интервале значений от a до b может быть определена следующими способами:

– с помощью распределения Пуассона:

(1.3)

– с помощью распределения Гаусса:

(1.4)

Для определения истинного значения N_ист исследуемой величины, распределенной согласно выражению Пуассона (1.1), вводят параметр s_N – среднеквадратичную ошибку отдельного измерения

(1.5)

Согласно теории ошибок, средняя квадратичная ошибка отдельного измерения случайной величины, распределенной по закону Пуассона

(1.6)

В теории вероятности определяют также величину – среднеквадратичную ошибку среднего значения . Величина в серии из n измерений меньше средней квадратичной ошибки отдельного измерения в раз.

(1.7)

Выражение (1.6) позволяет определить, насколько достоверно
(с какой вероятностью) полученное значение исследуемой величины N соответствует истинному значению. Например:

– с достоверностью 68% можно утверждать, что истинное значение N_ист заключено в пределах [N-s_N, N+s_N];

– с достоверностью 95% N_ист заключена в пределах [N-2s_N, N+2s_N];

– с достоверностью 99,7% N_ист принадлежит диапазону [N-3s_N, N+3s_N];

Аналогично, выражение (1.7) позволяет утверждать, что с заданной достоверностью истинное значение N_ист измеряемой величины N заключено в некотором интервале:

– с достоверностью 68% в интервале [ ];

– с достоверностью 95% в интервале [ ];

– с достоверностью 99,7% в интервале [ ].

Средняя квадратичная относительная ошибка измерения среднего значения определяется выражением

(1.8)

Из последнего выражения следует, что относительная точность измерения зависит только от общего числа частиц, зарегистрированных счетчиком, независимо от того зарегистрированы они в одном опыте или в серии из n опытов. Простые вычисления по формуле (1.8) показывают, что для измерения счетчиком числа ионизирующих частиц с 1%-ной относительной ошибкой необходимо зарегистрировать 10000 частиц, при измерениях с точностью 3% примерно 1000 частиц и т.д.

Статистические закономерности процессов радиоактивности отчетливо видны на гистограммах. Для построения гистограмм распределения некоторой статистической величины N проводят n ее измерений. Затем находят максимальное N_max и минимальное N_min значения величины N. Весь диапазон наблюдаемых значений N разбивают на
10 – 20 интервалов DN и откладывают значения их границ по оси абсцисс. По оси ординат откладывают W – относительную частоту появления измеряемой величины N_i, характеризуемой в заданном интервале прямоугольником с основанием DN и высотой , где
F_i – число измерений, результаты которых N_i попали в интервал
[N_i-DN, N_i+DN], n – общее число измерений.

Для примера рассмотрим построение гистограмм распределения некоторой дискретной величины N при общем числе измерений n. Пусть в результате n=100 измерений были получены следующие значения, представленные в таблице:

Таблица 1

Диапазон полученных значений от N_min=6, до N_max=21. Число N₁=6 встречается один раз, значит, для первого числа (N₁=6) F₁=1 и W₁=0,01. Значение N₂=7 встречается два раза, значит, для числа N₂=7 имеем F₂=2 и W₂=0,02. Аналогично находим число значений величин F_i и W_i, например, для значения N₄=9 имеем F₄=9 и W₄=0,09 , т.к. значение 9 встречается девять раз. По результатам строится гистограмма, представленная на рисунке 1.2. По средним значениям каждого интервала экспериментальной гистограммы может быть построена кривая, качественно соответствующая распределению Пуассона (1.1), которая позволяет оценить вероятность появления соответствующего показания на табло дозиметра (пунктирная линия на рис. 1.2).

Рис. 1.2

Порядок выполнения работы

1. Экспериментальная часть

1.1. Провести 100 последовательных измерений мощности экспозиционной дозы естественного радиационного фона N_g (согласно п. 2.2 Основных правил работы с дозиметрами) при фиксированном положении дозиметра на лабораторном столе.

1.2. Результаты измерений представить в виде следующей таблицы:

Таблица 2

N1	N2	…	N10
N11	N12	…	N20
N91	N92	…	N100

1.3. Вычислить среднеарифметическое значение

1.4. По результатам измерений определить величины F_i и W_i для каждого из встречаемых в таблице 2 значений мощности экспозиционной дозы. Данные занести в таблицу 3:

Таблица 3

Ni, мкР/ч
Fi
Wi

1.5. По результатам, представленным в таблице 3, построить гистограмму распределения (рис. 1.2).

2. Расчет статистических ошибок для выбранных значений

2.1. Определить согласно выражению (1.6) среднеквадратическую ошибку для выбранных показаний дозиметра N₁=8 (или 9); N₂=12(13); N₃=15(16). Определите, для тех же показаний дозиметра, согласно выражению (1.1), теоретическую вероятность Р_Т(N); экспериментальную вероятность Р_Э(N), их появления на табло дозиметра, построив кривую распределения вероятности по экспериментальной гистограмме согласно
п. 1.5 (пример – пунктирная линия на рис. 2.1). Результаты расчетов занести в таблицу 4.

Таблица 4

Ni				PТ(N)	PЭ(N)
8(9)
12(13)
15(16)

2.2. Определить, сколько значений n₁ измеренной величины N
(из табл. 2) попадет в диапазон [ ]. Найти отношение , где n – общее число значений выбранной величины N в таблице 2.

2.3. Аналогично п. 2.2 определите, сколько значений n₂ и n₃ измеренной величины (из табл. 2) попадут соответственно в диапазоны [ ] и [ ]. Найдите отношения и .

2.3. Если , w₂» 0.95, w₂» 0.99, то можно сделать вывод, о том, что значения измеренного радиационного фона подчиняются распределению Пуассона.

Контрольные вопросы.

1. Что представляет собой естественный радиационный фон?

2. Что представляет собой техногенный радиационный фон?

2. Какую величину, характеризующую радиационный фон, измеряют с помощью дозиметра и чем обусловлена нестабильность его показаний?

3. Какой физический смысл имеет площадь, ограниченная распределением Пуассона и осью абсцисс?

4. Что выражают интервалы отклонения истинного значения N_ист от значения N и .

Лабораторная работа №2

«Основы дозиметрии ядерных излучений»

Цель работы: ознакомиться с основными дозиметрическими величинами, характеризующими ионизирующие излучения, а так же с методами их измерения и расчета.

Время выполнения работы 4 часа

Краткие теоретические сведения

Результат радиационного воздействия зависит от множества разнообразных факторов, однако объективным показателем воздействия этих факторов является количество поглощаемой энергии излучения в рассматриваемой массе вещества. Эта величина получила название дозы.

Доза – общий термин, означающий количество поглощенного излучения или энергии веществом. В настоящее время выделяют экспозиционную, поглощенную, эквивалентную и эффективную дозы и другие. Рассмотрим более подробно некоторые из них.

Экспозиционная доза и ее мощность являются основными характеристиками фотонного излучения. Фотонными называются электромагнитные ионизирующие излучения. К ним относятся g-кванты, рентгеновское и частично ультрафиолетовое излучения. Экспозиционная доза представляет собой количественную меру ионизационного воздействия фотонного излучения на сухой атмосферный воздух. При определении экспозиционной дозы должно выполняться условие электронного равновесия, при котором сумма энергий заряженных частиц, покидающих рассматриваемый объем, соответствует сумме энергий заряженных частиц, входящих в этот объем. Экспозиционная доза определяется как отношение суммарного заряда всех ионов одного знака DQ, которые образуются рентгеновским или
g-излучением в некотором объеме, к массе воздуха Dm, заключенного в этом объеме:

(2.1)

За единицу экспозиционной дозы принят один кулон электрического заряда в одном килограмме облучаемого воздуха – 1 Кл/кг. Внесистемная единица экспозиционной дозы – рентген (Р). Между этими единицами существуют следующие соотношения:

1 Р = 2,58×10^–4 Кл/кг , 1 Кл/кг = 3,88×10³ Р. (2.2)

Рентген – единица экспозиционной дозы фотонного излучения, при прохождении которого через 0.001293 грамма сухого воздуха создается 2×10⁹ пар ионов.

Хотя экспозиционная доза вводится только для воздуха и только для рентгеновского или g-излучения, введение этой величины оправдано по ряду причин:

Во-первых, измерение экспозиционной дозы (в отличие от других видов доз) основано на простом физическом методе.

Во-вторых, в области малых доз, экспозиционная доза линейно связана с поглощенной дозой, и, измерив экспозиционную дозу, можно вычислить другие.

В-третьих, на загрязненной радионуклидами местности, человек достаточно равномерно облучается лишь g-квантами (большая часть a- и b-излучения поглощается одеждой и верхними кожными покровами)

Интенсивность ионизирующих излучений на загрязненной территории со временем не остается постоянной. Уровень загрязнения может уменьшаться, например, за счет распада части радионуклидов или их перераспределения по поверхности вследствие природных явлений и земледелия, или наоборот, увеличиваться при выпадении радиоактивных осадков. Поэтому на практике часто пользуются понятием мощности экспозиционной дозы g-излучения.

Мощность экспозиционной дозы– это величина, равная отношению изменения экспозиционной дозы к промежутку времени, за которое произошло это изменение:

(2.3)

В системе Си мощность экспозиционной дозы измеряется в Амперах на килограмм (1А/кг). Внесистемной единицей является рентген в час (Р/ч). Соотношение между ними

1А/кг = 1,397×10⁷ Р/ч 1Р/ч = 7,16×10^–8 А/кг (2.4)

Экспозиционная доза описывает радиационную обстановку независимо от свойств облучаемых объектов. Конечно, чем больше интенсивность радиации, о чем косвенно позволяет судить экспозиционная доза, тем опаснее. Однако воздействие на объект оказывает только та часть излучения, которая поглотилась в нем, поэтому на практике используются дополнительные величины.

Поглощенная доза– отношение средней энергии ионизирующего излучения DE, поглощенной элементарным объемом облучаемого вещества, к массе Dmвещества, заключенного в этом объеме:

(2.5)

Единицей поглощенной дозы в системе СИ является Грей (Гр). Грей равен поглощенной дозе, при которой веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения 1 Дж; 1 Гр = 1 Дж/кг.

На практике до сих пор широко используется внесистемная единица поглощенной дозы – рад. 1 рад = 0,01 Гр; 1 Гр = 100 рад.

В отличие от экспозиционной дозы понятие поглощенной дозы применимо при описании воздействия любого вида ионизирующего излучения на любое вещество.

При облучении вещества поглощенная доза может изменяться. Скорость изменения дозы характеризуется мощностью поглощенной дозы. Мощность поглощенной дозы – отношение приращения поглощенной дозы излучения DD за интервал времени Dt к этому интервалу:

(2.6)

Единицей мощности поглощенной дозы в системе СИ является
1 Гр/с. Внесистемная единица – 1 рад/с.

Поглощенная доза и ее мощность характеризуют не само излучение, а результат его взаимодействия с веществом. Поэтому, говоря о поглощенной дозе, необходимо указывать, для какой среды рассчитана или измерена эта величина. Например, поглощенная доза излучения в мягкой биологической ткани называется тканевой.

Поглощенная доза D фотонного излучения в веществе с известным химическим составом может быть рассчитана по его экспозиционной дозе:

(2.7)

где – энергетический эквивалент экспозиционной дозы. Его величина зависит от природы данного вещества. Например, для воздуха энергетический эквивалент K_D=34,1Гр/Кл/кг(во внесистемных единицах K_D=0,88рад/P), а для биологической ткани этот коэффициент имеет значение: K_D = 37,2 Гр/Кл/кг, либо K_D = 0,96 рад/Р.

Конечным итогом воздействия ионизирующего излучения на вещество является ионизация и возбуждение атомов среды. Интенсивность этого воздействия определяется дозой излучения, поглощенной веществом. Однако при одной и той же дозе облучения неблагоприятные биологические последствия оказываются разными для различных видов излучений. Это означает, что вероятность возникновения биологического эффекта зависит не только от количества, но и от “качества” поглощенной энергии. В конечном итоге, при одной и той же поглощенной дозе различные виды излучений вызывают неодинаковое повреждение биологических объектов. Объясняется это различной ионизирующей способностью излучений, т.е. числом ионов, возникающих на единице длины пути данного излучения в веществе.

Для сравнения биологических эффектов, вызываемых разными видами ионизирующих излучений, введено понятие относительной биологической эффективности (ОБЭ). Под ОБЭ понимают отношение поглощенной дозы D_o образцового излучения, вызывающего определенный биологический эффект, к поглощенной дозе D_x исследуемого излучения, вызывающего тот же биологический эффект:

(2.8)

В качестве образцового принимается рентгеновское излучение с граничной энергией фотонов 200 кэВ. Величина коэффициентов ОБЭ зависит от многих физических и биологических факторов: поглощенной дозы, вида облучаемого объекта и условий облучения, критерия оценки наблюдаемого биологического эффекта.

С введением относительной биологической эффективности непосредственно связано понятие радиационного риска, поскольку ОБЭ показывает, на сколько данное излучение опаснее, чем образцовое.

Регламентированные значения ОБЭ установленные для контроля степени радиационной опасности при хроническом облучении, называются коэффициентом качества излучения(k). Коэффициент качества определяет зависимость неблагоприятных биологических последствий облучения человека в малых дозах от ионизирующей способности данного излучения в условиях хронического облучения в малых дозах. При больших дозах коэффициент качества начинает заметно зависеть от мощности поглощенной дозы, т.е. от промежутка времени, за который получена эта доза. Поэтому для оценки последствий аварийного облучения человека при больших уровнях воздействия излучения эквивалентную дозу применять не допускается. Значения коэффициента качества, рекомендованные Международной комиссией по радиационной защите (МКРЗ), приведены в таблице 1.

Таблица 1

Коэффициенты качества

Вид излучения	k
Рентгеновское и g-излучение
Электроны, позитроны
Протоны с энергией меньше 10 МэВ
Нейтроны с энергией меньше 20 кэВ
Нейтроны с энергией в диапазоне 0.1–10 МэВ
a–частицы с энергией меньше 10 МэВ
Тяжелые ядра отдачи

Чтобы избежать ошибок при определении степени радиационной опасности облучения поглощенную дозу умножают на коэффициент качества. Полученную таким образом дозу называют эквивалентной дозой:

H= kD (2.9)

При сложном по составу излучении эквивалентная доза определяется суммой эквивалентных доз каждого компонента излучения:

H = k_aD_a + k_bD_b + k_gD_g + ... (2.10)

Единицей эквивалентной дозы является 1Зиверт(Зв). Используется также внесистемная единица – бэр (биологический эквивалент рентгена). 1Зв=100 бэр, 1 бэр = 10 ^–2 Зв

Бэр – внесистемная единица эквивалентной дозы любого вида излучения, которое создают такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 рад рентгеновского или g-излучения с энергией квантов 200 кэВ

В случае неравномерного облучения организма недостаточно определить эквивалентную дозу по ряду причин:

- облучение менее губительно для простых организмов, чем для сложных;

- наблюдения за облученными показали, что органы и ткани организма обладают различной чувствительностью к облучению, что определяется их функциональными особенностями;

- эквивалентная доза рассчитывается для “средней” биологической ткани организма и потому велика вероятность ошибки в случае неравномерного облучения;

- некоторые радионуклиды, попавшие в организм, избирательно накапливаются в определенных органах и тканях (например, йод в щитовидной железе);

- при лучевой терапии опухолей облучению подвергаются лишь отдельные их участки и надо знать, каким испытаниям подвергается весь организм.

Поскольку человек представляет собой сложноорганизованную систему, то при неравномерном облучении организма необходимо учитывать радиочувствительность органов и тканей, отличающихся по уровню сложности строения и функциональным особенностям.

Согласно беспороговой концепции действия радиации, между вероятностью возникновения стохастических эффектов (опухоли, генетические повреждения) и дозой существует линейная зависимость. Тогда степень риска неблагоприятных последствий можно описать выражением:

r_i = r_i,H H_i (2.11)

где H_i – значение эквивалентной дозы в i-ом органе или ткани; r_i,H – коэффициент риска облучения i-го органа или ткани (N – общее число взятых в рассмотрение органов и тканей). Суммарный риск при неравномерном облучении всего тела определяется так:

(2.12)

При равномерном облучении всего тела некоторой эквивалентной дозой H_E суммарный риск

(2.13)

где – сумма коэффициентов риска для всех органов и тканей.

При совпадении риска в случае равномерного R₁ и неравномерного облучения R₂ можно записать:

(2.14)

либо

; (2.15)

Величина H_E называется эффективной эквивалентной дозой и используется в радиационной безопасности в качестве меры определения степени риска при облучения человека малыми дозами. Коэффициент
w_i – это взвешивающий фактор (весовой коэффициент), характеризующий по определению отношение риска при облучении только одного органа или ткани к суммарному риску при равномерном облучении тела. Взвешивающий факторw_i определяет весовой вклад данного органа или ткани в риск неблагоприятных последствий при равномерном облучении организма. Это означает, что при облучении всего организма дозой 1 Зв или облучении только красного костного мозга дозой 0,12 Зв степень риска его повреждения одинакова.

Эффективная эквивалентная дозапри неравномерном облучении органов или тканей равна такой эквивалентной дозе при равномерном облучении всего организма, при которой риск неблагоприятных последствий будет таким же, как и при данном неравномерном облучении. Единицы измерения эффективной эквивалентной дозы совпадают с единицами измерения эквивалентной дозы 1 Зв = 100 бэр; 1 бэр = 10^–2 Зв

В табл. 2 приведены рекомендованные МКРЗ значения взвешивающих факторов и коэффициентов риска смерти от рака и наследственных дефектов, применяемые для задач радиационной защиты. Они могут быть использованы для лиц всех возрастов и обоих полов. Приведенные величины для гонад учитывают серьезные наследственные эффекты, проявляющиеся в первых двух поколениях (т.е. дети и внуки подвергшихся облучению лиц). На практике за “другие” органы и ткани, не перечисленные в таблице, принимают пять, получивших самые высокие эквивалентные дозы: для них берется w_i = 0,06. В действительности значение r_i,H зависит от многих факторов (возраста, пола, состояния организма в момент облучения и т.д.). Поэтому их следует рассматривать как ориентировочные.

Таблица 2