Hogyan mérik a sugárzási dózist. A radioaktív sugárzás mérési egységei. A radioaktív hullámoknak való kitettség következményei

1. Dózimetria. Sugárzási dózisok. Dózis arány.

2. A sugárzási dózisok biológiai hatásai. Korlátozó adagok.

3. Dozimetrikus eszközök. Ionizáló sugárzás érzékelők.

4. Az ionizáló sugárzás elleni védelem módszerei.

5. Alapfogalmak és képletek.

6. Feladatok.

34.1. Dozimetria. Sugárzási dózisok. Dózis arány

Az ionizáló sugárzásnak az élő és a különböző anyagokra gyakorolt ​​hatásának mennyiségi értékelésének szükségessége élettelen természet a dosimetria megjelenéséhez vezetett.

Dozimetria - fejezet nukleáris fizika valamint a méréstechnika, amely az ionizáló sugárzás anyagokra gyakorolt ​​hatását jellemző mennyiségeket tanulmányozza, valamint azok mérésének módszereit és eszközeit.

A sugárzás szövetekkel való kölcsönhatásának folyamata különböző sugárzástípusok esetén eltérő módon zajlik, és a szövet típusától függ. De minden esetben bekövetkezik a sugárzási energia más típusú energiává történő átalakítása. Ennek eredményeként a sugárzási energia egy részét elnyeli az anyag. Elnyelt energia- minden későbbi folyamat kiváltó oka, amely végül biológiai változásokhoz vezet egy élő szervezetben. Mennyiségileg az ionizáló sugárzás hatását (természetétől függetlenül) az anyagra átvitt energia becsüli. Ehhez speciális értéket használnak - sugárdózis(adag - adag).

Elnyelt dózis

Elnyelt dózis(D) az energia arányával egyenlő mennyiségΔ Ε, átviszik a besugárzott anyag elemébe, a tömegbeΔ m ebből az elemből:

SI -ben az elnyelt dózis egysége szürke (Gr), Louis Harold Gray angol fizikus-radiobiológus tiszteletére.

1 Gy - ez bármilyen ionizáló sugárzás abszorbeált dózisa, amelynél 1 J sugárzási energia elnyelődik 1 kg anyagtömegben.

A gyakorlati dozimetriában általában az elnyelt dózis rendszeren kívüli egységét használják - boldog(1 boldog= 10 -2 Gr).

Egyenértékű dózis

A mennyiség elnyelt dózis csak a besugárzott tárgyra továbbított energiát veszi figyelembe, de nem veszi figyelembe a "sugárzás minőségét". Koncepció sugárzás minősége jellemzi az ilyen típusú sugárzás különféle sugárhatásokat kiváltó képességét. A sugárzás minőségének felméréséhez bevezetjük a paramétert - minőségi tényező. Ez egy szabályozott érték, értékeit speciális bizottságok határozzák meg, és a sugárveszély ellenőrzésére tervezett nemzetközi szabványok tartalmazzák.

Minőségi tényező(K) megmutatja, hogy az ilyen típusú sugárzás biológiai hatása hányszor nagyobb, mint a foton sugárzás hatása, azonos elnyelt dózis mellett.

Minőségi tényező dimenzió nélküli mennyiség. Egyes sugárzástípusok értékeit a táblázat tartalmazza. 34.1.

34.1. Táblázat Minőségi tényező értékek

Egyenértékű dózis(H) megegyezik az elnyelt dózissal szorozva az adott típusú sugárzás minőségi tényezőjével:

SI -ben az ekvivalens dózis egységét hívják sievert (Sv) - a dozimetria és a sugárbiztonság területén tevékenykedő svéd szakember tiszteletére Rolf Maximilian Sievert. Továbbá sievert ekvivalens dózis nem szisztémás egységét is használják - rem(a röntgen biológiai megfelelője): 1 rem= 10 -2 Sv.

Ha a test ki van téve többféle sugárzás, majd egyenértékű dózisukat (H i) összesít:

Hatékony dózis

A test egyetlen általános besugárzásával a különböző szervek és szövetek eltérő érzékenységet mutatnak a sugárzás hatására. Szóval, ugyanazzal ekvivalens dózis a genetikai károsodás kockázata nagy valószínűséggel a reproduktív szervek besugárzásával jár. A tüdőrák kockázata, ha azonos expozíciós körülmények között radon α-sugárzásnak van kitéve, nagyobb, mint a bőrrák kockázata stb. Ezért egyértelmű, hogy az élő rendszerek egyes elemeinek sugárzási dózisait sugárérzékenységük figyelembevételével kell kiszámítani. Ehhez használja a táblázatban megadott b T (T egy szerv vagy szövet indexe) súly együtthatókat. 34.2.

34.2. Táblázat A szervek és szövetek súly együtthatóinak értékei az effektív dózis kiszámításakor

A táblázat vége. 34.2

Hatékony dózis(H eff) az egész emberi test besugárzásának hosszú távú hatásainak kockázatának mérésére használt érték, figyelembe véve az egyes szervek és szövetek sugárérzékenységét.

Hatékony dózis egyenlő a szervekben és szövetekben az egyenértékű dózisok termékeinek összegével a megfelelő súly együttható alapján:

Az összegzést a táblázatban felsorolt ​​összes szöveten végezzük. 34.2. Az effektív és az azzal egyenértékű dózisokat mértük remés sievert.

Besugárzási dózis

Az elnyelt és az azzal egyenértékű sugárzási dózist az jellemzi energikus cselekvés radioaktív sugárzás. Jellemzőként ionizáló hatás a sugárzást egy másik, ún besugárzási dózis. Az expozíciós dózis a levegő ionizációjának mértéke röntgensugarak és γ-sugarak által.

Besugárzási dózis(X) egyenlő a sugárzás által generált pozitív ionok töltésével egységnyi levegő tömegére normál körülmények között.

SI -ben az expozíciós dózis egysége medál kilogrammonként (C / kg). Medál - ez nagyon nagy díj. Ezért a gyakorlatban az expozíciós dózis nem szisztémás egységét használják, amelyet ún röntgen(P), 1 R= 2,58x10 -4 Cl / kg. 1 expozíciós dózisban R normál körülmények között 1 cm 3 száraz levegőben végzett ionizáció eredményeként 2,08x10 9 pár ion keletkezik.

Az abszorbeált és az expozíciós dózisok közötti kapcsolatot az arány fejezi ki

ahol f valamilyen átszámítási tényező a besugárzott anyagtól és a sugárzás hullámhosszától függően. Ezenkívül az f érték függ az alkalmazott dózisegységektől. Egységek F-értékei boldogés röntgen táblázatban vannak megadva. 34.3.

34.3. Táblázat A konverziós tényező értékei röntgen v boldog

A lágy szövetekben f ≈ 1, ezért a sugárzás abszorbeált dózisa in boldog számban megegyezik a megfelelő expozíciós dózissal röntgensugarak. Ez a nem szisztémás egységek kényelmes használatához vezet boldogés R.

A különböző dózisok kapcsolata a következő képletekkel fejezik ki:

Dózis arány

Dózis arány(N) - érték, amely meghatározza az objektum időegységenként kapott dózisát.

Egységes sugárzásnak kitéve adagolási sebesség egyenlő a dózis és a t idő arányával, amely alatt az ionizáló sugárzás hatott:

ahol κ γ az adott radioaktív készítmény gammaállandója.

asztal A 34.4 ábra a dózisegységek közötti kapcsolatot mutatja.

34.4. Táblázat A dózisegységek kapcsolata

34.2. A sugárzási dózisok biológiai hatásai. Korlátozó adagok

A különböző ekvivalens dózisú sugárzás biológiai hatását a táblázat tartalmazza. 34.5.

34.5. Táblázat Egyetlen hatékony dózis biológiai hatása

Korlátozó adagok

A sugárbiztonsági szabványok megállapítják dózishatárok(PD) sugárzás, amelynek betartása biztosítja a sugárzás klinikailag kimutatható biológiai hatásainak hiányát.

Korlátozó adag- az éves érték hatékony a technogén sugárzás dózisa, amelyet normál üzemi körülmények között nem szabad túllépni.

A korlátozó dózisok értékei eltérőek személyzetés népesség. A személyzet olyan személyek, akik mesterséges sugárforrásokkal dolgoznak (A csoport), és azok hatáskörébe tartozó munkakörülmények között (B csoport). A B csoport esetében minden dóziskorlát négyszer alacsonyabb, mint az A csoport.

A populáció esetében a dózishatárok 10-20-szor kisebbek, mint az A csoportnál. A PD értékeket a táblázat tartalmazza. 34.6.

34.6. Táblázat A fő dózishatárok

Természetes (természetes) sugárzási háttér természetes radioaktív forrásokból készült: kozmikus sugarak (0,25 mSv / év); a belek radioaktivitása (0,52 mSv / év); az élelmiszer radioaktivitása (0,2 mSv / év).

Hatékony adag 2 -ig mSv / év(10-20 μR / óra), keresztül szerzett természetes háttérsugárzás, normálisnak tekintik. Mint a mesterséges besugárzás esetében, a besugárzás szintje több mint 5 mSv / év.

Tovább a földgömb van, ahol a természetes háttér 13 mSv / év.

34.3. Dozimetrikus eszközök. Ionizáló sugárzás érzékelők

Adagmérők- mérőeszközök adagokat ionizáló sugárzás vagy dózisfüggő mennyiség. A doziméter tartalmaz detektor sugárzó és mérőberendezés, amely dózisegységben vagy sebességben van besorolva.

Detektorok- különböző típusú ionizáló sugárzást regisztráló eszközök. Az érzékelők munkája azon folyamatok használatán alapul, amelyek regisztrált részecskéket okoznak bennük. Az érzékelőknek 3 csoportja van:

1) integrált érzékelők,

2) számlálók,

3) nyomjelzők.

Integrált érzékelők

Ezek az eszközök információt nyújtanak az ionizáló sugárzás teljes fluxusáról.

1. Fotodoziméter. A legegyszerűbb beépített érzékelő egy átlátszatlan röntgenfilm-kazetta. A fotodoziméter egy egyedi beépített mérőeszköz, amelyet sugárzással érintkező személyek látnak el. A film egy bizonyos idő elteltével jelenik meg. A sugárzás dózisa a feketedés mértékével határozható meg. Az ilyen típusú detektorok 0,1 és 15 R közötti dózist mérhetnek.

2. Ionizációs kamra. Ez egy eszköz az ionizáló részecskék regisztrálására azáltal, hogy megmérik az ionizáció mennyiségét (az ionpárok számát), amelyeket ezek a részecskék termelnek egy gázban. A legegyszerűbb ionizációs kamra két elektródából áll, amelyek gázzal töltött térfogatban vannak elhelyezve (34.1. Ábra).

Az elektródákra állandó feszültséget alkalmaznak. Az elektródák közötti térbe belépő részecskék ionizálják a gázt, és áram keletkezik az áramkörben. Az áramerősség arányos a képződött ionok számával, azaz expozíciós dózis. Az elektronikus integráló eszköz maga határozza meg az X dózist.

Rizs. 34.1. Ionizációs kamra

Számlálók

Ezeket az eszközöket úgy tervezték, hogy számolják az ionizáló sugárzás részecskéinek számát munkamennyiség vagy elesik munkafelület.

1. A 34.2. Ábra egy gázkisülés diagramját mutatja Geiger-Muller számláló, amelynek működési elve azon alapul, hogy egy elektromos impulzus kisülés keletkezik egy gázzal töltött kamrában, amikor külön ionizáló részecske találkozik.

Rizs. 34.2. Geiger-Muller számláló áramkör

A számláló egy üvegcső, amelynek fémrétegével (katóddal) permetezik az oldalfelületet. A cső belsejében vékony vezetéket (anódot) vezetnek. A gáznyomás a csőben 100-200 Hgmm. A katód és az anód között több száz voltos nagyfeszültség jön létre. Amikor egy ionizáló részecske belép a számlálóba, szabad elektronok képződnek a gázban, amelyek az anódra mozognak. A térerő magas az anód vékony szálának közelében. Az izzószál közelében lévő elektronok annyira felgyorsulnak, hogy elkezdik ionizálni a gázt. Ennek eredményeként kisülés következik be, és áram áramlik át az áramkörön. Az önfenntartó kisülést el kell oltani, különben a számláló nem reagál a következő részecskére. Jelentős feszültségcsökkenés tapasztalható az áramkörben csatlakoztatott nagy ellenállású R-ben. Az ellenfeszültség csökken, és a kisülés leáll. Ezenkívül egy anyagot vezetnek be a gáz összetételébe, ami megfelel a kisülés leggyorsabb oltásának.

2. A Geiger-Muller számláló továbbfejlesztett változata arányos számláló, amelyben az áramimpulzus amplitúdója arányos az észlelt részecske térfogatában felszabaduló energiával. Egy ilyen számláló határozza meg elnyelt dózis sugárzás.

3. A cselekvés egy másik fizikai elven alapul szcintillációs számlálók. A szcintilláció egyes anyagokban ionizáló sugárzás hatására következik be, azaz villog, amelyek számát fénysokszorozó cső segítségével számolják meg.

Pályaérzékelők

Az ilyen típusú érzékelőket használják tudományos kutatás... V nyomjelzők a töltött részecske áthaladását e részecske nyomvonalának (sávjának) térbeli képe formájában rögzítik; a festmény fotózható vagy regisztrálható elektronikus eszközökkel.

A sávérzékelő gyakori típusa Wilson kamra. A megfigyelt részecske áthalad egy olyan térfogaton, amely tele van túltelített gőz,és ionizálja a molekuláit. A képződött ionokon páralecsapódás kezdődik, aminek következtében láthatóvá válik a részecskepálya. A kamerát mágneses mezőbe helyezzük, amely meghajlítja a töltött részecskék pályáját. A pálya görbülete felhasználható a részecske tömegének meghatározására.

34.4. Az ionizáló sugárzás elleni védelem módszerei

Az alábbiakban felsoroljuk a sugárzás negatív hatásai elleni védelmet és a sugárzási dózis csökkentésének néhány módját. Háromféle védelem létezik: idő, távolság és anyagvédelem.

Idő- és távolságvédelem

Pontforrás esetén az expozíciós dózist az arány határozza meg

amiből látható, hogy egyenesen arányos az idővel és fordítottan arányos a forrástól való távolság négyzetével.

Ebből természetes következtetés következik: a káros sugárzási hatás csökkentése érdekében a lehető legtávolabb kell maradni a sugárforrástól, és lehetőség szerint rövidebb ideig.

Anyagvédelem

Ha a sugárforrástól való távolság és az expozíciós idő nem tartható biztonságos határokon belül, akkor meg kell védeni a testet az anyaggal. Ez a védelmi módszer azon a tényen alapul, hogy a különböző anyagok különböző módon elnyelik a rájuk eső mindenféle ionizáló sugárzást. A sugárzás típusától függően különféle anyagokból készült védőernyőket használnak:

alfa részecskék- papír, több centiméter vastag légréteg;

béta részecskék- több centiméter vastag üveg, alumínium lemezek;

Röntgen és gamma sugárzás-1,5-2 m vastag beton, ólom (ezeket a sugárzásokat az anyag exponenciális törvénye szerint csillapítja; az árnyékoló réteg nagy vastagságára van szükség; a röntgenszobákban gyakran ólommal bélelt gumi kötényt használnak);

neutron fluxus- lassul hidrogéntartalmú anyagokban, például vízben.

For egyéni védelem radioaktív porból származó légzőszerveket használnak légzőkészülékek.

A nukleáris katasztrófákkal járó vészhelyzetekben kihasználhatja a lakóépületek védelmi tulajdonságait. Tehát a faházak pincéiben a külső sugárzás dózisa 2-7-szer, a kőházak pincéiben pedig 40-100-szorosára csökken (34.3. Ábra).

Amikor a terület radioaktív szennyeződését ellenőrzik tevékenység egy négyzetkilóméter, és ha az élelmiszer szennyezett - az konkrét tevékenység. Példaként jelezhetjük, hogy ha egy területet 40 Ci / km 2 -nél nagyobb mértékben fertőznek meg, a lakók teljesen letelepednek. Tejet a konkrét tevékenység 2x10 11 Ci / L és több nem fogyasztható.

Rizs. 34.3. Kő- és faházak árnyékoló tulajdonságai külső γ-sugárzáshoz

34.5. Alapfogalmak és képletek

A táblázat folytatása

A táblázat vége

34.6. Feladatok

1. A nyulak sugárzási szürkehályogának vizsgálata kimutatta, hogy hatása alatt γ - a szürkehályog sugárzása D 1 = 200 rad dózisban alakul ki. Gyors neutronok (gyorsítócsarnokok) hatására szürkehályog fordul elő D 2 = 20 rad dózisban. Határozza meg a gyors neutronok minőségi tényezőjét.

2. Hány fokkal emelkedik a 70 kg tömegű fantom (emberi test modellje) hőmérséklete az X = 600 R γ-sugárzás dózisával? Fajlagos hő fantom c = 4,2x10 3 J / kg. Vegye figyelembe, hogy az összes kapott energiát fűtésre használják fel.

3. Egy 60 kg súlyú személyt 6 órán keresztül γ-sugárzásnak tettünk ki, amelynek teljesítménye 30 μR / óra volt. Feltételezve, hogy a fő elnyelő elem a lágy szövet, keresse meg az expozíciót, az elnyelt és az egyenértékű sugárzási dózist. Keresse meg az elnyelt sugárzási energiát SI egységekben.

4. Ismeretes, hogy egyetlen halálos expozíciós dózis embereknél 400 R(50% -os halandóság). Ezt az adagot fejezze ki az összes többi egységben.

5. Egy m = 10 g tömegű szövetben 10 9 α-részecske szívódik fel, E = 5 MeV energiával. Keresse meg az egyenértékű adagot. Az α-részecskék minőségi tényezője K = 20.

6. Az expozíciós dózis mértéke γ -sugárzás r = 0,1 m távolságra egy pontforrástól N r = 3 R / óra. Határozza meg a minimális távolságot a forrástól, amelyen napi 6 órát dolgozhat védelem nélkül. PD = 20 mSv / év. Abszorpció γ - figyelmen kívül hagyja a levegő kibocsátását.

Megoldás(az egységek pontos beállítása szükséges) Sugárbiztonsági szabványok egyenértékű dózis, a működési évre kapott H = 20 mSv. Minőségi tényező γ -sugárzás K = 1.

Alkalmazások

Alapvető fizikai állandók

Szorzók és előtagok a tizedes többszörösök és résztöbbszörök kialakításához és megnevezésük

Az emberi test elnyeli az ionizáló sugárzás energiáját, és a sugárzás károsodásának mértéke az elnyelt energia mennyiségétől függ. Az elnyelt dózis fogalmát az ionizáló sugárzás egy egységnyi tömeg által elnyelt energiájának jellemzésére használják.

Elnyelt dózis A besugárzott test (testszövetek) által elnyelt ionizáló sugárzási energia mennyisége, és ennek az anyagnak az egységnyi tömegére számítva. Az abszorbeált dózis egysége a Nemzetközi Egységrendszerben (SI) szürke (Gy).

1 Gy = 1 J / kg

Az értékeléshez nem szisztémás egységet is alkalmaznak - Rad. Rad - az angol "sugárzásabsorbeddoze" -ból képződött - a sugárzás elnyelt dózisa. Ez olyan sugárzás, amelyben az anyag (mondjuk egy emberi test) minden kilogramm tömege 0,01 J energiát vesz fel (vagy 1 g tömeg elnyel 100 erg -ot).

1 Rad = 0,01 J / kg 1 Gr = 100 Rad

Besugárzási dózis

A röntgen- vagy gamma-sugárzásnak való kitettség okozta sugárzási helyzet felméréséhez a földön, a munkahelyen vagy a lakóhelyiségekben besugárzási dózis sugárzás. Az SI rendszerben az expozíciós dózis mértékegysége függő / kilogramm (1 C / kg).

A gyakorlatban gyakrabban használnak rendszeren kívüli egységet-röntgen (R). Az 1 röntgen a röntgen (vagy gamma) sugárzás dózisa, amelynél 2,08 x 109 9 pár ion keletkezik 1 cm 3 levegőben (vagy 1,61 x 10 12 pár ion 1 g levegőben).

1 P = 2,58 x 10 -3 C / kg

Az 1 Rad elnyelt dózisa körülbelül 1 röntgenfelvétellel egyenlő expozíciós dózisnak felel meg: 1 Rad = 1 R

Egyenértékű dózis

Az élő szervezetek besugárzása során különböző biológiai hatások lépnek fel, amelyek közötti különbség azonos elnyelt dózis mellett különböző besugárzási típusokkal magyarázható.

Az ionizáló sugárzás okozta biológiai hatások összehasonlításához a röntgensugárzás és a gamma-sugárzás hatásaival a fogalom ekvivalens dózis... Az SI rendszerben az ekvivalens dózis egysége a sievert (Sv). 1 Sv = 1 J / kg

Létezik az ionizáló sugárzás ekvivalens dózisának nem szisztémás egysége is-rem (a röntgenfelvétel biológiai megfelelője). 1 rem bármely sugárzás olyan dózisa, amely ugyanazt a biológiai hatást kelti, mint a röntgen- vagy gamma-sugárzás 1 röntgenben.

1 rem = 1 R 1 Sv = 100 rem

Azt az együtthatót mutatjuk be, amely megmutatja, hogy az értékelt sugárzástípus hányszor biológiailag veszélyesebb, mint a röntgen- vagy gamma-sugárzás azonos elnyelt dózis esetén. sugárzási minőségi tényező (K).

Röntgen- és gammasugárzás esetén K = 1.

1 Rad x K = 1 rem 1 Gr x K = 1 Sv

Ha minden más dolog egyenlő, az ionizáló sugárzás dózisa annál nagyobb, minél hosszabb az expozíciós idő, azaz az adag idővel felhalmozódik. Az időegységenkénti dózist ún adagolási sebesség. Ha azt mondjuk, hogy a gamma -sugárzás expozíciós dózisegysége 1 R / h, ez azt jelenti, hogy 1 óra besugárzás után egy személy 1 R dózist kap.

Radioaktív forrás tevékenység (radionuklid) egy fizikai mennyiség, amely az időegységenkénti radioaktív bomlások számát jellemzi. Minél több radioaktív átalakulás történik időegységenként, annál nagyobb az aktivitás. A C rendszerben a becquerel -t (Bq) tekintik aktivitási egységnek - az a radioaktív anyagmennyiség, amelyben 1 bomlás következik be 1 másodperc alatt.

A radioaktivitás egy másik egysége a curie. 1 curie olyan mennyiségű radioaktív anyag aktivitása, amelyben 3,7 x 10 10 bomlás következik be másodpercenként.

Azt az időt nevezzük, amely alatt az adott radioaktív anyag atomjainak száma a bomlás miatt felére csökken fél élet ... A felezési idő nagymértékben változhat: az urán-238 (U) esetében-4,47 milliárd. évek; urán -234 - 245 ezer év; rádium -226 (Ra) - 1600 év; jód -131 (J) - 8 nap; radon -222 (Rn) - 3,823 nap; polónium -214 (Po) - 0,000164 mp.

A csernobili atomerőmű robbanása következtében a légkörbe kibocsátott hosszú élettartamú izotópok között van stroncium-90 és cézium-137, amelyek felezési ideje körülbelül 30 év, ezért a csernobili atomerőmű növényzónája évtizedekig alkalmatlan lesz a normális életre.

SUGÁRZÁSI KOCKÁZATI ÁRAK

Nem szabad megfeledkezni arról, hogy a test egyes részei (szervek, szövetek) érzékenyebbek, mint mások: például ugyanazon egyenértékű sugárzási dózis mellett a tüdőben a rák előfordulása valószínűbb, mint a pajzsmirigyben, és az ivarmirigyek besugárzása különösen veszélyes a genetikai károsodás veszélye miatt. Ezért a szervek és szövetek sugárzási dózisát különböző együtthatókkal kell figyelembe venni. Ha az egész szervezet sugárzási kockázati együtthatóját egységként vesszük, a különböző szövetek és szervek esetében a sugárzási kockázati együtthatók a következők:

0,03 - csontszövet; 0,03 - pajzsmirigy;

0,12 - tüdő; 0,12 - vörös csontvelő;

0,15 - emlőmirigy; 0,25 - petefészek vagy herék;

0,30 - egyéb szövetek.

EMBERI SUGÁRZÁSI DÓZISOK

A világ bármely régiójának lakossága nap mint nap találkozik ionizáló sugárzással. Ez mindenekelőtt a Föld úgynevezett sugárzási háttere, amely a következőkből áll:

az űrből a Földre érkező kozmikus sugárzás;

a talajban, építőanyagokban, levegőben és vízben lévő természetes radioaktív elemek sugárzása;

a természetes radioaktív anyagok sugárzását, amelyek táplálékkal és vízzel kerülnek a szervezetbe, szövetek rögzítik és tárolják az emberi szervezetben.

Ezenkívül egy személy mesterséges sugárforrásokkal találkozik, beleértve a radioaktív nuklidokat (radionuklidokat), amelyeket emberi kéz hozott létre, és amelyeket a nemzetgazdaságban használnak.

Átlagosan az összes természetes ionizáló sugárforrásból származó sugárzás dózisa évente körülbelül 200 mR, bár ez az érték a világ különböző régióiban 50 és 1000 mR / év között változhat (1. táblázat). A kozmikus sugárzásból kapott dózis a tengerszint feletti magasságtól függ; minél magasabb a tengerszint felett, annál nagyobb az éves dózis.

Asztal 1

Az ionizáló sugárzás természetes forrásai

Forrásai	Átlagos éves adag		Dózis hozzájárulás,
1. Űr (sugárzás a tengerszinten)
2. Föld (talaj, víz, építőanyagok)
3. Az emberi test szöveteiben található radioaktív elemek (K, S stb.)
4. Egyéb források
Átlagos teljes éves adag

Az ionizáló sugárzás mesterséges forrásai (2. táblázat):

orvosi diagnosztikai és kezelő berendezések;

a repülőgépet folyamatosan használó személyek ezen túlmenően kisebb sugárzásnak vannak kitéve;

atomerőművek és hőerőművek (az adag a helyük közelségétől függ);

foszfát műtrágyák;

A kőből, téglából, betonból, fából készült épületek - a helyiségek rossz szellőzése növelheti a sugárzási dózist a radioaktív radongáz belélegzése miatt, amely a sok kőzetben és építőanyagban található rádium természetes bomlása során keletkezik, valamint talaj. Radon - láthatatlan, íztelen és szagtalan nehéz gáz(7,5 -szer nehezebb a levegőnél) stb.

A Föld minden lakosát élete során évente átlagosan 250-400 mrem dózissal besugározzák.

Úgy tartják, hogy az ember egész életében biztonságosan gyűjthet olyan sugárzási dózist, amely nem haladja meg a 35 rem értéket. 10 rem sugárzási dózis esetén az emberi test szerveiben és szöveteiben nem figyelhetők meg változások. Egyetlen, 25-75 rem dózisú besugárzással klinikailag megállapíthatók a vér összetételének rövid távú jelentéktelen változásai.

Több mint 100 rem dózisú besugárzás esetén a sugárbetegség kialakulása figyelhető meg:

100 - 200 rem - I fok (könnyű);

200 - 400 rem - fok II (átlagos);

400 - 600 rem - III fok (nehéz);

több mint 600 rem - IV fok (rendkívül nehéz).

5. A sugárzás adagjai és mértékegységei

Az ionizáló sugárzás hatása összetett folyamat. A besugárzás hatása az elnyelt dózis nagyságától, teljesítményétől, a sugárzás típusától és a szövetek és szervek besugárzási térfogatától függ. Mennyiségi értékeléséhez speciális egységeket vezettek be, amelyeket nem szisztémás és egységekre osztanak az SI rendszerben. Jelenleg túlnyomórészt SI egységeket használnak. Az alábbi 10. táblázat felsorolja a radiológiai mennyiségek mértékegységeit, valamint összehasonlítja az SI és a nem SI egységeket.

10. táblázat.

Alap radiológiai mennyiségek és mértékegységek
A mennyiség	Név és megnevezés egységek		Köztük lévő kapcsolat egységek
	Nem szisztémás	Si
Nuklidaktivitás, А	Curie (Ki, Ci)	Becquerel (Bq, Bq)	1 Ci = 3,7 10 10 Bq 1 Bq = 1 dec / s 1 Bq = 2,7 · 10-11 Ci
Kiállítás adag, X	Röntgen (P, R)	Medál / kg (C / kg, C / kg)	1 Р = 2,58 · 10 -4 C / kg 1 C / kg = 3,88 10 3 R
Felszívódott dózis, D.	Rad (örülök, rad)	Szürke (Gr, Gy)	1 rad -10 -2 Gy 1 Gy = 1 J / kg
Egyenértékű dózis, N	Rem (rem, rem)	Sievert (Sv, Sv)	1 rem = 10 -2 Sv 1 Sv = 100 rem
Integrált sugárzási dózis	Rad gramm (rad g, rad g)	Szürke kg (Gy kg, Gy kg)	1 rad · g = 10 -5 Gy · kg 1 Gy kg = 105 rad g

Az ionizáló sugárzás anyagra gyakorolt ​​hatásának leírására a következő fogalmakat és mértékegységeket használjuk:
Radionuklid aktivitás a forrásban (A)... Az aktivitás megegyezik a forrás rövid időintervallumon belüli spontán nukleáris transzformációinak számával (dN) és ezen intervallum értékével (dt):

Az SI tevékenység mértékegysége a Becquerel (Bq).
Nem szisztémás egység - Curie (Ki).

Egy adott izotóp N (t) radioaktív magjainak száma a törvény szerint idővel csökken:

N (t) = N 0 exp (-tln2 / T 1/2) = N 0 exp (-0,693t / T 1/2)

ahol N 0 a radioaktív magok száma t = 0 időpontban, T 1/2 a felezési idő - az az idő, amely alatt a radioaktív magok fele bomlik.
Az A aktivitású radionuklid m tömege a következő képlettel számítható ki:

m = 2,4 · 10-24 × M × T 1/2 × A,

ahol M a radionuklid tömegszáma, A aktivitás Becquerel-ben, T 1/2 a felezési idő másodpercben. A tömeget grammban kapjuk.
Expozíciós dózis (X). A röntgensugárzás és a γ-sugárzás mennyiségi mértékeként szokás az expozíciós dózist a rendszeren kívüli egységekben használni, amelyet az anyag tömegében (dm) képződő másodlagos részecskék (dQ) töltése határoz meg az összes töltött részecske teljes lassulása:

Az expozíciós dózis egysége Roentgen (R). A röntgen az expozíciós dózis a röntgen és
- sugárzás, amely 1 köb cm levegőt hoz létre O ° C hőmérsékleten és 760 Hgmm nyomáson. az azonos előjelű ionok teljes töltése az elektrosztatikus egység egy elektrosztatikus egységében. Expozíciós dózis 1 R
2,08 · 10 9 pár ionnak felel meg (2,08 · 10 9 = 1 / (4,8 · 10 -10)). Ha az 1 pár ion képződésének átlagos energiáját a levegőben 33,85 eV -nak vesszük, akkor 1 P expozíciós dózisnál egy köbcentiméter a levegő energiája egyenlő:
(2,08 · 10 9) · 33,85 · (1,6 · 10 -12) = 0,113 erg,
és egy gramm levegő:
0,113 / levegő = 0,113 / 0,001293 = 87,3 erg.
Az ionizáló sugárzás energiájának elnyelése az elsődleges folyamat, amely a besugárzott szövetben fizikai -kémiai átalakulások sorozatát eredményezi, ami a megfigyelt sugárzási hatáshoz vezet. Ezért természetes, hogy a megfigyelt hatást összehasonlítjuk az elnyelt energia mennyiségével vagy az elnyelt dózissal.
Felszívódott dózis (D) a fő dosimetrikus mennyiség. Ez megegyezik az ionizáló sugárzás által egy elemi térfogatú anyagra átvitt átlagos dE energia és az ilyen térfogatú anyag dm tömegének arányával:

Az elnyelt dózis mértékegysége szürke (Gy). A Rad rendszeren kívüli egységet bármely ionizáló sugárzás elnyelt dózisaként határozták meg, amely egyenként 100 erg / 1 gramm besugárzott anyag.
Egyenértékű dózis (N)... A sugárbiztonság területén fennálló krónikus expozíciós körülmények között az emberi egészség esetleges károsodásának felmérésére bevezetésre került az egyenértékű H dózis fogalma, amely megegyezik a besugárzás által létrehozott D r abszorbeált dózis szorzatával - r és átlagolva az elemzett szerv vagy az egész test a wr súlyfaktor alapján (más néven a sugárzási együttható)
(11. táblázat).

Az ekvivalens dózis mértékegysége Joule kilogrammonként. Sievert (Sv) különleges neve van.

11. táblázat.

A sugárzást súlyozó tényezők
A sugárzás típusa és az energiatartomány	Súlytényező
Minden energiájú fotonok
Minden energia elektronjai és muonjai
Neutronok energiával< 10 КэВ
Neutronok 10 és 100 keV között
Neutronok 100 keV és 2 MeV között
Neutronok 2 MeV és 20 MeV között
Neutronok> 20 MeV
> 2 MeV energiájú protonok (kivéve a visszacsapó protonokat)
alfa -részecskék, hasadási töredékek és más nehéz magok

A sugárzás hatása egyenetlen. Az emberi egészség károsodásának felmérésére különböző természetűek a sugárzás különböző szervekre gyakorolt ​​hatása (az egész test egyenletes besugárzása mellett), bevezetésre kerül az effektív ekvivalens dózis E eff fogalma, amelyet az esetleges sztochasztikus hatások - rosszindulatú daganatok - értékelésére használnak.
Hatékony dózis minden szervben és szövetben megegyezik a súlyozott ekvivalens dózisok összegével:

ahol w t egy szövettömeg -tényező (12. táblázat), és H t egyenértékű dózis, amely felszívódik
szövetek - t. Az effektív ekvivalens dózis mértékegysége a Sievert.

12. táblázat.

A szövetek súlyozási tényezőinek értékei különböző szervekre és szövetekre.
Szövet vagy szerv	w t	Szövet vagy szerv	w t
Szexmirigyek	0.20	Máj	0.05
Vörös csontvelő	0.12	Nyelőcső	0.05
Kettőspont	0.12	Pajzsmirigy	0.05
Tüdő	0.12	Bőr	0.01
Gyomor	0.12	Csontfelület	0.01
Hólyag	0.05	Más szervek	0.05
Emlőmirigy	0.05

Kollektív hatékony egyenértékű dózis. Az ionizáló sugárzás hatására a sztochasztikus hatások által a személyzet és a lakosság egészségében okozott károk felméréséhez az S kollektív effektív egyenérték dózist kell használni, amelyet a következőképpen határoznak meg:

ahol N (E) azon személyek száma, akik egyéni effektív egyenértékű dózist kaptak. S egysége S-személy
(személy-Sv).
Radionuklidok- adott tömegszámú és atomszámú radioaktív atomok, izomer atomok esetében - az atommag adott specifikus energiaállapotával. Radionuklidok
(és nem radioaktív nuklidokat) egy elemet másképpen izotópjának neveznek.
A fenti értékeken kívül, az anyag sugárzási károsodásának mértékének összehasonlításához, amikor különböző energiájú ionizáló részecskéknek van kitéve, a lineáris energiaátvitel (LET) értékét is használják, amelyet az arány határoz meg:

ahol a dl elemi út mentén történt ütközések következtében az átlagos energia helyileg átkerül a közegre egy ionizáló részecske révén.
A küszöb energia általában egy elektron energiájára utal. Ha az ütközés során egy elsődlegesen töltött részecske nagyobb energiájú elektronot alkot, akkor ez az energia nem számít bele a dE értékébe, és az energiával rendelkező -elektronok inkább független primer részecskéknek számítanak.
A küszöbenergia kiválasztása önkényes, és az adott körülményektől függ.
A definícióból az következik, hogy a lineáris energiaátvitel valamilyen analógja az anyag leállító erejének. Van azonban különbség ezen értékek között. A következőkből áll:
1. A LET nem tartalmazza a fotonokká alakított energiát; sugárzási veszteségek.
2. Egy adott küszöbértékre a LET nem tartalmazza a meghaladó részecskék mozgási energiáját.
A LET és a fékerő értékei egybeesnek, ha a bremsstrahlung és

13. táblázat.

A lineáris energiaátadás átlagértékei L és R tartomány elektronok, protonok és alfa -részecskék esetén a lágy szövetekben.
Részecske	E, MeV	L, keV / μm	R, μm
Elektron	0.01	2.3	1
	0.1	0.42	180
	1.0	0.25	5000
Proton	0.1	90	3
	2.0	16	80
	5.0	8	350
	100.0	4	1400
α -részecske	0.1	260	1
	5.0	95	35

A lineáris energiaátadás értékével meghatározható az ilyen típusú sugárzás súlyozási tényezője (14. táblázat)

14. táblázat.

A w r sugárzási súlytényező lineáris függősége az ionizáló sugárzás energiaátadása vízhez.
L, keV / μm	< 3/5	7	23	53	> 175
w r	1	2	5	10	20

A megengedett legnagyobb sugárzási dózisok

Az expozíció tekintetében a populációt 3 kategóriába sorolják.
A kategória kitett személyek vagy személyzet ( hivatásos dolgozók) - olyan személyek, akik állandóan vagy ideiglenesen közvetlenül ionizáló sugárzással dolgoznak.
B kategória kitett személyek vagy a lakosság korlátozott része - olyan személyek, akik nem dolgoznak közvetlenül ionizáló sugárzással, de az életkörülmények vagy a munkahelyek elhelyezkedése miatt ionizáló sugárzásnak lehetnek kitéve.
B kategória exponált személyek vagy lakosság - egy ország, köztársaság, régió vagy régió lakossága.
Az A kategória esetében a megengedett maximális dózisokat vezetik be - az egyéni egyenértékű dózis legmagasabb értékeit egy naptári évre vonatkozóan, amelynél az 50 év alatti egységes besugárzás nem okozhat olyan káros változásokat az egészségi állapotban, amelyeket modern módszerekkel észlelnek. A B kategória esetében dózishatárt határoznak meg.
A kritikus szervek három csoportja jön létre:
1. csoport - az egész test, ivarmirigyek és vörös csontvelő.
2. csoport - izmok, pajzsmirigy, zsírszövet, máj, vesék, lép, gasztrointesztinális traktus, tüdő, szemlencse és más szervek, kivéve azokat, amelyek az 1. és 3. csoportba tartoznak.
3. csoport - bőr, csontszövet, kéz, alkar, láb és lábfej.
Az expozíció dózishatárait a személyek különböző kategóriáihoz a 15. táblázat tartalmazza.

15. táblázat.

A külső és belső expozíció dózishatárai (rem / év).
	Kritikus hatóságok csoportjai
	1	2	3
A kategória, megengedett legnagyobb adag (MPD)	5	15	30
B kategória, dózishatár (PD)	0.5	1.5	3

Az alapvető dóziskorlátokon kívül származtatott szabványokat és referenciaszinteket használnak a sugárzás hatásának értékelésére. A szabványokat a PDD (maximális megengedett dózis) és a PD (dóziskorlát) dózishatárainak túllépésének figyelembevételével számítják ki. A szervezetben megengedett radionuklid-tartalmat a radiotoxicitás és a kritikus szerv SDA-értékének nem túllépésének figyelembevételével kell kiszámítani. A referenciaszinteknek olyan alacsony expozíciós szintnek kell lenniük, amelyet az alapvető dózishatárok betartásával lehet elérni.
Az A kategória (személyzet) esetében a következőket kell megállapítani:
- a RAP -radionuklid maximális megengedett éves bevitele a légzőrendszeren keresztül;
- megengedett radionuklid -tartalom a DS A kritikus szervében;
- DMD A sugárzás megengedett dózisteljesítménye;
- megengedett részecskeáram -sűrűség DPP A;
- a radionuklid megengedett térfogati aktivitása (koncentrációja) a DC A munkaterületének levegőjében;
- a DZ A bőrének, overalljának és munkafelületeinek megengedett szennyeződése.
A B kategória (a populáció korlátozott része) esetében a következőket kell megállapítani:
- a GWP radionuklid légzés- vagy emésztőszerveken keresztül történő éves bevitelének határértéke;
- a DK B radionuklid megengedett térfogati aktivitása (koncentrációja) légköri levegőben és vízben;
- DMD B megengedett adagolási sebessége;
- megengedett részecskeáram -sűrűség DPP B;
- a DZ B bőrének, ruházatának és felületeinek megengedett szennyeződése.
A megengedett szintek számértékei teljes egészében megtalálhatók
"A sugárbiztonsági szabványok".

A béta- és alfa -sugárzás felfedezése után kérdéssé vált ezeknek a kibocsátásoknak a környezetével való kölcsönhatás során történő értékelése. Ezen sugárzások értékeléséhez az expozíciós dózis alkalmatlannak bizonyult, mivel az ionizáció mértéke a levegőben, a különböző besugárzott anyagokban és a biológiai szövetekben eltérőnek bizonyult. Ezért egyetemes jellemzőt javasoltak - az elnyelt dózist.

Elnyelt dózis - az E energiamennyiség, amelyet bármilyen anyag ionizáló sugárzása továbbít egy anyaghoz, bármely anyag m tömegére számítva.

Más szóval, az elnyelt dózis (D) az elemi térfogatú ionizáló sugárzás által az anyagra átvitt dE energia és az anyag térfogatának dm tömegének aránya:

1 J / kg = 1 Szürke. A rendszeren kívüli egység rad (sugárzási adszorpciós dózis). 1 Szürke = 100 öröm.

Használhat tört egységnyi értékeket is, például: mGy, μGy, mrad, mrad stb.

Jegyzet. Az RD50-454-84 szerint a "rad" egység használata nem ajánlott. A gyakorlatban azonban vannak ilyen kalibrálással rendelkező eszközök, és még mindig használják.

Az elnyelt dózis meghatározása magában foglalja az anyagnak egy bizonyos térfogatban átadott átlagos energia fogalmát. A tény az, hogy a sugárzás statisztikai jellege és a sugárzás anyaggal való kölcsönhatásának valószínűsége miatt az anyagnak átadott energia mennyisége ingadozásoknak van kitéve. Értékét előre mérve lehetetlen megjósolni. Méréssorozat után azonban megkaphatja ennek az értéknek az átlagát.

Adag szervben vagy biológiai szövetben (D, r) - az emberi test egy adott szervében vagy szövetében átlagosan felszívódó dózis:

D T = E T / m T, (4)

ahol E T az ionizáló sugárzás által szövetbe vagy szervbe átvitt teljes energia; m T egy szerv vagy szövet tömege.

Az anyag besugárzásakor az abszorbeált dózis nő. A dózisnövekedési sebességet az abszorbeált dózisteljesítmény jellemzi.

Az ionizáló sugárzás elnyelt dózisebessége a dD elnyelt sugárzási dózis dt időintervallumban mért növekedésének és ennek az intervallumnak az aránya:

Adagolási egységek: rad / s, Gy / s, rad / h, Gy / h stb.

Számos esetben az elnyelt dózis sebessége állandó értéknek tekinthető néhány kis időintervallumon keresztül, vagy exponenciálisan változhat jelentős időintervallumon belül, akkor feltételezhető, hogy:

Kerma - az angol szavak rövidítése a fordításban "az anyag gyengülésének kinetikus energiáját" jelenti. A jellemző a közvetett ionizáló sugárzás környezetre gyakorolt ​​hatásának értékelésére szolgál. A Kerma az IS által közvetve elemi térfogatban képződött töltött részecskék kezdeti kinetikus energiáinak dE k összegének az aránya az ebben a térfogatban lévő anyag dm tömegéhez:

K = dE k / dm. (7)

Mértékegységek SI és off-system: Szürke és rad.

A Kerma -t a sugárzási tér, különösen az energiaáram -sűrűség teljesebb figyelembevétele érdekében vezették be, és a közvetett ionizáló sugárzás környezetre gyakorolt ​​hatásának értékelésére szolgál.

Egyenértékű dózis

Megállapítást nyert, hogy az emberi biológiai szövet azonos energiájú besugárzása (azaz azonos dózis bevételekor), de különböző típusú sugarak esetén az egészségügyi következmények eltérőek lesznek. Például az emberi szervezetből származó alfa -részecskéknek való kitettség sokkal valószínűbb a rák kialakulásához, mint a béta- vagy gamma -sugárzásnak való kitettség. Ezért egy jellemzőt vezettek be a biológiai szövetre - egyenértékű dózist.

Az egyenértékű dózis (HTR) a szervben vagy szövetben elnyelt dózis, amelyet megszorozunk egy adott R sugárzástípus megfelelő WR sugárzási minőségi tényezőjével.

Bevezetett a biológiai szövetek kis dózissal (az egész emberi test besugárzásának megengedett maximális dózisát nem meghaladó dózis), azaz 250 mSv / év besugárzásának következményeinek felmérésére. Nem használható nagy dózisú sugárzás hatásainak felmérésére.

Az egyenértékű adag:

H T. R = D T. R W R, (8)

ahol D T. R a biológiai szövet R sugárzás által elnyelt dózisa; W R - az R sugárzás súlyozási tényezője (minőségi tényezője) (alfa -részecskék, béta -részecskék, gamma -kvantumok stb.), Figyelembe véve a különböző típusú sugárzások relatív hatékonyságát a biológiai hatások kiváltásában (1. táblázat). Ez a tényező sok tényezőtől függ, különösen a lineáris energiaátvitel nagyságától, az ionizáló részecske pályája mentén található ionizációs sűrűségtől stb.

A (8) képlet csak az egyes szervek és szövetek külső és belső besugárzásának vagy az egész emberi test egyenletes besugárzásának dózisának értékelésére érvényes.

Ha különböző típusú sugárzásnak vannak kitéve egyidejűleg különböző súlyozási tényezőkkel, akkor az egyenértékű dózist az összes ilyen típusú R sugárzás ekvivalens dózisainak összegeként határozzák meg:

H T = Σ H T. R (9)

Kiderült, hogy azonos elnyelt dózis mellett a biológiai hatás az ionizáló sugárzás típusától és a sugárzási fluxus sűrűségétől függ.

Jegyzet. A (8) képlet használatakor az átlagos minőségi tényezőt egy standard összetételű biológiai szövet adott térfogatában veszik figyelembe: 10,1% hidrogén, 11,1% szén, 2,6% nitrogén, 76,2% oxigén.

Az egyenértékű dózis SI -egysége Sievert (Sv).

A Sievert egy ekvivalens dózisú sugárzás egysége egy biológiai szövetben, amely ugyanazt a biológiai hatást hozza létre, mint egy példaértékű, 200 keV-os fotonenergiájú röntgensugárzás 1 Gy abszorpciós dózisa. Frakcionális egységek is használt - μSv, mSv. Van egy nem szisztémás egység - rem (a rad biológiai megfelelője), amelyet fokozatosan visszavonnak a használatból.

1 Sv = 100 rem.

Törtegységeket is használnak - mrem, mkrem.

1. táblázat. Sugárzási minőségi tényezők

A sugárzás típusa és az energiatartomány	Minőségi tényezők WE
Minden energiájú fotonok
Minden energia elektronjai
Neutronok energiával:
10 keV és 100 keV között
> 100 keV 2 Msv -ig
> 2 MeV és 20 MeV között
2 MeV feletti energiájú protonok, kivéve a visszacsapó protonokat
Alfa részecskék, hasadási töredékek, nehéz magok
Jegyzet. Minden érték a testre eső sugárzásra vonatkozik, és belső sugárzás esetén a nukleáris átalakítás során kibocsátott sugárzásra.

Jegyzet. A W R tényező figyelembe veszi az alacsony dózisú besugárzás kedvezőtlen biológiai eredményeinek függését a sugárzás teljes lineáris energiaátadásától (LET). A 2. táblázat a W R minőségi súlyozási tényező LET -től való függését mutatja.

2. táblázat. A WR minőségi tényező függése a LET -től

Az ekvivalens dózisteljesítmény a dH ekvivalens dózis dt időbeli növekedése és az időintervallum aránya:

Az egyenértékű dózisteljesítmény mérési egységei mSv / s, μSv / s, rem / s, mrem / s stb.

Sok embernek nehézségekbe ütközik a radioaktív sugárzás mértékegységeinek meghatározása és a kapott értékek gyakorlati felhasználása. Nehézségek nemcsak ezek miatt merülnek fel nagy változatosság: becquerel, curie, sievert, röntgensugárzás, radák, függők, rémek stb., de annak is köszönhető, hogy nem minden felhasznált mennyiséget kapcsol össze többféle arány, és ha szükséges, egyikből a másikba konvertálható.

Hogyan lehet kitalálni?

Minden nagyon egyszerű, ha külön tekintjük a radioaktivitáshoz kapcsolódó egységeket fizikai jelenségnek, és azokat a mennyiségeket, amelyek mérik a jelenség (ionizáló sugárzás) élő szervezetekre gyakorolt ​​hatását. környezet... És azt is, ha nem feledkezünk meg az 1982-ben bevezetett és az összes intézményben és vállalkozásban kötelezően alkalmazandó SI-rendszerben (International System of Units) működő nem-szisztémás egységekről és radioaktivitási egységekről.

A radioaktivitás nem szisztémás (régi) mértékegysége

A Curie (Ki) az első radioaktivitási egység, amely 1 gramm tiszta rádium aktivitását méri. 1910 -ben vezették be, és K. és M. Curie francia tudósok után nevezték el, és semmilyen mérési rendszerhez nem kapcsolódik mostanában elvesztette őt gyakorlati jelentősége... Oroszországban a curie a jelenlegi SI rendszer ellenére korlátozás nélkül használható a nukleáris fizika és az orvostudomány területén.

A radioaktivitás SI -egységei

Az SI -ben egy másik mennyiséget használnak - becquerel (Bq), amely meghatározza egy sejt bomlását másodpercenként. A Becquerel kényelmesebb a számításokban, mint a curie, mivel nem rendelkezik ilyen nagy értékekkel, és lehetővé teszi annak mennyiségének meghatározását a radionuklid radioaktivitására gyakorolt ​​összetett matematikai műveletek nélkül. Az 1 g radon bomlási számának kiszámításával könnyen megállapítható a Ki és Bq közötti arány: 1 Ci = 3,7 * 1010 Bq, valamint bármely más radioaktív elem aktivitása.

Az ionizáló sugárzás mérése

A rádium felfedezésével felfedezték, hogy a radioaktív anyagok sugárzása hatással van az élő szervezetekre, és a röntgensugarakhoz hasonló biológiai hatásokat okoz. Volt olyan fogalom, mint az ionizáló sugárzás dózisa - ez az érték lehetővé teszi a sugárterhelés szervezetekre és anyagokra gyakorolt ​​hatásának felmérését. A besugárzás jellemzőitől függően meg kell különböztetni az egyenértékű, az elnyelt és az expozíciós dózisokat:

1. Az expozíciós dózis - a gamma- és röntgensugarak hatására bekövetkező levegőionizáció mutatóját a köbméterben képződött radionuklid -ionok mennyisége határozza meg. normál körülmények között látni a levegőt. Az SI rendszerben coulombokban (C) mérik, de van egy rendszeren kívüli egység is-röntgen (P). Egy röntgen nagy érték, ezért a gyakorlatban kényelmesebb a milliomodik (μR) vagy az ezredrészes (mR) frakciót használni. Az expozíciós dózis egységei között a következő arányt kell megállapítani: 1 Р = 2, 58,10-4 C / kg.
2. Elnyelt dózis - az anyag tömegére számított egységnyi egységben elnyelt és felhalmozott alfa, béta és gamma sugárzás energiája. A nemzetközi SI rendszerben a következő mértékegységet vezették be, szürke (Gy), bár a rendszeren kívüli egységet, rad (P) még mindig széles körben használják bizonyos területeken, például a sugárhigiénében és a radiobiológiában. Ezen értékek között van egyezés: 1 Rad = 10-2 Gy.
3. Ekvivalens dózis - az ionizáló sugárzás elnyelt dózisa, figyelembe véve az élő szövetekre gyakorolt ​​hatás mértékét. Mivel az azonos dózisú alfa-, béta- vagy gammasugárzás különböző biológiai károsodással rendelkezik, bevezették az úgynevezett QC-minőségi tényezőt. Egy ekvivalens dózis eléréséhez meg kell szorozni egy bizonyos típusú sugárzásból kapott abszorbeált dózist ezzel a tényezővel. Az ekvivalens dózist sörökben (Rem) és sievertekben (Sv) mérik, mindkét egység felcserélhető, így egyikről a másikra konvertálva: 1 Sv = 100 Rem (Rem).

Az SI rendszer egy sievertet használ - egy specifikus ionizáló sugárzás ekvivalens dózisát, amelyet egy kilogramm biológiai szövet vesz fel. Ahhoz, hogy a hőt szivevertté alakítsuk, figyelembe kell venni a relatív biológiai aktivitás együtthatóját (RBE), amely egyenlő:

• alfa részecskék esetén - 10-20;
• gamma- és béta -sugárzás esetén - 1;
• protonok esetében - 5-10;
• legfeljebb 10 keV sebességű neutronokhoz - 3-5;
• 10 keV-nél nagyobb sebességű neutronok esetében: 10-20;
• nehéz magok esetén - 20.

Rem (a röntgen biológiai megfelelője) vagy rem (in angol nyelv rem - Roentgen Equivalent of Man) - egyenértékű dózis rendszeren kívüli egysége. Mivel az alfa -sugárzás nagyobb kárt okoz, ezért az rds eredmény eléréséhez meg kell szorozni a rad -ban mért radioaktivitást húszszoros tényezővel. A gamma- vagy béta -sugárzás meghatározásakor nincs szükség átalakításra, mivel a rems és a rad egyenlő egymással.