- •Предисловие
- •Глава 1. Концепция инженерной экологии
- •Глава 2. Антропогенное воздействие на атмосферу
- •2.1. Структура и состав атмосферы
- •2.2. Классификация загрязнителей атмосферы
- •2.3. Источники загрязнения атмосферы
- •2.4. Последствия загрязнения атмосферы
- •2.5. Управление качеством атмосферного воздуха
- •2.11. Ограничение выбросов
- •Литература
- •Глава 3. Антропогенное воздействие на гидросферу
- •3.2. Самоочищение в гидросфере
- •3.3. Основные источники загрязнения гидросферы
- •3.4. Оценка качества водной среды
- •Литература
- •Глава 4. Антропогенное воздействие на литосферу
- •4.2. Нормирование загрязняющих веществ в почве
- •4.5. Рекультивация земель
- •Литература
- •Глава 5. Шум (звук) и вибрации в окружающей среде
- •5.1. Основные понятия
- •5.4. Методы оценки и измерения шумового загрязнения
- •5.5. Источники шума и их шумовые характеристики
- •5.8. Причины и источники вибрации
- •5.9. Нормирование шума
- •Литература
- •6.1. Электрический ток и человек
- •6.2. Природное и статическое электричество. Защита от его воздействия
- •7.3. Электромагнитные поля ВЧ- и СВЧ-диапазонов
- •7.4. Защитные средства
- •Литература
- •8.2. Краткая характеристика различных типов лазеров
- •8.3. Применение лазеров
- •8.4. Действие лазерного излучения на организм человека
- •8.7. Нормирование лазерного излучения
- •8.9. Средства контроля уровня лазерного излучения
- •8.11.Лазеры в химическом анализе
- •Литература
- •9.1. Общие сведения об ионизирующих излучениях
- •9.2. Строение и свойства атомов
- •9.3. Радиоактивность
- •9.4. Дозиметрические величины и их единицы
- •9.5. Фоновое облучение человека
- •9.6. Радиационные эффекты облучения людей
- •9.7. Нормирование радиационного облучения
- •9.8. Методы и средства контроля радиационной обстановки
- •9.10. Защита населения от ионизирующих излучений
- •Литература
- •Глава 10. Горение и взрыв в окружающей среде
- •10.2. Критерии крупных пожаров и их последствий
- •10.6. Классы взрывоопасных зон в соответствии с ПУЭ
- •10.7. Установление категорий пожароопасных помещений
- •10.8. Средства и способы огнетушения
- •Литература
- •11.2. Мониторинг гидросферы
- •11.3. Мониторинг урбанизированных территорий
- •Глава 12. Система экологического мониторинга
- •Глава 13. Информационное обеспечение систем экологического мониторинга
- •13.2. Особенности организации данных в ГИС
- •13.3. Основные функциональные возможности ГИС
- •Литература
- •Глава 14. Экологическая экспертиза, аудит
- •14.3. Оценка воздействия на окружающую среду
- •14.4. Экологический аудит
- •Литература
- •Глава 15. Место сертификации в инженерной экологии
- •15.1. Цели и задачи сертификации
- •15.3. Экологическая сертификация
- •Литература
- •Глава 16. Анализ риска
- •16.4. Классические критерии принятия решений
- •16.5. Производные критерии принятия решений
- •16.8. Пример построения дерева отказов
- •16.9. Количественные аспекты анализа систем
- •Литература
- •Глава 17. Технические средства и методы защиты атмосферы
- •Классификация пылеулавливающего оборудования
- •17.4. Особенности применения мокрых пылеуловителей
- •17.6. Термическая нейтрализация вредных примесей
- •17.7. Биохимические методы
- •Литература
- •Глава 18. Защита водных объектов от загрязнений
- •18.1. Способы очистки нефтесодержащих стоков
- •18.2. Обработка сточных вод озоном
- •18.3. Биохимическая очистка сточных вод
- •Литература
- •Приложение
- •19.1. Накопление отходов производства и потребления
- •19.2. Классификация отходов
- •Литература
- •ОГЛАВЛЕНИЕ
Г л а в а 9. Основы радиационной безопасности |
309 |
мер, стронций-90, йод-131, цезий-137 и т.п. Под термином <<радио
нуклид>> понимают также некоторое радиоактивное вещество, когда
говорят, например, что масса радионуклида составляет столько-то
граммов, килограммов и т.д. Термины <<радиоизотоП>> и <<радионук
лид>> часто используются как синонимы.
Состояние атомов, при котором число обращающихся вокруг
ядра электронов равно числу протонов, называется основным (нор мальным). Атом в этом случ~f. электрически нейтрален.
Энергия связи электроноj~ атоме тем меньше, чем на более уда
ленной от ядра оболочке он находится. Если один или несколько электронов оторвать от электронной оболочки, приложив соответ
ствующую энергию, произойдет ионизация атома, в результате ко торой атом станет положительно заряженным ионом. Если атом, на оборот. присоединяет электрон, он превращается в отрицательно за
ряженный ион.
Если энергия внешнего воздействия недостаточна для ионизации
атома, электрон может быть переведен на более удаленную от ядра
оболочку. Такой атом называется возбужденным. При переходе в
невозбужденное состояние, т.е. когда освободившееся вакантное место на электронной оболочке занимает другой электрон, избыток
энергии, равный энергии возбуждения, испускается в виде одного или нескольких квантов фотонного излучения.
ХИмические свойства атомов определяются внешними (валент ными) электронами. При химических превращениях происходит
перестройка внешних оболочек атома, обусловленная отдачей или присоединением валентных электронов. При ядерных превращениях
происходит переход одних ядер в другие в результате либо ядерных
реакций деления и синтеза, либо радиоактивного распада, вызван ного неустойчивостью атомных ядер.
9.3. Радиоактивность
Устойчивость атомного ядра обусловлена действующими между
нуклонами ядерными силами притяжения. Эти силы в пределах раз
мера ядра во много раз превосходят кулонавекие силы отталкивания
одинаково заряженных частиц - протонов. Для ядер атомов начала и середины Периодической системы элеменtов Д.И. Менделеева их
устойчивость (за некоторым исключением) обеспечивается при ра
венстве числа нейтронов и числа протонов в ядре, т.е. при N"" Z.
С увеличением числа протонов силы их кулонавекого отталкивания
растут примерно пропорционально Z2. Поэтому для компенсации
31 О Час т ь 1 Место инженерной экологии в системе знаний о человеке и природе
этого отталкивания ядерным притяжением число нейтронов в ядре
растет быстрее числа протонов. В результате устойчивость таких
ядер обеспечивается при N > Z. Всего известно около 300 устойчи
вых изотопов химических элементов.
Однако у некоторых элементов ядерные силы притяжения уже не способны обеспечить полную устойчивость ядер. Вследствие этого такие элементы становятся радиоактивными. Радиоактив
ность [3, 6, 10] есть свойство неустойчивых атомных ядер данных
химических элементов самопроизвольно превращаться в ядра ато
мов других химических элементов с испусканием одной или несколь
ких ионизирующих частиц. Процесс такого спонтанного ядерного превращения называется радиоактивным распадом. При этом об
разовавшееся новое (дочернее) ядро оказывается в более устойчи вом состоянии, чем исходное (материнское) ядро.
Радиоактивность может быть естественной и искусственной. Ес
тественной называется радиоактивность, наблюдающаяся у суще
ствующих в природе неустойчивых изотопов. К ним относятся тя
желые ядра элементов, расположенных в Периодической системе за
свинцом (Z > 82), а также некоторые легкие и средние ядра (напри
мер, ядро калия-40). Искусственной называется радиоактивность
изотопов, полученных в результате ядерных реакций в ядерных ре
акторах, на ускорителях, при ядерных взрывах и др.
В настоящее время для всех элементов известны радиоактивные
изотопы. Всего их более 2000 (естественных и искусственных). По
видимому, на заре образования Солнечной системы все химические
элементы имели свои радиоактивные аналоги, но с течением време
ни короткоживущие радиоизотопы распались, а долгоживущие со
хранились до наших дней.
Основными характеристиками радионуклидов (радиоизотопов)
являются: активность, тип (способ) распада, период полураспада,
вид и энергия излучения.
АктивнGсть радионуклида А в источнике (образце) есть отно
шение числа dN спонтанных ядерных превращений, происходя
щих в источнике (образце) за интервал времени dt, к этому интер
валу:
А= dN/dt. |
(9.1) |
Единица активности радионуклида в СИ - беккерель (Бк). Бек
керель равен активности радионуклида в источнике (образце), в ко
тором за lc происходит одно спонтанное ядерное превращение.
|
Г л а в а |
9. |
Основы радиационной безоnасности |
311 |
|||
Внесистемная единица |
активности - |
кюри (Ки), |
при этом |
||||
1 Ки = 3,7 · 10 10 |
Бк. Используются также кратные и дольные еди |
||||||
ницы (табл. 9.1). |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Таблица 9 1 |
Множи- |
|
Приставка |
Множи- |
Приставка |
|||
тель |
наименование |
обозначение |
тель |
наименование |
обозначение |
||
|
|
||||||
!Q18 |
экса |
|
|
э |
IQ-1 |
деци |
д |
!Q15 |
пета |
|
|
п |
to- 2 |
сан т и |
с |
!Q12 |
тера |
|
|
т |
tо-з |
MИJJJIИ |
м |
109 |
rиra |
|
|
г |
IQ-6 |
микро |
м к |
!Об |
меrа |
|
|
м |
IQ-9 |
на но |
н |
!QЗ |
кило |
|
|
к |
10-12 |
nико |
п |
102 |
rекто |
|
|
r |
IQ-15 |
фемто |
ф |
10 1 |
дека |
|
|
да |
IQ-18 |
атто |
а |
Активность радионуклида с течением времени уменьшается по |
|||||||
закону радиоактивного распада: |
|
|
|
||||
|
|
|
|
А ( t) = А0 |
ехр (Лt), |
(9.2) |
где А ( t), А0 - активность нуклида в источнике в текущий и на чальный (t =О) моменты времени соответственно; Л= ln 2/Т1;2 =
= 0,693/ Т1; 2 - постоянная распада, имеющая смысл вероятности
распада ядра за 1 с и равная доле ядер, распадающихся за единицу времени; Т1;2 - период полураспада -время, в течение которого
распадается половина первоначального количества ядер, при этом
активность радионуклида уменьшается в два раза.
Для смеси радионуклидов суммарная активность А определяется
из уравнения
(9.3)
где А01 - активность i-го нуклида в момент времени t = О; Л1 -
постоянная распада i-го нуклида.
Поскольку радиоактивные вещества могут находиться в различ
ных физических состояниях, то наряду с основным понятием актив ности используются производные от нее величины. Отношение ак
тивности радионуклида в источнике к массе т, объему V или к пло
щади поверхности S источника называется удельной Am = А/ т,
Бк/кг, объемной Av = A/V, Бк/м3, и поверхностной As = A/S,
Бк/м2, активностью радионуклида соответственно.
312 Час т ь 1 Место инженерной экологии в системе знаний о человеке и природе
По аналогии с вредными химическими веществами объемная ак
тивность называется также концентрацией радионуклида (в воде
или в воздухе), а поверхностная активность - плотностью радио
активного загрязнения.
Массу т радиоактивного вещества в граммах с периодом полу
распада Т112, выраженным в секундах, и имеющего активность А,
выраженную в беккерелях, без учета массы неактивного носителя можно рассчитать по формуле
т= 2,4 ·l0-24 АТ112М, |
(9.4) |
где М - атомная масса (массовое число).
Каждый радионуклид распадается вполне определенным спосо
бом, при этом распад ядер сопровождается испусканием:
•а-частиц (ядер атомов гелия ~Не) при а-распаде;
~--частиц (электронов) - при электронном (~-)-распаде;
~+-частиц (протонов) - при протонном (~+)-распаде и др.
Образующиеся в результате указанных распадов дочерние ядра, как правило, оказываются возбужденными. Снятие энергии возбуж
дения и переход дочернего ядра в основное (стабильное) или менее
возбужденное состояние происходит путем испускания гамма-кван
та (фотона). Таким образом, радиоактивный распад сопровождается испусканием корпускулярных частиц и (или) фотонов, причем число
ядерных превращений далеко не всегда совпадает с числом испус
каемых ионизирующих частиц. Например, при распаде радионукли
да б4Сu активностью 1 ГБк образуется в секунду 36,8 · 107 ~--частиц,
18, 1 · 107 ~+-частиц и 0,4 . 107 фотонов.
Общая картина радиоактивного распада еще более усложняется, когда имеется цепочка радиоактивных превращений, т.е когда до чернее ядро также радиоактивно и распадается с образованием но
вого ядра (радиоактивного или стабильного).
9.4. Дозиметрические величины и их единицы
Результатом воздействия ионизирующих излучений на облучае
мые объекты являются различные радиационные эффекты - обра
тимые и необратимые физико-химические или биологические изме
нения в этих объектах, зависящие от силы воздействия и условий
облучения.
Физические величины, функционально связанные с радиацион
ным эффектом, называются дозиметрическими !1, 6, 7]. Основной
Г л а в а 9 Основы радиационной безопасности |
313 |
физической величиной, определяющей степень радиационного воз действия, является поглощенная доза ионизирующего излучения D - отношение средней энергии dW, переданной ионизирующим
излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:
D = dW/dm. |
(9.5) |
Единица поглощенной дозы в СИ - |
грей (Гр). Грей равен по |
глощенной дозе ионизирующего излучения, при которой веществу
массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения 1 Дж,
т.е. 1 Гр = 1 Дж/ кг.
Внесистемной единицей поглощенной дозы ионизирующего из
лучения является рад1 . Рад равен поглощенной дозе ионизирующе
го излучения, при которой веществу массой 1 кг передается энер
гия ионизирующего излучения 100 эрг. Таким образом, 1рад = = 0,01 Гр.
Поглощенная доза ионизирующего излучения является мерой
ожидаемых последствий облучения объектов как живой, так и не живой природы. Она не зависит от вида ионизирующего излучения
(а, (3, у, Х, n и др.) и его энергии, но для одного и того же вида и
энергии излучения зависит от вида вещества. Поэтому, когда гово рят о поглощенной дозе, необходимо указывать, к какой среде это
относится: к воздуху, воде или другой среде. Например, между по
глощенной дозой в мягкой биологической ткани (мышцах) условного
человека2 - <<Тканевой дозоЙ•> Dт и поглощенной дозой J3 воздухе
D 8 существует следующее соотношение:
(9.6)
В повседневной жизщ1 человек подвергается хроническому об
лучению естественными и искусственными источниками ионизиру
ющих излучений в малых дозах. Установлено, что в этом случае био
логический эффект облучения зависит от суммарной поглощенной
энергии и вида (качества) излучения. По этой причине для оценки
радиационной безопасности при хроническом облучении человека в малых дозах, т.е. дозах, не способных вызвать лучевую болезнь, ис
пользуется эквивалентная доза ионизирующего излучения Нт -
1 Рад - аббревиатура С;ЮВ <<радиоабсорбироВdНIШЯ доза•>, наименование и обо
значение одинаково.
2 Массовый состав условного человека, 9t: водород- 1О,1. углерод- 11,1, аза г-
2,6, кислород - 76,2
314 Час т ь 1. Место инженерной экологии в системе знаний о человеке и природе
произведение <<ткакевой дозЫ>> (дозы на орган) Dт на взвешивающий
коэффициент w R для излучения R:
(9.7)
При этом доза на орган - средняя поглощенная доза в опреде
ленной ткани или органе человеческого тела задается в виде
D |
|
1 |
(9.8) |
т |
= - f D dm |
||
|
mr |
' |
|
|
|
т, |
|
где тт - масса ткани или органа; D - |
поглощенная доза в эле |
||
менте dm. |
|
|
|
Если в пределах органа или ткани D = const, то Dт= D или Dт = |
|||
= W / тт, где W - средняя энергия, поглощенная массой тт· |
|||
Если поле излучения состоит из нескольких излучений с различ |
ными значениями wR, то эквивалентная доза определятся в виде
Нт= L wRDт. |
(9.9) |
R |
|
Единица эквивалентной дозы в СИзиверт (Зв). Зиверт равен
эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы
в биологической ткани стандартного состава на взвешивающий ко
эффициент wR равно l Дж/кг. Следовательно,
1 Зв =1 Гp/wR. |
(9.10) |
Взвешивающие коэффициенты wR для отдельных видов излу |
|
чения при расчете эквивалентной дозы: |
|
Фотоны, электроны и мюоны любых энергий |
1 |
Нейтроны в зависимости от энергии ....... . |
5... 20 |
Протоны с энергией более 2 МэВ ........ . |
5 |
Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра . |
20 |
Внесистемной единицей эквивалентной дозы ионизирующего из
лучения является бэр!. Бэр равен эквивалентн"ой дозе, при которой
произведение поглощенной дозы в биологической ткани стандартно
го состава на |
взвешивающий коэффициент |
w R равно 100 эрг/г. |
Таким образом, |
1 бэр= О,ОlЗв = lpaд/ce·R· |
Безразмерная единица |
коэффициента wRв СИзиверт на грей (Зв/Гр), во внесистемных
единицах - |
бэр на рад (бэр/рад). |
1 Бэр - |
аббревиатура слов «биологический эквивалент рада•> (первоначально - |
ренпена), наименование и обозначение одинаково.
Г л а в а 9. Основы радиационной безопасности |
315 |
Разные органы или ткани человека могут облучаться неравно мерно, причем они имеют разную чувствительность к облучению
(радиочувствительность). Например, при одинаковой эквивалент
ной дозе возникновение рака в легких более вероятно, чем в щито
видной железе, а облучение гонад (половых желез) особенно опасно
из-за риска генетических повреждений. Для учета указанных обсто
ятельств введена эффективная доза ионизирующего излучения
Е - величина, используемая как мера риска возникновения отда
ленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его
органов с учетом их радиочувствительности. Она представляет
собой сумму произведений эквивалентной дозы Нт в органе или
т
ткани Т за время т на соответствующий взвешивающий коэффици
ент wт для данного органа или ткани: |
|
Е = L: ШтНтт· |
(9.11) |
т |
|
Единицы эффективной дозы совпадают с единицами эквивалент
ной дозы. Взвешивающий коэффициент Wт равен отношению сто
хастического (вероятностного) риска смерти rт в результате облу-
чения Т-го органа или ткани к риску смерти L rт от равномерного
т
облучения тела при одинаковых эквивалентных дозах:.
Шт = rт!L: ~'т· |
(9.12) |
т |
|
Таким образом, w7определяет весовой вклад данного органа или
ткани в риск неблагаприятных последствий при равномерном облу
чении человека. При этом |
|
L:и·7' =1. |
(9.13) |
т |
|
Поскольку при равномерном облучении тела эквивалентная доза |
|
в каждом органе или ткани одна и та же, |
т.е. Нт = Н, то в этом |
случае Е = Н. |
т |
Взвешивающие коэффициенты wтпозволяют выравнять риск об
лучения независимо от того, облучается все тело ра.вномерно или
неравномерно. Следовательно, эффективная доза при неравномер ном по органам и тканям облучении равна такой эквивалентной дозе
при равномерном облучении организма, при которой риск неблаго
приятных последствий будет таким же, как и при данном неравно мерном облучении.
316 Час т ь 1. Место инженерной экологии в системе знаний о человеке и природе
Взвеи.tивающие коэффициенты Wт для тканей и органов при расчете эффективной дозы:
Гонады ..... |
0,20 |
Костный мозг (красный), толстый кишечник, легкие, желудок |
0,12* |
Мочевой пузырь, грудная железа, печень', пищевод, щитовидная железа |
0,05* |
Кожа, клетки костных поверхностей . |
0,01 * |
Остальное . |
0,05 |
Сумма |
1,00 |
*Для каждого органа.
Врубрику <<остальное>> входят надпочечники, головной мозг,
верхний отдел толстого кишечника, тонкий кишечник, почки, мы
шечная ткань, поджелудочная железа, селезенка, вилочковая желе
за и матка.
Поглощенная, эквивалентная и эффективная дозы характеризу
ют меру ожидаемого эффекта облучения для одного индивидуума. Эти величины являются индивидуальными дозами.
Для оценки меры ожидаемого эффекта при облучении больших групп людей, вплоть до целых популяций, используется коллектив
ная эффективная доза S - величина, определяющая полное воз действие от всех источников на группу людей. Она представляет собой сумму произведений средней эффективной дозы Е, для i-й под группы большой группы людей на число людей N1 в подгруппе:
(9.14)
Единица коллективной эффективной дозы в СИ - человеко-зи
верт (чел.· Зв), внесистемная единица- человеко-бэр (чел.· бэр).
На практике до настоящего времени применяется экспозицион ная доза Х фотонного излучения - это отношение суммарного за ряда dQ всех ионов одного знака, созданных в сухом атмосферном
воздухе при полном торможении электронов и позитронов, которые
были образованы фотонами в элементарном объеме воздуха с массой dm, к массе воздуха в указанном объеме:
X=dQ/dm. (9.15)
Единица экспозиционной дозы в СИ - кулон на килограмм
(Кл/ кг). Кулон на килограмм равен экспозиционной дозе, при ко
торой все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в воз
духе массой 1 кг, производят в воздухе ионы, несущие электричес кий заряд 1 Кл каждого знака.
Г л а в а 9. Основы радиационной безопасности |
317 |
Внесистемная единица экспозиционной дозы - рентген (Р).
Рентген - это единица экспозиционной дозы фотонного излучения, которая в 1смЗ сухого воздуха при температуре оос и давлении
760 мм рт.ст. (1 О13 гПа) приводит к образованию 2,08 · 109 пар
ионов, несущих заряд в одну электростатическую единицу электри
чества каждого знака.
Пр и м е '1а н и е. Такое коли<Jество пар ионов в 1 см3 воздуха создает то'!ечный
источник радия-226 массой 1 г на расстоянии 1м за время экс-позиции (выдержки)
1 '!. Активность 1 г радия-226 составляет 1 Ки.
Соотношение внесистемной единицы и единицы экспозиционной
дозы в СИ имеет вид: 1 Р = 2,58 · 10-4 Кл/кг.
Экспозиционная доза характеризует ионизационную способ
ность рентгеновского и гамма-излучения в воздухе, т .е. является ха
рактеристикой поля фотонного, а не всех видов ионизирующего
излучения, причем только в диапазоне энергий от нескольких кило электронвольт до 3~эВ и только для воздуха. По этим причинам
экспозицИонная доза и ее мощность (см. н'иже), а также все внесис
темные единицы (кюри, рад, бэр, рентген и др.) с 1.01.1990 г. долж
ны были быть изъяты из употребления. Однако в обращении нахо дится еще много приборов радиацион.ного контроля, шкалы которых
проградуированы во внесистемных единицах - рентгенах, радах,
рентгенах в час, а также в кратных или дольных единицах (напри
мер, в миллирентгенах или в микрорентгенах в час). Чтобы оценить
при этом поглощенную дозу в биологической ткани, следует знать,
что в условиях электронного равновесия экспозиционной дозе 1 Р соответствует поглощенная доза 0,873 рад в воздухе или 0,95 рад в
биологической ткани. Поэтому с погрешностью до 5% экспозицио~
ную дозу в рентгенах и поглощенную дозу в ткани в радах можно
считать совпадающими.
Пр и м с '1 а н и с. В связи с изложенным иногда записывают, '!То 1 Р "' 1 рад, но
это не совсем корректно, так как экспозиционная и ноглощенная дозы -разные фи
зи<Jескис нсли'lины.
Таким образом, соотношение между внесистемными единицами экспозиционной, поглощенной и эквивалентной доз имеет вид
1 Р ~ 1 рад = 1 бэр · w R· |
(9.16) |
Здесь <<~•> - знак соответствия.
Человек подвергается внешнему и внутреннему облучению, од
нако полученную Им дозу непосредственно измерить очень труд
но - в человека ·не вставишь измеритель дозы. Поэтому для опре-
3\8 Час т ь 1 Место инженерной экологии в системе знаний о человеке и nрироде
деления дозы измеряют функционально связанные с ней величи
ны - мощность дозы, объемную и удельную активности и др. Так, при внешнем облучении используют производную от дозы величи
ну - мощность дозы (уровень радиации).
Мощность дозы - отношение приращения поглощенной dD, эквивалентной dH, эффективной dE и экспозиционной dX доз за
интервал времени dt к этому интервалу соответственно:
D=dD/dt, H=dH/dt, E=dE/dt, X=dX/dt. (9.17)
Единицы мощности дозы - частное от деления единицы дозы
на единицу времени. Например, единица мощности эффективной
дозы в СИ - зиверт в секунду (Зв /с) и т.п.
Из (9.17) следует, что ожидаемая эффективная доза внешнего облучения Евн за время 't (как и любая другая) находится с помощью
интегрирования по времени:
Евн = JE(t)dt. |
(9.18) |
о
Мощность дозы, создаваемая отдельным нуклидом, изменяется
по закону радиоактивного распада; см. (9.2)
E(t) = Е0 ехр(-Лt), |
(9.19) |
где E(t), Е0 - мощность дозы в текущий и начальный моменты вре
мени соответственно; Л- постоянная распада.
Для долгоживущих радионуклидов или при небольшом промеж
утке времени 1: мощностр дозы практически постоянна, т.е.
Е = const. Поэтому в этих СJ_Iучаях
Евн = Ет:. |
(9.20) |
Аналогичное.соотношение справедливо и при среднем значении мощности дозы Еср за время 't, например за год.
Внутреннее облучение обусловлено поступлением радионукли
дов в организм человека с воздухом, водой и пищей. Ожидаемая
эффективная доза внутреннего облучения при этом определяется из
уравнения
(9.21)
оо
где Аи = AvV- активность радионуклида, поступившего в организм
с воздухом объемом V (ингаляционным путем) за время 1:, Бк;