Удельные дозиметрические характеристики полей излучений при внешнем облучении.
Приведенные выше соотношения между плотностью потока частиц с данной энергией и создаваемой ими мощностью дозы внешнего облучения позволяют определить дозиметрические характеристики поля на единичный флюенс внешних потоков ионизирующих излучений, нормально или изотропно падающих на поверхность тела – величину удельной эффективной дозы.
На рис.4.7 и в табл.4.3 приведены эти характеристики для разных видов излучений. Зная плотность потока частиц в некоторой точке пространства, можно рассчитать дозовую характеристику поля, создаваемую ими.
Так, мощность эффективной дозы при плотности потока φi (Е) падающих на тело частиц типа i с энергией Е равна:
(4.24).
Приведенные в табл.4.3. удельные эффективные дозы для разных видов излучений сильно зависят от геометрии облучения. Эта разница для нейтронов в зависимости от их энергии составляет от 1,5 до 2,5 раз, для фотонов от 15% до 3 раз, для электронов от 1,2 до 3 раз для мононаправленного и изотропного угловых распределений падающего на тело излучения. Для вопросов обеспечения радиационной безопасности и нормирования пределов доз очевидно требуется брать максимальные значения,
Рис.4.7. Удельные эффективные дозы на единичный флюенс внешних потоков излучений, нормально падающих на поверхность тела.
поэтому за основу расчета допустимых уровней облучения указанные удельные эффективные дозы необходимо использовать для случая нормального падения излучения на тело человека.
|
|
|
При оценках реальных доз, учитывая неопределенности в реальном угловом распределении падающего излучения, вряд ли стоит добиваться высокой точности расчетов.
Таблица 4.3.
Удельные эффективные дозы нейтронов и фотонов и эквивалентная доза в коже для электронов на единичный флюенс частиц при изотропном (ИЗО) и нормальном падении (НП)
| нейтроны | фотоны | электроны | ||||||
| Е, МэВ | 10-12 Зв·см2 | Е, МэВ | 10-12 Зв·см2 | Е, МэВ | 10-10 Зв·см2 | |||
| ИЗО | НП | ИЗО | НП | ИЗО | НП | |||
| тепл. нейтр. | 3,30 | 7,60 | 1,0-2 | 0,0201 | 0,0485 | 0,07 | 0,3 | 2,2 |
| 1,0-7 | 4,13 | 9,95 | 1,5-2 | 0,0384 | 0,125 | 0,10 | 5,7 | 16,6 |
| 1,0-6 | 5,63 | 1,38+1 | 2,0-2 | 0,0608 | 0,205 | 0,20 | 5,6 | 8,3 |
| 1,0-5 | 6,44 | 1,51+1 | 3,0-2 | 0,103 | 0,300 | 0,40 | 4,3 | 4,6 |
| 1,0-4 | 6,45 | 1,46+1 | 4,0-2 | 0,140 | 0,338 | 0,70 | 3,7 | 3,4 |
| 1,0-3 | 6,04 | 1,42+1 | 5,0-2 | 0,165 | 0,357 | 1,00 | 3,5 | 3,1 |
| 1,0-2 | 7,70 | 1,83+1 | 6,0-2 | 0,186 | 0,378 | 2,00 | 3,2 | 2,8 |
| 2,0-2 | 1,02+1 | 2,38+1 | 8,0-2 | 0,230 | 0,440 | 4,00 | 3,2 | 2,7 |
| 5,0-2 | 1,73+1 | 3,85+1 | 1,0-1 | 0,278 | 0,517 | 7,00 | 3,2 | 2,7 |
| 1,0-1 | 2,72+1 | 5,98+1 | 1,5-1 | 0,419 | 0,752 | 10,0 | 3,2 | 2,7 |
| 2,0-1 | 4,24+1 | 9,90+1 | 2,0-1 | 0,581 | 1,00 | |||
| 5,0-1 | 7,50+1 | 1,88+2 | 3,0-1 | 0,916 | 1,51 | |||
| 1,0 | 1,16+2 | 2,82+2 | 4,0-1 | 1,26 | 2,00 | |||
| 1,2 | 1,30+2 | 3,10+2 | 5,0-1 | 1,61 | 2,47 | |||
| 2,0 | 1,78+2 | 3,83+2 | 6,0-1 | 1,94 | 2,91 | |||
| 3,0 | 2,20+2 | 4,32+2 | 8,0-1 | 2,59 | 3,73 | |||
| 4,0 | 2,50+2 | 4,58+2 | 1,0 | 3,21 | 4,48 | |||
| 5,0 | 2,72+2 | 4,74+2 | 2,0 | 5,84 | 7,49 | |||
| 6,0 | 2,82+2 | 4,83+2 | 4,0 | 9,97 | 12,0 | |||
| 7,0 | 2,90+2 | 4,90+2 | 6,0 | 13,6 | 16,0 | |||
| 8,0 | 2,97+2 | 4,94+2 | 8,0 | 17,3 | 19,9 | |||
| 10 | 3,09+2 | 4,99+2 | 10,0 | 20,8 | 23,8 | |||
| 14 | 3,33+2 | 4,96+2 | ||||||
| 20 | 3,43+2 | 4,80+2 | ||||||
Контрольные вопросы к § 4.4.
|
|
|
1. Что такое удельная эффективная доза?
2. Запишите связь между плотностью потока частиц и эффективной дозой ими создаваемой.
3. Как сильно зависят удельные эффективные дозы от углового распределения падающего на тело излучения?
4. Как сильно зависят удельные эффективные дозы от вида излучения и чем это объясняется?
Связь между концентрациями радионуклидов в окружающей среде и дозовыми характеристиками полей излучений при внутреннем облучении.
Непосредственное определение эффективной дозы при внутреннем облучении практически невозможно, поэтому используются косвенные методы, основанные на одном из следующих измерений или расчетов:
|
|
|
1) измерения или расчеты концентраций активности в окружающей среде и компонентах пищи, на основании которых оценивается поступление радионуклида в организм, и оценки поглощения и отложения его в органах и тканях;
2) оценки концентраций активности в органах и тканях по измерениям излучения, испускаемого телом;
3) измерения или расчеты концентраций активности в экскрементах и выдыхаемом воздухе, дающие при использовании моделей метаболизма оценки концентрации активности в органах и тканях.
Во всех случаях требуется применение моделей для описания динамики перемещения радионуклидов в организме и для расчета мощности дозы в одном органе за счет активности в любом другом органе человека. Учитывая зависимость этих процессов от пола и возраста человека, обращая внимание на разный рацион питания этих групп населения, расчет эффективных доз при внутреннем облучении проводится с использованием условных вычислительных фантомов тела человека, разработанных на основе медицинских томографических изображений. Для взрослых людей эквивалентные дозы должны рассчитываться с помощью параметров, полученных путем усреднения по полу, проводимого для фантомов женщины и мужчины. Затем должна рассчитываться эффективная доза с использованием взвешивающих коэффициентов для тканей, усредненных по полу и возрасту, которые должны быть оценены, исходя из дополнительных данных по рискам, и округлены для популяции обоих полов и всех возрастов (пока эти данные не получены, см. табл.4.3.) Эффективная доза рассчитывается для «условного человека», а не для конкретного индивидуума. В дальнейшем, опуская половые и возрастные зависимости, рассмотрим общий подход к расчету эффективной дозы при внутреннем облучении.
|
|
|
Дата добавления: 2018-05-13; просмотров: 526; Мы поможем в написании вашей работы! |
Мы поможем в написании ваших работ!